Вышла в свет книга Б.И.Нигматулина и В.А.Пивоварова «Реакторы с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. История трагедии и фарса». Подробнее 

Андрей Виноградов, к.т.н., гл. конструктор проектов  

В настоящей статье будет изложена идея создания малогабаритного реактора с впрыском нейтронов (РВН) для микро-АЭС, работающей в любом климате, с температурой окружающего воздуха от минус 60 до плюс 85 ⁰С. Например, для пустыни Сахара в Африке, или для Якутии. Для такой микро-АЭС не нужна вода для охлаждения, не требуется обслуга, и т.п. Установи заводскую сборку, заплати за установленную мощность сразу, и потребляй электроэнергию по удобному тарифу как товар с оплатой по факту. 

А главное, что масса всей микро-АЭС с РВН меньше ранее предлагаемых мини/макро-АЭС почти в 10 раз, и она не содержит испаряющихся и замерзающих компонентов, и не имеет кризиса теплоотдачи, а значит, не может расплавиться. 

В РВН активная зона собрана из шаровых твэлов с гидродинамически прозрачной оболочкой и плёночным слоем урана, см. рис. 1, уложенных в кубическую решётку.

Рис. 1. Шаровой твэл с гидродинамически прозрачной оболочкой и пленочным слоем урана. Авт.

Где: 1 - дырчатая гидродинамически прозрачная для теплоносителя оболочка для прохода теплоносителя к поверхности теплоотдачи; 2 - теплоноситель; 3 - две обечайки в форме «шляпы с полями», образующие герметичную капсулу для ядерного топлива; 4 - пленочный слой урана; 5 - полость заполненная газом - гелием. Сварка обечаек капсулы производится по «полям шляпы», что дает эффект шайбовой пружины для компенсации температурных расширений.

Рассмотрим процессы, происходящие в активной зоне (АЗ), см. рис. 2.

 

Рис. 2. Схема размножения нейтронов в каналах АЗ с

шаровыми твэлами в кубической решетке. Авт.

На вход АЗ с кубической засыпкой твэлов поступает от компрессора поток ионномодифицированного теплоносителя (рабочего тела), содержащий в углекислом газе молекулы СО₂ - 1, холодные нейтроны - 2 и свободные электроны - 3, см. рис. 2. Геометрия и размеры проточных каналов в АЗ заданы размерами шарового твэла с гидродинамически прозрачной оболочкой. Для расчетов приняты, см. рис. 1: наружный диаметр герметичной капсулы 3 с напыленным слоем 235U равен 15 мм; толщина оболочки капсулы 0,5 мм; толщина напыленного слоя 235U D 1 = 0,2 мм; наружный диаметр дырчатой оболочки равен 25 мм; толщина дырчатой оболочки d2 = 0,5 мм. Высокого к.п.д. можно добиться в одноконтурной системе охлаждения АЗ  газовым теплоносителем (рабочим телом для турбины) с циклом Брайтона S-CO₂ со следующими параметрами:

1. Критическая точка: температура 31,1 ⁰С, давление 7,38 МПа.

2. Давление рабочего тела перед АЗ 30,0 МПа, определяет скорость потока в каналах АЗ.

3. Температура рабочего тела перед АЗ около 80 ⁰С.

4. Температура рабочего тела на выходе из АЗ около 1000 ⁰С.

5. Параметры рабочего тела (сверхкритика СО₂) на входе и выходе из турбины:

            - перед турбиной давление 20,0 МПа и температура 800-1000 ⁰С;

            - после турбины давление 7,5 МПа и температура от 350 до 400 ⁰С.

6. Температура рабочего тела перед компрессором от 35 до 80 ⁰С (зависит от температуры окружающей среды).

7. Сброс неиспользованного тепла в размере порядка 4-5 МВт производится через стенку корпуса реактора и ребра охлаждения, размещенные на цилиндрической поверхности корпуса..

8. Тепловая мощность АЗ 10 МВт.

9. Мощность на валу 5-6 МВт.

            Для расчета фактической тепловой мощности АЗ приняты следующие предположения, которые в последствии надо подтвердить экспериментально:

1. Скорость нагрева холодного нейтрона в потоке ионномодифицированного теплоносителя незначительная, нейтрон нагревается за время нахождения в АЗ с 10 ⁰К до 80 ⁰К, что приводит к снижению сечения деления в 1,5 раза.

2. Скорость скольжения нейтрона относительно потока невелика, т.е. скорость нейтрона приблизительно равна средней скорости потока в канале.

3. Вторичные нейтроны от деления ядер, попадая в поток,  также разгоняются до средней скорости потока теплоносителя.

4. Деление ядер 235U быстрыми нейтронами не учитывается?

5. Лавинообразный процесс возникновения вторичных и последующих нейтронов из делящихся ядер урана затухает при снижении количества нейтронов, впрыскиваемых в поток теплоносителя из генераторов холодных нейтронов.

Далее текст и формулы из монографии «Ядерное оружие», гриф ДСП, а именно из главы 15 «Ядерное оружие» [1] с моими добавлениями касательно РВН:

Деление ядер урана сопровождается выделением энергии около 200 МэВ, или 1 МэВ на нуклон. Например, ядро урана  ²³⁸U₉₂  делится на два одинаковых ядра с массовыми числами 119. У этих ядер удельная энергия связи порядка 8,5 МэВ/нуклон. Удельная энергия связи ядра урана 7,6 МэВ/нуклон. Следовательно, при делении ядра урана выделяется энергия, равная 0,9 МэВ/нуклон или более 200 МэВ на один атом урана.

Чтобы получить мощность АЗ 10 МВт сколько требуется в 1 секунду  делений ядер урана ²³⁵U₉₂ , и сколько для этих делений потребуется нейтронов?

            1,6*10^-19 эВ = 1 Дж. Тогда 200 МэВ это 320*10^-13 Дж

Это энергия одного акта деления ядра урана. Поэтому количество делений для получения 10 МВт мощности составит     10000000 [Дж/с] / 320*10^-13 [Дж] = 3,125*10¹⁷ [1/с] актов деления в секунду. Для каждого деления требуется 1 нейтрон. Не все нейтроны приведут к делению ядер урана, что определяется эффективным поперечным сечением деления s_дел, см. табл. 57[1].

s_дел имеет размерность площади, 1 барн численно равен 10^-28 м² = 10^-24 cм² =10 Фм²  (Ферми в квадрате, составляет примерный размер атомного ядра). Сечение деления s_дел для 235U = 1,25 +/- 0,05 барн для энергии нейтрона 1 МэВ, а число испускаемых нейтронов на один акт деления равно 2,6+/-0,1. А также, s_дел для 235U = 581+/-6 барн для энергии нейтрона 0,025 эВ, а число испускаемых нейтронов равно 2,43+/-0,03. При делении урана вторичные нейтроны уносят в среднем 5 МэВ энергии. При  бомбардировке  урана медленными  нейтронами  число  нейтронов ν  на 1  акт  деления  ν ~ 2,5.

Значительное превышение ν над 1 - чрезвычайно важный факт. Именно  это обстоятельство позволяет  осуществлять ядерную локальную цепную реакцию и  лавинообразно накапливать нейтроны в активной зоне после впрыска в её вход вместе с потоком теплоносителя холодных нейтронов из генераторов. Не каждый захват нейтрона ядром приводит к делению ядра. Некоторую часть нейтронов ядра захватывают по реакции (n,γ) без какого-либо деления. Сечение такого процесса σ_c . Поэтому число нейтронов η, идущих на деление, меньше ν и определяется отношением поперечного сечения процесса деления s_дел к общему поперечному сечению s_дел + σ_c

см. Табл. 56 стр. 6 [1].

 

Табл. 56[1]. Ядерные свойства 235U: При энергии нейтрона

0,025 эв				1 Мэв
σдел[барн]	σc [барн]	ν	η	σдел[барн]	σc [барн]	ν	η
580	110	2,5	2,1	1,3	0,1	2,5	2,5

 

Поперечные сечения много меньше для нейтронов высокой энергии, особенно по отношению к (n,γ) захвату, т.е.  при  высокой  энергии  нейтронов  большая  часть  их  захватывается  делящимся  материалом  и  вызывает деление, а меньшая часть остаётся в топливе за счёт (n,γ) захвата.  

Большинство  нейтронов  деления  испускается  за  время меньше < 4*10^-14 c. Эти  нейтроны,  называемые мгновенными,  испаряются  из  осколков  изотропно.  Из-за  движения  осколков,  угловое  распределение нейтронов относительно импульса лёгкого осколка анизотропно. Около 10-15% мгновенных нейтронов имеет изотропное  распределение.

  После «испарения» мгновенных нейтронов, как лёгкие,  так и  тяжёлые осколки всё  ещё перегружены нейтронами.  Поэтому  каждый  осколок  претерпевает  в  среднем 3-4  акта  β-распада,  которые  могут сопровождаться запаздывающими нейтронами и γ-квантами. Запаздывающие нейтроны составляют 1% всех нейтронов.  Они  вылетают  из  осколков  с  задержкой  от 1  мин  до  несколько  сотых 1  с.  Эти  нейтроны возникают  при  β-распаде  некоторых  осколков,  например, ⁸⁷Br  и ¹³⁷I,  у  которых  энергия  β-распада  больше энергии связи нейтрона.

Каждый нейтрон, участвующий в цепном процессе, проходит  цикл  обращения:  рождается  в  реакции  деления,  некоторое  время  существует  в  свободном состоянии, затем либо теряется, либо порождает новый акт деления и дает нейтроны следующего поколения. Нейтрону необходимо,  хотя и малое, но  конечное  время  для прохождения  через цикл  обращения. Среднее время  τ,  полученное  усреднением  по  большому  числу  нейтронных  циклов  деления,  называется  временем нейтронного цикла или средним временем жизни нейтронов. Таким образом, цепной процесс деления можно представить  как  последовательность  следующих  друг  за  другом  лавин  или  поколений, разделенных промежутком времени τ:

N₀→ N₁→N₂→ …→ N_i→ N_i+1→… ,          (1)

где N –число  нейтронов  в  данном поколении i. Первое деление в АЗ происходит от холодных нейтронов N₀, впрыснутых с потоком теплоносителя в АЗ в начальный момент.  Отношение числа нейтронов  последующего поколения к их числу в предшествующем поколении во всем объеме активной зоны называется коэффициентом размножения нейтронов:

k = Ni+1/ Ni .                                   (2)

Величины  τ  и k  полностью  определяют  развитие  цепного  процесса  во  времени.  Действительно,  число нейтронов в следующем поколении Ni+1 = k*Ni, затем, через промежуток времени τ количество нейтронов N i+2 = k* N i+1 = k2*Ni,

через время 2 τ количество нейтронов составит Ni+3 = k*Ni+2 = k2*Ni+1 = k3*Ni и т.д. Количество нейтронов в поколении под номером m (число нейтронных циклов) составит

Nm = N₀*k*m,                             (3)

если  число  нейтронов  в  начальный  момент  времени  наблюдения  равно N₀ - количество впрыснутых с потоком теплоносителя в АЗ в начальный момент.   

Время  наблюдения  при  этом составит t = m*k, что позволяет записать зависимость (3) в явном виде от времени:

N(t) = N₀*k*t/τ.                            (4)

Однако, полученные выражения верны только приблизительно, поскольку случаи рождения и исчезновения нейтронов  происходят  случайным  образом,  и  в  любой  момент  времени  в  активной  зоне  присутствуют нейтроны  из  разных  поколений,  т.е.  процесс  изменения  числа  нейтронов  в  активной  зоне  происходит непрерывно.

Приращение  числа  нейтронов  в  цепном  процессе  за  бесконечно  малый  промежуток  времени dt составит:

dN = Nk – N = N*(k – 1),            (5)

а скорость изменения числа нейтронов будет равна

dN/ dt = N*( k - 1) / τ ,                 (6)

Уравнение (6)  называется  точечным  уравнением  кинетики  без  запаздывающих нейтронов.  Разделяя  в (6) переменные получаем решение этого уравнения:

N(t) = N₀* exp (k -1)*t /t ,           (7)

где N₀ = N(t = 0) - число нейтронов впрыснутых в АЗ.

Если k > 1, то число нейтронов в активной зоне будет непрерывно увеличиваться и процесс цепной реакции, раз  возникнув,  будет  сам  собой  развиваться  во  времени. Процесс  с  k > 1  носит  название  надкритического режима.

При k = 1 количество нейтронов в активной зоне и число происходящих в единицу времени делений не  изменяются  со  временем  и  остаются  постоянными. Такой  режим  носит  название  критического  режима.

Если k < 1,  то  процесс  размножения  нейтронов  затухает  и  называется  соответственно подкритическим режимом.

  Для  протекания  самоподдерживаемой непрерывной цепной  реакции  деления на каком то фиксированном уровне мощности  после впрыска в АЗ требуемого количества холодных нейтронов необходимо,  чтобы k = 1 или чуть больше, из расчета на выгорание топлива, которое компенсируется выгорающим поглотителем нейтронов.

Для определения  возможности  осуществления  цепной  реакции  обычно  рассматривают  коэффициент k∞ размножения в среде с бесконечным объемом, когда можно пренебречь утечкой нейтронов через поверхность активной зоны. Тогда для активной зоны конечных размеров

k = κ*k_∞,                (8)

где  κ –  вероятность  нейтрону  избежать  утечки  из  активной  зоны  конечного  объема.          Если  существует некоторый  конечный  объем,  то  конфигурация,  состав  и  масса  активной  зоны,  при  которых  выполняется условие 

k =  κ*k∞ ≥ 1,       (9)

называются  критическими  параметрами.  Величина k  зависит  от  многих  параметров:  нуклидного  состава активной  зоны,  ее формы  и  размера,  от  энергетического  спектра  нейтронов,  вызывающих  деление.  Расчет величины k  является  сложной инженерно-физической  задачей и  требует  знания огромного числа  констант, определяющих протекание цепного процесса. К сожалению, нет программ для нейтронно-физического расчета АЗ с шаровыми твэлами с гидродинамически прозрачной оболочкой и пленочным слоем урана. И это закономерно, поскольку до сегодняшнего времени  во всём Мире не предлагался к созданию подкритический реактор - РВН с впрыском нейтронов для микро -АЭС.

Рассмотрим  цепной  процесс,  у  которого  время  нейтронного  цикла  τ ≈ 10^-3  с.  Такая  величина  τ  характерна  для  реакторов  на  тепловых  нейтронах.  Если  коэффициент  размножения k = 1,005,  то  за  одну секунду число нейтронов, согласно (7). увеличится в

N(t) / N0 = exp (k -1)*t / t = e⁵ = 150 раз.    (10)

В  такое  же  число  раз  возрастет  количество  делений  в  единицу  времени  и,  следовательно,  мощность АЗ.  Управлять  таким  процессом  невозможно  и  в  контролируемой  установке  превышение k  над единицей  всего  на 0,5%  недопустимо.  Приведенная  оценка  не  учитывает  запаздывающих  нейтронов  и поэтому является завышенной. Действительно, число нейтронов в активной зоне в данный момент времени

может быть представлено следующим образом:

Ni+1=Np+Nd,               (11)

где: Np – количество мгновенных нейтронов (p – prompt), возникших непосредственно в момент деления ядер;

Nd –  количество  запаздывающих  нейтронов (d – delay),  возникших  из  осколков  деления  в  результате запаздывающего  энерговыделения.  Разделив  равенство (11)  слева  и  справа  на  количество  нейтронов Ni  в предыдущем  цикле  и  учитывая  определение (2),  получим,  что  коэффициент  размножения  может  быть представлен в виде суммы двух слагаемых:

k= kp + kd,             (12)

из  которых  первое  является  коэффициентом  размножения  на  мгновенных  нейтронах,  а  второе – коэффициентом  размножения  на  запаздывающих. Тогда  в  цепном  процессе,  идущем  в 235U  под  действием тепловых нейтронов

kp= k(1–β) = 1,005(1 – 0,0065) = 0,9985,         (13)

kd= kβ =1.005·0,0065=0,0653.                          (13)

где β- доля запаздывающих нейтронов в полном числе вторичных нейтронов деления.

  Цепной  процесс  на  одних  только  мгновенных  нейтрона  является  подкритическим,  и  управление процессом осуществляется с помощью изменения количества запаздывающих нейтронов. Если kp становится равным или больше единицы, что соответствует k≥(1+β), то цепной процесс становится неконтролируемым.

Найдем  среднее  время  τ0 нейтронного цикла  с учетом  запаздывающих нейтронов. По правилу нахождения среднего

τ0 = (1 – β)τp + βτd,                                   (14)

где τp – среднее время жизни мгновенных нейтронов, а τd – запаздывающих. Например, среднее время жизни запаздывающих нейтронов для 235U составляет 13 с и для τp≈ 10-3с получаем 

τ0 = 10-3 + 0,085≈ 0,085 с.                         (15)

Из  приведенного  примера  следует  важный  вывод  о  том, что среднее время нейтронного цикла  цепного процесса размножения нейтронов в АЗ определяется средним временем жизни запаздывающих нейтронов и не зависит от времени жизни быстрых, но при условии  k < (1 + β). Используя в примере (10) время τ = τ0 = 0,085 с  получим, что за одну секунду  мощность  цепного  процесса  увеличится  всего  на 6%,  что  не  представляет  проблем  для регулирования.  В  теории  регулирования  цепного  процесса  обычно  используется  величина T,  называемая периодом  реактора,  которая  есть  время,  в  течение  которого  количество  нейтронов  в  активной  зоне увеличивается в «е» раз. Из (7) имеем

T = t / (k - 1),   (16)

Если  опять  же  принять k = 1,05,  а  τ = 0,085  с,  то  период  реактора  Т = 17  с.

При k→1 T→∞,  что  следует непосредственно из (16).

Вывод: чтобы не было разгона РВН надо сделать АЗ с k = 1, и чуток добавить урана на выгорание на срок эксплуатации микро - АЭС, на 3 года, а также добавить для баланса выгорающий поглотитель нейтронов.

Поскольку конструкция микро - АЭС с РВН предложена впервые в Мире, то, естественно, ещё нет программ нейтронно-физического расчета таких АЗ с шаровыми твэлами с гидродинамически прозрачной оболочкой и пленочным слоем урана. Как поступить?

Вариант 1. Можно сделать стенд - макет, и определять количество рядов шаровых твэлов в засыпке АЗ до предельной температуры твэлов, т.е. слой за слоем увеличивать загрузку АЗ, пока мощность и температура твэлов не достигнет требуемых значений. Т.е. вслепую, как в своё время делали Ферми и Курчатов на первых в Мире реакторах.

Вариант 2. Можно создавать программу нейтронно-физического расчета таких АЗ.

В первом варианте у нас останется действующий макет РВН. А расчет ещё может не сходиться с реальной работой АЗ в РВН, а впоследствии, все равно придется проверять расчеты на действующей установке. Так что, целесообразно и выгодней экономически сразу делать стенд с реальной АЗ. Возможно, ещё могут возникнут ранее неизвестные физические явления в АЗ и белые пятна в науке. Программным способом их не разрешить.

Что касается «Жаркой ядерной батарейки», то 05.10.2023 г. я уже написал статью на эту тему [2]. В ней использовался атомный реактор с критической загрузкой ядерного топлива примерно 6 - 9 тонн, поэтому вся микро - АЭС весила приблизительно 34 тонны. А вся микро - АЭС с РВН будет весить приблизительно  10 - 15 тонн. Выгода на лицо.     

Для создания микро - АЭС с РВН, способной работать в условиях жары и холода, атомный двигатель надо соединить с электрогенератором, причем надо исключить в конструкции испаряемые и замерзаемые жидкости. Кроме этого охлаждение микро - АЭС надо сделать пассивным. На рис. 3 показан вариант такого соединения. Получился модуль полностью заводской сборки и его вес будет примерно 9 - 11 тонн.

Для реализации пассивного охлаждения, т.е. естественной циркуляцией воздуха  без  потребления  электроэнергии, что делает микро - АЭС существенно дешевой, энергоблок  должен  иметь вертикальную  компоновку  с  ребрами  охлаждения у модуля. Исходя  из  этого, энергоблок  должен  быть  помещён  в  трубу,  в  которой  организован восходящий  поток  воздуха  за  счет  теплового  напора,  который  должен создаваться  самим  модулем.  В  нижней  части  этой  трубы  должен быть  размещён  электрогенератор,  который  имеет  меньшее тепловыделение, и его температура ограничена 100 ⁰С. А в верхней части трубы  должен  быть  размещен  атомный двигатель,   корпус  которого  может нагреваться  до  350 - 400 ⁰С. Модуль нагревает воздух в трубе, и  за  счёт  этого создаётся естественная тяга в трубе. Расчет трубы достаточно простой, это может сделать простой знающий своё дело инженер.

Рис. 3. Схема модуля реактора впрыска нейтронов (РВН) с электрогенератором

для малогабаритной микро-АЭС. Авт.

Где: 1 - корпус атомного двигателя; 2 - турбина; 3 - активная зона; 4 - вал турбины и компрессора;  5 компрессор; 6 - трубка подача рабочего тела в генератор нейтронов; 7 - трубка выхода холодных нейтронов в поток рабочего тела; 8 - генератор холодных нейтронов; 9 - ребра охлаждения атомного двигателя; 10 - электрогенератор; 11 - ребра охлаждения электрогенератора; 12 - преобразователь напряжения; 13 - корпус электрогенератора; 14 - сальник; 15 - подшипник опорный; 16 - подшипник опорный горячий.

Исходя из изложенного, логично получается  следующее компоновочное  решение  вертикального  энергоблока  для любого климата, в т.ч. и для пустыни  Сахара, и для Якутии. Такой конструкции микро - АЭС дано условное название: «лёгкая жаркая ядерная батарейка», см. рис. 4.

Рис. 4. Примерный вариант установки микро - АЭС в песок пустыни Сахара. Авт.

Где: 1 - модуль заводской сборки РВН с электрогенератором; 2 - опускные трубы подачи воздуха из окружающей среды; 3 - ребра охлаждения атомного двигателя и корпуса электрогенератора; 4 - труба создания естественной тяги горячим воздухом. H - высота трубы для обеспечения расчетной тяги.

Принцип работы понятен из рисунка. В трубе 4 воздух нагревается от корпуса и ребер 3 модуля и поднимается вверх по трубе 4 и выходит на высоте H трубы в атмосферу. На место нагретого воздуха по  трубам  2  поступает  свежий  воздух  с  температурой  плюс 85 ⁰С.  Расход воздуха  в трубе  охлаждения и между ребрами  охлаждения  модуля определяется статическим напором Δhс между горячим воздухом в трубе и холодным воздухом атмосферы вокруг трубы.

В жарком климате неиспользованную в термодинамическом цикле мощность мы можем сбросить в окружающую среду меньше, чем в холодном климате. Поэтому из расчета получилось, при сохранении конструктивных размеров[2], что при температуре окружающего воздуха плюс 85 ⁰С мы можем сбросить не более 15 МВт, см.таблицу 1 в [2]. Если тепловую мощность держать на уровне 30 МВт, то сможем сбросить в окружающий воздух  15 МВт тепла. Тогда при к.п.д. 50 % электрическая мощность микро - АЭС с РВН может достигать 10-15 МВт.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

на Форум будущих технологий 2026

1. Открывается новая парадигма в атомном реакторостроении, будут создаваться абсолютно безопасные атомные подкритичные реакторы с малым содержание ядерного топлива, с оборотом отработанного урана, легкие и дешёвые, для любого климата холодного и жаркого,  и там, где нет воды.

2. Открывается возможность: исключить строительные работы как таковые и долгострой, сделать электроэнергию дешёвым товаром, а не мегапроектом, создать конвейерное изготовление модулей микро - АЭС на заводах, исключить ремонтные работы и обслуживание оборудования микро - АЭС, создать автоматическое управление микро - АЭС от потребителя, устранить экологическую нагрузку от запаривания атмосферы.

3. Для потребителя: -  установи заводскую сборку, заплати за установленную мощность сразу, и потребляй электроэнергию по сниженному тарифу, как товар, с оплатой по факту.

4. Образование: - нужно новое поколение атомщиков готовить на создание оборудования новой парадигмы, на создание конструкций дешевле старых ВВЭР-ов, БН-ов и РБМК, на создание заводов и конвейерных производств оборудования атомного комплекса, а не на обслуживание, управление и ремонт старых реакторов из середины 20-го века, как делают сейчас.

5. Повышение производительности труда в атомной отрасли может достигаться только производством всего оборудования на заводах, а не строительством в полевых условиях, и не продлением срока службы (в ущерб безопасности) оборудования АЭС, как сейчас делают, аж  до 100 лет для ВВЭР-ов (это чистейший дубильный подход , это все равно, что автомашину покупать на 100 лет эксплуатации).

 

ЛИТЕРАТУРА

1. Glava15.pdf Глава «15. ЯДЕРНОЕ ОРУЖИЕ».

2. [05/10/2023] ПроАтом «Жаркая ядерная батарейка» -  мини-АЭС для жаркого климата.