Неоптимальное время включения нейтронного инициатора ядерного взрывного устройства (ЯВУ). Режимы «проскок» и «хлопок». Основные причины срабатывания ЯВУ в режиме «хлопок».

Точка разлёта под действием хим. взрывчатки ~10^-4c

kэфф.

Подрыв хим. у-ва.

1,3

Если запустить инициатор здесь (сразу после достижения критичности)

tл

tл

Взрывчатка толкает снаружи, а энергия выделения мешает

tл

Не хватит времени на набор поколений

t

«Хлопок»

«Проскок»

 

Если k_эфф=2, то Y ~ 20 кТ

Если k_эфф=1,3, то Y ~ 540 тонн (что и случилось в Корее)

 

Причины «хлопка»:

1. Асинхронность имплозии
2. Вызывание цепной реакции до критичности: у оружейного плутония генерация нейтронов спонтанного деления 3*10⁵ нейтр./сек.

Надо просчитывать космические нейтроны (чтобы не вовремя прилетевший нейтрон не вызвал цепную реакцию). Однако их всего 3*10^-3нейтр./см²*сек. à много вреда не принесёт

 

64. Энергетический выход ЯВУ и оптимальное время включения нейтронного инициатора.

à чем выше k_эфф, тем выше энерговыделение!

Важно включить нейтронный инициатор, чтобы он захватил максимальный k_эфф

См. график!

 

34. Полоний-бериллиевый нейтронный инициатор. Методы наработки полония. Проблемы обращения с полонием.

При - сечение реакции

Золотая фольга

^9Be

Источник

 

При критичности фольга разрывается

Что за источник ? Плутоний не годится, т.к. период полураспада 24100 лет (излучение тем меньше, чем больше период полураспада)

Годится полоний ²¹⁰Po; T_1/2=138,4 дня

(²³⁸Uà…ಹ⁰Po)

- на одно ядро урана в руде полония 10^-10

При реакции для ²³⁹Pu -излучение довольно велико à требование к конструкционным материалам

²⁷Al ~ 1,3 барн à алюминий, магний не годятся

Полоний надо менять раз в полгода (что очень сложно) à нужен другой инициатор (вне крит-массы)

 

29. Основные ядерно-физические свойства плутония. Физический принцип наработки и имеющиеся запасы оружейного плутония.

Ядерно-физические свойства:

• Плотность чистого плутония при нагревании уменьшается от 19.82 до 14.7 г/см³ и вновь растёт до 16.52 г/см³. Поэтому для ядерных зарядов металлический плутоний легируют специальными добавками.
• В растворе плутоний может одновременно находиться в степенях окисления от +3 до +6, что делает его химию исключительно сложной
• Температура плавления плутония 640^о, температура кипения 3235^о

 

Месторождений плутония нет

²³⁴Pu: T_1/2=81*10⁶ лет

Сейчас наработано плутония:

• 140 тонн – Россия
• 100 тонн – США

Получение:

(для распада ²³⁹U и ²³⁹Np нейтронный поток не нужен)

²³⁹Pu: , где [Y_n]_sp – выход нейтронов на спонтанное деление; но нам надо 10³ за 10^-8 à за счёт спонтанного деления не взорвётся

 

Если ²³⁹Pu не удалить из активной зоны: ²³⁹Pu:

1) - может и бабахнуть

2) T_1/2=6580 лет à выделяется тепло

 

 

53. Состав оружейного плутония. Требования к конструкции и эксплуатационному циклу реактора-наработчика, оценка его производительности по плутонию.

Оружейный плутоний — это плутоний в форме компактного металла, содержащий не менее 93,5 % изотопа ²³⁹Pu.

Изотопный состав оружейного плутония
^238Pu	0,012%
^239Pu	93,8%
^240Pu	5,8%
^241Pu	0,23%
^242Pu	0,0022%

 

Образование плутония:

· Чем дольше держим в реакторе, тем больше отношение ²⁴⁰U/²³⁹U è БОЙСЯ ДЛИТЕЛЬНЫХ ОБЛУЧЕНИЙ!!!

· Содержание ²³⁸Pu растёт квадратично; ²⁴⁰Pu – кубично

·

· Когда Np выходит на насыщение à снимаем нейтронный поток à Np будет распадаться à уровень ²⁴⁰Pu будет стабилизирвоаться

· Итого: держим 2 недели в реакторе!

· Потом почти за такое же время Np распадётся

· Т.к. больше нейтронов нету à ²⁴⁰Pu не образуется, а ²³⁸Pu ещё не успел образоваться

· Для вывода облучённых блоков из реактора:

1) Остановить реактор

2) Не останавливая – канальный реактор (часть стержней вывели, а реактор продолжает работать на оставшихся стержнях

· Стержень оставляем на 2 недели, пока нептуний распадётся

· Ждём около 2 месяцев – пока короткоживущие продукты деления распадутся

 

Итого для получения плутония:

1. Реактор на естественном уране (чтобы перебить цепочку ²³⁸Pu)
2. Возможность смены на ходу
3. Рядом должно быть радиохимическое производство

 

31. Плутоний-238, его основные свойства, каналы его образования при облучении урана в реакторе и роль в ядерном оружии.

²³⁸Pu: T_1/2=87,7 года è огромное тепловыделение! (300 единиц тепловыделение ²³⁹Pu) – он плавится сам!

Огромное количество спонтанных нейтронов:

• Для ²³⁵U – 0,011 н/с*кг
• Для ²³⁸Pu – 2,6*10⁶н/с*кг

 

Откуда он берётся?

1) ²³⁹Pu (n, 2n) ಳ⁸Pu, однако эта реакция пороговая (около 7,8 МэВ) à очень маленькое сечение; НО на самом дел его образуется гораздо больше

2) ; , однако на самом деел его получается тоже больше à реакции (n, 2n) могут не рассматриваться

На самом деле:

· В реакторе для получения плутоний не должно быть много ²³⁵U!!! à графитовый, тяжеловодный реактор

 

11. Изотопный состав и физические свойства реакторного плутония. Оценка возможности использования реакторного плутония в ядерном оружии.

Изотопный состав плутония, %
Тип реактора	^238Pu	^239Pu	^240Pu	^241Pu	^242Pu	Мкр; кг
1 – Тяжеловодник на естественном уране (3 года облучение)	0,1	67,6	25,6	5,3	1,4
2 – PWR; обогащение ~4,4%	1,7		22,3	12,3	4,7
3 – Тяжеловодник для наработки плутония	Доли %	~95	~5	Доли %	-	~6

·

· 1962 г. – американцы сумели подорвать ядерную бомбу на основе реакторного плутония

· Использовался 1й тип топлива, но в нём мало ²³⁸Pu

· Из облучённого топлива ВВЭР не удавалось никогда

· За счёт выделения от ²³⁸Pu внутренняя часть разогревается до температуры ~200^oC

· При такой температуре активной части ТНТ почти вскипает

· Американцы для теплосъёма поставили мосты из алюминия (но это всё очень сложно и всякие неприятности сулит; например, трудности строгой сферической симметричности обжатия)

 

32. Плутоний-240, его свойства, каналы образования и роль в ядерном оружии.

Америций очень противный, т.к. по альфа-моде распадается в возбуждённое состояние нептуния, а оттуда уже мощнейшее гамма-излучение à не годится!

Pu-240 вреден для производства оружия по следующим причинам:

1. Он менее делящийся материал, чем Pu-239, поэтому требуется чуть большее количество плутония для изготовления оружия.
2. Уровень спонтанного деления у Pu-240 гораздо выше, что создает сильный нейтронный фон.

 

 

^2^39Np

Расчётное накопление ^239Pu (без учёта выгорания^240Pu)

Реальное накопление ^239Pu (с учётом выгорания^240Pu)

Выход ^239Np на насыщение

^240Pu

^2^38Pu

Nядер

^239Pu

tнасыщ(^239Np)

tобл

Nядер

Уровень наработки оружейного ^239Pu

«Хвост» ^240Pu

^239Pu

^2^39Np

^240Pu

tобл

Реактор остановлен!!!

 

 

9. Причина необходимости высокого обогащения делязегося материала по урану-235 и плутонию-239.

Материал заряда	Критическая масса, кг	Генерация нейтронов спонтанного деления; нейтр/с	Среднее число нейтронов спонтанного деления, появляющихся за время создания надкритического состояния
Имплозионный тип	Пушечный тип
Pu (оружейный)		3*10^5		45 («хлопок»)
Pu (реакторный)		7,5*10^6	75 («хлопок»)	~1200 («хлопок»)
U (оружейный, ~94% по ^235U)		<30	<0,0003	<0,004

 

50. Роль трития в ядерном оружии. Цели и физический смысл бустирования ядерного заряда.

· От конструкции бомбы необходим набор 1024 нейтронов

· Пусть даже устройство сработает в режиме «хлопок», но если есть дейтериево-тритиевая смесь, то:

· T^D+T~10^-8 секунды – время набора одного поколения (Т – сгорание смеси)

· На каждое сгоревшее ядро получаем 1 нейтрон è на 10 грамм сгорания D+T получает 6*10²⁴ нейтронов, энергия которых 14,5 МэВ (они будут делить всё: и Pu-240 и Pu-239)

· Коэффициент использования около 100 (т.к. получили нейтроны извне à после выгорания надкритики реакция не прекратится!!!)

· Бустрирование – добавление D + T (тритиевый дожигатель)

 

Дейтерий есть в воде – 0,015%

Тритий радиоактивен, T_1/2=12,3 года

 

26. Основные принципы действия и конструкции термоядерного взрывного устройства. Роль радиационного обжатия рентгеновским излучением инициатора (с количественной оценкой энергии излучения).

· Введение использования принципа бустирования решило проблему чувствительности боеприпаса к точному включению нейтронного инициатора.

 

· НО: требовались ещё большие мощности взрыва – мегатонны.

 

· 1952 год – термоядерный взрыв «Майк» - 10,6 мТ – двухэтажное строение. В качестве горючего использовался жидкий дейтерий. Доставить такую бомбу было невозможно, но принцип был выбран верный.

· Решение – термоядерная бомба. Проблема – как передать энергию ядерного взрыва на сжатие дейтериево-тритиевой смеси.

D-T смесь

Е

 

 

• Используя легкую для поджога, но чрезвычайно дорогую дейтериево-тритиевую смесь, возможно инициировать заметную реакцию даже при обычной плотности термоядерного горючего, используя лишь тепло от атомного взрыва (50-100 млн. градусов). Правда ³H - дорог в производстве (на порядок дороже оружейного плутония), да и к тому же нестабилен (радиоактивен). Это делает его непригодным к использованию. Остается ²H - вполне доступное горючее. Чистый дейтерий как таковой был использован лишь однажды - во время Ivy Mike. Его недостаток - дейтерий должен был быть очень сильно сжат или сжижен при криогенной температуре – непрактично (бомба у них была с двухэтажный дом)
• Проблема решается путем комбинирования дейтерия с литием в химическое соединение - дейтерид лития – ⁶LiD (позволяет хранить дейтерий даже при комнатной температуре). При этом за счет деления лития (⁶Li+nà³T+α) производится большое количество трития для реакции ³Н+²Нà⁴He+n+17,6МэВ

 

· 1955 год – испытание в СССР.

· Использоваля принцип радиационной имплозии (обжатия).

· Итак, до разрушения инициатора бомбой деления (~10^-6), он успевает испустить рентгеновское излучение, которое, отразившись от внутренних стенок, воздействует на шар со смесью и запускает термоядерную реакцию.

 

Количественная оценка энергии излучения:

λТ = b - уравнение виновского сдвига (закон смещения Вина)

b – Константа Вина

λ – длина волны

 

λ = 2πс/ω

λ → ω →(t)→ Е_γ

Е_γ = 100 эВ – мягкий рентген

Атомная энергетика

 

56. Трудности регулирования цепной реакции деления с использованием мгновенных нейтронов

, где - реактивность

не может превысить долей процента над 1

Имеем дело с малыми величинами

T_ж без замедлителей 10^-8 сек

10^-7 – добавляем реактивность à энергия вырастет в 2000 раз за 1 секунду è замедлитель

t_зам.~10^-4с

E_n~1 МэВ à E_th=0,025 эВ

Установка позволяет уменьшить концентрацию (сечение больше на 3 порядка)

Использование для управления запаздывающих нейтронов деления

 

60. Физика эмиссии запаздывающих нейтронов деления.

· Не успеваем следить за мощностью даже при небольшом колебании реактивности. Нам помогут запаздывающие нейтроны деления

· Оказалось, что небольшая доля (~1%) нейтронов, испускающихся в процессе деления, появляется с некоторым запаздыванием относительно момента деления (так называемые запаздывающие нейтроны). Время запаздывания достигает 1 мин.

· что запаздывающие нейтроны испускаются остановившимися осколками после предварительного β^--распада. β^-Распад осколков приводит к образованию дочерних ядер не только в основном, но и в возбужденных состояниях à происходит испускание запаздывающих нейтронов

Условие эмиссии запаздывающих нейтронов:

· Условие просеки (стабильность по отношению к эмиссии нейтрона): ; ()

· Но если ядро E(Z, N+1) возбуждено, то возможно состояние, когда: , т.е. à прямая эмиссия нейтрона возможна с энергетического уровня, соответствующего E^* (время эмиссии соответствует T_1/2 дочернего ядра)

7

Предшественники запаздывающих нейтронов:

· ¹³⁷I; T_1/2=55,6 сек

· ⁸⁷Br; T_1/2=24,5 сек

Для ²³⁵U ²³⁹Pu при делении тепловыми нейтронами

- быстрые нейтроны

 

8. Время жизни вторичного нейтрона в различных средах с учётом различных факторов (наличие либо отсутствие замедлителя, соотношение между реактивностью и долей запаздывающих нейтронов деления).

Доля запаздывающих нейтронов: , где - delay, запаздывающие; - prompt, быстрые

β для ²³⁵U=0,64%; для ²³⁹Pu=0,20%

Условие управляемости реактора:

Т_ж~10^-8 сек – без замедлителя

Т_ж~10^-4 сек – с замедлителем (складывается из времени замедления и времени диффузии)

+ { если выполняется }+ , где Т_1/2~10^-1с

В таком случае если реактивность вырастет в 2 раза:

à 0,7=10^-3t à t~700 сек ~ 10 мин

24. Основное условие управляемости ядерного реактора и технические средства управления.

Условие управляемости реактора:

· Если à нарастание цепной реакции определяется только мгновенными нейтронами à не годится!

· Система управления и защиты реактора (СУЗ) – система для пуска и остановки реактора, поддержания заданного уровня мощности, переходя на другой уровень мощности и отключения реактора.

· Органами регулирования реактивности являются стержни-поглотители нейтронов. Они сделаны из бористой стали или карбида бора. Они вводятся (или выводятся) в активную зону и стабилизируют или изменяют в нужном направлении процесс размножения нейтронов.

 

28. Основные типы энергетических ядерных реакторов на тепловых нейтронах, их преимущества и недостатки.

АЗ

T1

T2

Теплоноситель

Управление

 

 

T₂>T₁

Использование реакторов:

1) По назначению

2) Исследовательские (необходимы потоки нейтронов à высокое обогащение)

3) Промышленная наработка плутония

4) Транспортные

Сечение деления на тепловых нейтронах огромное

 

62. Формула четырёх сомножителей и её упрощение в случае гетерогенного реактора. Основные функциональные элементы ядерных реакторов на тепловых нейтронах.

 

 

Родилось j нейтронов

1 сектор:

- коэффициент размножения при делении на ²³⁸U

à

Т.е. на выходе из 1го сектора получим нейтронов

Много нейтронов замедлится àреакция упругого рассеяния à нейтрон ушёл от порога, когда возможно размножение на ²³⁸U

2 сектор:

Энергия с 1кэВ à 10 эВ

Страшный для нейтрона сектор – зона радиационного захвата на ²³⁸U, ярко-выраженный резонансный характер

Велика потеря нейтронов!
- вероятность избежать резонансный захват на ²³⁸Uв процессе замедления

Чтобы увеличить эту вероятность необходимо нейтроны быстрее замедлить àувеличение концентрации замедлителя (но слишком много его тоже нельзя, а то он уже сам будет поглощать нейтроны)

3 сектор:

Тепловая область

- вероятность избежать радиационного захвата после замедления

еимущества

4 сектор:

Тут, судя по всему, происходит непосредственно деление, с образованием нейтронов

 

Итого:

 

 

Для быстрых реакций формула четырех сомножителей неприменима, так как каждый коэффициент зависит от энергии и разброс по энергиям при быстрых реакциях очень велик.

 

38. Преимущества гетерогенной компоновки ядерного реактора.

Гетерогенный ядерный реактор — реактор, в котором ядерное горючее конструктивно отделено от замедлителя и других элементов активной зоны.

Это позволяет нейтрону избежать радиационного захвата на уране и сбрасывать энергию в замедлителе до тепловой

В ф-ле 4х сомножителей , для гетерогенного реактора

 

Гомогенный ядерный реактор — ядерный реактор, активная зона которого представляет собой гомогенную смесь ядерного горючего с замедлителем.

Примером гомогенной активной зоны может служить раствор уранил-сульфатной соли U₂SO₄ в обычной или тяжелой воде

 

20. Назначение и типы замедлителей. Соотношение количества топлива и замедлителя в реакторе на тепловых нейтронах. Основные физические и эксплуатационные характеристики замедлителя.

У ядерной реакции - самое большое сечение à можем пренебречь наличием остальных реакций (; )

, где - сечение поглощения (absorption)

Для нейтронов низких энергий действует принцип: (упругое и неупругое рассеяния), КРОМЕ:

1) ²D – самый эффективный замедлитель

2) ⁹Be -

3) ¹²C -

 

- здесь учитывается только ²³⁵U и ²³⁸U

- учитываем ещё и замедлитель

; (100 т.к. ядер замедлителя в 100 раз больше)

 

Требования к замедлителю:

1) Лёгкий материал

2) Не должен отъедать тепловые нейтроны

Важен материал теплоносителя (по объёму) – надо избегать, чтобы теплоноситель поглощал нейтроны

Чем больше коэффициент замедления – тем лучше

· Для H₂O – 61

· Полиэтилен – 61

· Графит – 205

· Be – 124

· D₂O - 5700

(на естественном уране = 1,08) à работоспособно всё выше 1!

(на естественном уране = 1,18) – годится, но должен быть графит высочайшей чистоты

- не годится; у воды большое сечение захвата

Пограничный коэффициент поглощения: (обогащение по ²³⁵U) - теоретически возможен легководный реактор

В ф-ле 4х сомножителей , для гетерогенного реактора

 

48. Реактивность и запас реактивности. Роль запаса реактивности в управлении реактором.

, где - реактивность

Запас реактивности:

• - выводится только из конструкции реактора, без учёта его управляемости
• - реактивность реактора при полностью выведенных регулирующих стержнях, когда реактор неуправляем

 

25. Основные принципы безопасной эксплуатации реактора

Запас реактивности:

(для тяжёлой воды 0,08; для графита 0,05)

- цена нейтрона очень велика (каждый из нейтронов на счету)

Однако и принципиально разные:

• - выводится только из конструкции реактора, без учёта его управляемости
• - реактивность реактора при полностью выведенных регулирующих стержнях, когда реактор неуправляем
• ; à выводим и вводим стержни

Условия безопасности:

, где n – какое-то число единиц

 

16. Ксеноновое отравление ядерного топлива и «йодная яма». Самариевое зашлаковывание топлива. Проблемы, связанные с отравлением и зашлаковыванием, и способы их решения.

Йода образуется многоàнемало и ксенона.

^135Xe

^135I

~11,3 часа

 

 

 

У ксенона огромное сечение захвата на тепловых нейтронах:

t

^135I

^13^5Xe

ОСТАНОВКА РЕАКТОРА!

NЯ

Ферми пытался включить реактор тут

Тут заработал, т.к. реактивность выросла

^135Sm

· Нестационарное отравление реактора происходит не только при остановке реактора, но и при любом изменении его мощности. Если мощность реактора снижается, то имеет место травление аналогичное йодной яме, но меньшем в масштабе. Увеличение мощности сопровождается обратным эффектом - количество ксенона сначала уменьшается, а спустя некоторый промежуток времени увеличивается.

· При остановке реактора происходит возрастание количества ядер Sm-149 вследствие радиоактивного распада Рm-149 и наблюдается явление, аналогичное йодной яме, с тем, однако, отличием, что число ядер Sm-149 монотонно возрастает во времени (практически приближается к насыщению). Последнее связано со стабильностью Sm-149. Уменьшение реактивности при остановке реактора, обусловленное отравлением Sm-149, значительно меньше глубины йодной ямы, зато в отличие от последней оно сохраняется во времени.

· Главная проблема – резкое снижение реактивности à надо ждать какое-то время, чтобы количество ксенона уменьшилось и реактивность начала расти.

· Чтобы избежать:

ü Чаще перегружать à перегрузка на ходу

 

19. Назначение и состав теплоносителя. Схемы теплосъёма и теплопередачи в реакторах различных типов.

· В двухконтурных энергетических реакторах (например, ВВЭР) теплоноситель из реактора поступает в парогенератор, в котором вырабатывается пар, приводящий в действие турбины

· в одноконтурных реакторах (например, РБМК) сам теплоноситель (пароводяной или газовый) может служить рабочим телом турбинного цикла.

· В исследовательских (например, материаловедческих) и специальных реакторах (например, в реакторах для накопления радиоактивных изотопов) теплоноситель только охлаждает реактор, полученное тепло не используется.

К теплоносителям предъявляют следующие требования:

1. Слабое поглощение нейтронов (в тепловых реакторах) либо слабое замедление их (в быстрых реакторах);
2. Химическая стойкость в условиях интенсивного радиационного облучения;
3. Низкая коррозионная активность по отношению к конструкционным материалам, с которыми теплоноситель находится в контакте;
4. Высокий коэффициент теплопередачи;
5. Большая удельная теплоёмкость;
6. Низкое рабочее давление при высоких температурах.

 

В тепловых реакторах в качестве теплоносителя используют воду (обычную и тяжёлую), водяной пар, органические жидкости, двуокись углерода; в быстрых реакторах — жидкие металлы (преимущественно натрий), а также газы (например, водяной пар, гелий). Часто теплоносителем служит жидкость, являющаяся одновременно и замедлителем.

 

54. Тепловыделяющие элементы и тепловыделяющие сборки (назначение, устройства, материалы).

· При делении ²³⁵U тепловыми нейтронами: 202,76 МэВ в реакции

· 194,17 МэВ можем утилизировать (разница уходит в нейтрино)

· ~170 МэВ – исключая нейтроны – что можем полезно утилизировать!

· Осколки деления – многозарядные ионы (пробег ничтожен, 10^{-6 м) – у них огромная радиоактивность}

Вывод:

1) Локализовать топливо внутри герметичного объёма à герметичность осколков и теплоносителя

2) Обеспечить теплоотвод

3) Надёжная управляемость

4) Элементы оформления топлива должны быть корозионно-стойкие и механически устойчивые

5) Компоненты топливных элементов должны обладать низкой энергией активации

6) Нужно много элементов à возможность массового производства

 

ТВЭЛ (тепловыделяющий элемент)

Для ВВЭР-1000:

• L=3,80 м
• D=0,91 см

1 - Заглушка

2 - таблетки диоксида урана (в центре маленький канал – обеспечивается температурный градиент)

3 - оболочка: 99% - Zr; 1% - Nb (маленькое сечение радиационного захвата à слабо активируется à экономит нейтроны + механическая прочность + малая химическая активность)

4 - пружина

5 - втулка

6 - наконечник (чтобы собирать)

Между оболочкой и таблетками есть зазор! Т.к. топливо распухает à чтобы предотвратить «козла».

Для улучшения теплообмена оболочку ТВЭЛа вместе с сердечниками заполняют газом, который хорошо проводит тепло, чаще всего для этих целей используют гелий.

 

ТВС (тепловыделяющая сборка)

- Из ТВЭЛов формируется ТВС

- ТВС работает 3-4 года (меняется дистанционно)

- ТВС – внешний чехол, основа конструкции

- В зоне топливо стоит долго à образуются примеси àпри замене одного ТВС лучше поставить с более высоким обогащением (чтобы компенсировать упад реактивности)

- Для ВВЭР-1000:

· в ТВС 317 ТВЭЛов

· в АЗ 151-153 ТВС (чистый уран – 70 т; UO₂ – 80 т)

· ТВС шестигранник (в импортных – квадрат)

· Обогащение – 2,9%-4,4%

- Для РБМК:

· в ТВС 18 ТВЭЛ (ТВС круглый)

· ТВС ~ 4500 штук (!!!); (чистое топливо – 192 т; UO₂ – 218 т)

· В ТВС

ü 12 каналов для регулирующих стержней

ü Каналы для камер деления

ü 2 канала для аварийного залива борного раствора

 

5. АЭС с водо-водяными энергетическими реакторами (под давлением и кипящими). Физико-технические схемы, сравнительные преимущества и недостатки.