Неоптимальное время включения нейтронного инициатора ядерного взрывного устройства (ЯВУ). Режимы «проскок» и «хлопок». Основные причины срабатывания ЯВУ в режиме «хлопок».



Мы поможем в написании ваших работ!


Мы поможем в написании ваших работ!



Мы поможем в написании ваших работ!


ЗНАЕТЕ ЛИ ВЫ?

Неоптимальное время включения нейтронного инициатора ядерного взрывного устройства (ЯВУ). Режимы «проскок» и «хлопок». Основные причины срабатывания ЯВУ в режиме «хлопок».



Точка разлёта под действием хим. взрывчатки ~10-4c
kэфф.
Подрыв хим. у-ва.
1,3
Если запустить инициатор здесь (сразу после достижения критичности)
tл
tл
Взрывчатка толкает снаружи, а энергия выделения мешает
tл
Не хватит времени на набор поколений
t
«Хлопок»
«Проскок»

 


Если kэфф=2, то Y ~ 20 кТ

Если kэфф=1,3, то Y ~ 540 тонн (что и случилось в Корее)

 

Причины «хлопка»:

  1. Асинхронность имплозии
  2. Вызывание цепной реакции до критичности: у оружейного плутония генерация нейтронов спонтанного деления 3*105 нейтр./сек.

Надо просчитывать космические нейтроны (чтобы не вовремя прилетевший нейтрон не вызвал цепную реакцию). Однако их всего 3*10-3нейтр./см2*сек. à много вреда не принесёт

 

64. Энергетический выход ЯВУ и оптимальное время включения нейтронного инициатора.

à чем выше kэфф, тем выше энерговыделение!

Важно включить нейтронный инициатор, чтобы он захватил максимальный kэфф

См. график!

 

34. Полоний-бериллиевый нейтронный инициатор. Методы наработки полония. Проблемы обращения с полонием.

При - сечение реакции

Золотая фольга
9Be
Источник

 


При критичности фольга разрывается

Что за источник ? Плутоний не годится, т.к. период полураспада 24100 лет (излучение тем меньше, чем больше период полураспада)

Годится полоний 210Po; T1/2=138,4 дня

(238Uà…à210Po)

- на одно ядро урана в руде полония 10-10

При реакции для 239Pu -излучение довольно велико à требование к конструкционным материалам

27Al ~ 1,3 барн à алюминий, магний не годятся

Полоний надо менять раз в полгода (что очень сложно) à нужен другой инициатор (вне крит-массы)

 

29. Основные ядерно-физические свойства плутония. Физический принцип наработки и имеющиеся запасы оружейного плутония.

Ядерно-физические свойства:

  • Плотность чистого плутония при нагревании уменьшается от 19.82 до 14.7 г/см3 и вновь растёт до 16.52 г/см3. Поэтому для ядерных зарядов металлический плутоний легируют специальными добавками.
  • В растворе плутоний может одновременно находиться в степенях окисления от +3 до +6, что делает его химию исключительно сложной
  • Температура плавления плутония 640о, температура кипения 3235о

 

Месторождений плутония нет

234Pu: T1/2=81*106 лет

Сейчас наработано плутония:

  • 140 тонн – Россия
  • 100 тонн – США

Получение:

(для распада 239U и 239Np нейтронный поток не нужен)

239Pu: , где [Yn]sp – выход нейтронов на спонтанное деление; но нам надо 103 за 10-8 à за счёт спонтанного деления не взорвётся

 

Если 239Pu не удалить из активной зоны: 239Pu:

1) - может и бабахнуть

2) T1/2=6580 лет à выделяется тепло

 

 

53. Состав оружейного плутония. Требования к конструкции и эксплуатационному циклу реактора-наработчика, оценка его производительности по плутонию.

Оружейный плутоний — это плутоний в форме компактного металла, содержащий не менее 93,5 % изотопа 239Pu.

Изотопный состав оружейного плутония
238Pu 0,012%
239Pu 93,8%
240Pu 5,8%
241Pu 0,23%
242Pu 0,0022%

 

Образование плутония:

· Чем дольше держим в реакторе, тем больше отношение 240U/239U è БОЙСЯ ДЛИТЕЛЬНЫХ ОБЛУЧЕНИЙ!!!

· Содержание 238Pu растёт квадратично; 240Pu – кубично

·

· Когда Np выходит на насыщение à снимаем нейтронный поток à Np будет распадаться à уровень 240Pu будет стабилизирвоаться

· Итого: держим 2 недели в реакторе!

· Потом почти за такое же время Np распадётся

· Т.к. больше нейтронов нету à 240Pu не образуется, а 238Pu ещё не успел образоваться

· Для вывода облучённых блоков из реактора:

1) Остановить реактор

2) Не останавливая – канальный реактор (часть стержней вывели, а реактор продолжает работать на оставшихся стержнях

· Стержень оставляем на 2 недели, пока нептуний распадётся

· Ждём около 2 месяцев – пока короткоживущие продукты деления распадутся

 

Итого для получения плутония:

  1. Реактор на естественном уране (чтобы перебить цепочку 238Pu)
  2. Возможность смены на ходу
  3. Рядом должно быть радиохимическое производство

 

31. Плутоний-238, его основные свойства, каналы его образования при облучении урана в реакторе и роль в ядерном оружии.

238Pu: T1/2=87,7 года è огромное тепловыделение! (300 единиц тепловыделение 239Pu) – он плавится сам!

Огромное количество спонтанных нейтронов:

  • Для 235U – 0,011 н/с*кг
  • Для 238Pu – 2,6*106н/с*кг

 

Откуда он берётся?

1) 239Pu (n, 2n) à238Pu, однако эта реакция пороговая (около 7,8 МэВ) à очень маленькое сечение; НО на самом дел его образуется гораздо больше

2) ; , однако на самом деел его получается тоже больше à реакции (n, 2n) могут не рассматриваться

На самом деле:

· В реакторе для получения плутоний не должно быть много 235U!!! à графитовый, тяжеловодный реактор

 

11. Изотопный состав и физические свойства реакторного плутония. Оценка возможности использования реакторного плутония в ядерном оружии.

Изотопный состав плутония, %
Тип реактора 238Pu 239Pu 240Pu 241Pu 242Pu Мкр; кг
1 – Тяжеловодник на естественном уране (3 года облучение) 0,1 67,6 25,6 5,3 1,4
2 – PWR; обогащение ~4,4% 1,7 22,3 12,3 4,7
3 – Тяжеловодник для наработки плутония Доли % ~95 ~5 Доли % - ~6

·

· 1962 г. – американцы сумели подорвать ядерную бомбу на основе реакторного плутония

· Использовался 1й тип топлива, но в нём мало 238Pu

· Из облучённого топлива ВВЭР не удавалось никогда

· За счёт выделения от 238Pu внутренняя часть разогревается до температуры ~200oC

· При такой температуре активной части ТНТ почти вскипает

· Американцы для теплосъёма поставили мосты из алюминия (но это всё очень сложно и всякие неприятности сулит; например, трудности строгой сферической симметричности обжатия)

 

32. Плутоний-240, его свойства, каналы образования и роль в ядерном оружии.

Америций очень противный, т.к. по альфа-моде распадается в возбуждённое состояние нептуния, а оттуда уже мощнейшее гамма-излучение à не годится!

Pu-240 вреден для производства оружия по следующим причинам:

  1. Он менее делящийся материал, чем Pu-239, поэтому требуется чуть большее количество плутония для изготовления оружия.
  2. Уровень спонтанного деления у Pu-240 гораздо выше, что создает сильный нейтронный фон.

 

 

239Np
Расчётное накопление 239Pu (без учёта выгорания240Pu)
Реальное накопление 239Pu (с учётом выгорания240Pu)
Выход 239Np на насыщение
240Pu
238Pu
Nядер
239Pu
tнасыщ(239Np)
tобл
Nядер
Уровень наработки оружейного 239Pu
«Хвост» 240Pu
239Pu
239Np
240Pu
tобл
Реактор остановлен!!!

 

 


9. Причина необходимости высокого обогащения делязегося материала по урану-235 и плутонию-239.

Материал заряда Критическая масса, кг Генерация нейтронов спонтанного деления; нейтр/с Среднее число нейтронов спонтанного деления, появляющихся за время создания надкритического состояния
Имплозионный тип Пушечный тип
Pu (оружейный) 3*105 45 («хлопок»)
Pu (реакторный) 7,5*106 75 («хлопок») ~1200 («хлопок»)
U (оружейный, ~94% по 235U) <30 <0,0003 <0,004

 

50. Роль трития в ядерном оружии. Цели и физический смысл бустирования ядерного заряда.

· От конструкции бомбы необходим набор 1024 нейтронов

· Пусть даже устройство сработает в режиме «хлопок», но если есть дейтериево-тритиевая смесь, то:

· TD+T~10-8 секунды – время набора одного поколения (Т – сгорание смеси)

· На каждое сгоревшее ядро получаем 1 нейтрон è на 10 грамм сгорания D+T получает 6*1024 нейтронов, энергия которых 14,5 МэВ (они будут делить всё: и Pu-240 и Pu-239)

· Коэффициент использования около 100 (т.к. получили нейтроны извне à после выгорания надкритики реакция не прекратится!!!)

· Бустрирование – добавление D + T (тритиевый дожигатель)

 

Дейтерий есть в воде – 0,015%

Тритий радиоактивен, T1/2=12,3 года

 

26. Основные принципы действия и конструкции термоядерного взрывного устройства. Роль радиационного обжатия рентгеновским излучением инициатора (с количественной оценкой энергии излучения).

· Введение использования принципа бустирования решило проблему чувствительности боеприпаса к точному включению нейтронного инициатора.

 

· НО: требовались ещё большие мощности взрыва – мегатонны.

 

· 1952 год – термоядерный взрыв «Майк» - 10,6 мТ – двухэтажное строение. В качестве горючего использовался жидкий дейтерий. Доставить такую бомбу было невозможно, но принцип был выбран верный.

· Решение – термоядерная бомба. Проблема – как передать энергию ядерного взрыва на сжатие дейтериево-тритиевой смеси.

D-T смесь
Е

 

 


  • Используя легкую для поджога, но чрезвычайно дорогую дейтериево-тритиевую смесь, возможно инициировать заметную реакцию даже при обычной плотности термоядерного горючего, используя лишь тепло от атомного взрыва (50-100 млн. градусов). Правда 3H - дорог в производстве (на порядок дороже оружейного плутония), да и к тому же нестабилен (радиоактивен). Это делает его непригодным к использованию. Остается 2H - вполне доступное горючее. Чистый дейтерий как таковой был использован лишь однажды - во время Ivy Mike. Его недостаток - дейтерий должен был быть очень сильно сжат или сжижен при криогенной температуре – непрактично (бомба у них была с двухэтажный дом)
  • Проблема решается путем комбинирования дейтерия с литием в химическое соединение - дейтерид лития6LiD (позволяет хранить дейтерий даже при комнатной температуре). При этом за счет деления лития (6Li+nà3T+α) производится большое количество трития для реакции 3Н+2Нà4He+n+17,6МэВ

 

· 1955 год – испытание в СССР.

· Использоваля принцип радиационной имплозии (обжатия).

· Итак, до разрушения инициатора бомбой деления (~10-6), он успевает испустить рентгеновское излучение, которое, отразившись от внутренних стенок, воздействует на шар со смесью и запускает термоядерную реакцию.

 

Количественная оценка энергии излучения:

λТ = b - уравнение виновского сдвига (закон смещения Вина)

b – Константа Вина

λ – длина волны

 

λ = 2πс/ω

λ → ω →(t)→ Еγ

Еγ = 100 эВ – мягкий рентген


Атомная энергетика

 

56. Трудности регулирования цепной реакции деления с использованием мгновенных нейтронов

, где - реактивность

не может превысить долей процента над 1

Имеем дело с малыми величинами

Tж без замедлителей 10-8 сек

10-7 – добавляем реактивность à энергия вырастет в 2000 раз за 1 секунду è замедлитель

tзам.~10-4с

En~1 МэВ à Eth=0,025 эВ

Установка позволяет уменьшить концентрацию (сечение больше на 3 порядка)

Использование для управления запаздывающих нейтронов деления

 

60. Физика эмиссии запаздывающих нейтронов деления.

· Не успеваем следить за мощностью даже при небольшом колебании реактивности. Нам помогут запаздывающие нейтроны деления

· Оказалось, что небольшая доля (~1%) нейтронов, испускающихся в процессе деления, появляется с некоторым запаздыванием относительно момента деления (так называемые запаздывающие нейтроны). Время запаздывания достигает 1 мин.

· что запаздывающие нейтроны испускаются остановившимися осколками после предварительного β--распада. β-Распад осколков приводит к образованию дочерних ядер не только в основном, но и в возбужденных состояниях à происходит испускание запаздывающих нейтронов

Условие эмиссии запаздывающих нейтронов:

· Условие просеки (стабильность по отношению к эмиссии нейтрона): ; ( )

· Но если ядро E(Z, N+1) возбуждено, то возможно состояние, когда: , т.е. à прямая эмиссия нейтрона возможна с энергетического уровня, соответствующего E* (время эмиссии соответствует T1/2 дочернего ядра)

7

Предшественники запаздывающих нейтронов:

· 137I; T1/2=55,6 сек

· 87Br; T1/2=24,5 сек

Для 235U 239Pu при делении тепловыми нейтронами

- быстрые нейтроны

 

8. Время жизни вторичного нейтрона в различных средах с учётом различных факторов (наличие либо отсутствие замедлителя, соотношение между реактивностью и долей запаздывающих нейтронов деления).

Доля запаздывающих нейтронов: , где - delay, запаздывающие; - prompt, быстрые

β для 235U=0,64%; для 239Pu=0,20%

Условие управляемости реактора:

Тж~10-8 сек – без замедлителя

Тж~10-4 сек – с замедлителем (складывается из времени замедления и времени диффузии)

+ {если выполняется}+ , где Т1/2~10-1с

В таком случае если реактивность вырастет в 2 раза:

à 0,7=10-3t à t~700 сек ~ 10 мин

24. Основное условие управляемости ядерного реактора и технические средства управления.

Условие управляемости реактора:

· Если à нарастание цепной реакции определяется только мгновенными нейтронами à не годится!

· Система управления и защиты реактора (СУЗ) – система для пуска и остановки реактора, поддержания заданного уровня мощности, переходя на другой уровень мощности и отключения реактора.

· Органами регулирования реактивности являются стержни-поглотители нейтронов. Они сделаны из бористой стали или карбида бора. Они вводятся (или выводятся) в активную зону и стабилизируют или изменяют в нужном направлении процесс размножения нейтронов.

 

28. Основные типы энергетических ядерных реакторов на тепловых нейтронах, их преимущества и недостатки.

АЗ
T1
T2
Теплоноситель
Управление

 

 


T2>T1

Использование реакторов:

1) По назначению

2) Исследовательские (необходимы потоки нейтронов à высокое обогащение)

3) Промышленная наработка плутония

4) Транспортные

Сечение деления на тепловых нейтронах огромное

 

62. Формула четырёх сомножителей и её упрощение в случае гетерогенного реактора. Основные функциональные элементы ядерных реакторов на тепловых нейтронах.

 


 

Родилось j нейтронов

1 сектор:

- коэффициент размножения при делении на 238U

à

Т.е. на выходе из 1го сектора получим нейтронов

Много нейтронов замедлится àреакция упругого рассеяния à нейтрон ушёл от порога, когда возможно размножение на 238U

2 сектор:

Энергия с 1кэВ à 10 эВ

Страшный для нейтрона сектор – зона радиационного захвата на 238U, ярко-выраженный резонансный характер

Велика потеря нейтронов!
- вероятность избежать резонансный захват на 238Uв процессе замедления

Чтобы увеличить эту вероятность необходимо нейтроны быстрее замедлить àувеличение концентрации замедлителя (но слишком много его тоже нельзя, а то он уже сам будет поглощать нейтроны)

3 сектор:

Тепловая область

- вероятность избежать радиационного захвата после замедления

еимущества

4 сектор:

Тут, судя по всему, происходит непосредственно деление, с образованием нейтронов

 

Итого:

 

 

Для быстрых реакций формула четырех сомножителей неприменима, так как каждый коэффициент зависит от энергии и разброс по энергиям при быстрых реакциях очень велик.

 

38. Преимущества гетерогенной компоновки ядерного реактора.

Гетерогенный ядерный реактор — реактор, в котором ядерное горючее конструктивно отделено от замедлителя и других элементов активной зоны.

Это позволяет нейтрону избежать радиационного захвата на уране и сбрасывать энергию в замедлителе до тепловой

В ф-ле 4х сомножителей ,для гетерогенного реактора

 

Гомогенный ядерный реактор — ядерный реактор, активная зона которого представляет собой гомогенную смесь ядерного горючего с замедлителем.

Примером гомогенной активной зоны может служить раствор уранил-сульфатной соли U2SO4 в обычной или тяжелой воде

 

20. Назначение и типы замедлителей. Соотношение количества топлива и замедлителя в реакторе на тепловых нейтронах. Основные физические и эксплуатационные характеристики замедлителя.

У ядерной реакции - самое большое сечение à можем пренебречь наличием остальных реакций ( ; )

, где - сечение поглощения (absorption)

Для нейтронов низких энергий действует принцип: (упругое и неупругое рассеяния), КРОМЕ:

1) 2D – самый эффективный замедлитель

2) 9Be -

3) 12C -

 

- здесь учитывается только 235U и 238U

- учитываем ещё и замедлитель

; (100 т.к. ядер замедлителя в 100 раз больше)

 

Требования к замедлителю:

1) Лёгкий материал

2) Не должен отъедать тепловые нейтроны

Важен материал теплоносителя (по объёму) – надо избегать, чтобы теплоноситель поглощал нейтроны

Чем больше коэффициент замедления – тем лучше

· Для H2O – 61

· Полиэтилен – 61

· Графит – 205

· Be – 124

· D2O - 5700

(на естественном уране = 1,08) à работоспособно всё выше 1!

(на естественном уране = 1,18) – годится, но должен быть графит высочайшей чистоты

- не годится; у воды большое сечение захвата

Пограничный коэффициент поглощения: (обогащение по 235U) - теоретически возможен легководный реактор

В ф-ле 4х сомножителей ,для гетерогенного реактора

 

48. Реактивность и запас реактивности. Роль запаса реактивности в управлении реактором.

, где - реактивность

Запас реактивности:

  • - выводится только из конструкции реактора, без учёта его управляемости
  • - реактивность реактора при полностью выведенных регулирующих стержнях, когда реактор неуправляем

 

25. Основные принципы безопасной эксплуатации реактора

Запас реактивности:

(для тяжёлой воды 0,08; для графита 0,05)

- цена нейтрона очень велика (каждый из нейтронов на счету)

Однако и принципиально разные:

  • - выводится только из конструкции реактора, без учёта его управляемости
  • - реактивность реактора при полностью выведенных регулирующих стержнях, когда реактор неуправляем
  • ; à выводим и вводим стержни

Условия безопасности:

, где n – какое-то число единиц

 

16. Ксеноновое отравление ядерного топлива и «йодная яма». Самариевое зашлаковывание топлива. Проблемы, связанные с отравлением и зашлаковыванием, и способы их решения.

Йода образуется многоàнемало и ксенона.

135Xe
135I
~11,3 часа

 


 

 

У ксенона огромное сечение захвата на тепловых нейтронах:

t
135I
135Xe
ОСТАНОВКА РЕАКТОРА!
NЯ
Ферми пытался включить реактор тут
Тут заработал, т.к. реактивность выросла
135Sm

· Нестационарное отравление реактора происходит не только при остановке реактора, но и при любом изменении его мощности. Если мощность реактора снижается, то имеет место травление аналогичное йодной яме, но меньшем в масштабе. Увеличение мощности сопровождается обратным эффектом - количество ксенона сначала уменьшается, а спустя некоторый промежуток времени увеличивается.

· При остановке реактора происходит возрастание количества ядер Sm-149 вследствие радиоактивного распада Рm-149 и наблюдается явление, аналогичное йодной яме, с тем, однако, отличием, что число ядер Sm-149 монотонно возрастает во времени (практически приближается к насыщению). Последнее связано со стабильностью Sm-149. Уменьшение реактивности при остановке реактора, обусловленное отравлением Sm-149, значительно меньше глубины йодной ямы, зато в отличие от последней оно сохраняется во времени.

· Главная проблема – резкое снижение реактивности à надо ждать какое-то время, чтобы количество ксенона уменьшилось и реактивность начала расти.

· Чтобы избежать:

ü Чаще перегружать à перегрузка на ходу

 

19. Назначение и состав теплоносителя. Схемы теплосъёма и теплопередачи в реакторах различных типов.

· В двухконтурных энергетических реакторах (например, ВВЭР) теплоноситель из реактора поступает в парогенератор, в котором вырабатывается пар, приводящий в действие турбины

· в одноконтурных реакторах (например, РБМК) сам теплоноситель (пароводяной или газовый) может служить рабочим телом турбинного цикла.

· В исследовательских (например, материаловедческих) и специальных реакторах (например, в реакторах для накопления радиоактивных изотопов) теплоноситель только охлаждает реактор, полученное тепло не используется.

К теплоносителям предъявляют следующие требования:

  1. Слабое поглощение нейтронов (в тепловых реакторах) либо слабое замедление их (в быстрых реакторах);
  2. Химическая стойкость в условиях интенсивного радиационного облучения;
  3. Низкая коррозионная активность по отношению к конструкционным материалам, с которыми теплоноситель находится в контакте;
  4. Высокий коэффициент теплопередачи;
  5. Большая удельная теплоёмкость;
  6. Низкое рабочее давление при высоких температурах.

 

В тепловых реакторах в качестве теплоносителя используют воду (обычную и тяжёлую), водяной пар, органические жидкости, двуокись углерода; в быстрых реакторах — жидкие металлы (преимущественно натрий), а также газы (например, водяной пар, гелий). Часто теплоносителем служит жидкость, являющаяся одновременно и замедлителем.

 

54. Тепловыделяющие элементы и тепловыделяющие сборки (назначение, устройства, материалы).

· При делении 235U тепловыми нейтронами: 202,76 МэВ в реакции

· 194,17 МэВ можем утилизировать (разница уходит в нейтрино)

· ~170 МэВ – исключая нейтроны – что можем полезно утилизировать!

· Осколки деления – многозарядные ионы (пробег ничтожен, 10-6 м) – у них огромная радиоактивность

Вывод:

1) Локализовать топливо внутри герметичного объёма à герметичность осколков и теплоносителя

2) Обеспечить теплоотвод

3) Надёжная управляемость

4) Элементы оформления топлива должны быть корозионно-стойкие и механически устойчивые

5) Компоненты топливных элементов должны обладать низкой энергией активации

6) Нужно много элементов à возможность массового производства

 

ТВЭЛ (тепловыделяющий элемент)

Для ВВЭР-1000:

  • L=3,80 м
  • D=0,91 см

1 - Заглушка

2 - таблетки диоксида урана (в центре маленький канал – обеспечивается температурный градиент)

3 - оболочка: 99% - Zr; 1% - Nb (маленькое сечение радиационного захвата à слабо активируется à экономит нейтроны + механическая прочность + малая химическая активность)

4 - пружина

5 - втулка

6 - наконечник (чтобы собирать)

Между оболочкой и таблетками есть зазор! Т.к. топливо распухает à чтобы предотвратить «козла».

Для улучшения теплообмена оболочку ТВЭЛа вместе с сердечниками заполняют газом, который хорошо проводит тепло, чаще всего для этих целей используют гелий.

 

ТВС (тепловыделяющая сборка)

- Из ТВЭЛов формируется ТВС

- ТВС работает 3-4 года (меняется дистанционно)

- ТВС – внешний чехол, основа конструкции

- В зоне топливо стоит долго à образуются примеси àпри замене одного ТВС лучше поставить с более высоким обогащением (чтобы компенсировать упад реактивности)

- Для ВВЭР-1000:

· в ТВС 317 ТВЭЛов

· в АЗ 151-153 ТВС (чистый уран – 70 т; UO2 – 80 т)

· ТВС шестигранник (в импортных – квадрат)

· Обогащение – 2,9%-4,4%

- Для РБМК:

· в ТВС 18 ТВЭЛ ( ТВС круглый)

· ТВС ~ 4500 штук (!!!); (чистое топливо – 192 т; UO2 – 218 т)

· В ТВС

ü 12 каналов для регулирующих стержней

ü Каналы для камер деления

ü 2 канала для аварийного залива борного раствора

 

5. АЭС с водо-водяными энергетическими реакторами (под давлением и кипящими). Физико-технические схемы, сравнительные преимущества и недостатки.



Последнее изменение этой страницы: 2016-04-07; Нарушение авторского права страницы; Мы поможем в написании вашей работы!

infopedia.su Все материалы представленные на сайте исключительно с целью ознакомления читателями и не преследуют коммерческих целей или нарушение авторских прав. Обратная связь - 3.238.186.43 (0.058 с.)