Azərbaycanca AzərbaycancaБеларускі БеларускіDansk DanskDeutsch DeutschEspañola EspañolaFrançais FrançaisIndonesia IndonesiaItaliana Italiana日本語 日本語Қазақ ҚазақLietuvos LietuvosNederlands NederlandsPortuguês PortuguêsРусский Русскийසිංහල සිංහලแบบไทย แบบไทยTürkçe TürkçeУкраїнська Українська中國人 中國人United State United StateAfrikaans Afrikaans
Підтримка
www.wikidata.uk-ua.nina.az

Високотемпературний газоохолоджуваний реактор HTGR це ядерний реактор у якому використовується графітовий сповільнювач з

Високотемпературний газоохолоджувальний реактор

Високотемпературний газоохолоджувальний реактор

Високотемпературний газоохолоджуваний реактор (HTGR) — це ядерний реактор, у якому використовується графітовий сповільнювач з одноразовим урановим паливним циклом. HTGR — це тип високотемпературного реактора (HTR), який концептуально може мати температуру на виході 750 °C (1 380 °F). Активна зона реактора може бути або «призматичним блоком» (що нагадує звичайну активну зону реактора), або активною зоною «галькового шару». Високі температури дають змогу застосовувати такі технології, як технологічне тепло або виробництво водню за допомогою термохімічного сірко-йодного циклу.

image
Схема високотемпературного ядерного реактора.

HTR є попередником дуже високотемпературного реактора (VHTR), однієї з майбутніх моделей реакторів покоління IV, який спочатку працюватиме з температурами від 750 до 950 °C.

Огляд

image
AVR в Німеччині.

HTGR — це тип високотемпературного реактора, який концептуально може досягати високих температур на виході (до 750 °C).

Існує два основних типи HTGR: реактори з гальковим шаром (PBR) і призматичні блокові реактори (PMR). Призматичний блочний реактор відноситься до призматичної блочної конфігурації серцевини, у якій шестикутні графітові блоки складені так, щоб вони містилися в циліндричному резервуарі під тиском . Конструкція реактора з гальковим шаром (PBR) складається з палива у формі гальки, складеного разом у циліндричному резервуарі під тиском, схожому на машину для виготовлення гумкових кульок. Обидва реактори можуть мати паливо, розташоване в кільцевому просторі з графітовим центральним шпилем, залежно від конструкції та бажаної потужності реактора.

Історія

Конструкція HTGR була вперше запропонована співробітниками Power Pile Division лабораторій Клінтона (тепер відомої як Національна лабораторія Оук-Ріджа) у 1947 році Професор Рудольф Шультен з Німеччини також відіграв певну роль у розвитку протягом 1950-х років. Під час роботи в General Atomics був керівником групи, відповідальної за початкову розробку високотемпературного газоохолоджуваного реактора (HTGR), а також системи (GCFR).

Реактор Peach Bottom блоку 1 у Сполучених Штатах був першим HTGR, який виробляв електроенергію, і робив це дуже успішно, працюючи з 1966 по 1974 рік як демонстрація технології. Генеруюча станція Fort St. Vrain була одним із прикладів цього проекту, який працював як HTGR з 1979 по 1989 рік. Хоча реактор мав деякі проблеми, які призвели до його виведення з експлуатації через економічні фактори, він послужив доказом концепції HTGR у Сполучених Штатах (хоча з тих пір там не було розроблено нових комерційних HTGR). 

Експериментальні HTGR також існували у Сполученому Королівстві (реактор Dragon) і Німеччині (реактор AVR і THTR-300), і в даний час існують в Японії (високотемпературний інженерний випробувальний реактор з використанням призматичного палива потужністю 30 МВт) і Китаї (HTR-10, галькова конструкція з генерацією 10 МВт). Станом на 2021 рік у Китаї запрацювали два повномасштабних HTGR з гальковим шаром, реактори HTR-PM, кожен з яких має 100 МВт електроенергії.

Конструкція ядерного реактора

Сповільнювач нейтронів

Сповільнювачем нейтронів є графіт, хоча конфігурація активної зони реактора з графітових призматичних блоків чи графітових камінчиків залежить від конструкції HTGR.

Ядерне паливо

Паливо, що використовується в HTGR, — це частки палива з покриттям, такі як частинки палива TRISO. Паливні частинки з покриттям мають паливні ядра, зазвичай зроблені з діоксиду урану, однак також можливі карбід урану або оксикарбід урану. Оксикарбід урану поєднує карбід урану з діоксидом урану, щоб зменшити стехіометрію кисню. Менший вміст кисню може знизити внутрішній тиск у частинках TRISO, викликаний утворенням монооксиду вуглецю через окислення пористого шару вуглецю в частинці. Частинки TRISO або диспергуються в гальці для дизайну галькового дна, або формуються у компакти/стрижні, які потім вставляють у шестикутні графітові блоки. Концепція палива QUADRISO, розроблена в Аргоннській національній лабораторії, була використана для кращого управління надлишковою реактивністю.

Охолоджуюча рідина

Гелій

Гелій був теплоносієм, який використовується в більшості HTGR на сьогоднішній день, а пікова температура та потужність залежать від конструкції реактора. Гелій є інертним газом, тому він, як правило, не вступає в хімічну реакцію з будь-яким матеріалом. Крім того, вплив нейтронного випромінювання на гелій не робить його радіоактивним, на відміну від більшості інших можливих охолоджувачів.

Розплавлена сіль

Варіант із охолодженням розплавленої солі, LS-VHTR, схожий на конструкцію вдосконаленого високотемпературного реактора (AHTR), використовує рідку фтористу сіль для охолодження в гальковому ядрі. Він має багато спільних функцій зі стандартною конструкцією VHTR, але використовує розплавлену сіль як охолоджувач замість гелію. Галькове паливо плаває в солі, і, таким чином, камінці впорскуються в потік охолоджувача, який переноситься на дно галькового шару, а потім видаляється з верхньої частини шару для рециркуляції. LS-VHTR має багато привабливих особливостей, зокрема: здатність працювати при високих температурах (точка кипіння більшості розплавлених солей, які розглядаються, становить > 1400 °C), роботу при низькому тиску, високу щільність потужності, кращу ефективність електричного перетворення, ніж VHTR з гелієвим охолодженням, що працює в аналогічних умовах, пасивні системи безпеки та краще утримання продуктів поділу в разі аварії.

Контроль

У призматичних конструкціях керуючі стрижні вставляються в отвори, вирізані в графітових блоках, з яких складається сердечник. VHTR керуватиметься подібно до поточних конструкцій PBMR, якщо в ньому використовується серцевина з гальковим шаром, керуючі стрижні будуть вставлені в навколишній графітовий відбивач. Контролю також можна досягти, додавши камінці, що містять поглиначі нейтронів.

Проблеми з матеріалами

Висока температура, висока доза нейтронів і, якщо використовується охолоджувач розплавленої солі, корозійне середовище:46 VHTR вимагає матеріалів, які перевищують обмеження сучасних ядерних реакторів. У дослідженні реакторів покоління IV загалом (яких існує багато конструкцій, включаючи VHTR), Мурті та Чаріт припускають, що матеріали, які мають високу стабільність розмірів, з напругою чи без неї, зберігають свою міцність на розрив, пластичність, стійкість до повзучості тощо після старіння та стійкість до корозії є основними кандидатами для використання в VHTR. Деякі запропоновані матеріали включають суперсплави на основі нікелю, карбід кремнію, спеціальні сорти графіту, сталі з високим вмістом хрому та вогнетривкі сплави. Подальші дослідження проводяться в національних лабораторіях США щодо того, які конкретні проблеми необхідно вирішити в VHTR покоління IV перед будівництвом.

Функції безпеки та інші переваги

Конструкція використовує переваги, властиві характеристикам безпеки охолоджуваного гелієм, графітового сповільнювача з особливими оптимізаціями конструкції. Графіт має велику теплову інерцію, а гелієвий теплоносій є однофазним, інертним і не має реакційної здатності. Сердечник складається з графіту, має високу теплоємність і структурну стабільність навіть при високих температурах. Паливо має покриття з оксикарбіду урану, що забезпечує високе вигоряння (наближається до 200 GWd/t) і зберігає продукти поділу. Висока середня температура ядра на виході VHTR (1000 °C) забезпечує виробництво високоякісного технологічного тепла без викидів. Реактор розрахований на 60 років служби.

Примітки

  1. Ingersoll, D.; Forsberg, C.; MacDonald, P. (February 2007). (PDF). Ornl/Tm-2006/140. Oak Ridge National Laboratory. Архів оригіналу (PDF) за 16 липня 2011. Процитовано 20 листопада 2009.
  2. McCullough, C. Rodgers; Staff, Power Pile Division (15 вересня 1947). Summary Report on Design and Development of High Temperature Gas-Cooled Power Pile. , , USA: Clinton Laboratories (now Oak Ridge National Laboratory). doi:10.2172/4359623.  4359623.
  3. Peter Fortescue Dies at 102.
  4. IAEA HTGR Knowledge Base
  5. Demonstration HTR PM prepares for grid connection : New Nuclear - World Nuclear News. world-nuclear-news.org.
  6. Alameri, Saeed A., and Mohammad Alrwashdeh. "Preliminary three-dimensional neutronic analysis of IFBA coated TRISO fuel particles in prismatic-core advanced high temperature reactor." Annals of Nuclear Energy 163 (2021): 108551.
  7. Alrwashdeh, Mohammad, and Saeed A. Alameri. "Two-Dimensional Full Core Analysis of IFBA-Coated TRISO Fuel Particles in Very High Temperature Reactors." In International Conference on Nuclear Engineering, vol. 83761, p. V001T05A014. American Society of Mechanical Engineers, 2020
  8. Alrwashdeh, Mohammad, Saeed A. Alameri, and Ahmed K. Alkaabi. "Preliminary Study of a Prismatic-Core Advanced High-Temperature Reactor Fuel Using Homogenization Double-Heterogeneous Method." Nuclear Science and Engineering 194, no. 2 (2020): 163-167.
  9. Alrwashdeh, Mohammad, Saeed A. Alamaeri, Ahmed K. Alkaabi, and Mohamed Ali. "Homogenization of TRISO Fuel using Reactivity Equivalent Physical Transformation Method." Transactions 121, no. 1 (2019): 1521-1522.
  10. Olander, D. (2009). Nuclear fuels – Present and future. Journal of Nuclear Materials. 389 (1): 1—22. Bibcode:2009JNuM..389....1O. doi:10.1016/j.jnucmat.2009.01.297.
  11. Talamo, Alberto (2010). A novel concept of QUADRISO particles. Part II: Utilization for excess reactivity control. Nuclear Engineering and Design. 240 (7): 1919—1927. doi:10.1016/j.nucengdes.2010.03.025.
  12. High temperature gas cool reactor technology development (PDF). IAEA. 15 листопада 1996. с. 61. Процитовано 8 травня 2009.
  13. . Inist. 2000. Архів оригіналу за 30 січня 2012. Процитовано 8 травня 2009.
  14. Murty, K.L.; Charit, I. (2008). Structural materials for Gen-IV nuclear reactors: Challenges and opportunities. Journal of Nuclear Materials. 383 (1–2): 189—195. Bibcode:2008JNuM..383..189M. doi:10.1016/j.jnucmat.2008.08.044.
  15. http://www.uxc.com/smr/Library/Design%20Specific/HTR-PM/Papers/2006%20-%20Design%20aspects%20of%20the%20Chinese%20modular%20HTR-PM.pdf Page 489, Table 2. Quote: Designed operational life time (year) 60

Посилання

  • Національна лабораторія Айдахо про VHTR
  • (з 2002 року)
  • Веб-сайт Міжнародного форуму Generation IV VHTR
  • Розширений високотемпературний реактор Pebble Bed (PB-AHTR)
  • База знань МАГАТЕ HTGR
  • Слайди IFNEC за 2014 рік про від Areva: [1]
  • Офіс ядерної енергії звітує МАГАТЕ у квітні 2014 року: [2]

Вікіпедія, Українська, Україна, книга, книги, бібліотека, стаття, читати, завантажити, безкоштовно, безкоштовно завантажити, mp3, відео, mp4, 3gp, jpg, jpeg, gif, png, малюнок, музика, пісня, фільм, книга, гра, ігри, мобільний, телефон, android, ios, apple, мобільний телефон, samsung, iphone, xiomi, xiaomi, redmi, honor, oppo, nokia, sonya, mi, ПК, web, Інтернет

Visokotemperaturnij gazooholodzhuvanij reaktor HTGR ce yadernij reaktor u yakomu vikoristovuyetsya grafitovij spovilnyuvach z odnorazovim uranovim palivnim ciklom HTGR ce tip visokotemperaturnogo reaktora HTR yakij konceptualno mozhe mati temperaturu na vihodi 750 C 1 380 F Aktivna zona reaktora mozhe buti abo prizmatichnim blokom sho nagaduye zvichajnu aktivnu zonu reaktora abo aktivnoyu zonoyu galkovogo sharu Visoki temperaturi dayut zmogu zastosovuvati taki tehnologiyi yak tehnologichne teplo abo virobnictvo vodnyu za dopomogoyu termohimichnogo sirko jodnogo ciklu Shema visokotemperaturnogo yadernogo reaktora HTR ye poperednikom duzhe visokotemperaturnogo reaktora VHTR odniyeyi z majbutnih modelej reaktoriv pokolinnya IV yakij spochatku pracyuvatime z temperaturami vid 750 do 950 C OglyadAVR v Nimechchini HTGR ce tip visokotemperaturnogo reaktora yakij konceptualno mozhe dosyagati visokih temperatur na vihodi do 750 C Isnuye dva osnovnih tipi HTGR reaktori z galkovim sharom PBR i prizmatichni blokovi reaktori PMR Prizmatichnij blochnij reaktor vidnositsya do prizmatichnoyi blochnoyi konfiguraciyi sercevini u yakij shestikutni grafitovi bloki skladeni tak shob voni mistilisya v cilindrichnomu rezervuari pid tiskom Konstrukciya reaktora z galkovim sharom PBR skladayetsya z paliva u formi galki skladenogo razom u cilindrichnomu rezervuari pid tiskom shozhomu na mashinu dlya vigotovlennya gumkovih kulok Obidva reaktori mozhut mati palivo roztashovane v kilcevomu prostori z grafitovim centralnim shpilem zalezhno vid konstrukciyi ta bazhanoyi potuzhnosti reaktora IstoriyaKonstrukciya HTGR bula vpershe zaproponovana spivrobitnikami Power Pile Division laboratorij Klintona teper vidomoyi yak Nacionalna laboratoriya Ouk Ridzha u 1947 roci Profesor Rudolf Shulten z Nimechchini takozh vidigrav pevnu rol u rozvitku protyagom 1950 h rokiv Pid chas roboti v General Atomics buv kerivnikom grupi vidpovidalnoyi za pochatkovu rozrobku visokotemperaturnogo gazooholodzhuvanogo reaktora HTGR a takozh sistemi GCFR Reaktor Peach Bottom bloku 1 u Spoluchenih Shtatah buv pershim HTGR yakij viroblyav elektroenergiyu i robiv ce duzhe uspishno pracyuyuchi z 1966 po 1974 rik yak demonstraciya tehnologiyi Generuyucha stanciya Fort St Vrain bula odnim iz prikladiv cogo proektu yakij pracyuvav yak HTGR z 1979 po 1989 rik Hocha reaktor mav deyaki problemi yaki prizveli do jogo vivedennya z ekspluataciyi cherez ekonomichni faktori vin posluzhiv dokazom koncepciyi HTGR u Spoluchenih Shtatah hocha z tih pir tam ne bulo rozrobleno novih komercijnih HTGR Eksperimentalni HTGR takozh isnuvali u Spoluchenomu Korolivstvi reaktor Dragon i Nimechchini reaktor AVR i THTR 300 i v danij chas isnuyut v Yaponiyi visokotemperaturnij inzhenernij viprobuvalnij reaktor z vikoristannyam prizmatichnogo paliva potuzhnistyu 30 MVt i Kitayi HTR 10 galkova konstrukciya z generaciyeyu 10 MVt Stanom na 2021 rik u Kitayi zapracyuvali dva povnomasshtabnih HTGR z galkovim sharom reaktori HTR PM kozhen z yakih maye 100 MVt elektroenergiyi Konstrukciya yadernogo reaktoraSpovilnyuvach nejtroniv Spovilnyuvachem nejtroniv ye grafit hocha konfiguraciya aktivnoyi zoni reaktora z grafitovih prizmatichnih blokiv chi grafitovih kaminchikiv zalezhit vid konstrukciyi HTGR Yaderne palivo Palivo sho vikoristovuyetsya v HTGR ce chastki paliva z pokrittyam taki yak chastinki paliva TRISO Palivni chastinki z pokrittyam mayut palivni yadra zazvichaj zrobleni z dioksidu uranu odnak takozh mozhlivi karbid uranu abo oksikarbid uranu Oksikarbid uranu poyednuye karbid uranu z dioksidom uranu shob zmenshiti stehiometriyu kisnyu Menshij vmist kisnyu mozhe zniziti vnutrishnij tisk u chastinkah TRISO viklikanij utvorennyam monooksidu vuglecyu cherez okislennya poristogo sharu vuglecyu v chastinci Chastinki TRISO abo disperguyutsya v galci dlya dizajnu galkovogo dna abo formuyutsya u kompakti strizhni yaki potim vstavlyayut u shestikutni grafitovi bloki Koncepciya paliva QUADRISO rozroblena v Argonnskij nacionalnij laboratoriyi bula vikoristana dlya krashogo upravlinnya nadlishkovoyu reaktivnistyu Oholodzhuyucha ridina Gelij Gelij buv teplonosiyem yakij vikoristovuyetsya v bilshosti HTGR na sogodnishnij den a pikova temperatura ta potuzhnist zalezhat vid konstrukciyi reaktora Gelij ye inertnim gazom tomu vin yak pravilo ne vstupaye v himichnu reakciyu z bud yakim materialom Krim togo vpliv nejtronnogo viprominyuvannya na gelij ne robit jogo radioaktivnim na vidminu vid bilshosti inshih mozhlivih oholodzhuvachiv Rozplavlena sil Variant iz oholodzhennyam rozplavlenoyi soli LS VHTR shozhij na konstrukciyu vdoskonalenogo visokotemperaturnogo reaktora AHTR vikoristovuye ridku ftoristu sil dlya oholodzhennya v galkovomu yadri Vin maye bagato spilnih funkcij zi standartnoyu konstrukciyeyu VHTR ale vikoristovuye rozplavlenu sil yak oholodzhuvach zamist geliyu Galkove palivo plavaye v soli i takim chinom kaminci vporskuyutsya v potik oholodzhuvacha yakij perenositsya na dno galkovogo sharu a potim vidalyayetsya z verhnoyi chastini sharu dlya recirkulyaciyi LS VHTR maye bagato privablivih osoblivostej zokrema zdatnist pracyuvati pri visokih temperaturah tochka kipinnya bilshosti rozplavlenih solej yaki rozglyadayutsya stanovit gt 1400 C robotu pri nizkomu tisku visoku shilnist potuzhnosti krashu efektivnist elektrichnogo peretvorennya nizh VHTR z geliyevim oholodzhennyam sho pracyuye v analogichnih umovah pasivni sistemi bezpeki ta krashe utrimannya produktiv podilu v razi avariyi Kontrol U prizmatichnih konstrukciyah keruyuchi strizhni vstavlyayutsya v otvori virizani v grafitovih blokah z yakih skladayetsya serdechnik VHTR keruvatimetsya podibno do potochnih konstrukcij PBMR yaksho v nomu vikoristovuyetsya sercevina z galkovim sharom keruyuchi strizhni budut vstavleni v navkolishnij grafitovij vidbivach Kontrolyu takozh mozhna dosyagti dodavshi kaminci sho mistyat poglinachi nejtroniv Problemi z materialami Visoka temperatura visoka doza nejtroniv i yaksho vikoristovuyetsya oholodzhuvach rozplavlenoyi soli korozijne seredovishe 46 VHTR vimagaye materialiv yaki perevishuyut obmezhennya suchasnih yadernih reaktoriv U doslidzhenni reaktoriv pokolinnya IV zagalom yakih isnuye bagato konstrukcij vklyuchayuchi VHTR Murti ta Charit pripuskayut sho materiali yaki mayut visoku stabilnist rozmiriv z naprugoyu chi bez neyi zberigayut svoyu micnist na rozriv plastichnist stijkist do povzuchosti tosho pislya starinnya ta stijkist do koroziyi ye osnovnimi kandidatami dlya vikoristannya v VHTR Deyaki zaproponovani materiali vklyuchayut supersplavi na osnovi nikelyu karbid kremniyu specialni sorti grafitu stali z visokim vmistom hromu ta vognetrivki splavi Podalshi doslidzhennya provodyatsya v nacionalnih laboratoriyah SShA shodo togo yaki konkretni problemi neobhidno virishiti v VHTR pokolinnya IV pered budivnictvom Funkciyi bezpeki ta inshi perevagiKonstrukciya vikoristovuye perevagi vlastivi harakteristikam bezpeki oholodzhuvanogo geliyem grafitovogo spovilnyuvacha z osoblivimi optimizaciyami konstrukciyi Grafit maye veliku teplovu inerciyu a geliyevij teplonosij ye odnofaznim inertnim i ne maye reakcijnoyi zdatnosti Serdechnik skladayetsya z grafitu maye visoku teployemnist i strukturnu stabilnist navit pri visokih temperaturah Palivo maye pokrittya z oksikarbidu uranu sho zabezpechuye visoke vigoryannya nablizhayetsya do 200 GWd t i zberigaye produkti podilu Visoka serednya temperatura yadra na vihodi VHTR 1000 C zabezpechuye virobnictvo visokoyakisnogo tehnologichnogo tepla bez vikidiv Reaktor rozrahovanij na 60 rokiv sluzhbi PrimitkiIngersoll D Forsberg C MacDonald P February 2007 PDF Ornl Tm 2006 140 Oak Ridge National Laboratory Arhiv originalu PDF za 16 lipnya 2011 Procitovano 20 listopada 2009 McCullough C Rodgers Staff Power Pile Division 15 veresnya 1947 Summary Report on Design and Development of High Temperature Gas Cooled Power Pile USA Clinton Laboratories now Oak Ridge National Laboratory doi 10 2172 4359623 4359623 Peter Fortescue Dies at 102 IAEA HTGR Knowledge Base Demonstration HTR PM prepares for grid connection New Nuclear World Nuclear News world nuclear news org Alameri Saeed A and Mohammad Alrwashdeh Preliminary three dimensional neutronic analysis of IFBA coated TRISO fuel particles in prismatic core advanced high temperature reactor Annals of Nuclear Energy 163 2021 108551 Alrwashdeh Mohammad and Saeed A Alameri Two Dimensional Full Core Analysis of IFBA Coated TRISO Fuel Particles in Very High Temperature Reactors In International Conference on Nuclear Engineering vol 83761 p V001T05A014 American Society of Mechanical Engineers 2020 Alrwashdeh Mohammad Saeed A Alameri and Ahmed K Alkaabi Preliminary Study of a Prismatic Core Advanced High Temperature Reactor Fuel Using Homogenization Double Heterogeneous Method Nuclear Science and Engineering 194 no 2 2020 163 167 Alrwashdeh Mohammad Saeed A Alamaeri Ahmed K Alkaabi and Mohamed Ali Homogenization of TRISO Fuel using Reactivity Equivalent Physical Transformation Method Transactions 121 no 1 2019 1521 1522 Olander D 2009 Nuclear fuels Present and future Journal of Nuclear Materials 389 1 1 22 Bibcode 2009JNuM 389 1O doi 10 1016 j jnucmat 2009 01 297 Talamo Alberto 2010 A novel concept of QUADRISO particles Part II Utilization for excess reactivity control Nuclear Engineering and Design 240 7 1919 1927 doi 10 1016 j nucengdes 2010 03 025 High temperature gas cool reactor technology development PDF IAEA 15 listopada 1996 s 61 Procitovano 8 travnya 2009 Inist 2000 Arhiv originalu za 30 sichnya 2012 Procitovano 8 travnya 2009 Murty K L Charit I 2008 Structural materials for Gen IV nuclear reactors Challenges and opportunities Journal of Nuclear Materials 383 1 2 189 195 Bibcode 2008JNuM 383 189M doi 10 1016 j jnucmat 2008 08 044 http www uxc com smr Library Design 20Specific HTR PM Papers 2006 20 20Design 20aspects 20of 20the 20Chinese 20modular 20HTR PM pdf Page 489 Table 2 Quote Designed operational life time year 60PosilannyaNacionalna laboratoriya Ajdaho pro VHTR z 2002 roku Veb sajt Mizhnarodnogo forumu Generation IV VHTR Rozshirenij visokotemperaturnij reaktor Pebble Bed PB AHTR Baza znan MAGATE HTGR Slajdi IFNEC za 2014 rik pro vid Areva 1 Ofis yadernoyi energiyi zvituye MAGATE u kvitni 2014 roku 2

Дата публікації:
Топ