Редактирование Производство трития в России (секция)

Материал из Documentation.

== История == В начале 1950-х годов в связи с проблемой создания термоядерного оружия [[ВНИИНМ]] были разработаны технологии получения трития.<ref>''Андрюшин И. А., Чернышёв А. К., Юдин Ю. А.'' [http://www.polar.mephi.ru/ru/projects/ukrosch_ydra/ukrosch_ydra.pdf Укрощение ядра] — Саров, 2003 г.</ref> Для наработки трития в декабре 1951 года на [[Комбинат № 817|комбинате № 817]] был пущен реактор «[[АИ]]» мощностью около 100 МВт.<ref>''Андрюшин И. А., Чернышёв А. К., Юдин Ю. А.'' [http://www.polar.mephi.ru/ru/projects/ukrosch_ydra/ukrosch_ydra.pdf Укрощение ядра] — Саров, 2003 г.</ref> Для получения трития нужен был изотоп [[Li-6]], который в относительно небольших количествах (7,5 %) содержится в природном литии. Выпуск Li-6 и его гидридов был освоен [[Завод № 12|заводом № 12]].<ref>''Андрюшин И. А., Чернышёв А. К., Юдин Ю. А.'' [http://www.polar.mephi.ru/ru/projects/ukrosch_ydra/ukrosch_ydra.pdf Укрощение ядра] — Саров, 2003 г.</ref>

---

Описание изменений:

Отменить | Справка по редактированию (в новом окне)