Th-2012Всероссийское рабочее совещание Торий-201224 - 25 апреля 2012 г., ИФХЭ РАН презентация

Содержание

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 1Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012» 24 - 25 апреля 2012 г., ИФХЭ РАН

Слайд 2Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 3Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 4Координационный Совет по ториевому топливному циклу при головной

организации – Физико-энергетическом институте

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 5Финансирование НИР по ториевому топливному циклу
Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля

2012, ИФХЭ РАН

Слайд 6Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 7Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН
Основные стимулы к

изучению возможностей ториевого ЯТЦ:

Слайд 8Основные направления исследований по ториевому топливному циклу
Базовые исследования:
1.1 ресурсы

тория (ВНИИХТ, ИХТРЭМС РАН, РИ, ФЭИ),
1.2 ядерно-физические константы (ФЭИ),
1.3 исследования по балансам ядерных материалов (ФЭИ, КИ).
2. Концептуальные исследования различных типов реакторов (типа ВВЭР, БН, ЖСР и др.) и их топливных циклов:
2.1 исследование нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов, использующих торий и уран-233 (ФЭИ, КИ),
2.2 исследование радиационной обстановки на различных этапах топливного цикла (ФЭИ),
2.3 исследование возможности очистки нарабатываемого урана от урана-232 (КИ, ВНИПИЭТ),
2.4 анализ защищенности от распространения ядерных материалов (ФЭИ).

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 9Основные направления исследований по ториевому топливному циклу

(за ~ 10 лет, продолжение)

3. Технологические исследования в обоснование ториевого ЯТЦ:
3.1 исследование процессов переработки топлива на основе тория (РИ, НИИАР, ВНИИНМ, ВНИИХТ),
3.2 исследование в обоснование технологии изготовления ториевого топлива (ФЭИ).

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 10Ресурсы тория в России (ВНИИХТ, ИХТРЭМС, РИ, ФЭИ)
Прогнозные ресурсы тория в

России по состоянию на 1 января 2000 г. оцениваются в 1 млн. 700 тыс. тонн (авторская оценка).
Как правило, содержание тория в рудах - 0.01- 0.1%, руды с содержанием тория от 0.1 до 2 и более процентов составляет порядка 4.4%
С 1951 г. специальных поисков на торий не проводилось.
Возможные современные и будущие источники тория – Кольский п-ов (Ловозерский ГОК) и Северобайкальское рудное поле.
Первоочередной источник тория – монацитовый концентрат (импорт из КНДР), хранящийся на складах г. Красноуфимска Свердловской обл.
- 82 тыс. тонн.
Извлекаемое количество тория из монацита – 4 тыс. т.

Содержание тория в земной коре (1.3 – 1.8) ⋅ 10-3 %.
Для справки: содержание урана в земной коре 2.5 ⋅ 10-4 %.

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 11Относительный энергетический
потенциал природных
ресурсов России
(Источник данных: по доказанным ресурсам органического

топлива – Бритиш Петролеум "Статистический обзор мировой энергетики 2005", по доказанным ресурсам природного урана 615 тыс. тонн – данные Федерального Агентства РФ по недропользованию)


Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 12 Исследования по балансам ядерных материалов
В энергетической стратегии РФ ставится задача

для АЭ достигнуть величины:
52 - 62 ГВт к 2030;
при этом оценки экспертов говорят о достижении
~ 90 ГВт к 2050.

При инновационном сценарии доля быстрых реакторов в полной мощности должна достигнуть ~ 40% к 2050.

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 13Потребление природного урана для инновационного и эволюционного сценариев развития атомной энергетики
Th-2012 Всероссийское

рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 14Для сценария развития АЭ только на ТР (~ 100 ГВт к

2050 г. ) потребность в природном уране вплотную приблизится к величине в ~ 600 тысяч тонн - доказанным ресурсам природного урана на территории России.
С учетом же все возрастающей доли экспортных поставок ядерного топлива за рубеж срок исчерпания ресурсов природного урана при таком развитии АЭ наступит уже в 30-е годы 21-ого века.

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Исследования по балансам ядерных материалов

Слайд 15Решение проблемы возможного дефицита

природного урана:
доля ТР должна быть уменьшена с соответствующим увеличением доли БР;
дальнейшее обогащение хвостов уранового разделительного производства;
использование давальческого сырья для производства экспортных ТВС для ТР российского дизайна;
перевод ЛВР (или их части) на использование в них вместо U-235 нарабатываемого в специализированных реакторах U-233;
импорт урана.

Исследования по балансам ядерных материалов

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 16 Базовые исследования: ядерно-физические константы
Расчетно-экспериментальное исследование на стенде «КОБРА»
Th-2012 Всероссийское рабочее совещание

«Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 17Тестирование нейтронных сечений 232Th для оценок ENDF/B-6.6,

JEF-2.2, JEFF-3.0, JENDL-3.3, BROND-2.2, ФОНД-2.2, группы Маслова по результатам расчета критичности экспериментальных сборок

Расчетные значения kef хорошо согласуются с экспериментальными значениями критичности лишь при использовании сечений из библиотек ENDF/B-6.6, ФОНД-2.2 и группы Маслова, кроме сборок с наиболее мягким спектром (ρн/ρU-235= 71) и с наиболее жестким спектром нейтронов (ρн/ρU-235 = 0).

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 18Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 19Возможные сценарии вовлечения тория в АЭ
Вовлечение тория возможно только через его

облучение для наработки вторичного ядерного горючего – 233U. Дальнейшее использование энергетического потенциала 233U возможно как при его делении на месте облучения (открытый топливный цикл), так и после химпереработки облученного тория и рефабрикации топлива на основе 233U (различные варианты замкнутого топливного цикла, в том числе «идеальный» и смешанные топливные циклы).

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 20Чисто ториевый («идеальный») топливный цикл
Th
Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012,

ИФХЭ РАН

Слайд 21Сравнение характеристик легководных и быстрого реакторов в “идеальном” или чисто ториевом топливном

цикле

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 22Реактор с 233U-Th топливом и сверхкритическими параметрами воды (> 22.1 МПа,

374 °С)

Принципиально важным для торий-уранового цикла является самообеспечение топливом - 233U.
Воспроизводство 233U увеличивается при уменьшении водотопливного отношения. Однако, при затеснении решетки твэлов в обычных реакторах типа ВВЭР возникает проблема теплосъема и требуется либо увеличение размеров активной зоны, либо снижение мощности. Кроме того, требуется снижение выгорания.
Использование воды со сверхкритическими параметрами дает возможность многократно снизить ее расход и тем самым обеспечить теплосъем при тесной решетке твэлов, позволяет получить достаточно высокий CR, не снижая энергонапряженности зоны.

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 23Реактор с 233U-Th топливом и сверхкритическими параметрами воды (> 22.1 МПа,

374 °С)

Переход на сверхкритические параметры в легководном реакторе дает возможность обеспечить коэффициент воспроизводства близкий к 1. При этом удается сохранить удельную мощность и выгорание, близкие к существующим в современных ВВЭР.
Реактор удовлетворяет требованиям по саморегулированию и безопасности.

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 24
Сравнение радиотоксичности захораниваемых отходов

реакторов AMFB и БН (штатный БН-800 и реактор типа БН-800 с топливом 233UO2-Th/ThO2)

по воде

по воздуху

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 25Реактор ВВЭРБВ
Основные характеристики активной зоны

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012,

ИФХЭ РАН

Слайд 26Характеристики топливного цикла реактора ВВЭРБВ
Изотопный состав урана в равновесном цикле, %
Реактор

ВВЭРБВ удовлетворяет нормативным требованиям по безопасности.

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 27Другие типы реакторов для использования

в ториевом топливном цикле

Получить хорошее воспроизводство вторичного ядерного горючего (в т. ч. и с FIR ≥ 1) возможно и в других типах реакторов:
ТВР обладает хорошим нейтронным балансом. Наиболее значимые работы в этом направлении выполнены в Индии. Рассматривается использование тория в CANDU, Канада. Норвегия совместно с ЕС также рассматривает возможность использования тория в ТВР.
ВТГР: по-видимому, наибольшим опытом обладает Германия (совместный проект с Бразилией). Реакторы-прототипы эксплуатировались в Германии, а также в США.
ЖСР: Наибольший опыт имеют США. Эксплуатировался реактор MSRE (8 МВт(т)).

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 28Другие типы реакторов для использования

в ториевом топливном цикле

Основной недостаток этих концепций с точки зрения российских условий – отсутствие в России опыта (кроме, пожалуй, ТВР) при использовании даже традиционного топлива.
Необходим значительный объем НИОКР по конструкционным материалам, технологии применяемых солей, а в случае реакторов ВТГР потребуется специфическая технология переработки ОЯТ (если, конечно, предполагается замыкание цикла).

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 29Смешанный топливный цикл

Отказ от требования FIR ≥ 1 позволяет включить в

ТЦ реакторы традиционной конструкции с использованием топлива на основе 235U, 233U, Pu, U, Th.
При этом возможно выделение двух типов реакторов в зависимости от их функций в ТЦ:
Реакторов-наработчиков 233U;
Реакторов потребителей 233U.
В открытом топливном цикле возможно использование энергетического потенциала 233U по месту его образования без его выделения (реактор Радковского).
Возможно также выделение специализированных реакторов по сжиганию отходов АЭ ("реакторов-мусорщиков")

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 30Смешанный топливный цикл

Слайд 31Легководные реакторы-наработчики 233U типа ВВЭР-1000
топливо: PuO2+ThO2 с плутонием энергетического:
Конструкция активной зоны,

ТВС, твэлов, ПЭЛ  взяты такими же, как и для реактора ВВЭР-1000. Рассматривались частичная (1/3 активной зоны) и полная загрузка PuO2+ThO2 топливом.

или оружейного состава

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 32Картограмма ТВС
с Tho2-PuO2 (R-Pu) топливом
Картограмма активной

зоны реактора с полной загрузкой
Tho2-PuO2 (R-Pu) топливом

Слайд 33Реактор-наработчик 233U на основе реактора типа БН-800
Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25

апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 34Сравнение эффективности использования тепловых и быстрых реакторов для наработки 233U
Th-2012 Всероссийское рабочее

совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 35Использование 233U в тепловых реакторах
Реактор типа ВВЭР-1000 с 233UO2-ThO2 топливом
233U/234U =

97/3 (вес. %, наработка в бланкете БР)

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 36Реактор типа ВВЭР с топливом на основе 233U
Специфической особенностью легководных реакторов

с топливом на основе 233U на воде обычных параметров является положительный температурный коэффициент реактивности (ТКР) по температуре воды в некоторых эксплуатационных режимах .
Основная причина – наличие в воде растворенного бора и особенности изменения средних сечений 233U при изменении температуры.

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 37Зависимость коэффициента реактивности

по температуре воды реактора ВВЭР-1000 с (233U-Th)O2 топливом в начале цикла от количества растворенного в воде бора

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 38Способы устранения положительного ТКР –уменьшить (исключить) растворенный в воде бор

за счет:

использования выгорающих поглотителей (Gd, Er);
увеличения количества поглощающих стержней и использования их в качестве компенсирующих;
перехода к нетрадиционным способам компенсации реактивности, например раздвижение активной зоны;
увеличения коэффициента конверсии при переходе к оптимизированной решетке твэл,
а также введения в активную зону плутония.

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 39Реактор типа ВВЭР

с топливом на основе 233U- 238U

При дефиците природного урана с целью продления жизни хорошо освоенной технологии реакторов типа ВВЭР возможно использование в них топлива на основе 233U в смеси с отвальным (обедненным) ураном или регенератом урана.
Такой тип реактора вместе со свежим топливом может экспортироваться в неядерные страны с условием возврата ОЯТ.

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 40Реактор типа ВВЭР

с топливом на основе 233U

В месте с тем, такой реактор также может обладать положительным ТКР.
Способы обеспечения отрицательного ТКР, такие же, как и в случае реактора с топливом на основе смеси 233U и тория.
Наиболее простым и исследованным является вариант с добавкой в топливо на основе 233U плутония. Однако такой реактор не может экспортироваться в неядерные государства.
Поэтому актуальным остается проработка других способов обеспечения отрицательного ТКР. Эти исследования в настоящее время проводятся.

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 41Реактор типа ВВЭР-1000 с многократным рециклом 233U- обед.U- Pu топлива

Слайд 42Основные характеристики реактор ВВЭР-1000 с 233UО2-обедUО2-PuО2 топливом
1. Обеспечивается длительность цикла

~ 300 эфф. суток. При этом извне потребляется:

2. Рециклирование урана не приводит к недопустимому ухудшению его состава. Содержание 232U стабилизируется на уровне 3 ppm. Стабилизируется состав плутония и выгружаемого количества Am и Cm. Количество 237Np линейно растет в процессе рециклирования, однако даже после 5-го рецикла оно меньше, чем в ОЯТ стандартного реактора ВВЭР-1000. По-видимому, возможен дальнейший рецикл топлива рассматриваемого состава.

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 433. Реактор удовлетворяет нормативным требованиям по саморегулированию (отрицательные температурные и мощностные

коэффициенты реактивности) и безопасности.
4. Наличие двух делящихся элементов в топливе дает дополнительную возможность по оптимизации нейтронно-физических характеристик. Например, принятое количество плутония в топливе (~ 40% по делящимся изотопам) является несколько избыточным для обеспечения отрицательного ТКР.

Основные характеристики реактора ВВЭР-1000 с 233UО2-обед.UО2-PuО2 топливом (продолжение)

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 44Система АЭ с реакторами типа ВВЭР и БР (БН-800) в 233U-U-Pu

топливном цикле



В системе замыкающим звеном служит количество нарабатываемого урана в ториевых экранах БР. Отходами цикла являются осколки деления, МА и облученный уран (обедненный или регенерированный). Потребление природного урана в системе –

~ 60 т natU/(ГВт(э)·год) против
~ 200 т natU/(ГВт(э)·год) в обычных ВВЭР.

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 45Специфические проблемы радиоактивности

в торий-урановом топливном цикле


С этой проблемой впервые серьезно столкнулись в 50-х годах при облучении ториевых блочков на комбинате «МАЯК».

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 46Основные ядерные превращения

в торий-урановом цикле

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 47Специфические проблемы радиоактивности в ториевом топливном цикле

Слайд 48Основное радиационное воздействие определяется γ-излучением с энергией 2.6 MeV, образующимся при

распаде 208Tl, и в этом энергетическом диапазоне многие защитные материалы имеют минимальное значение ослабления γ-радиации.
Максимальная концентрация 232U, которая позволяет обращение с 233U в перчаточных боксах оценивается в ~ 10 ppm.

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 49В большинстве случаев, при реальных экспозициях, существующих в энергетических реакторах, наработка

232U на много порядков больше, чем 10 ppm.
То есть, полномасштабное внедрение тория и 233U в ЯЭ потребует очень сложной техники, не менее простой, чем для плутониевого цикла.

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 50Специфические проблемы радиоактивности

в торий-урановом топливном цикле


Оценка возможности использования (с позиции радиационной безопасности) современного производства МОХ топлива для изготовления топлива 233U-Th

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 51Радиационные характеристики при обращении

с ториевым бланкетом быстрого реактора (на примере БН-800)


Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 52Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 53Радиационные характеристики свежих ториевых ТВС бокового экрана
Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25

апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 54Регенерированный торий (3 года после облучения)
Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля

2012, ИФХЭ РАН

Слайд 55Сравнение радиационных характеристик свежих ТВС

бланкета и активной зоны
Бланкет:
Свежие ThO2 ТВС (7 лет) ~ 500 μSv/hr
Свежие ThO2 ТВС (40 лет) ~ 1000 μSv/hr
Активная зона:
Свежие MOX ТВС (R-Pu) ~ 2500 μSv/hr
Свежие МОХ ТВС (W-Pu) ~ 500 μSv/hr

Отсюда следует, что технология обращения с ториевыми ТВС бланкета быстрого реактора должна быть близкой к технологии обращения с МОХ ТВС активной зоны.

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 56Мощности дозы на поверхности

отработавших ТВС
(560 эф. сут. 3 года после облучения), μSv/час

Радиационные характеристики облученных ThO2 и UO2 ТВС близки

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 57Радиационные характеристики свежего и отработавшего топлива реактора типа ВВЭР-1000 с (233UО2

-обедUО2 -PuО2) топливом после 2-х летней выдержки

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 58Технико-экономические характеристики процесса центробежной очистки наработанного в бланкете быстрого реактора урана

от 232U (ВНИПИЭТ)

Состав урана (%): 232U/ 233U/ 234U = 0.013 / 97 / 2.987

Очень грубая оценка стоимости 1 кг 233U дает ~ 40 000$. Отметим, что стоимость1 кг 235U в составе топлива 4.3% обогащения оценивается в ~ 30 000$.

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 59Анализ перспектив применения АВЛИС-технологии

для очистки наработанного урана от 232U

По оценкам специалистов РНЦ КИ стоимость очистки лазерным методом составит 30-40% от стоимости очистки традиционным методом. Однако здесь еще предстоит большой объем НИР, в том числе по исследованию фундаментальных свойств атома 232U - величины изотопического сдвига в спектре поглощения.

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 60Анализ технологий радиохимической переработки облученного ториевого топлива (НПО РИ, ВНИИНМ, НИИАР,

ВНИИХТ)


1. Экстракционные методы с растворением в азотной кислоте с добавкой фторид-иона

ИНТЕРИМ – процесс (5% ТБФ)

ТОРЕКС – процесс (30% ТБФ)

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 61 2. Принципиальная технологическая схема переработки облученного ториевого бланкета БР

по газофторидной технологии с выделением очищенного UF6 и получением очищенного ThO2



Слайд 623. Пироэлектрохимические методы переработки

Рассмотрены:
технологии и процессы для ториевого ЯТЦ (гидрирование, хлорирование,

сублимация, вакуумная дистилляция, электролиз);
технологические схемы переработки различных видов топлива (металл, оксиды Pu-Th, U-Th, 233U-235U-238U) с оценкой характеристик основного оборудования.

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН

Слайд 63 СПАСИБО ЗА ВНИМАНИЕ

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012,

ИФХЭ РАН

Похожие презентации

Высоты в помещениях, зданиях, строениях. Методы определения определение объемов здания, строения, жилого помещения (тема 4.6) 375
О вреде курения 192
An Agenda 21 for the Baltic Sea Region 191
СеминарОдаренный ребенок. Какой он? Иллюзии и реальность 270
КУБА – УКРАЙНА 1990 – 2011 214

Обратная связь

Если не удалось найти и скачать презентацию, Вы можете заказать его на нашем сайте. Мы постараемся найти нужный Вам материал и отправим по электронной почте. Не стесняйтесь обращаться к нам, если у вас возникли вопросы или пожелания:

Email: Нажмите что бы посмотреть 

Что такое ThePresentation.ru?

Это сайт презентаций, докладов, проектов, шаблонов в формате PowerPoint. Мы помогаем школьникам, студентам, учителям, преподавателям хранить и обмениваться учебными материалами с другими пользователями.

Для правообладателей

Яндекс.Метрика