РБМКП-2400 — проект ядерного реактора серии РБМК с номинальной электрической мощностью 2400 МВт, тепловой — 6500 МВт. Реактор РБМКП-2400 был разработан на основе полученного опыта при эксплуатации реакторов РБМК-1000 и реакторов серии АМБ. Существенным отличием проекта РБМКП-2400 от реакторов РБМК являлось внедрение пароперегревательных каналов для ядерного перегрева пара, а так же реализация принципа секционно-блочного конструирования реактора, позволявшего сократить сроки строительства АЭС[2].
Разработчиком проекта являлся НИКИЭТ. Научный руководитель — ИАЭ им. И. В. Курчатова.
Работы по проекту РБМКП-2400 были закрыты после аварии на Чернобыльской АЭС.
РБМКП-2400 Тип реактора - канальный уран-графитовый, кипящего типа, с ядерным перегревом пара Назначение реактора - электроэнергетика Технические параметры: Теплоноситель - вода Топливо - диоксид урана Тепловая мощность - 6500 МВт Электрическая мощность - 2400 МВт Разработка: Проект - 1975—1977 Научная часть - Курчатовский институт Предприятие-разработчик НИКИЭТ Конструктор - Доллежаль Н. А.
Цели разработки
Основной целью при разработке реактора РБМКП-2400 было увеличение единичной электрической мощности энергоблока (до 2-3 ГВт), повышение КПД реакторной установки до 37% за счёт внедрение ядерного перегрева пара в каналах (литера «П» в названии реактора означает перегрев пара). Так же особенностью этого реактора являлось выполнение активной зоны в виде прямоугольного параллелепипеда по принципу секционно-блочного конструирования — реактор должен был сооружаться из одинаковых по конструкции секций, которые собирались на монтаже из блоков заводского изготовления. Такой принцип конструирования должен был упростить и уменьшить время монтажа, улучшить качество изготовления и контроля конструкций реактора, а так же повысить надежность узлов реактора при эксплуатации. Важным преимуществом секционно-блочного конструирования являлось возможность в перспективе увеличивать единичную мощность энергоблока за счёт увеличения количества испарительных и перегревательных секций (проект РБМКП-4800).
Характеристика реактора РБМКП-2400 Характеристика - РБМКП-2400 Тепловая мощность реактора, МВт - 6500 Электрическая мощность блока, МВт - 2400 КПД блока (брутто), % - 37 Давление пара перед турбиной, атм - 70-65 Температура пара перед турбиной, °C - 450 Размеры активной зоны, м: — высота - 7,00 — ширина×длина 7,5×27 Загрузка урана, т: — испарительный канал - 219,3 — перегревательный канал - 73,9 Обогащение, % - 235U: — испарительный канал - 1,8 — перегревательный канал - 2,3 Число каналов: — испарительных - 1920 — перегревательных - 960 Среднее выгорание, МВт·сут/кг: — в испарительном канале - 19,4 — в перегревательном канале - 18,1 Размеры оболочки твэла (диаметр×толщина), мм: — испарительный канал - 13,5×0.9 — перегревательный канал - 10×0,3 Материал оболочек твэлов: — испарительный канал - Zr + 2,5 % Nb — перегревательный канал - Нерж. сталь
Схема энергоблока с реактором РБМКП-2400 (разрез): 1 — вертикальный сепаратор пара 2 — сборные групповые коллекторы 3 — верхние трубопроводы воды 4 — трубопроводы пароводяной смеси 5 — всасывающий коллектор 6 — верхний блок 7 — главные циркулирующие насосы 8 — раздаточные групповые коллекторы 9 — напорный коллектор 10 — коллектор питательной воды 11 — активная зона реактора 12 — нижняя ремонтная машина 13 — нижний блок 14 — боковой блокла 15 — бассейн-барботёр 16 — коллектор насыщенного пара 17 — коллектор перегретого пара 18 — трубопроводы перегретого пара 19 — трубопроводы насыщенного пара 20 — разгрузочно-загрузочная машина
Реактор РБМКП-2400 состоит из восьми испарительных и четырёх перегревательных секций, состоящих из 1920 испарительных 960 перегревательных каналов соответственно. Перегревательные секций располагаются в центральной части реактора. Испарительно-перегревательные секции конструктивно однотипны и различаются лишь соответствующими коммуникациями и наличием в испарительной секции вертикальных барабанов-сепараторов. Испарительная секция обслуживается шестнадцатью ГЦН и шестнадцатью вертикальными барабанами-сепараторами, объединенными в восемь автономных циркуляционных петель — по два сепаратора и два насоса в петле. Общее количество каналов системы управления и защиты реактора (СУЗ) — 360. В типовом энергоблоке с реактором РБМКП-2400 проектом предусмотрена установка двух высокооборотных (3000 об/мин) турбогенераторов электрической мощностью 1200 МВт каждый.
Одним из преимуществ выбранного многопетлевого принципа построения реактора, состоящего из отдельных секций, является относительная независимость друг от друга областей активной зоны, что улучшает условия по регулированию и формированию энергораспределения. Такая компоновка реактора позволяет снижать мощность отдельных секций реактора, а также полностью отключать их для проведения ремонтных работ или перегрузок на работающем реакторе.
Конструкция тепловыделяющих сборок (ТВС) для испарительных каналов идентична ТВС реактора РБМК-1000. Для перегревательных каналов предусмотрено иная конструкция ТВС. В частности из-за того, что температура ТВЭЛов в перегревательных каналах при номинальной работе установки превышает 600 °C, оболочки ТВЭЛов выполнены из нержавеющей стали. ТВС для перегревательных каналов так же имеют внешний кожух, что улучшает условия охлаждения стенки канала.
Реактор РБМКП-2400 работает по одноконтурной схеме. Циркуляционный контур разделён на две самостоятельные петли — испарительную и перегревательную. Испарительная петля представят собой контрур многократной принудительной циркуляции (КМПЦ), перегревательная — разомкнутый контур пароперегрева. В испарительной петле теплоноситель (вода) поступает в испарительные каналы активной зоны, охлаждая ТВС частично испаряется и образующаяся пароводяная смесь поступает в вертикальные барабаны-сепараторы. В них происходит сепарация пара. Остающаяся вода из сепараторов, смешиваясь с питательной водой с помощью главных циркуляционных насосов, снова подаётся в испарительные каналы. Отсепарированный насыщенный пар поступает в перегревательные каналы активной зоны, где происходит соответственно его перегрев. Пройдя через перегревательные каналы, перегретый пар (температура ~450 °C) под давлением 70-65 кгс/см2 поступает на два турбогенератора электрической мощностью по 1200 МВт каждый. Отработанный пар конденсируется, после чего, пройдя через регенеративные подогреватели и деаэратор, подается с помощью питательных насосов (ПЭН) в испарительный контур.
В конце 1970 годов проект двухблочной АЭС с реакторами типа РБМКП-2400 был предложен для строительства Костромской (Центральная) АЭС. Однако на этапе строительства проект станции с реактором РБМКП-2400 изменен на РБМК-1500. Это было связано в первую очередь, что строительство реакторов РБМК-1000 и РБМК-1500 уже было освоено промышленностью. Не смотря на определенную степень унификации с реакторами установками типа РБМК, строительство станции с новым реактором РБМКП-2400 требовало внедрение и освоение новых технологий производства конструкции и комплектующих на заводах-изготовителях.
После аварии на Чернобыльской АЭС работы по новым проектам реакторов типа РБМКП были остановлены. Атомные электростанции с реакторами РБМКП-2400 в эксплуатацию не вводились.
Источник - Википедия и интернет...
Камни не исполняют желаний. Их исполняем мы сами, четко следуя однажды выбранному пути. - майор Кальтер - Свинцовый закат
АДЭ — двухцелевой энергетический промышленный уран-графитовый реактор (ПУГР), заготовитель плутония. В качестве второстепенной задачи — отапливал населенный пункт.
Канальный реактор на тепловых нейтронах с графитовым замедлителем и прямым проточным водным охлаждением. Технологически схож с реактором РБМК, профилированный на производство плутония.
Разработка проекта реактора «АД» была поручена конструкторскому бюро артиллерийского завода № 92 в г. Горьком (главный конструктор — И. И. Африкантов — ныне это ОКБМ его имени). Первому промышленному реактору был присвоен индекс ЛБ-120 (ЛБ — Лаврентий Берия, 120 взято от условного наименования плутония — теллур-120), который, по известным причинам, был заменен индексом ОК-120 (ОК — особая конструкция, закрытое наименование — реактор «АД»).
После чернобыльской аварии на промышленных реакторах было выполнено около 100 модернизаций, полностью исключивших возможность аварии чернобыльского типа. Главное отличие от РБМК — ряд конструктивных особенностей, обеспечивающих их повышенную внутреннюю самозащищенность:
Паровой коэффициент реактивности разогретого реактора, хотя и имеет слабоположительное значение, но оно существенно меньше, чем у РБМК, а значит, неуправляемый разгон мощности реактора исключен; Время ввода в активную зону стержней управления и защиты не превышает 6 с, и нежелательные процессы за такой короткий срок не могут развиться; В качестве основного делящегося материала используется не обогащенный уран природной концентрации по изотопу уран-235, т.е. количество локальных критических масс в активной зоне ПУГР в десятки раз меньше, чем в РБМК; Cредняя температура графита в активной зоне ПУГР существенно меньше, чем в РБМК, т. е. ПУГР имеет значительно более низкую запасенную в активной зоне энергию.
Камни не исполняют желаний. Их исполняем мы сами, четко следуя однажды выбранному пути. - майор Кальтер - Свинцовый закат
А-1 (А, «Аннушка») — первый промышленный оружейный ядерный реактор в СССР и Европе, первый в СССР и Европе атомный реактор с охлаждением.
Задача устройства первого оружейного реактора возникла при проектировании первой советской атомной бомбы РДС-1.
По конструкции для создания бомбы было необходимо атомное взрывчатое вещество. В результате разработок по простоте, быстроте и стоимости был выбран оружейный плутоний (плутоний-239), который является результатом облучения нейтронами урана-238.
Для отработки принципов работы реактора в Москве был построен реактор Ф-1, на котором были наработаны практика сборки, принципы управления и условия защиты реактора.
При его эксплуатации выяснилось, что для наработки необходимого количества плутония необходимо строить реактор с улучшенной биологической защитой и отводом тепла, что и было реализовано в проекте А-1.
На момент строительства реактор являлся главным объектом всей советской промышленности. Работам на стройке А-1 уделялось повышенное внимание, все вопросы курировал Я. Д. Рапопорт.
8 июля 1946 года он подписал приказ об организации Первого промышленного района, руководить которым был поставлен Д. К. Семичастный, главным инженером строительства объекта № 1 был назначен В. А. Сапрыкин, при этом продолжал быть главным инженером Челябметаллургстроя.
Стройка, центром которой был реактор, была переименована: вместо строительного района № 11 употреблялось название строительное управление № 859.
Работы по рытью котлована начались в августе 1946 года. Московское руководство дало Сапрыкину указание завершить работы по созданию котлована к концу года. 17 октября 1946 года вышел приказ В. А. Сапрыкина к 22 октября отрыть котлован на глубину 8 м и к 25 ноября отрыть котлован на 24 м.
По состоянию на 1 января 1947 года работы на котловане должны были быть полностью завершены, но по ряду причин строители не могли достичь этого результата. Когда это стало ясно, Сапрыкин перестроил работу стройки, увеличил продолжительность смен и нормы выработки, отменил выходные, организовал социалистическое соревнование со вручением победителям Красного знамени, вымпелов и денежных премий, привлёк к работам взрывников: специальный инженерный батальон под командованием Я. И. Ентина начал проводить взрывные работы большой мощности с 9 ноября 1946 года.
Д. К. Семичастный и В. А. Сапрыкин проработали на стройке до 15 января 1947 года, после них первым промышленным строительным районом стали руководить инженер-капитан Д. С. Захаров[5], главным инженером стройки был назначен А. К. Грешнов.
Котлован Строительство котлована под реактор было крайне секретным. Котлован реактора стал центром строительства комбината «Маяк» того времени.
Строительство объекта такого размера стало вызовом для строительной науки того времени: пришлось применять наиболее современные на тот момент механизмы и создавать уникальные приспособления. Несмотря на это, в строительстве преобладала ручная работа: на объекте трудилось 500 землекопов в зимнее время и две смены по полторы тысячи летом.
В связи с беспрецедентной секретностью проекта строителям давались задания по частям: по мере достижения определённой глубины строители получали новое задание на большую глубину.
Такой подход заставлял переделывать сделанное и вёл к неэффективному расходу трудовых ресурсов и техники в угоду сохранения тайны.
6 метров
В первоначальном проекте шла речь о глубине в 10 м, первые несколько метров были выкопаны вручную.
В качестве средств механизации использовались тачки-грабарки, землю вывозили на отвал в 300 м от котлована.
Отметка была достигнута в середине января 1947 года, котлован представлял собой квадрат стороной 80 м в плане глубиной 6 м.
10 метров
На этой отметке была обнаружена твёрдая скала, разрабатывать которую вручную было очень медленно. С этого момента постоянно проводились взрывные работы: обычной силы — на рыхление породы и взрывы увеличенной силы — на выброс породы.
Объёмы взрывных работ были очень высокими: с октября 1946 года по март 1947 было выполнено тридцать взрывов, в результате 100 тыс. м³ крепкой скальной породы было выброшено и 70 тыс. м³ взрыхлено.
Сапёры выкопали шурфов общей длиной порядка 3000 м, минных камер общим объёмом около 1300 м³.
18 метров
Был получен новый проект, глубина котлована должна была достичь 43 м. Из работавших на стройке никто не имел опыта ведения работ на такой большой глубине. Применявшиеся на стройке технологии не позволяли работать на глубине более 20 м, поэтому пришлось расширять котлован для прокладки подъездных путей.
25 метров
После того, как на отметке в 20 м был проведён успешный взрыв на выброс, удалось достичь уровня в 25 м. Были установлены механизмы: два экскаватора, а также десять подъёмников, созданных на ремонтно-механическом заводе. Экскаваторы перемещали грунт в сторону ковшей подъёмников, загрузка ковшей производилась вручную. От подъёмников грунт перемещали на грузовиках ЗИС-5 и Studebaker US6, но их постоянно не хватало, и параллельно задействовались грабарки. Эта схема работы показала себя успешной и позволила успешно достичь глубины в 43 м.
По мере продвижения произошёл инцидент с проникновением грунтовых вод в котлован. Поскольку производительность и мощность установленных на стройке насосов была невелика, пришлось установить промежуточную насосную станцию. Когда зимой эта система отказала, котлован стал быстро наполняться водой, пришлось эвакуировать работников. Несмотря на мороз, механик объекта А. И. Ложкин, нырнув в ледяную воду, исправил заевший клапан и спас положение.
Этот случай широко использовался в пропагандистских целях, эта история стала известна всему коллективу.
43 метра
Указание было выполнено в марте 1947 года, после этого проектировщики дали задачу заглубиться ещё на 10 м.
Этот последний участок стал самым сложным, и на нём работали исключительно строители-добровольцы, руководил которыми лично Д. С. Захаров.
Земляные работы были полностью завершены в апреле 1947 года, котлован имел диаметр 110 м на поверхности земли и 80 м на дне, итоговая глубина — 54 м.
Реактор был смонтирован в подземной шахте, активная зона находилась существенно глубже уровня земли, что обеспечивало высокую степень радиационной защиты.
Активная зона диаметром 9,2 метра и высотой 9,2 метра набрана из графитовых колонн сечением 200×200 мм. Общий вес кладки 1000 тонн. По всей высоте 1139 колонн проходили трубы диаметром 44 мм, где располагались топливные и управляющие элементы. Активную зону окружали баки с водой и толстые бетонные стены.
Эксплуатация
Реактор запущен 19 июня 1948 г. Эксплуатировался 38,5 лет.
При первом поднятии мощности произошла авария: "Б. В. Брохович: «…уже тогда, при первом подъёме мощности, из-за неполного закрытия шарового клапана урановые блоки недостаточно охлаждались, что привело к „закозлению“ ячеек (17-20).»
Вторая авария произошла 25 июля 1948 г.: «второй „козёл“ образовался 25 июля в ячейке 20-18.»
20 января 1949 г. реактор был остановлен на капитальный ремонт из-за коррозии труб водяного охлаждения.
Камни не исполняют желаний. Их исполняем мы сами, четко следуя однажды выбранному пути. - майор Кальтер - Свинцовый закат
Ядерные реакторы на космических аппаратах применяются в случае, если необходимое количество энергии невозможно получить другими способами, например, с помощью солнечных батарей или изотопных источников энергии.
Ядерный реактор SNAP 10A
Первым ядерным реактором, применённым на космическом аппарате, стал американский SNAP-10A[en], созданный в рамках программы SNAP[en] (сокр. от англ. Systems for Nuclear Auxiliary Power). Он был установлен на борту аппарата Snapshot массой 440 кг, запущенного 3 апреля 1965 года ракетой-носителем «Атлас». Предполагалось провести лётные испытания реактора в течение 90 суток. Реактор был разработан компанией Boeing по заказу ВВС и Комиссии по атомной энергии США. Реактор на тепловых нейтронах использовал уран-235 в качестве топлива, гидрид циркония как замедлитель и натрий-калиевый расплав в качестве теплоносителя. Тепловая мощность реактора составляла около 40 кВт. Электрическая мощность, обеспечиваемая термоэлектрическим преобразователем, составляла от 500 до 650 Вт.
Реактор успешно проработал 43 дня — до 16 мая 1965 года. В этот день был впервые включен экспериментальный ионный двигатель, также установленный на борту. Его работа сопровождалась многочисленными высоковольтными пробоями, электромагнитный импульс от которых нарушил работу бортовой аппаратуры. Кроме этого, по ложной команде были сброшены детали конструкции отражателя реактора, что привело к его необратимому глушению.
«Ромашка»
Советский термоэлектрический реактор-преобразователь «Ромашка» был впервые запущен в Институте атомной энергии («Курчатовский институт») 14 августа 1964 года. Реактор на быстрых нейтронах имел тепловую мощность 40 кВт и использовал в качестве топлива карбид урана. Термоэлектрический преобразователь на кремний-германиевых полупроводниковых элементах был разработан и изготовлен в Сухумском физико-техническом институте и выдавал мощность до 800 Вт.
Сергей Павлович Королёв намеревался использовать «Ромашку» на космических аппаратах в сочетании с импульсными плазменными двигателями. Испытания «Ромашки» закончились в середине 1966 года, уже после смерти Королёва, но реактор так и не был использован в космосе.
«Бук»
Следующая ядерная энергетическая установка, БЭС-5 «Бук», была использована на спутнике радиолокационной разведки УС-А. Первый аппарат этой серии был запущен 3 октября 1970 года с Байконура («Космос-367»). Сам «Бук» разрабатывался с 1960 года в НПО «Красная звезда».
Электрическая мощность установки составляла 3 кВт при тепловой в 100 кВт, максимальный ресурс работы БЭС-5 — 124 (по другим данным — 135) суток. Двухконтурная установка имела реактор на быстрых нейтронах БР-5А и термоэлектрический генератор, теплоноситель обоих контуров — эвтектичный натрий-калиевый сплав (температура плавления −11 °C), температура в первом контуре — 700 °C, во втором — 350 °C. Масса всей установки — около 900 кг.
Активная зона реактора состоит из 37 твэлов с минимально возможным зазором между ними. Каждый твэл содержит три уран-молибденовых блочка длиной по 55 мм и два бериллиевых блочка длиной по 100 мм, образующих торцевые отражатели. Общая масса урана — 30 кг, обогащение по 235-му изотопу — до 90 %. Корпус реактора в виде шестигранной призмы с размером «под ключ» 140 мм окружён боковым бериллиевым отражателем толщиной 100 мм. В отражателе могут перемещаться параллельно друг другу шесть бериллиевых стержней — органы управления реактором.
Боковой отражатель состоял из отдельных секций, стянутых стальной лентой. Предполагалось, что при сходе спутника с орбиты и попадании его в плотные слои атмосферы лента должна быстро перегореть, отражатель — развалиться на части, а активная зона — сгореть. После неудачного падения 24 января 1978 года аппарата «Космос-954» конструкция была изменена: все твэлы стали принудительно выбрасываться газовым исполнительным механизмом.
«Топаз» Основная статья: Топаз (ядерная энергетическая установка)
Следующей советской космической ядерной энергетической установкой стала ТЭУ-5 «Тополь» («Топаз-1»), впервые выведенная на орбиту 2 февраля 1987 году в составе экспериментального КА «Плазма-А» («Космос-1818»). Работа над «Топазом» велась с 1960-х годов. Наземные испытания были начаты в 1970 году. Главным конструктором выступала «Красная звезда».
Топливом в реакторе служил диоксид урана с 90 % обогащением, теплоносителем калий-натриевый расплав. Реактор имел тепловую мощность 150 кВт, причём количество 235U в реакторе было снижено до 11,5 кг по сравнению с 30 кг в БЭС-5 «Бук».
В «Топазе» использовался термоэмиссионный преобразователь тепловой энергии в электрическую. Такой преобразователь подобен электронной лампе: катод из молибдена с вольфрамовым покрытием, нагретый до высокой температуры, испускает электроны, которые преодолевают заполненный ионами цезия под низким давлением промежуток и попадают на анод. Электрическая цепь замыкается через нагрузку. Выходная электрическая мощность преобразователя составляла от 5 до 6,6 кВт.
При расчётном ресурсе в один год, уже на втором КА «Плазма-А» («Космос-1867») «Топаз» проработал более 11 месяцев.
«Енисей»
Реактор-преобразователь «Енисей» предназначался для работы в составе спутника непосредственного телевизионного вещания «Экран-АМ», но этот проект был закрыт. Изделие представляло собой реактор, в активной зоне которого находились не традиционные тепловыделяющие элементы, а интегральные электрогенерирующие каналы. Они представляли из себя «таблетки» диоксида урана, обогащённого до 96 %, катод, анод, цезиевый канал и всю остальную «обвязку». Тепловая мощность «Енисея» была порядка 115—135 кВт, электрическая — порядка 4,5—5,5 кВт. Теплоносителем являлся натрий-калиевый расплав.
В 1992 году США приобрели в России за 13 млн долларов две ЯЭУ «Енисей» («Топаз-2»). Один из реакторов предполагалось после тщательных наземных испытаний использовать в 1995 году в «Космическом эксперименте с ядерно-электрической ДУ» (Nuclear Electric Propulsion Spaceflight Test Program). Однако в 1993 году из-за сокращения бюджета было решено ограничиться только наземными испытаниями, а в 1996 году проект был закрыт.
Камни не исполняют желаний. Их исполняем мы сами, четко следуя однажды выбранному пути. - майор Кальтер - Свинцовый закат
В ноябре 2017 года в США в Исследовательском центре Гленна[en] начались испытания демонстрационного прототипа реакторной энергетической установки Kilopower предназначенной для выработки электроэнергии с выходной мощностью до 10 кВт и с ресурсом 10 лет на поверхности Марса
Происшествия 25 апреля 1973 года вследствие выхода из строя двигательной установки запуск советского спутника радиолокационной разведки с ЯЭУ на борту завершился неудачей. Аппарат не был выведен на расчётную орбиту и упал в Тихий океан.
12 декабря 1975 года сразу после выхода на орбиту вышла из строя система ориентации советского спутника радиолокационной разведки «Космос-785» с ЯЭУ на борту. Началось хаотичное вращение аппарата, что грозило его падением на Землю. Активная зона реактора была успешно отделена и переведена на орбиту захоронения, где и находится в настоящее время.
24 января 1978 года в северо-западных районах Канады упал советский спутник радиолокационной разведки «Космос-954» с ЯЭУ на борту. При прохождении плотных слоёв земной атмосферы произошло разрушение спутника и поверхности Земли достигли лишь некоторые его фрагменты. Произошло незначительное радиоактивное загрязнение поверхности.
28 апреля 1981 года на советском спутнике радиолокационной разведки «Космос-1266» с ЯЭУ на борту зафиксирован выход из строя бортового оборудования. Активная зона реактора была успешно отделена и переведена на орбиту захоронения, где и находится в настоящее время.
7 февраля 1983 года в пустынных районах Южной Атлантики упал советский спутник радиолокационной разведки «Космос-1402» с ЯЭУ на борту. Конструктивные доработки после предыдущей аварии позволили отделить активную зону от термостойкого корпуса реактора и предотвратить компактное падение обломков. Тем не менее, было зафиксировано незначительное повышение естественного радиационного фона.
Апрель 1988 года вышел из-под контроля советский спутник радиолокационной разведки «Космос-1900» с ЯЭУ на борту. Космический аппарат медленно терял высоту, постепенно приближаясь к Земле. 30 сентября, за несколько дней до расчётного момента входа в плотные слои атмосферы, сработала аварийная защитная система, и активная зона реактора была успешно отделена и переведена на орбиту захоронения.
4 июля 2008 года, согласно данным НАСА, произошла фрагментация спутника «Космос-1818» на орбите. Предположительно, отделившиеся фрагменты сферической формы в количестве около 30 — капли металлического теплоносителя из разрушившегося по какой-то причине контура охлаждения реактора.
Камни не исполняют желаний. Их исполняем мы сами, четко следуя однажды выбранному пути. - майор Кальтер - Свинцовый закат
