WWW.MASH.DOBROTA.BIZ
БЕСПЛАТНАЯ  ИНТЕРНЕТ  БИБЛИОТЕКА - онлайн публикации
 

«ФИЛИМОНОВ СЕРГЕЙ НИКОЛАЕВИЧ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКОЕ ОБОСНОВАНИЕ ЗАЩИЩЕННОСТИ УРАН-ПЛУТОНИЕВОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА ОТ НЕСАНКЦИОНИРОВАННОГО РАСПРОСТРАНЕНИЯ ДЕЛЯЩИХСЯ МАТЕРИАЛОВ ...»

На правах рукописи

ФИЛИМОНОВ СЕРГЕЙ НИКОЛАЕВИЧ

НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКОЕ ОБОСНОВАНИЕ

ЗАЩИЩЕННОСТИ УРАН-ПЛУТОНИЕВОГО

ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА ОТ НЕСАНКЦИОНИРОВАННОГО

РАСПРОСТРАНЕНИЯ ДЕЛЯЩИХСЯ МАТЕРИАЛОВ

05.14.03 – ядерные энергетические установки, включая

проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Обнинск-2010

Работа выполнена в Обнинском институте атомной энергетики – филиале Федерального государственного бюджетного образовательного учреждения высшего профессионального образования «Национальный исследовательский ядерный университет МИФИ»

Научный руководитель: доктор технических наук Артисюк Владимир Васильевич

Официальные оппоненты: доктор технических наук Чебесков Александр Николаевич кандидат физико-математических наук Тихомиров Георгий Валентинович

Ведущая организация: Российский научный центр «Курчатовский институт»

Защита состоится 2 июля_ 2010 г. в 14 часов 00 минут на заседании диссертационного совета Д 212.130.10 при Национальном исследовательском ядерном университете «МИФИ» по адресу: 249040, Калужская обл., г. Обнинск, Студгородок, 1, зал заседаний ученого совета .

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ИАТЭ НИЯУ МИФИ .

Автореферат разослан «_31_»__мая___ 2010 г .

Ученый секретарь диссертационного совета Д 212.130.10 доктор физико-математических наук, профессор В.Л. Шаблов

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы Разработка материалов и технологий замкнутого топливного цикла для реакторов на быстрых и тепловых нейтронах включена в качестве одного из приоритетных направлений принятой в Российской Федерации Федеральной Целевой Программы «Ядерные энерготехнологии нового поколения». Замыкание топливного цикла предусматривает рециклирование регенерата урана и вовлечение в электрогенерацию плутония, что уже является технологической реальностью развитых ядерных стран. Для внедрения данных перспективных топлив в энергетику развивающихся стран потребуется обоснование их защищенности от несанкционированного распространения .

Внутренне присущими барьерами против несанкционированного распространения являются радиационные барьеры, обусловленные повышенным тепловыделением, гамма- и нейтронным излучением в топливе, затрудняющими изготовление взрывного устройства. Созданию этих барьеров служит денатурирование плутония (обогащение его четными изотопами 238Pu и 240Pu) и допинг 232U в топливо на основе обогащенного урана. За последнее десятилетие появился ряд концепций топливных циклов с повышенным радиационным барьером, снижающим привлекательность использования топливных композиций для изготовления ядерного взрывного устройства .

В данной работе проводится анализ рециклированного топлива с неразделяемой уран-плутониевой фракцией с точки зрения одновременной защищенности как плутония, так и урана. Это представляет собой актуальную задачу, решение которой будет являться вкладом в формирование топливных циклов, обеспечивающих безопасное развитие ядерной энергетики .





Цель и задачи исследования Целью данной работы является концептуальная проработка вопросов защищенности топлива для водо-водяных реакторов на основе неразделенной уран-плутониевой фракции с допингом тория и нептуния .

Для достижения поставленной цели были определены следующие задачи:

1. Проведение верификации и валидации расчетного инструмента (программный комплекс SCALE 5.0) .

2. Разработка концепции оценки защищенности топливных композиций (критерий «attractiveness») .

3. Разработка расчетной процедуры учета неоднородности выгорания топлива в твэле («rim»-эффект) .

4. Определение состава топлива с внутренними свойствами защищенности от несанкционированного распространения .

Научная новизна

Научная новизна определяется тем, что впервые:

показана важность учета 234U при анализе перспективных топливных циклов;

определена процедура расчета поверхностных эффектов выгорания («rim»-эффект);

выявлена возможность снижения «rim»-эффекта за счет допинга Np в урановом топливе .

Практическая значимость проведена верификация и валидация программного комплекса SCALE 5.0 на известных экспериментах и бенчмарках;

предложен и обоснован критерий для качественной оценки защищенности топливных композиций с точки зрения нераспространения делящихся материалов;

выявлены особенности использования программного комплекса SCALE 5.0 для моделирования выгорания топлива с повышенным обогащением по 235U и поверхностных эффектов выгорания;

определены количественные характеристики ториевого допинга, значительно увеличивающие защитный барьер урановых композиций .

На защиту выносятся:

1. Критерий оценки защищенности топливных композиций, основанный на нейтронно-физических характеристиках делящихся материалов, позволяющий сформулировать рекомендации по повышению устойчивости к несанкционированному распространению перспективных топливных композиций .

2. Способ снижения локальной глубины выгорания в периферийной области топливной таблетки реактора с водой под давлением за счет допинга 5% 237Np в уран-оксидном топливе .

3. Обоснование уран-оксидной топливной композиции с допингом 1% 232Th и 1% 237Np, обеспечивающей повышение свойств внутренней защищенности от несанкционированного распространения для реакторов типа ВВЭР .

Обоснованность и достоверность основных результатов и выводов базируются на использовании общепринятых методик и моделей, на согласованности результатов расчетов с экспериментальными данными и результатами, полученными в расчетах по программам KENO, TRITON и ORIGEN-S из программного комплекса SCALE 5.0 .

Личный вклад соискателя в представленную работу заключается:

в непосредственном проведении всех верификационных и валидационных расчетов на известных экспериментах и бенчмарках с их последующим анализом для выявления возможности применения к решению поставленных задач;

в разработке процедуры расчета поверхностных эффектов выгорания и проведение расчетных исследований, направленных на снижение данных эффектов;

в освоении и тестировании программного комплекса SCALE 5.0 для проведения нейтронно-физических расчетов:

в участии в разработке критерия оценки защищенности топливных композиций, основанного на нейтронно-физических характеристиках делящихся материалов .

Апробация работы Основные положения докладывались и обсуждались на следующих конференциях и совещаниях:

– XIV семинар по проблемам физики реакторов «Физические проблемы топливных циклов ядерных реакторов. Волга-2006», Москва, 2006;

– X Международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров», Обнинск, 2007;

– Международное совещание по проблемам нераспространения ядерных материалов, Обнинск, 2008, 2009;

– Международная конференция «GLOBAL 2009», Париж, 2009;

– Научная сессия НИЯУ МИФИ-2010, Москва, 2010;

Публикации Основные результаты диссертации опубликованы в 11 работах в научных журналах и сборниках трудов международных и российских конференций, в том числе в 2-х статьях в реферируемом российском журнале .

Структура и объем диссертации Диссертация состоит из введения, пяти глав и заключения. Основной текст диссертации изложен на 136 страницах. Диссертация содержит 57 рисунков, 28 таблиц и список литературы из 105 наименований .

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обоснована актуальность работы, ее научная и практическая значимость, сформулированы основные положения, выносимые на защиту, обозначен личный вклад автора. Дано краткое содержание работы и ее место в данном направлении исследований .

В Главе 1 «Верификация и валидация расчетного кода SCALE 5.0» приводится описание возможностей программного комплекса SCALE 5.0, сопряженного с многогрупповой (44- и 238-групп) библиотекой ядерных данных ENDF/B-V, изложены принципы организации взаимодействия контрольных и функциональных модулей. Приведены результаты валидации и верификации программного комплекса на известных классических критических экспериментах (GODIVA, JEZEBEL) (табл. 1), экспериментах по определению времени жизни мгновенных нейтронов (рис. 1), а также на экспериментах с замещением, целью которых является оценка критической массы делящихся нуклидов, имеющееся количество которых не позволяет изготовить из них полномасштабную критическую сборку .

–  –  –

-8 2,2 2,0 1,8 1,6 1,4 1,2

–  –  –

Проведен анализ бенчмарков, предложенных OECD/NEA, с ураноксидным и MOX-топливом (рис. 2) и нацеленных на анализ концентраций ключевых изотопов при выгорании уран-оксидного топлива и анализ критичности MOX-топлива в ректоре с водой под давлением .

Выявлено, что TRITON дает наилучшее согласие по 238Pu и 235U. Для других идентифицированных проблемных нуклидов (149Sm и 237Np) отклонение от экспериментального значения не лучше, чем в среднем по бенчмарку .

–  –  –

Рис. 2. а) сравнение отклонений рассчитанных по SCALE и среднего по бенчмарку от экспериментального значения для уран-оксидного топлива;

б) сравнение коэффициента размножения нейтронов в бесконечной среде на разных стадиях выгорания MOX-топлива В Главе 2 «Исследование особенностей поведения перспективных топливных композиций при глубоких выгораниях» проанализированы особенности возникновения поверхностных эффектов выгорания в твэлах легководяных реакторов, проведена валидация программного комплекса SCALE на результатах электронно-зондового рентгеноспектрального микроанализа, полученных в НИИАР (г. Димитровград), по радиальному распределению Pu и Nd в твэле ВВЭР-440 (рис. 3) .

3,0

–  –  –

2,0 1,5 1,0 0,5

–  –  –

1,0 0,8 0,6 0,4 0,2

–  –  –

Приводится описание разработанной расчетной процедуры для учета неоднородности выгорания топлива в твэле, и с ее помощью проводится анализ топливных композиций на основе урана с различным обогащением смешанного уран-плутониевого топлива. По результатам проведенных расчетов было выявлено, что увеличение начального обогащения уран-оксидного топлива заметно снижает локальную глубину выгорания в «rim»-слое с 78,81 МВт·сут/кг при обогащении 4,26%, до 61,19 МВт·сут/кг при обогащении 20% .

Суть представленной методологии заключается в подготовке данных для материалов, пространственной модели, истории облучения. Для учета поверхностных эффектов выгорания необходимо произвести разбиение топливной области элементарной ячейки на несколько радиально распределенных одинаковых по площади кольцевых зон, что позволяет при окончании расчета получать нормированное значение локального энерговыделения для каждой кольцевой зоны. Детализация разбиения топливной области элементарной ячейки зависит от поставленной задачи. Для оценки эффектов в краевой области таблетки нет необходимости проводить детальное разбиение (10 и более зон), а можно ограничиться тремя зонами с явным выделением краевой области с размерами 100-200 мкм. Это позволяет не только упростить процесс задания геометрии расчетной модели, но и уменьшить трудоемкость вычислений, а, следовательно, и время расчета .

Для снижения неоднородности выгорания топлива была предложена концепция уран-оксидного топлива с допингом нептуния. В результате расчетных исследований было установлено, что, начиная с 5%-ого допинга 237Np, значительно снижается энерговыделение на периферии топливной таблетки (рис. 4). Поскольку допинг нептуния оказывает влияние на характеристики безопасности, была проведена оптимизация водо-уранового отношения с точки зрения эффектов реактивности, начальной реактивности и глубины выгорания. На основании проведенных расчетов было выбрано отношение шага решетки к диаметру топливной таблетки, равное 1,6 для допинга 5% 237Np .

–  –  –

2,7 2,6 2,5

–  –  –

Рис. 4. Сравнение профилей полного энерговыделения по топливной таблетке а) без допинга нептуния; б) с допингом 5% 237Np, на начало (BOC) и конец (EOC) цикла Глава 3 «Методология оценки защищенности топливных композиций» посвящена разработке «привлекательности» – критерия защищенности топливных композиций. Формулировка этого критерия отражает потенциальную мощность гипотетического взрывного устройства и технические трудности, возникающие при его создании.

Потенциальная мощность определяется величиной -Росси:

–  –  –

0 где p, q, r, s, t и n являются положительными числами, зависящими от предполагаемой модели, – фактор сжатия (отношение плотности материала на определенном уровне надкритичности к его нормальной величине) .

Рассматриваются особенности применения разрабатываемой методологии к анализу защищенности топливных композиций. На рис. 5 приведена зависимость величины -Росси некоторых определенных количеств ядерных материалов от фактора сжатия .

Видно, что для 8 кг 233U и 239Pu эти зависимости практически идентичны, что является веским аргументом в обоснование такой характеристики, как значимое количество (significant quantity) на основе Росси (согласно документам МАГАТЭ, 233U и 239Pu имеют одинаковое значимое количество, равное 8 кг) .

Изотоп 238Pu (период полураспада 87 лет) распадается в 234U, способность к делению которого до сих пор не вызывала интереса. Однако расчеты, проведенные в данной работе, показывают, что его критическая масса без отражателя намного меньше, чем у урана с обогащением 20% и примерно равна 103 кг. Вовлечение плутония в электрогенерацию приведет к значительному накоплению минорных актинидов, а их трансмутация в ядерных реакторах будет давать вклад в накопление 234U по следующим цепочкам 242Cm 238Pu 234U; 237Np + n 238Pu 234U. Таким образом, логика развития ядерной энергетики неизбежно приведет к необходимости обращения с 234U, и должны быть учтены вопросы его защиты от распространения .

2,0

–  –  –

Рис. 5. Значение -Росси в зависимости от сжатия для выбранных композиций и материалов (0 – теоретическая плотность при нормальных условиях) В Главе 4 «234U – подход к планированию эксперимента по определению критической массы» проводится оценка минимальной массы 234U (пользуясь сравнением эксперимента с замещением для 237Np), необходимой для постановки эксперимента по оценке его критической массы. Расчеты выполнены с привлечением анализа чувствительности для сравнения по интегральным индексам критической сферы из 234U и набора расчетных моделей сферы 234U с различной толщиной отражателя. Программный комплекс SCALE позволяет решать данные задачи на основе линейной теории возмущений первого порядка при помощи контрольного модуля TSUNAMI-3D, блок-схема которого изображена на рис. 6 .

–  –  –

По интегральным индексам можно производить сравнение между моделями и, если интегральные индексы превышают значение 0,8, то принято говорить о схожести рассматриваемых моделей. Получение интегральных индексов и их сравнение производится с помощью функционального модуля TSUNAMI-IP .

На рис. 7а представлена зависимость критической массы 234U от толщины отражателя. Для определения минимальной массы 234U с обкладкой, которая хорошо согласуется со сферой из 234U без отражателя, проведено вычисление интегральных индексов (рис. 7б). Как видно из рисунков, минимальная масса 234U с интегральными индексами более 0,8 составляет 30 кг .

а) M, кг

–  –  –

Глава 5 «Формирование топливного цикла с повышенной защищенностью на основе неразделенной уран плутониевой фракцией и ториевого допинга» посвящена концептуальному исследованию рециркуляции неразделенной смеси U-Pu с детальным рассмотрением характеристик защищенности топлива на основе регенерированного урана. Основной упор делается на изучение свойств урановой смеси без высшего изотопа 238U для отражения ситуации, когда для получения материала гипотетического взрывного устройства возможно использование регенерированного урана. Наиболее общий вид схемы рециркулирования неразделенной уран-плутониевой смеси в реакторе ВВЭРзаключается в следующем: загрузка полностью формируется из обогащенного природного урана или из регенерированного уранплутониевого топлива после облучения в реакторе. После того, как топливо будет выгружено и помещено в охлаждающий бассейн на 5 лет, на заводе по переработке из него выделяются продукты деления и минорные актиниды (с последующей отправкой в хранилище). Отделенная уран-плутониевая фракция дообогащается за счет урана подпитки до референтной величины обогащения и загружается в активную зону реактора. Данная концепция может быть модифицирована в некоторых моментах, но наиболее важным из них является дообогащение ядерного материала после стадии переработки. Для того, чтобы соответствовать критериям МАГАТЭ, обогащение питательного урана не должно превышать 20%. Проведенные расчетные исследования показывают, что обогащение урана подпитки по 235U снижается с ~17% при первом рецикле до 16% на 5 рецикле, для дообогащения отделенной уранплутониевой фракции до 4,26% по делящимся изотопам U и Pu .

В табл. 2 представлен изотопный состав урана и плутония. Урановый изотопный вектор не включает в себя 238U. Ожидается, что 236U будет выделяться вместе с 235U, таким образом препятствуя созданию ядерного взрывного устройства. Как показывает табл. 2, доля 236U достигает 70% .

–  –  –

Результаты расчетов по определению характеристик безопасности (коэффициенты реактивности) уран-плутониевой неразделенной смеси с допингом тория (для защиты урановой фракции) и нептуния (для денатурирования плутония и снижения «rim»-эффекта) для 3 рециклов в реакторе ВВЭР-1000 приведены в табл. 3. Видно, что допинг 232Th и Np не оказывает существенного влияния на коэффициенты реактивности как в начале (BOC), так и в конце (EOC) циклов .

Таблица 3 Коэффициенты реактивности для 3 циклов, допинг 1% Th и 237Np

–  –  –

Рис. 8. Критическая масса 234U+235U+236U для шести рециклов Радиационный барьер, создаваемый высокоэнергетическим гаммаизлучением от продуктов распада 232U, часто приводится в пользу защищенности U-Th топливных циклов. Однако до сих пор не ясно, какая доля 232U необходима для решения проблемы нераспространения. В настоящей работе исследования проводятся с помощью методологии «привлекательности», подробно описанной в Главе 3. В урановых композициях внутренние источники нейтронов являются незначительными, таким образом, DR в уравнении «привлекательности» представляет собой лишь мощность дозы от гамма-излучения. Отсутствие нейтронного источника также определяет тип взрывного устройства как «gun-type»

системы. С учетом этого, -Росси можно оценить путем удвоения радиуса металлической сферы из рассматриваемого материала. Для уменьшения привлекательности регенерированного урана в качестве исходной точки была выбрана добавка 1% тория в начале цикла. Рис. 9 показывает, что в данном случае достигается уменьшение привлекательности по абсолютной величине на 3 порядка по прошествии 10 лет с момента выгрузки топлива .

–  –  –

Рис. 9. Привлекательность некоторых выбранных композиций Согласно имеющимся источникам, 5000 рад накопленной дозы необратимо поражает центральную нервную систему, что делает невозможным собрать взрывное устройство потенциальному террористу .

Оценка данного временного интервала в зависимости от времени охлаждения топлива приведена в табл. 4 .

–  –  –

Видно, что по прошествии пяти лет с момента выгрузки топлива для достижения референтной дозы требуется порядка полутора месяцев .

Данную характеристику не следует буквально переносить на процесс изготовления взрывного устройства, но она количественно хорошо дает представление о дозовых нагрузках на группу людей, поставивших целью изготовление взрывного устройства .

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ВЫВОДЫ

1. Проведенные верификационные и валидационные расчеты при помощи программного комплекса SCALE 5.0 на задачах:

по определению основных нейтронно-физических характеристик (эффективный коэффициент размножения, время жизни мгновенных нейтронов);

анализа концентраций ключевых изотопов при выгорании ураноксидного топлива;

моделирования неравномерности выгорания по топливной таблетке, показали высокую степень согласия с результатами бенчмарков и экспериментов .

2. Разработанная концепция оценки защищенности топливных композиций (критерий «attractiveness») позволяет проводить анализ защищенности от несанкционированного распространения основных ядерных материалов. Проведенная проверка применимости данной концепции для категоризации основных делящихся материалов выявила, что она хорошо согласуется с введенной МАГАТЭ характеристикой значимого количества .

3. Для анализа локальных эффектов выгорания («rim»-эффект) в твэлах легководяных реакторов предложена процедура проведения расчетов с помощью программного комплекса SCALE 5.0. С ее использованием проведено исследование влияния допинга 237Np на снижение локальной глубины выгорания в периферийной области топливной таблетки из оксида урана и установлено, что допинг 5% 237Np снижает энерговыделение в краевой области топливной таблетки с 3,06 до 2,41 МВт/тТМ .

4. Определен состав топлива, обеспечивающий повышенную защищенность урана и плутония (на конец цикла). В первом случае это достигается путем допинга 232Th, который обеспечивает гаммарадиационный барьер за счет накопления продуктов распада от нарабатываемого 232U. Защита плутония обеспечивается повышенным содержанием в нем 238Pu, обусловленного допингом 237Np, который также влияет на снижение «rim»-эффекта .

Основные результаты диссертации опубликованы в следующих работах:

1. Filimonov, S.N. In-pellet heterogeneous effects on plutonium denaturing / S.N. Filimonov, V.V. Artisyuk, Yu.A. Korovin // Безопасность АЭС и подготовка кадров: тез.докл. X Международной конференции, Обнинск, 1-4 октября 2007 г. – Обнинск: ИАТЭ, 2007. – ч.1. – C. 93 .

2. Egorov, A.V. 234U – accumulation as a challenge for fuel cycle protection / A.V. Egorov, S.N. Filimonov, V.V. Artisyuk // Безопасность АЭС и подготовка кадров: тез.докл. X Международной конференции, Обнинск, 1-4 октября 2007 г. – Обнинск: ИАТЭ, 2007. – ч.1. – C. 105-107 .

3. Boltunov, A.N. Assessment of a thorium-uranium fuel for pressurized water reactors / A.N. Boltunov, S.N. Filimonov, V.V. Artisyuk // Безопасность АЭС и подготовка кадров: тез.докл. X Международной конференции, Обнинск, 1-4 октября 2007 г. – Обнинск: ИАТЭ, 2007. – ч.1. – C. 167-168 .

4. Hraponov, D.V. The photon transport modeling with the help of program complex «SCALE» / D.V. Hraponov, S.N. Filimonov, V.V. Artisyuk // Безопасность АЭС и подготовка кадров: тез.докл. X Международной конференции, Обнинск, 1-4 октября 2007 г. – Обнинск: ИАТЭ, 2007. – ч.1. – C. 171-172 .

5. Егоров, А.В. Верификация программного комплекса SCALE: Вопросы ядерной безопасности / А.В. Егоров, С.Н. Филимонов, В.В. Артисюк, А.Н. Шмелев // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2008. – №2. – С. 47-57 .

6. Filimonov, S.N. Specifics of uranium recycling in LWR / S.N. Filimonov, V.V. Artisyuk // Международное совещание по проблемам нераспространения ядерных материалов: тез.докл., Обнинск, 29 сентября – 3 октября 2008 г. – Обнинск: НОУ «ЦИПК», 2008. – C. 28-30 .

7. Filimonov, S. Proliferation Resistant Fuel Cycles Based on Reprocessed Uranium-Plutonium Mix / S. Filimonov, V. Artisyuk, A. Shmelev, G .

Kessler // Proceedings of Global 2009. – 2009. Paris, France, Sept. 6-11. – Paper 9417 .

8. Филимонов, С.Н. Совместный уран-плутониевый рецикл для повышения защищенности топливного цикла / С.Н. Филимонов, В.В. Артисюк // Международное совещание по проблемам нераспространения ядерных материалов: тез.докл., Обнинск, 29 сентября – 2 октября 2009 г. – Обнинск: НОУ «ЦИПК», 2009. – С. 38-39 .

9. Артисюк, В.В. Исследования поверхностных эффектов выгорания ядерного топлива в ВВЭР / В.В. Артисюк, С.Н. Филимонов, М.Ю. Терновых // Научная сессия МИФИ – 2010, 25-31 января, 2010. – М.: НИЯУ МИФИ, 2010. – Аннотации докладов. – Том 1. – С. 38 .

10. Артисюк, В.В. Оценка защищенности от несанкционированного распространения перспективных топливных композиций на основе анализа их ядерно-физических характеристик / В.В. Артисюк, С.Н. Филимонов // Научная сессия МИФИ – 2010, 25-31 января, 2010. – М.: НИЯУ МИФИ, 2010. – Аннотации докладов. – Том 1. – С. 233 .

11. Филимонов, С.Н. Особенности моделирования выгорания топлива с помощью программного комплекса SCALE 5 / С.Н. Филимонов, В.В. Артисюк, А.Ю. Станковский // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2010. – №1. – С. 173-182.



Похожие работы:

«С.И.БАРАНОВ, В.А.СКЛЯРОВ Цифровые устройства на программируемых БИС с матричной структурой © Москва "Радио и связь *1986 Б Б К 32.97 Б24 У Д К 621.3.049.771.14-529:681.3 Баранов С. И., Скляров В. А. Б24 Цифровые устройства на программируемых БИС с мат...»

«Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "ТЮМЕНСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ НЕФТЕГАЗОВЫЙ УНИВЕРСИТЕТ" НЕФТЬ И ГАЗ ЗАПАДНОЙ СИБИРИ Материалы Международной научно-технической конференции, посвященной 90-летию со дня рождения Косухина Анатолия Николае...»

«Техническое описание Настольные ПК Fujitsu ESPRIMO P420 E85+ Fujitsu рекомендует Windows. Техническое описание Настольные ПК Fujitsu ESPRIMO P420 E85+ Ваш офисный ПК с немедленной доступностью ПК Fujitsu ESPRIMO P420 – это вы...»

«ЭКОНОМИЧЕСКИЕ И ЮРИДИЧЕСКИЕ НАУКИ. Финансы и налогообложение №5 УДК 336.744:336.748.5 ПРИМЕНЕНИЕ МИРОВОГО ОПЫТА РЕАЛИЗАЦИИ ПЛАТЕЖНЫХ СОЮЗОВ ДЛЯ ВЫБОРА ОПТИМАЛЬНОГО НАПРАВЛЕНИЯ ЕВРАЗИЙСКОЙ ВАЛЮТНО-ФИНАНСОВОЙ ИНТЕГРАЦИИ В СОВРЕМЕННЫХ УСЛОВИЯХ Н.В. ГОДЕС (Белорусский государственный экономич...»

«СООБЩЕНИЯ ОБЪЕДИНЕННОГО ИНСТИТУТА ЯДЕРНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ ДУБНА 4пп111ЬЦЖ1дД Р2 10751 А.Б.Говорков ФЕНОМЕНОЛОГИЧЕСКОЕ РАССМОТРЕНИЕ ИНКЛЮЗИВНОГО РОЖДЕНИЯ СТРАННЫХ ЧАСТИЦ В 1Г ^ СТОЛКНОВЕНИЯХ ПРИ СРЕДНИХ ЭНЕРГИЯХ ~5 ГЭВ) P...»

«УДК 614.841.1 С.А. Сырбу, А.Х. Салихова, А.С. Федоринов (Ивановский институт ГПС МЧС России, e-mail: salina_77@mail.ru) РАЗРАБОТКА ОГНЕЗАЩИТНЫХ СОСТАВОВ НА ОСНОВЕ АФЛАММИТ SAP ДЛЯ ТЕКСТИЛЬНЫХ МАТЕРИАЛОВ Разработан...»

«Оглавление Вступление 3 1. Назначение котла 3 2. Описание конструкции котла 3 3. Технические параметры 5 4. Топливо 5 5. Основное топливо 5.1.1 5 Дополнительное топливо 5.1.2 5 Рекомендации по монтажу котла 5 6. Параметры котельной 6.1 5 Установка котла 6.2 6 По...»

«МУНИЦИПАЛЬНОЕ БЮДЖЕТНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ ДОПОЛНИТЕЛЬНОГО ОБРАЗОВАНИЯ "ДЕТСКО-ЮНОШЕСКАЯ СПОРТИВНАЯ ШКОЛА № 5" ГОРОДА СОЧИ ДОПОЛНИТЕЛЬНАЯ ПРЕДПРОФЕССИОНАЛЬНАЯ ПРОГРАММА по сложно-координационному вид...»







 
2019 www.mash.dobrota.biz - «Бесплатная электронная библиотека - онлайн публикации»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.