Поиск по сайту
Начало >> Книги >> Архивы >> Эксплуатация АЭС

Направления научно-технического прогресса в области эксплуатации АЭС - Эксплуатация АЭС

Оглавление
Эксплуатация АЭС
Факторы, определяющие безопасность
Требования к безопасности атомных станций
Методы анализа риска от эксплуатации атомных станций
Принципы обеспечения безопасности атомных станций
Безотказность оборудования
Классификация отказов
Факторы, влияющие на долговечность оборудования
Показатели долговечности
Методы определения и прогнозирования ресурса
Живучесть атомных станций
Характеристика ремонтопригодности оборудования
Обеспечение требований к надежности на этапах проектирования, производства, монтажа и наладки
Обеспечение требований к надежности энергоблока АЭС в процессе эксплуатации
Управление надежностью оборудования энергоблока АЭС при эксплуатации
"качество АЭС" и его показатели
Обеспечение качества на всех этапах жизненного цикла АЭС
Управление качеством АЭС
Система сбора, обработки и анализа информации о качестве и надежности
Система эксплуатации
Характеристика системы эксплуатации АЭС
Система технического обслуживания и ремонта на АЭС
Структура и модель процесса эксплуатации
Характеристика отдельных состояний процесса эксплуатации АЭС
Стратегии эксплуатации
Стратегия эксплуатации, ТОиР по состоянию
Стратегия эксплуатации и ТО по состоянию
Виды эксплуатационно-технической документации
Оперативная документация на АЭС
Техническая документация, оформляемая при обслуживании и ремонте
Задачи эксплуатации
Задачи, функции и организационная структура управления эксплуатацией высшего уровня
Типовая организационная структура управления эксплуатацией АЭС
Функции системы управления эксплуатацией АЭС
Виды работ по ТО оборудования
Планирование и организация работ по ТО оборудования АЭС
Регламент ТО оборудования АЭС
Инструкции по эксплуатации
Определение оптимальной периодичности и объема ТОиР
Ремонт оборудования
Контроль качества отремонтированного оборудования и приемка из ремонта
Испытания оборудования в процессе эксплуатации АЭС
Контроль за состоянием металла
Техническое освидетельствование оборудования АЭС
Управление качеством технического обслуживания и ремонта
Программа обеспечения качества при эксплуатации АЭС
Оценка качества ТОиР на АЭС
Управление качеством ТОиР на АЭС
Работа с персоналом по обеспечению безопасной эксплуатации
Оперативно-диспетчерское управление АЭС
Организация работы персонала при проектных и запроектных авариях
Надежность ОП АЭС
Организация эксплуатации оборудования при пуске ЭБ АЭС
Физический и энергетический пуски энергоблока АЭС
Эксплуатация оборудования при пуске и остановке ЭБ АЭС
Правила эксплуатации реакторной установки при работе на мощности
Организация и виды контроля технического состояния
Методы и средства контроля технического состояния
Контроль целостности циркуляционного контура
Контроль статических и динамических характеристик
Методы идентификации оборудования ядерной энергетической установки
Методы диагностирования оборудования ядерной энергетической установки
Автоматизированный контроль технического состояния
Метрологическое обеспечение контроля технического состояния
Физико-химические процессы в контурах ядерной энергетической установки
Требования к материалам первого контура для ЯЭУ с ВВЭР
Требования к водоподготовке и водно-химическому режиму на АО
Способы регулирования качества теплоносителя ЯЭУ
Очистка теплоносителя ЯЭУ
Топливные циклы на АЭС
Транспортно-технологические операции по обращению с топливом на АЭС
Топливная кампания энергоблока АЭС
Процесс перегрузки топлива реакторных установок
Обращение с газообразными радиоактивными отходами
Обращение с жидкими радиоактивными отходами на АЭС
Обращение с твердыми радиоактивными отходами на АЭС
Дезактивация оборудования на АЭС
Принципы построения и структура систем безопасности
Эксплуатация защитных систем безопасности ЭБ с ВВЭР-1000
Эксплуатация защитных систем безопасности энергоблоков с РБМК-1000
Техническое обслуживание защитных систем безопасности ЭБ с РБМК-1000
Эксплуатация обеспечивающих систем безопасности ЭБ АЭС
Организация эксплуатации систем пожаротушения на АЭС
Эксплуатация локализующих систем безопасности энергоблоков АЭС
Эксплуатация управляющих систем безопасности энергоблока АЭС
Материально-техническое обеспечение эксплуатации
Обеспечение безопасности при эксплуатации
Культура безопасности атомных станций
Обеспечение технической безопасности
Обеспечение радиационной безопасности
Обеспечение ядерной безопасности при эксплуатации АЭС
Количественные показатели уровня культуры безопасности
Индикаторы и методика оценки культуры безопасности
Направления научно-технического прогресса в области эксплуатации АЭС

Одно из главных стратегических направлений развития ядерной энергетики - научно-технический прогресс. Объем и характер задач, выдвигаемых ныне перед ядерной энергетикой, требует не частичных улучшений, а крупных комплексных мер, которые бы определяли дальнейший качественный скачок в ее развитии. Такая перестройка возможна лишь на основе внедрения перспективных проектов энергоблоков АЭС и прогрессивных технологий их эксплуатации.
Анализ современного состояния эксплуатации такого сложного и небезопасного технологического объекта, каким является АЭС, дает возможность выделить ряд объективно действующих факторов. К их числу относятся: непрерывное усложнение конструкций; увеличение стоимости оборудования; усложнение технологии выполнения ТОиР, увеличение всех видов затрат на эксплуатацию энергоблока АЭС; сравнительно низкие показатели эффективности эксплуатации АЭС.
В настоящее время ведется комплекс работ по созданию новых ЯЭУ, которые по своим конструкционно-эксплуатационным характеристикам должны обеспечивать более высокий по сравнению с существующим уровень безопасности, надежности и экономической эффективности. Особое место в этом комплексе работ должны занимать задачи повышения эффективности эксплуатации АЭС. Эти задачи на современном этапе развития ядерной энергетики требуют поиска новых решений, новых более эффективных направлений исследований и практической деятельности.
Научно-технический прогресс в области эксплуатации АЭС предполагает системное решение ряда взаимосвязанных проблем, которые по степени важности и последовательности выполнения можно объединить в следующие группы:
разработка теоретических научных основ эксплуатации АЭС; совершенствование конструкционно-эксплуатационных свойств АЭС;
оптимизация объема и периодичности ТОиР; перестройка организации и управления процессами эксплуатации АЭС.
Первое направление НТП в области эксплуатации АЭС — разработка научных основ эксплуатации АЭС. Указанная последовательность расположения групп проблем выбрана не случайно. Как показывает опыт применения таких высокотехнологичных объектов, как авиационная, ракетная и космическая техника, радикальные сдвиги в области эксплуатации в настоящее время зависят, прежде всего, от успехов в разработке современной теории. Она должна потянуть за собой в нужном направлении всю цепочку прикладных исследований.

С использованием современной теории эксплуатации станет, в частности, возможным выполнить анализ и синтез процессов эксплуатации различных видов и классов ЯЭУ, выбрать для них оптимальные стратегии ТОиР, создать недостающие ныне (и так необходимые для работы) нормативно-методические и технические документы . Применение их на практике позволит ликвидировать тот большой пробел, который существует в научно-методическом обеспечении разработок по эксплуатации, подлежащих обязательному выполнению на этапах проектирования и создания оборудования, систем и сооружений АЭС. Недоработка на этих этапах оказывается уже невосполнимой на этапах эксплуатации.
Приходится с сожалением признать, что несмотря на наличие огромного фактического материала, большого числа выполненных научных исследований, стройной современной теории эксплуатации ядерной энергетической установки различных классов и назначения пока не создано. Попытки объединить усилия специалистов для выполнения комплексных научных исследований крупных проблем эксплуатации АЭС наталкивались на ведомственные барьеры н не давали ожидаемых результатов. Совершенно недостаточен пока и объем выполняемых работ по стандартизации в области эксплуатации АЭС.
Еще и в настоящее время можно услышать вопрос - является ли эксплуатация наукой? Многие считают, что никакой особой науки здесь нет, это эксплуатация - это просто ремесло. Такая постановка вопроса не просто ошибочна, она вредна для ускорения НТП. На самом же деле у нас есть "практическая" эксплуатация и есть наука об эксплуатации технических объектов. Эта наука развивается по тем же законам, что и наука вообще. В "практической" эксплуатации все регламентировано различными руководящими документами; она работает в границах изученного, дозволенного. Эксплуатационная наука решает задачи намного шире, часто за границами дозволенного. К таким задачам можно отнести:
расширение границ ожидаемых условий эксплуатации АЭС; увеличение назначенных и межремонтных ресурсов оборудования, систем и сооружений АЭС;
расширение норм на эксплуатационные повреждения оборудования энергоблока АЭС;
изменение структуры циклов, режимов и технологических процессов ТОиР на АЭС.
Без решения этих и подобных им задач НТП в области эксплуатации АЭС немыслим.
Второе направление НТП в области эксплуатации АЭС - совершенствование конструкционно-эксплуатационных свойств АЭС. Успехи в теории и науке незамедлительно сказываются на решении важных прикладных проблем. Главнейшей из них всегда была и остается проблема обеспечения безопасности персонала и населения. Защиту персонала и населения от радиоактивного поражения необходимо обеспечивать даже в случае маловероятных аварий. При таких авариях возможно разрушение топлива, плавление активной зоны, разрушение герметичной оболочки, что должно приводить к значительным выбросам радиоактивных веществ. Сложность проблемы ослабления последствий тяжелых аварий стимулирует разработку новых реакторных концепций, использующих свойства внутренней самозащищенности ядерного реактора. Реализация этих концепций предполагает, что при авариях должно обеспечиваться самоглушение ЯР за счет обратных связей по реактивности, а в случае потери теплоносителя, если ее нельзя исключить в принципе, отвод тепла от активной зоны должен обеспечиваться за счет теплопроводности конструкций и естественной конвекции окружающего воздуха.
Тяжелые аварии на ТМА-2 в США и на Чернобыльской АЭС привели к осознанию обеспечения в дальнейшем необходимого высокого уровня безопасности атомных станций и их работы в условиях допустимого и контролируемого риска. С этой точки зрения как научно-техническая логика, так и опыт аварии на ТМА-2 и ЧАЭС указывают на достижимость безопасного уровня развития ядерной энергетики на базе ядерных реакторов с пассивными средствами защиты и с защитной оболочкой в качестве последнего барьера безопасности.
Следует отметить, что современные оценки приемлемого риска, выражаемые "допустимой" вероятностью крупных аварий с плавлением активной зоны (Q = 10-6 на реактор в год по сравнению с современным уровнем Q = 10-3) фактически вводят в заблуждение не только общественное мнение, но и специалистов. Не обсуждая обоснованность этих конкретных "допустимых" значений вероятности и понимая, что абсолютно надежной техники не бывает, мы считаем недопустимой саму " допустимость" аварий такого типа, тем более, что аварии на ТМА-2 и ЧАЭС, произошедшие в течение 6 лет, фактически опровергают объективность вероятностного прогноза на основе имеющихся в настоящее время исходных данных.
Поэтому реальная безопасность атомных станций в будущем должна базироваться на полной невозможности плавления активной зоны благодаря самозащищенности реакторов пассивными средствами. И только в этом случае будет приемлемым реальный принцип, гласящий, что безопасная система не обязательно является надежной, а надежная не обязательно является безопасной.
Крупные аварии на АЭС и других атомных объектах подтверждают житейскую мудрость о том, что скупой платит дважды, ибо только в США введение моратория на эксплуатацию АЭС привело бы к потере около 200 млрд.долл. капиталовложений, и поэтому затраты на предотвращение тяжелых аварий значительно более эффективны, чем отказ от АЭС вообще. Осознание этого факта привело к тому, что уже в 1988 г. затраты на эксплуатацию АЭС США выросли по сравнению с 1987г. на 24% и достигли 12 млрд.долл. При этом указанные затраты связаны не только с продлением срока службы АЭС путем замены части оборудования, но и с обеспечением более высоких требований по безопасности. Многие из инцидентов на АЭС не были связаны с какой-либо опасностью для персонала и населения. Они поучительны не столько потенциальными возможностями более сложного развития событий при дополнительных отказах оборудования или ошибках персонала, сколько экономическими потерями при соответствующих внеплановых аварийных остановках (ВО) ЯР и (или) внеплановых разгрузках энергоблоков.
Во многих авариях и инцидентах, а также в ВО проявилась в основном недостаточная надежность вспомогательного оборудования и средств автоматики, реже - поломки основного оборудования АЭС (ГЦН и др.) и практически никогда аварийная ситуация не начиналась " изнутри" реактора.
Статистические данные за 1971-1980 гг. по всем АЭС мира, кроме СССР, показывают, что более 41% общего количества 9000 ВО были связаны с отказами или повреждениями в системах теплоотвода, ПГ и ТГ и только 12,4% - с ядерной частью АЭС, включая топливо, средства контроля и системы безопасности. При этом наибольший ущерб нанесли ВО из-за повреждений ПГ, восемь из которых на четырех АЭС длились более 100 сут и привели к 43% общей недовыработки электроэнергии из-за ВО. А 778 ВО 126 ядерный реактор общей длительностью 6382 дня из-за неполадок с ТГ "стоили" 24% недовыработки. Эта же статистика свидетельствует о том, что основная доля отказов и повреждений происходит в первые или даже первый год эксплуатации.
Очень важно, что на фоне отказов оборудования и автоматики неблагоприятному развитию событий способствуют неправильные действия операторов, проявившиеся в ряде рассмотренных аварий и инцидентов, а также, например, в 80% ВО в США в 1986 г. и в 86% ВО во Франции с сентября 1983 г. по июль 1984 г. При этом совокупный опыт свидетельствует о том, что при малом стаже работы неправильные действия операторов определяются, главным образом, недостатком знаний, а при большом стаже - ошибками в оценке оперативной ситуации.
Последней обстоятельство ставит очень важный вопрос о профессиональной квалификации персонала АЭС и о нерешенной задаче оптимального сочетания автоматизации и действий операторов в обеспечении безаварийной работы АЭС. Значение этого вопроса в том, что даже при безупречной работающей автоматике отсутствие глубокого понимания операторами реальных процессов в объекте управления может привести к авариям из-за ошибочной оценки развития событий, на которые не рассчитаны средства автоматики.
В этой связи практически во всех странах взят курс на резкое усиление теоретической и практической подготовки операторов АЭС на базе тренажеров, а также на разработку средств информационной и интеллектуальной поддержки операторов. В США до аварии на ТМА-2 было всего 12 тренажеров, через 10 лет их стало 71, а в 1992 г. - 85.
В РФ тоже создана сеть учебно-тренировочных пунктов при АЭС, а также действуют учебно-тренировочные центры для энергоблоков на базе ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 в Нововоронеже и на базе РБМК-1000 в Десногорске. Созрело и частично реализуется понимание необходимости применения функциональных тренажеров для подготовки специалистов еще на уровне студентов старших курсов в вузах. Однако из-за трудностей создания соответствующих технических средств пока можно говорить больше о желаниях, чем о реальных возможностях.
Во многих аварийных ситуациях в мире проявились недостатки и ошибки в выборе адекватных конструкционных материалов для различных элементов оборудования АЭС, особенно в связи с коррозионным растрескиванием элементов конструкций ПГ, приводящим к длительным простоям блоков и дорогостоящим заменам оборудования. Устранение этих слабостей - важный резерв повышения надежности и конкурентоспособности атомных станций нового поколения.
Не меньшую значимость приобретает пожароустойчивость атомных станций, так как при работающем реакторе пожар неприятен не только как источник "обычного" ущерба от повреждения оборудования и помещений, но и как возможная причина повреждения систем, обеспечивающих контроль и регулирование режимов работы реактора. Эта проблема содержит много взаимосвязанных задач, но в значительной мере решается путем отказа от применения на АЭС силовых и контрольных кабелей с горючей изоляцией.
В целом же, справедливости ради, надо отметить, что в любой стране по факту любой аварийной ситуации большой или малой значимости немедленно принимаются меры, исключающие повторение такой же ситуации как на действующих, так и в проектах новых АЭС. А понимание абсолютной недопустимости аварий Чернобыльского типа и реальных путей и средств их предотвращения является залогом того, что будет обеспечено объективно необходимое развитие АЭ в условиях ее высокой безопасности и эффективности.
Третье направление НТП в области эксплуатации АЭС - совершенствование программ их ТОиР. Объем (содержание) и периодичность ТОиР в конечном счете определяют работоспособность оборудования и систем АЭС, а также уровень всех видов затрат в процессе эксплуатации АЭС. Задача заключается в том, чтобы обеспечить наиболее полное соответствие объема и периодичности ТОиР, определяемых фактическим техническим состоянием оборудования, и объема и периодичности, предусмотренных официально действующей эксплуатационно-ремонтной документацией. Эта задача для большинства видов оборудования АЭС еще не решена.
При назначении объема и периодичности ТОиР должны учитываться те новые принципы конструирования ядерной энергетической установки, которые успешно реализуются в последние годы для повышения безопасности и надежности, упрощения и удешевления ТОиР. К ним можно отнести:
обеспечение безопасности повреждаемости конструкций;
обеспечение высоких значений показателей долговечности и живучести;
применение встроенных автоматизированных систем диагностирования функциональных систем и оборудования;
обеспечение высокой степени резервирования функциональных систем;
обеспечение требуемого уровня эксплуатационной технологичности и контролепригодности создаваемых конструкций.
Объем и периодичность ТОиР современного энергоблока АЭС необходимо определять не тогда, когда он уже сооружен, и не по прототипу, как это зачастую делается. Данная задача должна решаться конструкторами еще на ранних этапах проектирования одновременно с решением задач обеспечения конструкционно-эксплуатационных свойств энергоблока АЭС. На этих этапах должна формироваться программа ТОиР на длительный период эксплуатации АЭС, которая служит основой при разработке эксплуатационной документации.
Задача разработки программ ТОиР является сравнительно новой для нашей промышленности и сложной для реализации из-за отсутствия опыта. Однако эта задача порождена потребностями эксплуатации. Успех ее решения во многом зависит от того, как скоро будет разработано методическое обеспечение по формированию программ и созданы необходимые информационные ресурсы. В конечном счете вопрос ставится так, чтобы одновременно с новым энергоблоком заказчику передавалась и программа его ТОиР на длительный период эксплуатации. В соответствии с данной программой заказчик обязан осуществлять подготовку необходимой производственно-технической базы для эффективной эксплуатации АЭС.
Обеспечение требуемого уровня конструкционно-эксплуатационных свойств АЭС, наличие к началу эксплуатации энергоблока прогрессивных программ ТОиР и соответствующей им эксплуатационной документации позволят на практике реализовать принципиально новую технологию ТОиР, основанную на стратегии по состоянию.
Стратегия ТОиР по состоянию по сравнению с действующей многие годы стратегией по календарному времени и по наработке имеет принципиальные отличия. Основное отличие стратегии по состоянию состоит в том, что объем и периодичность ТОиР здесь определяются не для всей совокупности оборудования энергоблока АЭС, как это делается при ППР, а для каждого отдельно взятого экземпляра в зависимости от его технического состояния на данный момент эксплуатации. Это позволяет ввести в практику гибкие программы ТОиР, для большинства оборудования и систем упразднить межремонтные ресурсы, для ряда агрегатов, блоков, узлов отказаться от весьма трудоемких капитальных ремонтов, а проведение необходимых ремонтновосстановительных работ по состоянию совмещать с периодическими формами ТО. В результате можно получить без ущерба для безопасности существенное (до 30%) сокращение расходов на ТОиР, повысить показатели технического использования и исправности энергоблока АЭС.
Четвертое направление НТП в области эксплуатации АЭС - перестройка организации и управления процессами эксплуатации АЭС. Новые концепции эксплуатации АЭС требуют решения задачи дальнейшего развития организационно-штатных структур АЭС. В перспективных структурах подразделений АЭС, занятых эксплуатацией энергоблоков, отчетливо выявляются два взаимосвязанных блока: производственный, связанный непосредственно с производством тепловой и электрической энергии, и управления техническим состоянием и надежностью оборудования, систем и сооружений. Блок управления техническим состоянием и надежностью должен занимать главное место в основном технологическом процессе ТОиР АЭС.
Особенно остро стоит вопрос совершенствования информационного обеспечения процессов управления эффективностью эксплуатации и техническим состоянием функциональных систем АЭС. Уже в настоящее время производственные отдёлы АЭС своевременно не справляются с переработкой все возрастающих информационных потоков. С внедрением же ТОиР по состоянию потоки информации еще более возрастают. Повышаются требования к оперативности ее обработки и анализа с целью обеспечения своевременности принятия решений. Потоки информации о техническом состоянии оборудования и систем энергоблоков АЭС, об их надежности и работоспособности, трудоемкости и стоимости ТО требуют соответствующего упорядочения по уровням организационной структуры АЭС (бригада, смена, цех, отделы, АЭС в целом). При этом для каждого из этих уровней требуется определить, с использованием какой информации и какие конкретные вопросы анализа и оценки технического состояния того или иного оборудования и функциональных систем энергоблоков АЭС решаются с целью установления их пригодности к дальнейшей эксплуатации.
Естественно, что для хранения, обработки и анализа обширной эксплуатационной информации на АЭС все в больших масштабах будут использоваться различные типы ЭБМ и другие технические средства регистрации, обработки и поиска информации. Это позволит создать автоматизированные информационно-управляющие системы и локальные вычислительные сети с единой базой данных и программным обеспечением. Однако не следует полагать, что информационно-управляющие системы решат все проблемы совершенствования процесса эксплуатации АЭС. Требуется заранее проведение исследований по созданию научно-методического обеспечения вопросов анализа,     оценки и прогнозирования технического состояния оборудования и функциональных систем АЭС, формализации алгоритмов принятия решений о периодичности, объеме и технологии работ по ТОиР. Здесь многое зависит от того, насколько рационально будут перераспределены и использованы ресурсы и научный потенциал НИИ, проектных и конструкторских организаций и ученых высшей школы.
Исходя из интересов дела работу по повышению эффективности эксплуатации АЭС целесообразно проводить в рамках межведомственных объединений на основе целевых программ, предусматривающих применение прогрессивных технологий и форм организации ТОиР. Их реализация позволит создать стройную современную теорию эксплуатации ядерной энергетической установки различных типов и назначения, а также комплекс необходимых нормативно-методических, технических и экономических документов. С помощью такого подхода только и можно добиться радикальных изменений в обеспечении конструкционно-эксплуатационных свойств, технологии и организации процесса эксплуатации как вновь создаваемых, так и находящихся в эксплуатации энергоблока АЭС.

Литература

  1. Аварии и инциденты на атомных станциях: Учебное пособие. - Под ред. С.П.Соловьева. Обнинск: изд. ИАТЭ, 1992.
  2. Барзиловнч Ю.Е. Модели технического обслуживания сложных систем. М.: Высшая школа, 1982.
  3. Безопасность атомных станций; Справочник. М. - Париж: EDF - Росэнергоатом, 1995.
  4. Буравлев А.И., Доренко Б.И., Казаков И.Б. Управление техническим состоянием динамических систем. М.: Машиностроение, 1995.
  5. Ядерные энергетические установки / Б.Г.Ганчев, Л.Л.Калишевский, Р.С.Демешев и др.; Под. ред. Н.А.Доллежаля. М.: Энергоатомидат, 1990.
  6. Иванов В.А. Эксплуатация АЭС: Учебник для вузов. Спб.: Энергоатомиздат, Санкт-Петербургское отд-ние, 1994.
  7. Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции: Учебник для вузов. - 5-е перераб. и доп. М.: Изд. АТ, 1994.
  8. Надежность в технике. Термины и определения. ГОСТ 27.002-89. М.: Изд-во стандартов, 1990.
  9. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок (ПНАЭ Г-7-002-86). М.: Энергоатомиздат, 1989.
  10. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88). М.: Энергоатомиздат, 1989.
  11. Овчинников Ф.Я., Семенов В.В. Эксплуатационные режимы ВВЭР. М.: Энергоатомиздат, 1988.
  12. Основные правила обеспечения эксплуатации атомных станций. М.: РУС- СЛИТ, 1995.
  13. Острейковский В.А. Старение и прогнозирование ресурса оборудования атомных станций. М.: Энергоатомиздат, 1994.
  14. Острейковский В.А. Теория систем: Учебник для вузов. М.: Высшая школа, 1997.
  15. Техническая эксплуатация летательных аппаратов: Учебник для вузов / Н.Н.Смирнов, Н.И.Владимиров, Ж.С.Черненко и др.; Под ред. Н.Н.Смирнова. М.: Транспорт, 1990.
  16. Вероятностный анализ безопасности атомных станций: Методика выполнения / Ю.В.Швыряев, А.Ф.Барсуков, Л .М. Векслер и др. - М.: ИАЭ им. И.В.Курчатова, 1992.
  17. Ядерные реакторы повышенной безопасности (анализ концептуальных разработок ) / В.М.Новиков, И .С.Смирнов, П.Н.Алексеев и др. - М.: Энергоатомиздат, 1993.


 
« Шинопроводы в электрических сетях промышленных предприятий   Эксплуатация водохранилищ-охладителей электростанций »
Карта сайта + все метки | Контакты
© Электроэнергетика При перепечатке и цитировании активная гиперссылка на сайт обязательна.