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[民用核能] 中国铅基反应堆专题

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iew 发表于 2014-3-1 20:24 | 显示全部楼层 |阅读模式

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核安全所建成世界最大的铅铋回路试验装置

文/姜志忠 图/武欣

2014年2月21日,“多功能铅铋堆技术综合实验回路KYLIN-II设计与研制评审会”在中国科学院核能安全技术研究所召开,来自中国核动力研究设计院、中国原子能科学研究院、中科华核电技术研究院等单位相关领域专家参加了评审会。

中国科学院核能安全技术研究所·FDS团队回路装置建设项目组详细介绍了KYLIN-II回路的建设目标、装置设计、工程建造与调试运行等研发历程,专家组对该装置的功能定位、设计指标和关键系统等进行了详细评估,并现场考察了KYLIN-II回路材料实验区、热工实验区及数字虚拟回路的运行情况,一致认为:“该装置是世界最大的多功能液态铅铋综合实验平台,回路规模、设计与综合实验能力处于国际领先水平。发展了多项核心技术,成果具有创新性。其成功建造与调试运行为我国铅基反应堆技术及液态重金属技术进一步研究奠定了基础,为提升中国在先进核能领域的国际竞争力起到重要作用”。

FDS团队长期从事液态重金属冷却反应堆设计与关键技术研究。2010年9月,自主研制的世界首座多功能液态铅锂综合实验平台DRAGON-IV成功运行,为液体重金属关键科学问题研究奠定了重要基础。2011年初,在中国科学院战略性先导科技专项“未来先进核裂变能-ADS嬗变系统”支持下,启动了集铅铋反应堆材料腐蚀、热工水力及安全实验于一体的多功能综合实验回路KYLIN-II的设计与研制工作,经100余科研人员3年多艰苦攻关,于2014年2月建成铅铋材料与热工水力实验回路并调试成功,实现了液态铅铋重金属高温、高流速等多物理场耦合实验环境,为铅铋冷却反应堆提供了必备的基础科学研究和工程技术验证平台,标志着中国科学院战略性先导科技专项“未来先进核裂变能-ADS嬗变系统”铅铋反应堆(CLEAR)由物理设计走向工程化研究取得重大进展。

与此同时,该回路还可用于铅与铅锂等其他液态重金属冷却剂实验以支持第四代铅冷快堆及聚变堆等先进核能系统基础性和前瞻性研究。在该实验装置设计、建设及运行过程中,已锻炼了一支在铅基反应堆领域具有丰富经验的创新型人才队伍,将对我国先进核能技术的持续发展做出重要贡献。

由于液态金属材料具有高效导热、高沸点、大容量储能等优点,还可用于太阳能发电、零排放制氢、新型液态金属电池储能等工业领域,具有广泛的应用前景。



多功能铅铋堆技术综合实验回路KYLIN-II

http://www.fds.org.cn/newsshows.asp?newsid=1175

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 楼主| iew 发表于 2014-3-1 20:25 | 显示全部楼层
中国系列液态重金属回路

液态重金属实验回路是开展先进核能系统中液态金属关键科学问题的必备实验平台。FDS团队开展了多年高温液态重金属回路的设计、研发及实验研究,建成了包层材料与技术实验室并成为国际上重要的实验研究中心之一,已与欧洲知名核能研究机构德国KIT、意大利ENEA等国际机构签署长期合作协议,受到国内外专家的高度评价和关注。

目前已成功建造并运行了低/中/高温DRAGON系列铅锂实验回路,其功能和指标处于国际先进水平。主要包括:中国热对流铅锂实验回路DRAGON-I/II,为具有自主知识产权的CLAM钢等核材料的服役性能评价提供实验支持,目前已获得CLAM钢上万小时铅锂环境中服役行为实验数据;国际上首座高温强迫对流多功能铅锂实验回路DRAGON-IV,可开展高温腐蚀、应力腐蚀、液态金属流动特性、磁流体动力学效应、模块服役性能等相关研究;针对ITER-TBM系统设计了铅锂在线实验系统DRAGON-V。上述系列液态铅锂实验回路的研发为聚变堆包层关键技术研究提供了国际独有的综合研究平台。

为开展中国液态铅铋冷却反应堆的设计建造,成功研制了我国首座热对流与强迫对流铅铋实验回路及旋转/静态实验装置KYLIN-I/RT/ST,为开展铅铋反应堆结构材料服役性能评估提供了前期实验研究平台;即将建成大型多功能铅铋堆技术综合实验回路KYLIN-II平台具备开展核材料、热工水力学、燃料组件以及安全等铅铋堆关键技术研究的能力,为国际上规模最大、功能最为齐全、设计运行参数最高的综合研究平台,其中液态金属驱动泵、氧测控、系统等专用关键设备的自主研制将推进中国核电设备自主化的发展;同时,堆芯模拟综合实验平台KYLIN-III正在设计中,以期开展散裂靶和堆芯热工水力学实验研究等。


http://www.fds.org.cn/newsshows.asp?newsid=977

 楼主| iew 发表于 2014-3-1 20:27 | 显示全部楼层
本帖最后由 iew 于 2014-3-1 20:35 编辑

中国科学院ADS专项铅铋冷却反应堆项目简介

一、项目背景

为了应对能源短缺和环境污染等问题,人类需要新的清洁能源。核能是目前公认现实可行的可大规模替代化石燃料的清洁能源。根据我国目前核电中长期发展规划,到2020年核电总装机容量预计将达到5800万千瓦或更高。如果2050年中国核电规模达到世界目前的平均水平,中国将新建超过200座百万千瓦级核反应堆。从核电技术发展的成熟度和经济竞争力综合评估,2050年前核电仍将以核裂变能为主。然而,人们在利用核裂变能的同时不得不面临核废料的处置等难题。随着我国核电装机容量的不断增长,核废料的累积量将快速增加,预计到2020年我国核废料累积量将超过1万吨。一座百万千瓦裂变电站每年产生的核废料如果用水稀释到可以安全排放的水平,大约需要长江100年的总水流量。而且,核废料中的高放次锕系元素和长寿命裂变产物的毒性大、放射性强,部分核素半衰期长达上百万年,若不进行安全处置,将对人类始终存在潜在的放射性威胁。加速器驱动次临界系统(ADS:Accelerator Driven subcritical System)目前被认为是一种较为理想的核废料嬗变处理装置,被国际原子能机构(IAEA)称之为“新出现的核废料嬗变及能量产生的核能系统”。

二、原理与发展现状

ADS由强流质子加速器、散裂靶和次临界反应堆构成。加速器产生的质子束流轰击重金属散裂靶(如液态铅或铅合金等),引起散裂反应,为次临界堆提供外源中子以驱动反应堆内的核反应,从而实现核废料嬗变等功能。如一个能量为1GeV的质子轰击重金属靶,产生30~50个散裂中子,诱发次临界堆中核废料嬗变,将长寿命高放射性核废料转变为低毒性短寿命核素或稳定核素,降低放射性潜在危险。

从上世纪80年代开始,ADS逐渐成为国际研究热点。欧盟、美国、俄罗斯和日本等均开展了ADS反应堆的概念设计和实验研究,并将ADS研究列入国家中长期发展规划。如美国的ATW、欧盟的CDT(基于MYRRHA/XT-ADS计划)、日本的OMEGA、韩国的HYPER计划等。从技术发展路线上看,铅合金由于具有良好的中子学和安全特性,成为国际ADS反应堆冷却剂及散裂靶首选材料。

三、发展规划

中国科学院作为国家的基础性、前瞻性和战略性科研机构,设立了战略性先导科技专项“未来先进核裂变能—ADS嬗变系统”,将致力于自主发展 ADS 系统从试验装置到示范装置的全部核心技术和系统集成技术为保障国家能源供给和核裂变能长期可持续发展做出贡献。ADS专项计划通过三个阶段实施,分别开展ADS研究装置(总投入经费预计达到50亿元以上)、ADS实验装置和ADS示范装置的建造与实验研究,到2030年后建成ADS嬗变系统,掌握核废料嬗变处理的关键技术。在ADS反应堆方面,中国科学院选择铅合金冷却反应堆作为发展方向。

FDS团队(http://www.fds.org.cn,以中国科学院核能安全技术研究所为依托、与国内外多家科研机构密切合作建立的多学科交叉先进核能研究团队)承担了ADS专项铅铋冷却反应堆CLEAR(China LEad Alloy cooled Reactor)项目的研究工作。第I阶段研究目标,在2020年前完成中国铅基研究堆CLEAR-I(热功率10MW)的设计与建造,主要研究内容包括铅铋冷却反应堆的设计及安全分析、关键设备设计与研制、专用软件和数据库的开发、液态铅铋合金综合实验平台的设计、建造与运行技术。第II阶段,到本世纪20年代建成中国铅基实验堆CLEAR-II(热功率~100MW)。第III阶段,到2030年后建成中国铅基示范堆CLEAR-III(热功率~1000MW)

四、技术特点

CLEAR采用的液态铅合金冷却剂对于中子的吸收和慢化能力弱,反应堆具有更好的中子经济性,使得反应堆系统具有更高的核废料嬗变和核燃料增殖能力。铅合金沸点高,反应堆可以在低压运行时获得高冷却剂出口温度,避免了高压系统带来的冷却剂丧失事故的发生,同时可以实现高热电转换效率,反应堆具有更好的安全性和经济性。铅合金的化学稳定性高,与空气和水反应若,避免了起火或爆炸的安全问题。同时,铅合金的载热和自然循环能力强,可以依靠自然循环排出堆芯余热,大大提高了反应堆的非能动安全性。

CLEAR-I具有临界和加速器驱动次临界双模式运行能力,可在同一个装置上开展第四代铅冷快堆和ADS系统耦合技术研究。设计过程中充分考虑到研究堆对技术现实可行性及实验升级灵活性的要求,采用成熟的材料、核燃料和相关技术,同时设计了覆盖全堆芯的遥操换料系统,使反应堆具有开展不同燃料和堆芯方案的实验能力。

CLEAR是由外源中子驱动的次临界嬗变反应堆,次临界度较深,发生超临界事故的风险低,具有固有安全性。CLEAR的事故余热排出系统采用非能动设计方案,确保反应堆在完全失去电源动力的条件下利用自然对流方式排出堆芯余热,使反应堆处于安全状态。

CLEAR研究工作是一项多学科交叉的复杂系统工程,具体研究领域涉及到中子物理学、热工水力学、结构力学、核燃料与材料、放射化学、测量与控制技术、计算机与仿真技术、安全与环境保护、许可证技术和其他多学科交叉技术。

五、社会价值

一座1000MW热功率的ADS每年可以处理大约10座百万千瓦级压水堆一年卸出的高放核废料,同时还能产生电能供自身使用和输出给电网。

铅合金冷却反应堆在安全性、可靠性和经济性方面具有显著优势,是第四代核能系统堆型之一,也是小型模块化反应堆、船用反应堆和空间反应堆的主要堆型之一。中国科学院ADS专项铅铋冷却反应堆项目的相关研究成果可同时应用于以上各类先进核能系统,具有广阔的应用前景。

http://www.fds.org.cn/newsshows.asp?newsid=983
 楼主| iew 发表于 2014-3-1 20:28 | 显示全部楼层


 楼主| iew 发表于 2014-3-1 20:32 | 显示全部楼层
这个也是FDS提出的,一并丢这里吧:

多功能聚变裂变混合堆FDS-SFB/多功能聚变工程实验堆FDS-MFX

FDS-SFB (Fusion Driven subcritical System for Spent Fuel Burning)是以焚烧裂变电站乏燃料为目的的聚变裂变混合示范堆概念,可实现嬗变核废料、增殖核燃料、生产能量等功能。该设计基于现实可行或适当外推的聚变技术和成熟的裂变堆技术,是实现聚变能早期应用的有效途径之一。其聚变堆芯为常规托卡马克装置,考虑相对较低的聚变堆芯等离子体和相应的材料性能要求,包层运行在深次临界状态,具有较好的安全性。

FDS团队在多年聚变堆和混合堆设计研究的基础上,提出了多功能聚变工程实验堆FDS-MFX(Multi-Functional fusion engineering eXperimental reactor)的概念 。其主要用于验证聚变堆和混合示范堆的建造和运行技术并作为相关技术实验平台,可作为中国聚变工程实验计划的候选方案。 其主要研究内容包括托卡马克堆芯物理、聚变堆/混合堆包层相关技术、核燃料与结构材料服役性能、聚变堆/混合堆运行与控制技术和聚变堆/混合堆安全等相关研究。该设计考虑相对较低的聚变堆芯等离子体和相应的材料性能要求,其聚变堆芯有多个选择,包括常规托卡马克、球形托卡马克和磁镜等,目前常规托卡马克因其具有广泛的实验基础而被作为首选方案,包层将分3个阶段开展实验研究:第一阶段采用纯氚增殖包层,第二阶段采用铀燃料包层,第三阶段采用乏燃料包层,三阶段递进式技术方案,多阶段、多模块的实现聚变技术从聚变工程实验,到混合原理性验证,到乏燃料焚烧的多功能应用。

相关成果先后在《Nuclear Fusion》、《Fusion Engineering and Design》等聚变领域权威学术刊物上发表学术论文100余篇,并在国际聚变技术大会(ISFNT)、国际先进核能系统大会(ICENES)和IAEA主办的国际聚变能大会(FEC)等一系列大会上作大会特邀报告10余



http://www.fds.org.cn/newsshows.asp?newsid=980
 楼主| iew 发表于 2014-3-1 20:34 | 显示全部楼层
这个也是FDS的,同丢:

强流氘氚中子发生器HINEG

高流强氘氚聚变中子发生器HINEG(Highly Intensified Neutron Generator)是由中国科学院核能安全技术研究所牵头组织,联合中国原子能科学研究院、中国科学技术大学等多家单位共同参与支持,正在设计建造的具有国内第一、国际前三中子强度水平的加速器型氘氚聚变中子发生装置,该装置综合了国内外知名中子发生器的优点,在直流中子强度和脉冲中子性能参数方面具有显著优势。HINEG利用高电压加速氘离子轰击氚靶发生氘氚聚变反应,产生能量为14MeV的高能聚变中子,其连续中子强度最高可以达到1013n/s量级水平。HINEG建成后,可以为国际热核聚变实验堆(ITER)、加速器驱动次临界系统(ADS)、第四代核电技术等研究提供实验平台,开展反应堆物理与辐射屏蔽、辐射防护与环境影响、核与辐射事故应急、核生物安全、材料辐照、放射化学、辐射医学物理及其他核技术应用等研究工作。

目前HINEG配套的中子物理实验平台已经建设完毕,拥有以飞行时间(TOF)、伴随粒子法、反冲质子法、Bonner多球、He-3、BF3为代表的系列中子能谱和强度测量系统,以HPGe、LaBr、NaI为代表的系列光子测量系统,以及α/β计数器、超低本底液闪计数器、氚监测仪等环境放射性监测仪器;上述测量实验系统已经开始核聚变、核裂变相关实验中使用,开展核数据测量、程序校验、屏蔽性能测试、材料辐照与活化分析等实验研究工作。



http://www.fds.org.cn/newsshows.asp?newsid=976
kktt 发表于 2014-3-1 21:49 | 显示全部楼层
本帖最后由 kktt 于 2014-3-1 21:51 编辑

我去年去核安全所参观时拍的




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kktt 发表于 2014-3-1 21:53 | 显示全部楼层

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madaozhizhan 发表于 2014-3-1 22:31 | 显示全部楼层
不错不错,尽管并不十分理解,但只要有研究就会有收获!
lemoncap 发表于 2014-3-2 05:22 | 显示全部楼层
呵呵,这个架势是要搞或可以搞潜艇用液态金属堆呀。
kktt 发表于 2014-3-3 13:35 | 显示全部楼层
lemoncap 发表于 2014-3-2 05:22
呵呵,这个架势是要搞或可以搞潜艇用液态金属堆呀。

铅铋合金低于120度就会凝固,因此铅基堆一旦启动就不能轻易停堆。这种固有安全隐患意味着它不适合作为潜艇核动力。实际上俄罗斯的使用铅基堆的Alfa级核潜艇多次发生事故,几乎没有正常使用过,早早就退役了。

铅基堆的最大好处是功率密度高,因此可以实现水下大航速。但是在满功率下,反应堆的噪声惊人,非常容易被敌方的水声侦查设施发现。再说,核潜艇跑的再快,也没有鱼雷快。因此,这种高航速的战术意义很有限。
fyp8284 发表于 2014-3-3 21:37 | 显示全部楼层
K版,这个是不是就是所谓的液态金属反应堆啊,我以前好像听说过热离子反应堆,是怎么回事,能普及下常识吗?
kktt 发表于 2014-3-3 22:23 | 显示全部楼层
fyp8284 发表于 2014-3-3 21:37
K版,这个是不是就是所谓的液态金属反应堆啊,我以前好像听说过热离子反应堆,是怎么回事,能普及下常识吗? ...

热离子反应堆用作航天器电源,没有做动力堆的
lemoncap 发表于 2014-3-4 07:24 | 显示全部楼层
本帖最后由 lemoncap 于 2014-3-4 09:10 编辑
kktt 发表于 2014-3-3 13:35
铅铋合金低于120度就会凝固,因此铅基堆一旦启动就不能轻易停堆。这种固有安全隐患意味着它不适合作为潜艇 ...

这个是美国人公开的说词了。美国人自己都在悄悄研究呢。铅铋堆是苏联发明的,美国总会表面说它种种缺点。
就像DDDDDHM在2000年左右的时候,好多所谓“智库”说它这个不现实、那个不可能。最后不都慢慢解决了?

至于说跑不过鱼雷是非常粗浅的说法。
首先阿尔法级可以持续41-42节,极限43-45节,注意这是不管潜水深度的。
鱼雷呢,西方最好的热动鱼雷极限速度可到55节以上,但是注意这是浅水速度。在300米深度,热机功率大大降低,一个基于其热机普通参数比较初略的估计是功率减低到35%。这样最好的热动鱼雷在300米深度大约39节,就已经追不上阿尔法级了。
其实西方最好的热动鱼雷动力性能(总能量)绝大多数还赶不上53-65:
Range:
    53-65: 18,000 metres (20,000 yd)
    53-65K: 19,000 metres (21,000 yd)
    53-65M: 22,000 metres (24,000 yd)
Speed:
    53-65 and 53-65K: 45 kt (52 mi/h, 83 km/h)
    53-65M: 44 kt (51 mi/h, 81 km/h)

即使在浅水,假设西方最好的热动鱼雷跑出55节的极速,射程估计也只有5公里,对42节的目标有效开火距离估计也就是1.3公里左右。几乎没用。
以上论证,用的是比较公认的数据,不用考虑电池鱼雷,其能量密度只有热动的20分之一到5分之一,虽然深水性能尚可。也没用英国茅鱼80节的传说速度,和马克50曾经想用的深水推进系统。为公平,也没用阿尔法级900米的潜水深度。



kktt 发表于 2014-3-4 08:59 | 显示全部楼层
lemoncap 发表于 2014-3-4 07:24
这个是美国人公开的说词了。美国人自己都在悄悄研究呢。铅铋堆是苏联发明的,美国总会表面说它种种缺点。 ...

Alfa造了8艘,4艘因反应堆损坏而报废,3艘提前退役,1艘最后改装压水堆,成为试验潜艇。此后苏联再没造过。

美国也曾试验用钠冷堆做过潜艇的核动力,但因为安全隐患以及反应堆维护的困难而放弃,以后全部改用压水堆。

就目前来看,比较成熟可靠的艇用核动力只有压水堆。各种快中子堆还是放在陆上稳妥些。
lemoncap 发表于 2014-3-4 10:38 | 显示全部楼层
#
#ShipyardLaid downLaunchedCommissionedStatus
K-64Admiralty (Sudomekh), LeningradJune 2, 1968April 22, 1969December 31, 1971[3]Decommissioned August 19, 1974 for scrapping[1]
K-123SEVMASH, SeverodvinskDecember 22, 1967April 4, 1976December 12, 1977[3]Decommissioned July 31, 1996 for scrapping[1]
K-316Admiralty (Sudomekh), LeningradApril 26, 1969July 25, 1974September 30, 1978[3]Decommissioned April 19, 1990 for scrapping[1]
K-432SEVMASH, SeverodvinskNovember 12, 1967November 3, 1977December 31, 1978[3]Decommissioned April 19, 1990 for scrapping
K-373Admiralty (Sudomekh), LeningradJune 26, 1972April 19, 1978December 29, 1979[3]Decommissioned April 19, 1990 for scrapping
K-493SEVMASH, SeverodvinskJanuary 21, 1972September 21, 1980September 30, 1981[3]Decommissioned April 19, 1990 for scrapping
K-463Admiralty (Sudomekh), LeningradJune 26, 1975March 30, 1981December 30, 1981[3]Decommissioned April 19, 1990 for scrapping
目前确信反应堆报废的只有一艘就是头一艘。其它从统一退役时间来看都是因政治经济原因提前退役。 另外的间接的旁证:





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lemoncap 发表于 2014-3-4 11:07 | 显示全部楼层
fyp8284 发表于 2014-3-3 21:37
K版,这个是不是就是所谓的液态金属反应堆啊,我以前好像听说过热离子反应堆,是怎么回事,能普及下常识吗? ...

热离子反应堆一般也用液态金属冷却。
kktt 发表于 2014-3-4 11:19 | 显示全部楼层
苏联造过8艘铅堆艇,Alfa 7艘,之前还造过一艘使用铅堆的K-27,1968年出过严重的核事故,9人死亡。

https://www.fas.org/man/dod-101/sys/ship/row/rus/705.htm

Eventually four of the seven Project 705s were lost due to reactor failures. One boat was retired by the end of 1987, and four others were decommissioned in 1990-1992. At least one [and possibly two]  was modified with VM-4 pressurized water reactors from Project 671B  and used for test activities prior to being decommissioned in 1995.

Alfa的7艘情况如下:

UnitShipyardFleetChronologyNotes  
#numberName Laid Down Launched Comm. Stricken
1
K-377
SY 196NOR1965196719721974ex K.71
test ship 1974
reactor accident in sea trial
dismantled
2
K-316
SY 196NOR---------- 19741979---------- 1990-93 in reserve
1995- dismantled
3
K-373
SY 196NOR---------- 19761978---------- 1990-93 in reserve
in storage in Zapadnaya Litsa
4
K-123
SY 402NOR01/**/1975 12/26/1977 ---------- 1995project 705K lead ship
built at SV12/1978 operational
08/08/1982 reactor accident
1990 new reactor installed
1991 recommissioned as test ship
5
K-432
SY 402NOR---------- 19781982---------- project 705K
1990-93 in reserve
1994-95 dismantled
6
K-463
SY 196NOR---------- 197819821986 1986- reactor accident and decommissioned
project 671B conversion (new PWR)
1990-93 in reserve
dismantled
7
K-493
SY 402NOR---------- 1981198311/1997 project 705K
project 671B conversion (new PWR)
1990-93 in reserve
dismantled



kktt 发表于 2014-3-4 11:28 | 显示全部楼层
关于鱼雷的速度,有报道Mk48 ADCAP可以到达63节

关于射程,也不是5miles

https://www.fas.org/man/dod-101/sys/ship/weaps/mk-48.htm

Range        Officially "Greater than 5 miles (8 km)"

Claimed
              40 kt      55 kt
MK-48         44,550 yd  34,430 yd
MK-48 ADCAP   54,685 yd  42,530 yd

http://en.wikipedia.org/wiki/Mark_48_torpedo

Effective firing range         23 miles,[5] 38 km at 55 kn (102 km/h) or 50 km at 40 kn (74 km/h) (estimated),[6] officially "greater than 5 miles"[7]
lemoncap 发表于 2014-3-4 15:02 | 显示全部楼层
kktt 发表于 2014-3-4 11:19
苏联造过8艘铅堆艇,Alfa 7艘,之前还造过一艘使用铅堆的K-27,1968年出过严重的核事故,9人死亡。

http ...

FAS 的资料都是1999年左右的,老了点。 各个级别船号也不尽一致,经常搞混。近年从俄国出来的消息说明705没有那么不堪,特别是后期艇。

Podvodnye Lodki, Yu.V. Apalkov, Sankt Peterburg, 2002, ISBN 5-8172-0069-4
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