Добавил:
okley
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс) / 177_Атомные электростанции с реакторами типа ВВЭР_PWR
.pdf
Глава 1. Атомная энергетика
110
В настоящее время предприятиями Госкорпорации «Росатом» ведет-
ся разработка проекта пилотной АСММ для сооружения в поселке Усть-
Куйга Усть-Янского улуса Республики Саха (Якутия). Пилотный проект
подразумевает строительство АСММ с двумя реакторными установками
РИТМ-200Н электрической мощностью 55 МВт(э) каждая со сроком ввода
в промышленную эксплуатацию в 2028 г.
Первая в России наземная АСММ строится в Якутии. Соглашение о вза-
имодействии и сотрудничестве Госкорпорация «Росатом» подписала с ад-
министрацией региона в 2018 году. В соответствии с документом, «ОКБМ
Африкантов» и Государственный специализированный проектный институт
(ГСПИ), при помощи администрации республики и местных организаций
выполнили комплекс технико-экономических исследований, необходимых
для создания станции.
В начале 1980-х гг. около городов Минск и Одесса началось строи-
тельство двух мощных АТЭЦ на базе реакторной установки ВВЭР-1000.
Специально для этих АТЭЦ была разработана паровая турбина с теплофи-
кационной мощностью 1880 ГДж/ч (примерно вдвое меньше, чем у турбин
обычных ТЭЦ той же мощности). Турбина имеет два регулируемых отбора
пара, а также несколько нерегулирумых отборов, которые могут быть ис-
пользованы для дополнительного подогрева сетевой воды до 200 °С.
— теплоо
б
менни
к
Канал № 1 систем
ы
п
асс
и
в
н
о
г
о
о
т
во
д
а
т
е
пл
а
Тяговая т
ру
ба
В атмос
ф
е
ру
Блок
те
п
лооб
м
е
нник
ов
Ка
н
ал
№
2
с
и
с
т
е
м
ы
п
ассивного отво
д
а тепла
Тяговая т
ру
б
а
В атмос
ф
е
ру
Бло
к
т
е
п
лооб
м
е
нник
ов
© Яуров С.В.
ГЦНГЦН
ПГ ПГ
. 1.24. Принципиальная схема системы пассивного отвода тепла. РУ РИТМ-200Н
1.6. Ретроспективный анализ развития технологии ВВЭР и PWR
111
В конденсационном режиме при отключенных сетевых подогревателях
турбина имеет мощность 500 МВт(э), а в теплофикационном режиме при
полной тепловой нагрузке — 450 МВт(э).
После Чернобыльской аварии под давлением общественного мнения
программа строительства АТЭЦ была свернута. Однако предпосылки разви-
тия атомной теплофикации и интерес к этому направлению атомной техни-
ки объективно сохраняются в России. С одной стороны, этому способствует
многолетний положительный опыт эксплуатации действующих АТЭЦ, та-
ких как Билибинская, Томская и Красноярская, где полезно используется
тепловая энергия промышленных реакторов. С другой стороны, рост кон-
центрации тепловых нагрузок в городах, повышение стоимости топлива,
как органического, так и ядерного, объективно способствуют росту эконо-
мической целесообразности атомной теплофикации.
Многолетняя работа Билибинской АТЭЦ убедительно подтвердила эко-
номическую эффективность и социальную значимость атомной теплофика-
ции в специфических условиях Крайнего Севера.
Специально для теплоснабжения крупных городов с большими тепло-
выми нагрузками в конце 1970-х гг. был разработан одноцелевой низко-
температурный реактор АСТ-500 (для средних населенных пунктов была
спроектирована установка поменьше АСТ-300).
АСТ-500 — реакторная установка на основе интегрального водо-водя-
ного реактора с естественной циркуляцией теплоносителя первого контура,
страховочным корпусом и пассивными системами безопасности. Главный
конструктор реакторной установки — ОКБМ им. И.И. Афри кантова, научный
руководитель проекта — РНЦ «Курчатовский институт».
Основные технические характеристики РУ АСТ-500 представлены
в табл. 1.35.
1.35. Технические характеристики АСТ-500
Мощность тепловая, МВт 500
Давление в первом контуре, МПа 1,6
Давление в втором контуре, МПа 1,2
Температура теплоносителя в реакторе, °С
– навходе вактивную зону 134,5
– навыходе изактивной зоны 208
Глава 1. Атомная энергетика
112
Реактор АСТ выполнен по интегральной схеме, т.е. активная зона, те-
плообменники 1–2 контура и компенсатор давления размещаются в кор-
пусе реактора. Это решение позволило исключить трубопроводы большого
диаметра, опасные с точки зрения разрыва.
В реакторе циркулирует вода, являющаяся теплоносителем первого
контура. Применение естественной циркуляции теплоносителя в корпусе
реактора исключает сложные и опасные для активной зоны динамические
режимы, характерные для всех реакторов с принудительной циркуляцией
теплоносителя.
Компактность интегрального реактора позволила применить второй
герметичный страховочный корпус, рассчитанный на давление, устанавли-
вающееся при разгерметизации корпуса реактора.
В АСТ использовалась трехконтурная схема теплопередачи (рис. 1.25).
Первый контур был размещен в корпусе реактора, за исключением отдель-
ных устройств (водоочистки, борного впрыска и др.). Второй промежуточ-
ный контур имел пониженное давление (1,2 МПа) по сравнению с сетевым
1
6
2
4
5
9
10
11
13
12
8
8
3
из водопровода
7
170 °C;
1,2 МПа
150 °C;
1,6 МПа
70 °С
90 °С
1,6
МПа
© Яуров С.В.
. 1.25. Принципиальная схема реакторной установки АСТ-500.
1 — корпус реактора; 2 — активная зона; 3 — приводы системы управления; 4 — стра-
ховочный корпус; 5 — теплообменники второго контура; 6 — железобетонная шахта;
7 — трубопроводы второго контура; 8 — вспомогательные системы первого контура;
9 — компенсатор объема теплоносителя второго контура; 10 — сетевой теплообмен-
ник; 11 — система аварийного расхолаживания РУ; 12 — тепловой пункт; 13 — потреби-
тель тепла
1.6. Ретроспективный анализ развития технологии ВВЭР и PWR
113
теплообменником (1,6 МПа), осуществлявшим теплопередачу от второго к
третьему контуру, соединявшему АСТ с сетью теплоснабжения. Благодаря
разнице давлений предотвращались утечка и распространение радиоактив-
ности в случае повреждения барьера между первым и вторым контурами.
В 1979 году в СССР было принято решение о строительстве первых
двухблочных АСТ под Горьким (Нижний Новгород) и Воронежем, которое
стартовало в 1982–1983 годах. В 1983 году был утвержден план дальнейшего
внедрения АСТ на среднесрочную перспективу. Предполагалось, что в двух
названых городах АСТ возьмут на себя значительную часть базовой тепловой
нагрузки и при этом будут дополняться тепловыми мощностями на органи-
ческом топливе (главным образом, для покрытия пиковых нагрузок), а также
сооружаемыми впервые тепловыми аккумуляторами большой емкости.
Проведенная МАГАТЭ в 1989 г. комплексная экспертиза безопасности
АСТ-500 (миссия Pre-OSART) дала положительное заключение как по про-
ектным решениям, так и по их реализации на строительстве Горьковской
АСТ.
Однако после аварии в Чернобыле в результате резкого усиления спро-
воцированных извне антиядерных настроений в обществе, к 1990 году ре-
ализация обоих проектов была официально прекращена. К тому времени
строительные и монтажные работы были осуществлены более чем на ~50–
70%.
Кроме реактора АСТ-500 в России разработано несколько проектов
реакторов теплоснабжения малой мощности с использованием иных про-
ектных подходов и решений. В их числе разработанный в ГНЦ РФ – ФЭИ
проект «Рута», основанный на использовании бассейновых реакторов ат-
мосферного давления тепловой мощностью 10, 20 и 55 МВт.
1.6.2. PWR
Положительный опыт работы первой АЭС в СССР, а также сильное же-
лание опередить русских и англичан (с их газографитовыми реакторами)
привели к решительной поддержке в США крупномасштабного демонстра-
ционного реактора с водяным охлаждением.
Американские энергетические реакторы с водяным охлаждением стали
образцом и прототипом практически для всех стран мира, за исключением
СССР.
В качестве такого реактора был выбран реактор-прототип для авианосца
с электрической мощностью 60 МВт(э), АЭС «Shippingport» с данным реак-
тором была запущена в 1957 году. Эта станция стала первой коммерческой
атомной электростанцией в США и послужила прототипом для развития ос-
новной массы энергетических реакторов в мире.
Стоит отметить, что все три проекта первых АЭС явились результатом
конверсии оборонных разработок.
Глава 1. Атомная энергетика
114
Современные модификации реакторов типа PWR мало отличаются
от своих прародителей. Первый реактор данного типа был разработан ком-
панией «Westinghouse» как основа энергетической установки для атомной
подводной лодки «Наутилус» (1954).
Корпус реактора первой коммерческой атомной электростанции в США
был установлен в 1956 году на АЭС «Shippingport», штат Пенсильвания.
Хотя «Westinghouse» играла в разработке АЭС ведущую роль, многие
другие организации в разных странах также внесли значительный вклад
в разработку PWR и играют важную роль в ее дальнейшем развитии и экс-
плуатации.
В начальный период перспективы ядерной энергетики для рынка были
весьма условными и имели большую непределенность (3–5 лет, чтобы со-
здать реакторы с небольшой мощностью, и 20–30 лет, прежде чем ввести
значительную мощность).
В 1954 году AEC (Atomic Energy Comission, США) объявила о финанси-
руемом правительством пятилетнем плане по изучению концепций реакто-
ров с коммерческой точки зрения. В их число вошли и ныне развиваемые
концепции АЭС:
• реактор с водой под давлением («Shippingport»);
• экспериментальный реактор с кипящей водой (EBWR).
Первоначально активная зона водо-водяного реактора «Shippingport»
использовала высокообогащенный уран.
Так как металлическое урановое топливо быстро разрушалось в воде,
то велись разработки высокотемпературного топлива с большим выгоранием
на основе сплавов урана с молибденом и ниобием и 3,8% кремния с интер-
металлическими силицидами U3Si (недавно возрожденные под названием
Accident Tolerant Fuels). По причине сложности изготовления и высокого по-
глощения нейтронов в молибдене от этих разработок пришлось отказаться.
Опыт эксплуатации «Shippingport» преподнес целый ряд уроков.
Например, утечка из предохранительных клапанов компенсатора давле-
ния из-за тепловых деформаций, появление избыточной радиоактивности
в теплоносителе, были обнаружены кусочки сепаратора турбины в лопатках
низкого давления из-за вибраций. Несмотря на проблемы, «Shippingport»
успешно работал, но его капитальные затраты были примерно в 10 раз боль-
ше, чем у аналогичной станции, работающей на углеродном топливе.
Из-за этого развитие технологий направления «Shippingport» оказа-
лось под угрозой. Однако правительство США призвало к государствен-
ной и частной коммерциализации атомной отрасли. И тогда консорциумом
из 10 коммунальных предприятий Новой Англии, которые профинансиро-
вали все капитальные затраты, был предложен проект реактора «Янки» в Роу
1.6. Ретроспективный анализ развития технологии ВВЭР и PWR
115
(Yankee Core I) мощностью 110 МВт(э). Это был первый реактор, в котором
использовался диоксид урана с оболочкой из нержавеющей стали.
Опыт «Янки» был положительным, от НИОКР до строительства и экс-
плуатации. Консорциум завершил строительство станции на 23% ниже
запланированных затрат. Теперь дела у легководного направления пошли
на поправку. Следующий реактор «Индиан-Пойнт» представлял собой ре-
актор PWR мощностью 163 МВт(э) с гомогенно смешанными оксидами
высокообогащенного урана и тория. Правда, в августе 1962 года он вышел
из строя. Поэтому вторая активная зона представляла собой низкообога-
щенный диоксид урана без тория.
Следующие новые атомные электростанции «Коннектикут Янки»
и «Сан-Онофре» начали коммерческую эксплуатацию в 1968 году и имели
проект PWR, поставленный компанией «Westinghouse» уже по контракту
«под ключ».
Для АЭС «Янки» была выбрана конструкция с четырехпетлевой компо-
новкой и генерирующей мощностью 490 МВт. Корпус этого реактора был
на тот момент самым длинным в мире и был спроектирован и построен ком-
панией «Combustion Engineering».
В том же 1968 году вступила в строй первая атомная электростанция
в Испании «Хосе Кабрера», на которой был реактор «Westinghouse PWR»
с электрической мощностью 150 МВт. Она стала единственной действую-
щей в мире однопетлевой установкой PWR.
В период с 1963 по 1966 год «General Electric» и «Westinghouse» подписали
12 контрактов на строительство АЭС с реакторами PWR и BWR. И все же АЭС
по-прежнему были большими, сложными и дорогими. Усиление обществен-
ного контроля и связанная с этим нестабильность регулирования вызвали
рост затратной составляющей.
В 1970-х и 1980-х годах начали коммерческую эксплуатацию 10 АЭС,
спроектированных «Babcock & Wilcox» (B&W) с реакторами PWR: Three Mile
Island-1 и 2, Arkansas Nuclear One-1, David Besse-1, Oconee 1-2 и 3, Indian
Point-1, Rancho Seco-1 и Crystal River-3. Конструкция B&W PWR имеет
двухпетлевую компоновку и прямоточный ПГ. Это дает некоторое преиму-
щество, так как прямоточные ПГ с U-образным трубным пучком имеют воз-
можность реализовать перегрев пара.
Компания «Combustion Engineering» (CE) построила 15 атомных элек-
тростанций в США, в том числе Arkansas Nuclear One-2, Calvert Cliffs 1 и 2,
Millstone-2, Palisades, PaloVerde 1, 2 и 3, St Lucie 1 и 2, Waterford-3, Maine
Yankee, San Onofre 2 и 3.
Концепция и конструкция PWR этой компании, названная «CE80», по-
служила в дальнейшем основой для очень многих АЭС мира под названием
System 80+. Она состоит из двух петель, соединенных с корпусом реактора,
расположенным в центре. В этой конструкции в каждой петле первого кон-
Глава 1. Атомная энергетика
116
тура есть две холодные ветки, соединяющие выход парогенератора с корпу-
сом, и в каждой из них установлен ГЦН.
Еще одна особенность — увеличенные размер ПГ, что приводит к уве-
личению объема теплоносителя и, следовательно, к улучшенной безопасно-
сти в аварийных ситуациях. Также необходимо отметить увеличение на 33%
объема компенсатора давления, что позволило более эффективно управлять
реакторной установкой в случае аварии с потерей теплоносителя (LOCA).
И к тому же наличие бльшего количества теплоносителя в компенсаторе
позволяет избежать отключения реактора во время переходных процессов
или сброса нагрузки.
В отличие от остальных вариантов конструкции PWR, в конструкции
CE80 возможные изменения мощности корректируются только с помощью
управляющих стержней (СУЗ), поэтому снижается необходимость коррек-
тировки концентрации бора при переходных режимах.
PWR первого поколения были достаточно просты и являлись аналогами
рассмотренных нами ранее реакторов типа ВВЭР (максимальная темпера-
тура и давление в них были меньше, чем в ВВЭР-1000 и равнялись 315 °С
и 15,5 МПа соответственно).
В составе твэлов этих реакторов использовались цилиндрические та-
блетки диоксида слабообогащенного (1,3%) урана размером 8×12 мм, ко-
торые укладывались в металлические трубки из циркалоя (Zircaloy) длиной
3,65 м и около 10 мм в диаметре, заполненные гелием. Скомпонованные
таким образом твэлы собирались в ТВС квадратного сечения 14×14 с дис-
танционированием по всей высоте и резервированием от 16 до 25 ячеек под
перемещение в пространстве кассеты ПЭЛ ОР СУЗ.
В отличие от реакторов PWR первого поколения, в более поздних разра-
ботках стало использоваться жидкостное борное регулирование мощности
в сочетании с системой оперативного регулирования на основе стержне-
вых ПЭЛ. То есть, как можно заметить, они опережали СССР лет на пять-
семь. Во всем остальном можно сказать, что развитие этих направлений шло
по одинаковому сценарию.
Реакторы PWR второго поколения, которые содержали ТВС с большим ко-
личеством твэлов (ТВС 15×15 и 16×16), были сложнее в управлении, так как
имели меньшие теплогидравлические запасы и бльший запас реактивности.
Реакторы PWR третьего поколения, с учетом дальнейшего повышения
их мощности и в связи с ужесточением требований к их безопасности после
аварии в 1979 году на втором энергоблоке АЭС «Three Mile Island», стали
рассматриваться с пристальным вниманием по отношению к оперативному
управлению, информационному и метрологическому обеспечению.
Необходимо отметить, что тяжелая авария на АЭС «Three Mile Island»
с реактором PWR привела не только к серьезным экономическим и имид-
жевым потерям для атомной энергетики США (остановлено строительство
1.6. Ретроспективный анализ развития технологии ВВЭР и PWR
117
и произошел отказ от реализации более сотни новых проектов), но и по-
служила базисом для внесения изменений в конструкцию реакторов и АЭС
в целом — было сделано более 200 усовершенствований в проекте PWR.
На этом же основываются и реакторы PWR поколения III+ (AP-1000),
которые отличаются от классических аналогов по техническому замыслу
еще бльшей надежностью и бльшей безопасностью.
Корпуса классических PWR традиционно изготавливались из углеро-
дистой стали с нержавеющей плакировкой, которая обычно выполнялась
из марганцево-молибденовой стали. Внутри корпуса, в активной зоне, име-
ется от 190 до 300 тепловыделяющих сборок. Высота активной зоны этих ре-
акторов бывает от 3,65 м (например, в реакторах энергоблоков АЭС «Диабло
Каньон 2», «Байрон 2») до 3,81 м (например, в реакторе энергоблока АЭС
«Паоло Верде 2»). Загрузка топлива составляет в среднем 80...100 т.
Реакторы типа PWR работают с различным числом циркуляционных пе-
тель движения теплоносителя. Температура циркулирующего теплоносите-
ля на входе в реактор колеблется от 284 до 296 °С, а температура на выходе
из реактора от 320 до 332 °С. Расход теплоносителя различен: от 15 060 до
25 288 т/ч (в одной петле). Давление в режимах нормальной эксплуатации
находится в пределах 15,7...15,9 МПа (в среднем 15,8 МПа) и поддерживает-
ся на требуемом уровне с помощью компенсатора давления, как и в реакто-
рах типа ВВЭР.
При работе на номинальной нагрузке реакторы PWR (как и ВВЭР) обла-
дают, в силу своей кинетики, отрицательными коэффициентами реактивно-
сти по температуре теплоносителя и мощности. Это делает их устойчивыми
и безопасными в плане управления.
Из приведенных фактов очевидно, что реакторы PWR, имея свои техни-
ческие особенности (квадратная упаковка, вертикальные ПГ, 2- и 3-петле-
вые компоновки, компоновка реакторного отделения и станции), в целом
подобны реакторам типа ВВЭР.
Дополнительно рассмотрим проект СЕ80+
CE80+ — это улучшенная версия установки, оптимизированная для уве-
личения безопасности и экономической эффективности.
В 1993-м году проект СE80+ рассматривался членами Американского
ядерного общества в качестве основного средства утилизации оружейного
плутония, поскольку конструкция реактора предполагала использование
любого вид МОКС-топлива.
Проект 80+ получил развитие в корейском OPR-1000 и затем
в APR-1400, а также повлиял на конструкторские решения при разработке
AP-1000.
NRC (Nuclear Regulation Comission, США) сертифицировала проект 80+
для использования в США, но Westinghouse не построила ни одной станции
этого проекта и прекратила его продвижение еще до своего банкротства.
Глава 1. Атомная энергетика
118
Однако этот проект был использован для выбора конструкций и их обосно-
вания в других странах.
Помимо сверхдержав многие другие страны мира приняли ядерную
энергетику как часть своей энергетической стратегии в конце XX века.
В большинстве программ использовалась технология легководных реакто-
ров типа PWR или BWR.
Франция стала одним из успешных разработчиков и строителей АЭС как
внутри страны, так и в продвижении их в мире (Китай, Финляндия и т.п.).
После нефтяных потрясений 1970-х годов страна приняла ядерную энер-
гетику в качестве стратегического источника энергии, к которому следует
стремиться из соображений национальной безопасности, а также энергети-
ческой независимости. Именно поэтому страна вкладывала значительные
средства в технологии, а не полагалась на замыслы США.
В сотрудничестве с Бельгией было принято решение о строительстве
атомной электростанции «Chooz-A» с реактором PWR. Ее строительство на-
чалось в 1961 году, а в 1967 году началась эксплуатация первого коммерче-
ского ядерного реактора PWR в Европе.
В 1970-х годах во Франции поэтапно разрабатывались несколько серий
проекта PWR — все они трехпетлевые и с электрической мощностью 900
МВт. Эти новые серии, основанные на конструкции PWR, получили назва-
ния CP0, CP1 и CP2 (М310).
Серия CP0, полностью под лицензией «Westinghouse», была внедрена
только в 1970-х годах на 6 блоках.
Вместо серии CP0 в 1980-х годах были разработаны серии CP1 и CP2,
по данным проектам было построено 28 ядерных реакторов. В этих сериях
был учтен опыт, полученный при проектировании, строительстве и эксплу-
атации реакторов CP0. Исследования проектов для серий CP1 и CP2 были
стандартизированы.
В результате, серии CP1 и CP2 отличаются от серии CP0 по следующим
характеристикам:
• конструкция здания защитной оболочки была изменена для облегче-
ния операций внутри ЗО;
• измененены системы безопасности в части независимости каналов
и повышения их надежности;
• более гибким стало управление реактором, благодаря использованию
«серых» регулирующих стержней и добавлению стержней с выгораю-
щими поглотителями.
Впоследствии Франция перешла на станции с четырехпетлевыми ком-
поновками, что означало увеличение генерирующей мощности до 1300
1.6. Ретроспективный анализ развития технологии ВВЭР и PWR
119
МВт. Серия новых установок получила название P4. Первоначальный
проект реакторной установки под названием P4 был основан на лицензии
«Westinghouse», восемь таких проектов были реализованы в течение 1980-х
годов.
Компания «Framatome» разработала собственную французскую версию
серии P4, названную P’4, были введены 12 блоков с этим реактором.
Увеличение мощности в этих сериях было достигнуто за счет увеличения
размера корпуса реактора, вследствие чего перешли с трехпетлевых проек-
тов для реакторов CP0, CP1 и CP2 с 900 МВт на четырехпетлевые для се-
рии P4 и P’4 мощностью 1300 МВт, также увеличились размеры основного
оборудования, ГЦН и ПГ.
Предыдущая серия (СР) имела двухблочные установки, в то время как
новая представляет собой одноблочные установки. Системы безопасности
спроектированы по многоканальному принципу с независимым расположе-
нием, что значительно увеличило уровень безопасности.
Кроме того, каждая защитная оболочка имеет двойную бетонную сте-
ну (одна внутренняя стена из предварительно напряженного бетона и одна
внешняя стена из железобетона) вместо одинарной стены из предваритель-
но напряженного бетона, облицованной сталью, в реакторах мощностью
900 МВт. Используются новые микропроцессорные технологии управления
и КИП с использованием программируемой памяти.
Серия P’4 отличается от серии P4 тем, что монтаж зданий и сооруже-
ний был оптимизирован, а их размеры уменьшены для сокращения за-
трат. Наконец, в 1980-х годах компания «Framatome» пришла к реализации
французского проекта N4, были построены четыре новых блока: два блока
в Chooz и еще два в Civeaux.
Благодаря усовершенствованному топливу и усовершенствованиям ос-
новных компонентов второго контура удалось повысить мощность блоков
до 1450 МВт(э).
Компания Framatome совместно с Siemens (Германия) разработала ев-
ропейский реактор с водой под давнием [European Pressurised Water Reactor
(EPR-1600)], основанный на конструкциях французского реактора N4 и не-
мецкого реактора KONVOI. В 1995 году он был утвержден в качестве новой
стандартной конструкции для Франции и получил одобрение французской
комиссии по проектированию в 2004 году. Два блока EPR-1600 сооружались
с 2008 года (один во Франции и один в Финляндии), но из-за недостатков са-
мого проекта и новых требований национального финского регулятора соо-
ружение растянулось почти на 20 лет. Энергоблок Олкилуото-3 (Финляндия)
пущен в 2023 году, а французский энергоблок Фламанвиль-3 был подклю-
чен к сети в декабре 2024 года.
Во Франции эксплуатируются 18 коммерческих атомных электростан-
ций с 57 действующими реакторами (данные конца 2024 года). Все элек-
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)