14:19 Федуленко В.М. — Кое-что не забылось. Причины катастрофы. Часть 2 |
 Так вот, в технических условиях на промышленный энергетический реактор много лет назад было записано, что стержни аварийной защиты должны останавливать реактор за 2-3 секунды. Это требование на промышленных реакторах практически выполнено с момента их строительства, стержни аварийной защиты полностью вводятся в активную зону за время около 5-6 секунд, а «глушится» реактор к 3-ей секунде, когда стержни примерно наполовину входят в активную зону реактора. Недавно в архиве прочитал Проектное техническое задание на первый промышленный реактор, сентябрь 1946 г. (реактор А, ласково его звали «Аннушкой»; пущен в июне 1948 г, остановлен в 1987 г.). Задание подписано И.В. Курчатовым и В.И. Меркиным. В нём подчёркнуто требование: «Время заполнения аварийных каналов поглотителем должно быть минимальным, желательно, чтобы это время не превышало 0,5 секунды». Речь идёт о гидравлических каналах аварийной защиты, которые должны были заполняться поглощающей нейтроны жидкостью. Требование жёсткое и вряд ли выполнимое. Но всё же… В другом документе «Техническое задание на составление проекта установки АД», ноябрь 1949 г, подчёркнуто, что «время заполнения аварийных каналов поглотителем должно быть минимальным и не превышать 1,5 секунды». Здесь говорится о стержнях-поглотителях аварийной защиты. Утверждено Техническое задание академиком А.П. Александровым. В технических условиях на реактор РБМК-1000 было записано такое же требование, как и на промышленные реакторы. Однако в процессе работы над проектом реактора оказалось, что осуществить ускоренный ввод стержней СУЗ в активную зону за 2-3 сек затруднительно. Пошли по другому пути. Как оказалось, трагическому. В промышленных реакторах контур охлаждения стрежней СУЗ разомкнут, охлаждающая вода, пройдя реактор, не возвращается обратно в контур. Поэтому в нём сравнительно легко организовать охлаждение каналов СУЗ путём так называемого плёночного охлаждения, при котором стержни под собственным весом «падают» практически в пустой канал, так как охлаждающая вода стекает в виде плёнки по поверхности трубы. В реакторе РБМК контур замкнут, каналы СУЗ заполнены водой полностью, плёночное охлаждение организовать затруднительно, поэтому стержни СУЗ вводятся принудительно и с меньшей скоростью (вода тормозит движение стержней вниз, поэтому сброс стержней под собственным весом исключён). Конструкторы пошли по упрощённому пути: физический «вес» стержней, т.е. способность поглощать тепловые нейтроны, увеличили, а скорость принудительного ввода уменьшили так, что в активную зону стержни вводились за 18 секунд, т.е. почти в три-четыре раза медленнее, чем в промышленных реакторах. Для группы стержней аварийной защиты замедление ещё большее, почти в 5 раз. Когда об этой особенности реактора услышали американцы в Вене в МАГАТЭ в 1986 году из уст В.А. Легасова (он рассказывал о Чернобыльской катастрофе), то очень удивились, заявив, что еще в 1953 году ими было выдвинуто категорическое требование к скорости ввода аварийных стержней в 2-3 секунды, чтобы исключить любую возможность неуправляемого разгона реактора на мгновенных нейтронах. Это требование на промышленных реакторах реализовано с момента их проектирования и пуска, т.е. с 1947-48 гг.  Пресс-конференция, проведенная в ходе Совещания по рассмотрению последствий аварии на Чернобыльской АЭС 25-29 августа 1986 года. Зал заседаний МАГАТЭ, Вена, Австрия. Ещё об одной роковой особенности аварийной защиты реактора. Однажды в середине 70-х годов в институте Курчатова обсуждался проект строительных конструкций Чернобыльской АЭС. Речь зашла о бетонных конструкциях подреакторного помещения: уж слишком оно показалось глубоким. В результате обсуждения было принято предложение сэкономить бетон и уменьшить глубину подреакторного пространства почти на 2 метра. В результате пришлось уменьшить длину вытеснителей стержней СУЗ до 4,5 м, так как полная их длина (7 м) уже не помещалась в подреакторном пространстве, если стержни СУЗ введены в активную зону на всю их длину. Решение было обоснованным: вытеснители стержней СУЗ были введены в проект для экономии нейтронов, а эффективность их оптимальна, если вытеснители (в случае вывода поглощающих стержней полностью из активной зоны) располагаются в центральной её части. Верхние и нижние края вытеснителей, располагаясь на периферии, неэффективны, так как там мало тепловых нейтронов. (В скобках поясним, что вытеснители выполнены из графита в оболочке из сплава алюминия. Графит значительно меньше поглощает тепловые нейтроны, чем вода, поэтому вытеснители призваны вытеснять воду из каналов СУЗ, когда поглощающие стержни выведены в верхнее положение и не участвуют в регулировании мощности реактора. Их задача – экономить тепловые нейтроны. О безопасности не вспомнили). Это решение привело к тому, что в нижней части активной зоны в каналах СУЗ оказался столб воды около 1,2 м высотой, в верхней части около 2 м высотой, когда поглощающая часть стержней СУЗ выведена из активной зоны. Такая ситуация часто возникает в переходных режимах на всех реакторах, особенно после кратковременных остановок, или при переводе реактора РБМК с бóльшей мощности на меньшую. В это время снижается запас реактивности вследствие «отравления» активной зоны продуктами деления урана (в основном, ксеноном), стержни из реактора выводятся в верхнее положение. Чтобы поддержать мощность на меньшем уровне или вывести ее на необходимый уровень при пуске, нужно уменьшить «бесполезное» поглощение тепловых нейтронов, что и делается путем извлечения стержней СУЗ из активной зоны. Третья особенность реактора РБМК. Во время проектирования реактора, да и в последующие годы во время их работы уже в стационарном режиме перегрузок, не знали с достаточной уверенностью (не было расчетных программ и условий для надежных реакторных экспериментов), каковы будут изменения реактивности реактора, если в рабочих каналах в случае роста мощности возрастет количество пара, т.е. уменьшится количество «плотной» воды, поглощающая способность которой значительно выше «бесплотного» пара (этот эффект назван «плотностным эффектом реактивности»). Тогда считалось, что плотностной (или паровой) эффект реактивности если и положителен, то только на этапе среднего изменения плотности теплоносителя, а когда вода в канале полностью заменяется паром – эффект отрицателен, т.е. при замене воды (или пароводяной смеси) на пар мощность реактора должна снижаться (при положительном плотностном эффекте реактивности мощность реактора возрастает с ростом количества пара в активной зоне, соответственно «подхлестывается» и рост мощности реактора). Как оказалось впоследствии в результате расчетов по новым программам, замена воды паром вызывала резкий положительный скачок реактивности (до 5- 6 β), причем такой величины, что мощность реактора должна была возрастать неуправляемо на «мгновенных» нейтронах за несколько секунд до значений, превышающих начальную в десятки и сотни раз (пока не развалятся ТВЭЛы и не изменится состав и геометрия активной зоны: гомогенизация топлива в трубе канала, а затем и распространение топлива и продуктов деления по кладке после разрыва труб каналов снижают реактивность системы вследствие увеличения поглощения тепловых нейтронов в уране-238 и продуктах деления, что приводит к прекращению цепной реакции). Есть еще один эффект, значение которого для устойчивой работы реактора не было достаточно осознано – это «двугорбость» распределения энерговыделения по высоте активной зоны (эффект бактриана, двугорбого верблюда), когда физическая связь верхней и нижней частей активной зоны ослаблена. Двугорбость распределения энерговыделения связана с бóльшим выгоранием топлива в центре активной зоны по сравнению с верхней и нижней периферией (в условиях стационарного режима перегрузок топлива, когда в реакторе находятся тепловыделяющие сборки разного выгорания топлива; среди них есть сборки с большим выгоранием топлива в центральной по высоте зоне). При сравнительно малом выгорании топлива распределение энерговыделения по высоте активной зоны косинусоидальное, «одногорбое», схожее с горбом верблюда – дромадера. Вот четыре фактора, которые в соответствии с расчетами привели к взрыву реактора такого масштаба, о возможности которого разработчики того времени практически не знали и не догадывались. Тут следует сказать, что кое-что все же знали по расчетам и экспериментам. Еще за три года до аварии расчетом было показано: если все стержни СУЗ, расположенные в верхнем положении, т.е. когда поглощающая (активная) их часть выведена из активной зоны, будут вводиться в активную зону, то в первые секунды действия стержней вследствие вытеснения воды из нижней части каналов СУЗ графитовыми вытеснителями возможен кратковременный всплеск мощности реактора до десяти раз от начальной (текущей) мощности. Возможный рост реактивности реактора вследствие замещения воды в рабочих каналах паром (положительный плотностной эффект реактивности) с ростом мощности в данном расчете не рассматривался. Эксперименты со стержнями СУЗ непосредственно на реакторе также показали, что при сбросе группы стержней с верхнего положения возникает кратковременный всплеск реактивности и мощности. Такие результаты были получены при пуске реакторов и на ЧАЭС, и на Игналинской АЭС с реактором РБМК-1500 (об этом эффекте должны были бы знать работники станции). Проводились также расчеты по анализу плотностного эффекта реактивности. Результаты расчета свидетельствовали, что возможен довольно большой положительный плотностной эффект реактивности, существенно превышающий коэффициент b, относительную величину количества запаздывающих нейтронов, при превышении которой возможен рост мощности на мгновенных нейтронах. Однако в то время результаты этих расчетов всерьез не были обсуждены, и они были в какой-то мере забыты. В связи с этим и по другим причинам, обусловленным устойчивостью работы реактора, в Технологическом регламенте существовал пункт, категорически требующий «глушить» мощность реактора, если количество стержней СУЗ в активной зоне достигает пятнадцати, то есть оперативный запас реактивности при работающем реакторе должен быть не менее 15 стержней СУЗ. В этом случае в соответствии с экспериментами на реакторе поглощающая часть стрежней СУЗ, находящаяся внутри активной зоны, по мере их дальнейшего ввода в активную зону снижала реактивность реактора и приводила к его остановке. (Под оперативным запасом реактивности понимается определенное количество погруженных в активную зону стержней СУЗ, находящихся в пределах высокой дифференциальной их эффективности, то есть высокой поглощающей способности (нейтронов) в случае дальнейшего введения их в активную зону. Оперативный запас определяется пересчетом на количество полностью погруженных стержней СУЗ). В результате получилась система защиты, которая при срабатывании в условиях верхнего положения всех или большей части стержней СУЗ снижает мощность верхней половины активной зоны за счет введения поглотителя сверху (верхнего участка воды и поглощающей части стержней) и увеличивает мощность нижней половины за счет вытеснения участка воды внизу вытеснителями. За три года до аварии были приняты решения о переделке стрежней СУЗ с целью исключить «эффект вытеснителей» и ускорить действие аварийной защиты. Например, предлагалось временно просто сдвинуть вытеснители в нижнюю часть активной зоны из середины. Обсуждалась также возможность введения стержней УСП (укороченные стержни-поглотители, которые вводятся в активную зону снизу для коррекции осевого поля энерговыделения) вместе со стержнями аварийной защиты. Однако воз двигался медленно. Твердого решения не было. Никто не стукнул кулаком и не остановил реакторы. Ситуация назревала. О ней не догадывались, уповая на силу регламента, основного закона реакторщиков-эксплуатационников (операторов реактора). Чернобыль: трагедия, фарс и урок Со времени аварии на 4-м блоке ЧАЭС прошло уже 30 лет. Уже немногие из участников создания реакторов типа РБМК и тех, кто участвовал в ликвидации последствий этой аварии, смогут отметить этот “юбилей”. Их шансы встретить последующие “юбилеи” убывают. Полагаем, что этот “юбилей” можно использовать для того, чтобы попытаться вновь оценить то, что привнесла эта авария в понимание роли атомной энергетики и в настоящее время, и на обозримую перспективу. Немного об истории РБМК Постановлением Совета Министров СССР от 29 сентября 1966 г. был утвержден план строительства и ввода в действие в период 1966-1975 г.г. атомных станций общей мощностью 11,9 МВт(э). План учитывал начавшиеся двумя годами раньше разработки нового направления канальных уран-графитовых реакторов – РБМК-1000 [1]. Эти разработки были инициированы после ознакомления с идеями развития канального направления тяжеловодных кипящих энергетических реакторов в Великобритании и Канаде, представленными в докладах на 3-й Женевской конференции по мирному использованию атомной энергии 1964 г. [2]. С учетом успешного опыта создания и эксплуатации отечественных промышленных канальных реакторов-наработчиков плутония было принято решение о создании кипящих уран-графитовых реакторов большой мощности – реакторов типа РБМК-1000. Создание реактора-прототипа для РБМК-1000 не предусматривалось. Важными в то время отличиями реакторов типа РБМК от реакторов типа ВВЭР считались отсутствие реакторного корпуса высокого давления, возможность транспортировки элементов конструкции реактора по железной дороге со сборкой на месте размещения АЭС, гибкость топливного цикла, включая возможности перевода таких реакторов в двухцелевой режим производства электроэнергии и наработки оружейного плутония, и, самое главное, возможности использования уже имевшихся промышленных мощностей для производства основных компонентов таких реакторов.  АДЭ-2 — двухцелевой энергетический промышленный уран-графитовый реактор (ПУГР), заготовитель плутония.Останов реактора АДЭ-2 для вывода из эксплуатации. Горно-химический комбинат в Железногорске, Красноярский край. 15 апреля 2010 года. СССР не был одинок в развитии направления канальных кипящих реакторов. Великобритания сумела в рекордно короткие сроки (1963-1967 гг.) спроектировать и построить АЭС мощностью 100 МВт(э) с кипящим тяжеловодным канальным реактором типа “SGHWR”.  Winfrith, Дорсет, Великобритания Реактор содержал бак с тяжелой водой и 104 технологических канала в виде труб из циркалоя (ТК) с размещенными в них тепловыделяющими сборками (ТВС) с двуокисью урана. Уже в январе 1968 г. этот реактор достиг проектной мощности [3]. Реактор “SGHWR” рассматривался прототипом в перспективных планах развития ядерной энергетики Великобритании. Канада, успешно развивавшая ядерную энергетику на тяжеловодных канальных реакторах типа “CANDU”, в 1971 г. ввела в эксплуатацию собственный тяжеловодный кипящий канальный реактор “Gentilly 1” мощностью 250 МВт(э) [4].  Gentilly-1, Беканкур, Квебек, Канада Однако эксплуатация этих сравнительно небольших по мощности реакторов выявила проблемы неустойчивости пространственного распределения энерговыделения в активной зоне. Причиной являлся положительный плотностной эффект реактивности, вызванный кипением воды в технологических каналах, проявлявшийся и возраставший по мере увеличения выгорания и накопления плутония. Несмотря на множество мероприятий по стабилизации пространственного распределения энерговыделения в активной зоне, включая, в итоге, обеспечение отрицательного плотностного эффекта реактивности, реактор “SGHWR” в 1976 г. был снят с промышленной эксплуатации и до 1990 г. использовался лишь как исследовательский реактор. Реакторы такого типа были исключены из перспективных планов развития ядерной энергетики в Великобритании. Аналогичные проблемы управляемости были обнаружены и на реакторе “Gentilly-1”, эксплуатация которого была прекращена в 1977 г. За весь период эксплуатации этот реактор отработал в режиме производства электроэнергии всего 190 дней [4?]. Отечественные разработчики реакторов РБМК обладали информацией о состоянии работ по реакторам “SGHWR” и “Gentilly 1”. Уже в 1969-1972 гг. в результате расчетно-теоретических исследований проектных параметров реакторов РБМК-1000 были выявлены эффекты пространственной неустойчивости полей энерговыделения в активных зонах таких реакторов. “Быстрые” эффекты неустойчивости проявлялись, прежде всего, на малых мощностях вследствие положительного плотностного эффекта реактивности по кипящей воде при достижении выгораний, близких к равновесным в режиме перегрузок топлива. “Медленные” эффекты неустойчивости проявлялись вследствие пространственной нестабильности распределений ксенона-135. Отсутствие представительного реактора-прототипа не позволяло ни подтвердить, ни опровергнуть результаты этих исследований. Физический пуск 1-го блока ЛАЭС с РБМК-1000 состоялся в октябре 1973 г. В конце 1974 г. 1-й блок ЛАЭС с РБМК-1000 достиг проектной мощности. В декабре 1975 г. при подъеме мощности реактора и достижении примерно 20%-й мощности, произошла авария с разгерметизацией нескольких ТВС примерно из 100 ТВС. Эта авария явилась экспериментальным подтверждением расчетных эффектов “быстрой” пространственной неустойчивости полей энерговыделения в реакторах типа РБМК-1000. Однако замедлить либо приостановить программу сооружения АЭС с такими реакторами для устранения выявленных проблем их управляемости никто не решился. Пошли по пути непрерывных модернизаций как на действовавших, так и на строившихся блоках АЭС с реакторами РБМК. В частности, разработали и внедрили систему локальных автоматических регуляторов (ЛАР) для “быстрого” управления распределением энерговыделения по объему активной зоны. Однако на малых уровнях мощности реактора система ЛАР не работала. В период 1976-1978 гг. в целях экономии бетона путем уменьшения высоты подреакторного пространства и Главный Конструктор (НИКИЭТ), и Научный Руководитель (ИАЭ им. И.В. Курчатова) приняли совместное решение об укорочении графитовых вытеснителей на стержнях СУЗ с образованием под ними столбов воды высотой 1,2 м.  Строительство второй очереди Чернобыльской АЭС 2. Факты О Чернобыльской аварии говорилось и писалось больше, чем обо всех других авариях на АЭС, вместе взятых. Причины понятны: масштаб ущерба и социально-политические последствия аварии. Исчез СССР. За первые 25 лет с момента аварии оцененный прямой и косвенный ущерб, нанесенный Украине, Белоруссии и России, превысил 500 млрд. долларов США [5-7]. Для сравнения, авария 2011 г. на АЭС “Фукусима” в Японии за сходный период в 25 лет нанесет ущерб, оцениваемый лишь на уровне 300 млрд. долларов США [5]. Авария на АЭС “Three Mile Island” 1979 года причинила ущерб на уровне 3,4 млрд. долларов США. Так что, пока Чернобыль по масштабу оцененного ущерба остается вне конкуренции. К этому можно добавить, что на обозримое будущее свыше 784 тыс. гектаров сельскохозяйственных земель и свыше 694 тыс. гектаров лесных угодий в зоне Чернобыля останутся непригодными для проживания людей [8], что равно примерно 1/3 территории Дании или пяти территориям Люксембурга (Великого Герцогства Люксембург). В 2015 г. АЭС России выработали 195 млрд. кВт*ч [9]. При отпускной цене за 1 кВт*ч в диапазоне 4-5 руб/кВт*ч., и текущем курсе доллара США на уровне около 70 руб./доллар, АЭС России в 2015 г. наработали электроэнергии на 12-13 млрд. долларов США. Как скоро АЭС России и Украины смогут выработать столько электроэнергии, чтобы ее цена могла сравниться с ущербом от аварии на ЧАЭС, уже превышающем 500 млрд. долларов США? Вопрос пока не имеет ответа. 3. Уроки Три наиболее впечатляющих аварии на АЭС (“Three Mile Island”, 1979 г.; Чернобыль, 1986 г.; “Фукусима”, 2011 г.) за примерно полвека существования гражданской ядерной энергетики позволили сформулировать и внедрить в практику концепцию “культуры безопасности”. Эти аварии показали уязвимость объектов гражданской ядерной энергетики по отношению к “человеческому фактору” на различных стадиях их жизненного цикла в цепочке событий “от колыбели до могилы”. Авария на АЭС “Three Mile Island” в 1979 г. продемонстрировала уязвимость по отношению к “человеческому фактору” на стадии проектирования и эксплуатации. На стадии проектирования, несмотря на накопленный громадный опыт в физике, теплогидравлике и проектировании реакторов типа PWR и BWR, не удалось предусмотреть возможность отказа средств диагностики состояния некоторых наиболее значимых для безопасности элементов оборудования. На стадии эксплуатации ошибки в проектировании средств диагностики спровоцировали ошибочные действия персонала. Авария на 4-м блоке ЧАЭС в 1986 г. продемонстрировала уязвимость к “человеческому фактору” как в выборе направления развития ядерной энергетики в СССР, так и в проектирования, и эксплуатации. Выбор направления был предопределен несомненными успехами в создании промышленных реакторов-наработчиков плутония и отсутствием необходимых мощностей в производстве оборудования для реакторов типа ВВЭР. Несмотря на существенные отличия в физике и теплогидравлике предложенных реакторов типа РБМК от освоенных промышленных реакторов, в целях экономии ресурсов и времени было решено отказаться от создания реактора-прототипа и сразу приступить к серийному производству этих еще “не доведенных до ума” реакторов. На стадии проектирования особенности физики и теплогидравлики реакторов типа РБМК досконально не были проанализированы. Обнаружение положительного плотностного эффекта реактивности в реакторах типа РБМК также не рассматривалось большой проблемой, т.к. аналогичный эффект фиксировался и в промышленных реакторах, которые успешно эксплуатировались. Совмещение во времени стадий проектирования и эксплуатации реакторов типа РБМК привело к множественным проектным ошибкам, которые выявлялись лишь во время эксплуатации и устранялись путем множественных модернизаций на уже работавших и строящихся АЭС. Судьбоносным для реакторов РБМК оказалось проектное решение об экономии бетона путем уменьшения высоты подреакторного пространства на 2 метра с последующим укорочением вытеснителей стержней СУЗ, под которыми образовались столбы воды высотой 1,2 метра. За три года до аварии на ЧАЭС прямыми экспериментами была показана опасность такого решения. Однако своевременных действий, требовавших затрат и приостановки эксплуатации АЭС с РБМК, со стороны проектантов и эксплуатационников не последовало. Авария 2011 г. на АЭС “Фукусима” в Японии продемонстрировала уязвимость к “человеческому фактору” как на стадии проектирования, так и на стадии эксплуатации. Несмотря на очевидные ошибки в выборе места размещения АЭС, недостатки в проектировании систем безопасности и нежелание эксплуатирующей организации выполнить предлагавшиеся модернизации АЭС, требовавшие некоторых затрат и времени, эксплуатация АЭС продолжалась.  Фукусима-1 Концепция “культуры безопасности” как результат осмысливания произошедших аварий на АЭС, охватывает все виды деятельности на всех стадиях жизненного цикла АЭС, которые могут оказать влияние на их безопасную эксплуатацию. Концепция “культуры безопасности” охватывает высшие сферы управления, в том числе законодательную и правительственную, которые, согласно концепции, должны формировать национальный климат, при котором безопасность является делом ежедневного внимания. Оценка с позиций указанной концепции событий аварий на АЭС показывает, что недостаточность культуры безопасности характерна не только для стадии эксплуатации, но в не меньшей степени характерна для участников других стадий создания и эксплуатации АЭС (конструкторы, проектанты, строители, изготовители оборудования, министерские управляющие, контролирующие структуры и т.д.). Общими причинами всех трех аварий явились проектные ошибки, вызвавшие неизбежные ошибки эксплуатационников. 4. Проблемы К счастью, после аварии на ЧАЭС и до настоящего времени в России и Украине не было столь значимых аварий на АЭС. Беспрецедентные мероприятия по модернизации реакторов РБМК позволили обеспечить безопасность их эксплуатации путем устранения проектных ошибок и реализации некоторых идей начала 70-х гг. прошлого века: повышение обогащения топлива, применение выгорающего поглотителя (эрбия), увеличение количества стержней ДП и СУЗ, постоянно погруженных в активную зону, и устранение в конструкции нижней части стержней СУЗ проектных “усовершенствований” 1976-1978 гг. в виде водяных столбов высотой 1,2 м. Последовательное применение концепции “культуры безопасности” вынуждает вновь оценить достаточность выполненных проектных модернизаций реакторов РБМК для обеспечения их безаварийной эксплуатации. Критерием достаточности выполненных проектных модернизаций реакторов РБМК может служить успех в математическом моделировании экстремальных экспериментов с РБМК – аварий 1975 г. на 1-м блоке ЛАЭС и 1986 г. на 4-м блоке ЧАЭС. Такой успех может рассматриваться доказательством того, что проектанты владеют необходимыми методиками и средствами математического моделирования характеристик реактора РБМК, и использовали всю доступную экспериментальную информацию для обоснования безопасности эксплуатации таких реакторов. По своей физике, теплогидравлике и конструкции реакторы РБМК пока продолжают оставаться наиболее сложными объектами атомной энергетики, с трудом поддающимися математическому моделированию и существенно затрудняющими экспериментальное исследование их характеристик. Поскольку никто в мире, кроме СССР и России, такие реакторы не создавал, все, что имело отношение к проектированию и обеспечению безопасной эксплуатации АЭС с такими реакторами, могло основываться лишь на отечественных научно-технических возможностях. |
|
|
Похожие материалы
| Всего комментариев: 0 | |
