Система радиационной безопасности ир ввр-м icon

Система радиационной безопасности ир ввр-м


Смотрите также:
Инструкция по радиационной безопасности при работе с закрытыми источниками ионизирующих...
2 ионизирующее излучение...
Модифицированная программа Основы безопасности жизнедеятельности...
Руководство по безопасности состав и содержание отчета о состоянии радиационной безопасности на...
Исторический экскурс в становление ядерной физики...
Программа дисциплины дпп. Р. 01 Радиологическое образование...
Методические указания по выполнению лабораторной работы по дисциплине «Основы радиационной...
Правила и нормативы ионизирующее излучение радиационная безопасность гигиенические требования по...
4 Система менеджмента информационной безопасности...
Краткий отчет о научно-исследовательской деятельности фгун «уральский научно-практический центр...
Доклад орезультатах и основных направлениях деятельности...
«Институт радиационной безопасности и экологии»...



Загрузка...
скачать
Система радиационной безопасности ИР ВВР-М


В.Н.Шевель, Ю.Н.Лобач, В.Н.Макаровский, Ю.Н.Нестерук,И.А.Хомич


Институт ядерных исследований НАНУ, Киев, Украина


Представлено описание структуры и опыт многолетней эксплуатации системы радиационного контроля ИР ВВР-М. Представлен комплекс реализованных технических решений по модернизации системы. Определены основные задачи системы по обеспечению радиационной безопасности. Приведена статистическая информация о контроле облучения персонала и выбросах радиоактивных аэрозолей.


ИР ВВР-М Института ядерных исследований НАН Украины находится в эксплуатации более 50 лет. ИР ВВР-М - гетерогенный, водо-водяной реактор бассейнового типа (рис.1). Мощность реактора 10 МВт, максимальная плотность потока тепловых нейтронов ~1.5×1014 см2с-1. Реактор используется для решения задач в области ядерной физики, радиационной физики, радиационного материаловедения, атомной энергетики, радиоэкологии, нейтронно-активационного анализа, производства радиоизотопов для промышленности и радиофармпрепаратов для медицины. В настоящее время реактор является уникальной ядерной установкой в Украине из-за его технических параметров и высококвалифицированного персонала.






Рис.1. Общий вид реактора ВВР-М


ИР ВВР-М расположен на территории института в Голосеевском районе Киева. Институт, как эксплуатирующая организация, имеет необходимые лицензии и разрешения на эксплуатацию реактора. Эксплуатация систем и оборудования реактора осуществляется в соответствии с требованиями эксплуатационной документации, разработанной на основании правил, норм и стандартов Украины для объектов атомной энергетики. Эксплуатацию реактора осуществляет подготовленный персонал, имеющий оформленный в установленном порядке допуски к работам. Режим работы реактора определяется требованиями экспериментальных программ. Как правило, реактор работает в режиме недельных циклов, при необходимости, реактор может работать непрерывно в течение 2-3 недель.

Сегодняшнее техническое состояние реактора позволяет его дальнейшую безопасную эксплуатацию в ближайшие 8-10 лет при условии модернизации отдельных систем и элементов, поэтому, главной задачей плана является продление эксплуатации реактора до 2015 года.

В мае 2006 г. эксплуатация реактора была приостановлена с целью выполнения работ по модернизации системы управления и защиты (СУЗ). В течение 2006-2007 годов была произведена замена СУЗ на современное оборудование – промышленно-технический комплекс автоматического регулирования, контроля, управления и защиты (ПТК АРКУЗ).

С конца 2008 г. планируется постепенный (в течение 3-х лет) переход эксплуатации реактора на низкообогащенное ядерное топливо: вместо ТВЗ типа ВВР-М2 с обогащением 36% будет использоваться топливо с обогащением 19,7%. Это может привести к снижению плотности потока нейтронов в активной зоне примерно на 8-10%, что практически не скажется на эксплуатационных характеристиках реактора.

Система радиационного контроля (СРК) также является существенным компонентом работ по модернизации реактора [1]. По сравнению с проектом оборудование системы было дважды заменено новым. В настоящей статье представлено описание и задачи СРК, анализ функционирования СРК в течение последних лет, а также статистическая информация о контроле облучения персонала и выбросах радиоактивных аэрозолей.


^ Организация системы радиационного контроля


Состояние радиационной обстановки в помещениях зон строгого режима и свободного доступа зависит от мощности реактора и определяется следующими основными параметрами (типичные величины приведены в табл.1):

  • мощность эквивалентной дозы гамма-излучения;

  • мощность эквивалентной дозы нейтронов (плотность потока быстрых, промежуточных и тепловых нейтронов);

  • объемная активность инертных радиоактивных газов.


Таблиця 1. Радиационная обстановка в помещениях реактора

Место

измерения

Единица

измерения

Мощность реактора, МВт

0

4

10

Объемная активность ИРГ

Крышка реактора

Бк/м3

-

1,3106

1,6106

Секторы ГЭК

Бк/м3

-

1,1106

1,4106

Мощность эквивалентной дозы -излучения

Крышка реактора

мЗв/час

0,02

0,15

0,18

Секторы ГЭК

мЗв/час

0,210-2

1,210-2

1,310-2

Насосная 1-го контура

мЗв/час

0,2

30,0  90,0

38,0  95,0

Зона свободного режима

μЗв/час

0,14  0,20

0,18  0,23

0,19  0,26

Площадка реактора

μЗв/час

0,14

0,17

0,2


Для защиты персонала, населения и окружающей среды на реакторе функционируют система радиационной защиты (РЗ) и система радиационного контроля (РК), которые включают:

  • биологическую защиту от нейтронов и ионизирующих излучений активной зоны, хранилища отработанного ядерного топлива и оборудования первого контура;

  • радиационный контроль в помещениях строгого режима и зоны свободного доступа;

  • систему организационных мероприятий, направленных на снижение доз облучения.

Радиационный контроль осуществляется с целью контроля за:

  • состоянием защитных барьеров;

  • активностью теплоносителя первого контура и технологических сред (вода, воздух, оборудование);

  • содержанием радионуклидов в организме персонала;

  • индивидуальной дозой внешнего облучения;

  • мощностью гамма-излучения в помещениях;

  • радиационной обстановкой в зоне наблюдения (в т.ч. для прогноза развития радиационной обстановки).

На реакторе действует «Программа радиационной защиты персонала при эксплуатации ИЯР ВВР-М ИЯИ НАН Украины» [2], в соответствии с которой установлены основные направления деятельности по радиационной защите персонала при эксплуатации реактора. Радиационный контроль осуществляется стационарной и переносной аппаратурой радиационного контроля (АРК). Стационарная АРК – многоканальная установка дозиметрического и технологического контроля на базе АКРБ-6. Размещение элементов системы радиационного контроля в помещениях реактора показано на рис.2.




Рис.2. Размещение элементов системы радиационного контроля в помещениях реактора на цокольном (слева) и первом (справа) этажах: 1 –реакторный зал; 2 – вентцентр; 3 – хранилище ОЯТ (БВ-2); 4 – насосная 1-го контура; красной линией указан периметр зоны строгого режима.


Радиационный дозиметрический контроль в помещениях реакторах включает в себя следующие виды измерений [3]:

  • индивидуальной дозы внешнего облучения персонала в зонах строгого и свободного режима;

  • мощность эквивалентной дозы (МЭД) гамма-излучения в помещениях зоны строгого режима с помощью стационарной АРК;

  • МЭД гамма-излучения в помещениях свободного режима и на территории с помощью переносной АРК;

  • МЭД нейтронов с помощью стационарной и переносной АРК;

  • объемной активности инертных радиоактивных газов (ИРГ), бета- и альфа-аэрозолей в воздухе помещений зоны строгого режима с помощью стационарной АРК;

  • уровня загрязнения бета-радионуклидами (помещения зон строгого и свободного режимов, оборудования, транспортных средств) с помощью стационарной и переносной АРК, а также методом отбора мазков;

  • спецодежды и поверхности тела персонала на рабочих местах и в санпропускниках с помощью стационарной и переносной АРК;

  • объемной активности и активности радионуклидов в выбросах с реактора в атмосферу с помощью стационарной АРК.

Радиационный технологический контроль включает измерения:

  • МЭД гамма-излучения в необслуживаемых помещениях зоны строгого режима (реакторный зал, насосная первого контура, ионообменные фильтры, теплообменники, теплоноситель первого контура, надреакторное пространство);

  • МЭД гамма-излучения, нейтронов в хранилище отработанного ядерного топлива №2 (БВ-2);

  • объемной активности и активности радионуклидов в воздушной среде надреакторного пространства;

  • объемной активности и активности радионуклидов в воздушной среде хранилища отработанного ядерного топлива №2 (БВ-2);

  • объемной активности бета-радионуклидов в воде второго контура с помощью стационарной АРК;

  • объемной активности радионуклидов в теплоносителе первого контура с целью контроля герметичности топливных сборок.

Контроль индивидуальной дозы внешнего гамма облучения при выполнении радиационно-опасных работ осуществляется с помощью индивидуальных дозиметров Д-2Р, ИД-02, ДПГ-03, ТЛД HARSHAV-model-4500 с ТЛД на основе монокристаллов LiF;

Обработка результатов и формирование отчетной документации выполняется с помощью программы ПИДК, данные сохраняются в электронном виде в базе данных.




Рис.3. Щит радиационного контроля


В 2007 г. был успешно завершен проект технического сотрудничества МАГАТЭ UKR/9/024 “Modernization and Safety Improvement of Research Reactor”. В рамках этого проекта для модернизации системы радиационного контроля было поставлено следующее современное оборудование:

  • переносной гамма спектрометр-радиометр identiFINDER-NGH;

  • комплект термолюминисцентныых дозиметров: считыватель информации с ТЛД HARSHAV-model-4500 с термолюминисцентнами дозиметрами на основе монокристаллов LiF;

  • радиометр эквивалентной мощности дозы нейтронов ESM FH40-G-X;

  • индивидуальный измеритель эквивалентной мощности дозы гамма излучения мощности дозы гамма излучения;

  • цифровой измеритель эквивалентной мощности дозы гамма излучения (обзорный) FH40G-L10;

  • цифровой гамма-спектрометр высокого разрешения CANBERRA DSA 1000 с программным обеспечением GENIE2000.

С целью повышения безопасности эксплуатации реактора и оперативного принятия решений при отклонении систем реактора от номинальных величин возникла необходимость в создании автоматизированной системы сбора данных РК на базе блоков детектирования и устройств обработки информации из набора АКРБ-06 [4]. Общий вид щита радиационного контроля показан на рис.3, примеры отображения радиационной обстановки на экране дисплея показаны на рис.4.










Рис.4. Отображение радиационной обстановки на экране дисплея.


Совокупность нового оборудования позволяет:

  • осуществлять приём данных от комплекса АКРБ-06, декодировать эту информации декодером выходных сигналов с помощью специального программного обеспечения;

  • обрабатывать декодированные сигналы на сервере с помощью специального программного обеспечения;

  • накапливать и хранить информацию на сервере о проведенных измерениях аппаратурой АКРБ, данных индивидуального дозиметрического контроля, данных РО переносной аппаратуры в местах отсутствия датчиков РК;

  • одновременно отображать на экране сервера щита дозиметрического контроля текущую информацию от ста каналов измерения радиационной обстановки;

  • отображать на экране сервера и компьютерах локальной сети реактора запрашиваемую информацию, в том числе и сохраненную.

Модернизированная система РК обеспечивает полное выполнение требований нормативных документов, регулирующих органов, оперативного принятия решения при возникновении различных радиационных инцидентов и прогнозирования возможных аварийных ситуаций [5].


^ Контрольные уровни радиационной обстановки


Для оперативного контроля радиационной обстановки на реакторе введены контрольные уровни (КУ) облучения персонала (категория А), которые установлены на основании требований НРБУ-97, ОСПУ, особенностей технологии и опыта экспериментальных и эксплуатационных работ, а также достигнутого уровня радиационной безопасности [6]. Значения контрольных уровней установлены на уровне, который ниже соответствующих лимитов дозы и допустимых уровней для проведения оперативного радиационного контроля в помещениях зон строгого и свободного режимов.

Таблица 2.Значения контрольных уровней для персонала реактора



Помещение

Контрольная мощность эквивалентной дозы,

мЗв/час

Контрольная объемная активность,

Бк/м3

Загрязнение

радионуклидами,

b част /минсм2

-

излучение

нейтроны

b-аэрозоли

ИРГ

спецодежда,

тело

поверхности помещений

Насосная

1-го контура

0,2*

-

37

-

50

1000

Крышка реактора

0,2*

4  10-3

37

1,1  106

50

100

П/о помещения

110-2

-

37

1,1  106

50

50

Сектора ГЭК

110-2

110-2

37

1,1  106

50

50

Хранилище РАО

410-3

-

-

-

30

-

Хранилище спецматериалов

410-3

-

-

-

-

-

БВ-2

110-2

-

37

1,1  106

50

50

Обсл.помещения

110-2

-

37

-

-

20

Зона свободного

режима

710-4

-

-

1,8  105

-

-

* - при остановленном реакторе

КУ устанавливаются с целью:

  • закрепления достигнутого уровня радиационной безопасности;

  • оперативного выявления случаев изменения радиационной обстановки в помещениях реактора и на площадке (в том числе при возникновении аварийных ситуаций), которые требуют расследования и принятия решения;

  • практической реализации принципа непревышения установленного лимита дозы для населения и персонала реактора, а также принципа оптимизации радиационной защиты.

КУ подлежат пересмотру один раз в три года и могут быть досрочно пересмотрены при изменениях технологий, которые влияют на радиационную обстановку, а также при модернизациях и реконструкциях системы радиационного контроля, связанных с изменением способов измерения и точностью измерительных средств. В настоящее время действуют КУ установленные в 2009 году. Величины КУ представлены в табл.2.


^ Контроль внешнего облучения персонала


Статистическая информация о дозах внешнего облучения персонала реактора в зависимости от количества выполненных радиационно-опасных работ и их продолжительности представлена в таблице 3.

Как видно из таблицы 3, на протяжении 1998-2010 годов среднегодовая индивидуальная доза облучения персонала не превышала 4,98 мЗв/год (в 1999 г.), что значительно меньше установленного контрольного уровня 14 мЗв/год.


Таблица 3. Коллективные и индивидуальные дозы облучения персонала реактора



Год


Персонал реактораа)

(чел.)


К-во работ по дозиметрическому наряду

Продолжительность работ, (час)

Доза


полная


средняя

коллективная (мЗвчел)

средняя индивидуальная (мЗв/год)

1998

54/22

269

322,8

1,2

68,7

3,12

1999

58/32

219

635,1

2,9

140,2

4,38

2000

70/41

247

790,4

3,2

160,5

3,91

2001

73/49

262

995,6

3,8

168,9

3,45

2002

73/28

298

476,8

1,6

108,9

3,89

2003

74/31

237

616,2

2,6

125,0

4,03

2004

74/34

211

738,5

3,5

152,7

4,49

2005

74/29

219

613,2

2,8

132,7

4,58

2006

73/37

263

867,9

3,3

161,7

4,37

2007

67/35

184

220,8

1,2

89,6

2,56

2008

69/33

150

255,0

1,7

107,9

3,27

2009

75/47

176

488,3

2,8

104,4

2,22

2010

79/43

170

358,4

2,1

112,9

2,63

а) по штатному расписанию / задействовано в работах по дозиметрическому наряду.


Динамика индивидуальных доз внешнего облучения определяется характером и продолжительностью радиационно-опасных работ, выполняемых по дозиметрическому наряду, и именно этим объясняется заметное изменение коллективной дозы на протяжении рассматриваемого десятилетнего периода.

Основными радиационно-опасными работами на реакторе, при выполнении которых персонал получает наибольшую дозовую нагрузку, являются:

  • ремонт, монтаж и демонтаж основного технологического оборудования, особенно в насосной первого контура;

  • работы на крышке реактора, особенно при перегрузке активной зоны;

  • работы на закрытых очистных сооружениях реакторного комплекса, особенно при замене очистных смол;

  • отбор проб теплоносителя и их анализ;

  • сбор, кондиционирование, транспортирование и хранение радиоактивных отходов;

  • все виды работ с отработанным ядерным топливом в хранилище, особенно при проведении ревизии ТВС.

На основании данных индивидуального дозиметрического контроля за период 1998-2010 г. фактов превышения границ дозы (ГД) персоналом реактора не зафиксировано.

За 50 лет эксплуатации реактора не было аварийных ситуаций, которые приводили бы к превышению условий нормальной эксплуатации. В основном, аварийные ситуации были связаны с внеплановыми автоматическими остановами реактора. Такие ситуации составляют примерно 85% от всех зарегистрированных аварийных ситуаций. Около 8% аварийных ситуаций связаны с неисправностями оборудования и около 7% были обусловлены ошибочными действиями персонала.

Внеплановые остановы (автоматический сброс АЗ) происходили вследствие таких причин:

- краткосрочное (менее 1 с) отключение электропитания

– 22%

- отказы в работе оборудования

– 58%

- ошибки персонала

– 14%

- изменение величины параметра (больше/меньше) от установленной величины


– 6%

За период эксплуатации реактора в помещениях зоны свободного режима не было случаев загрязнения радионуклидами и аэрозолями выше установленных контрольных уровней. Непредвиденное загрязнение помещений строгого режима происходило вследствие ошибочных действий персонала (~95%), при этом дозы внешнего облучения персонала не превышали контрольных уровней.

В 2010 году с реактора было вывезено высокообогащенное отработавшее ядерное топливо в количестве 748 ТВС, которое находилось в бассейне выдержки хранилища ОЯТ (БВ-2). Вывоз осуществлялся в контейнерах VPVR/M («Шкода», Чехия), вместимостью 108 одиночных ТВС. Погрузка топлива в контейнеры осуществлялась персоналом реактора с участием представителя-владельца контейнера, полученные дозовые нагрузки при выполнении операций с ОЯТ лежат в интервале 0,325 ÷ 0,480 мЗв. В табл.4 приведены измеренные МЭД для каждого использовавшегося контейнера.


Таблица 4. Максимальная мощность гамма-излучения при загрузке контейнеров




контейнера

Максимальная МЭД, мЗв/час

при подъеме корзины на расстоянии 1 м

загруженный контейнер

на боковой поверхности

в центре верхней крышки

на нижней крышке

1

0,95

0,006

0,016

0,0500 ÷ 0,0800

2

0,96

0,006

0,010

0,0300 ÷ 0,0700

3

1,85

0,015

0,14

0,0018 ÷ 0,0033

4

2,45

0,013

0,10

0,0010 ÷ 0,0035

5

0,68

0,012

0,24

0,0018 ÷ 0,0032

6

1,15

0,012

0,18

0,0020 ÷ 0,0035

7

4,40

0,017

0,14

0,0022 ÷ 0,0045



^

Контрольные уровни газо-аэрозольных выбросов



КУ газо-аэрозольных выбросов регламентируют суммарный выброс радиоактивных веществ в окружающую среду через вентиляционную трубу реактора. Основную роль в формировании газо-аэрозольного выброса играют смесь инертных радиоактивных газов (ИРГ) и радиоизотопы йода, в частности, 131I. По данным систематических измерений смесь ИРГ имеет в своем составе следующие компоненты: 41Ar – 95%, 85Kr – 2,8%, 133Xe – 1,2% та 135Xe – 1%; такая смесь ИРГ присутствует в выбросе только при работе реактора на мощности. Смесь ИРГ является источником внешнего облучения. Основным источником внешнего облучения среди изотопов йода является 131І (период полураспада 8,08 дней). Выбросы радиоизотопов йода через трубу вентцентра происходят непрерывно.

Установлены следующие КУ газо-аэрозольных выбросов:

  • 1,0×1012 Бк/сут

- для смеси ІРГ

  • 9,4×106 Бк/сут

- для 131I

  • 1,3×104 кБк/сут

- для долгоживущих радионуклидов (110mAg,58Co,60Co, 51Cr, 134Cs, 137Cs, 59Fe, 54Mn, 95Nb, 90Sr, 95Zr)

Для непрерывного радиационного технологического контроля объемной активности выбросов через трубу вентцентра используются блоки детектирования БДАБ2-01, БДАГ-01, БДАБ-05, БДАБ-06 (контроль радиоактивных аэрозолей) и БДБГ2-01, УДГБ-08 (регистрация и измерения ИРГ). Сигналы от этих датчиков подаются на радиометр контроля выбросов РКС-03-01 в составе АКРБ-06. Расход воздуха в трубе вентцентра измеряется в непрерывном режиме.

На рис.5 приведены суммарные данные о величинах активности радионуклидов в выбросах за период 1998-2010 годы. Как видно из рис.5, имеет место зависимость величин выбросов от продолжительности работы реактора на мощности, при этом величины выбросов оказываются значительно меньшими установленных контрольных уровней.



Рис.5.Динамика величин активности ИРГ и 131І в выбросах реактора за 1998-2010 годы.


^ Внешний радиационный мониторинг


Санитарно-защитная зона (СЗЗ) реактора имеет радиус 300 м, зона наблюдения (ЗН) радиус 3000 м. На протяжении 50-летней эксплуатации реактора проводился систематический радиационный контроль его воздействия на окружающую природную среду. Учитывая расположение реактора в пределах многомиллионного мегаполиса, проведение такого контроля является особенно актуальным.

Основная задача внешнего радиационного мониторинга – контроль за содержанием основных радионуклидов реакторного происхождения ( в первую очередь, 3H, 90Sr, 134Cs, 137Cs) в объектах окружающей среды в зоне воздействия ИР ВВР-М. Исследования проводятся в 6 стационарных точках СЗЗ и 12 стационарных точках ЗН, которые выбраны в соответствии с розой ветров.

Объектами исследования являются:

  • воздух в приземном слое атмосферы;

  • атмосферные осадки и оседающая пыль;

  • вода из основных коллекторов института;

  • вода из открытых водоемов (в т.ч. из Днепра – выше и ниже по течению относительно места расположения реактора);

  • талая вода снежного покрова;

  • березовый сок;

  • грунт и растительность.

В целом, результаты радиационного контроля свидетельствуют о том, что за весь период наблюдений не было зафиксировано достоверного увеличения содержания радиоактивных веществ в контролируемых параметрах по сравнению с уровнями, характерными для г. Киева [7]. Это подтверждает безопасность для окружающей среды эксплуатации исследовательского реактора ВВР-М. Радиационное влияние реактора на объекты окружающей среды (воздух, вода) довольно незначительно и поэтому его чрезвычайно трудно выделить на фоне природного радиационного фона и техногенных загрязнений, связанных с Чернобыльскими и глобальными выпадениями.


^ План аварийного реагирования


Система готовности и реагирования Института на аварии и чрезвычайные ситуации является взаимосвязанным комплексом технических средств и ресурсов, организационных, технических и радиационно-гигиенических мероприятий, осуществляемых администрацией и персоналом Института для достижения целей аварийного реагирования – предотвращения или снижения радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду в случае аварии на реакторе ВВР-М.

В качестве консервативной оценки рассматривается сценарий гипотетической аварии с наиболее неблагоприятными для населения последствиями: полный мгновенный разрыв трубопровода первого контура и отказ системы аварийного охлаждения, которые приводят к расплавлению активной зоны, с последующим выбросом радиоактивных веществ из здания реактора через трубу вентцентра за пределы санитарно-защитной зоны. Отметим, что последовательность событий, приводящих к подобной аварии, крайне маловероятна [8].

При максимальной проектной аварии не возникает необходимости введения каких-либо контрмер, связанных с нарушением нормальной жизнедеятельности, поскольку рассчитанные величины доз находятся значительно ниже нижней границы оправданности.


Заключение


Для эффективного выполнения задач радиационной защиты персонала, населения и окружающей среды ИР ВВР-М имеет систему радиационной защиты и контроля. Эксплуатация реактора осуществляется в строгом соответствии с нормами действующего законодательства. Радиационные параметры, характеризующие работу реактора, не превышают нормативных значений, а радиационная защита персонала и населения обеспечивается на необходимом уровне.


ЛИТЕРАТУРА


1

Оптимизация радиационной защиты при контроле облучения персонала. Серия докладов по безопасности №21, МАГАТЭ, 2003

2

Программа радиационной защиты персонала при эксплуатации ИР ВВР-М, №ПР-2-033-05, 2001

3

Occupational radiation protection. Safety Guide. Safety Standards Series No. RS-G-1.1, IAEA, Vienna, 1999

4

Аспекты радиационной защиты при проектировании атомных электростанций. Серия норм МАГАТЭ по безопасности, № NS-G-1.13. ВЕНА, 2008.

5

V.N.Shevel et al., Improvement of the radiation protection system at the WWR-M reactor. Proc. 2nd Int. Conference “Current Problems in Nuclear Physics and Atomic Energy”, 9-15 June, 2008, Kyiv, Ukraine

6

Контрольные уровни облучения персонала (категории А) ИР ВВР-М, №КР-2-039-05, 2004

7

В.В.Тришин и др., Ядерная физика и энергетика, 2010, т.11, №2, с.165-168

8

Аварийный план в случае аварий на ИР ВВР-М ИЯИ НАНУ, №АП.04/02-05, 2005










Скачать 196.36 Kb.
оставить комментарий
Дата17.10.2011
Размер196.36 Kb.
ТипДокументы, Образовательные материалы
Добавить документ в свой блог или на сайт

Ваша оценка этого документа будет первой.
Ваша оценка:
Разместите кнопку на своём сайте или блоге:
rudocs.exdat.com

Загрузка...
База данных защищена авторским правом ©exdat 2000-2017
При копировании материала укажите ссылку
обратиться к администрации
Анализ
Справочники
Сценарии
Рефераты
Курсовые работы
Авторефераты
Программы
Методички
Документы
Понятия

опубликовать
Загрузка...
Документы

Рейтинг@Mail.ru
наверх