- •Утверждаю
- •Характеристика района и площадки исследовательского реактора ир
- •Историческая справка
- •Головные организации при сооружении ир ирт-т
- •Характеристика площадки
- •География и демография
- •Метеорология
- •Инженерно-геологические и гидрологические условия площадки
- •Сейсмичность площадки реактора
- •Влияние на безопасность ир явлений природного и
- •Здания и сооружения, размещенные на территории площадки реактора
- •Радиационная нагрузка персонала и населения в окрестности в нормальных условиях
- •Общие положения и подходы к проектированию зданий, сооружений, систем и элементов ир
- •2.1. Основные принципы и критерии безопасности
- •2.2. Технические мероприятия по обеспечению безопасности
- •2.2.1. Перечень контролируемых параметров
- •2.2.2. Контроль качества при изготовлении и монтаже наиболее важных узлов и устройств реактора
- •2.2.3. Периодическая проверка работоспособности систем и устройств реактора
- •Описание конструкции и характеристик ир ирт-т, его систем и оборудования
- •3.1. Общее описание реактора
- •3.1.1. Тип и назначение реактора, его основные параметры
- •3.1.2. Здание и оборудование реактора
- •Экспликация помещений
- •3.1.3. Классификация систем и элементов реактора
- •3.1.4. Системы и элементы нормальной эксплуатации реактора ирт-т
- •Системы и элементы безопасности реактора
- •3.1.6. Перечень оборудования и трубопроводов реактора ирт-т с подразделением их на классы безопасности и группы согласно нп-033-01 и пн аэ г-7-008-89 (Правил аэу).
- •3.1.7. Номенклатура оборудования и трубопроводов реактора ирт-т, подлежащих регистрации в Госатомнадзоре рф
- •3.2. Системы нормальной эксплуатации, важные для безопасности
- •3.2.1. Активная зона и отражатель
- •3.2.1.1. Характеристики ядерного топлива
- •3.2.1.2. Нейтроно-физические характеристики реактора
- •3.2.1.3. Теплогидравлические характеристики реактора
- •Система охлаждения реактора
- •3.2.2.1. Первый контур
- •Второй контур
- •3.2.2.3. Система водоподготовки и снабжения реактора обессоленной водой
- •3.2.2.4. Система очистки воды первого контура
- •3.2.2.5. Система охлаждения биологической защиты
- •Система контроля и управления
- •3.2.3.1. Система контроля мощности
- •3.2.3.2. Система управления
- •3.2.3.3. Система контроля технологических параметров
- •3.2.3.4. Система радиационного дозиметрического контроля
- •3.2.4. Биологическая защита
- •3.2.5. Экспериментальное оборудование и устройства
- •3.2.6. Система перегрузки топлива
- •3.2.7. Система электроснабжения
- •3.2.9. Спецканализация и очистка сбросных вод
- •3.2.10. Водоснабжение реактора и экспериментальных устройств
- •3.2.11. Оборудование для хранения топлива
- •3.2.11.1.Хранилище свежего топлива
- •3.2.11.2. Хранилище отработанного топлива
- •3.2.12. Оборудование для хранения радиоактивных отходов.
- •3.3. Системы безопасности.
- •3.3.1. Защитные системы безопасности.
- •3.3.1.1. Аварийная защита реактора.
- •3.3.1.2. Система аварийного охлаждения реактора.
- •3.3.1.3. Система пожаротушения
- •3.3.2. Управляющие системы безопасности
- •3.3.2.1. Аппаратура каналов защиты по превышению уровня и скорости изменения плотности нейтронного потока (мощности) реактора.
- •3.3.2.3. Система логики суз (система блокировок)
- •3.3.3. Локализирующие системы безопасности
- •3.3.3.1. Система спецканализации описана в п. 3.2.9.
- •3.3.3.3. Система спецвентиляции.
- •3.3.4. Обеспечивающие системы.
- •3.3.4.1. Система аварийного электроснабжения.
- •3.3.4.2. Система аварийного водоснабжения.
- •4. Анализ безопасности реактора
- •4.1. Основные принципы и критерии безопасности ир.
- •4.2. Перечень исходных событий аварий.
- •4.3. Анализ отдельных исходных событий проектных аварий.
- •4.3.1. Анализ последствий аварийной ситуации, возникающей при остановке насосов первого контура.
- •4.3.2. Анализ последствий аварийной ситуации, вызванной самопроизвольным извлечением органов регулирования.
- •4.3.3. Анализ последствий аварийной ситуации, вызванной незапланированным вводом положительной реактивности при проведении перегрузочных работ.
- •4.3.4. Разрывы горизонтальных экспериментальных каналов (гэКов) реактора.
- •4.3.4.1. Разрыв радиального гэка диаметром 100 мм
- •4.3.4.2. Разгерметизация касательного канала гэк-4 диаметром 150 мм.
- •Разрывы трубопроводов первого контура системы теплоотвода от реактора
- •4.3.5.1. Разрыв всасывающего трубопровода после задерживающей емкости.
- •4.3.5.2. Разрыв всасывающего трубопровода после биологической защиты.
- •4.3.5.3. Разрыв напорного трубопровода в точке "в".
- •4.3.5.4. Разрыв трубопровода между одним из насосов и напорным коллектором.
- •4.3.6. Нарушение герметичности тепловыделяющего элемента.
- •4.3.7. Заклинивание рабочих органов суз.
- •Блокировка расхода теплоносителя через твс (проектная авария с максимальными радиационными последствиями).
- •Разгерметизация перегородки между верхней и нижней полостью бака.
- •Разгерметизация генератора активности радиационного контура.
- •Разгерметизация фланцевого соединения радиационного контура.
- •Разгерметизация фланцевого соединения гэк-1.
- •Падение груза на настил бассейна реактора.
- •Пожар в пультовой реактора, приводящий к обрывам и коротким замыканиям в цепях управления и защиты.
- •Разрушение опорной решетки активной зоны.
- •Отключение второго контура охлаждения.
- •Анализ отдельных исходных событий запроектных аварий.
- •4.4.1. Разрыв касательного гэка диаметром 150 мм.
- •4.4.1.1. Радиационные последствия разрыва касательного гэКа-1
- •4.4.2. Оценка возможности образования критических масс при запроектных авариях с расплавлением активной зоны ир.
- •4.4.3. Анализ безопасности ир при потере внешних и внутренних источников электроэнергии.
- •4.4.4. Анализ последствий аварийной ситуации, возникающей при остановке насосов первого контура с наложением полного отказа аварийной защиты.
- •4.4.5. Анализ последствий аварийной ситуации, вызванной самопроизвольным извлечением стержня автоматического регулирования при полном отказе аварийной защиты.
- •4.4.6. Анализ последствий запроектной аварии, вызванной незапланированным вводом положительной реактивности при проведении перегрузочных работ.
- •4.5. Анализ ответов суз на возможные неисправности.
- •4.5.1. Структура суз и характеристики используемых каналов даны в п. 3.2.3.
- •4.5.2. В данном разделе проведен анализ отказов в суз и их последствий по основным функциям системы, обеспечивающим безопасность реактора.
- •4.5.3. Анализ отказов в суз по функции аз.
- •4.5.4. Отказы в системе автоматического регулирования мощности.
- •4.5.5. Влияние отказов в источниках питания суз на их выходные параметры.
- •4.5.6. Влияние единичных отказов в логических и исполнительных цепях суз на ее работу.
- •4.5.7. Влияние отказов в длинных линиях по общей причине на ответы в аппаратуре суз.
- •Организация эксплуатации.
- •5.2. Ремонтные и перегрузочные работы.
- •5.2.1. Регламент проведения ремонтных работ.
- •5.2.3. Регламент проведения перегрузочных работ.
- •Загрузка новой активной зоны реактора.
- •5.3.1. Физический пуск реактора.
- •5.3.2. Энергетический пуск.
- •Эксплуатационные пределы и пределы безопасной эксплуатации.
- •Условия безопасной эксплуатации. Поддержание условий безопасной эксплуатации.
- •7.1. Планово-профилактические работы (ппр), контроль металла, технические освидетельствования оборудования и трубопроводов ир ирт-т.
- •7.2. Госповерка приборов суз и кип, испытания и проверка функционирования систем безопасности.
- •7.3. Внесение изменений в конструкцию систем и элементов. Изменение пределов и условий безопасной эксплуатации ир.
- •7.4. Проведение ядерно-опасных и исследовательских работ на ир ирт-т.
- •7.5. Перечень отступлений от нормативных документов:
- •7.5.1. Фильтры очистки воды первого контура.
- •Задерживающая емкость первого контура.
- •7.5. 3. Всасывающий трубопровод первого контура.
- •Трубопроводы второго контура, расположенные под землей.
- •Система аварийного расхолаживания.
- •Задерживающая емкость первого контура.
- •Корпуса гцн (х280/29т).
- •Оборудование и трубопроводы первого контура.
- •Арматура I контура.
- •Крепеж фланцевых соединений.
- •Предохранительные устройства.
- •Сварные соединения фланцев на трубопроводах.
- •Радиационная безопасность. Система радиационного контроля на ир.
- •9.Учет и контроль ядерных материалов (ям).
- •9.2. Описание системы учета и контроля ям.
- •9.3. Ответственность за учет и контроль ям, проведение физической инвентаризации.
- •10. Безопасность при обращении и транспортировании радиоактивных отходов.
- •11. Физическая защита. Меры по охране ир
- •11.1. Инженерно-технические средства физической защиты ир.
- •11.2. Организационные мероприятия по физической защите ир.
- •12. План аварийных мероприятий.
- •12.1. Основные понятия и определения аварийных состояний на реакторе.
- •12.2. Действия персонала при возникновении предаварийных ситуаций.
- •12.3. Действия персонала при незапланированном вводе положительной реактивности.
- •12.4. Действия персонала при повреждении оболочек твэлов в активной зоне реактора.
- •12.5. Действия персонала при разгерметизации горизонтального экспериментального канала.
- •12.6. Действия персонала при блокировке расхода теплоносителя через твс.
- •12.7. Действия персонала при разгерметизации трубопроводов или оборудования первого контура.
- •12.8. Действия персонала при отказах приборов и оборудования технологических систем реактора.
- •12.9. Действия персонала при выпадении облученных материалов или изделий из контейнера при его транспортировке внутри здания.
- •12.10. Действия персонала при исчезновении напряжения 380в (основного источника энергоснабжения).
- •12.11. Действия персонала реактора при возникновении пожара.
- •12.12. Действия персонала реактора при возникновении запроектной аварии.
- •12.13. Тренировки персонала реактора.
- •13. Обеспечение качества.
- •13.2. Ведение технологических процессов.
- •Ремонт оборудования и систем.
- •Метрологическое обеспечение эксплуатации и испытаний.
- •13.5. Периодические опробования и испытания систем и оборудования.
- •13.6. Получение, обращение и хранение материалов и оборудования.
- •13.7. Ведение эксплуатационной документации.
- •13.8. Организация сбора, обобщения данных о дефектах, отказах оборудования, нарушений в работе ир, передача информации проектным организациям, органам надзора.
- •Определение состояния эксплуатируемого оборудования и систем, замена оборудования (эксплуатационный контроль металла, контроль технологических параметров).
- •13.10. Работа с персоналом ир (подготовка персонала, аттестация, повышение квалификации).
- •13.11. Авторский надзор за эксплуатацией.
- •13.12. Выполнение мероприятий по повышению надежности и безопасности ир.
- •13.13. Замена приборов, средств информационно-вычислительной техники, модернизация ир.
- •13.14. Выполнение мероприятий по гражданской обороне.
- •13.15. Проведение ревизий, пересмотр программы.
- •14. Вывод ир из эксплуатации.
- •14.1. Предельные сроки работы основного оборудования.
- •15. Перечень нормативной документации, требования которой распространены на ир.
3.2.1.3. Теплогидравлические характеристики реактора
Гидравлические характеристики 8-ми и 6-ти трубной ТВС типа ИРТ-ЗМ (значение скоростей вода в зазорах между твэлами и расходов воды через ТВС) при перепаде давления на активной зоне 3,4 м вод. столба приведены в таблице 10. Значения скоростей определены в результате экспериментов [4] на специальном стенде, значения расходов - расчетные.
Расход воды через реактор для рабочей загрузки и отдельные составляющие этого расхода при перепаде давления на активной зоне 3,4 м.вод. столба, полученные расчетным путем, приведены в таблице 11.
Поскольку поверхность теплоотдачи 8-ми трубной ТВС составляет 1,56 м2, а 6-ти трубной ТВС - 1,37 м 2, то поверхности теплоотдачи активной зоны равны:
- для начальной загрузки (рис. 16) - 20,3 м2 ;
- для рабочей загрузки (рис. 17,18) - 29,6 м2.
Наиболее теплонапряженной ТВС в каждой загрузке активной зоны является ТВС, у которой произведение мощности в относительных единицах на коэффициент неравномерности энерговыделения по сечению, деленное на поверхность теплоотдачи ТВС максимально.
В частности:
- в начальной рабочей загрузке из 14 "свежих" ТВС (рис. 16.) наиболее теплонапряженной является восьмитрубная ТВС в ячейке 4-3;
- в рабочей загрузке из 20 "свежих" ТВС (рис. 17) наиболее теплонапряженной является восьмитрубная ТВС в ячейке 5-3, а при достижении выгораний, указанных на рис. 13 - шеститрубная ТВС в ячейке 6-3;
Таблица 10.
Гидравлические характеристики ТВС при перепаде давления на активной зоне 3,4 м вод. ст.
Наименование параметра |
Значение параметра |
|
8-ми трубная ТВС |
6-ти трубная ТВС |
|
Расход теплоносителя через ТВС, м3/час |
33,2 |
28,9 |
Скорости в зазорах, м/с: зазор снаружи ТВС |
2,96 |
2,96 |
Зазор между 1-м и 2-м твэлами *) |
2,74 |
2,74 |
Зазор между 2-м и 3-м твэлами *) |
3,00 |
3,00 |
Зазор между 3-м и 4-м твэлами *) |
3,12 |
3,12 |
Зазор между 4м и 5-м твэлами *) |
2,99 |
2,99 |
Зазор между 5-м и 6м твэлами *) |
3,50 |
3,50 |
Зазор между 6-м и 7-м твэлами *) |
3,42 |
-
|
Зазор между 7-м и 8-м твэлами *) |
3,16 |
-
|
Зазор между 8-м твэлом и вытеснителем |
3,40 |
- |
проход внутри вытеснителя |
0,61 |
-
|
зазор между б -м твэлом и каналом стержня СУЗ |
-
|
3,42 |
зазор между корпусом канала и стержнем СУЗ. |
- |
1,38 |
*) Считая снаружи.
Таблица 11 |
Расходы (м3/ч) через элементы реактора для загрузок из 14 и 20 ТВС |
Загрузка рабочая из 20 ТВС (рис. 17, 18) = 3,4 м вод. столба |
Расход через все элементы |
231,1 |
398,8 |
142,6 |
40,0 |
14,3 |
73,8 |
- |
900 |
Расход через один элемент |
28,9 |
33,2 |
6,20 |
10,0 |
14,3 |
36,9 |
9,2 |
||||
Число элементов |
8 |
12 |
23 |
4 |
1 |
2 |
- |
||||
Загрузка начальная рабочая из 14 ТВС (рис. 16) = 4.8 м вод. столба |
Расход через все элементы |
274,6 |
236,9 |
169,3 |
47,8 |
16,9 |
87,6 |
65,7 |
900 |
||
Расход через один элемент |
34,3 |
39,5 |
7,36 |
11,9 |
16,9 |
43,8 |
10,9 |
||||
Число элементов |
8 |
6 |
23 |
4 |
1 |
2 |
6 |
||||
Одиночный элемент при = 1 м вод. столба |
15,67 |
18,02 |
3,36 |
5,45 |
7,70 |
20 |
5 |
|
|||
Наименование элемента |
Шеститрубные ТВС |
Восьмитрубные ТВС |
Блоки сплошные |
Блоки с отверстием и каналом (пробкой) 44 мм |
Блок с отверстием и каналом АР |
Блоки ловушки с отверстием и пробками 96 и 44 мм |
Вытеснители, заполненные водой |
Суммарный расход через реактор |
|||
|
Активная зона |
Отражатель |
|
Расчет температур твэлов был выполнен по программе ASTRA [5] . Эта программа рассматривает малый сектор, выделенный из ТВС с наиболее теплонапряженной стороны. В ней последовательно рассматриваются 11 сечений, начиная от входного и кончая выходного (высота активной зоны считается разбитой на 10 участков). В каждом сечении для каждого твэла находятся температуры:
- на внутренней поверхности твэла
;
- на наружной поверхности твэла
;
- на внутренней границе сердечника с оболочкой
;
- на наружной границе сердечника с оболочкой
;
- максимальная температура сердечника
.
В формулах:
tж1, tж2 - температуры жидкости внутри и снаружи твэла;
r01, r02 - внутренний и наружный радиусы твэла;
rT1 rT2 - внутренний и наружный радиусы сердечника;
qL1, qL2 - тепловые потоки через внутреннюю и наружную поверхности, отнесенные к 1 м длины твэла и 1 радиану азимутального угла;
0, 1 - коэффициенты теплопроводности оболочки и топливного слоя;
rM - нейтральный радиус, служащий "разделителем" тепловых потоков наружу и внутрь.
После расчета каждого сечения определяются температуры жидкости в зазорах следующего по ходу воды сечения
где tw(l, j) - температура жидкости j-го зазора в l-м сечении;
qLB(l, j)- тепловой поток (на 1 м длины) на внутренней поверхности j-го зазора в l-м сечении;
qLH(l, j)- то же на наружной поверхности;
Gj - расход теплоносителя через j-й зазор;
C - теплоемкость жидкости;
h - шаг по длине;
K - поправочный коэффициент.
В каждом сечении для наружных и внутренних поверхностей твэлов находятся коэффициенты запаса до поверхностного кипения
,
где t0- температура поверхности;
tвх- температура воды на входе в зону;
tнк- температура начала поверхностного кипения, определяемая по формуле Форстера и Грейфа [5|:
tнк = ts+2.04q0.35 p-0.23,
где ts - температура насыщения при давлении p;
q - локальная плотность теплового потока (кВт/м2);
p - локальное давление (бар).
Минимальное по поверхности теплоотдачи ТВС (или активной зоны в целом) значение коэффициента запаса до кипения считается коэффициентом запаса для ТВС (или зоны). Это значение не должно быть меньше минимально допустимого, принимаемого равным 1,4.
Расчет с помощью программы ASTRA производился на компьютере IВМ-РС-АТ.
Коэффициент неравномерности энерговыделения по высоте активной зоны составляет 1,26, по сечению (рис. 18) - 1,78.
Коэффициент теплопроводности оболочек и сердечников твэлов равны соответственно 0,17 и 0,1 кВт/м.°С.
Наиболее важные теплогидравлические параметры реактора приведены в таблице 12.
Распределение температуры воды вдоль зазоров, температур поверхности оболочек и температур внутри сердечников вдоль твэлов показано на рис. 24 для наиболее теплонапряженной ТВС в рабочей загрузке (рис. 18). Для других загрузок распределения аналогичны. Распределение плотности теплового потока на поверхности оболочек вдоль твэлов этой же ТВС показано на рис. 25. Из этих рисунков видно, что максимальная температура поверхности оболочки. Достигается на внутренней стороне первого (снаружи) твэла, а максимальная плотность теплового потока на наружной стороне первого твэла. Максимум температуры расположен на расстоянии ~ 0,75, а максимум плотности теплового потока - на расстоянии ~0,6 от верха зоны.
На основе теплогидравлических, расчетов показано, что при коэффициенте запаса до поверхностного кипения 1,4 для рабочей загрузки из 20 ТВС:
допустимая мощность реактора составляет 11,5 МВт;
максимальная плотность теплового потока составляет при этом 820 кВт/м2, а максимальная температура поверхности твэла -104°С.
При мощности реактора, равной 6 МВт, коэффициент запаса до поверхностного кипения будет равен 2,42. При этом максимальная плотность теплового потока составляет 427 кВт/м2, а максимальная температура поверхности твэла - 77°С.
Для начальной рабочей загрузки из 14 ТВС при той же мощности коэффициент запаса составит 1,81, максимальная плотность теплового потока - 690 кВт/м2 , а максимальная температура поверхности твэла - 89°С.
Тепловой режим сменного блока бериллиевого отражателя характеризуется следующими параметрами (при мощности 6 МВт):
- максимальная температура в центре блока. - 60 С;
- максимальная температура на поверхности - 53°С;
- коэффициент теплопроводности бериллия - 0,175 кВт/м°С;
- скорость теплоносителя в зазоре - 3,4 м/с;
- энерговыделение в бериллии -6 Вт/см3;
- коэффициент теплоотдачи - 21 кВт/м2 С.
Тепловой режим стержня СУЗ с поглотителем из карбида бора и оболочкой из нержавеющей стали характеризуется следующими параметрами:
- энерговыделение среднее по объему поглотителя |
- 42 Вт/см3; |
- скорость теплоносителя, омывающего стержень |
- 1,38 м/с; |
- коэффициент теплоотдачи |
- 10 кВт/м2 . С; |
- максимальная температура на поверхности оболочки |
- 70°С; |
- максимальная температура на поверхности поглотителя *) |
- 192 С; |
- максимальная температура на оси поглотителя *) |
- 300°С. |
*) При гелиевом зазоре между таблеткой и оболочкой 0,15 мм.
Таблица 12
Теплогидравлические параметры реактора
№ п/п |
|
Начальная рабочая загрузка из 14 "свежих" ТВС (рис. 16) |
Рабочая загрузка из 20 ТВС со средним выгоранием ~30% (рис. 18) |
|
1. |
Мощность реактора, кВт |
6000 |
11500 |
6000 |
2. |
Максимальная расчетная плотность теплового потока, кВт/м2. |
690 |
820 |
427 |
3. |
Перепад давления на активной зоне, м вод. cтолба. |
4,8 |
3,4 |
3,4 |
4. |
Расход воды через реактор (в первом контуре), м3/ч. |
900 |
900 |
900 |
5. |
Температура воды на входе в активную зону, °С |
45 |
45 |
45 |
6. |
Температура воды на выходе из активной зоны, °С |
51 |
56 |
51 |
7. |
Максимальная расчетная температура поверхности твэла, °С |
89 |
104 |
77 |
8. |
Максимальная расчетная температура сердечника твэла, °С |
92 |
108 |
79 |
9. |
Коэффициент теплоотдачи на поверхности твэла, кВт/м2/°С |
23 |
22 |
19 |
10. |
Температура начала поверхностного кипения, °С |
125 |
128 |
123 |
11. |
Коэффициент запаса до поверхностного кипения |
1,81 |
1,4 |
2,42 |
12. |
Расход воды во втором контуре, м3 /ч |
950 |
950 |
950 |
13. |
Температура воды второго контура до теплообменников, °С |
25 |
25 |
25 |
14. |
Температура воды второго контура после теплообменников, °С 30 |
30 |
35 |
30 |
|
|
||||||||||||||||||||||||
---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
45.0 |
56.6 |
57.3 |
56.5 |
45.0 |
53.9 |
54.5 |
53.9 |
45.0 |
52.2 |
52.7 |
52.2 |
45.0 |
51.5 |
51.9 |
51.5 |
45.0 |
50.7 |
51.0 |
50.6 |
45.0 |
49.9 |
50.3 |
50.0 |
45.0 |
|
45.9 |
58.1 |
58.9 |
58.1 |
45.9 |
55.3 |
55.9 |
55.2 |
45.7 |
53.4 |
53.9 |
53.3 |
45.5 |
52.4 |
62.9 |
62.5 |
45.5 |
51.5 |
51.9 |
51.4 |
45.4 |
50.6 |
51.0 |
50.6 |
45.2 |
|
47.0 |
62.4 |
63.5 |
62.5 |
46.9 |
58.9 |
59.7 |
58.8 |
46.4 |
56.2 |
56.9 |
56.2 |
46.2 |
55.0 |
55.6 |
55.0 |
46.1 |
53.8 |
54.3 |
53.7 |
45.9 |
52.5 |
53.0 |
52.5 |
45.5 |
|
48.3 |
67.0 |
68.4 |
67.1 |
48.1 |
62.6 |
63.6 |
62.5 |
47.4 |
59.3 |
60.2 |
59.3 |
47.0 |
57.8 |
58.5 |
57.8 |
46.8 |
56.2 |
56.8 |
56.1 |
46.5 |
54.5 |
55.1 |
54.5 |
45.8 |
|
49.9 |
70.7 |
72.3 |
70.9 |
49.6 |
65.7 |
66.8 |
65.6 |
48.8 |
61.9 |
62.8 |
61.8 |
48.0 |
60.0 |
60.9 |
60.0 |
47.7 |
58.1 |
58.9 |
58.0 |
47.2 |
56.1 |
56.9 |
56.1 |
46.2 |
|
51.7 |
74.0 |
75.7 |
74.1 |
51.3 |
68.4 |
69.6 |
68.2 |
49.9 |
64.1 |
65.1 |
64.0 |
49.1 |
61.9 |
62.9 |
62.0 |
48.6 |
59.8 |
60.6 |
59.7 |
48.0 |
57.5 |
58.3 |
57.5 |
46.6 |
|
53.6 |
76.3 |
78.0 |
76.4 |
53.1 |
70.5 |
71.7 |
70.3 |
51.3 |
65.8 |
66.9 |
65.7 |
50.2 |
63.4 |
64.4 |
63.5 |
49.6 |
61.1 |
61.9 |
61.0 |
48.9 |
58.5 |
59.3 |
58.4 |
47.0 |
|
55.4 |
77.3 |
78.9 |
77.4 |
54.9 |
71.4 |
72.5 |
71.1 |
52.7 |
66.5 |
67.5 |
66.4 |
51.4 |
64.0 |
65.0 |
64.0 |
50.7 |
61.6 |
62.4 |
61.5 |
49.7 |
58.8 |
59.6 |
58.7 |
47.5 |
|
57.2 |
77.0 |
78.5 |
77.1 |
56.5 |
71.3 |
72.3 |
71.0 |
54.0 |
66.4 |
67.3 |
66.3 |
52.5 |
63.9 |
64.8 |
63.9 |
51.6 |
61.5 |
62.2 |
61.4 |
50.5 |
58.6 |
59.3 |
58.4 |
48.0 |
|
58.8 |
75.7 |
77.0 |
75.8 |
58.0 |
70.4 |
71.2 |
70.1 |
55.2 |
65.6 |
66.4 |
65.6 |
53.5 |
63.2 |
63.9 |
63.1 |
52.5 |
60.8 |
61.4 |
60.6 |
51.2 |
57.9 |
58.4 |
57.7 |
48.4 |
|
60.1 |
75.6 |
76.8 |
75.7 |
59.3 |
70.5 |
71.2 |
70.2 |
56.2 |
65.7 |
66.4 |
65.5 |
54.3 |
63.2 |
63.8 |
63.1 |
53.2 |
60.8 |
61.4 |
60.6 |
51.8 |
57.8 |
58.2 |
57.5 |
48.7 |
|
|
|
|
|
|||||||||||||||||
---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
197 |
187 |
|
143 |
154 |
|
124 |
128 |
|
114 |
110 |
|
96 |
108 |
|
94 |
93 |
|
|
211 |
203 |
|
154 |
167 |
|
133 |
139 |
|
122 |
120 |
|
103 |
117 |
|
100 |
102 |
|
|
275 |
262 |
|
198 |
219 |
|
171 |
182 |
|
158 |
156 |
|
133 |
152 |
|
129 |
134 |
|
|
340 |
325 |
|
244 |
272 |
|
212 |
225 |
|
196 |
193 |
|
164 |
189 |
|
157 |
169 |
|
|
387 |
371 |
|
276 |
312 |
|
240 |
258 |
|
222 |
221 |
|
186 |
216 |
|
177 |
193 |
|
|
420 |
405 |
|
298 |
342 |
|
260 |
282 |
|
241 |
241 |
|
201 |
237 |
|
191 |
213 |
|
|
434 |
420 |
|
307 |
356 |
|
267 |
294 |
|
248 |
251 |
|
207 |
246 |
|
194 |
224 |
|
|
419 |
409 |
|
294 |
349 |
|
257 |
287 |
|
239 |
245 |
|
199 |
241 |
|
185 |
221 |
|
|
381 |
374 |
|
263 |
323 |
|
232 |
265 |
|
217 |
224 |
|
179 |
222 |
|
164 |
207 |
|
|
327 |
322 |
|
219 |
284 |
|
196 |
230 |
|
184 |
195 |
|
151 |
193 |
|
135 |
183 |
|
|
300 |
298 |
|
199 |
265 |
|
177 |
216 |
|
169 |
181 |
|
137 |
180 |
|
120 |
174 |
|
|
|