Добавил:
okley
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс) / 83_Сборник статей по проекту ВВЭР СКД
.pdf
Таблица 4
Конструкция и условия работы твэл и ТВC
Параметры/Реакторы HPLWR
(Франция)
SCWR
(США)
ВВЭР СКД
(Россия)
Электрическая мощность, МВт 1000 1600 1700
Температура теплоносителя на
входе/выходе, ºC
280/500 280/500 280/530
Давление теплоносителя, МПа 25 25 25
Диаметр и толщина оболочки твэл,
мм
8×0,4 10,2×0,63 10,7×0,55
Шаг между твэлами, мм 9,5 11,2 12,0
Высота активной части твэл, мм 4200 4270 3760
Обогащение топлива UO
2
, % UO
2
,
%
≤ 5 ≤ 5 ≤ 5
Среднее выгорание * топлива в
активной зоне, МВт·сут/кг т.ат.
45 45 ~ 40
Нейтронный поток, н/см
2
·сек 5·10
14
5,2·10
14
5·10
14
Максимальная/ средняя линейная
нагрузка в твэл, Вт/см
360/180 390/192 370/180
Уровень радиационных
повреждений в материале
оболочки твэл и чехла, сна
20-30 20-30 20-30
Размер под “ключ” и толщина
чехла
140×2 286×2 205×2,25
Высота чехла, м ~ 5,0 ~ 5,0 ~ 4,5
Перепад давления теплоносителя в
ТВС, МПа
~ 0,15 ~ 0,15 ~ 0,15
Максимальная температура
оболочки , ºC
~ 670 ~ 670 ~ 670
Максимальная температура чехла,
ºC
~ 610 ~ 610 ~ 610
Материал оболочки твэл и чехла
ТВС
– – Сталь
ЧС–68
* - в перспективе 55-60 МВт·сут/кг т.ат.
4.2. Предварительный выбор конструкционных параметров твэл и ТВС для
ВВЭР-СКД
4.2.1 Выбор материала оболочки твэл и чехла ТВС
Исходя из вышеприведенных условий работы для материалов оболочек твэл и
чехлов разработчики HPLWR и SCWR рассматривают следующие стали и сплавы:
• аустенитные стали типа 316, 1.4550, 1.4970;
• ферритно-мартенситные стали типа FV448, EM10, 1.4914;
• высоконикелевые сплавы PE-16, Inconel-625, Inconel-718.
На основании анализа имеющегося опыта эксплуатации твэл быстрых реакторов с
оболочками из сталей аустенитного класса ЧС-68, ЭП-172 и сталей ферритно-
мартенситного класса ЭП-450, ЭП-823 и данных по механическим свойствам этих
материалов в области температур 400-700 ºC [22-29] можно на начальном этапе
рекомендовать в качестве материала оболочек твэл сталь аустенитного класса ЧС-68
или ЭП-172.
57
Данные стали обладают более высокими характеристиками жаропрочности
(длительная прочность, пластичность, кратковременные механические свойства) по
сравнению со сталями ферритно-мартенистного класса. Кроме этого, для тех уровней
радиационных повреждений материалов (20-40 dpa), которые будут иметь место в LWR
при закритическом давлении, эти стали обладают высокой радиационной стойкостью.
Так сталь ЧС-68 до уровня радиационных повреждений 40 dpa имеет практически
нулевой уровень распухания и высокий уровень пластичности.
Стали аустенитного класса обладают более высокой коррозионной стойкостью в
паре при температурах 600 ºC, чем стали ферритно-мартенситного класса.
Коррозия стали ЧС-68 со стороны топлива (UO
2
) при выгорании 50-60 МВт·сут/кг
т.ат. не превышает 20 мкм в области температур 400-700 ºC.
Стали ЧС-68, ЭП-172 практически не уступают по вышеперечисленным
прочностным характеристикам высоконикелевым сплавам(PE-16, Inconel-800) до
температур 650 - 700 ºC.
Открытым остается вопрос об использовании сталей аустенитного класса в
качестве материала оболочек твэл и чехлов ТВС, вследствие недостаточности данных о
коррозии этих сталей в пароводяной среде в условиях облучения при температурах
600-670 ºC и временах кампании 4-5 лет.
Таким образом, на первом этапе разработок реактора ВВЭР-СКД в качестве
материала оболочек твэл и чехла ТВС можно рекомендовать сталь аустенитного
класса ЧС-68 или ЭП-172, которые показали высокую радиационную стойкость и
жаропрочность до высоких флюенсов облучения ~ 90 dpa при температурах 400-700 ºC
в условиях работы реакторов БН-350, БН-600.
4.2.2 Анализ работоспособности твэл и чехлов ТВС
Были проведены предварительные расчетные оценки по выбору конструкции твэл
для ВВЭР-СКД. ( Условия работы и параметры твэл и чехлов ТВС см. Табл. 4.)
На основании проведенных расчетов получены следующие результаты:
• для обеспечения мгновенной и длительной устойчивости под действием внешнего
давления начальное давление закачки гелия должно составлять 5 МПа.
• величина газовой полости, при условии, что к концу кампании внутреннее
давление газов (He и ГПД) не должно превышать внешнее давление теплоносителя,
составляет ~ 40 см.
• работоспособность твэл с учетом , что коррозия материала оболочки со стороны
теплоносителя за время кампании принималась 80 мкм и со стороны топлива 40
мкм, может быть обеспечена до максимального выгорания топлива в твэле ~ (60 –
65) МВт·сут/кг т.ат.
Относительный шаг между твэлами в рассматриваемых проектах составляет
1, 18t = (HPLWR) и 1,1t = (SCWR) , 1, 12t
=
( ВВЭР-СКД), что приводит к
необходимости рассмотрения проволочного дистанционирования твэл, широко
используемого в реакторах БН. При такой плотной упаковке твэл приходится
использовать чехловую компоновку ТВС с целью обеспечения необходимого расхода
теплоносителя через ТВС.
Проведенный расчетный анализ работоспособности чехлов ТВС (стальЧС-68)
показал, что для обеспечения отсутствия контакта чехлов за время кампании реактора
(при зазоре между ТВС равным 2 мм) необходимо для размера под «ключ» S =205 мм
увеличить толщину чехла до 3 мм. Здесь следует также отметить, что предлагаемые для
SCWR и ВВЭР- СКД чехлы размером под “ключ” 286×2, 205×3,0 мм и толщиной ~2-3
мм и общей высотой ~ 5 м представляют сложную технологическую проблему,
учитывая жесткие допуска на изготовление чехлов такой сверхтонкостенной
конструкции большой высоты.
58
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
Доступность АЭС на основе ЛВР, определяемая дешевизной водяной технологии,
большим опытом разработок и эксплуатации ЛВР, является мощным стимулом работ
по созданию новых конструкций реакторов на базе ЛВР, при строительстве которых
можно использовать технологию и инфраструктуру, развитые для ЛВР. Существенное
улучшение технико-экономических показателей АЭС с ЛВР с принципиальной
ориентацией на замыкание ядерного топливного цикла возможно при обосновании
перехода на закритические параметры воды. Однако переход на сверхкритические
параметры воды выдвигает дополнительные задачи, которые требуют новых
технических решений и их обоснования. Для этого разработана тестовая модель
варианта активной зоны реактора ВВЭР-СКД с тепловым спектром нейтронов.
Оценены коэффициенты неравномерности поля энерговыделения без учета
неопределенностей исходных данных.
На основании анализа данных по поведению кандидатных материалов в условиях
облучения и условий работы твэл и ТВС реактора ВВЭР-СКД проведен
предварительный выбор конструкционного материала для оболочек твэл и чехлов ТВС
и основных параметров твэл – диаметр и толщина оболочки твэл, начальное давление
заполнения твэл гелием, необходимый компенсационный обьем для газообразных
продуктов деления. В качестве материала рекомендуется сталь аустенитного класса
ЧС-68.
Проведен предварительный анализ работоспособности твэл и чехлов ТВС, который
показал возможность обеспечения их работоспособности до мах. выгорания топлива в
твэл ~ 60-65 Мвт сут/кг. Для обоснования полученных результатов необходимо
проведение соответствующего комплекса экспериментальных стендовых и реакторных
исследований, которые касаются в первую очередь коррозии материала оболочек и
чехлов стали ЧС-68, а также их работоспособности в реакторных условиях.
Несмотря на целесообразность проведения системных исследований для выбора
оптимальной мощности единичного блока ВВЭР-СКД, необходимо начать разработку
экспериментального реактора мощностью 100-150 МВт (тепл.) для решения тех
проблем, которые присущи этому типу реакторов. Только такой подход может дать
основания для создания АЭС большей мощности с реакторами ВВЭР-СКД. Высокие
максимальные температуры оболочек твэл (~ 730 ºC) обуславливают неприемлемо
высокую скорость коррозии материалов оболочек. Увеличение содержания Ni в сталях
для снижения скорости коррозии заметно ухудшает нейтронный баланс реактора.
Использование стали в качестве оболочек твэл в варианте активной зоны с тепловым
спектром нейтронов также ухудшает нейтронный баланс. Для данного варианта
требуется новый слабопоглощающий нейтроны, высокотемпературный
конструкционный материал.
Список литературы
1. Скворцов С.А., Фейнберг С.М. О применении сверхкритических параметров пара в
водо-водяных энергетических реакторах // Препринт ИАЭ им. И.В.Курчатова, 1961.
2. Вознесенский В.А., Левина И.К., Духовенский А.С., Силин В.А. Энергетический
реактор ВВЭР-1000 СКД повышенной безопасности // В кн. «Ядерная энергетика.
Проблемы и перспективы, экспертные оценки». М.: ИАЭ им. И.В.Курчатова, 1989,
гл. 2.1.2-2.1.3., С.52-79.
3. Silin V.A., Voznessensky V.A., Afrov A.M. The Light Water Integral Reactor with
Natural Circulation of the Coolant at Supercritical Pressure B-500 SKDI // Nuclear
Engineering and Design, April, 1993.
59
4. A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems // Generation IV
International Forum, GIF-002-00, December 2002,
http://nuclear.inl.gov/gen4/docs/gen_iv_roadmap.pdf.
5. GENERATION IV NUCLEAR ENERGY SYSTEMS TEN-YEAR PROGRAM PLAN,
Prepared for the U.S. Department of Energy Office of Nuclear Energy Under DOE Idaho
Operations Office Contract DE-AC07-05ID14517, March 2005.
http://nuclear.inl.gov/deliverables/docs/gen-iv-10-yr-program-plan.pdf
6. Пономарев-Степной Н.Н., Филиппов Г.А. и др. Перспективы применения
микротвэлов в ВВЭР // Атомная энергия. 1999. Т.86. Вып.6.
7. Кириллов П.Л. Сверхкритические параметры − будущее реакторов с водным
теплоносителем и АЭС // Обзор. − Атомная техника за рубежом. 2001. № 6. С.3−8.
8. Грабежная В.А., Кириллов П.Л. Теплообмен при сверхкритических давлениях и
границы ухудшения теплообмена // Теплоэнергетика. 2006. № 4. С.46−51.
9. Филиппов Г.А., Кухаркин Н.Е., Гришанин Е. И. и др. Перспективы создания
прямоточного корпусного реактора с перегревом пара // Атомная энергия. 2006.
Т.100. Вып.3. С.197 - 204.
10. Драгунов Ю.Г., Махин В.М. и др. Водоохлаждаемые реакторы со
сверхкритическими параметрами (ВВЭР СКД) – перспективные реакторы 4-го
поколения // Доклад на 5-й международной научно-технической конференции
«Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР»,29 мая – 1 июня 2007, г. Подольск,
ФГУП ОКБ "ГИДРОПРЕСС".
11. Shultz M.A., Edlung V.C. A new steam-cooled reactor // Nuclear Science and
Engineering. 1985.V. 90. Р.91-99.
12. Орлов В.В., Слесарев И.С., Гришанин Е.И. и др. Возможности воспроизводства
топлива и коэффициенты реактивности в быстрых реакторах с пароводяным
теплоносителем // ВАНТ Сер. "Физика и техника ядерных реакторов". 1988. Вып.3.
С.56-59.
13. Алексеев П.Н., Гришанин Е.И., Зверков Ю.А. и др. Концепция пароводяного
энергетического реактора // Атомная энергия. 1989. Т.67. С.239-243.
14. Орлов В.В., Слесарев И.С., Субботин С.А. и др. Атомная станция с
пароводоохлаждаемым энергетическим реактором повышенной безопасности,
Теплоэнергетика. №8. 1990 г. С.27-31.
15. Новиков В.М., Слесарев И.С., Алексеев П.Н., Игнатьев В.В., Субботин С.А.
Ядерные реакторы повышенной безопасности (анализ концептуальных разработок)
// М.: Энергоатомиздат. 1993. С.384.
16. WIMSD5, NEA Data Bank Documentation, No. 1507/02, 1996.
17. Теплов П.С.и Чибиняев А.В. Развитие программного комплекса CONSUL на основе
спектральной программы WIMS-D5 // Препринт ИАЭ-6383/5. М. 2005.
18. Цибульский В.Ф., Чибиняев А.В. CONSUL – программа уточненного комплексного
расчета ядерного реактора // ВАНТ Сер. "Физика ядерных реакторов". 1995. Вып.3.
С.29.
19. WLUP – WIMS Library Update // IAEA Final Report of a Coordinated Research Project.
2003.
20. Чибиняев А.В. Решение уравнения переноса в гексагональной геометрии
диффузионным и PS
n
-методом // Препринт ИАЭ-5392/4. M. 1991.
21. Захарко Ю.А., Прошкин А.А., Шестопалов А.А. Описание методики и программы
TEGAS для вероятностно-статистического расчета поведения твэлов.
22. Метод расчета жаростойкости конструкционных материалов // Руководящие
технические материалы. РТМ 24.030.17. Срок введения 01 июля 1972.
23. Никитин В.И. Расчет жаропрочности металлов // М.: Металлургия. 1976. С. 208.
24. Wosaldo G.P. Pearl W.I. // Corrosion. 1965. V.21. №11. P.355-369.
25. Boyd W.K., Pray H.A. // Corrosion. 1957. V.13. №6. P.33-42.
60
26. Романеев В.В., Целищев В.В. Разработка ферритно-мартенситных сталей для
оболочек твэлов активных зон быстрых реакторов со свинцовым теплоносителем //
Отчет ВНИИНМ ЦНТУ "Лидер", 1990.
27. Viswanathan R., Coleman K., Shingledecker J. Boiler materials for ultrasupercritical coal
power plants // USC Materials – Quarterly Report. U.S. DOE No DE-FG26-01NT41175.
OCDO No D-00-20. October – December 2004.
28. Hastelloy X // Alloy Haynes International, Inc. 1997.
29. Ehrlich K., et. al. In-core and Out–of–core Materials Selection for the HPLWR // Institut
fur Materialforschung. May 2004.
61
ФИЗИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ РЕАКТОРА IV ПОКОЛЕНИЯ ВВЭР-СКД
А. В. Тихомиров, В.М. Махин, П.М. Кинаш
ФГУП ОКБ "ГИДРОПРЕСС", Подольск
ВВЕДЕНИЕ
В соответствии с предварительной концепцией развития проекта АЭС ВВЭР-СКД
проведены исследования материальной и геометрической составляющих активной зоны
реактора на тепловых нейтронах. В работе определяющим параметром являлась
экономическая составляющая, поэтому вариант с двухконтурной циркуляцией
теплоносителя не рассматривался. Наиболее простым конструктивно и максимально
приближенным к хорошо известным и проработанным технологиям ВВЭР-1000
является однозаходный (прямоточный) вариант движения теплоносителя, который
является наиболее подходящим для моделирования большинством программ,
предназначенных для расчета нейтронно-физических характеристик активной зоны
реактора. Для разработки тестовой модели наиболее очевидным представляется
моделирование активной зоны без учета обратных связей. Распределение температур
элементов активной зоны по высоте, взято за основу из предварительных
теплогидравлических расчетов, а также, доступных публикаций.
На начальном этапе работы были выбраны несколько типов тепловыделяющих
сборок. Традиционные типы ТВС, состоящие из твэл и нескольких направляющих
каналов для варианта РУ на тепловых нейтронах не подходят. Причиной является
низкий коэффициент размножения нейтронов в “горячем участке” активной зоны, т.е.
при плотностях теплоносителя ниже 0.4 г/см
3
. Добиться смягчения спектра до тепловых
энергий нейтронов требует ввода достаточно большого количества замедлителя по
сечению ТВС. Объем вводимого замедлителя определяется только качеством
замедляющих свойств. Из хорошо известных замедлителей, и в тоже время дешевых и
удовлетворяющих параметрам безопасной эксплуатации при высоких температурах
выбрана вода. Гидрид циркония при высоких температурах подвержен разложению при
одновременном выделении некоторого количества водорода.
В начале работы, в качестве примера конструкции кассеты использовался
“французский вариант” тепловыделяющей сборки /1/, и который рассматривался как
базовый, по причине хороших размножающих свойств и удовлетворительных значений
неравномерностей энерговыделения в сечении ТВС. Особенностью ее является наличие
больших водных полостей в сечении ТВС и малый шаг размещения твэл.
Принимая во внимание, что вода в “трубках с замедлителем” при одностеночном
варианте будет иметь достаточно высокий подогрев по высоте активной зоны, что
будет сопровождаться снижением ее плотности и как следствие к ухудшению
размножающих свойств. Решением проблемы является коаксиальный канал, тем самым
получая зазор из воды снижающий градиент температуры по сечению. Размер водяного
зазора является объектом оптимизационных исследований (скорее экспериментальных)
но из предварительных исследований следует отметить следующее:
• подогрев воды в зазоре не должен снижать плотность воды ниже 0.45 г/см
3
(т.е.
температура воды не должна превышать 380 град.). Занижение плотности воды
приведет к резкому спаду размножающих свойств.
• вода внутренней трубки должна иметь подогрев еще меньший чем в зазоре, так ее
объем является определяющим в замедлении нейтронов до тепловых энергий.
Материал внутренней трубки должен обязательно иметь низкое сечение
поглощения нейтронов. Очевидным представляется, что по теплофизическим условиям
работы, таковым может быть цирконий.
62
Размещение газосборника предпочтительно сверху над топливом. Там же
предполагается расположение “водяной полости”, которая образуется посредством
продолжения чехла на высоту порядка 30-40 см. Осушение полости позволит
регулировать торцевую утечку нейтронов, придавая свойства пассивной защиты в
случае потери части теплоносителя из активной зоны.
1. ПРОГРАММНЫЕ СРЕДСТВА
Программный комплекс Сапфир_95&RC /2/ разработан в ФГУП НИТИ им. А. П.
Александрова. Работа комплекса состоит в тесной взаимосвязи двух основных
программ. Сапфир_95, в обязанности которой входит подготовка малогрупповых
диффузионных констант. А также программа RC, предназначенная для расчета
нейтронно-физических характеристик (НФХ) реакторов ВВЭР в трехмерной геометрии,
в малогрупповом диффузионном приближении, с учетом выгорания.
2. РАСЧЕТНАЯ МОДЕЛЬ
Расчетная модель представляет собой полномасштабное представление реактора по
радиусу и по высоте, с учетом торцевых и радиального отражателей, в детальной
геометрии. В качестве прототипа активной зоны использовался реактор типа ВВЭР-
1500, а основным отличием от него являлась конструкция тепловыделяющей сборки.
На рисунке 1 представлена конструкция ТВС в плане.1
“Замедляющий”
канал 2
“Замедляющий”
канал 1
Рис. 1
твэл
На рисунке 1 представлена кассета безчехловая, со стандартным шагом
размещения 236 мм, показаны каналы и трубки с замедлителем (“замедляющий канал”
1, 2),
63
При подготовке модели были приняты следующие принципиальные упрощения:
1. В рамках данной модели дистационирующая решетка не учитывается (между твэл
”чистый” теплоноситель);
2. Подогрев в “замедляющих” каналах (больших и малых) не учитывается, по всей
высоте 290 ºС;
3. Температура оболочки “замедляющих” каналов по всей высоте 290 С;
4. Обогащение топлива 5% (без учета допусков);
5. Высота активной зоны хол/гор состояние 420 см;
6. Топливо заполняет внутренний диаметр оболочки твэла;
7. Подогрев теплоносителя по высоте активной зоны равномерен (семь
равновысотных слов по высоте активной зоны);
8. Кассеты в топливной загрузке одного обогащения – 5%.
В таблице 1 представлены характеристики активной зоны реактора ВВЭР-СКД.
Таблица 1.
Основные характеристики активной зоны ВВЭР-СКД
Наименование параметра Значение
Количество ТВС в активной зоне, шт. 241
Мощность реактора тепловая (номинальная), МВт 1900
Расход теплоносителя через реактор за вычетом протечек (номинальный), на
входе в активную зону, м
3
/ч
4560
Давление теплоносителя на входе/выходе активной зоны, абсолютное
(номинальное), МПа
25
Температура теплоносителя на входе в реактор при работе на 100 %
номинальной мощности, °С
290,0
Температура теплоносителя на выходе из реактора при работе на 100 %
номинальной мощности, °С
540,0
В таблице 2 представлены характеристики ТВС активной зоны реактора ВВЭР-
СКД.
Таблица 2.
Основные характеристики ТВС ВВЭР-СКД
Наименование параметра Значение
Тепловыделяющие элементы:
- количество твэлов и твэгов в ТВС, шт.
210
- шаг между твэлами, мм
10,07
- высота топлива, мм
4200
- наружный диаметр оболочки твэла, мм
9,10
- внутренний диаметр оболочки твэла, мм
7,73
- материал оболочки твэла ЭП-172
(нерж. сталь)
- масса топлива (UO
2
) в твэле (номинальная)
*)
, кг 1,895
Таблетка твэла:
- материал топливной таблетки твэла Спеченный
диоксид
урана UO
2
- эффективная плотность топлива, г/см
3
9,51
- обогащение топлива по изотопу
235
U, массовый % 5,0
Дистанционирующая решетка: -
64
3. МЕТОДИКА РАСЧЕТОВ
Цель расчетов – получить НФХ стационарной топливной загрузки.
Поскольку модель не подразумевает учет обратных связей, активная зона делится
по высоте на семь равных слоев, основным отличием которых являются температуры
элементов активной зоны и плотность теплоносителя. Для каждого из слоев был
получен свой коэффициент размножения. Далее проводился расчет двух (по составу)
активных зон. В первом расчете (этап 2, см. ниже), конструкция тепловыделяющей
сборки полностью стальная. Во втором (этап 3, см. ниже), кассета составная по высоте
– нижняя треть цирконий-стальная, остальная (“горячая” часть активной зоны) – только
сталь.
Расчеты подразделялись на три этапа:
1. Семь расчетов на Kinf (ТВС в плане, бесконечная решетка)
2. Кассета собирается из семи слоев. Расчет реактора с учетом торцевых и
радиального отражателей. Материал всех конструкционных элементов – сталь.
Торцевые и радиальный отражатель (выгородка) из ВВЭР-1500. Расчетные
параметры – длительность загрузки и неравномерность энерговыделения (по
радиусу и по высоте).
3. Кассета собирается из семи слоев. Расчет реактора с учетом торцевых и
радиального отражателей. Материал всех “замедляющих” каналов для трех нижних
слоев (до 370 ºС) – сплав Э-110, оболочка твэла – сталь. Материал остальных
четырех слоев по высоте активной зоны – сталь. Торцевые и радиальный
отражатель (выгородка) из ВВЭР-1500. Расчетные параметры – длительность
загрузки и неравномерность энерговыделения (по радиусу, по высоте).
4. РЕЗУЛЬТАТЫ РАСЧЕТОВ
Согласно первому этапу расчетов сравнивался Kinf по слоям. Для варианта
активной зоны, которой все конструкционные материалы сталь, отличие составляет 1,7-
1.8%, причем отличие имеет систематический характер. Для случая с циркониевой
частью – отличие практически нулевое.
На рисунке 2 представлена зависимость коэффициента размножения от
длительности кампании для двух вариантов ТВС.
65
1.000
1.020
1.040
1.060
1.080
1.100
1.120
0 25 50 75 100 125 150 175 200 225 250 275 300 325 350
T, эфф
Kinf
Сапфир95&RC ZR
Сапфир95&RC ST
Рис. 2.
На рисунке 3 представлены максимальные значения Kv (объемный коэффициент
неравномерности по высоте ТВС) для ТВС с циркониевыми элементами.
1.50
2.00
2.50
3.00
3.50
4.00
4.50
5.00
0 50 100 150 200 250 300 350
T, эфф
Kv
Сапфир95&RC
Рис. 3.
66
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)