Коментари - 69 години от откриването на първата в света АЕЦ | IT.dir.bg

идиот! Я питай Уикипедия! И там ли са русофили и пропаганда? Жалък говняр..

соросоидна подлого ......кажи АААА И ЗАСМУЧИ ла.........йна КАКТО ДЕДО СОРОС ТЕ Е УЧИЛ..... УБАВЕЦ СОСРСОИДЕН....паплач недоклатена ПЛАТЕНА СИРЕЧ КОРВА......

Стигнах до ,,БОРИЙ "... и спрях - безмислено е.

Борий е химичен елемент със символ Bh и атомен номер 107 в периодичната система на елементите. Кръстен е на датския физик Нилс Бор.[1] Мда най добре е въобще да не продължаваш. Не е за теб.

>>>ГЕРМАНСКИ ИЗСЛЕДВАНИЯ чрез използване на ЕСТЕСТВЕН ГРАФИТ съдържащ 1,5% БОРИЙ Е да де, ама борий, Bh-107 е синтезиран чак през 1976-та година в СССР, в института в Дубна. По времето на Сталин и Курчатов не е бил известен, не е имало и апаратура за неговото определяне. И никога не е имало естествен графит със съдържание на цели 1.5% борий ... Изотопите на бория се разпадат за секунди, синтезират се в количества милиграми. Така че може би имате предвид забавител графит с добавка от 1.5% бор, Б-5, открит още 1808-ма година. И до ден днешен се използва за забавител на неутрони и "гаси" верижната реакция. Интересна подробност - най-големите запаси от бор се намират в съседна Турция. В последните десетилетия активно се разработват.

Първият "реактор" е създаден в Чикаго. На поляна са натрупани хиляди елементи един върху друг. Като тухли.. Без охлаждане, без никаква система за контрол на реакцията. Най-отгоре на купчината е стоял човек с кофа с БОРНА КИСЕЛИНА, в случай че нещата тръгнат неконтролируемо. Няма защитни дрехи, няма защитни прегради. Целта е била да се създаде верижна реакция. От количественото натрупване на уран. Резултата е постигнат, чрез повишаване на температурата на "купчината". А Курчатов докладва това, за което съм писал, защото съветските чебурашки са откраднали германските изследвания и само Курчатов има що-годе някакво понятие в СССР да ги разчете. Смислово. Нацистите са пробвали чрез естествен графит да контролират реакцията на урана, но примесите от 1,5% БОРИЙ обезсмислят използването на естествен природен графит. До тези изводи достигат и американците, водени от гения на атомния синтез- швейцарски еврей. Не е Айнщайн. Сами ще си намерите името му. За малко повече от година, американска електрическа компания разработва технология по електрически синтез на 100% чист графит и прави пробив в контрола над атома. Преди края на войната САЩ имат 500 ТОНА 100% чист Графит. Без нито 1 атом БОРИЙ.

,,Воден реактор под налягане ( PWR ) е вид ядрен реактор с лека вода . PWR представляват по-голямата част от световните атомни електроцентрали (със забележителни изключения са Обединеното кралство, Япония и Канада). В PWR първичният охладител ( вода ) се изпомпва под високо налягане към активната зона на реактора, където се нагрява от енергията, освободена от деленето на атомите. Нагрятата вода под високо налягане след това тече към парогенератор, където прехвърля топлинната си енергия към вода с по-ниско налягане от вторична система, където се генерира пара. След това парата задвижва турбини, които въртят електрически генератор. За разлика от реактора с кипяща вода (BWR), налягането в първичния контур на охлаждащата течност предотвратява кипенето на водата в реактора. Всички реактори с лека вода използват обикновена вода както като охладител, така и като модератор на неутрони . Повечето използват от два до четири вертикално монтирани парогенератора; Реакторите ВВЕР използват хоризонтални парогенератори. PWR първоначално са проектирани да служат като ядрено морско задвижване за ядрени подводници и са използвани в оригиналния дизайн на втората търговска електроцентрала в атомната електроцентрала Shippingport . PWR, които в момента работят в Съединените щати, се считат за реактори от второ поколение . Руските реактори VVER са подобни на американските реактори PWR, но VVER-1200 не се счита за второ поколение (виж по-долу). Франция управлява много PWR , за да генерира по-голямата част от електроенергията си. Няколкостотин PWR се използват за морско задвижване на самолетоносачи , атомни подводници и ледоразбивачи . В САЩ те първоначално са проектирани в Националната лаборатория Оук Ридж за използване като ядрена подводна електроцентрала с напълно работеща подводна електроцентрала, разположена в Националната лаборатория на Айдахо . Последващата работа беше извършена от лабораторията за атомна енергия Westinghouse Bettis . [1] Първата чисто търговска атомна електроцентрала в Атомната електроцентрала Шипингпорт първоначално е проектирана като реактор с вода под налягане (въпреки че първата електроцентрала, свързана към мрежата, е в Обнинск , СССР), [2]по настояване на адмирал Хайман Г. Риковър , че една жизнеспособна търговска централа няма да включва нито един от „лудите термодинамични цикли, които всички останали искат да изградят“. [3] Програмата за ядрена енергия на армията на Съединените щати експлоатира реактори с вода под налягане от 1954 до 1974 г. Ядрената генераторна станция Three Mile Island първоначално експлоатира две инсталации за реактори с вода под налягане, TMI-1 и TMI-2. [4] Частичният срив на TMI-2 през 1979 г. по същество сложи край на растежа на новото строителство на атомни електроцентрали в Съединените щати за две десетилетия. [5] Блок 2 на Watts Bar (4-контурен PWR на Westinghouse) влезе в експлоатация през 2016 г., превръщайки се в първия нов ядрен реактор в Съединените щати от 1996 г. [6] Реакторът с вода под налягане има няколко нови еволюционни дизайна на реактори от поколение III : AP1000 , VVER-1200, ACPR1000+, APR1400, Hualong One , IPWR-900 и EPR . Първите реактори AP1000 и EPR бяха свързани към електрическата мрежа в Китай през 2018 г. [7] През 2020 г. NuScale Power стана първата американска компания, която получи регулаторно одобрение от Комисията за ядрено регулиране за малък модулен реактор [8] с модифицирана PWR дизайн. [9] Също през 2020 г. Energy Impact Center представи проекта OPEN100 , който публикува чертежи с отворен код за изграждане на 100 MW електрическа атомна електроцентрала с PWR дизайн. [10] Ядреното гориво в съда под налягане на реактора участва в контролирана верижна реакция на делене , която произвежда топлина, нагрявайки водата в първичния контур на охлаждащата течност чрез топлинна проводимост през горивната обвивка. [11] [12] Горещият първичен охладител се изпомпва в топлообменник, наречен парогенератор , където протича през няколко хиляди малки тръби. [13]Топлината се прехвърля през стените на тези тръби към вторичния охладител с по-ниско налягане, разположен от страната на корпуса на топлообменника, където вторичният охладител се изпарява до пара под налягане. Този пренос на топлина се осъществява без смесване на двата флуида, за да се предотврати радиоактивността на вторичната охлаждаща течност. [11] [ неуспешна проверка ] Някои често срещани устройства за парогенератори са U-тръби или еднопроходни топлообменници.

В атомна електроцентрала парата под налягане се подава през парна турбина, която задвижва електрически генератор , свързан към електрическата мрежа за пренос. След преминаване през турбината вторичният топлоносител (смес вода-пара) се охлажда и кондензира в кондензатор . Кондензаторът преобразува парата в течност, така че да може да бъде изпомпвана обратно в парогенератора, и поддържа вакуум на изхода на турбината, така че спадът на налягането в турбината, а оттам и енергията, извлечена от парата, е максимално увеличен. Преди да се подаде в парогенератора, кондензираната пара (наричана захранваща вода) понякога се загрява предварително, за да се сведе до минимум термичният шок. [1 Генерираната пара има и други приложения освен производството на електроенергия. Две неща са характерни за реактора с вода под налягане (PWR Pressurized Water Reactor) в сравнение с други типове реактори: отделяне на контура на охлаждащата течност от парната система и налягане вътре в контура на първичната охлаждаща течност. В PWR има два отделни контура на охлаждащата течност (първичен и вторичен), които са пълни с деминерализирана/дейонизирана вода., и почти два пъти повече от реактор с кипяща вода (BWR). Като ефект от това възниква само локализирано кипене и парата ще се кондензира незабавно в насипния флуид. Обратно, в реактор с вряща вода първичниоят топлоносител е проектиран да кипи. ] АНТИФРИЗ: Леката вода се използва като първичен охладител в PWR. Водата навлиза през дъното на ядрото на реактора при около 548 K (275 °C; 527 °F) и се нагрява, докато тече нагоре през ядрото на реактора до температура от около 588 K (315 °C; 599 °F). Водата остава течна въпреки високата температура поради високото налягане в контура на първичния охладител, обикновено около 155 бара (15 MегаПаскалa , 153 aтмосфери). Водата в PWR не може да надвишава температура от 647 градуса келвин (374 ° целзий; 705 градуса фаренхайт) или налягане от 22,064 MегаПаскала (218 aтмосфери), защото това е критичната точка на водата . [ Реактори със свръхкритична вода са (от 2022 год.) само предложена концепция, при която охлаждащата течност никога няма да напусне свръхкритичното състояние. Въпреки това, тъй като това изисква дори по-високо налягане от PWR и може да причини проблеми с корозия, досега не е построен такъв реактор. НАГНЕТАТЕЛ: Налягането в първичната верига се поддържа от компресор, отделен съд, който е свързан към първичната верига и частично пълен с вода, която се нагрява до температурата на насищане (точка на кипене) за желаното налягане от потопени електрически нагреватели. За да се постигне налягане от 155 бара (15,5 MPa), температурата на херметизатора се поддържа на 345 °C (653 °F), което дава граница на преохлаждане (разликата между температурата на херметизатора и най-високата температура в активната зона на реактора) от 30 °C (54 °F). Тъй като 345 °C е точката на кипене на водата при 155 бара, течната вода е на ръба на фазова промяна. Термичните преходни процеси в охлаждащата система на реактора водят до големи колебания в обема на течността/парата на компресора, и общият обем на херметизатора е проектиран да абсорбира тези преходни процеси, без да се разкриват нагревателите или да се изпразва хермезерът. Преходните процеси в налягането в системата на първичния охладител се проявяват като температурни преходни процеси в компресора и се контролират чрез използването на автоматични нагреватели и водна струя, които съответно повишават и понижават температурата на компресора. ПОМПИ: Охлаждащата течност се изпомпва около първи контур от мощни помпи. [18] Тези помпи имат дебит от около 378541 литра охлаждаща течност в минута. След като усвои топлината, докато преминава през активната зона на реактора, първичната охлаждаща течност пренася топлината в парогенератора към вода във вторична верига с по-ниско налягане, изпарявайки вторичната охлаждаща течност до наситена пара — в повечето конструкции 6,2 MPa (60 atm,) , 275 °C (530 °F) — за използване в парната турбина. Охладеният първичен топлоносител след това се връща обратно в корпуса на реактора, за да се нагрее отново. МОДЕРАТОР: Реакторите с вода под налягане, както всички конструкции на топлинни реактори , изискват бързите неутрони на делене да бъдат забавени (процес, наречен модериране или термализиране), за да взаимодействат с ядреното гориво и да поддържат верижната реакция. В PWR охладителната вода се използва като модераторкато оставят неутроните да претърпят множество сблъсъци с леки водородни атоми във водата, губейки скорост в процеса. Това "умеряване" на неутроните ще се случва по-често, когато водата е по-плътна (ще се появят повече сблъсъци). Използването на вода като модератор е важна характеристика за безопасност на PWR, тъй като повишаването на температурата може да доведе до разширяване на водата, създавайки по-големи „празнини“ между водните молекули и намалявайки вероятността от термализация — като по този начин намалява степента, до която неутроните се забавят и следователно намаляват реактивността в реактора. Следователно, ако реактивността се увеличи над нормалното, намаленото забавяне на неутроните ще доведе до забавяне на верижната реакция, произвеждайки по-малко топлина. Това свойство, известно като отрицателен температурен коефициентна реактивност, прави PWR реакторите много стабилни. Този процес се нарича „саморегулиращ се“, т.е. колкото по-горещ става охлаждащата течност, толкова по-малко реактивна става инсталацията, като се самоизключва леко, за да компенсира, и обратно. По този начин инсталацията се контролира около дадена температура, зададена от позицията на управляващите пръти. За разлика от това, дизайнът на реактора RBMK , използван в Чернобил, който използва графит вместо вода като модератор и използва вряща вода като охлаждаща течност, има голям положителен топлинен коефициент на реактивност, който увеличава генерирането на топлина, когато температурите на охлаждащата вода се повишават. Това прави дизайна на RBMK по-малко стабилен от реакторите с вода под налягане. В допълнение към свойството си да забавя неутроните, когато служи като модератор, водата също има свойството да абсорбира неутрони, макар и в по-малка степен. Когато температурата на охлаждащата течност се повиши, кипенето се увеличава, което създава кухини. По този начин има по-малко вода за абсорбиране на топлинни неутрони, които вече са били забавени от графитния модератор, което води до увеличаване на реактивността. Това свойство се нарича коефициент на празнота на реактивност, а в реактор РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный) като Чернобил коефициентът на празнота е положителен и доста голям, причинявайки бързи преходни процеси. Тази конструктивна характеристика на реактора обикновено се разглежда като една от няколкото причини за катастрофата в Чернобил . Тежката вода има много ниска абсорбция на неутрони, така че реактори са склонни да имат положителен коефициент на празнота ] , въпреки че конструкцията на реактора CANDU (CANada Deuterium Uranium) смекчава този проблем чрез използване на необогатен естествен уран; тези реактори също са проектирани с редица системи за пасивна безопасност, които не се срещат в оригиналния дизайн на RBMK. В случай на пълна загуба на охлаждащата течност/модератора (в реактор, където тежката вода е и охлаждащата течност, и модераторът) възниква автоматично прекъсване , точно както би се случило в реактор с лека вода. Освен това не възниква критичност, когато реактор с тежка вода се захранва с (обикновена) лека вода като авариен охладител. В зависимост отизгаряне , борна киселина или друга неутронна отрова ще трябва да се добави към аварийната охлаждаща течност, за да се избегне инцидент с критичност. PWR са проектирани да се поддържат в недостатъчно модерирано състояние, което означава, че има място за увеличаване на водния обем или плътност за по-нататъшно увеличаване на модерирането, тъй като ако модерирането беше близо до насищане, тогава намаляването на плътността на модератора/охладителя може значително да намали абсорбцията на неутрони, докато намаляване на умереността само леко, което прави коефициента на празнота положителен. Също така, леката вода всъщност е малко по-силен модератор на неутрони от тежката вода, въпреки че абсорбцията на неутрони от тежката вода е много по-ниска. Поради тези два факта, леководните реактори имат относително малък обем на модератора и следователно имат компактни ядра. Един проект от следващо поколение, свръхкритичният воден реактор , е дори по-малко умерен. По-малко умереният неутронен енергиен спектър наистина влошава съотношението улавяне/деляне за235 U и особено 239 Pu, което означава, че повече делящи се ядра не успяват да се разделят при абсорбция на неутрони и вместо това улавят неутрона, за да се превърнат в по-тежък неделящ се изотоп, губейки един или повече неутрони и увеличавайки натрупването на тежки трансуранови актиниди, някои от които имат дълго полуживеене . ГОРИВО: След обогатяване урановият диоксид ( UO 2) прахът се изпича във високотемпературна пещ за синтероване , за да се създадат твърди керамични пелети от обогатен уранов диоксид. След това цилиндричните пелети са облечени в устойчива на корозия циркониева метална сплав Zircaloy , която е запълнена с хелий за подпомагане на топлопроводимостта и откриване на течове. Zircaloy е избран поради неговите механични свойства и ниското напречно сечение на абсорбция. [20]Готовите горивни пръти се групират в горивни касети, наречени горивни снопове, които след това се използват за изграждане на сърцевината на реактора. Типичен PWR има горивни касети от 200 до 300 пръта всяка, а голям реактор би имал около 150–250 такива касети с общо 80–100 тона уран. Като цяло горивните снопове се състоят от горивни пръти, свързани с размери 14 × 14 до 17 × 17. PWR произвежда от порядъка на 900 до 1600 MW e . Горивните пакети PWR са с дължина около 4 метра. Зареждането с гориво за повечето търговски PWR е на цикъл от 18–24 месеца. Приблизително една трета от активната част се сменя при всяко зареждане с гориво, въпреки че някои по-модерни схеми за зареждане с гориво могат да намалят времето за зареждане до няколко дни и да позволят зареждането да се извършва с по-кратка периодичност. КОНТРОЛ: При PWR мощността на реактора може да се разглежда като следваща потребност от пара (турбина) поради обратната връзка за реактивността на температурната промяна, причинена от увеличен или намален поток на пара. (Вижте: Отрицателен температурен коефициент.) Контролните пръти от бор и кадмий се използват за поддържане на температурата на основната система в желаната точка. За да намали мощността, операторът затваря входящите клапани на турбината. Това би довело до извличане на по-малко пара от парогенераторите. Това води до повишаване на температурата на първичната верига. По-високата температура води до намаляване на плътността на охлаждащата вода на първичния реактор, което позволява по-високи скорости на неутроните, следователно по-малко делене и намалена мощност. Това намаляване на мощността в крайна сметка ще доведе до връщане на температурата на основната система към предишната си стабилна стойност. Операторът може да контролира стабилната работна температура чрез добавяне на борна киселина и/или движение на контролните пръти. Регулирането на реактивността за поддържане на 100% мощност, тъй като горивото се изгаря в повечето търговски PWR, обикновено се постига чрез промяна на концентрацията на борна киселина, разтворена в първичния охладител на реактора. Борът лесно абсорбира неутрони и следователно увеличаването или намаляването на концентрацията му в охлаждащата течност на реактора ще повлияе съответно на неутронната активност. Необходима е цяла система за управление, включваща помпи за високо налягане (обикновено наричани система за зареждане и разреждане) за отстраняване на водата от първичния контур с високо налягане и повторно инжектиране на водата обратно с различни концентрации на борна киселина. Контролните пръти на реактора, вкарани през главата на корпуса на реактора директно в горивните снопове, се преместват по следните причини: за стартиране на реактора, за спиране на първичните ядрени реакции в реактора. Контролните пръти могат също да се използват за компенсиране на запасите от неутронни абсорбери\отрови и за компенсиране на изчерпването на ядреното гориво . Въпреки това, тези ефекти обикновено се коригират чрез промяна на концентрацията на борна киселина в първичния охладител. За разлика от тях BWR ( Boiling Water Reactor, реактор с кипяща вода) нямат бор в охлаждащата течност на реактора и контролират мощността на реактора чрез регулиране на дебита на охлаждащата течност на реактора. ПРЕДИМСТВА: PWR реакторите са много стабилни поради тенденцията им да произвеждат по-малко енергия с повишаване на температурите; това прави реактора по-лесен за работа от гледна точка на стабилността. Контурът на цикъла на турбината PWR е отделен от първичния контур, така че водата във вторичния контур не е замърсена с радиоактивни материали. PWR могат пасивно да блокират реактора в случай на загуба на външно захранване, за да спрат незабавно първичната ядрена реакция. Контролните пръти се държат от електромагнити и падат от гравитацията при загуба на ток; пълното вмъкване спира безопасно първичната ядрена реакция. PWR технологията е предпочитана от нациите, които искат да разработят ядрен флот; компактните реактори се вписват добре в атомни подводници и други атомни кораби. PWR са най-разпространеният тип реактор в световен мащаб, което позволява широка гама от доставчици на нови инсталации и части за съществуващи инсталации. Благодарение на дългогодишния опит с тяхната експлоатация те са най-близкото нещо до зряла технология , която съществува в ядрената енергетика. PWR - в зависимост от типа - могат да бъдат захранвани с MOX-гориво и/или руското ремиксово гориво (което има по-нисък239 Pu и по-висока235 Съдържание на U от „обикновеното“ U/Pu MOX-гориво), което позволява (частично) затворен цикъл на ядрено гориво Водата е нетоксичен, прозрачен, химически нереактивен (в сравнение с напр. NaK ) охладител, който е течен при стайна температура, което улеснява визуалната проверка и поддръжката. Освен това е лесно и евтино да се получи за разлика от тежката вода или дори ядрения графит В сравнение с реакторите, работещи с естествен уран , PWR могат да постигнат относително високо изгаряне . Типичен PWR ще обменя една четвърт до една трета от горивото си на всеки 18-24 месеца и ще има поддръжка и инспекция, които изискват спиране на реактора, планирани за този период. Докато за единица произведена електроенергия се изразходва повече уранова руда , отколкото в реактор, захранван с естествен уран, количеството отработено гориво е по-малко, като балансът е обеднен уран , чиято радиологична опасност е по-ниска от тази на естествения уран. НЕДОСТАТЪЦИ: високотемпературни газове, течни метали или разтопени соли. По същия начин технологичната топлина, извлечена от PWR, не е подходяща за повечето индустриални приложения, тъй като те изискват температури над 400 °C (752 °F). Радиолизата и определени сценарии на аварии, които включват взаимодействия между гореща пара и обвивка от циркалоя, могат да произведат водород от охлаждащата вода, което да доведе до водородни експлозии като потенциален сценарий за аварии. По време на ядрената авария във Фукушима, експлозията на водород, повреждаща защитната конструкция, беше основен проблем. Някои реактори съдържат каталитични рекомбинатори, които позволяват на водорода да реагира с околния кислород по негърмящ начин." ползван гуглов преводач , живи & здрави

Брей добре че са руснаците да имаме аец че то нали другаде по света няма централи. А и на каква голяма далавера сме само от него - народа го плати а евтиният ток от аеца отива при комшиите. Как беше лафа? Народът да го духа....

То по твоята логика ако не бяха риснацие и асфалт нямаше да имаме ! Нищо че околните страни имат асфал че и е много по хубав !!! Пак по твоята логика ако не беше царя Борис руснаците нямаше да имат ток и двигатели с вътрешно горене с които да построят АЕЦа .

Нима? А прочете ли какъв е бил блока на тази руска централа? ЕКСПЕРИМЕНТАЛЕН. Досущ, като американският. Та значи, макета на руснаците е по голям - значи те са първи. Типична блядка логика.

Не му отваряйте очите на Мурзилката, нека пише да се смеем. Щото не чете статията, че съветския реактор е давал 10 ПЪТИ по скъпа енергия от вложените инвестиции. Целта на реактора не е била производство на енергия а ПРОПАГАНДА. За разлика от американския реактор 250 MWe ПЪРВИЯТ КОМЕРСИАЛЕН РЕАКТОР В СВЕТА, работил от 1960г до 1992г ПРОДАВАЙКИ ЕЛЕКТРИЧЕСТВО НА БОРСАТА. Т.е. няма дотации от Партията а САМОИЗДРЪЖКА от продадените електричество на пазара.

искам да добавя една малка подробност. в онези години действително САЩ са по напред с материала на тема ядрена енергетика, но в онзи момент в главата им се въртят идеи само как да я ползват за военни цели. Създават малки ядрени реактори с идеята да ги използват на подводници и кораби. Така 1954 г. на вода е пусната USS Nautilus с ядрен реактор построен предната година. Едва същата тази предна 1953 г. Айзенхауер обявява програмата "Atoms for Peace" с което започва разработката на мирни приложения на прогреса в ядрената физика, което довежда до първата ядрена електроцентрала в САЩ в Пенсилвания чак 1958 г. В СССР още с бомбата в Хирушима решават, че явно са много назад в темата и трябва спешно да се наваксва, буквално за вчера. Затова се взема решение едновременно да се инвестира във военни разработки и в мирни. Така всъщност разработката на бъдещи реактори и станцията Облинск за която става въпрос започва още в 1946 г. На практика още преди въобще да имат работещ ядрен реактор. СССР прескачат много от лабораторните фази на САЩ и направо минават към практическо приложение, с идеята да тестват нещата в действие и да си вадят изводи в хода на работа. Ядрената енергетика е един от малкото примери в историята в които всъщност СССР решава да развива върхови научни достижения за мирни цели преди САЩ. Трябва да им отдадем заслуженото. Този път това би трябвало да е похвала за съветския народ. Затова смята за неуместни подмятания в стил Ленин и електричеството по-горе.

Това за Съветската централа не е вярно. Тя също е експериментална. Единственото което са постигнали е включването към мрежата, което по-принцип се прави с всяка една електроцентрала. това е "постижението". Реално първата електроцентрала е от 1951 г, която се самоподдържа и захранва сградата, в която е. Ако наблизо е имало електрическа мрежа са щели и включването да направят. Истинската реална централа направена за комерсиално електропроизводство е атомната електроцентрала, Calder Hall в Sellafield , Англия, която е открита през 1956 г.

5 МВт мощност не е електроцентрала а граната за маймуна. Което и правят мурзилките. Само няколко години след мурзилките в САЩ е пусната РЕАЛНА ядрена електроцентрала с мощност 250 MWe. Която произвежда и продава електричество и нищо друго. Работи непрекъснато до 1992г. Първата ядрена централа да електрическо производство. През 1960г в САЩ вече имат централа с мощност 1 МВт. До днес в СССР-Русия имат само по 1 опитен образец за нещо: ядрена електроцентрала, Армата, СУ-57, автомобил с 2 броя 8-цилиндрови американски мотора и какво ли още не .... по 1 бройка. За ПРОПАГАНДА.