Реактор ядерного ракетного двигателя

 

Используется при создании летных образцов ядерных ракетных двигателей для различных космических задач и при создании их наземных прототипов для экспериментальной отработки, а также при создании конструкций ядерных энергодвигательных установок на основе технологии ядерных ракетных двигателей. Обеспечивается высокая надежность реактора, высокая ядерная и радиационная безопасность на всех стадиях жизненного цикла за счет снабжения огневого днища реактора дефлекторами, тепловыделяющих сборок чехлами, выполнения замедлителя из набора стержней из гидридного материала с любым профилем в поперечном сечении, введения дополнительной системы ядерной безопасности, сборно-раздаточного коллектора рабочего тела, рекуперативного теплообменника, выполнения силового корпуса реактора в виде комбинированной конструкции. 7 з.п. ф-лы, 6 ил.

Предлагаемое изобретение может быть использовано при создании летных образцов ядерных ракетных двигателей для различных космических задач и при создании их наземных прототипов для экспериментальной отработки, а также может быть использовано при создании конструкций ядерных энергодвигательных установок на основе технологии ядерных ракетных двигателей.

Известна конструкция реактора ядерного ракетного двигателя (ЯРД) малой тяги (2-3 т) с активной зоной гетерогенного типа, которая включает тепловыделяющие сборки (ТВС), состоящие из пучка продольно охлаждаемых витых твэлов с ядерным топливом на основе твердых растворов карбидов урана, циркония и ниобия, которые размещаются в сквозных отверстиях цилиндрического блока замедлителя нейтронов из гидрида циркония, выполняемого в виде секционированных в осе-, радиально-, тангенциальном направлениях и скрепленных между собой сегментов [1] . С холодного конца реактора активная зона имеет торцевой бериллиевый отражатель нейтронов, а сбоку она окружена боковым отражателем нейтронов из бериллия, который так же, как и замедлитель, разделен на отдельные сегменты, в отверстиях которых располагаются поворотные регулирующие барабаны, приводимые в действие с помощью соединительных штанг электрическими шаговыми двигателями, вынесенными для надежности на задний торец блока радиационной защиты. Радиационная защита, формирующая теневую зону для турбонасосных агрегатов и системы управления ЯРД, не является внутриреакторным узлом.

Охлаждение узлов реактора осуществляется газообразным рабочим телом (водородом), подаваемым из баков, где оно хранится в жидком состоянии, сначала в последовательно расположенные по ходу его движения тракты охлаждения корпуса реактора, блока бокового отражателя и блока замедлителя с параллельным ответвлением части полного расхода в рубашку охлаждения сопла, а затем после срабатывания подогретого газа на турбине в тепловыделяющие сборки для нагрева до высокой температуры и поступления в сверхзвуковое сопло, создающее реактивную тягу.

Для малого уровня тяги ядерного ракетного двигателя тепла, выделяемого в низкотемпературных элементах конструкции ядерного реактора, хватает на обеспечение требуемого температурного режима работы турбины турбонасосного агрегата (ТНА) и твэлов входных секций ТВС.

Известный реактор ядерного ракетного двигателя не удовлетворяет современным требованиям по надежности и безопасности, поскольку в его конструкции не предусмотрена система обеспечения ядерной безопасности на случай заполнения реактора водородосодержащей средой (водой, жидким ракетным топливом) при вероятных аварийных ситуациях во время его доставки ракетой-носителем на опорную орбиту или запуске. Кроме того, блочная структура гидридного замедлителя из-за ограничений по термопрочности материала сдерживает возможности увеличения теплонапряженности активной зоны, требуемой для реакторов с повышенным уровнем тяги. С ростом номинальной тяги ЯРД тепла, генерируемого в корпусе отражателя, замедлителя и других, кроме ТВС, элементах конструкции реактора, становится недостаточно, чтобы обеспечить необходимую степень нагрева рабочего тела для работы турбонасоса и входных секций керамических ТВС, при прожоге корпуса отдельной ТВС возможно перетекание рабочего тела из трактов охлаждения замедлителя через нагревные секции разгерметизированной ТВС непосредственно в сопловой блок, вследствие чего происходит снижение расхода рабочего тела в остальные охлаждающие тракты, ведя к перегревам в последних.

Известна конструкция реактора ЯРД, в которой ТВС представляют радиально охлаждаемую засыпку микротвэлов из дикарбида урана между двумя пористыми цилиндрическими стенками с небольшой конусностью. При этом ТВС размещены в блоке замедлителя из бериллия, выполненного заодно (как единое целое) с боковым отражателем. Для обеспечения ядерной безопасности при нештатных ситуациях во время вывода реактора ЯРД на опорную орбиту в блоке замедлителя предусмотрены отверстия под стержни ядерной безопасности в виде цепей, наматываемых электромоторами на барабаны, размещенные в полости реактора между активной зоной и блоком радиационной защиты. Индивидуальные приводы поворотных регулирующих барабанов расположены внутри блока радиационной защиты, находящейся вместе с активной зоной в едином силовом корпусе [2]. В данной конструкции реактора применение в качестве замедлителя нейтронов бериллия увеличивает по сравнению с гидридциркониевым замедлителем поперечные размеры активной зоны, а выбранная схема циркуляции рабочего тела обеспечивает температурные условия замедлителя в зоне проявления низкой пластичности материала, неблагоприятной при циклических термонагружениях, при наличии значительной температурной развязки между трактами охлаждения бокового отражателя.

Известна также конструкция реактора ЯРД, в которой для обеспечения требуемых условий работы входных секций ТВС, бокового отражателя, турбины ТНА предусмотрен теплообменник предварительного нагрева рабочего тела рекуперативного типа, а для повышения энергонапряженности активной зоны блок замедлителя выполнен в виде пучка профильных стержней малого диаметра. Однако в концепции не решены вопросы обеспечения ядерной безопасности, конструктивного оформления рекуперативного теплообменника и термокомпенсации конструктивных узлов [3].

Техническим результатом, который может быть получен при использовании предлагаемого изобретения, является обеспечение минимально возможных массогабаритных характеристик реактора ядерного ракетного двигателя, его высокая надежность при обеспечении заданного ресурса эксплуатации на рабочих режимах, обеспечение ядерной и радиационной безопасности на всех стадиях жизненного цикла.

Обеспечение указанного технического результата достигается за счет того, что предлагаемый реактор ядерного ракетного двигателя включает размещенные в силовом корпусе, снабженном крышкой и огневым днищем, связанным с сопловой камерой, боковой отражатель, состоящий из нескольких секций с поворотными регулирующими барабанами, торцевой отражатель, центральный и боковой блоки радиационной защиты, тракты охлаждения узлов реактора рабочим телом, активную зону гетерогенного типа, включающую размещенные в блоке замедлителя и закрепленные в сквозных отверстиях огневого днища тепловыделяющие сборки, при этом тепловыделяющие сборки активной зоны состоят из пучка продольно охлаждаемых витых твэлов с ядерным топливом, каждый из которых заключен в свой корпус, сквозные отверстия огневого днища, в которых закреплены тепловыделяющие сборки, выполнены с возможностью размещения в них дефлекторов, обеспечивающих охлаждение огневого днища потоком рабочего тела вдоль его оси с последующим поворотом потока рабочего тела для охлаждения тепловыделяющих сборок вдоль их осей, каждая тепловыделяющая сборка вместе с корпусом размещена в чехле, выполненном с возможностью обеспечения локализации последствия нарушения теплового режима охлаждения тепловыделяющей сборки в случае разгерметизации ее корпуса, блок замедлителя и торцевой отражатель размещены в корзине, состоящей из цилиндрической обечайки, двух подвижных относительно нее и проницаемых для рабочего тела днищ, связанных с одной стороны со средствами термокомпенсации, при этом снаружи корзины размещены секции бокового отражателя, в центре активной зоны в чехле расположен бериллиевый стержень, вокруг которого размещен выдвижной центральный элемент системы ядерной безопасности, выполненный в виде двух коаксиальных труб, полость между которыми заполнена поглощающим нейтроны материалом, а в периферийной части активной зоны размещены несколько дополнительных выдвижных элементов ядерной безопасности плоской формы, выполненных их поглощающего нейтроны материала, в реактор введен сборно-раздаточный коллектор рабочего тела, размещенный между корзиной блока замедлителя и центральным блоком радиационной защиты и выполненный в виде двухкамерной конструкции, включающей камеру раздачи рабочего тела по тепловыделяющим сборкам и камеру сбора рабочего тела из трактов охлаждения корпусов тепловыделяющих сборок, причем камера раздачи рабочего тела по тепловыделяющим сборкам находится внутри камеры сбора, силовой корпус реактора включает стальную цилиндрическую обечайку вокруг бокового отражателя и сопряженный с ней с помощью призонно-шпилечного соединения корпус бокового блока радиационной защиты, который выполнен в виде тонкостенной стальной или молибденовой герметичной обечайки, обжатой бандажом из легких материалов, реактор дополнительно снабжен рекуперативным теплообменником, который размещен в крышке в ее кольцевой периферийной зоне. Кроме того, в реакторе проницаемость для рабочего тела днищ корзины замедлителя может быть обеспечена за счет выполнения в них сквозных отверстий. Блок замедлителя может быть выполнен из набора стержней из гидридного материала с любым профилем в поперечном сечении, рекуперативный теплообменник может быть выполнен пластинчатого типа, поворотные регулирующие барабаны бокового отражателя могут быть соединены попарно с обеспечением для каждой пары общего привода, тепловыделяющие сборки могут быть закреплены в огневом днище с помощью механического соединения, дефлектор может быть выполнен в виде цилиндрического элемента, размещаемого с зазором относительно сквозных отверстий огневого днища и корпусов тепловыделяющих сборок, средства термокомпенсации корзины, в которой размещены блок замедлителя и торцевой отражатель, выполнены в виде пружинных элементов.

При этом указанное снабжение огневого днища дефлекторами позволяет за счет распределения расхода рабочего тела в соответствии с полученным при этом радиальным профилем энерговыделения снизить термонапряжения в конструкции реактора до минимального уровня.

Снабжение тепловыделяющих сборок чехлами, в которых они размещаются, позволяет обеспечить герметичность внутренней полости реактора при возможной разгерметизации корпуса какой-либо тепловыделяющей сборки, локализуя последствия нарушения режима охлаждения в пределах поврежденной тепловыделяющей сборки, что по сути является дополнительным барьером безопасности в реакторе. Кроме того, при этом также обеспечивается снижение потока тепла из тепловыделяющих сборок в тракт охлаждения замедлителя.

Выполнение замедлителя в виде набора стержней из гидридного материала с любым профилем в поперечном сечении позволяет сохранять его термопрочность при более высоком уровне энергонапряженности активной зоны.

Высокая надежность конструкции реактора обеспечивается за счет введения дополнительной системы ядерной безопасности, включающей расположенный в центре активной зоны бериллиевый стержень с выдвижным центральным элементом ядерной безопасности, выполненным в виде двух коаксиальных труб, полость между которыми заполнена поглощающим нейтроны материалом, и несколько выдвижных элементов ядерной безопасности плоской формы, выполненных из поглощающего нейтроны материала и расположенных в периферийной части активной зоны, что позволяет обеспечить их высокую физическую активность и допускает наиболее возможное их удаление от центра реактора для удобства его компоновки.

Введение в конструкцию реактора сборно-раздаточного коллектора рабочего тела, размещенного непосредственно за замедлителем, позволяет за счет исключения необходимости пронизывания центрального блока радиационной защиты коммуникациями подвода и отвода рабочего тела из отдельных тепловыделяющих сборок существенно увеличить эффективность блока по ослаблению потока нейтронов и гамма-излучения из активной зоны и уменьшить его массу.

Выполнение силового корпуса реактора в виде комбинированной конструкции, включающей стальную цилиндрическую обечайку вокруг бокового отражателя и сопряженный с ней с помощью призонно-шпилечного соединения корпус бокового блока радиационной защиты, который выполнен в виде тонкостенной стальной или молибденовой герметичной обечайки, обжатой бандажом из легких материалов, позволяет снизить его массу.

Введение в конструкцию реактора рекуперативного теплообменника, встроенного в крышку, в ее кольцевую периферийную зону, увеличивает жесткость крышки и повышает ее радиационно-защитные свойства.

Соединение поворотных регулирующих барабанов бокового отражателя попарно и подключение их при этом к одному приводу позволяет вдвое сократить общую массу исполнительных органов системы управления при обеспечении достаточной эффективности системы регулирования реактивности в случае единичного отказа одной пары барабанов.

Предлагаемое изобретение иллюстрируется с помощью графических материалов, где на фиг. 1 изображена конструктивная схема ядерного ракетного двигателя (разрез); на фиг. 2 изображен разрез Б-Б на фиг. 1; на фиг. 3 изображен разрез В-В на фиг. 1; на фиг. 4 изображена выноска (I) фиг. 1; на фиг. 5 изображена выноска (II) фиг. 2; на фиг. 6 схематично изображена корзина замедлителя и торцевого отражателя.

Реактор ядерного ракетного двигателя включает силовой корпус 1, снабженный крышкой 2 и огневым днищем 3, который связан с сопловой камерой 4, боковой отражатель 5, состоящий из нескольких секций с поворотными регулирующими барабанами 6, торцевой отражатель 7, центральный 8 и боковой 9 блоки радиационной защиты, тракты охлаждения 10 (не показаны) узлов реактора рабочим телом, активную зону гетерогенного типа, включающую размещенные в блоке замедлителя 11 и закрепленные в сквозных отверстиях 12 огневого днища 3 теповыделяющие сборки 13, каждая из которых заключена в свой корпус 14, тепловыделяющие сборки 13 состоят из пучка продольно охлаждаемых витых твэлов с ядерным топливом (не показано), при этом сквозные отверстия 12 огневого днища 3, в которых закреплены тепловыделяющие сборки 13, выполнены с возможностью размещения в них дефлекторов 15, обеспечивающих охлаждение огневого днища 3 потоком рабочего тела вдоль его оси с последующим поворотом потока рабочего тела для охлаждения тепловыделяющих сборок 13 вдоль их осей, каждая тепловыделяющая сборка 13 вместе с ее корпусом 14 размещена в чехле 16, который выполнен с возможностью обеспечения исключения перетекания рабочего тела непосредственно в сопловую камеру 4 и герметичности внутренней полости реактора при возможности разгерметизации корпусов 14 тепловыделяющих сборок 13, блок замедлителя 11 и торцевой отражатель 7 размещены в корзине 17, состоящей из цилиндрической обечайки 18, двух подвижных относительно нее и проницаемых для рабочего тела днищ 19, связанных со средствами термокомпенсации 20, при этом снаружи корзины 17 размещены секции бокового отражателя 5, в центре активной зоны в чехле 21 расположен бериллиевый стержень 22, вокруг которого размещен центральный выдвижной элемент 23 системы ядерной безопасности, выполненный в виде двух коаксиальных труб, полость между которыми заполнена поглощающим нейтроны материалом 24, а в периферийной части активной зоны размещены несколько дополнительных выдвижных элементов 25 ядерной безопасности, выполненных плоской формы из поглощающего нейтроны материала, в реактор введен сборно-раздаточный коллектор рабочего тела 26, размещенный между корзиной 17 блока замедлителя 11 и центральным блоком 8 радиационной защиты и выполненный в виде двухкамерной конструкции, включающей камеру 27 раздачи рабочего тела по тепловыделяющим сборкам и камеру 28 сбора рабочего тела из трактов охлаждения корпусов 14 тепловыделяющих сборок 13, причем камера 27 раздачи рабочего тела по тепловыделяющим сборкам 13 находится внутри камеры 28 сбора, силовой корпус 1 реактора включает стальную цилиндрическую обечайку 29 вокруг бокового отражателя 5 и сопряженный с ней с помощью призонно-шпилечного соединения (не показано) корпус 30 бокового блока 9 радиационной защиты, который выполнен в виде тонкостенной стальной или молибденовой герметичной обечайки, обжатой бандажом из легких материалов (не показано), реактор дополнительно снабжен рекуперативным теплообменником 31, который размещен в крышке 2 в ее кольцевой периферийной зоне. Проницаемость для рабочего тела днищ 19 корзины 17 блока замедлителя 11 обеспечивается выполнением в них сквозных отверстий 32. Блок замедлителя 11 выполнен из набора стержней 33 из гидридного материала с любым профилем в поперечном сечении. Рекуперативный теплообменник 31 выполнен пластинчатого типа. Поворотные регулирующие барабаны 6 секций бокового отражателя 5 соединены попарно, при этом каждая пара имеет общий привод 34. Тепловыделяющие сборки 13 закреплены в огневом днище 3 с помощью механического соединения 35. Дефлекторы 15 выполнены в виде цилиндрических элементов, размещаемых с зазором относительно сквозных отверстий 12 огневого днища 3, в которых размещены тепловыделяющие сборки 13, и корпусов 14 тепловыделяющих сборок 13. Средства термокомпенсации 20 корзины 17, в которой размещены блок замедлителя 11 и торцевой отражатель 7, выполнены в виде пружинных элементов 36.

Работа предлагаемого реактора ядерного ракетного двигателя осуществляется следующим образом.

По сигналу на запуск исполнительными органами системы управления и защиты реактора поступательным движением из активной зоны извлекаются элементы 23 и 25 ядерной безопасности, а поворотные регулирующие барабаны 6 в боковом отражателе 5 сегментом, содержащим слой поглощающего нейтроны материала, разворачиваются в направлении от активной зоны для вывода реактора на заданный уровень тепловой мощности. Отвод выделяемого за счет реакции ядерного деления тепла осуществляется соответствующим (переменным во времени пропорционально изменению мощности в процессе пуска) расходом рабочего тела (например, водорода), подаваемого из бака его хранения в жидком состоянии насосом ТНА, в первую очередь, в параллельно включенные тракт охлаждения сопловой камеры 4 и тепловоспринимающий тракт рекуперативного теплообменника 31. Будучи нагретым в последнем до требуемой температуры, рабочее тело поступает в ядерный реактор и охлаждает боковой блок 9 радиационной защиты и крышку 2 реактора с центральным блоком 8 радиационной защиты, после чего параллельными потоками поступает в тракты охлаждения блока замедлителя 11 нейтронов, бокового отражателя 5 и корпуса 1 реактора. Часть общего расхода рабочего тела поступает через отдельные ветви на охлаждение элементов 23 и 25 ядерной безопасности. После этого все потоки рабочего тела собираются в полости в районе огневого днища 3 реактора, где объединяются с потоком, вышедшим из рубашки сопловой камеры 4, и далее по гидравлически спрофилированным по расходу зазорам - каналам охлаждения огневого днища 3 поступают в кольцевые тракты снятия тепла, необходимого для передачи его в рекуперативном теплообменнике 31 холодному потоку рабочего тела тепловоспринимающего тракта рекуперативного теплообменника, с корпусов 14 тепловоспринимающих сборок 13 через окружающий их чехол 16. В теплопередающий тракт рекуперативного теплообменника 31 рабочее тело после срабатывания на расположенной вне реактора турбине ТНА попадает из кольцевого газовода в центральном блоке 8 радиационной защиты, являющегося выводным патрубком сборной камеры сборно-раздаточного коллектора 26, куда поступают потоки рабочего тела из трактов охлаждения корпусов 14 тепловыделяющих сборок 13. После рекуперативного теплообменника 31 рабочее тело по кольцевому коаксиальному газоводу подается уже в раздаточную камеру сборно-раздаточного коллектора 27, где распределяется по тепловыделяющим сборкам 13, обеспечивающим его нагрев до предельно возможной, ограничиваемой работоспособностью используемых топливных материалов, средней выходной температуры (на уровне 2800-3000 K в сопловой камере) для получения максимально высокого импульса тяги в сверхзвуковом реактивном сопле ядерного ракетного двигателя. Работа на номинальном уровне тяги производится до тех пор, пока не поступит сигнал исполнительным органам управления и защиты на выключение реактора, т.е. возвращение поворотных регулирующих барабанов 6 в исходное положение (сегментами с поглощающим нейтроны материалом, обращенными внутрь активной зоны), и останов ТНА с постепенным снижением расхода рабочего тела до нуля.

Литература 1. J. Wetch et al. Devolopment of Nuclear Rocket Engines in the USSR. AIAA/NASA/OAI Conference on Advanced SEI Technologies, Sept. 4-6, 1991, USA.

2. R.Lenain et al. Conceptual Design of the Frech MAPS NTR Cargo Shuttle Based on a Particle Bed Reactor. Proceedings of the 13th Simposium on Space Nuclear Power and Propulsion, Jan. 1996, Albuquerque, NM, USA.

3. D. Culver, V.Kolganov, R.Rochow. Low Trust, Deep Throttling, US/CIS Integrated NTRE. Proceedings of the 11th Simposium on Space Nuclear Power and Propulsion, Jan. 1994, Albuquerque, NM, USA.

Формула изобретения

1. Реактор ядерного ракетного двигателя, включающий размещенные в силовом корпусе, снабженном крышкой и огневым днищем, связанным с сопловой камерой, боковой отражатель, состоящий из нескольких секций с поворотными регулирующими барабанами, торцевой отражатель, центральный и боковой блоки радиационной защиты, тракты охлаждения узлов реактора рабочим телом, активную зону гетерогенного типа, включающую размещенные в блоке замедлителя и закрепленные в сквозных отверстиях огневого днища тепловыделяющие сборки, при этом тепловыделяющие сборки активной зоны состоят из пучка продольно охлаждаемых витых твэлов с ядерным топливом, каждый из которых заключен в свой корпус, отличающийся тем, что сквозные отверстия огневого днища, в которых закреплены тепловыделяющие сборки, выполнены с возможностью размещения в них дефлекторов, обеспечивающих охлаждение огневого днища потоком рабочего тела вдоль его оси с последующим поворотом потока рабочего тела для охлаждения тепловыделяющих сборок вдоль их осей, каждая тепловыделяющая сборка вместе с корпусом размещена в чехле, выполненном с возможностью обеспечения локализации последствия нарушения теплового режима охлаждения тепловыделяющей сборки в случае разгерметизации ее корпуса, блок замедлителя и торцевой отражатель размещены в корзине, состоящей из цилиндрической обечайки, двух подвижных относительно нее и проницаемых для рабочего тела днищ, связанных с одной стороны со средствами термокомпенсации, при этом снаружи корзины размещены секции бокового отражателя, в центре активной зоны в чехле расположен бериллиевый стержень, вокруг которого размещен выдвижной центральный элемент системы ядерной безопасности, выполненный в виде двух коаксиальных труб, полость между которыми заполнена поглощающим нейтроны материалом, а в периферийной части активной зоны размещены несколько дополнительных выдвижных элементов ядерной безопасности плоской формы, выполненных из поглощающего нейтроны материала, в реактор введен сборно-раздаточный коллектор рабочего тела, размещенный между корзиной блока замедлителя и центральным блоком радиационной защиты и выполненный в виде двухкамерной конструкции, включающей камеру раздачи рабочего тела по тепловыделяющим сборкам и камеру сбора рабочего тела из трактов охлаждения корпусов тепловыделяющих сборок, причем камера раздачи рабочего тела по тепловыделяющим сборкам находится внутри камеры сбора, силовой корпус реактора включает стальную цилиндрическую обечайку вокруг бокового отражателя и сопряженный с ней с помощью призонно-шпилечного соединения корпус бокового блока радиационной защиты, который выполнен в виде тонкостенной стальной или молибденовой герметичной обечайки, обжатой бандажом из легких материалов, реактор дополнительно снабжен рекуперативным теплообменником, который размещен в крышке в ее кольцевой периферийной зоне.

2. Реактор по п.1, отличающийся тем, что проницаемость для рабочего тела днищ корзины блока замедлителя обеспечивается выполнением в них сквозных отверстий.

3. Реактор по любому из пп.1 и 2, отличающийся тем, что блок замедлителя выполнен из набора стержней из гидридного материала с любым профилем в поперечном сечении.

4. Реактор по любому из пп.1 - 3, отличающийся тем, что рекуперативный теплообменник выполнен пластинчатого типа.

5. Реактор по любому из пп.1 - 4, отличающийся тем, что поворотные регулирующие барабаны бокового отражателя соединены попарно, при этом каждая пара имеет общий привод.

6. Реактор по любому из пп.1 - 5, отличающийся тем, что тепловыделяющие сборки закреплены в огневом днище с помощью механического соединения.

7. Реактор по любому из пп.1 - 6, отличающийся тем, что дефлекторы выполнены в виде цилиндрических элементов, размещаемых с зазором относительно сквозных отверстий огневого днища, в которых размещены тепловыделяющие сборки, и корпусом тепловыделяющих сборок.

8. Реактор по любому из пп.1 - 7, отличающийся тем, что средства термокомпенсации корзины, в которой размещены блок замедлителя и торцевой отражатель, выполнены в виде пружинных элементов.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2, Рисунок 3, Рисунок 4, Рисунок 5, Рисунок 6