Публикация научных статей.
Вход на сайт
E-mail:
Пароль:
Запомнить
Регистрация/
Забыли пароль?
Научные направления
Поделиться:
Разделы: Физика, Техника
Размещена 12.01.2021.
Просмотров - 109

АНАЛИЗ МОЩНОСТИ ФОТОННОГО ИЗЛУЧЕНИЯ ОБЛУЧЕННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА РЕАКТОРА ВВЭР-1200 И ЕГО СПЕКТРАЛЬНЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ В ЗАВИСИМОСТИ ОТ ВЫГОРАНИЯ И ВРЕМЕНИ ВЫДЕРЖКИ

Серебряный Григорий Зиновьевич

ктн

ОИЭЯИ-Сосны НАН Беларуси

ведущий научный сотрудник

Жемжуров Михаил Леонидович, доктор технических наук, Объединенный институт энергетических и ядерных исследований – Сосны НАН Беларуси заведующий лабораторией


Аннотация:
Проведен анализ мощности фотонного излучения облученного ядерного топлива реактора ввэр-1200 и его спектральные характеристики для высоких выгораний и времени выдержки до 100 лет. Предложены аппроксимационные зависимости для расчета мощности фотонного излучения и его спектральных характеристик.


Abstract:
The analysis of the photon radiation power of the irradiated nuclear fuel of the VVER-1200 reactor and its spectral characteristics for high burnup and exposure time up to 100 years is carried out. Approximation dependences are proposed for calculating the power of photon radiation and its spectral characteristics.


Ключевые слова:
фотонное излучение; спектральные характеристики; выгорание; облученное ядерное топливо; время выдержки; аппроксимационные зависимости

Keywords:
photon radiation; spectral characteristics; burnup; irradiated nuclear fuel; exposure time; approximation dependences


УДК 519.63:539.17

Введение

Надлежащая радиационная защита является основной задачей при транспортировке, переработке или хранении облученного ядерного топлива (ОЯТ). Проектирование надлежащей защиты для обеспечения этой защиты требует соответствующих знаний об источнике излучения в отработавшем топливе. Поскольку вероятности взаимодействия гамма-лучей, связанные с экранирующими материалами, существенно зависят от энергии фотонов, важно описать эти источники в терминах энергетических распределений, то есть их спектральных характеристик.

Задачу моделирования радиационной обстановки вокруг ОЯТ можно разбить на несколько отдельных задач:

– расчет изотопного состава ОЯТ;

– расчет активности ОЯТ;

– расчет тепловыделения ОЯТ;

– расчет нейтронной активности ОЯТ;

– расчет токсичности ОЯТ;

– определение источников гамма-излучений от ОЯТ;

– расчет спектральных характеристик ОЯТ.

Обоснование безопасного обращения с ОЯТ является комплексной задачей, для решения которой в настоящее время целесообразно использовать современные сертифицированные программные средства, позволяющие с достаточной точностью оценивать весь комплекс радиационных характеристик ОЯТ. К таким программам  можно отнести программу Scale [1], разработанную в США и программу MCU-PD [2], разработанную в Курчатовском институте РФ.

В работах [3–5] с использованием программы MCU-PD представлены результаты расчетов радиационных характеристик ОЯТ для реактора ВВЭР-1200. Там же  предложены аппроксимационные зависимости для расчета изотопного состава, общей активности, тепловыделения и токсичности плутония и минорных актиноидов для значений глубин выгорания ОЯТ от 50 до 70  ГВт∙сут/тU и времени выдержки от 0 до 100 лет, а для токсичности ОЯТ  и до выдержки 100000 лет.

В рамках данной работы с использованием программы MCU-PD будет проведен анализ источников гамма-излучений от ОЯТ и их спектральные характеристики в зависимости от выгорания и времени выдержки для реактора ВВЭР-1200.

Анализ источников гамма-излучений от ОЯТ и их спектральные характеристики

Задача формирования массива данных, характеризующих ОЯТ как источник различных излучений, сводится к определению изотопного состава ОЯТ и ядерных данных, характеризующих радиоактивные превращения всех изотопов в ОЯТ и их спектральных характеристик.

Спектральный состав гамма-излучения смеси нуклидов принято представлять в виде нескольких фиксированных энергетических интервалов с расчетом средней энергии внутри каждого из них и относительного вклада числа гамма-квантов каждого j-го интервала в полное число гамма-квантов смеси нуклидов.

Для проведения  расчетов спектрального состава гамма-излучения смеси нуклидов ОЯТ в программе MCU-PD используется 13 фиксированных энергетических интервалов в диапазоне от 0.015 до 7 Мэв. Диапазон энергетических интервалов и их средние энергии представлены в табл.1

Таблица 1. Диапазон энергетических интервалов и их средние энергии

 

Энергетический

интервал, Мэв

Средняя

энергия, Мэв

7

5.5

6.25

5.5

4.5

5

4.5

3.5

4

3.5

2.5

3

2.5

1.75

2.125

1.75

1.25

1.5

1.25

0.75

1

0.75

0.35

0.55

0.35

0.15

0.25

0.15

0.08

0.115

0.08

0.04

0.06

0.04

0.02

0.03

0.02

0.015

0.0175

 

На первом этапе были проведены расчеты общей активности в расчете на одну тонну урана всех  гамма-излучающих нуклидов ОЯТ для значений глубин выгорания ОЯТ от 50 до 70  ГВт∙сут/тU и времени выдержки от 0 до 100 лет,

На втором этапе для каждого энергетического интервала и его средней энергии были вычислены суммарные квантовые выходы  гамма-излучающих нуклидов, входящих в данный  энергетический интервал.

Результаты расчета общей активности всех  гамма-излучающих нуклидов ОЯТ для значений глубин выгорания ОЯТ от 50 до 70  ГВт∙сут/тU на время останова реактора приведены в табл.2.

 

Таблица 2. Активность гамма-излучающих нуклидов ОЯТ на время останова реактора в зависимости от выгорания топлива

Активность гамма-излучающих нуклидов, Бк/тU

50

ГВт∙сут/тU

55

ГВт∙сут/тU

60

ГВт∙сут/тU

65

ГВт∙сут/тU

70

ГВт∙сут/тU

9.58E+18

9.63E+18

9.68E+18

9.73E+18

9.80E+18

 

Результаты расчета суммарных квантовых выходов гамма-излучающих нуклидов, входящих в данный  энергетический интервал на период астанова реактора, представлены в табл.3.

 

Таблица 3. Суммарные квантовые выходы гамма-излучающих нуклидов на период астанова реактора в зависимости от выгорания топлива

 

Энергетический

интервал, Мэв

 

 . Суммарные квантовые выходы гамма-излучающих нуклидов

50

ГВт∙сут/тU

55

ГВт∙сут/тU

60

ГВт∙сут/тU

65

ГВт∙сут/тU

70

ГВт∙сут/тU

7 - 5.5

5.68E-05

5.45E-05

5.24E-05

5.04E-05

4.86E-05

5.5 - 4.5

3.90E-04

3.70E-04

3.52E-04

3.34E-04

3.19E-04

4.5 - 3.5

1.67E-03

1.59E-03

1.52E-03

1.45E-03

1.38E-03

3.5 - 2.5

7.27E-03

7.11E-03

6.96E-03

6.83E-03

6.69E-03

2.5 - 1.75

2.29E-02

2.26E-02

2.24E-02

2.21E-02

2.19E-02

1.75 - 1.25

5.09E-02

5.04E-02

4.99E-02

4.95E-02

4.90E-02

1.25 - 0.75

1.31E-01

1.30E-01

1.29E-01

1.28E-01

1.27E-01

0.75 - 0.35

1.84E-01

1.84E-01

1.83E-01

1.83E-01

1.83E-01

0.35 - 0.15

1.64E-01

1.65E-01

1.65E-01

1.65E-01

1.65E-01

0.15 - 0.08

1.34E-01

1.35E-01

1.37E-01

1.38E-01

1.39E-01

0.08 - 0.04

1.39E-01

1.41E-01

1.42E-01

1.43E-01

1.45E-01

0.04 - 0.02

1.16E-01

1.15E-01

1.15E-01

1.14E-01

1.14E-01

0.02 - 0.015

4.91E-02

4.89E-02

4.87E-02

4.85E-02

4.83E-02

 

Таким образом, исплльзуя данные таблиц 2 и 3, можно расчитывать активность гамма-излучающих нуклидов для каждого энергетического интервала и его средней энергии по простой зависимости:

 Агр. = Асумм. nгр.                                                                                                         (1)                                           

 

Результаты расчета общей активности всех  гамма-излучающих нуклидов ОЯТ для значений глубин выгорания  от 50 до 70  ГВт∙сут/тU и времени выдержки от 5 до 100 лет приведены в табл.4.

 

Таблица 4. Активность гамма-излучающих нуклидов ОЯТ в зависимости от выгорания и времени выдержки

Время выдержки, лет

 

Активность гамма-излучающих нуклидов, Бк/тU

50

ГВт∙сут/тU

55

ГВт∙сут/тU

60

ГВт∙сут/тU

65

ГВт∙сут/тU

70

ГВт∙сут/тU

5

1.64E+16

1.82E+16

2.00E+16

2.18E+16

2.37E+16

10

9.25E+15

1.02E+16

1.11E+16

1.19E+16

1.28E+16

15

7.46E+15

8.14E+15

8.81E+15

9.47E+15

1.01E+16

20

6.47E+15

7.05E+15

7.62E+15

8.17E+15

8.72E+15

25

5.71E+15

6.21E+15

6.71E+15

7.20E+15

7.67E+15

30

5.06E+15

5.51E+15

5.95E+15

6.38E+15

6.80E+15

35

4.50E+15

4.90E+15

5.28E+15

5.66E+15

6.04E+15

40

4.00E+15

4.36E+15

4.70E+15

5.04E+15

5.37E+15

45

3.57E+15

3.88E+15

4.19E+15

4.49E+15

4.78E+15

50

3.18E+15

3.46E+15

3.73E+15

4.00E+15

4.26E+15

55

2.84E+15

3.08E+15

3.33E+15

3.56E+15

3.80E+15

60

2.53E+15

2.75E+15

2.97E+15

3.18E+15

3.39E+15

65

2.26E+15

2.46E+15

2.65E+15

2.84E+15

3.03E+15

70

2.02E+15

2.20E+15

2.37E+15

2.54E+15

2.70E+15

75

1.81E+15

1.97E+15

2.12E+15

2.27E+15

2.42E+15

80

1.62E+15

1.76E+15

1.90E+15

2.03E+15

2.16E+15

85

1.45E+15

1.58E+15

1.70E+15

1.82E+15

1.93E+15

90

1.30E+15

1.41E+15

1.52E+15

1.63E+15

1.73E+15

95

1.17E+15

1.27E+15

1.37E+15

1.46E+15

1.55E+15

100

1.05E+15

1.14E+15

1.23E+15

1.31E+15

1.39E+15

 

Полученные данные по  активности гамма-излучающих нуклидов ОЯТ от глубины выгорания и времени выдержки аппроксимированы с помощью  функции

 

Aсумм.=(a+blnx+c(lnx)2+d(lnx)3+elny)/(1+flnx+g(lnx)2+h(lnx)3+ilny).

 

где a…i – аппроксимационные коэффициенты:

 

a = 2.05875E+16, b = −1.2013E+16, c = 2.6864E+15, d = −2.3628E+14,

e = 5.41625E+14, f = 1.78874, g = −6.51447E-01, h = 7.95876E-02,

i = −4.99925E-01.

Aсумм. – активность, Бк/тU; x – время выдержки, г.;  y – глубина выгорания, ГВт∙сут/тU.

 

Следующим этапом был  расчет суммарных квантовых выходов гамма-излучающих нуклидов, входящих в данный  энергетический интервал в зависимости от выгорания и времени выдержки. Эти данные представляют большой массив данных, который сложно представить в данной работе. В качестве примера в табл.5 представлены суммарные квантовые выходы гамма-излучающих нуклидов, входящих в   энергетический интервал со средней энергией 6.25 Мэв в зависимости от выгорания и времени выдержки.

Таблица 5. Суммарные квантовые выходы гамма-излучающих нуклидов, входящих в   энергетический интервал со средней энергией 6.25 Мэв в зависимости от выгорания и времени выдержки.

Время выдержки, лет

 

Суммарные квантовые выходы гамма-излучающих нуклидов

50

ГВт∙сут/тU

55

ГВт∙сут/тU

60

ГВт∙сут/тU

65

ГВт∙сут/тU

70

ГВт∙сут/тU

5

2.79E-10

3.86E-10

5.14E-10

6.65E-10

8.37E-10

10

4.08E-10

5.72E-10

7.70E-10

1.01E-09

1.28E-09

15

4.19E-10

5.91E-10

7.99E-10

1.05E-09

1.34E-09

20

4.01E-10

5.66E-10

7.67E-10

1.01E-09

1.29E-09

25

3.77E-10

5.32E-10

7.22E-10

9.49E-10

1.21E-09

30

3.53E-10

4.98E-10

6.76E-10

8.89E-10

1.14E-09

35

3.30E-10

4.66E-10

6.32E-10

8.32E-10

1.07E-09

40

3.09E-10

4.36E-10

5.91E-10

7.79E-10

9.98E-10

45

2.89E-10

4.07E-10

5.53E-10

7.29E-10

9.35E-10

50

2.71E-10

3.81E-10

5.18E-10

6.84E-10

8.78E-10

55

2.54E-10

3.58E-10

4.86E-10

6.42E-10

8.25E-10

60

2.39E-10

3.36E-10

4.57E-10

6.04E-10

7.77E-10

65

2.25E-10

3.16E-10

4.30E-10

5.69E-10

7.34E-10

70

2.13E-10

2.99E-10

4.06E-10

5.38E-10

6.96E-10

75

2.02E-10

2.83E-10

3.85E-10

5.11E-10

6.62E-10

80

1.92E-10

2.69E-10

3.66E-10

4.87E-10

6.33E-10

85

1.84E-10

2.57E-10

3.50E-10

4.66E-10

6.08E-10

90

1.77E-10

2.47E-10

3.36E-10

4.49E-10

5.87E-10

95

1.71E-10

2.38E-10

3.25E-10

4.35E-10

5.71E-10

100

1.67E-10

2.31E-10

3.16E-10

4.24E-10

5.58E-10

 

В дальнейшем результаты суммарных квантовых выходов гамма-излучающих нуклидов, входящих в  каждый энергетический интервал, были обобщены с помощью аппроксимирующих зависимостей  от выгорания и времени выдержки следующего вида:

n6.25 = (a+blnx+c(lnx)2+d(lnx)3+ey+fy2)/(1+glnx+hy+iy2+jy3).

a = −3.6821E-11, b = 6.9183E-11, c = −2.0288E-11, d = 1.75198E-12, e = −4.6088E-13,

f = 3.59555E-15, g = −9.4567E-04, h = −4.05874E-02, i = 5.70838E-04, j = −2.7315E-06.

n5  = (a+blnx+c(lnx)2+d(lnx)3+ey+fy2)/(1+glnx+hy+iy2+jy3)

a = −9.17360E-11, b = 1.72140E-10, c = −5.04780E-11, d = 4.35895E-12, e = −1.14300E-12,

f = 8.91344E-15, g = −9.42460E-04, h = −4.05911E-02, i = 5.70942E-04, j = −2.73230E-06.

n4 = (a+blnx+c(lnx)2+dy+ey2+fy3)/(1+glnx+h(lnx)2+iy+jy2)

a = −4.14320E-09, b = −2.45360E-11, c = −6.02890E-12, d = 2.45278E-10, e = −4.47520E-12,

f = 2.84157E-14, g = −1.39737E-01, h = 2.43419E-02, i = −2.15922E-02, j = 1.60581E-04.

n3 = a+b/x+cy+d/x2+ey2+fy/x+g/x3+hy3+iy2/x+jy/x2

a = 2.80228E-07, b = −1.11860E-05, c = −5.21070E-09, d = −4.91010E-05, e = 2.09915E-10,

f = 1.21726E-07, g = 2.30083E-03, h = −1.11670E-12, i = −9.02970E-10, j = −1.08140E-06.

n2.125 = 1/(a+b/lnx+c/x0.5+dlnx/x+e/x+f/x1.5+glnx/x2+h(lny)2+iy0.5)

a = 5.26202E+07, b = −4.98620E+08, c = 7.81177E+08, d = −7.34000E+08, e = 1.20961E+09,

f = 9.06446E+07, g = −1.64540E+09, h = −2.75924E+02, i = 1.01631E+03.

n1.5 =(a+blnx+c(lnx)2+dlny+e(lny)2+f(lny)3)/(1+glnx+h(lnx)2+i(lnx)3+jlny+k(lny)2)

a = 7.17995E-03, b = −2.76035E-03, c = 2.95903E-04, d = −1.49601E-03, e = 6.24173E-04,

f = −7.25290E-05, g = −3.01528E-01, h = 5.27654E-02, i = −3.49220E-07, j = −8.84419E-02,

k = 7.59953E-07.

n1 = (a+clnx+ey+g(lnx)2+iy2+kylnx)/(1+blnx+dy+f(lnx)2+hy2+jylnx)

a = 6.57650E-03, b = −9.85975E-01, c = −3.04481E-03, d = −1.99732E-03, e = 8.52825E-05,

f = 2.72477E-01, g = 6.05334E-04, h = 1.82338E-05, i = 5.49340E-10, j = −1.49440E-04,

k = −2.20570E-05.

n0.55 = (a+blnx+c(lnx)2+d(lnx)3+ey+fy2)/(1+glnx+h(lnx)2+i(lnx)3+jy)

a = 6.21466E-01, b = −7.10691E-01, c = 1.79728E-01, d = −1.36386E-02, e = 1.02352E-03,

f = 2.03064E-06, g = −1.20183E+00, h = 3.12109E-01, i = −2.46348E-02, j = 2.44288E-03.

n0.25 = a+bln(x)+c(ln(x))2+d(ln(x))3+e(ln(x))4+f(ln(x))5+g/y+h/y2+i/y3+j/y4

a = 2.89673E-01, b = −4.60377E-01, c = 3.04661E-01, d = −9.65215E-02, e = 1.48089E-02,

f = −8.88430E-04, g = 1.86641E-02, h = 8.36313E+01, i = −4.80515E+03, j = 8.40339E+04.

n0.115 = a+b/x+cy+d/x2+ey2+fy/x+g/x3+hy3+iy2/x+jy/x2

a = 5.04061E-02, b = 4.65630E-01, c = −2.80890E-04, d = −4.19228E+00, e = 2.99990E-06,

f = −3.27780E-04, g = 1.32471E+01, h = −1.60000E-08, i = 4.68817E-06, j = −6.75035E-03.

n0.06 = 1/(a+bx+cxlnx+dx1.5+ex0.5lnx+fx/lnx+gx0.5+hylny+iy1.5)

a = 397.2455, b = −94.3311, c = 14.45343, d = −0.64459, e = 124.0242, f = −75.5325,

g = −104.08, h = −0.01827, i = 0.011138.

n0.03 = (a+blnx+c(lnx)2+d(lnx)3+elny)/(1+flnx+g(lnx)2+h(lnx)3+ilny)

a = 1.40516E-01, b = −1.15750E-01, c = 4.36071E-02, d = −4.87194E-03, e = −8.99067E-03,

f = −8.48829E-01, g = 3.11340E-01, h = −3.41840E-02, i = −5.13200E-02.

n0.0175 = a+b(ln(x))2+cln(x)+d/ln(x)+e/x+f/x1.5+gy0.5

a = −2.7661, b = −0.0411, c = 0.572523, d = 5.063134, e = −2.20335, f = −7.71388, g = −0.0023,

где n0.0175-6.25 − суммарный групповой квантовый выход для средней энергии фотонов, х − время выдержки лет, y − глубина выгорания ОЯТ, ГВт∙сут/тU.

 

Таким образом, вычислив по предложенным зависимостям суммарную активность и суммарный групповой квантовый выход для средней энергии фотонов в зависимости от выгорания и времени выдержки по формуле (1) можно вычислить активность каждой группы гамма-излучающих нуклидов.

 

Выводы

Для   реактора ВВЭР-1200 представлены данные по суммарной активности гамма-излучающих нуклидов и спектральных распределений фотонов  ОЯТ в диапазоне выгораний от 50 до 70 ГВт∙сут/тU и для времени выдержки от 5 до 100 лет.

На основании этих данных предложена аппроксимационная зависимость,  позволяющая определять суммарную активность гамма-излучающих нуклидов  ОЯТ в диапазоне выгораний от 50 до 70 ГВт∙сут/тU и для времени выдержки от 5 до 100 лет со среднеквадратичной погрешностью порядка 1,54%.

Получены зависимости изменения спектральных распределений фотонов от выгорания и времени выдержки в виде, необходимом для выполнения расчетов защитных свойств контейнеров для хранения  и транспортирования ОЯТ.

Библиографический список:

1. SCALE: A Modular Code System for Performing Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation, Vols. I – III: ORNL/NUREG/CSD-2R6. Oak Ridge, USA // Radiation Safety Information Computational Center at ORNL. 2000.
2. Разработка программы MCU-PD для расчёта нейтронно-физических характеристик активных зон реактора ВВЭР-1200 АЭС-2006, реализующей для решения уравнения переноса нейтронов метод Монте-Карло на основе информации, хранящейся в файлах оценённых ядерных данных: отчёт / РНЦ Курчатовский институт – М., 2009. – инв. № 36-03/18-08.
3. Серебряный Г.З., Жемжуров М.Л. Аппроксимационные зависимости для расчета радиационных и теплофизических характеристик отработавшего ядерного топлива реактора ввэр-1200 [Электронный ресурс] // Электронный периодический научный журнал «SCI-ARTICLE.RU». 2019. №46. С. 29-35. URL: http://sci-article.ru/number/02_2019.pdf (дата обращения: 19.02.2019).
4. Серебряный Г.З., Жемжуров М.Л.. Анализ мощности нейтронного излучения облученного ядерного топлива реактора ввэр-1200 в зависимости от выгорания и времени выдержки [Электронный ресурс] // Электронный периодический научный журнал «SCI-ARTICLE.RU». 2019. №70. С. 53-59. URL: http://sci-article.ru/number/06_2019.pdf (дата обращения: 19.06.2019).
5. Серебряный Г.З., Жемжуров М.Л.. Радиотоксичность облученного ядерного топлива реактора ввэр-1200 в зависимости от выгорания и времени выдержки [Электронный ресурс] // Электронный периодический научный журнал «SCI-ARTICLE.RU». 2020. №77. С. 46-57. URL: http://sci-article.ru/number/01_2020.pdf (дата обращения: 10.01.2020).




Рецензии:

13.01.2021, 10:36 Ашрапов Улугбек Товфикович
Рецензия: Уважаемый Григорий Зиновьевич, в данной статье изложены теоретические расчетные данные анализа облученного ядерного топлива реактора ВВЭР-1200. Однако, в статье необходимо также представить данные о наименование радионуклидов, которые образуются при выгорании ядерного топлива и данные про уменьшения их активности при длительном хранении ОЯТ. В статье желательно также привести данные о составе радионуклидов переходящих в воду первого контура реактора ВВЭР-1200, т.к. это непосредственно связано с выгоранием и выдержкой ОЯТ.

13.01.2021 11:11 Ответ на рецензию автора Серебряный Григорий Зиновьевич:
Уважаемый Улумбек Товфикович! Благодарим Вас за рецензию. Данная работа продолжение цикла работ о радиационных свойствам ОЯТ ВВЭР-1200, где описаны все свойства, о которых Вы спрашивали. Эта работы 3-5 в списке литературы. Нам пока неизвестны экспериментальные данные о составе радионуклидов переходящих в воду первого контура реактора ВВЭР-1200. С уважением авторы.

13.01.2021, 13:51 Ашрапов Улугбек Товфикович
Рецензия:  Уважаемый Григорий Зиновьевич, я работал начальником службы радиохимии реактора ВВР-СМ ИЯФ АН РУз и у меня имеются некоторые данные спектрометрического анализа радионуклидов переходящих в воду первого контура реактора, а также данные о радионуклидах воды хранилища ОТВС. ТВС типа ИРТ-3М с 36% обогащением по U-235. Если у Вас имеются данные о составе радионуклидов первого контура ВВЭР-1200, то можно сделать сопоставление данных и написать совместную статью.
13.01.2021 14:14 Ответ на рецензию автора Серебряный Григорий Зиновьевич:
Уважаемый Улумбек Товфикович! Приоритет наших разработок касается только обеспечение радиационной безопасности при обращении с ОЯТ. Вы знаете,что ВВЭР-1200 это Нововоронежская АЭС и только что запущенная Белорусская АЭС. И нужные Вам данные можно получить только у них. Мы радиохимией не занимаемся. Еще раз благодарим за рецензию. С уважением,авторы



Комментарии пользователей:

Оставить комментарий


 
 

Вверх