×
27.04.2019
219.017.3ca2

Результат интеллектуальной деятельности: СПОСОБ ОЧИСТКИ ЭКСТРАКТА АКТИНИДОВ ПЕРВОГО ЭКСТРАКЦИОННОГО ЦИКЛА PUREX-ПРОЦЕССА ОТ ТЕХНЕЦИЯ

Вид РИД

Изобретение

Аннотация: Изобретение относится к технологии переработки отработанного ядерного топлива атомных электростанций (ОЯТ АЭС). Способ очистки экстракта актинидов первого экстракционного цикла PUREX-процесса от технеция включает экстракцию урана, плутония, нептуния разбавленным три-н-бутилфосфатом и очистку полученного экстракта от основного количества технеция. Экстракция производится в многоступенчатом экстракционном блоке. В ступень питания многоступенчатого экстракционного блока или точку, непосредственно прилегающую к ступени питания подают раствор, содержащий азотную кислоту с концентрацией от 3 до 5 моль/л и пероксид водорода, аналогичный по составу раствор подают в середину промывной зоны этого же экстракционного блока. Объемное отношение потока экстрагента к каждому из указанных растворов составляет от 7 до 15. Общее количество пероксида водорода обеспечивает выполнение мольного отношения в водной фазе зоны экстракции головного блока . Изобретение позволяет предотвратить экстракцию циркония и технеция, поступление технеция с экстрактом урана, плутония, нептуния на последующие технологические операции составляет от 10 % до 50 % от количества технеция, поступающего с раствором топлива. 4 ил., 3 табл., 3 пр.

Изобретение относится к методам переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ), в частности к экстракционным способам очистки урана, плутония, нептуния от продуктов деления в головном цикле PUREX-процесса, где в качестве экстрагента используется три-н-бутилфосфат (ТБФ) в смеси с легким углеводородным разбавителем.

Известны способы очистки экстракта актинидов первого экстракционного цикла PUREX-процесса (урана, плутония, нептуния) от технеция [Boullis B., Gue J-P., Bernard С. "Process for separating technetium present in an organic solvent with zirconium and at least one other metal such as uranium or plutonium, which can be used especially for the reprocessing of spent nuclear fuels". Европейский патент № 0270453 A1, приоритет от 26.11.87; Патент РФ № 2 132 578, приоритет от 16.06.1997], включающие экстракцию урана, плутония, нептуния разбавленным три-н-бутилфосфатом с выводом основного количества технеция (от 50 до 90 % от исходного) или технеция с цирконием в отдельный поток путем промывок вышеупомянутого экстракта на специальном экстракционном блоке различными растворами азотной кислоты или растворами азотной кислоты и пероксида водорода (фиг. 1 и фиг. 2). Недостатком данных способов является значительное усложнение аппаратурно-технологической схемы PUREX-процесса, а также невозможность их реализации на ряде действующих производств, в частности РТ-1, без кардинальной реконструкции последних, поскольку специальный экстракционный блок для отмывки технеция в аппаратурной схеме отсутствует (фиг. 3).

Наиболее близким по технической сущности к заявляемому решению является способ очистки экстракта актинидов первого экстракционного цикла PUREX-процесса (урана, плутония, нептуния) от технеция [Голецкий Н.Д., Зильберман Б.Я., Федоров Ю.С. и др. «Пути локализации технеция и нептуния при экстракционной переработке ОЯТ АЭС». Радиохимия, 2014, т. 56 № 5, с.427-438], включающий экстракцию урана, плутония, нептуния разбавленным три-н-бутилфосфатом с выводом основного количества технеция (от 50 до 90 % от исходного) в рафинат, выбранный в качестве прототипа. Положительный эффект в прототипе достигается либо путем значительного увеличения концентрации азотной кислоты непосредственно в исходном растворе (до 4,4 моль/л), либо путем промывки экстракта большим объемом концентрированной азотной кислоты, что в любом случае приводит к существенному повышению концентрации азотной кислоты в рафинате (до 3,7-3,9 моль/л) и значительному увеличению его объема.

Этот способ может быть реализован в технологической схеме завода РТ-1, однако недостатками этого способа является существенное повышение расхода азотной кислоты, а также увеличение объема отходов (рафината), содержащих повышенное содержание азотной кислоты, что приведет к усложнению и увеличению стоимости их переработки.

Задачей настоящего технического решения является обеспечение вывода основного количества технеция (от 50 до 90 % от исходного) в рафинат головного цикла PUREX-процесса в технологической схеме РТ-1 без повышения концентрации азотной кислоты в исходном растворе и рафинате.

Поставленная задача решается тем, что в ступень питания головного экстракционного блока или точку, непосредственно прилегающую к ступени питания (переток между соседними ступенями со стороны зоны промывки) подают дополнительный раствор, содержащий азотную кислоту с концентрацией от 3 до 5 моль/л и пероксид водорода, аналогичный по составу раствор подают в середину промывной зоны головного экстракционного блока вместо стандартной сильнокислой промывки, при этом объемное отношение потока экстрагента к каждому из указанных растворов составляет от 7 до 10, а общее количество пероксида водорода, поступающее в систему, обеспечивает выполнение мольного отношения в водной фазе зоны экстракции головного блока .

Из прототипа известно, что технеций в PUREX-процессе умеренно экстрагируется разбавленным ТБФ и соэкстрагируется с ураном, а также с четырехвалентными элементами, в первую очередь, с цирконием.

Пероксид водорода в зависимости от концентрации азотной кислоты в растворе образует более или менее прочные комплексы с четырехвалентными (плутоний, цирконий) и шестивалентными элементами (ураном, молибденом) [Ю.Ю. Лурье. Справочник по аналитической химии. – М.: Химия, 1971. – 456 с.]. Таким образом, потенциально введение пероксида водорода в состав раствора может привести к связыванию в комплексы элементов, с которыми соэкстрагируется технеций, и тем самым предотвратить его экстракцию. В то же время избыточное количество пероксида водорода может привести к подавлению экстракции целевых актинидных элементов. Экспериментально установлено, что применение пероксида водорода в мольном отношении меньшем, чем 17, в заявляемом техническом решении неэффективно, а в большем, чем 30, ухудшает экстракцию плутония.

Повышение концентрации азотной кислоты в водной фазе головного экстракционного блока в результате увеличения концентрации азотной кислоты в промывных растворах более 5 моль/л приводит к снижению эффективности предлагаемого способа вследствие снижения прочности комплексов циркония и пероксида водорода.

Отмена подачи пероксида водорода в составе азотнокислого раствора в промывной зоне приводит к снижению относительной эффективности процесса. В то же время, исключение подачи азотнокислого раствора пероксида водорода в ступень питания головного экстракционного блока или точку, непосредственно прилегающую к ступени питания, полностью исключает положительный эффект.

Сопоставительный анализ с прототипом позволяет сделать вывод, что заявляемое техническое решение отличается тем, что в состав сильнокислого промывного раствора входит пероксид водорода, кроме того, аналогичный по составу раствор подают в ступень питания головного экстракционного блока или в точку, непосредственно прилегающую к ступени питания. Таким образом, заявляемое техническое решение соответствует требованию «новизна».

Из уровня техники известны процессы [Голецкий Н.Д., Зильберман Б.Я., Федоров Ю.С. и др. «Пути локализации технеция и нептуния при экстракционной переработке ОЯТ АЭС». Радиохимия, 2014, т. 56 № 5, с.427-438; Зильберман Б.Я., Федоров Ю.С., Мишин Е.Н., Сытник Л.В. и др. «Способ переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ) АЭС». Патент РФ № 2 132 578], когда растворы пероксида водорода используют как промывные для отмывки экстракта урана, плутония, нептуния от технеция или технеция и циркония. Однако в упомянутых схемах зоны экстракции и промывки экстракта разделены (реализуются на отдельных экстракционных блоках), то есть пероксид водорода в зону экстракции не поступает (например, см. фиг. 2).

Известно также техническое решение, когда пероксид водорода присутствует в составе промывного раствора, поступающего в зону экстракции, а также вариант, когда пероксид водорода вводят отдельным потоком в безурановую часть зоны экстракции [Кудинов А.С., Голецкий Н.Д., Ермолин В.С., Машкин А.Н., Логунов М.В. и др. «Комплектация отработавшего ядерного топлива АМБ для переработки в ПО «Маяк». Атомная энергия, 2013. т.114, вып. 5. С.276-285]. Однако авторы данного технического решения рассматривали его исключительно для переработки растворов уран-молибденового топлива или микшированных растворов со значительным содержанием раствора уран-молибденового топлива, а пероксид водорода вводили в процесс для предотвращения образования молибден-содержащих осадков, причем поток в зону экстракции предусматривался именно в безурановую часть, где вероятность образования вышеупомянутых осадков увеличивается. Никакого влияния пероксида водорода на поведение технеция в данном источнике не отмечено.

Таким образом, из доступных литературных источников неизвестны технические решения, когда пероксид водорода вводили бы в зону экстракции или в промывную зону, объединенную с зоной экстракции в одном экстракционном блоке, с целью управления (подавления) экстракцией технеция.

Выше уже упоминалось, что из существующего уровня техники, с учетом знаний о механизме извлечения (преимущественно соэкстракции) технеция в PUREX-процессе вариант подавления соэкстракции путем введения некоего лиганда, образующего достаточно прочные комплексы с элементами – носителями представляется вполне логичным. Однако выбор конкретного лиганда, а также возможность его эффективного применения с учетом многофакторности процесса, в том числе, не избирательности пероксида водорода, образующего комплексы не только с паразитными носителями типа циркония, но и с целевыми актинидными элементами, представлялся абсолютно неочевидным.

Авторами заявляемого технического решения установлено, что эффективное подавление соэкстракции технеция пероксидом водорода происходит только при подаче пероксида водорода отдельным потоком в ступень питания головного экстракционного блока или точку, непосредственно прилегающую к ступени питания (переток между ступенями со стороны зоны промывки). Предварительное введение адекватных количеств пероксида водорода в исходный раствор ОЯТ, или подача увеличенного количества пероксида водорода только с промывным раствором, поступающим затем в зону экстракции, положительного результата не дают. Таким образом, заметный эффект подавления соэкстракции технеция наблюдается только тогда, когда ничем не связанный пероксид водорода появляется в системе практически в момент первичной экстракции (первичного контакта) целевых актинидов и соэкстрагирующихся примесей с три-н-бутилфосфатом. Этот факт является абсолютно новым и неожиданным, что с учетом всего вышеизложенного позволяет признать заявляемое техническое решение соответствующим требованию «изобретательский уровень».

Возможность осуществления заявляемого технического решения подтверждается следующими примерами.

Пример 1.

В качестве примера реализации способа представлены результаты испытаний в действующем производстве завода РТ-1 при переработке растворов ОЯТ реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Схема проведенного эксперимента приведена на фиг. 4.

На этой схеме экстрагент (продукт 1), представляющий собой раствор три-н-бутилфосфата в легком углеводородном разбавителе, подается в начальную степень многоступенчатого экстракционного блока. Из этой же ступени производится отвод продукта 6 – высокоактивного рафината. Приблизительно в середину блока подается раствор топлива (продукт 2) и в эту же ступень подается азотнокислый раствор пероксида водорода (продукт 3), содержащий 4,2 моль/л HNO3 и 9 г/л пероксида водорода. Таким образом, часть блока между ступенью подачи раствора топлива и ступенью вывода высокоактивного рафината является зоной экстракции. Продукт 4, аналогичный по составу продукту 3, подается в середину зоны промывки экстракта, расположенной вслед за зоной экстракции по ходу движения экстрагента. Соотношение объема экстрагента к объему потока каждого из продуктов 3 и 4 составляло 7,5. Общее мольное соотношение пероксида водорода, поступающего в систему с двумя потоками, к цирконию, поступающему с исходным раствором, составляет 17.

Слабокислая промывка экстракта производится подачей продукта 5 в крайнюю ступень зоны промывки экстракта. Экстракт урана, плутония, нептуния (продукт 7) отводится из экстракционного блока из этой же ступени.

В таблице 1 приведены условия проведения эксперимента и результаты испытаний.

Данные таблицы 1 подтверждают заявленный эффект: организация подачи раствора пероксида водорода в головной экстракционный блок позволяет перевести не менее 50 % технеция от исходного выведено в рафинат (продукт 6), при этом концентрация азотной кислоты в рафинате равнялась 2,7 моль/л, что примерно на 1 моль/л меньше, чем в прототипе.

Примеры 2 и 3.

Процесс проводили также как в примере 1, но в примере 2 (таблица 2) концентрация пероксида водорода в составе продуктов 3 и 4 составляет 14 г/л, в примере 3 (таблица 3) – 16 г/л. Мольное соотношение пероксида водорода, поступающего в систему с двумя потоками, к цирконию, поступающему с исходным раствором, составляет 25 (пример 2) и 30 (пример 3).

Данные таблиц 2 и 3 подтверждают заявленный эффект: от 80 до 90 % технеция от исходного выведено в рафинат (продукт 6), при этом концентрация азотной кислоты в рафинате как и в примере 1 на 1 моль/л меньше, чем в прототипе.

Способ очистки экстракта актинидов первого экстракционного цикла PUREX-процесса от технеция, включающий экстракцию U, Pu, Np разбавленным три-н-бутилфосфатом с выводом основного количества технеция от 50 до 90 % от исходного в рафинат, отличающийся тем, что в ступень питания головного экстракционного блока или точку, непосредственно прилегающую к ступени питания (переток между соседними ступенями со стороны зоны промывки) подают дополнительный раствор, содержащий азотную кислоту с концентрацией от 3 до 5 моль/л и пероксид водорода, аналогичный по составу раствор подают в середину промывной зоны головного экстракционного блока вместо стандартной сильнокислой промывки, при этом объемное отношение потока экстрагента к каждому из указанных растворов составляет от 7 до 15, а общее количество пероксида водорода, поступающее в систему, обеспечивает выполнение мольного отношения в водной фазе зоны экстракции головного блока .
СПОСОБ ОЧИСТКИ ЭКСТРАКТА АКТИНИДОВ ПЕРВОГО ЭКСТРАКЦИОННОГО ЦИКЛА PUREX-ПРОЦЕССА ОТ ТЕХНЕЦИЯ
СПОСОБ ОЧИСТКИ ЭКСТРАКТА АКТИНИДОВ ПЕРВОГО ЭКСТРАКЦИОННОГО ЦИКЛА PUREX-ПРОЦЕССА ОТ ТЕХНЕЦИЯ
СПОСОБ ОЧИСТКИ ЭКСТРАКТА АКТИНИДОВ ПЕРВОГО ЭКСТРАКЦИОННОГО ЦИКЛА PUREX-ПРОЦЕССА ОТ ТЕХНЕЦИЯ
СПОСОБ ОЧИСТКИ ЭКСТРАКТА АКТИНИДОВ ПЕРВОГО ЭКСТРАКЦИОННОГО ЦИКЛА PUREX-ПРОЦЕССА ОТ ТЕХНЕЦИЯ
СПОСОБ ОЧИСТКИ ЭКСТРАКТА АКТИНИДОВ ПЕРВОГО ЭКСТРАКЦИОННОГО ЦИКЛА PUREX-ПРОЦЕССА ОТ ТЕХНЕЦИЯ
СПОСОБ ОЧИСТКИ ЭКСТРАКТА АКТИНИДОВ ПЕРВОГО ЭКСТРАКЦИОННОГО ЦИКЛА PUREX-ПРОЦЕССА ОТ ТЕХНЕЦИЯ
Источник поступления информации: Роспатент

Showing 1-10 of 33 items.
20.04.2013
№216.012.367a

Стекло для активной части источников ионизирующего излучения на основе цезия-137 и способ его изготовления

Изобретение относится к области изготовления источников ионизирующего излучения (ИИИ) на основе изотопов цезия и может быть использовано в технологии остекловывания радиоактивных отходов. В качестве материала активной части ИИИ на основе цезия-137 предлагаются цезийалюмофосфатные стекла,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002479499
Дата охранного документа: 20.04.2013
27.08.2013
№216.012.64d7

Амортизатор

Изобретение относится к машиностроению. Амортизатор содержит диск и деформируемое кольцо. Для крепления к амортизируемой детали в диске имеется прорезь (отверстие) соответствующего профиля. Деформируемое кольцо крепится к диску в нескольких точках, создавая лепестки амортизатора. За счет...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002491452
Дата охранного документа: 27.08.2013
27.08.2013
№216.012.651b

Способ определения объемной активности бета-излучающих радионуклидов в водных объектах методом регистрации излучения вавилова-черенкова с учетом эффектов гашения

Изобретение относится к области неразрушающих методов анализа и может быть использовано для определения содержания бета-излучающих радионуклидов в водных объектах. Сущность изобретения заключается в том, что дополнительно измеряют пробы с использованием контрольного источника с известной...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002491520
Дата охранного документа: 27.08.2013
10.11.2013
№216.012.7ff5

Алюмосиликатный фильтр для высокотемпературной хемосорбции паров изотопов цезия

Изобретение относится к области переработки газообразных радиоактивных отходов, а именно к высокотемпературной хемосорбции алюмосиликатным фильтром паров радиоактивных изотопов цезия, образующихся при термической обработке цезийсодержащих радиоактивных материалов. Хемосорбцию паров цезия...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002498430
Дата охранного документа: 10.11.2013
10.04.2015
№216.013.3881

Способ извлечения молибдена-99 из раствора облученных урановых мишеней

Изобретение относится к области производства радиофармацевтических препаратов, в частности к способам переработки облученных урановых мишеней, для выделения осколочного молибдена-99 - материнского радионуклида для зарядки генераторов технеция-99m. Способ экстракционного выделения Mo-99 из...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002545953
Дата охранного документа: 10.04.2015
20.08.2015
№216.013.72d4

Способ получения препарата молибден-99

Заявленное изобретение относится к химической технологии производства радиоактивных изотопов медицинского назначения. В заявленном способе предусмотрен процесс выделения молибдена-99 из раствора облученной урановой мишени на стадии концентрирования и аффинажа с целью получения препарата...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002560966
Дата охранного документа: 20.08.2015
27.08.2015
№216.013.73e8

Способ регистрации нейтронов в присутствии гамма-излучения

Изобретение относится к области измерении плотности потока нейтронов с помощью различных типов детекторов, в частности пропорциональных и коронных счетчиков медленных нейтронов, импульсных камер деления. Способ регистрации нейтронов в присутствии гамма-излучения с тактовой процедурой измерений...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002561247
Дата охранного документа: 27.08.2015
10.04.2016
№216.015.2e50

Способ приготовления компактного гидрида титана

Изобретение относится к водородной технологии и может быть использовано в качестве элемента биологической защиты ядерных энергетических установок. Образец титана подвергают активации с последующим насыщением водородом. Насыщение проводят при 580-670°C, скорости подачи водорода к образцу не...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002579580
Дата охранного документа: 10.04.2016
25.08.2017
№217.015.cb7f

Способ определения коэффициента преобразования по току блоков детектирования с проточными камерами при радиометрическом контроле радиоактивной газовой смеси в технологических выбросах ядерно-энергетических установок

Изобретение относится к области радиационного контроля газообразных выбросов и технологических проб предприятий атомной промышленности и используется для определения объемной активности радиоактивных газовых смесей. Сущность изобретения заключается в способе определения коэффициента...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002620330
Дата охранного документа: 24.05.2017
26.08.2017
№217.015.ee27

Способ определения активности радионуклидов, инкорпорированных в кожные покровы рук персонала

Изобретение относится к области измерений активности радионуклидов радиометрическими методами. Способ определения активности радионуклидов, инкорпорированных в кожные покровы рук персонала отличается тем, что определение градуировочного коэффициента проводят с использованием типового радиометра...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002628875
Дата охранного документа: 22.08.2017
Showing 1-10 of 18 items.
10.08.2013
№216.012.5d48

Состав экстракционно-хроматографического материала для селективного извлечения мo-99 из облученного уранового топлива

Настоящее изобретение относится к области химической технологии радиоизотопа Mo-99 медицинского назначения. Сущность: состав включает в качестве комплексообразующего компонента соединения формулы (I), где R представляет собой алкил C-C, в процентном содержании от 1 до 99%, а остальное...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002489501
Дата охранного документа: 10.08.2013
20.08.2013
№216.012.620f

Способ подготовки растворов переработки оят, содержащих комплексообразующие вещества, для экстракционного извлечения многовалентных актинидов

Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива. Способ подготовки растворов переработки ОЯТ, содержащих комплексообразующие вещества, для экстракционного извлечения многовалентных актинидов при подавлении действия комплексообразователей, состоит из введения в раствор...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002490735
Дата охранного документа: 20.08.2013
20.11.2013
№216.012.8360

Экстракционная смесь для выделения актинидов из жидких радиоактивных отходов

Изобретение относится к процессам извлечения и концентрирования радионуклидов и может быть использовано в радиохимических технологиях при переработке жидких радиоактивных отходов. Заявленная экстракционная смесь состоит из диамида дипиридилдикарбоновой кислоты и полярного фторорганического...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002499308
Дата охранного документа: 20.11.2013
10.02.2015
№216.013.22b9

Способ переработки облученного ядерного топлива

Заявленное изобретение относится к процессам извлечения и концентрирования радионуклидов и может быть использовано в радиохимических технологиях при переработке облученного топлива АЭС. В заявленном способе отделение плутония от урана предусмотрено на стадии реэкстракции с использованием...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002540342
Дата охранного документа: 10.02.2015
10.04.2015
№216.013.3881

Способ извлечения молибдена-99 из раствора облученных урановых мишеней

Изобретение относится к области производства радиофармацевтических препаратов, в частности к способам переработки облученных урановых мишеней, для выделения осколочного молибдена-99 - материнского радионуклида для зарядки генераторов технеция-99m. Способ экстракционного выделения Mo-99 из...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002545953
Дата охранного документа: 10.04.2015
20.08.2015
№216.013.72d4

Способ получения препарата молибден-99

Заявленное изобретение относится к химической технологии производства радиоактивных изотопов медицинского назначения. В заявленном способе предусмотрен процесс выделения молибдена-99 из раствора облученной урановой мишени на стадии концентрирования и аффинажа с целью получения препарата...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002560966
Дата охранного документа: 20.08.2015
10.08.2016
№216.015.5406

Способ экстракционного извлечения урана и плутония

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к области переработки облученного ядерного топлива. Способ экстракционного извлечения урана и плутония из водного раствора включает две последовательные стадии противоточной обработки водного потока (потока питания) оборотным...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002593831
Дата охранного документа: 10.08.2016
13.01.2017
№217.015.8614

Способ выделения америция из жидких радиоактивных отходов и отделения его от редкоземельных элементов

Изобретение относится к способу выделения америция из жидких радиоактивных отходов с отделением его от редкоземельных металлов. Способ включает совместную экстракцию америция и редкоземельных металлов из азотнокислого радиоактивного раствора раствором нейтрального органического экстрагента в...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002603405
Дата охранного документа: 27.11.2016
25.08.2017
№217.015.cea3

Экстракционная смесь для извлечения актинидов из азотнокислых растворов

Изобретение относится к области химической технологии выделения и концентрирования радионуклидов из азотнокислых растворов и может быть использовано в экстракционных процессах при переработке жидких радиоактивных отходов. Экстракционная смесь для извлечения актинидов из азотнокислых растворов,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002620583
Дата охранного документа: 29.05.2017
29.12.2017
№217.015.f063

Способ получения радионуклида никель-63

Изобретение относится к способу производства радиоактивных изотопов технического назначения. В заявленном способе изготовление стартовой мишени осуществляют из меди естественного изотопного состава или обогащенной по изотопу медь-63, облучение мишени проводят в потоке быстрых нейтронов (в...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002629014
Дата охранного документа: 24.08.2017
+ добавить свой РИД