Помощь в написании студенческих работ
Антистрессовый сервис

Фазовый изотопный обмен как метод очистки воздуха от паров тритированной воды

Диссертация: Фазовый изотопный обмен как метод очистки воздуха от паров тритированной воды
ДиссертацияПомощь в написанииУзнать стоимостьмоей работы

Повышение уровня требований к радиационной безопасности обслуживающего персонала и к сбросам в окружающую среду влечет за собой необходимость разработки новых технологий удаления трития. Цель настоящей работы: исследование эффективности массообмена в процессе детритизации воздуха методом фазового изотопного обмена воды (ФИО) при использовании в противоточном аппарате контактных устройств… Читать ещё >

Фазовый изотопный обмен как метод очистки воздуха от паров тритированной воды (реферат, курсовая, диплом, контрольная)

Содержание

  • 1. Литературный обзор
    • 1. 1. Современный подход к обеспечению тритиевой безопасности
    • 1. 2. Методы удаления трития, содержащегося в очищаемом газе в виде молекулярного водорода
    • 1. 3. Методы удаления трития, содержащегося в очищаемом газе в виде паров воды
    • 1. 4. Методы обращения с тритированной водой
    • 1. 5. Обоснование целесообразности исследования процесса фазового изотопного обмена воды как альтернативного метода удаления НТО из газовых потоков
    • 1. 6. Выводы из литературного обзора
  • 2. Предварительное исследование эффективности массообмена в процессе ФИО применительно к процессу детритизации
    • 2. 1. Выбор типа насадки
    • 2. 2. Описание экспериментального стенда
    • 2. 3. Методика проведения экспериментов
      • 2. 3. 1. Методика отбора и изотопного анализа проб
      • 2. 3. 2. Определение эффективности счета на приборе СЖС-04к
    • 2. 4. Методика обработки экспериментальных данных
    • 2. 5. Результаты предварительных экспериментов и их обсуждение 60 2.5.1 Определение эффективности процесса фазового обмена на насадке Зульцер
  • 3. Исследование закономерностей процесса ФИО на сетчатой насадке Эи^ег СУ-типа, изготовленной из оксидированной меди
    • 3. 1. Гидравлическое сопротивление насадки
    • 3. 2. Зависимость эффективности массообмена от линейной скорости газа
    • 3. 3. Зависимость эффективности массообмена от соотношения потоков

Актуальность работы. Эксплуатация практически всех ядерных объектов сопряжена с образованием в больших или меньших количествах радиоактивного изотопа водорода — трития. Современный уровень развития радиационной защиты в ядерных объектах при штатных режимах их эксплуатации обеспечивает достаточно низкий уровень содержания трития в производственных помещениях и, следовательно, в вентиляционных выбросах. Однако, при проведении ремонтных работ и, особенно, в аварийных ситуациях уровень концентрации трития может повышаться на порядки и приводить к большим разовым выбросам трития в окружающую среду. Для решения этой проблемы необходимы соответствующие технологии обращения с тритийсодержащими сбросами (в частности, газовыми), обеспечивающие глубокое извлечение трития из них.

До недавнего времени на большинстве объектах атомной отрасли России проблема очистки от трития газовых выбросов в окружающую среду не решалась. Это, с нашей точки зрения, является одной из причин того, что допустимая к сбросу в окружающую среду концентрация трития в питьевой воде в России в соответствии НРБ-99/2009 [1] примерно на порядок величины больше, чем в США (7600 Бк/кг против 740 Бк/кг), и более чем в 75 раз выше, чем в странах Евросоюза (100 Бк/кг) [2]. Отечественные нормативы соизмеримы, пожалуй, только с установленными в Канаде (7400 Бк/кг [3]), где атомная энергетика, в отличие от российской, основана на использовании тяжеловодных реакторов САИБи, при эксплуатации которых образуется на 2 порядка больше трития, чем в легководных реакторах [4].

Радиоактивный изотоп водорода — тритий — обладает мягким бета-излучением (Ер=0−18,6 кэВ, Еср=5,69−5,71 кэВ, период полураспада х{/2= 12,323+0,004 года, удельная активность 356,3 ТБк/г) [3,5]. В результате распада двухатомного газа трития образуется одноатомный газ — Не. Поэтому хранение трития в замкнутых объемах приводит при фиксированных условиях к росту давления в них, максимально — в 2 раза (рис. 1).

Time ?11 Years.

Time Period Shown = 6 Half-Lifes.

Рис. 1. Изменение давления в сосуде с тритием (цит. по [3]) Свободный пробег испускаемых тритием электронов в воздухе равен 4,6 мм, в воде и тканях человеческого организма 6 мкм [5]. Из этих данных видно, что тритий, особенно в химической форме водорода, не представляет значительной внешней радиационной опасности. Однако при попадании тритированной воды в организм человека тритий легко может замещать атомы водорода в цепочке ДНК. Образующийся при распаде трития стабильный изотоп 3Не нарушает структуру ДНК, что может привести к непоправимым изменениям в организме человека. С учетом этого санитарные нормы допустимых концентраций трития в рабочих помещениях и выбросов в окружающую среду все более ужесточаются. В США, Канаде, странах Европейского союза установлены нормы содержания трития в воздухе рабочих помещений ядерных объектов — DAC (Derived Air Concentration), соответствующие дозе облучения в 0,05 Зв «усредненного рабочего» в течение 2000 работы в помещении. Для водорода 1 DAC = 18,5 ГБк/м3, для трития в форме воды 1 DAC = 0,74 МБк/м3 [3]. Из приведенных данных следует, что тритий в форме воды считается в 25 000 раз более токсичным, чем в форме водорода. Отсюда вполне понятно, почему в России допустимая концентрация трития в сбросных водах за последние годы уменьшилась в 15 раз (со 117 до 7,6кБк/кг).

Повышение уровня требований к радиационной безопасности обслуживающего персонала и к сбросам в окружающую среду влечет за собой необходимость разработки новых технологий удаления трития. Цель настоящей работы: исследование эффективности массообмена в процессе детритизации воздуха методом фазового изотопного обмена воды (ФИО) при использовании в противоточном аппарате контактных устройств различного типа (регулярной и насыпной насадки), и разработка адекватного математического описания процесса.

Работа выполнена в соответствии с проектом № 2.1.2/696 и 2.1.2/11 065 «Разработка научных основ технологии детритизации воздуха производственных помещений ядерных и термоядерных объектов», выполняемым в рамках АВЦП Минобрнауки России «Развитие научного потенциала высшей школы (2009;2011 годы)» по подразделу 2.1.2 «Проведение фундаментальных исследований в области технических наук». На защиту выносятся:

1. Закономерности массообмена в процессе ФИО в противоточных насадочных колоннах при использовании в них регулярных и насыпной насадок в условиях экстремально малых потоков воды.

2. Математическое описание пускового и стационарного периодов работы установок детритизации воздуха на основе полученных закономерностей в изменении массообменных характеристик.

Научная новизна работы:

1. Найдено, что в условиях экстремально малых плотностей орошения (менее 5% от предельной) регулярная насадка из оксидированной меди обеспечивает примерно на порядок величины больший коэффициент массопередачи в процессе ФИО, чем регулярная насадка, изготовленная из нержавеющей стали.

2. Показано, что в условиях малой плотности орошения колонны лимитиующей эффективность процесса является жидкая фаза.

3. Обнаружено, что при прочих равных условиях определяющее значение для величины степени детритизации воздуха (DF) имеет отношение потоков пара в воздухе и потока жидкой воды, подаваемого на орошение колонны (А,). Получено уравнение, связывающее величины X и DF.

4. Разработано математическое описание пускового периода работы колонны детритизации воздуха на основе данных об эффективности массообмена в ней. Практическая значимость работы:

1. Получена база массообменных данных, достаточная для проектирования установок детризации воздуха при различной производительности этих установок.

2. Показано, что при производительности установок по очищаемому потоку 2 газа до 100−150 нм /ч целесообразно использовать вместо регулярной насадки медную насыпную насадку СПН.

3. На колонне с высотой около 1 м и диаметром 62 мм при ее рабочей о температуре 298К и потоке очищаемого воздуха 5нм /ч достигнута величина степени детритизации DF> 1800.

Апробация работы: Материалы диссертации докладывались и обсуждались на: 14-й Всероссийской (международной) научной конференции «Физико-химические процессы при селекции атомов и молекул», 2010 г. Звенигород- 9-th International Conference of Tritium Science and Technology, 2010, Nara, Japan- 1-ой и 2-й отраслевой конференциях «Вентиляция, газоочистка и аэрозольный контроль на предприятиях атомной отрасли». С.-Петербург, 2008, 2011 гг. Публикации: По теме диссертации опубликовано 10 работ, в том числе тезисы 3 докладов, 4 статьи в рецензируемых российских и 2 статьи в англоязычных научных журналах.

Структура и объем работы: Диссертация состоит из введения, глав, выводов и списка литературы. Работа изложена на страницах машинописного.

ВЫВОДЫ:

1. Найдено, что регулярная насадка, изготовленная из оксидированной меди, обладает в 6−7 раз более высокой эффективностью в процессе детритизации газов методом ФИО по сравнению с насадкой, изготовленной из нержавеющей стали. Это различие связно с лучшими гидрофильными свойствами медной насадки, особенно значимой при малой плотности орошения колонны ФИО, обусловленной минимизацией количества образующихся вторичных радиоактивных отходов.

2. На основании изучения влияния различных факторов на степень детритизации газа в колонне ФИО показано, что процесс следует вести при температуре в колонне не выше 25 °C и линейной скорости газа не выше 1.1 м/с.

3. Получено уравнение, связывающее достигаемую степень детритизации газа в колонне с соотношением потоков пара в газе и потока питающей колонну воды X. Увеличение X ведет к уменьшению степени детритизации, но одновременно к уменьшению количества вторичных радиоактивных отходов, и наоборот.

4. Показано, что при использовании регулярной насадки процесс массообмена между паро-газовой и жидкой фазами лимитируется жидкой фазой.

5. На колонне диаметром 62 мм с высотой насадочного слоя 96 см при потоке воздуха 5нм3/ч экспериментально получена степень детритизации воздуха, превышающая 1,8103.

6. Показана целесообразность применения в колонне ФИО при очистке потоков газа в 50−100нм3/ч медной спирально-призматической насадки. Обладая большей по сравнению с регулярной насадкой величиной гидравлического сопротивления, эта насадка обеспечивает значительно меньшие (в 3.5−4 раза) значения ВЭТС.

7. Разработана математическая модель процесса ФИО, адекватно описывающая как пусковой период колонны ФИО, так и ее стационарный режим работы.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

.

Таким образом, полученные в настоящей работе результаты показывают безусловные преимущества использования метода фазового изотопного обмена для удаления из газов паров тритированной воды по сравнению с используемым в настоящее время адсорбционным методом. Эти преимущества обусловлены:

— упрощением технологического оформления процесса за счет использования одной колонны ФИО вместо, как минимум, двух адсорбционных аппаратов с сопутствующей им арматурой,.

— более мягкими условиями проведения процесса: процесс ФИО является непрерывным и проводится при температуре не выше комнатной,.

— принципиальной возможностью получения в случае использования процесса ФИО вторичных радиоактивных отходов в количестве, меньшем, чем при проведении адсорбционной детритизации газов.

Показать весь текст

Список литературы

  1. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99). М.: Минздрав России, 1999, 79 с.
  2. М. Б., Магомедбеков Э. П. Пути решения проблемы газовых выбросов трития //Безопасность окружающей среды, № 1, 2009 с. 90−93
  3. DOE Handbook: Tritium Handling and Safe Storage. DOE-HDBK-1129-YR. U.S. Department of Energy, Washington, D.C.20 585, 2008, p. 149
  4. . M., Зельвенский Я. Д., Катальников С. Г. Тяжелые изотопы водорода в ядерной технике. М., ИздАТ, 2000. 344 с.
  5. JI. Ф., Гаевой В. К., Гришмановский В. И. Тритий. М., Энергоатомиздат, 1985. 248 с.
  6. L. К., et al, Tritium confinement in a new tritium processing facility at the Savannah River site // Fusion Technology, V.21, 1992. p. 594−598
  7. Heung L. K., Rhoden M. L. Performance of a large-scale glovebox-stripper system// Fusion Science and Technology, V.41, 2002. p. 583−587
  8. Bell A. C. et al. Routine tritium release from JET // Fusion Technology, V. 21, 1992. p. 506−510
  9. Wong D. P. et al. The Exhaust Detritiation System for the JET Active Gas Handling plant engineering, construction, installation and first commissioning results // Fusion Technology, V. 21, 1992. p. 572−576
  10. Evaluation of facilities handling tritium. Report INFO-0796 to the Tritium Studies, Canadian Nuclear Regulator, 2010. 49 p.
  11. Пат. № 3 848 067 (США), 1974. Метод и фильтр для выделения трития из инертных газов
  12. В. А., Латышев В. В., Волков А. В. Диффузионный фильтр изотопов водорода/ / Атомная энергия, 1982, т. 52, вып. 2, с. 135 (169)
  13. Н. Ф., Попов В. К. Химические аспекты управляемого термоядерного синтеза // Атомная техника за рубежом, 1974, № 8, с. 26 (3)
  14. Hsu R. H., Heung L. K. Confinement and tritium stripping systems for APT tritium processing. Westinghouse Savannah River Company, Savannah River Site, Report WSRC-RP-97−887, rev. 1, 1997. 92 p.
  15. Пат. № 23 942 (Япония), 1962. Устройство для отделения водорода с помощью пленок палладиевого сплава
  16. Пат. 990 131 (Великобритания), 1963. Мембраны, проницаемые для водорода
  17. Пат. № 1 265 714 (ФРГ), 1968. Устройство для разделения газовых смесей, в частности газообразных изотопных смесей, при помощи диффузии через закрывающиеся диафрагмы
  18. Пат. № 2 063 637 (Франция), 1971. Устройство для выделения водорода из содержащих его газовых смесей
  19. L. К., et al. Tritium stripping by a catalytic exchange stripper // Fusion Technology, V.21, 1992. p. 588−593
  20. В. А. О газопроницаемости некоторых материалов. Приборы и техника эксперимента, 1972, № 5, с. 172 (53)
  21. Г., Гнаук Г. Газы высокой чистоты: Пер. с нем. под редакцией А. Н. Несмеянова. М., Мир, 1968, 146 с.
  22. Пат. № 23 942 (Япония), 1962. Устройство для отделения водорода с помощью пленок палладиевого сплава
  23. В. Г., Ровинский А. Е., Петровский Ю. В. Инертные газы. М., Атомиздат, 1972, 63 с.
  24. Г. К., Слинько М. Г. Каталитическая очистка газов от примеси кислорода // Хим. пром., 1956, № 2, 69 с.
  25. JI. Ф. О возможности очистки газовых отходов ядерной энергетики от трития // Атомная энергия, 1975, т. 38, вып. 5, с. 217
  26. Коуль A. JL, Ризенфельд Ф. С. Очистка газа. М., Гостоптехиздат, 1962. 147 с.
  27. Г. К., Слинько М. Г. Каталитическая очистка газов от примеси кислорода // Хим. пром., № 2, 1956. с. 69
  28. Ladacki М., Hauser Т. J., Roberts R. W. Catalyzed low-temperature hydrogen-oxygen reaction // J. Catalysis, 1965, N 4. p. 239
  29. Dube С. M., Coffine D. O., Stoll R. D. An apparatus for the reduction of tritium emission into the atmosphere // LA-5303-MS, Rep. US-41, 1973
  30. Chung H., Ahn D., Kim K. et al. Korea’s activities for the development of a detritiation system // Fusion Science and Technoljgy, 2009, V.56, p. 141−147
  31. М., Marunich S., Рак Yu., Perevezentsev A. Catalysts for Oxidation of tritiated Hydrogen // Proc. 9th Intern. Conf. on Tritium Sci. and Techn, Japan, 2010, p. 58
  32. Development of Inorganic-based Hydrophobic Pt-Catalyst HIP for Tritium Oxidation at Room Temperature. Progress Report 1, ITER/C3 2TD3 OF J (Del. 5−1). ITER Project Japan Domestic Agency, 2010, 31 p.
  33. Development of Commercial Pd-Catalyst TKK-H2P for Hydrocarbon Oxidation to be applied for High Temperature Reactor. Progress Report 2 C32TD30FJ. ITER Project Japan Domestic Agency, 2010, p. 16
  34. Ф. M., Ильинская А. А. Лабораторные методы получения чистых газов. М., ГНТИ хим. Лит, 1963, 420 с.
  35. И. И., Обрезков В. Д., Холод в процессах химической технологии. Л., Изд-во ЛГУ, 1980, 256 с.
  36. Ю. И., Афанасьев Ю. М. Адсорбция: процесс с неограниченными возможностями. М., Высшая школа, 1998, 78 с.
  37. И. Е., Шейнфайн Р. Ю. Силикагель, его свойства и применение. Киев, Наукова думка, 1973, 200 с.
  38. Н. В. Основы адсорбционной техники. М., Химия, 1976, 512с.
  39. Ono F., Nakazawa М., Takahashi Y., Kanno М. Distribution Equilibrium of Tritium, between Adsorbed Water on Molecular Sieve 5A and Environmental Water // Nucl. Sci. Technol. 1980. Vol. 17. N 9. p. 721−723
  40. Bindal R. C., Prabhakar S. S., Jayaraman A. P. Sorptive Behaviour of Tritiated Water on Molecular Sieves // Sci. Technol. 1982, V. 19. p. 571- 577
  41. . M., Полевой А. С. Изотопное равновесие водорода при сорбции воды на синтетических цеолитах, силикагеле и алюмогеле // Радиохимия, 1996, Т. 38, Вып. 2, с. 171−177
  42. Willms R. S., Gentile С., Rule К., Than С. and Williams Ph. Mathematical comparison of three tritium system effluent НТО cleanup systems // Fusion Science and Technology, 2002, V. 41, p. 974−980
  43. Sabathier F. et al. Assessment of the performance of the JET exhaust detritiation system // Fusion Engineering and Design, 2001, V. 54, p. 547−553
  44. Malara C., Ricapito I., Edwards R. A. H., Toci F. Evaluation and mitigation of tritium memory in detritiation dryers // Journal of Nuclear Materials, 1999, № 273, p. 203−212
  45. Everatt A. E., Johnson R. E., Senohrabek J. A., Schulz С. M. Tritium isotope exchange if air detritiation dryers // AECL, Chalk River Laboratories Report CFFTP-G-8902, 1989
  46. Tanaka S., Ono F., Takahashi Y., R. Kiyose. Removal of tritiated water vapor by adsorption on molecular sieves-effect of Co-existing H20 // Fusion Technology, 1985, V. 8, p. 2196−2201
  47. Allsop P.J., Senohrabek J.A., Miller J.M., Romaniszyn E.F. The effects of residual tritium on air-detritiation dryer performance // Fusion Technology, 1992, V. 27, p. 599−603
  48. Tanaka S., Yamamoto Y. Removal of tritiated water vapor by adsorption // J. Nucl. Sci. Tech., 1976, V.13, p. 251−259
  49. Toci F., Viola A., Edwards R. A. H. Mencarelli T. and Forcina V. Sorbent materials for fusion reactor tritium processing // Fusion Engineering and Design, 1995, V. 28, p. 373−377
  50. Paurot G. P. he tritium extraction facility at the institute Laue-Langevin experience of operation with tritium// Fusion Technology, 1988, V. 14, p. 480−483
  51. Status and Practicality of Detritiation and Tritium Reduction Strategies for Environmental Ramediation // U.S. DOE contract No. DE-AC09−89SR18035. WSRC-RP-96−0075
  52. . М., Зельвенский Я. Д., Катальников С. Г. Тяжелые изотопы водорода в ядерной технике. 2000, М., ИздАТ, 344 с.
  53. Heavy Water Reactors: Status and Projectal Development. Forthcoming, IAEN, 2001
  54. С .А., Пак Ю. С, Розенкевич М. Б. и др. Сравнение Pt и Pt-Re катализаторов химического изотопного обмена водорода с водой // Перспективные материалы. Специальный выпуск (10), 2011, с. 247−252
  55. . М., Медовщиков С. Ф., Фрунзе В. В., Шафиев А. И. Тритий и окружающая среда. М., Цнииатоминформ, 1984, 65 с.
  56. Патент № 907 292, (Канада), 1972. Катализатор для процесса разделения изотопов водорода
  57. Патент № 2 307 708 (Россия), 2006. Способ приготовления платинового гидрофобного катализатора изотопног обмена водорода с водой.
  58. Izawa Н., Isomura S., Nakane R. Gaseous Exchange Reaction of Deuterium between Hydrogen and Water on Hydrophobic Catalyst Supporting Platinum. //J. Nucl. Sci. Technol., 1979. Vol. 16. P. 741−749
  59. Патент № 884 563 (Бельгия), 1980. Способ получения катализатора для колонны изотопного обмена
  60. Ionita Gh., Stefanescu I. The Separation of Deuterium and Tritium on Pt/SDB/PS and Pt/C/PTFE Hydrophobe Catalysts. // Fusion Technol., 1995. Vol. 28. p. 641−646
  61. Malhotra S. K., Krishnan M. S., Sadhukhan H. K. Proc. 2-th Nat. Symp. Of Heavy Water Tech., Bhabha Atomic Research Centre, 1989, P. CJ2
  62. M. Б., Сахаровский Ю. А., Андреев Б. M. и др. Действующая установка для детритизации водных потоков методом химического изотопногообмена водорода с водой // Тез. докл. Второй Российской конференции по радиохимии, Димитровград-97, с. 174−175
  63. Andreev В., Magomedbekov Е., Park Y. et al. The Development of the Water Wastes Detritization Technology of Nuclear Complex Plants // Annual Meeting on Nuclear Technology'98 Proceedings Munchen 26−28 May 1998, p. 325−328
  64. Andreev В., Sakharovsky Y., Magomedbekov E. et.al. Installations for Separation of Hydrogen Isotopes by the Method of Chemical Isotope Exchange in the «Water-Hydrogen» System // Fusion Technology, 1995, V. 28, No. 3, Part 1, p. 515−518
  65. Alekseev I. A., Bondarenko S. D., Fedorchenko O. A. Fifteen Years of Operation of CECE Experimental Industrial Plant in PNPI // Proc. 9th Intern. Conf. on Tritium Sci. and Tech., Japan, 2010, p. 169
  66. Allan C. J., Bennett A. R., Fahey C. A. et al. New Heavy Water Processing Technologies. // Preprint of 12-th Pacific Basin Nuclear Conf., Seoul, Korea, 2000. 12 p.
  67. Miller, A. M., S. L. Celovsky, A. E. Everatt, W. R. C. Graham, and J. R. R. Tremblay, 2002, Design and Operational Experience with a Pilot-Scale CECE Detritiation Process, Fusion Science and Technology Vol. 41 p. 1077−1081
  68. .М., Магомедбеков Э. П., Райтман A.A. и др. Разделение изотопов биогенных элементов в двухфазных системах. М., ИздАТ, 2003, с. 376
  69. A. N., Bell А. С. Development of Water Detritiation Facilty for JET // Fus. Sci. and Tech., 2008, V. 53, p. 816- 829
  70. Iwai Y., Misaki Y., Hayashi Т., Yamanishi Т., Konishi S. The Water Detritiation System of the ITER Tritium Plant // Fus. Sci. and Tech., 2002, V. 41, p. 1126−1130
  71. Water Detritiation System and Tritiated Water Holding Tank System//ITER Design Description Document N32 DDD 35 01−07−10, 2001
  72. Boniface H. A., Castillo I., Everatt A. E., Ryland D. K. A Light-Water Project at Chalk River laboratory// Proc. 9th Intern. Conf. on Tritium Sci. and Tech., Japan, 2010, p. 226
  73. Van Hook A. Vapor Pressures of the Isotopic Waters and Ices // J. Phys. Chem., 1968, V. 72, No. 4, p. 1234−1244
  74. .М., Зельвенский Я. Д., Катальников С. Г. Тяжелые изотопы водорода в ядерной технике. М., ИздАТ, 2000, с. 344
  75. . М., Магомедбеков Э. П., Розенкевич М. Б., Сахаровский Ю. А. Гетерогенные реакции изотопного обмена трития. М., УРСС, 1999,208 с.
  76. Физические величины. Справочник. Под ред. Григорьева И. С., Мейлихова Е .3. М., Енергоатомиздат, 1991, с. 254−255
  77. Я. Д., Титов А. А., Шалыгин В. А. Ректификация разбавленных растворов. JL, Химия, 1974, 216 с.
  78. Регулярная насадка для процессов абсорбции и ректификации Электронный ресурс. // Зульцер в России [сайт]. URL: www.sulzercorp.ru/files/brochures/107 structuredpacking ru. pdf
  79. А. Б., Магомедбеков Э. П., Очкин А. В. Лабораторный практикум по ядерной физике: учебное пособие. М.: РХТУ им. Д. И. Менделеева, 2005. -176 с.
  80. Е. Ф., Озеров Р. П. Физика для химико-технологических специальностей. М.: Научный мир, 2002, с.266
  81. Тяжелая вода Электронный ресурс. // Химик. Сайт о химии [сайт]. URL: www.xumuk.m/encyklopedia/2/4625.html
  82. Психрометрические расчеты Электронный ресурс. // Sugar Engineers [сайт]. URL: www.sugartech.со.za/psychro/index.php
Заполнить форму текущей работой

Сессия? Спокойно!