Basınçlı su reaktörü - Pressurized water reactor

Basınçlı su reaktörü kap kafalarının Nükleer Düzenleme Komisyonu görüntüsü
Soğutma kuleleri olan bir PWR elektrik santralinin animasyonu

Bir basınçlı su reaktörü ( PWR ), bir tür hafif su nükleer reaktörüdür . PWR'ler, dünyadaki nükleer santrallerin büyük çoğunluğunu oluşturmaktadır (İngiltere, Japonya ve Kanada gibi önemli istisnalar dışında). Bir PWR'de, birincil soğutucu ( su ), atomların bölünmesiyle salınan enerji ile ısıtıldığı reaktör çekirdeğine yüksek basınç altında pompalanır . Isıtılmış, yüksek basınçlı su daha sonra bir buhar jeneratörüne akar., burada termal enerjisini buharın üretildiği ikincil bir sistemin düşük basınçlı suyuna aktarır. Buhar daha sonra bir elektrik jeneratörünü döndüren türbinleri çalıştırır. Kaynar su reaktörünün (BWR) aksine , birincil soğutucu döngüsündeki basınç, suyun reaktör içinde kaynamasını önler. Tüm hafif su reaktörleri, hem soğutucu hem de nötron moderatörü olarak sıradan su kullanır . Çoğu, dikey olarak monte edilmiş iki ila dört buhar jeneratörü arasında herhangi bir yerde kullanılır; VVER reaktörleri yatay buhar jeneratörleri kullanır.

PWR'ler başlangıçta nükleer denizaltılar için nükleer deniz tahriki olarak hizmet etmek üzere tasarlanmıştı ve Shippingport Atom Santrali'ndeki ikinci ticari enerji santralinin orijinal tasarımında kullanıldı .

Şu anda Amerika Birleşik Devletleri'nde faaliyet gösteren PWR'ler, II . Nesil reaktörler olarak kabul edilir . Rusya'nın VVER reaktörleri, ABD PWR'lerine benzer, ancak VVER-1200, 2. Nesil olarak kabul edilmez (aşağıya bakın). Fransa , elektriğinin büyük kısmını üretmek için birçok PWR işletiyor .

Tarih

Rancho Seco PWR reaktör salonu ve soğutma kulesi (hizmet dışı bırakılıyor, 2004)

Uçak gemilerinde , nükleer denizaltılarda ve buz kırıcılarda deniz tahriki için birkaç yüz PWR kullanılmaktadır . ABD'de, orijinal olarak Oak Ridge Ulusal Laboratuvarı'nda , Idaho Ulusal Laboratuvarı'nda bulunan tam operasyonel bir denizaltı santrali ile bir nükleer denizaltı santrali olarak kullanılmak üzere tasarlandılar . Takip çalışması Westinghouse Bettis Atomik Güç Laboratuvarı tarafından yürütülmüştür . Shippingport Atom Santrali'ndeki ilk tamamen ticari nükleer enerji santrali, orijinal olarak bir basınçlı su reaktörü olarak tasarlandı (şebekeye bağlı ilk elektrik santrali Obninsk , SSCB'de olmasına rağmen ), Amiral Hyman G. Rickover'ın uygulanabilir bir ticari tesis olduğu konusundaki ısrarı üzerine. "herkesin inşa etmek istediği çılgın termodinamik döngülerden" hiçbirini içermez.

Birleşik Devletler Ordusu Nükleer Enerji Programı , 1954'ten 1974'e kadar basınçlı su reaktörlerini işletti.

Three Mile Island Nükleer Üretim İstasyonu başlangıçta iki basınçlı su reaktör tesisi, TMI-1 ve TMI-2 işletiyordu. 1979 yılında TMI-2 kısmi erime esasen yirmi yıldır ABD'de nükleer santrallerin yeni inşaat büyümeyi sona erdi.

Watts Bar ünitesi 2 (bir Westinghouse 4 döngülü PWR) 2016'da çevrimiçi oldu.

Basınçlı su reaktörü birkaç yeni Nesil reaktör evrimsel tasarımına sahiptir: AP1000 , VVER-1200, ACPR1000+, APR1400, Hualong One , IPWR-900 ve EPR .

Tasarım

Basınçlı su reaktöründe güç aktarımının resimli açıklaması. Birincil soğutma sıvısı turuncu renkte ve ikincil soğutma sıvısı (buhar ve daha sonra besleme suyu) mavi renktedir.
Üç soğutma sıvısı döngüsünde reaktör basınç kabını (kırmızı), buhar jeneratörlerini (mor), basınçlandırıcıyı (mavi) ve pompaları (yeşil) gösteren birincil soğutma sıvısı sistemi Hualong One tasarımı

Nükleer yakıt olarak reaktör basınçlı bir kap , bir yapan fizyon zincir reaksiyonu yakıt kaplama ile ısı iletim ile birinci soğutucu döngüsünde suyun ısıtılması, ısı üretir. Sıcak birincil soğutucu, yüzlerce veya binlerce küçük borudan aktığı buhar jeneratörü adı verilen bir ısı eşanjörüne pompalanır . Isı, bu boruların duvarları vasıtasıyla, soğutucunun basınçlı buhara buharlaştığı eşanjörün levha tarafında bulunan düşük basınçlı ikincil soğutucuya aktarılır. İkincil soğutucunun radyoaktif hale gelmesini önlemek için ısı transferi iki sıvı karıştırılmadan gerçekleştirilir. Bazı yaygın buhar jeneratörü düzenlemeleri, u-tüpler veya tek geçişli ısı eşanjörleridir.

Bir nükleer güç istasyonunda, basınçlı buhar, iletim için elektrik şebekesine bağlı bir elektrik jeneratörünü çalıştıran bir buhar türbini aracılığıyla beslenir . Türbinden geçtikten sonra ikincil soğutucu (su-buhar karışımı) soğutulur ve bir kondansatörde yoğuşturulur . Kondansatör, buharı buhar jeneratörüne geri pompalanabilmesi için sıvıya dönüştürür ve türbin çıkışında bir vakum tutar, böylece türbin boyunca basınç düşüşü ve dolayısıyla buhardan elde edilen enerji maksimize edilir. Buhar jeneratörüne beslenmeden önce, termal şoku en aza indirmek için yoğunlaştırılmış buhar (besleme suyu olarak adlandırılır) bazen önceden ısıtılır.

Üretilen buharın elektrik üretimi dışında başka kullanımları da vardır. Nükleer gemilerde ve denizaltılarda, buhar, bir dizi hız düşürme dişlisine bağlı bir buhar türbini aracılığıyla, tahrik için kullanılan bir şafta beslenir . Buharın genleşmesiyle doğrudan mekanik hareket, buharla çalışan bir uçak mancınığı veya benzer uygulamalar için kullanılabilir. Bazı ülkelerde buharla bölgesel ısıtma kullanılır ve dahili tesis uygulamalarına doğrudan ısıtma uygulanır.

Diğer reaktör tipleriyle karşılaştırıldığında, basınçlı su reaktörü (PWR) için iki şey karakteristiktir: buhar sisteminden soğutma sıvısı döngüsünün ayrılması ve birincil soğutma sıvısı döngüsü içindeki basınç. Bir PWR'de, her ikisi de demineralize/deiyonize su ile doldurulmuş iki ayrı soğutma sıvısı döngüsü (birincil ve ikincil) vardır. Buna karşılık, kaynar su reaktöründe yalnızca bir soğutucu döngüsü bulunurken, damızlık reaktörler gibi daha egzotik tasarımlar , soğutucu ve moderatör olarak sudan başka maddeler kullanır (örneğin, soğutucu olarak sıvı halde sodyum veya moderatör olarak grafit). Birincil soğutucu devresindeki basınç tipik olarak 15-16 megapaskaldır (150-160  bar ), bu da diğer nükleer reaktörlerden belirgin şekilde daha yüksektir ve bir kaynar su reaktörünün (BWR) neredeyse iki katıdır. Bunun bir etkisi olarak, yalnızca lokalize kaynama meydana gelir ve buhar, toplu sıvı içinde derhal yeniden yoğunlaşır. Buna karşılık, kaynar su reaktöründe birincil soğutucu kaynamak üzere tasarlanmıştır.

Reaktör

PWR reaktör basınçlı kap

Soğutucu

Bir PWR'de birincil soğutucu olarak hafif su kullanılır. Su, reaktör çekirdeğinin altından yaklaşık 548 K (275 °C; 527 °F) sıcaklıkta girer  ve reaktör çekirdeğinden yukarı doğru akarken yaklaşık 588 K (315 °C; 599 °F) sıcaklığa kadar ısıtılır. Birincil soğutma sıvısı döngüsündeki yüksek basınç nedeniyle yüksek sıcaklığa rağmen su sıvı kalır, genellikle yaklaşık 155 bar (15.5  MPa 153  atm , 2.250  psi ). Bir PWR'deki su, 647 K (374 °C; 705 °F) sıcaklığı veya 22.064 MPa (3200 psi veya 218 atm) basıncı aşamaz, çünkü bunlar suyun kritik noktasıdır .

basınçlandırıcı

Ana madde: Basınçlandırıcı

Birincil devredeki basınç, bir basınçlandırıcı tarafından korunur, birincil devreye bağlı ve dalgıç elektrikli ısıtıcılar tarafından istenen basınç için doyma sıcaklığına (kaynama noktası) kadar ısıtılan suyla kısmen doldurulmuş ayrı bir kap. 155 barlık (15,5 MPa) bir basınç elde etmek için, basınçlandırıcı sıcaklığı 345 °C'de (653 °F) tutulur, bu da 30'luk bir aşırı soğutma marjı (basınçlayıcı sıcaklığı ile reaktör çekirdeğindeki en yüksek sıcaklık arasındaki fark) verir. °C (54 °F). 345 °C, 155 bar'daki suyun kaynama noktası olduğundan, sıvı su bir faz değişiminin kenarındadır. Reaktör soğutma sıvısı sistemindeki termal geçici olaylar, basınçlandırıcı sıvı/buhar hacminde büyük dalgalanmalara neden olur ve toplam basınçlandırıcı hacmi, ısıtıcıları açmadan veya basınçlandırıcıyı boşaltmadan bu geçici olayları emmek üzere tasarlanmıştır. Birincil soğutma sistemindeki geçici basınç olayları, basınçlandırıcıdaki geçici sıcaklık olayları olarak kendini gösterir ve sırasıyla basınçlandırıcı sıcaklığını yükselten ve azaltan otomatik ısıtıcılar ve su spreyi kullanılarak kontrol edilir.

pompalar

Soğutma sıvısı, güçlü pompalar tarafından birincil devrenin etrafına pompalanır. Bu pompaların dakikada ~ 100.000 galon soğutma sıvısı vardır. Reaktör çekirdeğinden geçerken ısıyı aldıktan sonra, birincil soğutucu, bir buhar jeneratöründeki ısıyı daha düşük basınçlı bir ikincil devrede suya aktarır, ikincil soğutucuyu doymuş buhara buharlaştırır — çoğu tasarımda 6,2 MPa (60 atm, 900  psia ) , 275 °C (530 °F) — buhar türbininde kullanım için. Soğutulan birincil soğutucu daha sonra tekrar ısıtılmak üzere reaktör kabına geri gönderilir.

moderatör

Ana madde: Pasif nükleer güvenlik

Basınçlı su reaktörleri, tüm termal reaktör tasarımları gibi , nükleer yakıtla etkileşime girmek ve zincirleme reaksiyonu sürdürmek için hızlı fisyon nötronlarının yavaşlatılmasını (ılımlılık veya termalleştirme adı verilen bir süreç) gerektirir. PWR'lerde, soğutucu su, nötronların sudaki hafif hidrojen atomları ile çoklu çarpışmalara girmesine izin vererek, süreçte hız kaybederek bir moderatör olarak kullanılır . Nötronların bu "ılımlılığı", su daha yoğun olduğunda daha sık gerçekleşecektir (daha fazla çarpışma meydana gelecektir). Bir moderatör olarak suyun kullanılması, PWR'lerin önemli bir güvenlik özelliğidir, çünkü sıcaklıktaki bir artış suyun genleşmesine neden olabilir, su molekülleri arasında daha fazla "boşluk" verebilir ve termalleşme olasılığını azaltabilir - böylece nötronların kapsamını azaltabilir. yavaşlar ve dolayısıyla reaktördeki reaktiviteyi azaltır. Bu nedenle, reaktivite normalin üzerine çıkarsa, nötronların azaltılmış ılımlılığı zincirleme reaksiyonun yavaşlamasına ve daha az ısı üretilmesine neden olacaktır. Negatif sıcaklık reaktivite katsayısı olarak bilinen bu özellik, PWR reaktörlerini çok kararlı hale getirir. Bu işleme 'Kendinden Regüleli' denir, yani soğutucu ne kadar sıcak olursa, tesis o kadar az reaktif olur, dengelemek için kendini hafifçe kapatır ve bunun tersi de geçerlidir. Böylece tesis, kontrol çubuklarının konumu tarafından belirlenen belirli bir sıcaklık etrafında kendini kontrol eder.

Buna karşılık, moderatör olarak su yerine grafit kullanan ve soğutucu olarak kaynar su kullanan Çernobil'de kullanılan RBMK reaktör tasarımı, soğutucu su sıcaklıkları arttığında ısı üretimini artıran büyük bir pozitif termal reaktivite katsayısına sahiptir. Bu, RBMK tasarımını basınçlı su reaktörlerinden daha az kararlı hale getirir. Bir moderatör olarak görev yaparken nötronları yavaşlatma özelliğine ek olarak, suyun daha az derecede de olsa nötronları emme özelliği de vardır. Soğutucu su sıcaklığı arttığında, kaynama artar ve bu da boşluklar oluşturur. Bu nedenle, grafit moderatörü tarafından zaten yavaşlatılmış olan termal nötronları emmek için daha az su vardır ve bu da reaktivitede bir artışa neden olur. Bu özelliğe boşluk reaktivite katsayısı denir ve Çernobil gibi bir RBMK reaktöründe boşluk katsayısı pozitiftir ve oldukça büyüktür, bu da hızlı geçişlere neden olur. RBMK reaktörünün bu tasarım özelliği genellikle Çernobil felaketinin çeşitli nedenlerinden biri olarak görülür .

Ağır su çok düşük nötron absorpsiyonuna sahiptir, bu nedenle ağır su reaktörleri pozitif boşluk katsayısına sahip olma eğilimindedir, ancak CANDU reaktör tasarımı zenginleştirilmemiş, doğal uranyum kullanarak bu sorunu azaltır; bu reaktörler ayrıca orijinal RBMK tasarımında bulunmayan bir dizi pasif güvenlik sistemi ile tasarlanmıştır.

PWR'ler, düşük düzeyde bir durumda tutulacak şekilde tasarlanmıştır; bu, ılımlılığı daha da artırmak için artan su hacmi veya yoğunluğu için yer olduğu anlamına gelir, çünkü eğer ılımlılık doygunluğa yakınsa, o zaman moderatörün/soğutucunun yoğunluğundaki bir azalma, nötron absorpsiyonunu önemli ölçüde azaltabilirken ılımlılığı sadece biraz azaltarak boşluk katsayısını pozitif hale getirir. Ayrıca, ağır suyun nötron absorpsiyonu çok daha düşük olsa da, hafif su aslında ağır sudan biraz daha güçlü bir nötron moderatörüdür. Bu iki gerçek nedeniyle, hafif su reaktörleri nispeten küçük bir moderatör hacmine sahiptir ve bu nedenle kompakt çekirdeklere sahiptir. Yeni nesil bir tasarım olan süper kritik su reaktörü , daha da az denetlenir. Daha az ılımlı bir nötron enerji spektrumu, 235 U ve özellikle 239 Pu için yakalama/fisyon oranını kötüleştirir, bu da daha fazla bölünebilir çekirdeğin nötron absorpsiyonunda fisyonda başarısız olduğu ve bunun yerine nötronu yakalayarak daha ağır bir bölünmeyen izotop haline gelmesi, bir veya daha fazla nötron ve Bazıları uzun yarı ömre sahip olan ağır transuranik aktinitlerin artan birikimi.

Yakıt

Ana madde: Nükleer yakıt
PWR yakıt paketi Bu yakıt paketi, nükleer yolcu ve kargo gemisi NS Savannah'nın basınçlı su reaktöründen geliyor . Babcock & Wilcox tarafından tasarlanmış ve üretilmiştir .

Zenginleştirmeden sonra, uranyum dioksit ( UO
2) toz, zenginleştirilmiş uranyum dioksitten oluşan sert, seramik topaklar oluşturmak için yüksek sıcaklıktaki sinterleme fırınında ateşlenir . Silindirik topaklar daha sonra, ısı iletimine yardımcı olmak ve sızıntıları tespit etmek için helyumla doldurulan korozyona dayanıklı zirkonyum metal alaşımı Zirkaloy ile kaplanır. Zirkaloy , mekanik özellikleri ve düşük absorpsiyon kesiti nedeniyle seçilmiştir. Bitmiş yakıt çubukları, daha sonra reaktörün çekirdeğini oluşturmak için kullanılan yakıt demetleri adı verilen yakıt gruplarında gruplandırılır. Tipik bir PWR, her biri 200 ila 300 çubuktan oluşan yakıt düzeneklerine sahiptir ve büyük bir reaktör, toplamda 80-100 ton uranyum içeren yaklaşık 150-250 bu tür düzeneğe sahip olacaktır. Genellikle, yakıt demetleri, 14 × 14 ila 17 × 17 arasında demetlenmiş yakıt çubuklarından oluşur. Bir PWR, 900 ila 1.600 MW e mertebesinde üretir . PWR yakıt demetleri yaklaşık 4 metre uzunluğundadır.

Çoğu ticari PWR için yakıt ikmali 18-24 aylık bir döngüdedir. Her yakıt ikmali sırasında çekirdeğin yaklaşık üçte biri değiştirilir, ancak bazı daha modern yakıt ikmali planları yakıt ikmal süresini birkaç güne indirebilir ve yakıt ikmalinin daha kısa bir periyotta gerçekleşmesine izin verebilir.

Kontrol

PWR'lerde reaktör gücü, artan veya azalan buhar akışının neden olduğu sıcaklık değişiminin reaktivite geri bildirimi nedeniyle aşağıdaki buhar (türbin) talebi olarak görülebilir. (Bakınız: Negatif sıcaklık katsayısı .) Birincil sistem sıcaklığını istenilen noktada tutmak için bor ve kadmiyum kontrol çubukları kullanılır. Gücü azaltmak için operatör türbin giriş valflerini kıstırır. Bu, buhar jeneratörlerinden daha az buhar çekilmesine neden olur. Bu, sıcaklıkta artan birincil döngü ile sonuçlanır. Daha yüksek sıcaklık, birincil reaktör soğutucu suyunun yoğunluğunun azalmasına neden olarak daha yüksek nötron hızlarına, dolayısıyla daha az fisyona ve daha az güç çıkışına izin verir. Güçteki bu azalma, sonunda birincil sistem sıcaklığının önceki kararlı durum değerine dönmesiyle sonuçlanacaktır. Operatör kararlı durum kontrol edebilir çalışma sıcaklığına eklenerek borik asit ve / ya da kontrol çubukları hareket.

Çoğu ticari PWR'de yakıt yanarken %100 gücü korumak için reaktivite ayarlaması, normal olarak birincil reaktör soğutucusunda çözünen borik asit konsantrasyonu değiştirilerek elde edilir. Bor, nötronları kolayca emer ve reaktör soğutma sıvısındaki konsantrasyonunu arttırmak veya azaltmak bu nedenle nötron aktivitesini uygun şekilde etkiler. Yüksek basınçlı birincil döngüden suyu çıkarmak ve suyu farklı konsantrasyonlarda borik asitle yeniden enjekte etmek için yüksek basınç pompalarını (genellikle doldurma ve boşaltma sistemi olarak adlandırılır) içeren tüm bir kontrol sistemi gereklidir. Reaktör kabı kafasından doğrudan yakıt demetlerine yerleştirilen reaktör kontrol çubukları, aşağıdaki nedenlerle hareket ettirilir: reaktörü başlatmak, reaktördeki birincil nükleer reaksiyonları kapatmak, değişiklikler gibi kısa vadeli geçici olayları karşılamak için. türbine yüklemek,

Kontrol çubukları ayrıca nükleer zehir envanterini telafi etmek ve nükleer yakıt tükenmesini telafi etmek için de kullanılabilir . Bununla birlikte, bu etkiler daha çok birincil soğutucu borik asit konsantrasyonunun değiştirilmesiyle sağlanır.

Buna karşılık, BWR'ler reaktör soğutucusunda bor içermez ve reaktör soğutucu akış hızını ayarlayarak reaktör gücünü kontrol eder.

Avantajlar

PWR reaktörleri, sıcaklık arttıkça daha az güç üretme eğilimleri nedeniyle çok kararlıdır; bu, reaktörün stabilite açısından çalıştırılmasını kolaylaştırır.

PWR türbin çevrim çevrimi, birincil çevrimden ayrıdır, bu nedenle ikincil çevrimdeki su radyoaktif maddelerle kirlenmez.

PWR'ler, birincil nükleer reaksiyonu hemen durdurmak için saha dışı gücün kaybolması durumunda reaktörü pasif olarak karıştırabilir. Kontrol çubukları elektromıknatıslar tarafından tutulur ve akım kaybolduğunda yerçekimi ile düşer; tam yerleştirme, birincil nükleer reaksiyonu güvenli bir şekilde kapatır.

PWR teknolojisi, nükleer bir donanma geliştirmek isteyen ülkeler tarafından tercih edilmektedir; kompakt reaktörler, nükleer denizaltılara ve diğer nükleer gemilere iyi uyum sağlar.

Dezavantajları

Soğutma suyu, yüksek sıcaklıklarda sıvı kalması için yüksek basınçlı olmalıdır. Bu, yüksek mukavemetli borular ve ağır bir basınçlı kap gerektirir ve dolayısıyla inşaat maliyetlerini artırır. Daha yüksek basınç, soğutma sıvısı kaybı kazasının sonuçlarını artırabilir . Reaktör basıncı kap bitki işletmesinde olduğu gibi, reaktörden nötron akısı daha esnek hale gelir, bu çelik neden olur, sünek çelikten imal edilir, ancak. Sonunda çeliğin sünekliği , geçerli kazan ve basınçlı kap standartları tarafından belirlenen sınırlara ulaşacaktır ve basınçlı kap onarılmalı veya değiştirilmelidir. Bu pratik veya ekonomik olmayabilir ve bu nedenle bitkinin ömrünü belirler.

Reaktör soğutucu pompaları, basınçlandırıcı ve buhar jeneratörleri gibi ek yüksek basınçlı bileşenlere de ihtiyaç vardır. Bu aynı zamanda bir PWR enerji santralinin sermaye maliyetini ve karmaşıklığını da artırır.

İçinde çözünmüş borik asit bulunan yüksek sıcaklıktaki su soğutucusu karbon çeliği için aşındırıcıdır (ancak paslanmaz çeliği değil ); bu, radyoaktif korozyon ürünlerinin birincil soğutma sıvısı döngüsünde dolaşmasına neden olabilir. Bu sadece reaktörün ömrünü sınırlamakla kalmaz, aynı zamanda korozyon ürünlerini filtreleyen ve borik asit konsantrasyonunu ayarlayan sistemler, reaktörün toplam maliyetine ve radyasyona maruz kalmaya önemli ölçüde katkıda bulunur. Bir durumda, borik asit çözeltisi mekanizmanın kendisi ile birincil sistem arasındaki contadan sızdığında bu, çubuk tahrik mekanizmalarını kontrol etmek için ciddi korozyona neden oldu.

Bir basınçlı su reaktörünün birincil soğutma sıvısı döngüsünü bor ile yükleme gerekliliği nedeniyle, sudaki istenmeyen radyoaktif ikincil trityum üretimi, benzer güçteki kaynar su reaktörlerindekinden 25 kat daha fazladır, çünkü ikincisinde nötron düzenleyici eleman yoktur. soğutucu döngü. Trityum, daha sonra bir lityum-7 ve trityum atomuna ayrılan bir bor-10 atomunun çekirdeğindeki hızlı bir nötronun emilmesiyle oluşturulur. Basınçlı su reaktörleri , normal çalışmanın bir parçası olarak, çevreye yılda birkaç yüz küri trityum yayar .

Doğal uranyum, termal reaktörler için gerekli izotop olan sadece %0.7 uranyum-235'tir. Bu, yakıt üretim maliyetlerini önemli ölçüde artıran uranyum yakıtını zenginleştirmeyi gerekli kılar.

Su bir nötron moderatörü olarak hareket ettiğinden, bir PWR tasarımı ile hızlı bir nötron reaktörü inşa etmek mümkün değildir . Bir düşük denetleme su reaktörü ancak elde edebilir üreme oranı , bu reaktör tasarımının da kendine özgü dezavantajları olmasına rağmen, birden büyük.

Ayrıca bakınız

Notlar

Referanslar

Dış bağlantılar