Локализация и охлаждение кориума в запроектной аварии водо-водяного энергетического реактора при разрушении активной зоны

Тип работы:
Диссертация
Предмет:
Ядерные энергетические установки
Страниц:
160


Узнать стоимость новой

Детальная информация о работе

Выдержка из работы

Актуальность темы

Ядерная энергетика относится к тем немногим областям человеческой деятельности, которые связаны с потенциальной угрозой техногенных катастроф. Вопрос о ее дальнейшем развитии зависит от разрешения противоречия между экономическими и экологическими требованиями, при этом заметную роль играет общественное мнение, во многом формируемое наличием или отсутствием & laquo-происшествий»- на АЭС и тяжестью их последствий. Поэтому обеспечение безопасности является, в конечном счете, условием самого существования ядерной энергетики.

Государственные надзорные органы, призванные, с одной стороны, осуществлять контроль безопасности, а с другой, проводить позитивную политику в области ядерной энергетики, в своих нормативных требованиях детально регламентируют условия и критерии обеспечения безопасности АЭС, начиная от проектирования и кончая снятием с эксплуатации. В том числе рассматриваются и наиболее опасные по последствиям запроектные аварии с тяжелым повреждением активной зоны (тяжелые аварии). В соответствии с современными требованиями ГАН РФ и надзорных органов других стран вероятность тяжелой аварии не должна превышать 10~5 события на реактор в год /1/, и выполнение указанного критерия должно обосновываться вероятностным анализом безопасности (ВАБ). Следует отметить, что в ряде новых проектов АЭС декларируется достижение еще меньшего уровня вероятности тяжелой аварии. При этом ущерб такой аварии, включая и экологические последствия, становится приемлемым (расчеты выполняются для последствий аварии на одной реакторной установке, а ущерб & laquo-размазывается»- на множество эксплуатируемых блоков АЭС за продолжительный период времени в соответствии с достигнутым уровнем вероятности тяжелой аварии). Разумеется, в нормативных документах предусматривается и необходимость разработки мер по управлению тяжелыми авариями, т. е. предотвращение ее развития (в пределах одного из барьеров безопасности) или максимальное смягчение последствий.

Наиболее опасным, с точки зрения возможности преодоления барьеров безопасности, является расплав активной зоны и внутриреакгорных конструкций (кориум). Высокая температура, остаточное энерговыделение и химическая агрессивность, без принятия дополнительных мер, позволяют ему преодолевать те барьеры безопасности, которые на рассматриваемой заключительной стадии аварии, в принципе, могли бы остановить его продвижение: ограждение первого контура и защитная оболочка контейнмента.

Можно поставить вопрос: надо ли, учитывая приемлемый ущерб маловероятной тяжелой аварии, принимать дополнительные затратные меры по предотвращению выхода кориума за пределы защитной оболочки? Практика показывает, что вне зависимости от результатов ВАБ одним из требований со стороны Заказчика, предъявляемых к вновь сооружаемым АЭС, является наличие специальных средств, обеспечивающих локализацию кориума в пределах защитной оболочки. Примером тому служат АЭС с ВВЭР-1000, сооружаемые в Китае и Индии, и условия Тендера на сооружение АЭС в Финляндии. Логика такого требования понятна. Хотя ВАБ является объективным инструментом, позволяющим оценить достигнутую степень безопасности, сопоставить по этому показателю различные действующие и проектируемые АЭС, выявить & quot-лимитирующие"- элементы оборудования и систем, его результаты не являются абсолютными. Если вероятность тяжелой аварии 10"5, это не значит, что такая авария будет происходить один раз в 100 лет на одном из 1000 действующих блоков. Нельзя исключить, что с коротким интервалом произойдут, например, две аварии на АЭС, размещенных в соседних регионах, а затем последует длительный перерыв. Расплачиваться за последствия придется & quot-здесь и сейчас& quot-, а не через 200 лет.

Не менее актуальной является проблема повышения устойчивости к тяжелым авариям старых блоков АЭС. Соответствующая модернизация была сравнительно недавно выполнена на АЭС Ловииса, и аналогичные по назначению проекты модернизации рассматриваются для других зарубежных АЭС с ВВЭР-440 /2/.

Концептуально существуют две отмеченные выше возможности локализации расплава при тяжелых авариях АЭС с ВВЭР: в пределах ограждения первого контура — внутрикорпусное удержание расплава и в пределах защитной оболочки контейнмента — внекорпусное удержание расплава. Первая концепция была предложена Т. Теофанусом в 1989 г. /3/ и с тех пор практически не претерпела изменений. Некоторые технические решения в рамках этой концепции рассмотрены в первом разделе диссертации. Что касается внекорпусной локализации кориума, то к настоящему времени предложено несколько ее вариантов, и их сравнительный анализ также представлен в первом разделе диссертации. Выбор концепции и проектирование устройства локализации расплава (УЛР) для АЭС с ВВЭР, которые составляют сейчас и на ближайшие десятилетия основу ядерной энергетики, осложняются спецификой тяжелоаварийных процессов, отдельные неопределенности которых сохраняются до сих пор. Это обстоятельство, наряду с невозможностью подтверждения работоспособности УЛР натурными или крупномасштабными комплексными испытаниями, предъявляет особые требования к проектированию и обоснованию эффективности разрабатываемого устройства. Они следуют, в частности, из необходимости учета не полностью детерминированных событий, процессов, свойств- отсутствия прототипных технических решений- применения нетрадиционных для ядерной энергетики материалов.

Целью диссертации является совершенствование методики проектирования систем и устройств локализации расплава применительно к существующим и разрабатываемым АЭС с ВВЭР.

Решение задачи наружного охлаждения корпуса реактора, которое является основным условием внутрикорпусного удержания расплава, существенно видоизменяется в зависимости от того, на какой стадии & laquo-жизненного цикла& raquo- АЭС эта задача возникает. Разумеется, на стадии проектирования возможности выбора оптимальных решений значительно шире, чем при модернизации АЭС. Методической основой проектирования указанной системы явился расчетный анализ, выполненный с использованием современных теплогидравлических кодов & quot-улучшенной оценки& quot-.

Разработка концепции и базовых технических решений (на уровне изобретений) для внекорпусной локализации расплава в новых проектах АЭС с ВВЭР выполнена на основе анализа известных предложений в этой области, постановки необходимых экспериментальных исследований, расчетов основных процессов в УЛР.

В соответствии с указанной целью в работе решались следующие задачи:

— разработка и обоснование систем наружного охлаждения корпуса ВВЭР средней мощности, обеспечивающих внутрикорпусное удержание расплава-

— разработка концепции внекорпусной локализации расплава для АЭС с ВВЭР большой мощности-

— совершенствование методики проектирования, разработка и обоснование эффективности внекорпусного устройства локализации расплава.

Научная новизна

— Выявлена область существования устойчивых режимов течения парожидкостного потока в системе наружного охлаждения корпуса реактора, влияющая на условия докризисного кипения охлаждающей воды.

— Разработана концепция внекорпусного удержания расплава в УЛР тигельного типа, совмещающая преимущества внутрикорпусного удержания расплава и применения жертвенных материалов, используемых во внекорпусных ловушках с растеканием расплава (концепция европейского реактора EPR).

— Разработана методика проектирования УЛР тигельного типа, базирующаяся на расчетном анализе основных процессов, определяющих его работоспособность.

— Разработана методика обоснования эффективности УЛР.

— Разработана упрощенная методика расчета экстракции урана и циркония из расплава субокисленного кориума расплавом стали. Выполнен анализ влияния указанного процесса на возможность удержания расплава в корпусе ВВЭР.

Положения, выносимые на защиту

— Концепция внекорпусного удержания расплава в УЛР тигельного типа.

— Результаты расчетного анализа систем наружного охлаждения корпуса ВВЭР.

— Результаты расчетного анализа удержания расплава в корпусе ВВЭР и УЛР.

— Методика и результаты проектирования УЛР для АЭС с ВВЭР-1000.

Практическая значимость и реализация результатов работы

Результаты работы непосредственно использованы в проекте АЭС средней мощности с ВВЭР-640, в проекте УНОР при модернизации КоАЭС и НВАЭС с ВВЭР-440, в проектах УЛР АЭС с ВВЭР-1000, сооружаемых в Китае и Индии.

Степень обоснованности и достоверности научных положений

Достоверность полученных расчетных результатов обеспечена использованием программ & quot-улучшенной оценки& quot- и расчетных методик, разработанных по результатам целенаправленных экспериментальных исследований. Достоверность методических разработок по проектированию систем и устройств локализации расплава базируется на использовании современной базы знаний о процессах тяжелых аварий и соответствующих расчетных обоснованиях.

Личный вклад автора

Автор разработал упрощенную методику расчета экстракции урана и циркония из расплава субокисленного кориума расплавом стали, разработал критерии оценки эффективности внутрикорпусной и внекорпусной стадии локализации расплава.

Автор принимал непосредственное участие в разработке системы наружного охлаждения корпуса ВВЭР-640, участвовал во всех представленных в диссертации работах по созданию и расчетному обоснованию системы наружного охлаждения корпуса реактора для модернизируемых блоков АЭС с ВВЭР-440, участвовал в обосновании и проектировании устройств локализации расплава для АЭС с ВВЭР-1000 в Китае и Индии. В том числе автор принимал непосредственное участие:

— в разработке методики проектирования УЛР тигельного типа-

— в постановке задач исследований, в анализе и обобщении результатов исследований, в формулировке конечных выводов применительно к практической реализации полученных результатов-

— в разработке конструкций систем внутрикорпусного удержания расплава активной зоны и устройств, обеспечивающих локализацию расплава за пределами корпуса реактора.

Структура и объем работы

Диссертация состоит из введения, 4-х глав и выводов и изложена на 160 страницах, включая 69 иллюстраций и 2 таблицы, библиографический список содержит 167 источников.

ВЫВОДЫ

1. По результатам анализа способов и устройств локализации расплава и проведенных исследований определены возможности реализации и обоснования эффективности удержания расплава в корпусе реактора и ограничения известных способов внекорпусной локализации расплава при тяжелых авариях АЭС с ВВЭР.

2. Выполнен расчетный анализ систем наружного охлаждения корпуса ВВЭР. Показаны недостатки системы с проливом воды под действием гидростатического напора по сравнению с контуром естественной циркуляции теплоносителя, обусловленные возможностью интенсивных пульсаций расхода при развитии неустойчивости течения двухфазного потока.

3. Расчетами температурного и напряженно-деформированного состояния корпуса обоснована возможность удержания в нем расплава для ВВЭР средней мощности. Разработана упрощенная модель физико-химического взаимодействия расплавов субокисленного кориума и стали. Показана связь этого процесса со структурой формируемой ванны расплава и его негативное влияние на величину запаса до кризиса теплообмена на наружной поверхности корпуса.

4. Разработана концепция внекорпусного удержания расплава в устройстве локализации тигельного типа, совмещающая преимущества внутрикорпусного удержания с компактным размещением расплава и пассивной системой теплоотвода и применения жертвенных материалов, принятого в концепции внекорпусной локализации расплава EPR.

5. На основе анализа процессов в УЛР сформулированы направления необходимых исследований. Разработаны основные технические решения УЛР, использованные в проектах АЭС с ВВЭР-1000, сооружаемых в Китае и Индии. Выполнено расчетное обоснование эффективности УЛР.

4.3. Заключение

Возможность проектирования системы наружного охлаждения корпуса ВВЭР-640 в рамках базового проекта АЭС позволила в максимальной степени упростить конструкцию системы, выполненной в виде контура с естественной циркуляцией теплоносителя. Аналогичная задача, решаемая при модернизации ряда блоков с ВВЭР-440, потребовала применения активного принципа подачи охлаждающей воды, хотя и с максимальным использованием существующих штатных систем. Пассивный принцип удается реализовать только в течение ограниченного времени начального периода тяжелой аварии.

В процессе проектирования УЛР тигельного типа выполнены основные критерии, обеспечивающие оптимальные условия изготовления и монтажа конструкции, а также ее последующее функционирование. Они касаются массо-габаритных характеристик, материалов, состава, структуры и размещения примененных жертвенных материалов.

ПоказатьСвернуть

Содержание

1. Способы и устройства локализации расплава.

1.1. Развитие тяжелой аварии АЭС с ВВЭР.

1.2. В нутрикорпусное удержание расплава.

1.2.1. Условия удержания расплава в корпусе реактора.

1.2.2. Исследования теплогидродинамических процессов при удержании расплава в корпусе.

1.2.2.1. Свободноконвекгивный теплообмен в ванне расплава.

1.2.2.2. Кризис теплообмена на наружной поверхности корпуса.

1.3. Внекорпусная локализация расплава.

1.3.1. Способы внекорпусной локализации расплава.

1.3.2. Исследования основных процессов при внекорпусной локализации расплава

1.3.2.1. Взаимодействие расплава с бетонами, жертвенными и огнеупорными материалами.

1.3.2.2. Растекание расплава по горизонтальной поверхности.

Список литературы

1. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. ПБЯ РУ АС-89 (ПН АЭ Г-1−024−90).

2. Tuomisto Н. et al. Concerted utility review of VVER-440 safety research needs (VERSAFE) // FISA 2001. EU research in reactor safety. Luxembourg, 12−15 Nov. 2001. P. 201−212.

3. Theofanous T.G. Some considerations on severe accidents at Loviisa // IVO Report, Jan. 1989.

4. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ-88/97, НП-001−97 (ПН АЭ Г-01−011−97). М., 1997.

5. Tuomisto Н., Theofanous Т. A consistent approach to severe accident management // Nucl. Eng. Des. 1994. V. 148. P. 171−183.

6. Tuomisto H. In pursuit of consistency of completeness in the severe accident assessment and management // Proc. OECD Specialist Meeting on Severe Accident Management Implementation. Niantic, CT, 12−14 June, 1995.

7. Kymalainen O., Tuomisto H., Theofanous T. In-vessel retention of corium at the Loviisa plant //Nucl. Eng. Des. 1997. V. 169. P. 109−130.

8. Theofanous T.G. et al. In-vessel coolability and retention of a core melt // US Department of Energy. DOE/ID-10 460. 1996.

9. Theofanous T.G. et al. In-vessel coolability and retention of a core melt // Nucl. Eng. Des. 1997. V. 169. P. 1−48.

10. Henry R.E. et al. Cooling of core debris within the reactor pressure vessel lower head // ANS Summer Meeting, Orlando, Florida, 1991.

11. Henry R.E., Fauske H.K. External cooling of a reactor vessel under severe accident conditions // Nucl. Eng. Des. 1993. V. 139. P. 31−43.

12. Hodge S.A. Identification and assessment of BWR in-vessel accident management strategies // ANS Trans. 1991. V. 64. P. 367.

13. Рогов М. Ф. и др. Анализ возможности удержания расплава кориума в корпусе ВВЭР при тяжелой аварии с разрушением активной зоны // Теплоэнергетика. 1996. № 11. С. 12−15.

14. Самойлов О. Б. др. Исследования аварий с тяжелым повреждением активной зоны АЭС малой мощности // Теплофизика 99. Гидродинамика и безопасность АЭС. Обнинск, 28−30 сентября, 1999 г, с. 240−243.

15. Kolev N.I. SWR 1000 severe accident control through in-vessel melt retention by external cooling // Proceedings of ICONE 9. 9th International conference on nuclear engineering, Nice, France, April 8−12, 2001.

16. Epstein M., Fauske H. The Three Mile Island Unit 2 core relocation heat transfer and mechanism//Nuclear Technology. 1989. V. 87. P. 1021−1035.

17. Theofanous T.G. et al. Lower head integrity under steam explosion loads // Nucl. Eng.

18. Des. 1999. V. 189. P. 7−57.

19. Wright R.F., Scobel J.H. Enhanced in-vessel core retention system for severe accident management // Proceedings of ICONE 8. 8th International conference on nuclear engineering, April 2−6, 2000, Baltimore, MD USA.

20. Richard P. et al. In-vessel core retention strategy (IVCRS) // FISA 99 EU research in reactor safety, Luxembourg, 29 nov. 1 dec. 1999, p. 238−246.

21. Baron J. Conceptual design of a metallic in-vessel core catcher // Proceedings of ICONE 8. 8th International conference on nuclear engineering, April 2−6, 2000, Baltimore, MD USA.

22. Richard P. et al. In-vessel core retention: some results on the dual strategy // Proceedings of ICONE 7. 7th International conference on nuclear engineering, Tokyo, Japan, April 19−23, 1999, Paper ICONE-7326.

23. Rempe J.L. et al. A strategy to develop enhanced in-vessel retention for higher power reactors // Proceedings of ICONE 11. 11th International conference on nuclear engineering, Tokyo, Japan, April 20−23, 2003.

24. Okkonen T. In-vessel core debris cooling through external flooding of reactor pressure vessel // OECD/CSNI/NEA, Situation Rep. NEA/CSNI/R (94) 6, 1994. Report by group of experts, Final Draft, 1993.

25. Kymalainen O. et al. Heat flux distribution from a volumetrically heated pool with high Rayleigh number // Nucl. Eng. Des. 1994. V. 149. P. 401−408.

26. Asfia F.J., Dhir V.K. Natural convection heat transfer in volumetrically heated spherical pools // Proceedings of the Workshop on large molten pool heat transfer, OECD/CSNI/NEA, 9−11 March, 1994, Grenoble, France. P. 229−252.

27. Sehgal B.R. et al. Core melt pressure vessel interactions during a light water reactor severe accident (MVI) // FISA-97-EU research on severe accidents, EC, Luxembourg, 17−19 November, 1997. P. 83−92.

28. Bonnet J.M., Seiler J.M. Thermal hydraulic phenomena in corium pools: the BALI experiment // Proceedings of the 7th International conference on nuclear engineering,

29. Tokyo, Japan, April 19−23, 1999, ICONE-7057.

30. Theofanous T.G., Liu C. Natural convection experiments in a hemisphere with Rayleigh numbers up to 105 // Proceedings, 1995 ANS Nat. Conf. on Heat Transfer, Portland, Oregon, August 5−9,1995. P. 349−365.

31. Sehgal B.R. et al. SIMECO experiments on in-vessel melt pool formation and heat transfer with and without a metallic layer // In-vessel core debris retention and coolability. Workshop proceedings, 3−6 March, 1998, Garching, Munich, Germany. P. 205−213.

32. Asmolov V. Latest findings of RASPLAV project // In-vessel core debris retention and coolability. Workshop proceedings, 3−6 March, 1998, Garching, Munich, Germany. P. 89−110.

33. Steinberner U., Reineke H.H. Turbulent buoyancy convection heat transfer with internal heat sources // Proc. Sixth Int. heat transfer conf., Toronto, Canada, August 1978. NC-21. P. 305−310.

34. Jahn M., Reineke H.H. Free convection heat transfer with internal heat sources // Proc. of the 5th Int. heat transf. conf., Tokyo, Sept. 1974. V.3. P. 74.

35. Mayinger F.M. et al. Examination of Thermohydraulic Processes and Heat Transfer in a Core Melt // Final Report BMFT RS 48/1. Technical University. Hannover, W. Germany. 1975.

36. Globe S., Dropkin D. Natural-convection heat transfer in liquids confined by two horizontal plates and heated from below // J. Heat Transfer. 1959. V. 81. P. 24−28.

37. Churchill S.W., Chu H.H.S. Correlating equations for laminar and turbulent free convection from a vertical plat // Int. J. Heat Mass Transf. 1975. V. 18. P. 1323−1329.

38. Chudanov V.V., et al. Current status and validation of CONV 2D/3D code // In-vessel core debris retention and coolability. Workshop proceedings, 3−6 March, 1998, Garching, Munich, Germany. P. 223−234.

39. Spindler В., Pingy S., Moreau G.M. TOLBIAC: a code simulating the Thermalhydraulic behavior of a molten core // Proceedings of the Workshop on large molten pool heat transfer, OECD/CSNI/NEA, 9−11 March, 1994, Grenoble, France. P. 469−478.

40. Нургалиев P.P., Попов A.A., Дин Ч. Н. Численное моделирование свободной конвекции с внутренними источниками тепла в замкнутой цилиндрической и полукруглой полости, верификация кода NARAL // Препринт ЭНИЦ L11/07, Москва, 1993.

41. El-Genk M.S., Glebov A.G., Gao С. Pool boiling from downward-facing curved surface in saturated water // Proceedings of the 10-th International heat transferconference. Brighton U.K. 1994. V.5. P. 45−50.

42. Gao C., El-Genk M.S. Pool boiling from downward-facing hemispherical stainless steel surface // Trans. ANS. 1997. V. 77. P. 427−429.

43. Cheung F.B. Determination of boiling curves on a downward facing hemispherical surface // Cooperative severe accident research program (CSARP) Semiannual review meeting. Bethesda, Maryland, May 2−6,1994.

44. Cheung F.B., Haddad K.H. A hydrodynamic critical heat flux model for saturated pool boiling on a downward facing curved heating surface // Int. J. Heat Mass Transfer, 1997. V. 40. N 6. P. 1291−1302.

45. Безруков Ю. А., Логвинов C.A., Оншин А. П. Исследование теплоотдачи от нижней части корпуса реактора в аварии с плавлением топлива // Первая Российская национальная конференция по теплообмену. М.: Изд-во МЭИ. 1994. Т. 4. С. 19−25.

46. Chu T.Y. et al. Ex-vessel boiling experiments: laboratory- and reactor-scale testing of the flooded cavity concept for in-vessel core retention // Nuclear Engineering and Design. 1997. V. 169. P. 89−99.

47. Theofanous T.G. et al. Critical heat flux through curved downward facing, thick walls// OECD/CSNI/NEA Workshop on large molten pool heat transfer. NRC Grenoble, France, 9−11 March, 1994.

48. Theofanous T.G., Syri S. The coolability limits of a reactor pressure vessel lower head // Proceedings of 7th International meeting on nuclear reactor thermal-hydraulics NURETH-7. New York, Sept. 10−15, 1995. V. 1. P. 627−647.

49. Theofanous T.G. In-vessel retention as a severe accident management strategy // In-vessel core debris retention and coolability. Workshop proceedings 3−6 March 1998. Garching near Munich, Germany. NEA/CSNI/R (98)18. February 1999. P. 53−74.

50. Kymalainen O., Tuomisto H., Theofanous T.G. Critical heat ux on thick walls of large, naturally convecting loops // ANS Proceedings 1992, National heat transfer conference. San Diego, C.A. Aug. 1992. V. 6. P. 44−50.

51. Rouge S. SULTAN test facility for large-scale vessel coolability in natural convection at low presser // Nuclear Engineering Design. 1997. V. 169. P. 185−195.

52. Экспериментальные исследования кризиса теплообмена на наружной поверхности днища корпуса ВВЭР / Грановский B.C., Ефимов В. К., Черный О.Д.и др. //Первая Российская национальная конференция по теплообмену. -М. 1994. Т. 4. — С. 82−85.

53. Вишнев И. П. Влияние ориентации поверхности нагрева в гравитационном поле на кризис пузырькового кипения жидкости // ИФЖ. 1973. Т. 24. N 1. С. 59−66.

54. Кутателадзе С. С. Основы теории теплообмена. М.: Атомиздат. 1979.

55. Chu T.Y. et al. Boiling from downward-facing surface with application to the flooded cavity concept // Proceedings National heat transfer conference. San Diego. 9−12 Aug. 1992. V. 6. P. 367−375.

56. Кириченко Ю. А., Русанов K.B. Теплообмен в гелии-1 в условиях свободного движения. Киев: Наукова думка. 1983.

57. Сулацкий A.A. Кризис пузырькового кипения на криволинейной поверхности применительно к задаче наружного охлаждения корпуса ВВЭР // Известия ВУЗов. Ядерная энергетика. 1997. -N 2.- С. 72−79.

58. Alsmeyer Н., Kuczera В., Werle Н. et al. Overview on the results of the RCA project on molten core-concrete interaction // 1995. Brussel. P. 231−255.

59. Васильев А. Д., Крылов С. Ф., Пахомов Е. П. и др. Анализ концепций ловушек и численные оценки тепловых режимов ловушки с плоским дном с защитным слоем из диоксидциркониевого бетона // Препринт № IBRAE-97−18, Москва, 1997.

60. Lindholm I., Berg О., Nonbol Е. Safety against releases in severe accidents // Final Report of the Nordic Nuclear Safety Research Project RAK-2. NKS (97)FRZ. ISBN 877 893−022−7. December 1997.

61. Fish J.D., Piltch M., Arelano. Demonstration of passively-cooled particle-bed core retention // Proc. LMFBR Safety Topical Meeting, Lyon, 1982, p. III-327.

62. Turrichia A. How to avoid molten core/concrete interaction (and steam explosions) // Proc. 2nd OECD (NEA)CSNI Specialists Meeting of Molten Debris-Concrete Interaction, Karlsruhe, April 1992 5108, NEA. CSNI/R (92) 10 Nov. 92, p. 503. 70

Заполнить форму текущей работой