zunia.vn

Tuyển sinh 2024 dành cho Gen-Z

zunia.vn

» Kỹ Thuật - Công Nghệ

» Năng lượng

Mô phỏng phân bố thông lượng neutron và suất liều bức xạ trên kênh ngang số 1 của Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt

Chia sẻ: _ _ | Ngày: | Loại File: PDF | Số trang:7

Báo xấu

9
lượt xem 5
download

Download Vui lòng tải xuống để xem tài liệu đầy đủ

Kênh ngang số 1 của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt đã được đưa vào sử dụng với dòng neutron nhiệt nhằm phục vụ các nghiên cứu về số liệu cấu trúc hạt nhân. Bài viết trình bày việc mô phỏng phân bố thông lượng neutron và suất liều bức xạ trên kênh ngang số 1 của Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt.

Chủ đề:

Bình luận(0) Đăng nhập để gửi bình luận!

Lưu

Nội dung Text: Mô phỏng phân bố thông lượng neutron và suất liều bức xạ trên kênh ngang số 1 của Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt

Tiểu ban B: Vật lý hạt nhân, Số liệu hạt nhân, Phân tích hạt nhân và Máy gia tốc Section B: Nuclear physics, Nuclear data, Nuclear analysis and Accelerator MÔ PHỎNG PHÂN BỐ THÔNG LƯỢNG NEUTRON VÀ SUẤT LIỀU BỨC XẠ TRÊN KÊNH NGANG SỐ 1 CỦA LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN ĐÀ LẠT PHAN BẢO QUỐC HIẾU*, TRỊNH VĂN CƯỜNG, PHẠM NGỌC SƠN Viện nghiên cứu hạt nhân, 01, Nguyên Tử Lực, Đà Lạt Email: pbqhieu@gmail.com Tóm tắt: Kênh ngang số 1 của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt đã được đưa vào sử dụng với dòng neutron nhiệt nhằm phục vụ các nghiên cứu về số liệu cấu trúc hạt nhân. Tổ hợp phin lọc tạo ra chùm neutron nhiệt bao gồm tinh thể sapphire kết hợp với tinh thể bismuth có bề dày lần lượt là 15 cm và 6 cm. Phân bố thông lượng neutron tại các vị trí được mô phỏng tính toán bởi chương trình PHITS phiên bản 3.20 và so sánh với kết quả thực nghiệm sử dụng phương pháp kích hoạt lá dò vàng. Sau đó, phân bố thông lượng được áp dụng để mô phỏng đánh giá suất liều hiệu dụng neutron và gamma cho không gian xung quanh các thiết bị thí nghiệm trên kênh ngang số 1. Kết quả mô phỏng được đánh giá bằng cách so sánh với các giá trị suất liều neutron và gamma được đo bằng máy đo liều tại một số vị trí. Các kết quả so sánh cho thấy sự phù hợp tốt của các kết quả mô phỏng. Giá trị thông lượng neutron nhiệt mô phỏng tại ví trí lối ra chùm neutron là 6.64 × 106 (𝑛/ 𝑐𝑚2 . 𝑠 −1 ), suất liều bức xạ tại các vị trí nhân viên thường xuyên tiếp xúc đạt dưới 5 𝜇𝑆𝑣/ℎ, đảm bảo điều kiện an toàn trong quá trình vận hành thí nghiệm. Từ khóa: PHITS, mô phỏng Monte Carlo, suất liều bức xạ. Abstract: This paper presents the simulation results of neutron flux distribution and radiation dose rate for the outer area of the channel No.1 of the Dalat Nuclear Research Reactor. A new combination of neutron filters including 15 cm of sapphire crystal and 6 cm of bismuth crystal in thickness had been designed and installed at the channel No.1 for producing a thermal neutron beam. The neutron flux distribution was simulated by the Monte Carlo code PHITS 3.20 and validated by experimental measurements using the gold foil activation method. The validated neutron spectrum was applied to simulate the effective neutron and gamma dose rate for the outer area of the channel. By comparison with measurement results, the simulation results show a good agreement with experimental results. The thermal neutron flux at the beam port is 6.64 × 106 (𝑛/𝑐𝑚2 . 𝑠 −1 ), and effective dose rate below 5 𝜇𝑆𝑣/ℎ for the working area. Keywords: PHITS, effective dose rate, Monte Carlo simulation 1. GIỚI THIỆU Các chùm neutron trên các kênh ngang của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt đang được sử dụng với mục đích thí nghiệm đo đạc các tham số hạt nhân. Chùm neutron được sinh ra phần lớn bởi phản ứng phân hạch của đồng vị 235U sau đó tới các thiết bị thí nghiệm thông qua các kênh ngang. Phân bố thông lượng của chùm neutron từ lò phản ứng thường có năng lượng trải dài dải từ vùng năng lượng nhiệt cho tới khoảng dưới 10MeV. Để tiến hành các thí nghiệm với các chùm neutron có năng lượng nhất định, thông thường các kỹ thuật thời gian bay (TOF), monochromator, phin lọc neutron, hoặc kết hợp các kỹ thuật trên và lắp đặt các thiết bị trên các kênh neutron để tạo ra các chùm neutron với năng lượng mong muốn. Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt được thiết kế bao gồm 4 kênh ngang, trong đó kênh ngang số 2, số 3, và số 4 đã được sử dụng với các chùm neutron được tạo ra bởi các tổ hợp phin lọc trình bày ở [1]. Để tạo ra chùm neutron nhiệt trên các kênh ngang, hiện tại cấu hình phin lọc bao gồm 80 cm tinh thể silic kết hợp với 3 cm tinh thể bismuth đang được lắp đặt trên kênh ngang số 2, 60 cm tinh thể silic được sử dụng trên kênh ngang số 3, và tổ hợp 60 cm tinh thể silic kết hợp với các phin lọc lưu huỳnh và titan được lắp đặt trên kênh ngang số 4. Với kế hoạch mở và sử dụng kênh ngang số 1, chúng tôi đã nghiên cứu và thiết kế để tạo ra chùm neutron nhiệt nhằm lắp đặt hệ phổ kế trùng phùng gamma kỹ thuật số phục vụ các nghiên cứu vật lý hạt nhân thực nghiệm. Chùm neutron nhiệt ở kênh ngang số 1 được thiết kế sử dụng tổ hợp phin lọc bằng tinh thể sapphire và bismuth, hai loại tinh thể được sử dụng phổ biến để tạo ra chùm neutron nhiệt tại các lò phản ứng nghiên cứu trên thế giới [2], [3], và kỳ vọng đạt thông lượng cỡ từ 106 − 107 (𝑛/𝑐𝑚2 . 𝑠 −1 ) tại vị trí đặt bia mẫu. Các tính toán mô phỏng Phân bố thông lượng neutron tại vị trí đặt bia mẫu và phân bố suất liều an toàn bức xạ được tính toán bằng chương trình mô phỏng Monte Carlo PHITS phiên bản 3.20 [4]. Chương trình PHITS được phát triển và kiểm chứng bởi JAEA kết hợp với một số viện nghiên cứu uy tín trên thế giới [5], do đó PHITS là công cụ tin cậy trong việc ứng dụng tính toán thiết kế các các thiết bị thí nghiệm. 119
Tuyển tập báo cáo Hội nghị Khoa học và Công nghệ hạt nhân toàn quốc lần thứ 14 Proceedings of Vietnam conference on nuclear science and technology VINANST-14 2. PHƯƠNG PHÁP Chương trình PHITS 3.20 đã được sử dụng để mô phỏng tính toán Phân bố thông lượng neutron tại vị trí bia mẫu, đồng thời tính toán phân bố suất liều neutron và gamma xung quanh các thiết bị thí nghiệm bên ngoài kênh ngang số 1. Để lựa chọn cấu hình tổ hợp phin lọc cho các phép mô phỏng, chúng tôi đã tiến hành khảo sát sự suy giảm thông lượng neutron và gamma khi đi qua các bề dày phin lọc khác nhau. Đối với neutron, chúng tôi đã khảo sát sự suy giảm của hai nhóm năng lượng neutron nhiệt và neutron nhanh. Hình 1 trình bày kết quả khảo sát sự suy giảm cường độ neutron và gamma qua các bề dày phin lọc khác nhau. Dựa vào kết quả khảo sát và các kích thước sản phẩm phin lọc có trên thị trường, chúng tôi lựa chọn bề dày phin lọc đối với sapphire và bismuth lần lượt là 15 cm và 6 cm để tiến hành mô phỏng tính toán phân bố phổ thông lượng neutron và suất liều an toàn bức xạ trên kênh ngang số 1. Hình 1. Sự suy giảm của gamma (a) và neutron (b) theo bề dày phin lọc Chương trình mô phỏng PHITS sử dụng thư viện số liệu tiết diện phản ứng JENDL-4.0 [6] trong khai báo các vật liệu, riêng thư viện số liệu tiết diện phản ứng của phin lọc sapphire và bismuth đã được xử lý từ thư viện ENDF/B-VII.1 [7] bởi chương trình NJOY2016 [8] nhằm tính toán chính xác số liệu tiết diện phản ứng phi đàn hồi của các vật liệu dạng tinh thể đối với neutron [9]. Bề dày các phin lọc được khai báo cùng với toàn bộ cấu hình hình học của các khối chuẩn trực, tường lò phản ứng, và các khối che chắn an toàn bức xạ bên ngoài kênh ngang như Hình 3. Nguồn neutron được sử dụng trong tính toán này có phân bố được tính toán từ chương trình MCNP tại vị trí cách tâm vùng hoạt 55 cm với thông lượng tổng 5.26 × 1011 (𝑛/𝑐𝑚2 . 𝑠 −1 ) và có phân bố như Hình 2 (a). Sau đó, phân bố thông lượng neutron được chuẩn hoá bằng thực nghiệm và được sử dụng để tính toán suất liều hiệu dụng neutron cho không gian bên ngoài kênh ngang. Ngoài ra, suất liều gamma cũng được đánh giá bằng phương pháp mô phỏng sử dụng chương trình PHITS. Nguồn phát gamma sử dụng trong mô phỏng được tính toán bằng chương trình ORIGEN2 [10] tại vị trí cách tâm vùng hoạt 55 cm với thông lượng tổng là 5.45 × 1013 (𝛾/𝑐𝑚2 . 𝑠 −1 ) có phân bố biểu diễn ở Hình 2 (b). Để giảm thời gian tính toán và tăng độ chính xác cho các phép mô phỏng, chúng tôi đã khai báo nguồn phát neutron ở dạng nguồn đĩa phát đồng nhất với góc 5 độ theo hướng từ vùng hoạt của lò phản ứng ra ngoài kênh ngang. Tuy nhiên, để đảm bảo tính chính xác của phép mô phỏng, giá trị thông lượng tổng của nguồn phát neutron đã được chuẩn hoá bằng cách xác định giá trị hệ số nhân nguồn phát. Tại vị trí lối ra của neutron, giá trị thông lượng neutron nhiệt đo được bằng phương pháp kích hoạt lá dò vàng là 6.68 × 106 (𝑛/𝑐𝑚2 . 𝑠 −1 ). Giá trị thông lượng đo bằng thực nghiệm được dùng để xác định hệ số chuẩn hoá của nguồn phát trong mô phỏng. Cụ thể, nguồn phát neutron đồng nhất với góc phát 5 độ có hệ số nhân 5.38 × 1010 cho kết quả thông lượng tại vị trí cửa kênh ngang có thông lượng 6.64 × 106 (𝑛/𝑐𝑚2 . 𝑠 −1 ), hệ số nhân này được áp dụng để khai báo nguồn phát neutron trong các phép mô phỏng tính toán suất liều. Đối với các phép mô phỏng suất liều an toàn bức xạ, do thành phần ống chuẩn trực, tường lò phản ứng, và các khối cản xạ có bề dày lớn với khả năng hấp thụ neutron và gamma mạnh gây sai số thống kê cao cho các kết quả khi mô phỏng, do đó chúng tôi đã áp dụng kỹ thuật giảm phương sai cho các tính toán. Kỹ thuật giảm phương sai được áp dụng là kỹ thuật tạo các giá trị cửa sổ trọng số tương ứng với các loại bức xạ thông qua việc chia lưới cấu hình hình học theo hệ trục toạ độ không gian khai báo trong chương 120
Tiểu ban B: Vật lý hạt nhân, Số liệu hạt nhân, Phân tích hạt nhân và Máy gia tốc Section B: Nuclear physics, Nuclear data, Nuclear analysis and Accelerator trình PHITS. Sau đó, các phép mô phỏng được tiến hành lặp lại nhiều lần, phép mô phỏng sau sử dụng giá trị ouput và cửa sổ trọng số cuả phép mô phỏng trước để lặp lại quá trình tính toán nhằm giảm sai số tương đối của kết quả. Quá trình tính toán dừng lại khi sai số tương đối đạt dưới 5%. (a) (b) Hình 2. Phân bố phổ neutron (a) và gamma (b) sử dụng cho nguồn phát trong mô phỏng Phân bố thông lượng neutron và suất liều bức xạ neutron và gamma đã được mô phỏng tính toán sử dụng tally [T-Track] cung cấp bởi chương trình PHITS. Phân bố thông lượng neutron được tính toán tại các vị trí cách nhau 20 cm từ vị trí sát tường lò phản ứng cho tới vị trí cách tường lò 150 cm nhằm đánh giá vị trí đặt bia mẫu phù hợp. Để tính toán suất liều bức xạ, chúng tôi đã sử dụng bảng chuyển đổi giá trị thông lượng sang giá trị suất liều hiệu dụng áp dụng lần lượt các bảng giá trị chuyển đổi ANSI/ANS-6.1.1-1977 và ANSI/ANS6.1.1-1977 [11] tương ứng cho bức xạ neutron và gamma. Bảng giá trị chuyển đổi này được đưa trực tiếp vào tập tin input của chương trình PHITS dưới dạng các hệ số nhân áp dụng cho các nhóm bức xạ có năng lượng tương ứng. Phân bố suất liều neutron và gamma được mô phỏng tại các vị trí mặt phẳng vuông góc với chùm neutron, và mặt phẳng ngang đi qua tâm chùm neutron nhằm đánh giá tổng thể giá trị suất liều neutron và gamma tại các vị trí bên ngoài kênh ngang. Hình 3. Mô tả cấu hình hình học thiết kế (a) và cấu hình mô phỏng (b) của kênh ngang số 1. 3. KẾT QUẢ VÀ THẢO LUẬN Phân bố thông lượng neutron tại vị trí lối ra của chùm neutron được tính toán với nguồn đồng nhất phát theo góc 5 độ và có hệ số nhân tally đã được chuẩn hoá. Kết quả mô phỏng Phân bố thông lượng neutron được biểu diễn ở Hình 4. Dựa vào Hình 4, thông lượng neutron nhiệt chiếm phần lớn do tiết diện tán xạ phi đàn hồi của các phin lọc tinh thể trong dải năng lượng nhiệt thấp. Tỉ số thông lượng neutron nhiệt trên thông lượng neutron nhanh đạt khoảng 150 lần. 121
Tuyển tập báo cáo Hội nghị Khoa học và Công nghệ hạt nhân toàn quốc lần thứ 14 Proceedings of Vietnam conference on nuclear science and technology VINANST-14 Hình 4. Phân bố thông lượng neutron mô phỏng tại vị trí chắn dòng KS1. Để đánh giá chất lượng chùm neutron, chúng tôi đã mô phỏng phân bố thông lượng neutron theo phương bán kính của chùm lần lượt tại các vị trí khác nhau bên ngoài tường lò phản ứng như Hình 5 nhằm xác định kích thước bia mẫu phù hợp khi tiến hành thí nghiệm. Càng cách xa lối ra của chùm tại tường lò phản ứng, bán kính của chùm neutron tăng dần đồng thời giá trị thông lượng giảm dần do ảnh hưởng của sự suy giảm cường độ chùm theo khoảng cách kết hợp các phản ứng hấp thụ và tán xạ của neutron với không khí. Hình 6 mô tả kết quả tính toán phân bố thông lượng của chùm neutron theo phương ngang. Hình 5. Phân bố thông lượng neutron mô phỏng bên ngoài kênh ngang số 1 tại các vị trí cách tường lò phản ứng khác nhau. 122
Tiểu ban B: Vật lý hạt nhân, Số liệu hạt nhân, Phân tích hạt nhân và Máy gia tốc Section B: Nuclear physics, Nuclear data, Nuclear analysis and Accelerator Hình 6. Phân bố thông lượng neutron mô phỏng bên ngoài kênh ngang số 1 trên mặt cắt ngang đi qua chùm. Kết quả mô phỏng thông lượng neutron tại các vị trí đã được kiểm chứng bằng cách so sánh với các kết quả đo thông lượng neutron nhiệt tại các vị trí tương ứng bằng phương pháp kích hoạt lá dò vàng. Hình 7 (a) biểu diễn kết quả so sánh phân bố thông lượng neutron theo phương bán kính chùm tại vị trí lối ra của chùm sát tường lò phản ứng (0 cm), Hình 7 (b) biểu diễn giá trị thông lượng neutron nhiệt mô phỏng so sánh với thực nghiệm suy giảm theo khoảng cách. Hình 7. (a) Phân bố thông lượng neutron nhiệt theo bán kính chùm, (b) Thông lượng neutron nhiệt suy giảm theo khoảng cách. Sau khi kiểm chứng các kết quả mô phỏng phân bố thông lượng neutron bằng thực nghiệm, phân bố phổ nguồn neutron được sử dụng để tính toán suất liều neutron và suất liều gamma bên ngoài kênh ngang. Kết quả tính toán suất liều neutron được biểu diễn ở Hình 8 và Hình 9 (a), tương ứng với kết quả phân bố suất liều neutron tại các mặt phẳng vuông góc với chùm neutron và cách tường lò phản ứng từ 0 cm đến 200 cm (phía sau khối chắn dòng neutron). Kết quả mô phỏng chỉ ra suất liều hiệu dụng neutron chủ yếu rất cao tại vị trí ngay trên chùm neutron đi qua. Tại tâm chùm neutron ở vị trí sát cửa kênh ngang, suất liều đạt 15 𝑚𝑆𝑣/ℎ, tuy nhiên ở ngoài các khối che chắn bức xạ thì suất liều neutron dưới 5 𝜇𝑆𝑣/ℎ. Ở phía sau khối chắn dòng neutron, suất liều neutron dưới 0.1 𝜇𝑆𝑣/ℎ, cho thấy hiệu quả của khối chắn dòng đối với che chắn neutron. Phân bố suất liều gamma được tính toán trên mặt phẳng ngang đi qua tâm của chùm neutron, kết quả tính toán được biểu diễn ở Hình 9 (b). Suất liều gamma được đóng góp bởi 2 thành phần, do đó được mô phỏng bởi 2 phép mô phỏng riêng biệt: Phần thứ nhất được tạo ra bởi phản ứng bắt neutron của các vật liệu chuẩn trực và che chắn, phần còn là gamma tức thời và gamma trễ sinh ra từ phản ứng phân hạch và các sản phẩm phân hạch và có phân bố biểu diễn ở Hình 2 (b). Tại vị trí tâm chùm neutron, suất liều gamma tính toán được đạt tới 200 𝑚𝑆𝑣/ℎ, Bên ngoài các khối che chắn bức xạ cách tường lò phản ứng 50 cm, suất liều gamma đều dưới 10 𝜇𝑆𝑣/ℎ, đảm bảo điều kiện an toàn bức xạ cho vận hành thí nghiệm. 123
Tuyển tập báo cáo Hội nghị Khoa học và Công nghệ hạt nhân toàn quốc lần thứ 14 Proceedings of Vietnam conference on nuclear science and technology VINANST-14 Hình 8. Phân bố suất liều hiệu dụng neutron mô phỏng bên ngoài kênh ngang số 1. Hình 9. Phân bố suất liều hiệu dụng neutron (a) và gamma (b) mô phỏng theo mặt ngang cắt tâm chùm neutron bên ngoài kênh ngang số 1. Kết quả mô phỏng suất liều an toàn bức xạ đã được đánh giá bởi việc so sánh với các giá trị suất liều neutron và gamma đo bằng máy đo liều cầm tay tại một số vị trí. Hình 10 biểu diễn suất liều neutron (chữ số màu đỏ) và suất liều gamma (chữ số màu đen) đo được tại các vị trí xung quanh các khối che chắn bức xạ trên kênh ngang số 1. Kết quả thực nghiệm khá phù hợp với kết quả mô phỏng được trình bày ở Hình 9. 124
Tiểu ban B: Vật lý hạt nhân, Số liệu hạt nhân, Phân tích hạt nhân và Máy gia tốc Section B: Nuclear physics, Nuclear data, Nuclear analysis and Accelerator Hình 10. Suất liều hiệu dụng neutron (chữ số màu đỏ) và gamma (chữ số màu đen) đo tại bên ngoài kênh ngang số 1 4. KẾT LUẬN Phân bố thông lượng neutron cũng như phân bố suất liều neutron và gamma ở không gian bên ngoài kênh ngang số 1 đã được tính toán bằng chương trình PHITS. Kết quả tính toán được so sánh với kết quả thực nghiệm với sai số dưới 5% đối với phân bố thông lượng neutron và dưới 10% đối với phân bố suất liều neutron và gamma. Số liệu tính toán mô phỏng đóng vai trò quan trọng trong việc xác định lựa chọn vị trí bố trí các thiết bị thí nghiệm, điều chỉnh bề dày các khối cản xạ nhằm giảm thiểu phông neutron và gamma. Ngoài ra, kết quả tính toán suất liều là cơ sở xác định các vị trí có suất liều bức xạ cao, giúp nhân viên vận hành thí nghiệm nhận biết và hạn chế tiếp cận nhằm đảm bảo an toàn bức xạ trong quá trình vận hành. 5. TÀI LIỆU THAM KHẢO [1] T. T. Anh, P. N. Son, and V. H. Tan, "Measurements of the total neutron cross sections of 93Nb by using the filtered neutron beams," Annals of Nuclear Energy, vol. 113, pp. 420-424, 2018. [2] I. Stamatelatos and S. Messoloras, "Sapphire filter thickness optimization in neutron scattering instruments," Review of Scientific Instruments, vol. 71, no. 1, pp. 70-73, 2000. [3] D. Tennant, "Performance of a cooled sapphire and beryllium assembly for filtering of thermal neutrons," Review of scientific instruments, vol. 59, no. 2, pp. 380-381, 1988. [4] T. Sato et al., "Features of particle and heavy ion transport code system (PHITS) version 3.02," Journal of Nuclear Science and Technology, vol. 55, no. 6, pp. 684-690, 2018. [5] Y. Iwamoto et al., "Benchmark study of the recent version of the PHITS code," Journal of Nuclear Science and Technology, vol. 54, no. 5, pp. 617-635, 2017. [6] K. Shibata et al., "JENDL-4.0: a new library for nuclear science and engineering," Journal of Nuclear Science and Technology, vol. 48, no. 1, pp. 1-30, 2011. [7] M. B. Chadwick et al., "ENDF/B-VII. 1 nuclear data for science and technology: cross sections, covariances, fission product yields and decay data," Nuclear data sheets, vol. 112, no. 12, pp. 2887-2996, 2011. [8] R. Macfarlane, D. W. Muir, R. Boicourt, A. C. Kahler III, and J. L. Conlin, "The NJOY Nuclear Data Processing System, Version 2016," Los Alamos National Lab.(LANL), Los Alamos, NM (United States)2017. [9] A. Hawari, I. Al-Qasir, and K. Mishra, "Accurate simulation of thermal neutron filter effects in the design of research reactor beam applications," PHYSOR-2006: Advances in Nuclear Analysis and Simulation, 2006. [10] A. Croff, "ORIGEN2: a revised and updated version of the Oak ridge isotope generation and depletion code," Oak Ridge National Lab., TN (USA)1980. [11] J. T. Goorley et al., "MCNP6 User’s Manual, Version 1.0," Los Alamos National Laboratory, Los Alamos, 2013. 125

CÓ THỂ BẠN MUỐN DOWNLOAD

LV.15: Bộ Đồ Án Tốt Nghiệp Chuyên Ngành Cơ Khí

65 tài liệu

2412 lượt tải

THÔNG TIN

TRỢ GIÚP

HỖ TRỢ KHÁCH HÀNG

Theo dõi chúng tôi

Chịu trách nhiệm nội dung:

Nguyễn Công Hà - Giám đốc Công ty TNHH TÀI LIỆU TRỰC TUYẾN VI NA

LIÊN HỆ

Địa chỉ: P402, 54A Nơ Trang Long, Phường 14, Q.Bình Thạnh, TP.HCM

Hotline: 093 303 0098

Email: support@tailieu.vn

Giấy phép Mạng Xã Hội số: 670/GP-BTTTT cấp ngày 30/11/2015 Copyright © 2022-2032 TaiLieu.VN. All rights reserved.