proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Атомный год 2017
  Агентство  ПРоАтом. 22 года с атомной отраслью!              
Навигация
· Главная
· Все темы сайта
· Каталог поставщиков
· Контакты
· Наш архив
· Обратная связь
· Опросы
· Поиск по сайту
· Продукты и расценки
· Самое популярное
· Ссылки
· Форум
Журнал
Журнал Атомная стратегия
Подписка на электронную версию
Журнал Атомная стратегия
Атомные Блоги





Обсудим?!
На ГХК открытые бассейны с РАО засыпают грунтом. Ваше отношение?
Поддерживаю такой способ изоляции
Допускаю при научном обосновании
Нужно РАО извлекать, в емкости и в хранилище

Результаты
Другие опросы
Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС
Вышла в свет книга воспоминаний Михаила Владимировича Шавлова. Авторитет инженера, технического специалиста был в то время в стране на самом достойном уровне, поэтому и страна развивалась высочайшими темпами.
PRo Погоду

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия» и сайта proatom.ru. Информация: (812) 438-32-77, E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.
PRo Рекламу

[12/01/2018]     О «ПРОРЫВе» и прорывах

В.И.Аникин, ветеран атомной энергетики Российской Федерации

Глава I: «ПРОРЫВ» без прорыва

Проект «Прорыв» осуществляется в рамках федеральной целевой программы «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010 — 2015 годов и на перспективу до 2020 года». Для этого в девяти центрах ответственности проекта трудятся специалисты ведущих научных, проектных и производственных организаций Росатома.



«Проект «Прорыв» сегодня выполняется с опережением сроков по отношению к другим проектам ядерной энергетики мирового уровня примерно на 10 лет, более половины НИОКР по проекту завершены. Внедрение результатов проекта поэтапно в диапазоне 2020-2030-х гг. даст старт развитию крупномасштабной ядерной энергетики, создаст предпосылки укрепления России в качестве лидера на мировом рынке ядерных технологий и продуктов».

На площадке Сибирского химического комбината планируется возвести опытно-демонстрационный энергетический комплекс в составе энергоблока с реактором БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем и замыкающего ядерный топливный цикл пристанционного завода, который включает в себя модуль переработки облученного смешанного уран-плутониевого (нитридного) топлива и модуль фабрикации/рефабрикации для изготовления стартовых твэлов из привозных материалов, а впоследствии твэлов из переработанного облученного ядерного топлива.

Многопрофильность проекта, потребовавшая привлечения ряда отраслевых предприятий, университетов и институтов РАН, определила необходимость возвращения к практике проектного управления, некогда успешно использованной при решении задач создания ядерного оружия и ракетных средств его доставки. Вместо формирования новых предприятий, как в эпоху первого атомного проекта, на существующих профильных базовых предприятиях ГК «Росатом» были выделены Центры ответственности (ЦО) по реакторным установкам, разработки технологий смешанного уран-плутониевого топлива, по переработке ОЯТ, обращению с РАО, созданию кодов нового поколения. Данные ЦО объединены в рамках проектного подхода под единым научным и административным руководством. Такой метод управления является для отрасли пилотным, и это еще одна новация, которая в случае успеха будет применяться в дальнейшем.

Центры ответственности

Центр ответственности (ЦО) представляет собой выделенное подразделение базового предприятия, объединяющее группу высококвалифицированных специалистов, обладающих необходимым набором компетенций для решения научно-технических задач в рамках частных проектов «Прорыва».

Частное учреждение Госкорпорации «Росатом» «Инновационно-технологический центр проекта «Прорыв»» (ИТЦП) является системным интегратором проекта по техническому заданию, утвержденному ГК «Росатом», выдающим технические задания на частные проекты, осуществляющие ключевые научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы по обликовому проекту объектов «Прорыва». Частное учреждение«ИТЦП «Прорыв»» создает и поддерживает единое информационное пространство, а также математические модели проекта.

На базе Частного учреждения «ИТЦП «Прорыв» функционирует три Центра ответственности:

1. ЦО объединённый проект «Разработка базовых технологий переработки ОЯТ и обращения с РАО»

2. ЦО «Разработка, изготовление и передача в эксплуатацию опытно-промышленных технологических линий (ОПТЛ) ПЯТЦ»

3. ЦО «Интегрирующие проекты»

4. ЦО объединённый проект «Разработка твэл и ТВС со СНУП-топливом, технологий для их производства (Плотное топливо и КМ)»

5. ЦО «БРЕСТ»

6. ЦО«БН-1200»

7. ЦО «Коды нового поколения»

8. ЦО «Проектные коды»

9. ЦО «Проектирование ОДЭК и ПЭК»

Принята Государственная программа Российской Федерации «Социально-экономическое развитее арктической зоны Российской Федерации на период до 2020 года». Руководитель РГ по отбору предложений для реализации АСММ по приказу №1/358-П от 13.04.2015 Адамов Е.О.

Проектные разработки в обеспечение данной программы:

Реакторные установки разработки ОАО «ОКБМ Африкантов» для атомных станций малой и средней мощности.

ОАО «ОКБМ Африкантов» в содружестве с генеральными проектантами (ОАО ЦКБ «Айсберг», ОАО «СПбАЭП», ОАО «НИАЭП» и др.)предлагает проекты наземных и плавучих атомныхстанций в диапазоне малыхи средних мощностей. В их числе проекты на основе технологий атомного судостроения с реакторнымиустановками типа ABB, КЛТ-40С, РИТМ, ВБЭР-300, ВБЭР-600. Это класс энергоисточников для решения актуальныхпроблем снабжения электроэнергией, бытовым и промышленным теплом, пресной водой. Проекты реакторных установок имеютвысокую степень обоснованности и отвечают современным требованиям побезопасности, обеспечивают привлекательные технико-экономические показатели. Это - продукция с высоким экспортным потенциалом.

Развивается направление инновационных высокотемпературных газовых реакторов, способных в будущем стать основными энергоисточнпками в различных областях промышленности (выработка электроэнергиии коммунального тепла, получение высокопотенциального тепла и пара для технологических пелен химической промышленности, нефтепереработки и нефтехимии, производства синтетическогожидкого топлива из угля, использование в составе энерготехнологических комплексов для производства водорода.

Планировалось, что проект ВБЭР-300 будет разрабатываться совместно с АО «КРКАС» (казахстанско-российское предприятие, созданное на паритетных началах АО «НАК «Казатомпром» и ЗАО «Атомстройэкспорт»). Выполнено технико-экономическое обоснование инвестиций сооружения двухблочной атомной станции с ВБЭР-300 в г.Актау Мангистауской области Республики Казахстан.

Опыт проектирования и эксплуатации РУ БН с ТЖМТ

В 1952 году начались работы по реакторам с теплоносителем свинец-висмут для атомных подводных лодок.

1963 г. Сдача опытной подводной лодки с ЖМТ (проект 645) с двумя реакторами типа Т-1 мощностью по 73 МВт (спуск АПЛ на воду – 01.04.1962; включение в состав ВМФ под  № К-27– 30.10.1962). Судовая энергетическая установка имела двухвальную ПТУ с двумя автономными генераторами, температура теплоносителя на выходе из реактора – 440оС, перегретого пара  - до 355оС.

1977 г. (11.1977) – сдача АПЛ К-123 проекта 705К с однореакторной АППУ БМ-40/а мощностью 150 МВт разработки ОКБ “Гидропресс” (гл. конструктор В.В.Стекольников). (АПЛ заложена  в Северодвинске в декабре 1967 г.) АППУ - блочная двухсекционная, два паропровода, два циркуляционных насоса,  с паротурбинной установкой ОК- 7К – одновальной, блочной конструкции.

АПЛ проекта 705К водоизмещение 2300/3100 м3, известные как АПЛ «Альфа» (в серии 6 АПЛ, сданных в 1977-81 гг.), имели корпус из титанового сплава, им принадлежит рекорд скорости под водой – более 41 узла (76 км/ч).

Последняя лодка с РУ с ТЖМТ (К-463, Ленинградский адмиралтейский завод) была сдана в 1981 г. После этого реакторы подобного типа в эксплуатацию не вводились.    Две опытные АПЛ (К-27 и К-64) были списаны из-за невозможности восстановления их реакторных установок после имевших место аварий.

Всего эксплуатировались 12 реакторов с общей наработкой 80 реакторо-лет.

Опыт эксплуатации судовых АППУ с РУ БН с ТЖМТ позволили в рамках конверсии работ оборонной направленности ОКБ «Гидропресс» под научным руководством ГНЦ РФ–ФЭИ разработать предложения по АЭС малой и средней электрической мощности (от 1 до 600 МВт) в транспортабельном, плавучем и наземном исполнении.

Частные размышления по проекту «Прорыв» и установкам БН

Из протокола совместного заседания НТС № 1, № 8 Госкорпорации «Росатом», НТС АО «Концерн Росэнергоатом» и ТК «Прорыв» по вопросу:«Результаты технико-экономической оптимизации технического проекта РУ БН-1200 и материалов энергоблока с РУ БН-1200».

Проект БН-1200М  разработан на основе базового технического проекта РУ БН-1200. Для достижения поставленных целей применены новые технические решения для улучшения технико-экономических характеристик энергоблока, в том числе:

Снижение натуральных и удельных показателей по РУ и энергоблоку позволило обеспечить следующие технико-экономические показатели (в ценах и условиях на 01.01.2016 г.):

·                    Стоимость оборудования реакторного здания (UJA) снижена на 1,1 млрд. руб составило 21,8 млрд. руб (в ценах на 01.01.2016, без НДС), из них стоимость реакторной установки снижена на 0,5 млрд. руб;

·                    капитальные затраты на двухблочную АЭС снижены на 5,9 млрд. руб и составили 257,6 млрд. руб без НДС в ценах на 01.12.2016 г.);

·                    удельные капитальные затраты составили:

двухблочная АЭС – 110 тыс. руб/МВт(э).

·                    При ставке дисконтирования 4% - LCOE = 1,444 руб/КВтч.

Оптимизация технических решений по энергоблоку показала возможность дальнейшей оптимизации в части генплана станции и общестанционных систем с учетом применения новых эффективных технологий сооружения АЭС.

Однако при многочисленныхорганизующих и определяющих документов ГК Росатом, Правительства Российской Федерацииреализация проекта «Прорыв», а так же выполненных частных проектных проработок по АССМ, на сегодня отмечается  следующим:

·                      Изготовлением ЯППУ для плавающей АЭС.

·                      Прекращением финансирования работ по проекту СВБР-100, ввиду двухкратного увеличения стоимости строительства с 15 млрд до 35 млрд рублей или до 350 тыс руб/МВт(э).

·                      Прекращены деловые взаимоотношения попроекту ВБЭР-300, из-за отказа Министерства энергетики и промышленности Казахстана от сооружения новой АЭС в республике Казахстан.

·                    Не определен однозначно темп сооружения проекта Брест-ОД-300, в виду увеличения стоимости реализации всего проекта и отсутствия необходимого опыта эксплуатации свинцового теплоносителя.

·                    Очевидно вероятное решение по исключению строительства проекта БН-1200, которое закреплено минимальным вариантом в «Генеральная схема размещения объектов электроэнергетики до 2035 года», утвержденной Правительством Российской Федерации 09 июня 2017г. №1209-р.

По техническим решениям БН-1200:

·                    При наличии  необходимых поверхностей раздела теплоносителя первого и второго контуров (ЖМТ) и воздушной среды (от корпусов реактора, ГЦН-2,  ПГ, основных трубопроводов суммарно превышающих площадь 2830 м2)  избыточны  автономныепетли аварийного расхолаживания с ВТО и  автономными насосами составляющей стоимостью 0,825 млрд. р.

·                    Избыточны системыэлектрообогрева основных трубопроводов второго контура, ПГ, ГЦН-2при наличии постоянного источника (остаточные тепловыделения) и разумногоокожушивания основных трубопроводов и оборудования.

·                    Не убедительно, что  система очистки натрия первого контура встроена в реактор (весь первый контур в интегральном корпусе в отличии от БН-600, БН-800).  Проектные БР-5/10, БОР-60, БН-350, строящийся многоцелевой реактор на быстрых нейтронах МБИР  – петлевые,  В реакторе БН-1200 обязаны быть внешние системы слива и заполнения теплоносителя.

По строительству:

·                      В 1982-83 годах был потерян год в утверждении  ТЭО проекта 4 энергоблока Белоярской АЭС с реактором БН-800, так как Генеральным проектировщиком не были обоснованы причины размеров реакторного отделения, когда при полной индентичностипо оборудованию с БН-600, реакторное отделение оказалось и по площади, и по строительному объему в  2 раза больше. Сегодня известно, что в реакторном  здании БН-600 на всей отм. +1,8с оборудованиемсистемы газового разогрева и очистки газа после пуска блока оказались далее  не нужными.

На сегодня отмечается, что реакторное отделение проекта БН-1200 достигает габаритного  объема БН-800, когда уже не 30 секций ПГ, а только  8 модулей ПГ с короткими по протяженности трубопроводами 2 контура.

В дополнение к этому необходимо отметить, что головной блок ВВЭР-1000 на Нововоронежской АЭС и все последующие проекты ВВЭР имеют одинаковую по размерам оболочку, при этом:

- головной блок ВВЭР-1000, реакторное здание в размерах оболочки;

- серия блоков аналогичных Балаковской АЭС - реакторное здание уже 66х66 мпри наземнойвходной транспортной части под оболочку;

- головной блок серии АЭС-2006 на Нововоронежской АЭС-2 - реакторное здание 78х72 м с эстакадной входной частью в оболочку, а так же вспомогательным реакторным зданием 66х60 м  на второй реакторной плите.

·                    В 2009 году, наложением графика третьего уровня сооружения НВАЭС-2 на выстраданный жизнью ОТП-86 установлено, что 1 блок НВ АЭС-2  ранее 2016 года не сможет пуститься. По факту к ранее установленным срокам пуска  в 2012, в 2014,  в 2015 годах, только  в начале 2017 года достигли сдаточной мощности 100%.

·                    Ориентация на головные проектные институты, как Инжиниринговые  компании и Генеральныеподрядчики (АЭП, СпбАЭП), не подтвердили свою разумность и целесообразность. За период строительства НВ АЭС-2 сменили пять директоров АЭП, четырех руководителя НФ-ДС на площадке, с серией различных уголовных разбирательств. Организация и управление строительством АЭС высокооплачиваемым строительным блоком расположенным в Москве,  только подтверждало такую нецелесообразность.Иная структура организация строительстваэнергоблока БН-800, где участвовали сохраненные «доперестроечные»Уралэнергострой, Уралэнергомонтаж, а так же наРостовской АЭС, где задействованамощная ЗАО «Атомстройэкспорт», такое же этому подтверждение.

По программе «Прорыв»:

Все действия по программе «Прорыв» напоминают то же самое что происходило фактически по разделу Строительство. По своему организационному оформлению «Прорыв» напоминает проект создания атомной бомбы, нос принципиальным отличием прорыва Курчатова от нынешнего «Прорыва».  Целью атомного проекта было спасение Отечества, а цель  «Прорыва» – банальное «расходование» бюджетных средств под прикрытием высоких слов о необходимости развития нового направления в атомной энергетике иреализациидлительной попытки с 80 годов враскрутки установки реактора со свинцовым теплоносителем  «БРЕСТ».

Инвестиции в проект до 2022 года должны составить около 68 млрд. руб. В проект «Прорыв» вовлечено до 40 тысяч человек по всей стране.

Очевидно, что  все когда-то проявится и окажется, что вместо  разумныхтрат на решения насущных проблем атомной энергетики, деньги федерального бюджета Росатом вброшены  в "Прорыв"для реализацияпроекта БРЕСТ-300 до сих пор не имеющего  подтверждения надежными результатами этой концепции.

По проекту СВБР-100:

Упор на опыт эксплуатации подводного флота не убеждает в их надежности, так как: ни один из 12 реакторов АПЛ со свинцово-висмутовым теплоносителем не перегружался, а две  крупные аварии с плавлением активной зоны, привели к последующему их  списанию. Соотношение удельных капитальных вложений  СВБР-100 с АЭС-2006 приближается к 3, что очевидно не приемлемо для нынешних условий.

По проекту БРЕСТ-300:

Если отталкиваться от федеральной целевой программы, где было написано, что до 2020 года надо реализовать проект, то сроки уже сдвинулись вправо. Окончательного срока ввода в эксплуатацию ни по "БРЕСТ-300", ни по МФР (модуль фабрикации/рефабрикации - ИФ) нет, есть только ориентировочные сроки, по которым  выполняются работы.А.Николаев (руководитель проекта по созданию опытного реактора БРЕСТ-300) отметил, что начало строительства реакторной установки "БРЕСТ-300" запланировано на 2018 год, а ввод, согласно ориентировочным срокам, на 2024 год. Причины переноса сроков заключаются, в частности, в том, что технология новая, и исследования по ней продолжаются.

По организации подготовки и эксплуатации:

Осенью 1986 года  во Франции присутствовал на АЭС  Суперфеникс в период освоения 80% уровня мощности. Полученные тогда там сведения зафиксировались прочно так как:

- при мощности АЭС 1200 МВт численность всего персонала 540 человек, из них 11 штатных экскурсоводов. В смене 15 человек и ни одного с высшим образованием. В смене присутствует 1 представитель Научного руководителя для  инженерной поддержки эксплуатации. Правила РБ, одинаковые с правилами РФ, допускают для персонала облучение  до 5 бэр в год, однако для персонала вообще отсутствуют какие-либо льготы, подобные принятым у нас, так как для всех установлено, что условия на АЭСбезопасны. У каждого работника  (все ЕДФ) есть личные вкладки по гарантированной зарплате, зависящей от длительности его стажа на должности или должностного уровня. В смене БН-600 одновременно присутствует 5 начальников смен (от НС АЭС до НС ЦТАИ) и 4 инженера-оператора (все с высшим образованием), общее число персонала в смене БН-600  дважды превышало состав СФ-1200.

Посетили на этой же площадке полномасштабный тренажер, на котором готовят операторов блочного щита, но в пояснениях подчеркнули, что главное - использование мощной вычислительной  системы УТЦ для анализа вероятных событий.

Подходы в подготовке персона разные, но до сегодняшнего дня остается уверенность в том, что наша методика подготовки операторов  более разумнее и надежнее.

Очевидно так же, что принятые наши национальные условия в системеОРБ,установленныев начале атомного проекта, когда годовая доза облучения достигала 25 бэр, сегодня принципиально изменились (снижение годовой дозы в 12,5 раз) и совершенно очевидна ее разумная коррекция.

 

Глава II: Прорыв без «ПРОРЫВА»

В Главе I изложены очевидные причинно-следственные связи по торможению Проекта «Прорыв». Очевидно так же, что необходимые изменения получатсятолькопри смене подхода к направлению развития БН по отмеченным ниже моментам:

Новое назначение размера

В России и мире наблюдается отчетливый всплеск интереса к модульным реакторам малой мощности. В последние годы был представлен целый ряд разработок в этой сфере – как новых, так и старых, вытащенных из архивов и обновленных. Более того, в некоторых государствах темпы развития малых конструкций опередили внедрение отечественных полноразмерных реакторов. Сами по себе компактные ядерные установки не являются новостью для атомной отрасли, однако многочисленные практические шаги по их коммерческому воплощению в различных регионах мира стали свежим трендом.

Согласно классификации МАГАТЭ, к малым относятся реакторы, электрическая мощность которых не превышает 300 МВт. По данным Всемирной ядерной ассоциации, из 449 действующих сегодня в мире ядерных реакторов под это определение попадают 25.

До последнего времени эволюция ядерных реакторов шла так, что в погоне за экономией от масштаба их единичная мощность постепенно росла, поэтому в соответствии с современным критерием мощности малых ядерных реакторов их доля в общем числе реакторов в мире постепенно сокращалась. Многие из ранее созданных малых реакторов конструктивно опирались на опыт создания ядерных установок, применяемых в военной и космической отраслях, а также кораблестроении.

Большинство действующих малых ядерных ректоров находится в Индии (18 единиц), России (4 реактора), Китае (2 реактора) и Пакистане (1 реактор). Однако перспективы развития малых ядерных реакторов эксперты видят в реакторах более совершенных конструкций, которые только начинают внедряться или находятся на стадии разработки.

Ожидается, что такие реакторы будут в лучшую сторону отличаться от действующих реакторов малой мощности по параметрам безопасности и экономической эффективности. Большинство из них предполагают модульную конструкцию (малые модульные реакторы, далее ММР). Очевидно, что в успехе продвижения наиболее перспективных проектов малых ядерных реакторов играет государственная поддержка.

 

Строящиеся и перспективные ядерные реакторы малой мощности в мире

Таблица 1

Источник ‒ Всемирная ядерная ассоциация

Предлагаемые концепции малых ядерных реакторов довольно разнообразны. Большинство из них представляют собой легководные реакторы, реакторы на быстрых нейтронах, высокотемпературные реакторы и различные виды жидкосолевых реакторов. По типу размещения они разделяются на наземные, подземные, плавучие и подводные. Подавляющее число проектов таких реакторов дополнительно предусматривают пассивные системы охлаждения, что положительно отражается на их безопасности.

Малая атомная энергетика в России

Россия является мировым лидером по производству и использованию ядерных  реакторов малой мощности, однако до сих пор они находили применение лишь на транспорте (ледокольный флот) и военной технике (подводные лодки). Сооружение АСММ для электро  и теплоснабжения населения и хозяйства в советские годы представлялось неэффективным ввиду больших затрат на строительство в расчете на единицу мощности. В результате практически все действующие атомные станции в России работают с использованием ядерных реакторов средней и большой мощности (преимущественно более 500 МВт). Единственным исключением является Билибинская АЭС в Чукотском автономном округе мощностью 48 МВт, на которой эксплуатируются четыре ядерных реактора мощностью 12 МВт каждый.

В последние годы растет внимание к вопросам развития АСММ с точки зрения как разработки более эффективных отечественных реакторов малой мощности, так и проработки вопроса целесообразности размещения АСММ в отдельных регионах. Необходимость производства реакторов малой мощности и сооружения АСММ отмечена в ряде государственных документов (проект энергостратегии до 2035 года и госпрограмма по развитию атомного  энергопромышленного комплекса), и уже поставлены цели по строительству первых АСММ в стране (Таблица 2). ГК «Росатом» в своих документах особое внимание уделяет развитию технологий и созданию реакторов малой мощности с целью их использования на АСММ в России и за рубежом.

Видение развития малой атомной энергетики в России

Таблица 2.

Документ

Перспективы малой атомной энергетики

Проект энергетической стратегии России на период до 2035 года (редакция от 21.09.2016)

Безопасные модульные реакторы малой и средней мощности на тепловых и быстрых нейтронах, в т. ч. с комбинированной выработкой электрической и тепловой энергии и использованием в системах централизованного теплоснабжения

Государственная программа «Развитие атомного энергопромышленного комплекса» (июнь 2014 г.)

Ввод в эксплуатацию в 2018 году плавучей атомной теплоэлектростанции в г. Певек Чукотского автономного окру

Программа инновационного развития и технологической модернизации ГК «Росатом» на период до 2030 года (2016 год)

Стратегическое направление развития — разработка технологий и создание линейки реакторов малой и средней мощности.

Создание и внедрение энергоустановок и сопутствующего оборудования и технологий для использования в Арктике и на Дальнем Востоке

Источник ‒ Минэнерго России, Портал госпрограмм Российской Федерации, ГК  Росатом

Предшествующие эволюции в направлении АСММ

Прикладные патенты к разработке АСММ:

·        Патент номер 2379583

Парогенератор натрий-вода-пар с потоками теплоносителя, физически разделенными двумя твердыми стенками (варианты).

Владельцы патента: Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского" (RU)

Авторы: Перевозников  Сергей Владимирович (RU), Мусатов Юрий Михайлович (RU), Багдасаров Юрий Ервандович (RU), Карсонов Василий Иванович (RU), Камаев Алексей Альфредович (RU), Борисов Вячеслав Владимирович (RU), Денисов Владимир Васильевич (RU)

Эскизы парогенераторов натрий-вода-пар с потоками теплоносителя, физически разделенными двумя твердыми стенками (варианты).

Оптимальные решения блочно-модульного принципа

С ростом электрической мощности атомных энергоблоков, отмечался и значительный рост удельных капитальных вложений. Как правило, это отмечалось тем, что с ростом единичных мощностей реакторных установок, гораздо в большей степени растут затраты по обеспечению безопасности реакторов. С одной стороны это объясняется изменением (ужесточением) правил безопасности, с другой стороны, и более значительно, влияло техническое усложнение самих систем безопасности. Для  примера понимания можно оценить  технические решения по системам аварийного отвода тепла для реакторных установок тепловой мощностью  500 Мвт и  3000 Мвт.

Предлагались различные варианты по возможному решению этих проблем. Наиболее отличительным решением для того времени была работа Аргонской национальной лаборатории над проектом  PRISM. Суть подхода сводилась к тому, что на основе модульных реакторов на быстрых нейтронах  и натриевым теплоносителем, мощностью 155 Мвт электрических, предлагался проект энергоблока мощностью 465 Мвт, состоящий из трех ядерных паропроизводящих установок и одного турбогенератора. При этом стоимость подобной АЭС  была ниже, чем обычной электростанции такой же мощности на традиционном органическом топливе.

Ядерная паропроизводящая установка эквивалентная одной петле БН-800 наиболее удачный вариант соответствия поставленным условиям.

Блочно-модульный принцип:

- модуль единичного агрегата (реактор, ПТО, ГЦН, парогенератор);

- блок-модуль функциональный (реакторная установка, парогенерирующая установка);

- блок-модуль ядерной паропроизводящей установки.

Выполненные проработки показали, что на основе автономного блок – модуля ядерной паропроизводящей установки можно обеспечить выработку электроэнергии мощностью:

100 – 200 Мвт на первой очереди БАЭС при снятии блоков с эксплуатации.

Оптимизации проектных решений ЯППУ БНМ-300

На блок ВВЭР-1200 Нововоронежской АЭС  впервые доставлен железнодорожным путем парогенераторы с размерами по диаметру -5 м, по вертикали - 5,2 м, длиной 15 м.

Размеры корпуса реактора проекта «Модуль» определялись  допустимыми предельными габаритными размерами для железнодорожного транспорта того времени и достигали  диаметра 3,8 м. В современных условиях этим размерам  соответствует очевидный реальный вариант для ЯППУ корпусного прототипа реакторной установки БН-350 с расчетной тепловой мощностью  1000 МВт и предельным фактическим диаметром корпуса реактора 6 м. 

Проектные характеристики по энергоблокам БН для выбора параметров БНМ-300

Таблица 3

Исходные данные по ПТО.

Таблица 4

Компоновочные эскизы  реакторной установки БНМ-300

Кольцевой  четырехкорпусной парогенератор для БМН-300

Технические характеристики  ПГ

                                               Таблица 5

Компенсация температурных расширений корпусов и трубного пучка обеспечивается полукольцевым изгибом каждой теплообменной трубки.

            Парогенератор БНМ-300 состоит из 4 модулей.

Исходные данные

            Поверхность корпусов модулей с кольцевыми трубными досками    - 532,4 м2

            Поверхность трубопроводов обвязки ПТО-ПГ-ГЦН-2                        - 205 м2

            Поверхность корпусов ПТО, ГЦН-1. трубопроводов 1 контура          - 452,9 м2

            Поверхность корпуса реактора                                                       - 165,8 м2

Общая поверхность раздела натрий / воздух ЯППУ                                    - 1336,1 м2

После останова остаточное  энерговыделение составит:

                 Таблица 6

Время

1 с

10 с

100 с

1000 с

1 ч

10 ч

100 ч

1000 ч

1 год

Мощность, %

6,5

5,1

3,2

1,9

1,4

0,75

0,33

0,11

0,023

В представленной таблице 6 полные коэффициенты теплообмена для некоторых распространенных конструкций теплообменников и рабочих сред.

              Таблица 7.

Тип

Рабочие среды

коэффициент теплообмена

 U =Вт/(м2*oC)

Трубчатый, нагревающий и охлаждающий

Жидкость снаружи (внутри) и газ при атмосферном давлении внутри (снаружи) труб.

15 - 70

Газ при высоком давлении внутри и жидкость снаружи труб.

200 - 400

Парогенератор

Na-вода

Экономайзерная часть             

Испарительная часть-                    

Перегревательная часть 

4120

4750

2930

При организации дополнительной системы аварийного отвода тепла без питательной воды, общая  мощность сбрасываемой в атмосферу составит от 14,7 МВт при естественной циркуляции воздуха,  от 60 МВт при активном побуждении циркуляции воздуха.

                        Эскиз компоновки ЯППУ БНМ-300

Парогенератор с обратными элементами 

По прототипу фирмы «Комбашн» разработана версия проекта парогенератора теплопередающая поверхность которого выполнена из обратных элементов (трубок Фильда).  Основные характеристики парогенератора представлены в таблице 9.

Испаритель и пароперегреватель располагаются в одном корпусе: пароперегреватель занимает центральную часть, испаритель — периферийную. Питательная вода поступает в тороидальный коллектор прямоугольного сечения, расположенный в корпусе парогенератора, и из него раздается по внутренним трубкам обратных элементов испарителя. В кольцевых каналах обратных элементов вода нагревается до кипения и испаряется. Перегретый пар из центральных трубок обратных элементов пароперегревателя выходит в сборный коллектор и через патрубок покидает парогенератор.

Для снижения термосопротивления в зазоре между наружной и внутренней трубой алюминиевая лента (совместно с  ПОС-90 или сплавом Вуда).

Между трубными досками поддерживается рабочее давление аргона 8-10 ати. Потеря давления  в промежуточной камере – фиксация течи в натриевый контур, рост давления до 20 ати  - фиксация течи из пароводяного контура, срабатывание защиты на отключение ПГ и сброса давления в  пароводяном контуре.  Фиксированный зазор алюминием между трубками обеспечивает контроль плотности труб и промежуточных камер, т.е. организованный контроль состояния промежуточного контура и плотность парогенератора.

В проработанном варианте  конструкции приняты три раздельные части (экономайзер, испаритель, пароперегреватель) для снижения температурных перепадов в камерах входа/выхода водяного тракта. Полученные значения указаны в таблицы 9.  

Сводные данные по 4 корпусному парогенератору с обратным элементом

Таблица 8

наименование

N МВт

F м2

обогр. часть, м

Dн  см

труб шт

Fтд см2

Dтд см

(расч./факт)

ПП 

68,8

301

8

2,9

495

10642,5

118/122

Испаритель

61,315

152,22

7

2,9

287

6170,5

151/158

Экономайзер

47,945

125,29

6

2,9

345

7417,5

186/190

итого

178,06

578,51

21

 

1127

 

 

 

Эскиз компоновки двухконтурного БНМ-300.

Частные  обобщения к теме АСММ

Необходимо отметить, что все условия и решения по натриевой технологии  на сегодня абсолютно изучены, известны, доступны и освоены в научном, проектном и промышленном исполнении.

При выборе величины номинальной мощности реакторной установки  исходить из двух основных условий:

· максимально возможная заводская готовность оборудования реакторной установки;

· минимально возможное применение специальных технических средств и приемов для систем безопасности, особенно в части системы аварийного отвода тепла.

Дополнительно исходить из надёжных и упрощенных основных механизмов и систем управления, как например:

· двигатели ГНЦ  без АВК, со  скоростями в 250, 500, 750, 1000 об/мин;

· без систем электрообогрева основных трубопроводов и ПГ;

· кольцевой парогенератор из 4 отключаемых по натриевому контуру модулей, в том числе, для гарантированной САОТ и обеспечения режимов работы на мощностях 25%, 50%, 75% и 100% при стабильных параметрах пара.

Китай  на сегодня формируется как лидер с АСММ, так как приступил к строительству национальных мини-АЭС. Первую  атомную станцию малой мощности возведут на острове Хайнань, получившей название «Линлун», с  реактором ACP-100.

АЭС Линлун уже получила всю необходимую документацию на работу от МАГАТЭ. Так, она стала первой мини-АЭС в мире, которая успешно прошла все процедуры международной атомной организации.

Реактор ACP-100предусматривает модульное использование. На площадке атомной станции может быть установлено от двух до восьми модулей с ACP-100.Тепловая мощность модуля составляет 310 МВт(т), максимальная электрическая мощность модуля составляет 100 МВт(эл.). Давление в первом контуре - 15 МПа. Средняя температура теплоносителя 303°C.

Кроме того  в марте 2016 года в Китае приступили к процессу строительства, по крайней мере, трех экземпляров передвижных плавающих ядерных электростанций, которые обеспечат энергией удаленные места морской нефте- и газодобычи. Завершиться строительство должно к 2019 году. АЭС будут постоянно находиться в экстерриториальных водах и смогут переместиться в любую точку Мирового океана. Атомные станции малой мощности - это один из самых реальных вариантов разрешения проблемы с энергообеспечением удаленных районов.

Все уже обозначенные и оформленные организационными мероприятиями в реализации  развития АСММ до сегодняшнего дня уже привело Российскую Федерацию  к  огромному отставанию.


Реализация ММР БНМ-300 в энергоблоки АЭС

 

Заключение

В августе 2016 года правительство РФ опубликовало указ, которым предусматривалось строительство 11 новых реакторов в течение последующих 14 лет. Три из этих 11 запланированных реакторов – бридерные: БРЕСТ-300 рядом с Томском и два БН-1200 около Екатеринбурга и Челябинска.

План 1980-х годов построить на Урале пять реакторов БН-800 осуществить не удалось, и, как отмечала в декабре 2015 года Международная комиссия по делящимся материалам (IPFM), планы нарастить мощности быстрых реакторов до 14 ГВт к 2030 году и до 34 ГВт к 2050 году не выглядят реалистичными.

Новая «Генеральная схема размещения объектов электроэнергетики до 2035 года» утвержденная Правительством Российской Федерации 09 июня 2017г. №1209-р предполагает вывод из эксплуатации 13,4 ГВт установленной мощности АЭС и ввод в эксплуатацию от 17,7 до 21,4 ГВт 10 новых ВВЭР-1200 должны заменить 11 старых РБМК-1000 на Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС. 

На Белоярской АЭС энергоблок с БН-600 планируется остановить до 2025 года. В «базовом» варианте Генсхемы к работающему БН-800 мощностью 885 МВт до 2035 года должен добавиться  БН-1200 мощностью 1220 МВт. Общая мощность АЭС возрастёт на почти на 42% с 1485 до 2105 МВт.

В планах отсутствуют Балтийская, Татарская, Челябинская и Северская АЭС.

Очевидное итоговое решение по минимальному варианту (отсутствие строительства проекта БН-1200),закрепленного в «Генеральной схемы размещения объектов электроэнергетики до 2035 года», утвержденной Правительством Российской Федерации 09 июня 2017г. №1209-р.

На основе  решений  распоряжения Правительства Российской Федерации от 9 июня 2017 г. №1209-р, совместного заседания НТС №1, №8 Госкорпорации «Росатом», НТС АО «Концерн Росэнергоатом» и ТК «Прорыв» по вопросу:

«Результаты  технико-экономической оптимизации технического проекта РУ БН-1200» и материалов  проекта  энергоблока  БН-1200, на основе отработанных проектных и фактических решений по энергоблокам БН-350, БН-600, БН-800для реализации модульной версии энергоблока целесообразно:

1. –Спроектировать;

- изготовить;

- смонтировать на блоке № 4 БН-800 БАЭС секцию двухстенного ПГ для отработки в эксплуатационных условиях двухконтурной версии энергоблока БН.

 

2. Исходя из совокупности большинства причин, реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем – оптимальный вариант для  результатов  п.1,  позволяющий реализовать концепцию модульного энергоблока малых (средних) мощностей с реакторной установкой БН так как:

· отсутствует избыточное давление внутри первого и второго контуров установки, так как температура кипения натрия значительно превышает уровень рабочих температур;

· обеспечиваются отрицательные обратные связи по реактивности, в том числе и по натриевому пустотному эффекту;

· используется теплоносителем жидкий металл со стабильно высокими теплотехническими свойствами;

· обеспечиваются высокие потенциальные возможности совершенствования и модификации конструкций установки.

Реактор  БН способен работать в режиме наработчика вторичного горючего плутония, в режиме обычного источника энергии, источника энергии и наработчика изотопов, источника энергии и «выжигателя» радиоактивных отходов с длительным периодом полураспада.

3. Система АСММ позволит:

· Упростить процедуры формализации проекта и его строительства.

· Обеспечить поточное заводское изготовление реакторных установок.

· Обеспечить лучшие технико-экономические показатели.

· Обеспечить большую степень надёжности и безопасности.

· Упростить процедуры эксплуатации и обслуживания.

· Исключить бассейн выдержки, комплекс по обращению с отработанным топливом после выгрузки из реактора, разместив его на действующем предприятии переработки.

· Создать систему очистки натрия общую для всех ЯППУ одного блока.

· Обеспечить поэтапный ввод ступенчатым наращиванием мощностей по завершению монтажных и пусконаладочных работ на модульной группе.

· Упростить процедуры модернизации ЯППУ.

· Упростить процедуры снятия ЯППУ с эксплуатации.

 

Реализация условий пунктов 1, 2, 3,совместно с разумными изменениями в государственных, отраслевых производственных отношениях, неизбежно приведут к идеальным технико-экономическим  показателя, в том числе,  проекта «ПРОРЫВ», обеспечит закрепление Российской Федерации на актуальной сегодняшней  версии атомных станций малых (средних) мощностей.


Список использованных доступных источников:

1.                  Новая технологическая платформа атомной энергетики: проект «Прорыв» г. Москва 2014г. Першуков Вячеслав Александрович Заместитель генерального директора ГК «Росатом» – руководитель проекта «Прорыв» 

2.                  http://www.ippe.obninsk.ru/

3.                  PRoAtom - Основные проектные решения для энергоблока с реактором БН-1200

4.                  Парогенератор АЭС реактора БН-600. Применение на АЭС жидкометаллических теплоносителей.

5.                  16.3. АЭС с реактором БН-600
6.                  Конструкции парогенераторов, обогреваемых жидкими металлами - Парогенераторные установки атомных электростанций

7.                  http://www.gidropress.podolsk.ru/ru/projects/SG-bn1200.php

8.                  http://www.gidropress.podolsk.ru/ru/projects/SG-bn800.php

9.                  Свойства химических элементов

10.              Легкоплавкие сплавы — Википедия

11.              ФГУП «ЦНИИ КМ «Прометей», Санкт-Петербург, Разработка новых конструкционных материалов для повышения эффективности и надежности оборудования АЭС. Докладчик: – Заместитель генерального директора Карзов Г.П.

12.       Последовательные этапы освоения быстрых реакторов с натриевым теплоносителем. Багдасаров Ю.Е., Камаев А.А. (ГНЦ РФ – ФЭИ, г. Обнинск) Атомная энергия, т. 111, вып.6, декабрь 2011

13.              Реакторные установки разработанные ОАО «ОКБМ Африкантов» для атомных станций малой и средней мощности.Петрунин В.В., Фадеев Ю.Л., Гуреева Л.В., Скородумов С.Е.  (ОАО «ОКБМ Африкантов», г. Нижний Новгород)Атомная энергия,      т. 111, вып. 5, ноябрь 2011

14.              http://www.proatom.ru/index.php сайт Агентства  ПРоАтом

15.              ГЕНЕРАЛЬНАЯ СХЕМА размещения объектов электроэнергетики до 2035 года. Утверждена распоряжением  Правительства Российской Федерации от 9 июня 2017г. №1209-р.

16.              Инжиниринг энергоблока с реактором на быстрых нейтронах БН-800. А.А.Ринейский, д.т.н.Журнал «Атомная стратегия» № 23, июль 2006 г.

17.              брест.html

18.               МОДУЛЬНЫЕ  МНОГОЦЕЛЕВЫЕ  СВИНЦОВО-ВИСМУТОВЫЕ  БЫСТРЫЕ  РЕАКТОРЫ  В  ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКЕ

19. Зродников А.В., Тошинский Г.И., Григорьев О.Г. (ГНЦ РФ-ФЭИ им. А.И. Лейпунского), Драгунов Ю.Г., Степанов В.С., Климов Н.Н.  (ФГУП ОКБ «Гидропресс»),Копытов И.И., Крушельницкий В.Н., Грудаков А.А. (ФГУП «АЭП)

20. Материал к совещанию МАГАТЭ по теме: «Управление стратегией и технические подходы к сокращению капитальных затрат АЭС»

21.              Свойства химических элементов

22.              Легкоплавкие сплавы — Википедия

23.              PRISM - быстрый натриевый от General Electric

24.              PRISM - материал 1989 года

25.              Малые реакторы как альтернатива современным энергетическим реакторным установкам _ Geektimes

26.              Малые реакторы_ быстрые и медленные, бегущие и стоячие, плавающие и переезжающие, самоеды и размножители, реальные и утопические. Вселенная - территория свободной стаи

27.       Энергоблок с двухконтурным быстрым реактором, охлаждаемым натриевым тепло-носителем, и двухстенным парогенератором. Багдасаров Ю.Е., Камаев А.А. (ГНЦ РФ- ФЭИ им. А.И. Лейпунского, г. Обнинск) Атомная энергия, т.107, вып. 3, сентябрь 2009

28.       Патент номер 2379583. «Парогенератор натрий-вода-пар с потоками теплоносителя, физически разделенными двумя твердыми стенками (варианты)»

29.               Новое направление развития – ядерная энергетика малой мощности. Саркисов А.А. (ИБРАЭ РАН, г. Москва) Атомная энергия, т. 111, вып. 5, ноябрь 2011

30.              Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук, Атомные станции малой мощности: новое направление развития энергетики, Том 2. Под редакцией академика РАН  А.А. Саркисова. Москва 2015

31.              Аналитический центр при правительстве Российской Федерации,  Атомная энергетика: большие надежды на малые реакторы,  Энергетический бюллетень выпуск №40, сентябрь 2016

32.              Состояние разработок АСММ в мире и России, приоритеты и перспективы их создания. Росатом Адамов Е.О. Руководитель РГ по отбору предложений для реализации АСММ по приказу №1/358-П от 13.04.2015

33.              Малая атомная энергетика, прошедшее и будущее. Л.А. Кочетков, Ю.Д. Баранаев. Энергетика России в XXI веке. Инновационное развитие и управление, 1-3 сентября 2015г., Иркутск

34.              Многоцелевой реактор на быстрых нейтронах (МБИР) _ Государственный научный центр – Научно-исследовательский институт атомных реакторов




 

 
Связанные ссылки
· Больше про Атомная энергетика
· Новость от Proatom


Самая читаемая статья: Атомная энергетика:
Атомная энергетика России. Время упущенных возможностей

Рейтинг статьи
Средняя оценка: 1.66
Ответов: 9


Пожалуйста, проголосуйте за эту статью:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 13 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: О «ПРОРЫВе» и прорывах (Всего: 0)
от Гость на 12/01/2018
К чему такая спешка в публикации этой статьи и с таким огромным количеством грамматических и орфографических ошибок, а также с таким отвратительным качеством графических материалов?
Где-то у кого-то пожар в душе? Трубы горят? Статья написана за неполные 4 рабочих дня 2018 года. Её нельзя было на праздники хотя бы в Worde проверить на правописание?


[ Ответить на это ]


Re: О «ПРОРЫВе» и прорывах (Всего: 0)
от Гость на 12/01/2018
Полотно в стиле современного поп-арта: можно увидеть и брызги варенья и стекающие коровьи лепешки и застывший цемент с торчащим из него мастерком...

Креативно!


[ Ответить на это ]


Re: О «ПРОРЫВе» и прорывах (Всего: 0)
от Гость на 12/01/2018
Крупными мазками... развитие технологий не всегда подразумевает экономическую эффективность. Более того, несмотря на множество публикаций по экономической "эффективности" малых установок, ни одна из таких публикаций не может быть принята как точная оценка. Приходилось беседовать на эти темы, аргументы апологетов продвижения малых через экономику не выдерживают критики. Вестингауз предложил даже построить большую установку и эксплуатировать на малом уровне мощности. 
Приведенные примеры о реализации и разработках проектов можно выбросить в корзину. Реальных работ едва ли пятая часть.  
Почитаю повнимательней , еще напишу.


[ Ответить на это ]


Re: О «ПРОРЫВе» и прорывах (Всего: 0)
от Гость на 12/01/2018
Три центра ответственности или девять? От кого и в чем огромно отстает РФ в развитии направления? 


[ Ответить на это ]


Re: О «ПРОРЫВе» и прорывах (Всего: 0)
от Гость на 12/01/2018
С такой кашей ВИЭ не побороть.


[ Ответить на это ]


Re: О «ПРОРЫВе» и прорывах (Всего: 0)
от Гость на 13/01/2018
То что предлагается, все-же, это хорошо отработанные старые идеи. С одной стороны это хорошо - есть референтность, а с другой наверное чтобы стать конкурентным надо предложить другую идею. Поэтому, Ваша идея не достаточна безумна, чтобы стать реализованной. От натрия как теплоносителя и воды как рабочего тела надо отказываться !!! Зарубите себе это "на носу". А может все-же АТОМ-ГТУ ?!!!   


[
Ответить на это ]


Re: О «ПРОРЫВе» и прорывах (Всего: 0)
от Гость на 15/01/2018
А может все-же АТОМ-ГТУ ?!!!   
-------------------------------------
Были такие попытки посчитать HTGR на He. На хвосте все таки цикл Ренкина вылазил.


[
Ответить на это ]


Re: О «ПРОРЫВе» и прорывах (Всего: 0)
от Гость на 14/01/2018
Проект «Прорыв» осуществляется в рамках федеральной целевой программы «Ядерные энерготехнологии нового поколения ... Эта статья - попытка сохранить финансирование. Под Адамовым загорелся стул. И у его "дочки" в Питсбурге загорелось с двух сторон стульчик. Тошиба, поскольку страховые компании отказались страховать 42 недостроенных блока АЭС W&G. Разыграли банкротство и списали все долги на Тошиба. В Росатоме Адамов тоже хочет провернуть такую финансовую схему: - "Или ишак помрет, или хан сдохнет". Экс министру отрасли ото можно делать, Лихачёв дал отмашку.


[ Ответить на это ]


Re: О «ПРОРЫВе» и прорывах (Всего: 0)
от Гость на 15/01/2018
огласите фамилии всех пятерых директоров  АЭП и особенно четырех руководителей НФ-ДС


[ Ответить на это ]


Re: О «ПРОРЫВе» и прорывах (Всего: 0)
от Гость на 16/01/2018
поскольку страховые компании отказались страховать 42 недостроенных блока АЭС
--------------------------------------------
42 блока? откуда такие сведения?


[
Ответить на это ]


Re: О «ПРОРЫВе» и прорывах (Всего: 0)
от Гость на 30/01/2018
Дружить ГК Росатом надо с графом Нарышкиным!Наконец возродили информацию как было при Славском.Молодежь и полустарики 70-х верят американским идеалам, и т.п. и беспрекословно верят в дружеские отношения с США и западом.Ха-ха.


[
Ответить на это ]


Re: О «ПРОРЫВе» и прорывах (Всего: 0)
от Гость на 30/01/2018
"....Ха-ха.." – ты мог бы убедительно рассказать это нашей элите (перечисленной в Кремлевском списке США), которая имеет недвижимость в США, давно перевела туда капиталы (более $1 триллиона), перевезла туда свои семьи и планирует провести там старость. Посмотрите на загорелую рожу вашего любимца ведущего Соловьева, который месяц отдыхал в новогодние праздники на своей вилле в Италии.


[
Ответить на это ]


Re: О «ПРОРЫВе» и прорывах (Всего: 0)
от Гость на 30/01/2018
Как можно без проверки применять и верить американским программам и т.н. кодам расчета элементов ядерных реакторов, узлов ракетной и авиационной техники без ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЙ ПРОВЕРКИ. Где эксперименты кассет активной зоны ЯР "БРЕСТ". Контрольных подтверждений расчетов реактора нет. достоверность результатов нулевая. НО руководитель проекта настаивает начать стройку объекта.Это не просто халатность, создания условий "распила средств через бетонные работы", это уголовная ответственность.Почему А. Лихачёв поддерживает проект "ПРОРЫВ" и лично Адамова Евгения Олеговича.


[ Ответить на это ]






Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(812)438-3277
E-mail: info@proatom.ru, webmaster@proatom.ru. Разрешение на перепечатку.
За содержание публикуемых в журнале информационных и рекламных материалов ответственность несут авторы. Редакция предоставляет возможность высказаться по существу, однако имеет свое представление о проблемах, которое не всегда совпадает с мнением авторов Открытие страницы: 0.15 секунды
Рейтинг@Mail.ru