Динамические модели деградации оборудования атомных станций на этапах эксплуатации и вывода из эксплуатации тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.13.18, доктор технических наук Шпицер, Владимир Яковлевич

• Шпицер, Владимир Яковлевич
• доктор технических наук
• 2005

Оглавление диссертации доктор технических наук Шпицер, Владимир Яковлевич

ВВЕДЕНИЕ.

1. ДЕГРАДАЦИЯ ОБОРУДОВАНИЯ И ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ

Ф СИСТЕМ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ.

1.1. Статистическое управление качеством.

1.2. Формальные модели эволюции техногенной аварии.

1.2.1. Вероятностный метод описания эволюции техногенной аварии 1.2.2. Марковские модели эволюции аварии.

1.2.3. Методы восстановления детерминированных траекторий по экспериментальным данным.

1.2. 4. Кинетическая модель эволюции аварии.

1.2.5. Модели поведенческой функции людей.

1.3. Предпосылки к созданию общей теории безопасности.

Ф Выводы по главе 1.

2. ДИНАМИЧЕСКИЕ МОДЕЛИ ЭВОЛЮЦИИ ДЕФЕКТНОСТИ ОБОРУДОВАНИЯ И ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ СИСТЕМ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ. щ 2.1. Модели деградации определяющих технических параметров.

2.2. Пространство показателей дефектности определяющих технических параметров.

2.3. Оценка связности показателей дефектности определяющих технических параметров с предаварийными состояниями технологических систем.

2.4. Закон распространения дефектности определяющих

Ф технических параметров.

2.5. Сравнительный анализ двух концепций эволюции систем 82 Выводы по главе 2.

3. ИДЕНТИФИКАЦИЯ СОСТОЯНИЙ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ ПО ПОКАЗАТЕЛЯМ ДЕФЕКТНОСТИ ОБОРУДОВАНИЯ.

3.1. Контроль технического состояния парка электроприводной арматуры.

3.1.1. Клапан регулирующий Ду 400 RL74S02.

3.2. Идентификация состояний теплообменного оборудования.

• 3.2.1. Теплообменник PTOTK80W01.

3.3. Мониторинг асимметрии первого контура реакторной установки атомной станции с ВВЭР-1000.

Выводы по главе 3.

4. МОНИТОРИНГ ПОКАЗАТЕЛЕЙ ДЕФЕКТНОСТИ ОПРЕДЕЛЯЮЩИХ ТЕХНИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ.

4.1. Принципы и процедуры мониторинга показателей дефектности определяющих технических параметров.

4.1.1. Регламентный паспорт атомной станции. 4.1.2. Уровни мониторинга.

4.1.3. Основные процедуры мониторинга показателей дефектности.

4.1.3.1. Проведение измерений.

4.1.3.2. Предварительная обработка данных.

4.1.3.3. Восстановление распределения.

4.1.3.4. Вычисление функционала и построение карт дефектности. 4.1.4. Присоединенные процедуры мониторинга.

4.2. Организация службы мониторинга.

4.3. Мониторинг показателей дефектности на основе нейросетевых технологий. 4.4. Мониторинг как форма информационного обслуживания.

4.4.1. Алгоритмы и программы.

4.4.2. Опыт разработки и эксплуатации.

Выводы по главе 4.

5. УПРАВЛЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТЬЮ ВЫВОДА ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ БЛОКА АТОМНОЙ СТАНЦИИ.

5.1. Прекращение эксплуатации атомной станции как объекта

1 энергетики.

5.2. Анализ иерархии угроз при выводе из эксплуатации блоков атомной станции.

5.3. Принципы мониторинга по показателям дефектности.

5.3.1. Мониторинг показателей дефектности проекта.

5.3.2. Мониторинг показателей дефектности систем безопасности.

5.3.3. Мониторинг показателей дефектности системы управления проектом.

5.3.4. Мониторинг показателей дефектности персонала.

5.3.5. Мониторинг показателей латентной дефектности технологических процессов.

5.3.6. Мониторинг внешних воздействий на несущие конструкции и инфраструктура блока атомной станции.

5.4. Управление проектом вывода из эксплуатации блоков АС на основе мониторинга по показателям дефектности.

5.4.1. Система целевых программ как метод синтеза технологий при выводе из эксплуатации АС.

5.4.2. Управление радиационной безопасностью при демонтаже оборудования АС.

5.4.3. Промышленный менеджмент при выводе из эксплуатации блока атомной станции.

Выводы по главе 4.

• ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Динамические модели деградации оборудования атомных станций на этапах эксплуатации и вывода из эксплуатации»

Управление безопасностью технических объектов производится нормативно и через внедрение культуры безопасности [1]. Модель нормативного управления безопасностью отражает условия социальной приемлемости функционирования системы и её нормативную системообразующую границу. В настоящее время это управление реализуется через законодательные акты, нормы и правила, поддерживающие господствующие общественные ориентиры. Нормативными документами устанавливаются принципы идентификации особо опасных производств (с потенциально высоким риском) по количеству обращающегося опасного вещества. В связи с этим в 90-х годах XX века Российский Научный Центр «Курчатовский институт» в рамках программ научно-исследовательских работ МЧС, Минатома, Совета безопасности РФ, МАГАТЭ разработал научно-методические основы и расчетные программы оценки и анализа риска для здоровья человека от разных техногенных и природных источников. Компьютерная расчетная часть получила название - банк данных по анализу риска (БАРД) [2].

Безопасность атомных станций (АС) следует понимать в смысле, отраженном в национальных нормах, регламентирующих ядерную и радиационную безопасность (ядерный и радиационный риски). Нормативное управление безопасностью основано на определении риска как организационно-технического индикатора для предупреждения аварий и катастроф. Это практически гарантирует минимизацию риска техногенной катастрофы. Вместе с тем риски не могут быть полностью устранены. Управление рисками представляет собой процесс, содержание которого определяется иерархической системой программ обеспечения качества (ПОКАС), включающих стандарты безопасности. Управления рисками должно приводить к повышению степени общественной безопасности и охраны окружающей среды.

Если считать основным механизмом эволюции АС деградацию то конечным состоянием является прекращение эксплуатации. В этом состоянии АС как техническая среда характеризуется уровнем потенциальной опасности, обусловленной: накопленной активностью; дефектами в конструкционных элементах; несоответствием характеристик систем безопасности нормативным значениям; физическим износом оборудования; утратой технологической, эксплуатационной документации. Согласно существующим правилам Госатомнадзора Российской Федерации энергоблок должен соответствовать регламентным требованиям эксплуатации до тех пор, пока ядерное топливо находится на блоке. Не являясь энергопроизводящим объектом, блок превращается в объект - хранилище облучённого ядерного топлива и радиоактивных отходов (РАО). Дальнейшие решения определяют судьбу блока либо в соответствии с программой продления срока службы как энергопроизводящего объекта, либо в соответствии с программой вывода из эксплуатации. Наибольшей общностью обладает приведенная ниже трехуровневая схема обоснования возможности увеличения срока безопасной эксплуатации объекта [3].

Уровень 1. Детализация направлений выполняемых мероприятий для увеличения проектных сроков эксплуатации:

• сбор и анализ данных и характеристик, определяющих срок эксплуатации;

• определение критических элементов, их ранжирование по критериям безопасности;

• разработка программы выполнения мероприятий для продления срока службы и необходимых дополнительных исследований.

• стандартизация терминов и определений; пересмотр норм и стандартов;

• разработка принципов и правил продления срока службы;

• разработка инженерных методик.

Уровень 2. Реализация программы выполнения мероприятий для продления срока службы АС:

• комплексное обследование на предмет выявления дефектности конструктивных элементов; уточнение свойств материалов и механизмов разрушения;

• оценка влияния технического обслуживания, ремонта, модернизаций;

• совершенствование методик и алгоритмов определения срока службы (остаточного ресурса), риска разрушения и оценки времени безопасной эксплуатации;

• разработка рекомендаций по методам и средствам обеспечения дальнейшей безопасной эксплуатации;

• уточнение норм и типового технологического регламента;

• экономическая оценка аспектов модернизации и продления срока службы и др.

Уровень 3. Обоснование целесообразности продления срока службы:

• выполнение комплекса работ по обоснованию безопасности;

• создание технических и аппаратно-программных средств обеспечения безопасности, выполнение необходимых модернизаций и реконструкций;

• регламентация условий будущей эксплуатации; назначение нового срока эксплуатации;

• демонстрация органам надзора результатов исследований, экспертиз и прогнозов.

Программа вывода из эксплуатации является обязательным организационно-техническим документом, разрабатываемым эксплуатирующей организацией не позднее, чем за пять лет до истечения проектного срока службы блока АС [4]. Первый раздел Программы содержит мероприятия, реализуемые на этапе подготовки блока АС к выводу из эксплуатации, в рамках лицензии на эксплуатацию, включая получение лицензии на вывод из эксплуатации. Второй раздел Проф граммы охватывает интервал времени от завершения работ по подготовке блока АС к выводу из эксплуатации до достижения конечного состояния блока АС. При реализации программы вывода из эксплуатации вся производственная структура блока конверсируется в радиаци-онно-технологическое производство по переработке отходов с обеспечением показателей безопасности его функционирования по нормам для соответствующих объектов.

Моделирование - важнейшая составляющая технологий прогнозирования радиационных аварий при эксплуатации и выводе из эксплуатации блоков АС. Целью моделирования аварий при разработке проектов является обоснование радиационной безопасности всех видов технологий и средств технологического оснащения, проработка исходных событий и конечных состояний проектных аварий, обоснование необходимого объёма резервов (в том числе дозового), выявление эффективных средств управления запроектной аварией. Целью моделирования on-line является прогнозы момента зарождения аварии, наиболее вероятного пути её протекания и ожидаемых последствий. В настоящее время не существует общей теории возникновения и развития производственных аварий от их зарождения до техногенной катастрофы. Целыо диссертационной работы является развитие теории надёжности и повышение безопасности эксплуатации оборудования, технологических систем, проведения ремонтных и демонтажных работ на протяжении жизненного цикла блока атомной станции путём разработки динамических моделей эволюции предотказных и предаварий-ных состояний с использованием универсальных безразмерных показателей и созданию на этой платформе концепции мониторинга на всём технологическом пространстве.

Для достижения сформулированной цели необходимо было решить следующие задачи:

• предложить и обосновать структуру многомерных индикаторов состояния оборудования, материальных ресурсов и персонала;

• исследовать различные динамические модели деградации объектов в пространстве предложенных индикаторов и осуществить их синтез в рамках общего вычислительного процесса; предложить процедуры идентификации и принципы организации службы мониторинга предаварийных состояний;

• получить подтверждение эффективности разработанных моделей на примерах мониторинга состояний эксплуатируемого оборудования;

• разработать принципы управления безопасностью вывода из эксплуатации оборудования блоков АС на основе предложенной методологии.

Научная новизна результатов исследований характеризуется следующими признаками: предложенные принципы математического моделирования деградации технических объектов отличаются от известных тем, что используют не применявшуюся ранее систему универсальных классификационных признаков, обладающую высокой чувствительностью к нарушениям нормальных условий эксплуатации и предаварийным состояниям;

• разработанные математические модели деградации оборудования и адаптивный вычислительный процесс восстановления траектории в многомерном пространстве показателей дефектности - метод системного анализа, проектирования и управления, отличающийся тем, что объединяет статистические и детерминированные средства описания систем;

• впервые для описания деградации оборудования применены методы анализа лагранжевых систем, в которых конструирование лагранжиана производится по экспериментальным данным. Сформулирован закон распространения дефектности и аналог принципа Пригожина;

• впервые марковская модель деградации используется для вычисления интенсивностей переходов, которые интерпретируются как диагностические признаки предотказных состояний;

• концепция службы мониторинга дефектности оборудования отличается от известных тем, что базируется на навигации в многомерных пространствах, в том числе с использованием нейросетевых технологий;

• оценка работоспособности действующего оборудования отличается от известных тем, что использует кластеризацию состояний на картах дефектности; процедура выбора оптимальной стратегии управления персоналом при производстве радиационно-опасных работ отличается от известных тем, что использует при сетевом моделировании в качестве критерия показатель дефектности коллективной дозы;

• модели интервальной математики, предложенные для управления проектом вывода из эксплуатации блоков атомных станций, отличаются от известных тем, что приспособлены к расчёту переопределённых систем, а найденное решение используется в качестве нормативного управления для вычисления показателей дефектности.

Практическая значимость состоит в том, что диссертация решает важную народно-хозяйственную проблему повышения эксплуатационной надёжности действующего оборудования и снижения радиационного риска при выводе из эксплуатации технологических систем атомных станций. Она вносит вклад в повышение эффективности производственных процессов, позволяет основывать программы качества на объективных оценках и обеспечить полное их соответствие требованиям (НП-011-99, НП-012-99) Госатомнадзора РФ.

Теоретические положения диссертации, раскрывающие фундаментальный характер свойства объектов - дефектность по определяющим техническим показателям, являются новым научным направлением в теории идентификации, теории оптимального управления и метрологии. Научная значимость полученных результатов состоит в том, что предложена, теоретически обоснована и экспериментально подтверждена методология контроля деградации технических объектов широкого класса.

Социальный аспект полученных результатов состоит в том, что на любом этапе жизненного цикла атомной станции общественности могут быть предъявлены объективные свидетельства эффективного контроля над всеми технологическими процессами и их последствиями в отдалённой перспективе. Это способствует укреплению доверия, а значит, способствует развитию атомной энергетики.

Теоретические и методические разработки нашли практическое применение при проведении проектных и опытно-конструкторских работ по консервации первой очереди Белоярской АЭС, при разработке комплекта обосновывающих документов для подготовки и выводу из эксплуатации блоков первой очереди Ленинградской АЭС и при мониторинге оборудования на Балаковской и Волгодонской атомных станциях. На основе результатов проведенных методических исследований разработаны стандарты предприятия на технологические процессы и проект организации демонтажных работ.

На защиту выносятся следующие положения:

1. Методология исследования сложных систем, основанная на локальных и агрегированных показателях дефектности их определяющих технических параметров.

2. Динамические модели деградации технических объектов в многомерном пространстве показателей дефектности и их синтез в адаптивном вычислительном процессе на основе экспериментальных данных.

3. Общая концепция мониторинга показателей дефектности в производственных условиях и её применение к эксплуатируемому оборудованию.

4. Общие теоретические принципы управления безопасностью при выводе блоков АС из эксплуатации, основанные на мониторинге дефектности технологического оснащения и форм организации труда.

Заключение диссертации по теме «Математическое моделирование, численные методы и комплексы программ», Шпицер, Владимир Яковлевич

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ

1. Разработаны и внедрены динамические модели деградации оборудования, использующие концепцию показателей дефектности определяющих технических параметров, отличающиеся от известных тем, что обладают универсальностью и высокой чувствительностью к нарушениям нормальных условий эксплуатации, что позволяет повысить выявляемость предотказных состояний в (3+5) раз.

2. Математические модели деградации оборудования реализуются как адаптивный вычислительный процесс восстановления траектории точки изображающей систему с использованием аппроксимирующих функций заданного класса (логистических кривых), являющихся решениями мягкой модели Мальтуса, - это метод системного анализа, проектирования и управления, отличающийся тем, что объединяет статистические и детерминированные средства описания систем, что позволяет прогнозировать возможные предотказые и преда-варийные состояния с высокой результативностью.

3. Установлена связь разработанных моделей с фундаментальными вариационными принципами для динамических систем (принцип Лагранжа, принцип Пригожина). Предложен метод конструирования эмпирических лагранжианов некоторого класса по экспериментальным данным. Для категории "дефектность" сформулированы аналог принципа Пригожина и закон распространения дефектности. Эти формализмы привлекаются к описанию эволюции аварий впервые, что расширяет современные представления о деградации объектов произвольной природы.

4. Установлена связь с марковскими моделями деградации, предложен новый способ решения уравнений Колмогорова-Чепмена, отличающийся от известных тем, что рассчитываются интенсивности переходов между дефектными состояниями деградирующего объекта, что позволяет увеличить объём информации об эволюции техногенной аварии, извлекаемой из штатных измерений, в 2 раза.

5. Предложена концепция службы мониторинга показателей дефектности оборудования, отличающаяся от известных тем, что базируется на навигации в многомерных множествах, в том числе с использованием нейросетевых технологий, что обеспечивает управление безопасностью по всему технологическому пространству за счёт автоматизации поддержки принятия решений оперативными службами атомных станций.

6. Проведена идентификация состояний действующего оборудования автоматизированной системой мониторинга техногенной аварии в стационарном и мобильном исполнениях. Впервые использована кластеризация состояний на картах дефектности, что сократило продолжительность разбраковки оборудования в период планово-предупредительных ремонтов на (2(Н30)% и обеспечило экономию средств.

7. Разработана процедура, обосновывающая стратегию управления персоналом при производстве демонтажных работ и мероприятий по консервации оборудования, отличающаяся тем, что на сетевых моделях в качестве критерия используется показатель дефектности относительно коллективной дозы, что позволяет предусмотреть необходимый объём дозового резерва и повысить производительность труда на 30 %.

8. Задача управления проектом вывода из эксплуатации блоков атомных станций сформулирована в виде решения линейной алгебраической системы с интервальными коэффициентами. Использованная модель отличается от известных тем, что приспособлена к расчёту переопределённых систем. Найденное решение является нормативным управлением для вычисления показателей дефектности, что позволяет проводить системное исследование зарождения и развития аварий, обусловленных ресурсной несбалансированностью. Тем самым создана научная основа производственного планирования, позволяющая оценивать качество проектных материалов, обосновать структуру технологических комплексов и пределы технологического вмешательства.

Список литературы диссертационного исследования доктор технических наук Шпицер, Владимир Яковлевич, 2005 год

1. Культура безопасности: Доклад Международной консультативной группы по ядерной безопасности (No75-INSAG-4). Вена: МАГАТЭ, 1990. - 42 с.

2. Демин В.Ф. БАРД: банк данных по анализу риска. Радиация и риск//Бюллетень национального радиационно-эпидемиологического регистра. 1996, вып. 8. С. 85-92.

3. Руководство по безопасности. Требования к содержанию программы вывода из эксплуатации блока атомной станции. М.: Госатомнадзор России, 1999.

4. Типовое положение по управлению ресурсными характеристиками элементов энергоблоков АС. РД ЭО 00096-98, М., 1997 г.

5. Хенли Э., Кумамото X. Надёжность технических систем и оценка риска. Пер. с англ. / Под общ. ред. В. С. Сыромятникова. М.: Машиностроение, 1984.

6. Богданофф Дж., Козин Ф. Вероятностные модели накопления повреждений: Пер. с англ.- М.: Мир, 1989. 344 с.

7. Клемин А. И., Емельянов B.C., Морозов В.Б. Расчёт надёжности ядерных энергетических установок: Марковская модель. М.: Энергоиздат, 1982.-208 с.

8. Острейковский В. А., Сальников H.JI. Вероятностное прогнозирование работоспособности элементов ЯЭУ. М.: Энергоатом изд-во, 1990.-416 с.

9. Подход к оценке и подтверждению ресурса АЭС /Емельянов B.C., Камышников О.Г., Морозкин В.И., Раевский Ю.И. // Атомная энергия. 1990. - Т. 68, вып. 4. - С. 229-233.

10. Хакен Г. Синергетика: Иерархия неустойчивостей в самоорганизующихся системах и устройствах: Пер. с англ.- М.: Мир, 1985. -419с.

11. Дружинин Г.В. О моделях безопасности функционирования технологических систем // Приборы и системы управления. 1993, №10. С. 10-14.

12. Болотин В.В. Ресурс машин и конструкций. М.: Машиностроение, 1990.-448 с.

13. ГОСТ Р ИСО 9001-96. Системы качества. Модель обеспечения качества при проектировании, производстве, монтаже и обслуживании.

14. Шустер Г. Детерминированный хаос: Введение. М.: Мир, 1988.-240 с.

15. Управление риском. Риск, устойчивое развитие, синергетика /В. А. Владимиров, Ю. J1. Воробьев, Г. Г. Малинецкий и др. М.: Наука, 2000.

16. Малинецкий Г. Г., Курдюмов С. П. Нелинейная динамика и проблемы прогноза //Вестник Российской академии наук. 2001. Т. 71, №3.-С. 210-232.

17. Френке JI. Теория сигналов. М.: Сов. радио, 1974. - 344 с.

18. Ландау Л.Д., Лифшиц Е.М. Механика. -М.: Наука, 1965.203 с.

19. Бердичевский В.Л. Вариационные принципы механики сплошной среды. М.: Наука, 1983. - 448 с.

20. Голдстейн Г. Классическая механика. -М.: Наука, 1975. 415с.

21. Зельдович Я. Б., Мышкис А. Д. Элементы прикладной математики. -М.: Наука, 1972. 592 с.

22. Коры Г., Корн Т. Справочник по математике. М.: Наука, 1973.- 831 с.

23. Техническая диагностика процессов и состояния оборудования энергоблока АЭС с быстрым натриевым реактором: Учебное пособие /А.Г. Шейнкман, В. Д. Козырев, Д. М. Сорокин. Екатеринбург: Урал. гос. техн. ун-т, 1999. 199 с.

24. Эткин Р.Х. Городская структура // Математическое моделирование: Сб. статей /Под ред. Дж. Эндрюс, Р. Мак-Лоун. М.: Мир, 1979.-С. 235-248.

25. Касти Дж. Большие системы. Связность, сложность и катастрофы. М.: Мир, 1982. - 216 с.

26. Руководство по выражению неопределённости измерения. -СПб.: ВНИИМ им. Д.И.Менделеева, 1999. 126 с.

27. Бендат Дж., Пирсол А. Прикладной анализ случайных данных.-М.: Мир, 1989.- 540 с.

28. Арматура для оборудования и трубопроводов АС. Общие технические требования. ОТТ-87. Нормативный документ. М.: НТЦ ЯРБ, 2000.- 140 с.

29. Типовые технические требования к методикам оценки технического состояния и остаточного ресурса элементов энергоблоков АС. "РОСЭНЕРГОАТОМ", 1999. 14 с.

30. Технические требования к системе контроля и диагностики электроприводной арматуры АЭС. М.: РОСЭНЕРГОАТОМ, 2002. - 42 с.

31. Методика оценки технического состояния и остаточного ресурса арматуры технологических систем энергоблоков АЭС. РД ЭО 0190-00. М.: РОСЭНЕРГОАТОМ, 1999. 107 с.

32. Методика контроля и диагностики электроприводной арматуры АЭС. М.: РОСЭНЕРГОАТОМ. - 2002. - 54 с.

33. Ключев В.И. Теория электропривода: Учебник для вузов. -М.: Энергоатомиздат, 1985. 560 с.

34. С. Уилкс. Математическая статистика. М.: Наука. 1967.632 с.

35. Справочник по прикладной статистике /Под ред. Э. Ллойда, У. Ледермана, Ю. М. Тюрина. М.: Финансы и статистика, 1989.

36. Аленфельд Г., Херцбергер Ю. Введение в интервальные вычисления. М: Мир, 1987. - 360 с.

37. Дружинин В. В., Конторов Д. С. Системотехника. М.: Радио и связь, 1985. - 200 с.

38. Рутхроф К., Штейхер В., Яке П. Системы контроля на атомной станции. Krafwerk Union Aktiengesellschaft, 1986. 30 с.

39. Палусами С.С., Козловски Т.А. Интегрирование систем мониторинга и диагностики АЭС. Пакет программ ALLY. Westinghouse Electric Company, 2000. 10 с.

40. Амбарцумян А.А. Методология разработки распределённых систем управления технологическими процессами с повышенным экологическим риском //Приборы и системы управления. 1994. №11. -С. 28-31.

41. Прангишвили И.В., Амбарцумян Ф.Ф. Научные основы построения АСУТП сложных энергетических систем. М.: Наука, 1992.

42. Шустов. В., Петров 10., Малышев С. Системы аварийной сигнализации и контроля радиационной обстановки //Современные технологии автоматизации. 2000. № 2. С. 42-48.

43. Техническое описание и инструкция по эксплуатации модуля аналогового ввода и цифрового ввода-вывода JIA-2 для ПЭВМ типа IBM. -М.: Центр АЦП АОЗТ «Руднев-Шиляев», 1995.

44. Техническое описание и инструкция по эксплуатации модуля Е-330. М.: АОЗТ «L-card», 1990 - 1996 гг.

45. Горелик А.Х., Дуэль М.А., Хаит Я.Г. Программно-технические комплексы в атомной энергетике //Приборы и системы управления. 1994, № 4. С 1-6.

46. Боровиков В.П., Боровиков И.П. STATISTICA. Статистический анализ и обработка данных в среде Windows. - М.: Филиннъ, 1998.-608 с.

47. Завьялов 10. С., Квасов Б.И., Мирошниченко B.JI. Методы сплайн-функций. М.: Наука, 1980.

48. Справочник по теории вероятностей и математической статистике /B.C. Королюк, Н.И. Портенко, А.В. Скороход, А.Ф. Турбин. -М.: Наука, 1985.-640 с.

49. Расщепляев Ю.С., Фандиенко В.Н. Синтез моделей случайных процессов для исследования автоматических систем управления. -М.: Энергия, 1981.- 144 с.

50. НП-012-99. Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации блока атомной станции. М.: Госатомнадзор России, 1997.

51. Другие преимущества VLAN. http://www.citforum.ru/ nets/autotracker /glava 5.

52. Типы VLAN http: //www.citforum.ru/nets/autotracker/glava2.shtml.

53. Кардаш Д. И., Фрид А. И. Обучение нейронных сетей в реальном масштабе времени с реконфигурацией топологии //Информационные технологии, 1999, № 4. С. 26-30.

54. Нейрокомпьютеры архитектура и реализация. Ч. 2. Элементная база нейровычислителей. http://www.infocity.kiev.ua/main. html.

55. Кривин В.В. Методы автоматизации ограниченно детерминированных процессов /Юж.-Рос. гос. техн. ун-т. Новочеркасск: Ред. журн. "Изв. вузов. Электромеханика", 2003. 174 с.

56. Отраслевая концепция вывода из эксплуатации ядерных установок, радиационных источников, пунктов хранения ядерных материалов, радиоактивных веществ и радиоактивных отходов. М.: Министерство РФ по Атомной энергии, 2000.

57. РД ЭО 0013-93. Основные положения по снятию с эксплуатации атомных станций, отработавших проектный срок службы. М.: Госатомнадзор РФ, 1993.

58. Вывод из эксплуатации атомных станций и исследовательских реакторов в России. Б.К. Былкин, Ю.А. Зверков, В.И. Колядин, Е.П. Рязанцев //Известия Академии промышленной экологии. 2000. №2. С. 62-66.

59. Программа подготовки и снятия с эксплуатации блоков 1 и 2 Белоярской АЭС. М.: РОСЭНЕРГОАТОМ, 1995. - 63 с.

60. Былкин Б.К., Шпицер В.Я. Вопросы безопасности при разработке технологии демонтажа оборудования блоков АЭС: Обзор. -М.: /ЦНИИТЭИтяжмаш, 1991. 40 с. - (Энерг. машиностроение. Сер. 3, вып. 5).

61. Технология демонтажа реакторов отечественных АЭС: Обзор /Б.К. Былкин, В.А. Храмушин, В.Я. Шпицер, А.А. Этинген. М.: /ЦНИИТЭИтяжмаш, 1992. - 40 с. (Энерг. машиностроение. Сер. 8, вып. 18, 19).

62. Былкин Б.К., Шпицер В.Я. Проблема обоснования технической возможности демонтажа блоков АЭС //Тяжелое машиностроение. 1992.-№4.-С. 13.

63. Былкин Б.К., Шпицер В.Я. Об оценке эффективности технологий демонтажа оборудования АЭС//Теплоэнергетика. 1993.- № 8. - С. 33.

64. Былкин Б.К., Шпицер В.Я. Системный анализ проблемы радиационной безопасности при демонтаже оборудования энергоблоков АЭС //Атомная энергия. 1993. - Т.74, вып. 5. - С. 431.

65. Былкин Б.К., Шпицер В.Я. Системный подход как инструмент оптимизации технологических процессов демонтажа при снятии АЭС с эксплуатации //Атомная энергия. 1994. - Т. 77, вып. 6. - С. 460.

66. Шпицер В.Я., Былкин Б.К., Берела А.И и др. Разработка проектов организации работ по консервации шахтного объема реактора АМБ-100. 8-я Ежегод. научно-техн. конф. Ядерное общество России, 1997, Екатеринбург: Заречный сб. рефератов. С. 215-217.

67. Былкин Б.К., Берела А.И. Проблемно-ориентированная система проектирования технологии демонтажа оборудования при выводе из эксплуатации блоков АЭС //Атомная энергия. 2000. - Т. 89, вып. З.-С. 189-196.

68. Проблемы обеспечения радиационной безопасности при проведении работ по выводу из эксплуатации первого энергоблока

69. Ленинградской АЭС /Б.К. Былкин, Ю.В. Гарусов, В.А. Шапошников и др. //Экология и атомная энергетика. 1998. С. 54-65.

70. Концептуальные аспекты вывода из эксплуатации первого блока Ленинградской АЭС //Б.К. Былкин, А.И. Берела, Ю.А. Зверков и др. //Экология и атомная энергетика: Науч.-техн. сб. 2001. - Вып.1. - С. 32-37.

71. Вывод из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов /Б.К. Былкин, Ю.А. Зверков, Н.Е. Кухаркин, М.И. Абрамов и др. //Атомная энергия. 1999. Т. 87, вып. 2. С. 118-129.

72. Нетесин В.Б., Щукин А.П., Хромых В.М. Первая редакция снятия с эксплуатации блоков 1, 2 Нововоронежской АЭС //Докл. 1-го засед. Рабочей группы по снятию АЭС с эксплуатации, Москва, 4-8 окт. 1994. М.: Интератомэнерго, 1994. Приложение 3.1.

73. Пат. 2029398 РФ, МКИ G21 С19/00, G21 F9/28io. Способ демонтажа ядерных реакторов и устройство для его осуществления /А.И. Берела, В.Я. Шпицер, А.А Этинген и др.; Заявл. 17.06.92; Опубл. 20.02.95, Бюл. 5.

74. Технологический комплекс для демонтажа реакторов типа ВВЭР /Б.К. Былкин, А.И. Берела, В.Я. Шпицер, А.А. Этинген, А.А. Хрулев //Тяжелое машиностроение. 1996. - № 6. - С. 28-32.

75. Дезактивация оборудования и систем 1-го блока ЛАЭС при выводе из эксплуатации /Н.И. Ампелогова, Б.К. Былкин, Ю.В. Гарусов, В.М. Симановский и др. //Атомная энергия. 1998. Т. 85, вып. 2. -С. 138-143.

76. Предельные значения для рециклирования и повторного использования материалов от ядерных установок в связи с их снятиемс эксплуатации //TACIS Workshop on Decommissioning of Nuclear Installations. Moscow, 23-27 October 1995. Bs-Nr. 9509-5, 19 p.

77. Нормативно-методические требования к управлению ресурсными характеристиками элементами энергоблоков АС. РД ЭО 0039-95. М.: Госэнергоатом, 1997. - 10 с.

78. Типовое положение по управлению ресурсными характеристиками элементов энергоблоков АС. РД ЭО 00096-98. М.: Госэнергоатом, 1997. - 12 с.

79. Т. Саати. Принятие решений. Метод анализа иерархий. М.: Радио и связь, 1993. - 320 с.

80. Былкин Б.К., Шпицер В.Я, Крупенин И.В. Управление безопасностью при выводе из эксплуатации блоков атомных станций // Известия Академии промышленной экологии. 2002. № 3. С. 85-90.

81. Типовое содержание плана мероприятий по защите персонала в случае аварии на атомной станции. НП-015-2000. М.: Госатомнадзор России, 2000. - 55 с.

82. Управление работами в атомной энергетике /Под редакцией Д.В. Миллера, МАГАТЭ, Вена, Австрия, 1998 г.

83. Егоров Ю.А. Основы радиационной безопасности атомных электростанций. М.: Энергоиздат, 1982. - 272 с.

84. Фролов М. В. Справочник по инженерной психологии. М.: Машиностроение, 1982.

85. Червинский Р. А. Методы синтеза систем в целевых программах. М.: Наука, 1987. - 224 с.

86. Данилин А. В. Подход к внедрению интегрированных систем управления на российских предприятиях. М.: МФТИ; ЗАО «Ан-кей /Холдинг» ([e-mail]).

87. Свод правил по обеспечению качества безопасности на атомных станциях и других ядерных установках. МАГАТЭ, ВЕНА, 1995. GOV/2840, SAFETY SERIES No. 50-C-Q. (перевод выполнен персоналом отдела ОК филиала ГНТЦ ЯРБ г. Славутич).

88. Безопасность атомных станций: Справочник. М.: Росэнергоатом, 1994. - 255 с.

89. Козырев 10. Г. Промышленные роботы: Справочник. М.: Машиностроение, 1983. - 376 с.

90. Нормы радиационной безопасности (НРБ-96/99): Гигиенические нормативы. М.: ИЦ Госкомсанэпиднадзора России, 1999. -127с.

91. Никифоров А.Д., Бойцов В.В. Инженерные методы обеспечения качества в машиностроении. М.: Издательство стандартов, 1987,384 с.

92. Фомин В. Н. Квалиметрия. Управление качеством. Сертификация. Курс лекций. М.: «Тандем». Издательство «ЭКМОС», 2000. - 320 с.

93. Мишин В.М. Управление качеством. М.: ЮНИТИ-ДАНА, 2000. -303 с.

94. Николис Г., Пригожин Н. Самоорганизация в неравновесных системах. М.: Мир, 1977. 512с.

95. Моисеев Н.Н. Алгоритмы развития. М.: Наука, 1987 303 с.

96. Грозовский Г. И. Моделирование управления адаптивностью эргатических систем. Автореферат, дисс. докт. техн. наук. -М.: НТЦЯРБГАН, 1999.-46 с.

97. Устойчивость адаптивных систем. Битмид Р., Джонсон К. и др.-М.: Мир, 1989.-263 с.

98. Ж.-К. Йоккоз. Недавнее развитие динамики // Международный конгресс математиков в Цюрихе, 1994 г. М.: Мир, 1999. С. 349-380.

99. Вульфсон и.и. Динамические расчёты цикловых механизмов. JI., Машиностроение (Ленингр. Отд-ние), 1976, 328 с.

100. Moser. Dynamical systems—past and present // Proc. Internat. Congr. Math., Berlin 1998. Vol.1: Plenary lectures and ceremonies. Bielefeld, Germany: Univ. Bielefled, 1998. P. 381-402.

101. H. Hofer, E. Zehnder. Symplectic invariants and Hamiltonian dynamics. Basel: Birkhauser, 1994.

102. И. А. Тайманов. Замкнутые экстремали на двумерных многообразиях//Успехи матем. наук 47 (1992), No.2. С. 143-185.

103. М. Фейгенбаум. Универсальность в поведении нелинейных систем // Успехи физ. наук 141 (1983), No.2. С. 343-374.

104. А. Н. Старков. Динамические системы на однородных пространствах. М: Фазис, 1999.

105. Fathi. Theoreme КАМ faible et theorie de Mather sur les systemes lagrangiens // C. R. Acad. Sci. Paris, Ser. I Math. 324 (1997), No.9. P. 1043-1046.

106. R.Mane. Lagrangian flows: the dynamics of globally minimizing orbits // Bol. Soc. Brasil. Mat. (N.S.) 28 (1997), No.2. P. 141-153.

107. Д. В. Трещёв. Введение в теорию возмущений гамильто-новых систем. М.: Фазис, 1998.

108. П. Лошак. Каноническая теория возмущений: подход, основанный на совместных приближениях // Успехи матем. наук 47 (1992), No.6. Р. 59-140.

109. Ю. Мозер. Интегрируемые гамильтоновы системы и спектральная теория. Ижевск: Удмурдский университет, 1999.

110. G. R. Goodson. A survey of recent results in the spectral theory of ergodic dynamical systems // J. of Dynam. and Control Syst. 5 (1999), No.2. P. 173-226.

111. И. П. Корнфельд, Я. Г. Синай. Энтропийная теория динамических систем // Итоги науки и техн. Соврем, пробл. матем. Фун-дам. направления2, Динамические системы-- 2. М.: ВИНИТИ, 1985. С. 44-70.

112. М. Bialy, L. Polterovich. Hamiltonian diffeomorphisms and Lagrangian distributions // Geom. Funct. Anal. 2 (1992), No.2. P. 173-210.

113. А. В. Болсинов, А. Т. Фоменко. Введение в топологию интегрируемых гамильтоновых систем. М.: Наука, 1997.

114. М. Lyubich. Dynamics of quadratic polynomials I-II // Acta Math. 178 (1997), No.2. P. 185-297.119. 26 W. de Melo, S. van Strien. One-dimensional dynamics. Berlin: Springer, 1993.

115. В. В. Козлов, Симметрия, топология и резонансы в га-мильтоновой механике, Ижевск: Изд-во УдГУ, 1995.

116. Шпицер В.Я. Конструирование сценария техногенной аварии на основе моделей связности // Изв. вузов Электромеханика. 2005.-№1-С. 68-72.

117. НП-011-99. Требования к программе обеспечения качества для атомных станций.

118. ГОСТ 2.601-95. Эксплуатационная документация.

119. ГОСТ 2.602-95. Ремонтная документация.

120. ГОСТ 24856 81. Арматура трубопроводная промышленная. Термины и определения.

121. ГОСТ 26291-84. Надежность атомных станций и их оборудования. Общие положения и номенклатура показателей.

122. РД ЭО 0017-92 Система технического обслуживания и ремонта оборудования атомных станций. Технологическая документация на ремонт. Виды и комплектность. Правила построения, изложения и оформления.

123. РД 53.025.010-89 Система технического обслуживания и ремонта атомных станций. Нормативные документы ТО и планового ремонта оборудования. Виды и формы документов. Правила составления и оформления.

124. РД 302-07-289-89. Арматура трубопроводная.

125. ОСТ 26-07-818-80. Арматура трубопроводная. Методика определения показателей надежности по результатам испытаний на надежность.

126. ОСТ 26-07-821-80. Оценка надежности трубопроводной арматуры на этапе проектирования.

127. РД ЭО 0069-97. Правила организации технического обслуживания и ремонта систем и оборудования атомных станций.

128. Селиванов М.Н., Фридман А.Э., Кудряшова Ж.Ф. Качество измерений: Метрологическая справочная книга. -JL: Лениздат, 1987.-295 с.

129. Скляр, Бернард Цифровая связь. Теоретические основы и практическое применение. -М.: Издательский дом «Вильяме», 2003.1104 с.

130. Гук. М. Аппаратные средства IBM PC. Энциклопедия -СПб: Питер Ком, 1999.- 816 с.

131. Гитис Э.И., Пискулов Е.А. Аналого-цифровые преобразователи. М.: Энергоиздат, 1981. - 360 с.

132. Грановский В.А. Динамические измерения. JL: Энерго-атомиздат, 1984. - 220 с.

133. Топорков В.В. Выбор целевой архитектуры и стратегий распределения ресурсов вычислительных систем. Приложение к журналу "Информационные технологии" №9, 2004.

134. Загоруйко Н.Г., Елкина В.Н., Емельянов С.В., Лбов Г.С. Пакет прикладных программ ОТЭКС (для анализа данных). М.: Финансы и статистика, 1986. - 160 с.

135. Енюков И.С. Методы, алгоритмы, программы многомерного статистического анализа: пакет ППСА. М.: Финансы и статистика, 1986. - 232 с.

136. Сильвестров Д.С. Программное обеспечение прикладной статистики: Обзор состояния. Тенденции развития. М.: Финансы и статистика, 1988. - 240с.

137. Методы анализа данных: Подход, основанный на методе динамических сгущений: Пер. с фр. /Кол. Авт. Под рук. Э. Дидэ; Под ред. И с предисл. С.А.Айвазяна и В.М.Бухштабера. М.: Финансы и статистика, 1985. - 357с.

138. Статистические методы для ЭВМ /Под ред. К.Энслейна, Э.Рэлстона, Г.С.Уилфа: Пер с англ. /Под ред. М.Б.Малютова. М.: Наука, 1986. - 464с.

139. Патрик Э. Основы теории распознавания образов: Пер с англ /Под ред. Б.Р.Левина. М.: Сов. Радио, 1980. - 408 с.

140. Фомин Я.А., Тарловский Г.Р. Статистическая теория распознавания образов. М.: Радио и связь, 1986. - 264с.

141. Айвазян С.А., Бухштабер В.М. Анализ данных, прикладная статистика и построение общей теории автоматической классификации //Методы анализа данных/ Пер. с фр. М.: Финансы и статистика, 1985. - Вступ. ст. - с. 5-22.

142. Айвазян С.А., Бежаева З.И., Староверов О.В. Классификация многомерных наблюдений. М.: Статистика, 1974. 240с.

143. Вапник В.Н., Червоненкис А.Я. Теория распознавания образов. М.: Наука, 1973.-416 с.

144. Елисеева И.И., Рукавишников В.О. Группировка, корреляция, распознавание образов: Статистические методы классификации и измерения связей. М.: Статистика, 1977. - 143с.

145. Фукунага К. Введение в статистическую теорию распознавания образов /Пер. с англ. М.: Наука, 1979. - 367с.

146. Эфрон Б. Нетрадиционные методы многомерного статистического анализа: Сб. статей: Пер. с англ. /Предисловие Ю.П.Адлера, Ю.В.Кошевника. М.: Финансы и статистика, 1988. -263с.

147. Блейхут Р. Быстрые алгоритмы цифровой обработки сигналов. М., 1989.-448 с.

148. Daubechies Ten lectures on wavelets/ Philadelphia. 1992. 357 pp.154. "Real Time" Weld quality monitor locates defects as they form in CO walding under short sircuiting confitions //Zvaracske spravy. -1985.-№4.-P. 73-81.

149. Ondrejcek P., Slovak J., Vins F. Analysis of voltage wave form in CO walding under short sircuiting confitons //Zvaracsce spravy. -1985.-№4.-P. 73-81.

150. Rehfeldt. D., Seyferth J. Statistical analyzys of arc welding with coated electrodes. Univ. Hannover, S.a. (IIW. Doc. 212-488-80). - 10 p.

151. Luts D., Ripple P. Deveiopment of a sustem for process data acquisition and process analysis during arc welding // Schweissen und schneiden. 1982.- № 4.- P. 80-81.

152. Реактор энергоблока 1 БАЭС (консервация): Пояснительная записка АМБ-1-К1.00.000.ПЗ; Инв. Д3-394.-М.: НИКИЭТ, 1985. -102 с.

153. Техническое обоснование полного демонтажа оборудования блока 1 БАЭС. М.: НПО Энергия, 1988. - 255 с.

154. Оценка количества и активности радиоактивных отходов, образующихся при демонтаже оборудования и строительных конструкций блока №1 Белоярской АЭС: Отчет. ПРП "Белоярскатомэнергоремонт", 1989 г.

155. Паспорт помещений реакторного отделения блока 1 Белоярской АЭС. Разраб. ПО "Спецатом", 1990 г.

156. Технико-экономическое обоснование размещения комплекса переработки РАО на 1 очереди Белоярской АЭС. Разраб. ВО ВНИПИЭТ, 1992 г.

157. Методы и результаты зондирования просыпей ОЯТ в графитовой кладке 1 блока БАЭС. Отчёт о НИР., ФЭИ, инв. № 5432, 1988 г.

158. Технические предложения по демонтажу реактора и оборудования первого контура энергоблоков ВВЭР-440 Армянской АЭС/ Разраб. Берела А.И., Шпицер В.Я., Этинген А.А.,ВФ ВНИИАМ,1990 г

159. Технологический инструмент и оснастка для демонтажа реакторов А1 АЭС "Богунице" и ВВЭР-440 (В-230). Технические предложения/ Разраб. Дьячков А.Т., Колядко А.А., Шпицер В.Я., Этинген А.А., ВФ ВНИИАМ, 1990 г.

160. Проектный технологический процесс демонтажа оборудования шахты реактора АМБ-100. Пояснительная записка. 3650.47.01.00.000ПЗ/ Разраб. Берела А.И., Вебер В.В., Лобов Ю.П., Шпицер В.Я. ВФ ВНИИАМ, 1990 г.

161. Комплект проектной технологической документации демонтажа оборудования шахты реактора АМБ-100/ Разраб. Этинген А.А., Лобов Ю.П., Шпицер В.Я. ВФ ВНИИАМ, 1990 г.

162. Технические предложения по технологии демонтажа оборудования блока №1 и машзала 1-ой очереди Б АЭС. Пояснительная записка. 3650.561.00.000ПЗ/ Разраб. Берела А.И., Колядко А.А., Шпицер В.Я., Этинген А.А. ВФ ВНИИАМ, 1992 г.

163. Технические предложения по технологии демонтажа оборудования блока №1 и машзала 1-ой очереди БАЭС. Технологические паспорта помещений. 3650.561.00.000/ Разраб. Берела А.И., Колядко, Шпицер В.Я., А.А., Этинген А.А. и др. ВФ ВНИИАМ, 1993 г.

164. Проектный технологический процесс консервации реактора блока №1 БАЭС. Пояснительная записка. АКЦШ 3650.56100.000-01ПЗ / Разраб. Берела А.И., Былкин А.А., Шпицер В.Я., Этинген А.А. и др. ВНИИАМ, 1994 г.

165. Технические предложения по технологии демонтажа оборудования помещений 8, 12А, 12Б (бокс приводов СУЗ и боксы клапанов ситемы A3). Технологический паспорт. АКЦШ 3650.56100.000-01Д1 / Разраб. Берела А.И., Колядко А.А., Шпицер В.Я., Этинген А.А.

166. Технический проект "Герметизация реакторного пространства блока №1 БАЭС. АМБ-1-К2.00.000 ТП". "ФГУП НИКИЭТ им. Долежаля Н. А.", ТНЦ РФ ФЭИ", "ГП ВНИИАЭС", "ГУДП ВЦ ВНИИАМ", "ИЦП МАЭ", 2000 г.

167. Monitoring Programmes for Unrestricted Release Related to Decommissioning of Nuclear Facilities //Tech.Reps.Ser. N 334. Vienna: IAEA, 1992.-P. 1-60.

168. Определение допустимых уровней радиоактивности материалов для их неограниченного и ограниченного использования: Отчет. НПО"ЭНЕРГИЯ" /В.О. Глазунов, Л.П. Хамьянов. М., 1993.- 40 с.

169. Hock R., Brauns K.J. Criteria for Unrestricted Reuse of Waste Material Arising at Nuclear Facilties. Radiation Protection in

170. Nuclear Energy: Conference Proceedings Sydney, 18-22 April 1988 y. -Vol. l.-P. 277 -284.

171. Factors relevant to the decommissioning of landbased nuclear reactor plants //Saf. Ser.N 52.-Vienna: IAEA, 1980. P. 1-28.

172. Metodology and technology of decommissioning nuclear facilities //Techn. Reps. Ser. N 267. Vienna: IAEA, 1981. - P. 1-107.

173. The regulatory process for the decommissioning of nuclear facilities //Saf. Ser. N 105. Vienna: IAEA, 1990. - P. 1- 23.

174. Decommissioning of nuclear facilities: Decontamination, disassembly waste management //Techn. Repts. Ser. N 230. Vienna: IAEA, 1983.-P. 1-54.

175. Сидоренко B.A. О концептуальных аспектах развития атомной энергетики России до 2010 года:. Сб. реф. //Междунар. конф. Европейского и Американского Ядерных Об-в Союза Науч. и Инж. Об-в, 27 июня -1 июля 1994г. Обнинск, 1994. - С. 13-22.

176. Политика, нормативная документация и рекомендации по снятию с эксплуатации ядерных установок ЕЭС: Отчет EUR 15355 EN, L-2920.- Люксембург: КЕС, 1994. (Cep.N 7, Еврорадвейст.)

177. Человеческий фактор. В 6 т. Т.З. Моделирование деятельности, профессиональное обучение и отбор операторов: Пер. с англ. /Холдинг Д., Голдстейн Н., Эбертс Р. и др. (Часть 2. Профессиональное обучение и отбор операторов). М.: Мир, 1991. 302 с.

178. Komatsu J. Planning for Decommissioning Power Plants in Japan //Nucl. Engin. Intern. 1993. - Vol.33, N 463. - P. 22-24.

179. Yanagihara S. COSMARD: The Code System for Management of JPDR Decommissioning //Nucl. Scin. and Techn. 1993. - Vol. 30(9). -P. 890-899.

180. Watzel G., Auler I. Decommissioning of large nuclear power plantwith LWR,s in the Federal Republic of Germany //Nucl. Techn. -1983.-Vol. 63, N1.-P. 90-101.

181. Kukkola T. Decommissioning cost estimate the Loviisa power plant //Intern, seminar on decommis polices, Paris 2-4 Okt. 1991 y. Paris, 1991.-P. 177-185.

182. Программа вывода из эксплуатации первого блока ЛАЭС/ Былкин Б.К.,Зверков Ю.А., Берела А.И. и др. ЛАЭС, Архив ПТО, Miib.N 5127, 2000.

183. Программа вывода из эксплуатации второго блока, зданий и сооружений первой очереди Ленинградской АЭС/ Былкин Б.К., Берела А.И., Шапошников В.А. и др. ЛАЭС, Архив ПТО, Hhb.N5309, 2001.

184. Р<>сс!ч'(скvj Фодерлип ^Г'кояскла miner'. ■■ О лшшопо-j акционерное обществоs ' фма Союз-ОГ'1.y.r.i sloe К Ciiiripanv1. Пгт Sojuz-Ol "1 Московская of)л гПдимцояаf и 71

185. О ВНЕДРЕНИИ РЕЗУЛЬТАТОВ НАУЧНО-ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ (ОПЫТНО-КОНСТРУКТОРСКОЙ) РАБОТЫ

186. Наименование документов, подтверждающих внедрение:.1. ЭФФЕКТИВНОСТЬ ВНЕДРЕНИЯ

187. Социальный эффект развитие науки и научных исследований, развитие образованияэффекта (защита здоровья человека, охрана окружающей среды, совершенствование организационной структуры управления, развитие науки и научных исследований и т.д.)

188. Экономический эффект от внедрения разработок достигнут (достигается) за счет повышения надёжности оборудования, снижения затрат, времени и материальных ресурсов на проведение регламентных мероприятий

189. Гл. конструктор зам. Ген. директора