Комплекс информационной поддержки оператора ВВР-ц

Тип работы:
Диссертация
Предмет:
Ядерные энергетические установки
Страниц:
130


Узнать стоимость новой

Детальная информация о работе

Выдержка из работы

Актуальность проблемы. Атомная энергетика в своем современном состоянии предъявляет повышенные требования к надежной и безопасной эксплуатации реакторных установок (РУ). Одним из аспектов этого является требование создания на исследовательских реакторах & laquo-. систем информационной поддержки оператора, обеспечивающих представление персоналу информации о текущем состоянии ИЯУ& raquo- (см. п. 2.4. [30], п. 3.4.2. [5]). Одновременно с этим отсутствуют какие-либо рекомендации по структуре, составу и функциям этих систем. Поэтому создаются функциональные тренажеры и комплексы только для конкретных исследовательских реакторов. Поскольку ИЯУ сильно различаются по характеристикам, не возможно разработать универсальную систему информационной поддержки оператора. Поэтому актуальна задача разработки Комплекса Информационной Поддержки Оператора реактора v (КИПО) ВВР-ц. Он позволит снизить вероятность ошибки инженераоператора реактора при управлении, а также поможет лучше узнать принципы управления при прохождении подготовки к данной должности. Особенно КИПО будет полезен для СИУ Ров с малым опытом эксплуатации ВВР-ц.

Объектом исследования представленной работы является исследовательский ядерный реактор ВВР-ц. v Предметом исследования является поведение исследовательского ядерного реактора ВВР-ц при различных режимах работы, как основа создания Комплекса Информационной Поддержки Оператора.

Цели и задачи работы. Целью настоящей работы является разработка КИПО для снижения вероятности ошибочных действий оперативного персонала ВВР-ц, как в режиме нормальной эксплуатации, так и в нештатных ситуациях. Для достижения поставленной цели необходимо решить следующие задачи:

1. Проанализировать состояние исследований тренажеров и & laquo-советчиков»- операторов в ядерной энергетике на настоящий момент,

2. Предложить структуру реализации и состав КИПО в соответствии с современными требованиями.

3. Разработать математические модели поведения реакторной установки как компоненты, составляющие КИПО, а также определить значения нейтронно-физических, тепло-гидравлических и других констант, используемых в них.

4. Создать КИПО в виде программного продукта и провести испытания на ИЯР ВВР-ц.

Научная новизна выполненной работы:

— создана методика формирования & laquo-советов»- на основе анализа минимума входных параметров реактора-

— выработаны критерии анализа эксплуатационных данных по срабатываниям аварийной защиты реактора ВВР-ц j

— произведена коррекция формулы для определения температуры теплоносителя в активной зоне при аварийном останове, с учетом особенностей ИЯР ВВР-ц,

Практическая значимость работы:

— созданный комплекс информационной поддержки оператора реактора ВВР-ц позволяет оператору экономить время для определения допустимого времени стоянки при аварийном останове реактора, длительности & laquo-йодной ямы& raquo- и других параметров, требующих использования специализированных номограмм и таблиц. Тем самым, его другие действия и команды становятся более продуманными и правильными, что улучшает безопасную эксплуатацию исследовательского реактора и снижает вероятность ошибок-

— КИЛО дает возможность проводить подготовку персонала на тренажере реактора, анализируя наиболее сложные переходные режимы ВВР-ц. Таким образом, повышается профессионализм и улучшается осознанность принятия решений у молодых операторов реактора, что увеличивает & laquo-культуру безопасности& raquo- персонала.

Степень достоверности результатов работы близка к имеющимся данным в эксплуатационной документации ВВР-ц, используемой оперативным персоналом на пульте управления реактором (расчетные таблицы, схемы, номограммы, инструкции). Ряд данных КИЛО (коэффициенты реактивности) используется для определения текущего запаса реактивности во время компании, а также при планировании и проведении экспериментов.

Прогнозный расчет изменения запаса реактивности отличается от экспериментальных значений не более чем 0. 05%, что составляет около 15% на конец недельного цикла. Расчет времени вынужденной стоянки в & laquo-йодной яме& raquo- после аварийного заглушения отличается от реального времени на 10 -15 мин, что составляет менее 1% (кампания 05−09. 05. 99 г.) [6].

Основные положения, выносимые автором на защиту.

1. Предложенная структура и реализация КИПО.

2. Метод анализа эксплуатационной информации — & laquo-метод последовательного усложнения модели& raquo-, использованный для обработки данных по срабатываниям аварийной защиты за время эксплуатации ВВР-ц.

3. Результаты рассмотрения эксплуатационных данных по срабатываниям аварийной защиты реактора ВВР-ц.

4. Разработанная модель теплообмена первого и второго контуроё реактора, с учетом особенностей ИЯР ВВР-ц.

5. Система советов оператору, реализованная в КИПО.

Личное участие автора

Автор участвовал в качестве исполнителя на всех этапах разработки КИЛО [6, 32]. Лично автором были выработаны критерии анализа аварийных заглушений реактора ВВР-ц [18], предложена коррекционная формула для расчета температуры теплоносителя в первом контуре реактора при аварийном останове [31]. Он разработал перечень & laquo-советов»- и информационных сообщений, критерии их формирования, а также & laquo-метод последовательного усложнения модели& raquo-. Автор производил измерения нейтронно-физических и тепло-гидравлических параметров реактора. С его непосредственным участием разрабатывались и проводились эксперименты на реакторе ВВР-ц. Впервые им была предложена методика измерения пустотного коэффициента реактивности [45].

Апробация

Основные результаты работы докладывались на конференциях

1. III научно-техническая конференция «Научно-инновационное сотрудничество& raquo-, 2004, МИФИ, Москва.

2. Международный рабочий семинар -2004 «Safety improvements through lessons learned from operational experience in nuclear research facilities. «, 2004, ИАТЭ, Обнинск-

3. VII отраслевое совещание по обсуждению вопросов повышения безопасности ИЯУ России, 2005, НИИАР, Димитровград-

4. VIII отраслевое совещание по обсуждению вопросов повышения безопасности ИЯУ России, 2006, НИИАР, Димитровград-

5. Международная научно-техническая конференция & laquo-Исследовательские реакторы в XXI веке& raquo-, 2006, НИКИЭТ, Москва

Структура и объем диссертации

Работа изложена на 130 страницах, содержит 40 рисунков, 8 таблиц, список литературы из 63 наименований на 6 страницах и 4 приложений на 10 страницах. Работа состоит из введения, пяти глав и заключения.

Краткое содержание диссертации.

Первая глава посвящена анализу существующих литературных источников по проблемам тренажеров и & laquo-советчиков»- в ядерной отрасли. Формулируются причины создания КИПО для реактора ВВР-ц. Ставятся задачи, которые необходимо решить для создания КИПО:

1. Определиться со структурой и составом КИПО, количеством используемых сигналов, а также имитационной аппаратурой-

2. Сформулировать перечень & laquo-советов»- и информационных сообщений, предъявляемых оперативному персоналу-

3. Разработать математические модели отдельных компонент, составляющих КИПО-

Определить значения нейтронно-физических и тепло-гидравлических констант, используемых в математических моделях для КИПО.

Вторая глава описывает реактор ВВР-ц как объект исследования. Показаны основные отличия исследовательского реактора от энергетических реакторов. Сформулированы цели создания КИПО. Показан ряд принципиальных отличий предлагаемого комплекса от существующих в настоящее время & laquo-советчиков»- и информационных систем.

В третьей главе приводятся результаты обзора аварийных заглушений реактора ВВР-ц с момента пуска (1964 г.), различные способы обработки данных по внеплановым остановам реактора. В частности предложен метод & laquo-последовательного усложнения модели& raquo-.

Четвертая глава содержит предлагаемую структуру КИПО. Описаны математические модели отдельных компонент ВВР-ц, которые составляют модель комплекса. Представлен ряд экспериментальных работ по определению величин различных эффектов реактивности реактора ВВР-ц (мощностной, температурный). Обсуждены режимы работы КИПО (основной режим, режим тренажера), а также алгоритмы выдачи & laquo-советов»- и информационных сообщений.

В пятой главе представлены методы и алгоритмы оценки неизмеряемых параметров, используемых в КИПО. Подробно представлено описание N математических моделей реализуемых в КИПО. Предложена скорректированная формула оценки поведения температуры теплоносителя после аварийного заглушения в первом контуре реактора ВВР-ц в зависимости от времени после останова, времени работы реактора и других факторов.

В заключении подведены итоги работы над проектом КИПО, показаны результаты решения сформулированных задач и внедрения комплекса на реакторе ВВР-ц. V

Выводы: представлены математические модели, методы и алгоритмы оценки неизмеряемых параметров, используемых в КИЛО. Предложена скорректированная формула оценки поведения температуры теплоносителя после аварийного заглушения в первом контуре реактора ВВР-ц в зависимости от времени после останова, времени работы реактора и других факторов. Подбные исследования должны быть проведены на других исследовательских реакторах с целью оптимизации выбора оборудования участвующего в аварийном расхолаживании исследовательских реакторов.

Заключение по диссертации.

1. Проведен анализ состояния исследований по созданию советчиков оператору и тренажеров в области ядерных технологий. Выявлено место проблемы создания советчика оператору и тренажера для обучения операторов на исследовательском реакторе ВВР-ц в общей проблематике этого направления исследований. Сформулированы цель и постановка задачи исследований.

2. Разработана структура Комплекса Информационной Поддержки Оператора (КИПО), сформулированы задачи, которые он должен решать и требования, которым он должен удовлетворять.

3. Предложены и разработаны модели поведения РУ ВВР-ц, описывающие практически все эксплуатационные ситуации на установке, с учетом практически всего ее оборудования -собственно реактор, оборудование первого контура охлаждения, включая циркуляционные насосы, теплообменники, оборудование второго контура вплоть до градирни. Модели описывают нейтронно-физические и тепло-гидравлические аспекты поведения РУ с учетом управляющих действий оператора.

4. Проведен ряд уточнений существующих моделей и их параметров. В частности, уточнена модель для расчета температуры теплоносителя после остановки реактора.

5. По созданным моделям разработаны алгоритмы для моделирования поведения РУ ВВР-ц в процессе эксплуатации с учетом показаний датчиков параметров: ионизационной камеры, термометров 1-го контура, установленных на входе и выходе из активной зоны РУ и т. д. В результате моделирования формулируются советы оператору о действиях в текущей эксплуатационной ситуации.

6. Разработанные алгоритмы реализованы в виде программного продукта с дружественным к пользователю интерфейсом, который в зависимости от потребности может выполнять две функции:

2) советчика оператору при эксплуатации реактора, когда на вход программы подаются сигналы с реальных датчиков-

3) тренажера для обучения и тренировки операторов, когда на вход программы подаются сигналы с имитаторов.

7. КИПО прошел испытания, принят в эксплуатацию.

Показать Свернуть

Содержание

Основные обозначения и сокращения.

Глава 1. Обзор литературы и постановка задачи исследований.

1.1. Обзор тренажеров в ядерной энергетике.

1.2. Обзор & laquo-Советчиков»- оператора в ядерной энергетике.

1.3. Причины создания КИПО на ВВР-ц.

1.4. Постановка задачи исследований по созданию КИПО на ВВР-ц.

Глава 2. ВВР-ц как объект для создания комплекса информационной поддержки оператора.

2.1. Основные отличия ВВР-ц от энергетических реакторов.

2.2. Цели создания КИПО для ВВР-ц.

2.3. Отличие предлагаемого КИПО от существующих аналогичных систем на других реакторах.

Глава 3. Предварительные сведения, необходимые для разработки КИПО.

3.1. Обзор аварийных срабатываний ВВР-ц.

3.1.1. Распределение аварийных срабатываний A3 по причинам.

3.1.2. Аварийные срабатывания с различных точек зрения.

3.1.3. Обработка данных по аварийным срабатываниям A3.

3.1.3.1. Метод последовательного усложнения модели.

3.1.3.2. Теория нечетких множеств.

3.2. Роль ошибок персонала в аварийных срабатываниях.

Глава 4. Общее описание КИПО.

4.1. Структура КИПО.

4.2. Алгоритм работы программы КИПО.

Рис. 4.2 Связь между блоками внутри программы КИПО.

4.2.1. Структура математической модели реактора.

4.2.1.1. Модель активной зоны.

4.2.1.2. Модель отравления.

4.2.1.3. Модель мощностного эффекта реактивности.

4.2.1.4. Модель температурного эффекта реактивности.

4.2.1.5. Модель выгорания.

4.2.1.6. Модель первого контура.

4.2.1.7. Модель второго контура.

4.2.1.8. Модель градирни.

4.2.2. Режимы работы КИПО.

4.2.2.1. Основной режим.

4.2.2.2. Режим тренажера.

4.2.2.3. Алгоритмы выдачи & laquo-советов»- и информационных сообщений.

Глава 5. Методы и алгоритмы оценки неизмеряемых параметров, используемых в КИПО.

5.1. Описание математических моделей используемых в КИПО.

5.1.1. Отравление реактора |35Хе.

5.1.2. Изменение температуры теплоносителя 1-го контура.

5.1.3. Изменение температуры 2-го контура.

5.1.4. Изменение мощности реактора (изменение температуры воды. в 1-ом и 2-ом контурах во времени).

5.1.5. Изменение температуры воды в активной зоне. после аварийного останова реактора.

5.2. Используемые константы для математических моделей и их экспериментальное уточнение.

5.2.1. Стационарное отравление реактора.

5.2.2. Время циркуляции теплоносителя 1-го контура.

5.2.3. Время циркуляции теплоносителя 11-го контура.

Список литературы

1. Аксенов В. И. Алиев А.В. Ефимов В. А. Колесников А.И. и др. Опыт создания и использования тренажеров в НИТИ // Вопросы атомной науки и техники. Физика ядерных реакторов. — 1991. вып. 5. с. 3 — 5.

2. Качалин В. А., Киселев А. В., Красько А. И., Кусиков В. Г. и др. Информационная система для двух исследовательских реакторов РБТ-10 // Атомная энергия. 1985. -т. 58, вып. 4.- с. 271 — 272.

3. Федоров О. М., Аристов Б. Н. Учебно-тренировочный пункт Ровенской АЭС, опыт создания // Атомная энергия. 1991. -т. 70, вып. 6. с. 397 — 398.

4. Смоляров A.M. Системы отображения информации и инженерная психология. -М.: Высшая школа, 1982. -с. 44 54.

5. Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок (ОПБ ИР-2001 (НП-033−01)). -М.: Энергоатомиздат, 2001. с. 24.

6. Козиев И. Н., Кочнов О. Ю., Старизный Е. С., Волков Ю. В. Комплекс информационной поддержки оператора ВВР-ц. Опыт создания первой версии // Ядерная энергетика. -2000. № 2. с. 30 — 39.

7. Шенк X. Теория инженерного эксперимента. -М.: Мир, 1972. с. 41 48.

8. Бендат Дж., Пирсол А. Измерение и анализ случайных процессов. -М.: Мир, 1971. с. 172- 186.

9. Королев В. В. Системы управления и защиты АЭС. -М.: Энергоатомиздат, 1986. с. 72.

10. Волков Ю. В. Надежность и безопасность ЯЭУ. -Обнинск.: ОИАТЭ, 1997. с. 74−81.

11. П. Владимиров В. И. Практические задачи по эксплуатации ядерных реакторов. -М.: Атомиздат, 1976. с. 71 77.

12. Анохин А. Н., Острейковский В. А. Вопросы эргономики в ядерной энергетике. -М.: Энергоатомиздат, 2001. с. 258 259.

13. Соловьев С. П. Аварии и инциденты на атомных электростанциях. -Обнинск.: ОИАТЭ, 1992. с. 278 279.

14. М. Охотин В. В., Плютинский Н. Д., Кузнецов Н. Г., Барыкова А. И., и др. Компьютеризированные учебно-тренировочные занятия на ПЭВМ учебно-тренировочных пунктов вузов и АЭС // Вопросы атомной науки и техники. Физика ядерных реакторов. -1991. вып. 5. с. 67 71.

15. Ковтунов В. Ф., Симоненко С. И. Экспериментальные исследования человеко-машинного взаимодействия на исследовательском тренажере ядерной энергетической установки // Вопросы атомной науки и техники. Физика ядерных реакторов. -1991. вып. 5. с. 63 67.

16. Мурадян С. Г., Джилавян С. Т., Ераносян B.C., Матнишян А. А. и др. Некоторые вопросы разработки вычислительного комплекса в тренажерных системах для подготовки операторов АЭС. -М.: Энергоатомиздат, 1984, вып. 7. -с. 192 199.

17. Сааков Э. С., Ревин А. В., Ефрюшин В. А. Подготовка эксплуатационного персонала для АЭС. -М.: Энергоатомиздат, 1987. с. 23 58.

18. Кочнов О. Ю., Волков Ю. В. Анализ данных по срабатываниям A3 реактора ВВР-ц. // Ядерная энергетика. -2002. -№ 2. с. 12 20.

19. Дементьев Б. А Кинетика и регулирование ядерных реакторов. -М.: Энергоатомиздат, 1986. с. 56 57

20. Андреев Е. И. Расчет тепло- и массообмена в контактных аппаратах. М.: Энергоатомиздат, 1985. с. 99 104.

21. Тейлор Дж. Введение в теорию ошибок. -М.: Мир, 1985. с. 49 50.

22. Заде JI.A. Понятие лингвистической переменной и его применение к принятию приближенных решений. -М.: Мир, 1976. с. 165.

23. Моисеев Н. Н. Элементы теории оптимальных систем // Наука. -1975. с. 528.

24. Цыпкин Я З. Адаптивные методы выбора решений в условиях неопределенности // Автоматика и телемеханика. -1976. -№ 4. с. 78−91.

25. Фельдбаум А. А. Основы теории оптимальных автоматических систем // Наука. -1966. с. 32.

26. Кандель А., Байатт У. Дж. Нечеткие множества, нечеткая алгебра, нечеткая статистика // Труды американского общества инженеров-радиоэлектроников. -1978. -т. 66, вып. 12. -с. 37−61.

27. Zadeh, L.A. Fuzzy sets, Information and control // -1965. v.8. -p. 338−353.

28. Богомолов В. Н., Галушкин В. А., Коновалов А. В., Куприянов В. М. и др. Советчик оператора для исследовательского стенда // Вопросы атомной науки и техники. Физика ядерных реакторов. -1990. вып. 2. с. 17 19.

29. Правила ядерной безопасности для исследовательских реакторов (ПБЯ ИР -04 (НП-009−04)). -М: 2004. с. 7, 10.

30. Кочнов О. Ю., Самохин Д. С. Учет влияния материалов активной зоны реактора ВВР-ц на остаточное тепловыделение // Ядерная энергетика, Москва, Научная сессия МИФИ, 2004. -т. 8. -с. 46 47.

31. Kochnov O.Y., Volkov Y.V. Emergency Shutdown of WWR-c Reactor after 40 Years of Operation // NATO Advanced Research Workshop, Russia Obninsk Institute of Nuclear Power Engineering, 2004. -c. 47−65.

32. Левченко В. А., Гуменюк В. Д., Кофтан Ю. Р. Функциональный тренажер реакторного отделения энергоблока ВВЭР-440 // Сборник научных трудов № 2 каф. & laquo-РКР АЭС& raquo- ОИАТЭ, Обнинск, 1993. -с. 72 79.

33. Доровских В. И., Салата Г. Л. Моделирование технологических систем реакторного отделения энергоблока ВВЭР-440 // Сборник научных трудов № 2 каф. & laquo-РКР АЭС& raquo- ОИАТЭ, Обнинск, 1993. -с. 93 99.

34. Левченко В. А., Гуменюк В. Д., Кофтан Ю. Р., Дорошенко В. А., Исаков А. И., Доровских В. И. Функциональный тренажер АЭС с реактором ВВЭР1000 11 Сборник докладов второй международной конференции, Обнинск 1991. -с. 304−319.

35. Казанцев А. А, Левченко В. А. Динамическая модель конденсатора АЭС для тренажера // Ядерная энергетика. -2001. -№ 1. с. 46 55.

36. Худаско В. В., Казанцев А. А., Левченко В. А., Сергеев В. В. Разработка математической модели неравновесного двухфазного потока для анализа безопасности АЭС // Ядерная энергетика. -2001. -№ 4. с. 41 53.

37. Поплавский В. М., Матвеенко И. П., Воропаев А. И. Микротренажер для обучения основным принципам управления цепной реакцией в быстром реакторе // ФЭИ, Обнинск, 1990. -с. 14−17.

38. Кочетков Л. А., Матвеенко И. П Методические указания по проведению практических занятий на микротренажере по теме: & quot-Физический пуск реактора и измерение эффектов реактивности& quot- // ФЭИ, Обнинск, 1990. -с. 1−28.

39. Левченко В. А., Подорога В. Н., Агриянц В. В. Система отображения информации на цветных телевизионных мониторах для тренажеров АЭС // Вопросы атомной науки и техники. Физика и техника ядерных реакторов. -1985. вып. 3. с. 49−53.

40. Хазанович И. М. Возможный алгоритм советчика оператора ЯЭУ // Вопросы атомной науки и техники. Физика ядерных реакторов. -1990. вып. 2. с. 20 22.

41. Воропаев А. И., Галкин Н. В., Зинин А. И., Королев И. З. и др. Разработка технических средств обучения эксплуатационного персонала АЭС с реактором типа БН // Вопросы атомной науки и техники. Физика ядерных реакторов. -1991. вып. 5. с. 71 -75.

42. Иванов В. А., Андреев П. А., Биржаков М. Б., Блинов А. Н. К вопросу создания маломасштабного исследовательского-тренажерного комплекса & laquo-Атомный энергоблок& raquo-. -М.: Энергоатомиздат, 1984. вып. 7. -с. 168 174.

43. Наумов В. И. Человеческий фактор и организация поддержки операторов АЭС // Атомная энергия. -1993. том 74, вып. 4. с. 344 348.

44. Кочнов О. Ю., Рыбкин Н. И. Определение пустотного коэффициента реактивности для реактора ВВР-ц // Ядерная энергетика. -2006. -№ 1. с. 51 -54.

45. Казанский Ю. А., Матусевич Е. С. Экспериментальная физика реакторов. -М.: Энергоатомиздат, 1994. с. 250.

46. Кочнов О. Ю., Лукин Н. Д. Система визуального осмотра внутриреакторных конструкций реактора ВВР-ц // Ядерная энергетика. -2004. -№ 4. с. 23 -25.

47. Шульц М. А. Регулирование энергетических ядерных реакторов. М.: Иностранной литературы, 1957. с. 350.

48. Галанин А. Д. Теория ядерных реакторов на тепловых нейтронах. -М.: Атомиздат, 1950. с. 258.

49. Емельянов И. Я., Гаврилов П. А., Селиверстов Б. Н. Управление и безопасность ядерных энергетических реакторов. -М.: Атомиздат, 1975. с. 256.

50. Емельянов И. Я., Воскобойников В. В. Масленок Б.А. Основы проектирования механизмов управления ядерных реакторов. -М.: Атомиздат, 1978. с. 21.

51. Сидоренко В. А. Вопросы безопасной работы реакторов ВВЭР. -М.: Атомиздат, 1977. с. 144.

52. Долгов В. Н. Оптимизация параметров судовых ядерных энергетических установок. & mdash-Л.: Судостроение, 1980. с. 106.

53. Овчинников Ф. Я., Семенов В. В., Эксплуатационные режимы ВВЭР. -М.: Энергоатомиздат, 1988. с. 174.

54. Алпеев А. С. Принципы психологической уверенности операторов АС // Атомная энергия. 1994. -т. 77, вып. I.e. 10−15.

55. Алпеев А. С., Букринский A.M. Развитие концепции деятельности оператора АС // Атомная энергия. 1993. -т. 75, вып. 5. с. 368 — 372.

56. Рябинин В. Ф., Шпагин Ю. П. Монтаж технологического оборудования АЭС с реакторами ВВЭР-1000. -М.: Энергоатомиздат, 1986. с. 18.

57. Крупенников В. П. Эксплуатационные вопросы физики реакторов ВВЭР-440. -М.: Энергоатомиздат, 1986. с. 69 70.

58. Волков А. П., Трофимов Б. А., Игнатенко Е. И., Кучерский Ю. А., Пыткин Ю. Н. Пуско-наладочные работы на АЭС с реакторами типа ВВЭР. -М.: Атомиздат, 1980. с. 6, 90.

59. Ракитин В. И., Первушин В. Е. Практическое руководство по методам вычислений. -М.: Высшая школа, 1988. с. 129 145.

60. Королев В. В., Матусевич Е. С. Системы управления и защиты критических стендов. -М.: Энергоатомиздат, 1985. с. 15 18.

61. Попов А. Ф. Теплотехнический контроль на атомных электростанциях. -М.: Энергоатомиздат, 1986. с. 112.

Заполнить форму текущей работой