Аварии на ядерных реакторах

Заработок для студента

Заработок для студента

 Заказать диплом

 Курсовые работы

Курсовые работы

Репетиторы онлайн по любым предметам

Репетиторы онлайн по любым предметам

Выполнение дипломных, курсовых, контрольных работ

Выполнение дипломных, курсовых, контрольных работ

Магазин студенческих работ

Магазин студенческих работ

Диссертации на заказ

Диссертации на заказ

Заказать курсовую работу или скачать?

Заказать курсовую работу или скачать?

Эссе на заказ

Эссе на заказ

Банк рефератов и курсовых

Банк рефератов и курсовых

Машины и механизмы
Инженерное проектирование
Зубчатые передачи
Техническая механика
Энергетика
Ядерные реакторы
Аварии на ядерных реакторах
Математика решение задач
Основы математического аппарата
Вычисление интеграла
Матрицы
Пределы
Производная и дифференциал
Примеры решения и оформления задач
контрольной работы
Вычисление кратных интегралов
Расчет электрических цепей
Электротехника курсовая работа
Курс лекций по физике
Основы молекулярной физики
и термодинамики
Электричество и электромагнетизм
Постоянный электрический ток
Магнитное поле
Теория электромагнитного поля
Общая электротехника и электроника
Информатика
Беспроводные сети
Защита информации в компьютерной сети
История искусства
Культура христианской эпохи
Культура и искусство доисторической эпохи
Техника живописи различных мастеров
Экзаменационные билеты
и ответы по черчению
История зарубежного и русского
искусства

Авария с потерей теплоносителя на реакторе типа PWR Пример. На реакторе PWR произошла крупная авария с потерей теплоносителя. Сработала система остановки реактора, и он стал подкритичным через 1 с; осушение активной зоны произошло через 4 с (см. § 3.3), когда коэффициент теплоотдачи топливных стержней упал с 50 000 Вт/(м2 К) До очень малого значения; фаза выброса завершилась через 30 с. Топливный стержень сделан из таблеток UO2 диаметром 10 мм, заключенных в циркалоевую оболочку внешним диаметром 11 мм. Максимальная линейная тепловая нагрузка составляет 40 кВт/м. Температура теплоносителя первоначально равнялась 3000С; перепад температуры в оболочке и зазоре между ней и топливом первоначально составлял 50 и 300 К, соответственно. Определить температуру оболочки в конце фазы выброса.

Разрыв входного трубопровода реактора типа Magnox Пример. Наиболее серьезной аварией реактора Magnox, заключенного в стальной корпус высокого давления, является разрыв подающего теплоноситель трубопровода, за которым следует 50-секундное прекращение циркуляции теплоносителя в активной зоне. Единственным средством охлаждения в этот период времени является отвод тепла излучением к графитовому замедлителю, находящемуся при температуре 3500С. Диаметр металлического топливного стержня составляет 30 мм, а начальная температура оболочки равна 4500С. Перепадом температуры в магноксовой оболочке и в зазоре между топливом и оболочкой можно пренебречь. Начальная линейная тепловая нагрузка топлива равна 35 кВт/м, а для введения стержней управления в реактор и его остановки требуется 4 с. Чему равна максимальная температура магноксовой оболочки в конце периода прекращения циркуляции теплоносителя?

Аварии с потерей теплоносителя: некоторые примеры Аварии на ядерных электростанциях всегда вызывают большой интерес, а иногда и серьезную тревогу общественности.

Фаза 2. Потеря теплоносителя (6 - 20-я мин). На 6-й мин компенсатор давления полностью заполнился водой. Давление в дренажном резервуаре реактора (позиция 1 на рис. 5.2) начало быстро расти, и через 7 мин 43 с насос дренажной системы реакторного здания был переключен на перекачку воды из дренажной системы в различные резервуары для жидких отходов, расположенные во вспомогательных зданиях. Таким образом, вода с незначительным уровнем радиоактивности была перекачена из-под защитной оболочки во вспомогательные здания. [an error occurred while processing this directive]

Фаза 4. Разогрев активной зоны (2-6 ч). Через 2 ч 18 мин после начала аварии операторы закрыли запорный вентиль (позиция 1 на рис. 5.4), расположенный последовательно с разгрузочным клапаном, положение которого было для операторов неясным. Хотя сигнальная лампочка на пульте управления показывала на срабатывание соленоида, который должен был бы закрыть клапан, однако непосредственных указаний на то, что он находится в закрытом состоянии, не было. Можно сказать, что характерной особенностью данной аварии была неспособность персонала выяснить, что в результате оставшегося в открытом состоянии разгрузочного клапана происходит большая утечка теплоносителя из реактора. Однако даже в этот момент, используя систему инжекции высокого давления для повышения давления в реакторе, вероятно, можно было бы положить конец аварийному развитию событий.

Фаза 5. Дальнейшее снижение давления (6-11 ч). В течение последующих 4 ч операторы понижали давление в контуре реактора, пытаясь ввести в действие гидроаккумуляторы и систему инжекции воды низкого давления. Эта процедура была начата в 7 ч 38 мин с открытия запорного вентиля разгрузочного клапана (позиция 1 на рис. 5.6). В 8 ч 41 мин давление в контуре снизилось до 41 - 104 Па и произошло включение гидроаккумуляторов (позиция 2 на рис. 5.6). Однако в корпус реактора было инжектировано лишь очень малое количество воды.

Некоторые заключительные замечания о причинах и последствиях аварии. На различных этапах аварии происходило частичное или полное обнажение активной зоны. Было оценено, что максимальная температура топлива достигала примерно 20000С.

Реакторы с тяжеловодным замедлителем Авария на реакторе NRX. Реактор NRX, расположенный в Чок-Ривер, Канада, являлся экспериментальным реактором и, в некоторых отношениях, предшественником существующих реакторов CANDU. Его полная расчетная тепловая мощность составляла 40 МВт; поперечный разрез топливного канала этого реактора показан на рис. 5.10. Топливный стержень охлаждается легкой водой, протекающей по кольцевому зазору между стержнем и трубкой высокого давления, которая в свою очередь находится в трубке каландра, расположенной в резервуаре с тяжелой водой, служащей замедлителем.

Газоохлаждаемые реакторы Пожар на реакторе в Виндскейле. Эта авария произошла на одном из больших реакторов с воздушным охлаждением, построенных для наработки плутония и расположенных на площадках Управления атомной энергетики Соединенного Королевства в Виндскейле, на северо-западном побережье Великобритании. 7 октября 1957 г. реактор останавливался для проведения плановых работ по техническому обслуживанию для удаления энергии, накопившейся в графите за счет смещения атомов - энергии Вигнера

Быстрые реакторы с жидкометаллическим охлаждением Авария с плавлением топлива на реакторе EBR-1. Американский первый экспериментальный реактор-бридер (EBR-1) известен как реактор, впервые использовавшийся для производства электроэнергии. К его сооружению приступили в 1948 г., а выработка электроэнергии началась в декабре 1951 года. Проектная тепловая мощность реактора составляла 1 МВт, а электрическая мощность 200 кВт. Конечно, производство электроэнергии носило, скорее, демонстрационный, чем экономический характер.

Расхолаживание реактора с использованием разгрузочных клапанов Пример. После аварии на АЭС Thdee Mile Island компания рассматривала возможность увеличения количества разгрузочных клапанов на эксплуатируемом ею реакторе PWR тепловой мощностью 4000 МВт, что позволило бы отводить всю энергию остаточного тепловыделения (в виде пара) на 101-й секунде после остановки реактора. Оцените необходимое количество клапанов, если принять площадь проходного сечения каждого из них равной 0,002 м2.

Блокировка топлива в быстром реакторе Пример. Рассчитайте местоположение и максимальную температуру оболочки топлива в наиболее энергонапряженном канале быстрого реактора при нормальном режиме потока теплоносителя. Может ли блокировка, ведущая к сокращению 50 % потока теплоносителя через канал, вызвать разогрев топливных элементов сверх температуры предела ползучести, равной 6700С, при превышении которой может произойти распухание оболочки топлива? Для расчетов возьмите реактор тепловой мощностью 3300 МВт с гексагональными топливными сборками, расстояние между противоположными гранями которых равно 135 мм, и считайте, что в каждой сборке содержится 325 топливных стержней диаметром 5,84 мм.

Прогнозируемые тяжелые аварии В гл. 4 и 5 обсуждены обстоятельства, при которых могли бы произойти аварии с потерей теплоносителя и конструкторские решения реактора для предотвращения последствий этих чрезвычайно нежелательных событий. В гл. 5 рассмотрены некоторые случаи нарушения охлаждения в реакторах с последующим перегревом и повреждением топлива. Многие из них были предусмотрены при разработке реактора, но часть все же вышла за рамки, заложенные в проекте. В большинстве случаев установка на «защиту в глубину» при проектировании реактора оказалась эффективной в ограничении общественных последствий аварии. Тем не менее важно рассмотреть, что может произойти при чрезвычайно тяжелых авариях, характеризующихся, как правило, наступлением частичного или полного расплавления топлива в реакторе.

Реакторы с кипящей водой BWR. Последовательность событий, связанная с плавлением активной зоны, взаимодействием воды и топлива и окончательным расположением бассейна с расплавленным топливом очень сходна с событиями, происходящими в PWR.

Слои топливных фрагментов и их охлаждение Как было показано в § 6.2, существуют некоторые обстоятельства, при которых слои топливных фрагментов первоначально образуются на дне бассейна с теплоносителем (водой или натрием). Если имеется возможность эффективного охлаждения таких слоев, то можно избежать повторного расплавления и повреждения корпуса или полости, занятой слоем. В последние годы, и особенно после аварии на АЭС Three Mile Island, вопросу охлаждения таких слоев уделяется много внимания.

Взаимодействие топлива с теплоносителем и паровые взрывы Когда одна жидкость вступает в контакт с другой и первая при этом имеет температуру, значительно превышающую температуру кипения второй жидкости, то может произойти быстрое парообразование второй жидкости, в то время как первая будет охлаждаться. При определенных обстоятельствах такое быстрое парообразование может привести к детонации.

Китайский синдром: что происходит на самом деле На рис. 6.4 изображена полная схема защитной оболочки для PWR. В случае плавления активной зоны, проникновения ее через корпус реактора, через пространство под корпусом и, в конце концов, через бетонное основание, бассейн с расплавом будет продолжать выделять тепло, поэтому интересно рассмотреть, что будет с ним при этом происходить.

Повреждение защитной оболочки Авария на АЭС Three Mile Island показала важность защитной оболочки реактора для локализации очень тяжелой аварии и превращения ее в такую, которая имела бы очень малое воздействие на здоровье людей. Защитная оболочка является важным барьером в многоуровневой стратегии защиты, воплощенной в проектах реакторов, особенно для охлаждаемых водой и жидким металлом. Имеется большое число исследований, посвященных целостности защитных оболочек, особенно для PWR.

Полное количество тепла, образующегося при радиоактивном распаде в реакторе Пример. Полное количество тепла, которое может выделиться в результате распада в активной зоне реактора, ограниченно; в конце концов все продукты деления распадутся до нерадиоактивного состояния. Энергия, которая выделяется в этом долгом процессе, конечна, и ее можно вычислить, оценивая выход энергии при распаде каждого из продуктов деления и суммируя эту энергию. Для примера оценки этого процесса требуется рассчитать полное количество тепла, выделяющегося при распаде 1 кг 131I, присутствующего в реакторе в момент остановки.

Паровые взрывы Пример. При тяжелой аварии в PWR 50 т расплавленных материалов активной зоны при температуре 3000 К попадают в бассейн с водой, оставшейся в корпусе реактора. В результате парового взрыва высвободилось 3 % изначальной тепловой энергии, запасенной в топливе. Энергия взрыва передается 10-тонному столбу воды, который движется по корпусу и ударяет в его крышку. Во время этой стадии корпус не закреплен и его масса вместе с содержимым составляет 500 т. Вычислите высоту, на которую поднимется корпус в результате удара столба воды. Предположите, что тепловая энергия топлива составляет 1,5 ГДж на 1 т.

Охлаждение во время перегрузки, перевозки и переработки топлива В ядерном реакторе делящиеся материалы постепенно используются и превращаются в энергию и продукты деления. Уменьшение (выгорание) делящегося материала, а также накопление продуктов деления, сильно поглощающих нейтроны, приводит к уменьшению коэффициента размножения нейтронов в реакторе. По этим причинам для поддержания критичности реактора необходимо периодически извлекать из него «выгоревшие» сборки и размещать вместо них сборки со свежим топливом. Время нахождения сборки в реакторе составляет от трех до пяти лет для тепловых реакторов и от одного года до восемнадцати месяцев для быстрых реакторов

Как в реакторах Magnox, так и в AGR перегрузочная машина, содержащая использованное топливо, передвигается к месту выгрузки, где облученное топливо из магазинов перегружается в промежуточное хранилище, охлаждаемое газом. Впоследствии перед окончательной отправкой оно может быть перемещено (опять с помощью перегрузочной машины) к месту более длительного хранения в реакторе (обычно - в глубокий бассейн с водой). Последовательность операций для AGR изображена на рис. 7.3.

Хранение отработанного топлива и его транспортировка Полный цикл для топлива ядерного реактора (топливный цикл) изображен на рис. 7.6. Ниже будет показано, что хранение и транспортировка облученного топлива играет важную роль в этом цикле.

Перерабатывающий завод Если имеется решение о переработке отработанного топлива для извлечения ценного урана и плутония, то сначала топливо должно быть доставлено на перерабатывающий завод с использованием контейнеров, описанных в предыдущей секции. На рис. 7.10 схематически изображены стадии, которые должно пройти топливо в разделительном процессе. Во-первых, контейнер сгружается с транспортного средства, использованное топливо извлекается под слоем воды, а контейнер после дезактивации возвращается на атомную станцию для дальнейшего использования. Извлеченное топливо хранится в специальных стеллажах до тех пор, пока не будет подано на перерабатывающий завод.

Потеря воды в бассейне охлаждения Пример. После перегрузки топливных сборок LWR и их удаления из реактора они были установлены в бассейне охлаждения. В бассейне размещено 25 т топлива, ширина бассейна 10, длина 20 м, глубина воды в нем составляет 10 м. После 1 мес выдержки происходит прекращение нормальной подачи воды в бассейн. Через какое время уровень воды понизится на 0,5 м из-за выпаривания? Предположите, что температура воды в момент прекращения подачи составляет 250С, а объем топливных элементов пренебрежим по сравнению с объемом воды в бассейне. Предположите, что удельная теплоемкость воды составляет 4,18 кДж/(кг К), плотность 1000 кг/м3, а скрытая теплота парообразования 2,25 МДж/кг. Потерями тепла из бассейна пренебрегите

Охлаждение и захоронение радиоактивных отходов Эксплуатация атомных электростанций приводит к появлению ценных веществ и побочных продуктов, которые являются радиоактивными. Эта радиоактивность сохраняется после прекращения ядерной реакции деления. Обращаться с этими материалами следует с осторожностью, и поэтому долговременное хранение радиоактивных веществ, получаемых в реакторах, является составной частью при разработке и эксплуатации в процессах топливного цикла атомных электростанций.

Возможности для захоронения радиоактивных отходов атомной промышленности Как было показано выше, наиболее значительным источником радиоактивных отходов является само топливо, и мы можем проиллюстрировать топливный цикл типичного теплового реактора так, как это показано на рис. 8.3. По существу, имеются две альтернативные возможности для обращения с использованным топливом.

Хранение и захоронение продуктов деления с перерабатывающего завода Как уже упоминалось в гл. 7, после селективной экстракции на перерабатывающем заводе поток азотной кислоты, содержащий продукты деления, концентрируется с помощью выпаривания и затем содержится в емкостях для хранения. Почти все высокоактивные отходы ядерной промышленности Великобритании, собранные за последние 25 лет, хранятся в 15 таких емкостях в Селлафилде. Всего в них содержится около 1000 м3 жидкости.

Захоронение других материалов В § 8.1 показано, что в ядерной промышленности также образуется большое число разнообразных отходов с низким уровнем радиоактивности. Отходы, состоящие из различного хлама (такого, как резиновые перчатки и остатки тканей, загрязненные следами радиоактивных материалов), обычно захораниваются в неглубоких траншеях и засыпаются слоем земли толщиной не менее метра. Измерения в районах таких захоронений показали, что радиологическая опасность их пренебрежимо мала.

Охлаждение бака для хранения высокоактивных жидких отходов Пример. Жидкие отходы с высоким уровнем излучения хранятся в емкости диаметром D = 6 м. Уровень жидкости в емкости составляет 5 м. Тепло, выделяемое при распаде продуктов деления, отводится водой, циркулирующей по змеевику из нержавеющей стали с внешним диаметром 5 см. Змеевик погружен в жидкие отходы. Вода попадает в змеевик при температуре 20 и покидает при 250С. Жидкие отходы за счет распада продуктов деления выделяют тепло с интенсивностью 14 кВт/м3. Температура отходов должна составлять не более 350С для минимизации коррозии.

Потери тепла захороненного блока с отходами Пример. Активные отходы с перерабатывающего завода были остеклованы в виде цилиндров с диаметром D = 0,3 м. Цилиндры были захоронены один за другим в желобе под землей на глубине х = 7 м. Энерговыделение в цилиндрах за счет распада продуктов деления составляет 1 кВт/м тепла. Рассчитайте температуру поверхности цилиндров Т1, предполагая, что температура почвы Т2 составляет 200, а теплопроводность 1 Вт/(м К).

Каким образом нам следует «удерживать» плазму в течение достаточно долгого периода времени, чтобы она при этом не касалась (и не плавила) стенок аппарата, в котором должна проходить реакция? На Солнце и звездах термоядерная плазма удерживается большими гравитационными силами. Очевидно, что на Земле мы не можем использовать эти силы для удержания плазмы ни в каких аппаратах приемлемого размера. Для обеспечения удержания плазмы были испробованы и используются два способа.

Текущее техническое состояние Исследования, направленные на осуществление контролируемой термоядерной реакции, проводятся в США, СССР, Японии и в Европе. До настоящего времени условия поддерживаемой реакции, несмотря на достигнутые успехи, получены не были. Одна из конфигураций магнитного поля оказалась при этом многообещающей. Это так называемая конфигурация токамак

Термоядерные реакторы Прежде чем термоядерный реактор станет реальностью после получения демонстрационной реакции, ему, так же как и ядерному реактору, предстоит долгий путь развития. Давайте посмотрим, каким бы мог быть такой реактор.

Энергия, выделяемая в реакции синтеза Пример. Рассчитайте энергию, выделяемую при термоядерной реакции синтеза 1 кг водорода с тритием

Среди вопросов, представляющих научный интерес, немногие приковывают к себе столь постоянное внимание общественности и вызывают так много споров, как вопрос о действии радиации на человека и окружающую среду. В промышленно развитых странах не проходит и недели без какой-нибудь демонстрации общественности по этому поводу. Такая же ситуация довольно скоро может возникнуть и в развивающихся странах, которые создают свою атомную энергетику; есть все основания утверждать, что дебаты по поводу радиации и ее воздействия вряд ли утихнут в ближайшем будущем.

В ядре, как правило, присутствуют и частицы другого типа, называемые нейтронами, поскольку они электрически нейтральны. Ядра атомов одного и того же элемента всегда содержат одно и то же число протонов, но число нейтронов в них может быть разным. Атомы, имеющие ядра с одинаковым числом протонов, но различающиеся по числу нейтронов, относятся к разным разновидностям одного и того же химического элемента, называемым изотопами данного элемента. Чтобы отличить их друг от друга, к символу элемента приписывают число, равное сумме всех частиц в ядре данного изотопа. Так, уран-238 содержит 92 протона и 146 нейтронов; в уране-235 тоже 92 протона, но 143 нейтрона. Ядра всех изотопов химических элементов образуют группу «нуклидов».

Количество энергии излучения, поглощенное единицей массы облучаемого тела (тканями организма), называется поглощенной дозой (рис. 2.4) и измеряется в системе СИ в грэях (Гр). Но эта величина не учитывает того, что при одинаковой поглощенной дозе альфа-излучение гораздо опаснее бета- или гамма-излучений.

Космические лучи Радиационный фон, создаваемый космическими лучами, дает чуть меньше половины внешнего облучения, получаемого населением от естественных источников радиации (рис. 3.2). Космические лучи в основном приходят к нам из глубин Вселенной, но некоторая их часть рождается на Солнце во время солнечных вспышек. Космические лучи могут достигать поверхности Земли или взаимодействовать с ее атмосферой, порождая вторичное излучение и приводя к образованию различных радионуклидов.

Внутреннее облучение В среднем примерно 2/3 эффективной эквивалентной дозы облучения, которую человек получает от естественных источников радиации, поступает от радиоактивных веществ, попавших в организм с пищей, водой и воздухом.

В течение нескольких десятков лет, например, глиноземы использовались в Швеции при производстве бетона, с применением которого было построено 350-700 тысяч домов. Затем неожиданно обнаружили, что глиноземы очень радиоактивны. В середине 70-х годов их применение было резко сокращено, а затем они вовсе перестали использоваться в строительстве.

Другие источники радиации Уголь, подобно большинству других природных материалов, содержит ничтожные количества первичных радионуклидов. Последние, извлеченные вместе с углем из недр земли, после сжигания угля попадают в окружающую среду, где могут служить источником облучения людей.

Наиболее распространенным видом излучения, применяющимся в диагностических целях, являются рентгеновские лучи. Согласно данным по развитым странам, на каждую 1000 жителей приходится от 300 до 900 обследований в год - и это не считая рентгенологических обследований зубов и массовой флюорографии. Менее полные данные по развивающимся странам показывают, что здесь число проводимых обследований не превышает 100-200 на 1000 жителей. В действительности около 2/3 населения Земли проживает в странах, где среднее число рентгенологических обследований составляет не более 10% от числа обследований в промышленно развитых странах.

Ядерные взрывы За последние 40 лет каждый из нас подвергался облучению от радиоактивных осадков, которые образовались в результате ядерных взрывов. Речь идет не о тех радиоактивных осадках, которые выпали после бомбардировки Хиросимы и Нагасаки в 1945 году, а об осадках, связанных с испытанием ядерного оружия в атмосфере.

Атомная энергетика Источником облучения, вокруг которого ведутся наиболее интенсивные споры, являются атомные электростанции, хотя в настоящее время они вносят весьма незначительный вклад в суммарное облучение населения. При нормальной работе ядерных установок выбросы радиоактивных материалов в окружающую среду очень невелики.

Величина радиоактивных выбросов у разных реакторов колеблется в широких пределах: не только от одного типа реактора к другому и не только для разных конструкций реактора одного и того же типа, но также и для двух разных реакторов одной конструкции. Выбросы могут существенно различаться даже для одного и того же реактора в разные годы, потому что различаются объемы текущих ремонтных работ, во время которых и происходит большая часть выбросов.

Профессиональное облучение Самые большие дозы облучения, источником которого являются объекты атомной промышленности, получают люди, которые на них работают. Профессиональные дозы почти повсеместно являются самыми большими из всех видов доз.

Другие источники облучения В заключение следует отметить, что источником облучения являются и многие общеупотребительные предметы, содержащие радиоактивные вещества. Едва ли не самым распространенным источником облучения являются часы со светящимся циферблатом. Они дают годовую дозу, в 4 раза превышающую ту, что обусловлена утечками на АЭС. Такую же коллективную эффективную эквивалентную дозу получают работники предприятий атомной промышленности и экипажи авиалайнеров

Острое поражение В своем последнем докладе НКДАР ООН впервые за 20 лет опубликовал подробный обзор сведений, относящихся к острому поражению организма человека, которое происходит при больших дозах облучения. Вообще говоря, радиация оказывает подобное действие, лишь начиная с некоторой минимальной, или «пороговой», дозы облучения.

Рак - наиболее серьезное из всех последствий облучения человека при малых дозах, по крайней мере непосредственно для тех людей, которые подверглись облучению. В.самом деле, обширные обследования, охватившие около 100 000 человек, переживших атомные бомбардировки Хиросимы и Нагасаки в 1945 году, показали, что пока рак является единственной причиной повышенной смертности в этой группе населения.

Рак легких, напротив, - беспощадный убийца. Он тоже принадлежит к распространенным разновидностям раковых заболеваний среди облученных групп населения. В дополнение к данным обследования лиц, переживших атомные бомбардировки Хиросимы и Нагасаки, были получены сведения о частоте заболевания раком легких среди шахтеров урановых рудников в Канаде, Чехословакии и США.

Генетические последствия облучения Изучение генетических последствий облучения связано с еще большими трудностями, чем в случае рака. Во-первых, очень мало известно о том, какие повреждения возникают в генетическом аппарате человека при облучении; во-вторых, полное выявление всех наследственных дефектов происходит лишь на протяжении многих поколений; и, в-третьих, как и в случае рака, эти дефекты невозможно отличить от тех, которые возникли совсем по другим причинам.

Понятие приемлемого риска Эта глава в отличие от четырех предыдущих не основывается на материалах докладов НКДАР ООН, поскольку обращается к теме, которая никогда не рассматривалась в этих докладах

Высшая математика, физика, теория электрических цепей Теория механизмов и машин