Производство тяжёлой воды

Размещено на http://www.allbest.ru/

Оглавление

Введение

1. Свойства воды

2. Тяжелая вода

3. Недостатки воды

4. Особенности использования водных теплоносителей

5. Реакторы, в которых используется вода

Заключение

Список литературы

Введение

вода теплоноситель ядерный реактор

Вода является наиболее распространенным теплоносителем в энергетических ядерных установках. Ее широкое использование обусловлено рядом причин. Во-первых, по своим ядерно-физическим и теплопередающим свойствам вода является одним из лучших теплоносителей. Во-вторых, запасы воды практически неограниченны, ее стоимость незначительна и она имеется всюду. И, наконец, в энергетике накоплен большой опыт по использованию воды и ее пара в теплоэнергетических установках (получение чистой воды, не содержащей растворенных солей и газов, выбор соответствующих конструкционных материалов и т.п.).

Достоинства обычной воды, Н2О, как замедлителя - доступность и дешевизна. Она является первым замедлителем по величине замедляющей способности, но по величине коэффициента замедления - на пятом месте, уступая тяжёлой воде, бериллию, оксиду бериллия и графиту потому, что вода обладает более высоким значением макросечения поглощения замедляющихся нейтронов.

Целью данной работы является то, что о свойствах воды именно в реакторах различных типов и его применение в реакторах.

Реферат состоит из 5 основных частей и в нем имеется 1-рисунок , 3-таблицы.

1. Свойства воды

Замедлитель нейтронов - вещество с малой атомной массой, служащее для замедления, образующихся при делении ядер нуклидов, нейтронов с высокой энергией (0,5-10 МэВ) до тепловых энергий (менее 1 эВ). (Т.е. вещество в активной зоне ядерного реактора, служащее для уменьшения кинетической энергии быстрых нейтронов до величин энергии тепловых нейтронов, которые вызывают деление ядер 235U, 233U и 239Pu.) Наиболее распространенные замедлители нейтронов - графит, обычная вода, тяжелая вода и бериллий, которые слабо поглощают тепловые нейтроны. В реакторах на быстрых нейтронах, в которых для деления используются нейтроны деления большой энергии, замедлитель отсутствует.

По механизму замедления нейтронов среды разделяются на три группы: 1) «лёгкие»; 2) «тяжёлые»; 3) «резонансные». Эффективность вещества, как замедлителя нейтронов, характеризуется его замедляющей способностью. Чем выше замедляющая способность, тем меньший объем вещества нужен для замедления нейтронов до данной энергии.

В тепловом ядерном реакторе в качестве материала - замедлителя должен использоваться такой, который: 1) обладает высокими замедляющими свойствами; 2) имеет малое макросечение поглощения тепловых и резонансных нейтронов.

Последнее требование вытекает из соображений экономии нейтронов. Чем меньшую величину имеют макросечения поглощения замедлителя в тепловой области энергий нейтронов, тем выше соответственно коэффициент использования нейтронов в реакторе, и, и вероятность избежать нейтронный захват, ?. Объём замедлителя в активной зоне теплового реактора выбирается из соображений получения в нём теплового (близкого к максвелловскому) спектра, а это значит, что выбор в качестве замедлителя слабопоглощающего материала является единственной возможностью для повышения и и ?.

Кроме того, по условиям работы в активной зоне замедлитель должен обладать: 1) химической, термической и радиационной стойкостью; 2) не иметь при радиационном захвате таких дочерних продуктов, которые являлись бы более сильными поглотителями нейтронов. К числу лучших замедлителей, широко используемых в ядерной физике и ядерной технике для превращения быстрых нейтронов в тепловые, относятся вода, тяжёлая вода, бериллий, графит.

Вода, очевидно, является наиболее известным из теплоотводящих материалов, особенно в области электроэнергетики. Вода представляет интерес в качестве охладителя для ядерных реакторов. Она дешева. Ядерные свойства воды удовлетворительны как в отношении сечения поглощения нейтронов, так и в отношении искусственной радиоактивности. Особенно важным является то обстоятельство, что вода в реакторах некоторых конструкций может служить одновременно замедлителем и охладителем.

Плотность воды практически не зависит от давления, но при повышении температуры от 523 К до 573 К, плотность уменьшается на 11.9%. В то время как повышение давления от 0.1 до 10 мПа, плотность увеличивается всего на 0.5%, удельная теплоемкость =33,61 Дж/моль·К (газ) и 4600 Дж/моль·К (жид), плотность =1000,0 кг/мі.

Возможно самым не благоприятным свойством воды, является высокое давление насыщенных паров. К примеру давление паров при 372.6 К равна 0.098 мПа, но при 647.1 К уже 22.11 мПа

Потребление энергии для перекачивания воды сравнительно невелико, что является определенным преимуществом воды перед газообразными охладителями. Об этом преимуществе можно судить по тому, что для эквивалентного отвода тепла потребность энергии на откачку воды составляет примерно 1/10 потребности в энергии для откачивания газообразного охладителя при давлении 10 атм.

2. Тяжелая вода

Производство тяжёлой воды является весьма трудоёмким и дорогостоящим процессом. Изучив историю открытия дейтериевой воды, поначалу можно подумать, что в её получении нет ничего сложного. Дело в том, что основным и фактически единственным способом создания тяжёлой воды является электролиз обычной воды. Электролиз, как всем известно, это пропускание электрического тока через жидкость или раствор, в результате которых на электродах происходят химические реакции, приводящие к получению новых веществ. Получение тяжёлой воды это, по сути, стандартный процесс электролиза, в результате которого в остатках электролита и появляется то самое заветное вещество с тяжёлыми изотопами водорода.

Сложность в том, что для получения хотя бы микроскопического объёма тяжёлой воды необходимо произвести электролиз большого объёма воды обычной. В обычной воде недостатка нет - а вот электроэнергия, необходимая для электролиза, стоит денег. Когда энергии требуется много, она стоит больших денег. Электролиз для получения тяжёлой воды стоит именно много денег - получение одного грамма дейтериевой воды в настоящее время обходится в расходование энергии стоимостью примерно 20 долларов США. При этом получения вещества проходит в два этапа: сначала путём реакции с обычной водой получается жидкость с концентрацией тяжёлой воды около 10%. Затем повторная процедура электролиза этого раствора приводит к получению чистой, почти стопроцентной, тяжёлой воды.

Разумеется, никто бы не производил таких сложных и дорогостоящих манипуляций ради чисто познавательного интереса по получению необычного вещества, внешне так похожего на привычную нам воду. Дело в том, что основа современной атомной энергетики это реакторы на тяжёлой воде. В ходе изучения свойств этого вещества выяснилось, что дейтериевая вода обладает потрясающими свойствами в реакциях с нейтронами, которые и являются «рабочими лошадками» в ядерных реакторах. Для реакторов определяющими являются два требования: во-первых, чтобы нейтроны не «разгонялись» слишком быстро, иначе их невозможно будет удержать и начнётся неконтролируемая ядерная реакция. Во-вторых, чтобы нейтрализующая среда, которая призвана тормозить нейтроны, не поглощала их, то есть не снижала энергетическую мощность реакции. Реактор на тяжёлой воде оказался идеальным решением обоих задач. Дейтериевая вода является непревзойдённым замедлителем нейтронов: для сравнения - коэффициент замедления нейтронов у обычной воды равен 61, а у тяжёлой воды он составляет 5700. К тому же это вещество не поглощает нейтроны (вернее поглощает, но в очень малом количестве), что позволяет поддерживать стабильный уровень получения энергии в реакторе.

Дейтерий обладает сечением захвата, примерно в тысячу раз меньшим, чем природный водород, и соответственно увеличенной способностью замедлять нейтроны. Таким образом, реакторы на тяжелой воде могут работать на природном уране, не требуя более дорогого обогащенного ураном-235 топливного материала, который необходим при обычной воде. До настоящего времени высокая стоимость тяжелой воды ограничивала ее использование. Недавно испытанная конструкция реактора, в котором в качестве охладителя применена вода и вместе с тем исключена проблема увеличения давления, получает ее большее одобрение. Это -- реактор типа «водяной котел», в котором воде предоставляется возможность кипеть в активной зоне. В реакторе используется скрытая теплота кипения воды. Такая система имеет много достоинств, главным из которых является непосредственное образование пара и устранение теплообменников, а также сокращение затрат энергии на перекачку наряду с упомянутым устранением усложнений, возникающих при увеличении давления. Кроме того, было найдено, что образование пузырьков пара приводит к тому, что реактор может стать самоуправляющимся.

Тяжёлая вода (HDO) по своим химическим и теплофизическим свойствам мало отличается от обычной воды. Она практически не поглощает нейтронов, что даёт возможность использовать в качестве ядерного топлива природный уран в реакторах с тяжеловодным замедлителем. Недостатки: редкая распространённость в природе, энергоёмкая и дорогостоящая технология получения чистой тяжёлой воды (0.5% примесей в тяжёлой воде снижают коэффициент замедления её почти на порядок). Тяжёлая вода замедлитель нейтронов в канадском канальном граффито-водном реакторе КАНДУ.

Критическая температура=644,05 К; Критическое давление=21,86 МПа; Плотность=1104 кг/мі; Температура кипения=101,43° С; Температура плавления=3,813° С; Молярная изобарная теплоемкость=84,3 Дж/моль·К, и 34,4 Дж/моль·К (газ)

По своим свойствам тяжелая вода заметно отличается от обычной воды (таблица). Реакции с тяжелой водой протекают медленнее, чем с обычной. Тяжелую воду применяют в качестве замедлителя нейтронов в ядерных реакторах.

Таблица 1 - Сравнение обычной и тяжелой вода

3. Недостатки воды

Недостатки воды - низкая температура кипения и поглощение тепловых нейтронов. Первый недостаток устраняется повышением давления в первом контуре. Поглощение тепловых нейтронов водой компенсируют применением ядерного топлива из обогащённого урана. К недостаткам воды относится то, что в первичных процессах передачи тепла от источника к потребителю вода переносит твёрдые вещества и газы от реактора к другим частям системы. Замедление нейтронов сопровождается захватом нейтронов и протонов, в результате чего образуются нежелательные радиоактивные примеси. Вода реагирует с реакторными материалами, т.е. вода обладает химической агрессивностью, особенно при наличии примесей в ней. Большая часть затрат при использовании воды в реакторах обусловлена технологией её приготовления (двойная дистилляция) и необходимостью поддержания в реакторе особого водного режима, направленного на сохранение чистоты воды и создание в ней условий, способствующих минимизации коррозионных процессов в конструкционных материалах. Низкая температура кипения воды при атмосферном давлении (100оС) заставляет использовать её в энергетических реакторах при относительно высоких (16-18 МПа) давлениях. В энергетических реакторах неизбежно повышение температуры охладителя выше точки кипения воды при атмосферном давлении. Это потребует увеличения давления в системе охлаждения с вытекающими отсюда проблемами. Такие системы являются частью энергосилового реактора «Наутилуса» и реакторов, охлаждаемых водой под давлением. Независимо от усложнений механического характера, возникающих в системах, охлаждаемых водой под давлением, коррозионная активность воды при таких условиях становится особенно угрожающей. Материалы конструкции таких систем должны отвечать требованиям высокой коррозионной устойчивости наряду со способностью выдерживать напряжения, возникающие при высоких давлениях.

Большое внимание должно быть уделено явлению радиационного разложения воды. Хотя это разложение можно свести к минимуму с помощью соответствующей очистки воды, оно, тем не менее, представляет собой важную проблему, особенно в системах с большой плотностью нейтронов в активной зоне.

4. Особенности использования водных теплоносителей

Применение воды в качестве теплоносителя ядерного реактора обуславливает некоторые особенности конструкции и эксплуатации энергетической установки. Прежде всего, необходимо отметить, что благоприятные ядерные свойства воды позволяют применять ее одновременно и в качестве теплоносителя, и в качестве замедлителя; это упрощает и делает более компактной активную зону реактора. Хорошие теплопередающие свойства воды обеспечивают интенсивный отвод тепла от тепловыделяющих элементов. Доступность воды, практическая независимость ее свойств от радиоактивного излучения и колебаний температуры внешней среды, невоспламеняемость делают ее очень удобной в обращении. Затраты мощности на перекачку воды в теплообменном контуре невелики.

Однако некоторые свойства воды неблагоприятно сказываются на работе и конструкции ядерного реактора. Так, например, сравнительно низкое значение критической температуры воды (374,15оС) существенно ограничивает максимальную температуру теплоносителя. Вследствие этого термодинамический КПД теплоэнергетического цикла получается весьма низким. Более того, достижение температуры теплоносителя выше 250оС уже требует сооружения системы высокого давления, что усложняет схему установки и снижает ее надежность в эксплуатации.

Из-за активного коррозионного взаимодействия воды со многими конструкционными материалами отдельные узлы реактора и трубопроводы необходимо выполнять из нержавеющей стали или специальных сплавов.

Несмотря на то, что чистая вода не приобретает значительной радиоактивности под действием излучения, теплоноситель с течением времени становится существенно радиоактивным. Существует несколько посторонних источников возникновения наведенной активности водяного теплоносителя. Это активация растворенных в воде различных минеральных солей и газов, наличие механических примесей радиоактивных продуктов коррозии конструкционных материалов и т.д. Опыт эксплуатации энергетических ядерных реакторов с водяным охлаждением показывает, что общая наведенная радиоактивность воды определяется именно наличием в ней механических примесей и растворенных продуктов коррозии. Например, если в воде содержится некоторое количество солей натрия, то образуется радиоактивный изотоп натрия Na24 с периодом полураспада 15,1 ч., выделяющий при распаде гамма-излучение с энергией 1,6 МЭв. Наличие долгоживущего изотопа Na24 в воде обуславливает радиоактивность теплоносителя во всем теплообменном контуре. Кроме того, в теплоносителе ядерного реактора по мере его эксплуатации накапливается значительное количество механических примесей продуктов коррозии конструкционных материалов. Многие изотопы элементов конструкционных материалов под действием нейтронного потока образуют долгоживущие радиоактивные изотопы, что также увеличивает наведенную радиоактивность воды. Поэтому, несмотря на тщательную предварительную очистку воды, ее радиационная активность во время длительной работы реактора становится весьма высокой. Это обстоятельство заставляет предпринимать специальные меры для защиты эксплуатационного персонала станции.

В водяных реакторах происходит постепенное накопление гремучей смеси над уровнем замедлителя и в верхних точках первичного контура теплоносителя. Так как гремучая смесь взрывоопасна, то необходимо предпринимать меры либо для ее удаления, либо для разбавления ее инертным газом до взрывобезопасной концентрации. Обычно это делается путем вентиляции уровня воды в реакторе гелием или другим газом. В систему циркуляции вентилирующего газа включают установку для каталитического зажигания гремучей смеси. Нижний концентрационный предел гремучей смеси в газах составляет около 12%, однако в практических условиях концентрация горючей смеси снижается до 3%.

5. Реакторы, в которых используется вода

Обычная вода, в отличие от тяжёлой воды, не только замедляет, но и в значительной степени поглощает нейтроны (по реакции 1H+n=ІD). Поэтому, если в легководном реакторе вода используется и как теплоноситель и как замедлитель нейтронов (как, например в реакторах ВВЭР, PWR, ВК-50), то реактор не может работать на природном уране, для работы такого реактора требуется предварительное обогащение урана. Если же замедлителем нейтронов служит графит, а обычная вода используется только как теплоноситель, то реактор в принципе может работать на природном уране или на уране низкого обогащения (как, например, реактор РБМК). Тяжеловодный реактор также может работать на природном уране, в этом одно из основных его достоинств. Следует отметить, что деление реакторов на легководные и тяжеловодные -- общепринятая практика. В СССР и России тяжеловодные реакторы не строились, поэтому, фактически, все типы российских водяных (ВВЭР, ГВР) реакторов являются легководными.

Вода, как замедлитель, используется в легководных, в основном, водо-водяных реакторах, например, в отечественных ВВЭР.

Легководный реактор -- ядерный реактор, в котором для замедления нейтронов и/или в качестве теплоносителя используется обычная вода. Термин используется для отличия от тяжеловодного реактора, в котором в качестве замедлителя нейтронов используется тяжёлая вода D2O. В тяжёлой воде оба атома водорода заменены на атом тяжёлого водорода -- дейтерия. Водо-водяной реактор относится к легковоным реакторам. Описание этого реактора приведено внизу.

Водо-водяной реактор, ядерный реактор, в котором замедлителем нейтронов и теплоносителем служит вода. Конструктивно такой реактор представляет собой резервуар, заполненный водой, в которую погружены тепловыделяющие сборки (комплекты тепловыделяющих элементов), составляющие активную зону. Проходящий через эту зону поток воды, создаваемый циркуляционными насосами, отводит выделяющееся тепло. В реакторах малой мощности часто используют естественную циркуляцию.

Существуют две разновидности энергетических В.-в. р. -- с водой под давлением и кипящие. В первых вода не доводится до кипения; полученное тепло она отдаёт в парогенераторах воде второго контура, которая превращается в рабочий пар (например, в реакторах Нововоронежской АЭС). В кипящих реакторах вода, проходя через активную зону, частично превращается в пар. Пароводяная смесь после выхода из реактора или в самом реакторе разделяется -- пар направляется в турбину, а вода возвращается в активную зону реактора. Для получения пара, пригодного к использованию в турбинах, в энергетических реакторах поддерживается высокое давление: 7 Мн/м2 (70 кгс/см2) в кипящих реакторах, 10--20 Мн/м2(100--200 кгс/см2) в реакторах с водой под давлением. В.-в. р., в которых вода идёт под давлением существенно более низким, чем в энергетических, применяются в качестве исследовательских реакторов.

Вследствие высоких замедляющих свойств воды и отличных качеств её как теплоносителя В.-в. р. обладают большой компактностью и позволяют развить значительную удельную мощность (на единицу объёма активной зоны). Поэтому сооружение их относительно дёшево. Реакторы просты и надёжны в эксплуатации; они нашли широкое распространение в качестве энергетических и исследовательских установок.

Таблица 2 - Достоинства и недостатки реактора WWR-1000.

Тяжеловодный ядерный реактор (англ. Pressurised Heavy Water Reactor (PHWR)) -- ядерный реактор, который в качестве теплоносителя и замедлителя использует D2O -- тяжёлую воду.

Так как дейтерий имеет меньшее сечение поглощения нейтронов, чем лёгкий водород, такие реакторы имеют улучшенный нейтронный баланс (то есть для них требуется менее обогащённый уран), что позволяет использовать в качестве топлива природный уран в энергетических реакторах или использовать «лишние» нейтроны для наработки изотопов У тяжелой воды очень низкая степень поглощения нейтронов и очень высокие замедляющие свойства, превышающие аналогичные свойства графита.

Вследствие этого реакторы на тяжелой воде работают на необогащенном топливе, что позволяет не строить сложные и опасные предприятия по обогащению урана. В принципе хорошо спроектированный и построенный реактор на тяжелой воде может работать долгие годы на естественном уране, нуждающемся лишь в выделении его из руды, и давать дешевую энергию. Но тяжелая вода очень дорога в производстве, и поэтому вследствие неизбежных утечек ее из трубопроводов суммарные затраты на эксплуатацию реактора возрастают и приближаются к аналогичным у РБМК и ВВЭР. Конструкция реактора во многом аналогична конструкции реактора ВВЭР.

В энергетических реакторах использование природного урана значительно снижает расходы на топливо, хотя экономический эффект несколько сглаживается большей ценой энергоблока и теплоносителя.

Первыми реакторами такого типа являлись американский CP-3 построенный в 1944 году и ZEEP запущенный в Канаде в 1945 году. Наиболее известным реактором этого типа является канадский CANDU. Помимо самой Канады, реакторы CANDU экспортировались в Китай, Южную Корею, Индию, Румынию, Аргентину и Пакистан. Крупномасштабная программа строительства тяжеловодных реакторов en: PHWR осуществляется в Индии.

Промышленные тяжеловодные реакторы широко использовались для производства трития и плутония, а также для производства широкого спектра изотопной продукции, в том числе и медицинского назначения.

Исследовательские реакторы также часто используют тяжёлую воду. В СССР тяжеловодные реакторы разрабатывал Институт теоретической и экспериментальной физики. Под руководством А. И. Алиханова и В. В. Владимирского были разработаны и сооружены промышленные тяжеловодные реакторы для производства плутония, трития и изотопов, опытные тяжеловодные реакторы в Югославии и КНР, тяжеловодный реактор с газовым охлаждением КС-150 для атомной электростанции А-1 в Богунице (Словакия), вступившей в строй в 1972 г. Разработка твэлов для КС-150 велась в Харьковском физико-техническом институте АН УССР.

Среди применяемых тяжеловодных реакторов есть медленные реакторы с тяжеловодным замедлением без кипения воды (двухконтурные) и с кипением, одноконтурные. Корпусные реакторы этого типа не получили развития, в основном - из за большого объема тяжёлой воды в корпусе и соответствующего снижения достижимой мощности энергоцикла. Канальные реакторы давно (с 50-х годов) и успешно работают, прежде всего, в Канаде. Это известные двухконтурные реакторы типа КАНДУ. В реакторах «CANDU» топливо находится во множестве напорных труб внутри корпуса реактора, называемого «Каландрия» (или «бак-каландр»). Короткие пучки топливных стрежней расположены в горизонтальных каналах. Тяжелая вода в герметичном контуре под давлением прокачивается через напорные трубы и передает теплоту парогенератору. Тяжелая вода низкого давления также заполняет «Каландрию», окружая напорные трубы, и выполняет функции холодного замедлителя. Все процессы происходят внутри большой бетонной или стальной оболочки. Пар подают на генератор турбины. В CANDU используется естественный уран (в виде диоксида), содержащий 0.7% изотопа 235U. Именно это обстоятельство обеспечило популярность CANDU» в мире, поскольку не требует дорогостоящего и трудоёмкого разделения изотопов урана при обогащении его по 235U. Реактор "CANDU" работает с самым высоким коэффициентом нагрузки (84% - 87%) в мире. Горизонтальность топливных элементов позволяет осуществлять перегрузку топлива непосредственно в процессе работы реактора, которая осуществляется проталкиванием пучков во встречных направлениях в соседних каналах. Перегрузка позволяет иметь минимальные потери нейтронов и приемлемое выгорание на природном топливе. Горизонтальность каналов с топливом и бака- каландра с замедлителем играет свою позитивную роль ослабления последствий наиболее тяжелых аварий. При тяжелой аварии приводящей к длительному осушению контура и каналов и потери D^ замедлителя (утечки или испарения) из бака-каландра, разрушенные из за перегрева топливные сборки упадут вниз бака-каландра и будут долго охлаждаться через его обечайку, отдавая остаточное тепло большому объему воды биозащиты, в которую погружен бак-каландр.

Рисунок 1. Канадский реактор CANDU на тяжелой воде. Тяжелая вода служит теплоносителем, охлаждающим реактор и создающим пар, который вращает турбину.

Среди важных неприятных особенностей КАНДУ отметим небольшой, но существенный положительный паровой эффект реактивности (рост реактивности при потере тяжелой воды в каналах), который трудно устранить, особенно в реакторах КАНДУ с природным топливом, что привело к необходимости второй системы быстрого аварийного гашения реактора. Атомные электростанции CANDU могут функционировать на разновидностях низко обогащенного топлива, включая топливо, отработанное на других типах реакторов. Обогащение топлива не требуется, но необходимо производство тяжелой воды. Однако тяжелая вода загружается один раз при запуске реактора, а сроков ее использования не существует. Реакторы CANDU хорошо подходят для сжигания уран- плутониевого (MOX) топлива. Торий можно также использовать как топливо для реакторов CANDU. В этом случае торий (232Th), поглощая нейтроны в реакторе, становится расщепляющимся ураном (233U), который и продолжает цепную реакцию деления. Торий приблизительно в три раза более распространен в земной коре, чем уран.

Таблица 3 - Достоинства и недостатки тяжеловодного реактора (CANDU).

Заключение

Вода, очевидно, является наиболее известным из теплоотводящих материалов, особенно в области электроэнергетики. Вода представляет интерес в качестве охладителя для ядерных реакторов. Она дешева. Ядерные свойства воды удовлетворительны как в отношении сечения поглощения нейтронов, так и в отношении искусственной радиоактивности. Особенно важным является то обстоятельство, что вода в реакторах некоторых конструкций может служить одновременно замедлителем и охладителем.

Способность воды служить одновременно охладителем и замедлителем была, как указывалось, использована в ряде конструкций реакторов. Эффективность такого «двойного» применения может быть во много раз увеличена применением так называемой тяжелой воды, т.е. воды, содержащей дейтерий.

Список литературы

1. Батуров Б. Б., Корякин Ю. И., Атомные электростанции, в сб.: Советская атомная наука и техника, М., 1967.

2. http://www.chuchotezvous.ru/science-evolution/1038/page-2.html

3. http://phtf.spb.ru/files/Lecture3_ELMF2008_final.pdf

4. http://slovari.yandex.ru/~%D0%BA%D0%BD%D0%B8%D0%B3%D0%B8/%D0%91%D0%A1%D0%AD/%D0%92%D0%BE%D0%B4%D0%BE-%D0%B2%D0%BE%D0%B4%D1%8F%D0%BD%D0%BE%D0%B9%20%D1%80%D0%B5%D0%B0%D0%BA%D1%82%D0%BE%D1%80/

Размещено на Allbest.ru