Оптимизация комплекса работ по замене парогенераторов энергоблоков АЭС с ВВЭР тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Кадников, Анатолий Александрович

• Кадников, Анатолий Александрович
• кандидат технических наук
• 2009

Оглавление диссертации кандидат технических наук Кадников, Анатолий Александрович

Введение "

ГЛАВА 1 .Анализ фактического состояния парогенераторов, 11 обогреваемых водой под давлением

1.1. Общие сведения о парогенераторах, обогреваемых водой под 11 давлением

1.2. Особенности конструкции парогенераторов, обогреваемых водой 12 под давлением

1.3. Анализ основных проблем эксплуатации горизонтальных 23 парогенераторов и путей их решения

1.3.1. Работоспособность коллекторов первого контура

1.3.2. Растрескивание шпилек и их гнезд в коллекторах ПГВ

1.3.3. Коррозионно-эрозионный износ коллекторов питательной воды

1.3.4. Растрескивание сварного соединения №

1.3.5. Коррозионная деградация трубчатки

1.4. Анализ путей обеспечения проектного ресурса ПГ и его продления

1.4.1. Ресурс и оценка технического состояния ПГВ

1.4.2. Ресурс теплопередающей поверхности парогенератора

1.4.3. Анализ путей решения проблемы деградации ТОТ

1.4.4. Контроль состояния теплообменных труб парогенераторов

1.4.5. Определение параметров предельного состояния парогенератора

ГЛАВА 2. Анализ возможности оптимизации работ по замене 58 парогенераторов

2.1. Обзор технологий замен парогенераторов АЭС с водо-водяными 58 реакторами

2.1.1. Замена вертикальных парогенераторов АЭС с реакторами типа 58 PWR

2.1.2. Замена горизонтальных парогенераторов АЭС с реакторами типа 68 ВВЭР

2.1.3. Принципиальные отличия технологии замены парогенераторов на 74 российских и зарубежных АЭС

2.2. Анализ эффективности работ по замене парогенераторов 74 энергоблока № 2 Балаковской АЭС в 1999.2000 гг.

2.2.1. Общие сведения

2.2.2. Подготовительные работы

2.2.3. Особенности выполнения работ при демонтаже-монтаже ПГ

2.2.4. Анализ отклонений, нештатных ситуаций, задержек и их причин 78 при проведении работ по замене ПГ

2.3. Сварочные работы при замене парогенераторов энергоблоков АЭС 84 сВВЭР

ГЛАВА 3. Исследование радиационной обстановки при замене парогенераторов и выявление путей снижения облучаемости персонала 3.1 Анализ радиационной обстановки при замене парогенераторов

3.2. Анализ опыта дезактивации ПГ реакторных установок с водоводяными реакторами

ГЛАВА 4. Разработка и внедрение технологических мероприятий по 110 оптимизации процесса замены парогенераторов ПГВ

4.1. Общие сведения

4.2. Разработка технологии и экспериментальная отработка устройств 113 для ультразвуковой дезактивации элементов парогенератора

4.2.1. Общие сведения по ультразвуковой дезактивации

4.2.2. Ультразвуковая дезактивация методом сканирования

4.3. Оптимизация транспортно-технологических операций при замене 131 парогенераторов

ГЛАВА 5. Использование аппарата нелинейного математического программирования для оптимизации сетевых графиков замены парогенераторов АЭС с ВВЭР

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Оптимизация комплекса работ по замене парогенераторов энергоблоков АЭС с ВВЭР»

Актуальность темы диссертации. Комплексная оптимизация работ по ремонту и замене парогенераторов (ПГ) АЭС с ВВЭР обусловлена необходимостью проведения замен ПГ с целью поддержания и продления срока эксплуатации энергоблоков АЭС с ВВЭР сверх проектного, а также:

1. Целесообразностью обобщения отечественного и зарубежного опыта при решении задач оптимизации работ по замене ПГ АЭС с ВВЭР.

2. Продолжительными простоями энергоблока при замене ПГ.

3. Отсутствием в доступных публикациях результатов исследований с решением задач в оптимизации работ по замене ПГ.

4. Возможностью совместного решения задач по снижению издержек и дозозатрат, а также сокращения до минимума продолжительности простоев энергоблоков, необходимых для работ по замене ПГ.

Цель, научные задачи. Целью исследования является обоснование и разработка методологических основ внедрения новых методов техобслуживания, ремонта и замены ПГ. Для достижения сформулированной цели необходимо решить следующие задачи при замене ПГ:

1. Анализ и обобщение фактических данных для отечественных и зарубежных АЭС с учетом технологии работ по замене ПГ, организационных факторов и эффективности факторов снижения радиационного параметра.

2. Разработка технологической оснастки и технологий для сокращения продолжительности и повышения эффективности операций при замене ПГ.

3. Разработка усовершенствованных методов дезактивации и оптимизации работ в части снижения дозовых затрат ремонтного персонала.

4. Разработка алгоритма оптимизации сетевого графика замены ПГ. Научная новизна диссертации состоит в: усовершенствовании алгоритма оптимизации сетевого графика замены ПГ; в комплексном исследовании организации всех отдельных видов работ, потенциальных путей оптимизации работ с учетом дозовых нагрузок, использование ультразвука для повышения эффективности дезактивации элементов ПГ.

Практическая ценность работы. Материалы диссертации использованы и планируются использоваться в будущем:

• для выработки обоснованных предложений по оптимизации работ при замене ПГ на АЭС с реакторами ВВЭР-1000.

• для конструирования оснастки, повышающей эффективность выполнения отдельных операций при замене ПГ;

• для минимизации продолжительности работ по замене ПГ;

• для переподготовки и повышения квалификации ремонтного персонала.

Социальная значимость состоит в минимизации дозозатрат при замене ПГ. На защиту выносятся:

• методы и результаты оценки эффективности основных мероприятий по снижению трудо- и дозозатрат при замене ПГ;

• новая технологическая оснастка и усовершенствованные состав и технология работ по замене ПГ;

• метод ультразвукового сканирования, при котором увеличивается глубина дезактивации и снижаются дозозатраты персонала;

• алгоритм оптимизации сетевого графика замены четырех ПГ АЭС с ВВЭР-1000.

Личный вклад автора в получение научных результатов, изложенных в диссертации. Анализ радиационных и технологических характеристик при проведении работ по замене ПГ АЭС с ВВЭР, создание алгоритма оптимизации сетевого графика замены ПГ, расчетно-экспериментальные исследования радиационной обстановки, оптимизация работ при комплексной замене 4-х ПГ; использование ультразвука в технологии дезактивации элементов ПГ. Апробация работы. Основные результаты диссертационной работы и отдельные ее положения были доложены и обсуждены в 2001^-2007 на ряде Международных научно-технических конференций, семинаров и опубликованы в работах [1,2,16,36,52,68,69,71,72,74].

Внедрение. Отдельные материалы диссертациии использовались автором в при разработке проекта производства работ по замене ПГ на Балаковской (Бал) АЭС (1999^2000 гг.), Нововоронежской (НВ) АЭС. Публикации. Всего по теме диссертации опубликовано 18 работ, в том числе получены 4 патента РФ.

Программой деятельности Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом» на долгосрочный период (2009-2015 годы) от 20.09.2008г. предусмотрены мероприятия по модернизации действующих АЭС, в т.ч. продление эксплуатационного ресурса действующих АЭС на сумму 112342млн. рублей.

Впервые замена ПГ в отечественной практике была проведена в 1987 году на блоке №2 Южно-Украинской (ЮУ) АЭС. Два ПГ были заменены за 417 суток [2]. В 1988 году на этом же блоке заменены остальные два. В период с 1987 по 2000 годы были заменены 38 парогенераторов. Основные работы по замене ПГ выполнялись силами ПО «Атомэнергоремонт» с частичным привлечением ремонтного персонала АЭС.

Процесс замены ПГ постоянно совершенствуется, сокращаются сроки выполнения работ. Тем не менее, замена ПГ является одной из наиболее трудо- и дозозатратных ремонтных кампаний. В связи с переходом отечественной атомной энергетики на НРБ-99 [3] и ОСПОРБ-99 [4] резко ужесточились требования к дозовым нагрузкам персонала, что требует принятия дополнительных мер, чтобы уложиться в новые нормативы по облучаемости. Требуется разработка и использование новых эффективных методов дезактивации, защитных материалов, внедрение дистанционных и автоматизированных устройств и т.д.

В связи с этим вопросы оптимизации работ при замене ПГ имеют важное значение как с точки зрения снижения трудозатрат, повышения КИУМ, так и минимизации дозовых затрат персонала.

ПГ является важнейшим элементом АЭС, который обеспечивает выработку пара для турбогенератора и охлаждение активной зоны реактора. ПГ реакторных установок ВВЭР являются третьим физическим барьером между радиоактивной и нерадиоактивной частью АЭС и эксплуатируются в наиболее тяжелых коррозионных условиях. В связи с этим в процессе эксплуатации должны быть обеспечены как работоспособность ПГ, так и ' межконтурная плотность для исключения попадания воды первого контура во второй контур АЭС и окружающую среду.

Предельное состояние ПГ наступает в случае невозможности выполнять им свои функции (отвода теплоты от теплоносителя и генерации сухого насыщенного пара), а таюке нарушения пределов безопасной эксплуатации (целостности защитного барьера и невозможности его восстановления).

Работоспособность ПГ является одной из важнейших составляющих безопасной эксплуатации энергоблока АЭС с ВВЭР в течение его срока службы. Ресурс ПГ блоков АЭС с ВВЭР впрямую зависит от работоспособности, пучка теплообменных трубок (ТОТ). В 1980-^-90-е годы резко изменились прежние представления о надежности и долговечности ПГ АЭС. В первые годы развития ядерной энергетики среди специалистов бытовало мнение, что ПГ не будут существенно влиять на срок службы АЭС и их экономические показатели. В дальнейшем выяснилось, что они являются наиболее уязвимыми элементами паротрубной части станции, поскольку трубные системы ПГ подвержены неблагоприятным воздействиям — язвенной и межкристаллитной коррозии, коррозионному растрескиванию ^ под напряжением, износу под действием вибрационных нагрузок, вызываемых потоком теплоносителя и т.п. По мере накопления опыта эксплуатации выяснилось, что эти процессы решающе влияют на возникновение отказов и на коэффициент использования- установленной мощности (КИУМ) — обобщенный показатель эффективности работы АЭС.

Принятый подход к проектированию ПГ, выбор конструкционных материалов, технологии их изготовления и методов контроля пока не обеспечивают достижения экономически целесообразных сроков службы АЭС — примерно 30-^40 лет. Уже к концу первого десятилетия их эксплуатации оказалось, что доля вышедших из строя ТОТ ПГ велика, и необходимо сокращать интервалы между ее инспекционными осмотрами. Это ведет к увеличению простоев АЭС во время перегрузки ядерного топлива, когда проводят осмотр и ремонт ПГ. На отдельных ПГ доля дефектных трубок уже достигла пределов, требующих замены ПГ.

За рубежом на АЭС с PWR к 2007 году уже заменено более 200 ПГ из 475 действующих. На АЭС с ВВЭР-1000 из 104 ПГ - заменено 40. Замена ПГ на АЭС с PWR проводится из-за повреждений ТОТ. На АЭС с ВВЭР-1000 в 1987-Н 992 годах 34 ПГ были заменены из-за повреждения коллекторов теплоносителя в,районе перфорации. После выяснения причин повреждений и выполнения комплекса мер, подобных случаев разрушения не встречалось. В последние годы основным элементом, определяющим, фактический срок службы ПГ на АЭС с ВВЭР, являются ТОТ. В 1999 -^2004 годах шесть ПГВ-1000 были заменены по причине коррозионного повреждения металла ТОТ.

Значительное отличие в количестве заглушённых ТОТ ПГ различных энергоблоков, а также в пределах одной реакторной установки свидетельствует о различных условиях их эксплуатации. Для ряда ПГ продолжается процесс интенсивного повреждения ТОТ и требуется подтверждение остаточного ресурса ТОТ. В то же время имеются ПГ, проработавшие более 150000 часов с ТОТ в хорошем состоянии (Калининская - Клн - АЭС ).

Анализ количества ежегодно заглушаемых ТОТ ПГ показывает, что ' благодаря принимаемым мерам эксплуатационного и конструкторского характера в последние годы количество заглушаемых ТОТ уменьшается и проблема замены ПГ отодвигается на более поздние сроки, но не исключается. Кроме того, программа развития атомной энергетики России предполагает продление сроков эксплуатации энергоблоков АЭС, что потребует замены ПГ ряда энергоблоков с ВВЭР-1000 (например, блока №5 Нововоронежской (НВ), блока №3 Балаковской (Б л к) АЭС) [1].

В представленном исследовании рассмотрены пути решения задачи оптимизации работ при замене ПГ путем организационных мероприятий (исключения непроизводительных простоев и задержек, совершенствования вопросов организации работ по входному контролю, подготовке материалов и оборудования и т.д.), а также технологическим путем (разработкой новых приспособлений, технологий выполнения отдельных работ, внедрением высокопроизводительных устройств для резки и сварки и т.д.).

Реализация организационных и технологических мероприятий позволит сократить сроки предстоящих замен ПГ на 20-^30 суток. Для дальнейшей минимизации продолжительности замены парогенераторов разработан алгоритм расчета критического пути с одновременной оптимизацией сетевого графика выполнения поточных работ. и

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Кадников, Анатолий Александрович

Выводы по главе 5:

1. Впервые с участием автора разработан и апробирован метод оптимизации (минимизации) сетевого графика работ по замене ПГ АЭС с ВВЭР при заданной численности персонала.

2. В одном из вариантов расчетов базовая продолжительность простоя (192 суток) снизилась до 177 суток, что создает предпосылки для дополнительной выработки 360 млн. кВт-ч.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В представленном исследовании рассмотрены пути решения задачи оптимизации работ при замене ПГ путем организационных мероприятий (исключения непроизводительных простоев и задержек, совершенствования вопросов организации работ по входному контролю, подготовке материалов и оборудования и т.д.), а также технологическим путем (разработкой новых приспособлений, технологий выполнения отдельных работ, внедрением высокопроизводительных устройств для резки и сварки и т.д.).

Реализация организационных и технологических мероприятий позволит сократить сроки предстоящих замен ПГ на 20-^30 суток. Для дальнейшей минимизации продолжительности замены ПГ разработан алгоритм расчета критического пути с одновременной оптимизацией сетевого графика выполнения поточных работ и получены следующие выводы:

1. По результатам фактического анализа сведений о состоянии отечественных ПГ АЭС с ВВЭР автором выявлено, что в ряде случаев для обеспечения проектного ресурса или эксплуатации энергоблока сверх проектного потребуется замена ПГ.

2. Для реализации замены ПГ с минимальными сроками простоя энергоблока и минимума дозозатрат ремонтного персонала проведена оценка эффективности основных мероприятий по снижению трудо- и дозозатрат, разработана новая технологическая оснастка и усовершенствованы состав и технология работ; разработан и внедрен метод ультразвукового сканирования, при котором увеличивается глубина дезактивации и снижаются дозозатраты ремонтного персонала.

3. Разработан алгоритм оптимизации сетевого графика замены четырех ПГ АЭС с ВВЭР-1000, что позволяет сократить относительный простой энергоблока на 7,8%; в частности, оптимизация отдельных работ по замене ПГ на блоке №2 Балаковской АЭС (1999.2000 гг.), обеспечила сокращение общей продолжительности работ на 42 суток; реализация же организационных и технологических мероприятий, впервые обоснованных автором диссертации, позволяет сократить длительность замены ПГ еще на 20^30 суток.

4. Для снижения дозовых нагрузок при замене ПГ необходимо проведение расконсервации и подготовки узлов и деталей к монтажу вне зоны контролируемого доступа, разработка быстросъемной биозащиты главного циркуляционного трубопровода.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Кадников, Анатолий Александрович, 2009 год

1. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99).- М.: Минздрав России, 1999. -96 с.

2. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99). М.: Минздрав России, 2000. -78 с.

3. Трунов Н.Б. Гидродинамические и теплохимические процессы в парогенераторах АЭС с ВВЭР / Н.Б.Трунов, С.А.Логвинов, Ю.Г.Драгунов — М.: Энергоатомиздат, 2001.-316 с.

4. Андреев П.А. Теплообменные аппараты ядерных энергетических установок / П.А.Андреев, Д.И.Гремилов, Е.Д.Федорович. Л.: Судостроение, 1969.-230 с.

5. Нововоронежская АЭС. Справочно-информационные материалы. / Под ред. Ф.Я.Овчинникова Воронеж, Центрально-Черноземное изд. 1979. -192 с.

6. Ташлыков О.Л. Эксплуатация и ремонт ядерных паропроизводящих установок АЭС / О.Л.Ташлыков, А.Г.Кузнецов, О.Н. Арефьев. М.: Энергоатомиздат, 1995. Кн. 1. —256 с.

7. Альбом специализированного оборудования АЭС с серийными блоками ВВЭР-1000. М.: МХО Интератомэнерго. 1989. - 472 с.

8. Справочник по ядерной энерготехнологии: Пер. с англ. / Ф.Ран, А.Адамантиадес, Дж.Кентон, Ч.Браун; Под ред. В.А.Легасова. М.: Энергоатомиздат, 1989. -752 с.

9. П.Олейник С.Г. Влияние различных факторов на повреждаемость труб парогенераторов АЭС с ВВЭР / С.Г.Олейник // Атомная энергия, 2004, т. 96, вып. 6. -С.482-486.

10. S. Majumdar, Assessment of Current Understanding jf Mechanism of Initiation, Arrest and Reinitiation of Stress Corrosion Cracks in PWR Steam Generator Tubing, NUREG/CR-5752, ANL, Argonne, 2000.

11. Karwoski К. Regulatory Perspective on Steam Generator Tube Operating Experience / K.Karwoski, L.Miller, N.Morgan // Nuclear Pressure Equipment Expertise and Regulation Symposium 2005, U.S. NRC, Rocville, 2005

12. Ташлыков О. Л. Эксплуатация и ремонт ядерных паропроизводящих установок АЭС / О.Л.Ташлыков, А.Г.Кузнецов, О.Н.Арефьев. М.: Энергоатомиздат, 1995. Кн. 2. 352 с.

13. Ташлыков O.JL Ремонт оборудования атомных станций: учеб. пособие для вузов / Ташлыков O.JL: под ред. С.Е.Щеклеина. Екатеринбург. УГТУ-УПИ. 2003. -320 с.

14. Драгунов Ю.Г. Эволюция развития проектов реакторных установок с реакторами типа ВВЭР-1000 / Ю.Г.Драгунов, С.Б.Рыжов, И.Н.Васильченко и др. // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС. -Выпуск 11. Подольск, -2005. -С.3-20.

15. Нарушения в работе АЭС, обусловленные эрозионно-коррозионными повреждениями металла оборудования и трубопроводов в 2006 г.: информационное сообщение №753-ЦАЭ/О6.-М.,ОАО «ВНИИАЭС»,2006.-7 с.

16. Нарушения в работе АЭС, обусловленные эрозионно-коррозионными повреждениями металла оборудования и трубопроводов в 2006 г.: информационное сообщение №753-ЦАЭ/06. М., ОАО «ВНИИАЭС», 2006. -7 с.

17. Ягов В.П. Анализ теплогидравлических характеристик реакторных установок с ВВЭР в стационарных режимах работы после глушения теплообменных труб парогенераторов. / В.П.Ягов, Е.И.Левин, А.В.Воронков, Н.Б.Трунов,

18. Р.М.Следков, И.А.Воронков // Шестой международный семинар по горизонтальным парогенераторам. — Подольск, 2004. — С. 245-252.

19. Трунов Н.Б. Надежность и ресурс трубчатки парогенераторов АЭС с ВВЭР / Н.Б.Трунов, С.Е.Давыденко, В.В.Денисов и др. // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС. Выпуск 9. Реакторные установки с ВВЭР. Подольск, 2005. С.45-54.

20. Парогенератор ПГВ-1000М с опорами. Техническое описание и инструкция по эксплуатации. Часть 1. 320.05.00.00.000 ТО. Подольск. ФГУП ОКБ «Гидропресс». 1999. 255 с.

21. Феофентов Н.А. Опыт эксплуатации парогенераторов ЮУ АЭС / Н.А.Феофентов // Оптимизация режимов работы ПГ энергоблоков атомных станций: Семинар ВАО АЭС-МЦ и МАГАТЭ Украина, 11 -14 06.2002 г. -С. 75-91.

22. Кадников А.А. Опыт проведения вихретокового контроля теплообменных трубок парогенератора / А.А.Кадников, А.В.Никаноров // 7-й Международный семинар по горизонтальным парогенераторам: тез. докл. — Подольск, 2006. С.40-41.

23. Ташлыков О. Л. Оптимизация ремонтных работ на радиоактивном оборудовании: дис. канд. техн. наук: 05.04.11: защищена 30.05.06 / О.Л.Ташлыков; УГТУ-УПИ. Екатеринбург, 2006. -200 с.

24. Бакиров М.Б. Подходы к управлению ресурсом теплообменных труб парогенераторов АЭС с ВВЭР / М.Б.Бакиров, С.М.Клещук, Е.А.Богданов,

25. Д.А.Николаев, В.И.Левчук, Н.Б.Трунов // Шестой международный семинар по горизонтальным парогенераторам. Подольск, 2004. - С.32-41.

26. Базыкин О.С. Специфика ремонта атомных электростанций / О.С.Базыкин. — М.: Энергоатомиздат, 1983. 160 с.

27. Румянцев В.В. Трудности, связанные с эксплуатацией и ремонтом парогенераторов на АЭС / В.В.Румянцев // Атомная техника за рубежом.1991.-№2.-С.14-20.

28. Опыт эксплуатации парогенераторов на АЭС // Атомная техника за рубежом.1992. №2. СЛ0-12.

29. Практическая реализация методологии ALARA на АЭС. Методическое пособие. -М.: «Росэнергоатом», 1999. 186 с.

30. Управление работами в атомной энергетике. Документы ОЭСР. Агентство по ядерной энергии. Воспроизведено МАГАТЭ. Вена, Австрия, 1998. 169 с.

31. Новиков А. Состояние радиационной безопасности АЭС России / А.Новиков // Бюллетень по атомной энергии. 2002. -№1. -С. 26-32.

32. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ-88/97 ПНАЭ Г-01-011-97. -М.: Энергоатомиздат, 1998. -42 с.

33. ПНАЭ Г-7-010-89. Оборудование и трубопроводы АЭУ. Сварные соединения и наплавки. Правила контроля (с изменением от 1999 г.). —119 с.

34. Парогенераторы 111 В-1000 и ПГВ-100М. Технические условия на ремонт. ТУ ЭО 0153-2001. М.: ГП «Российский государственный концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях» концерн «Росэнергоатом». 2001. -36 с.

35. РД ЭО 0280-01 Положение о порядке выдачи Эксплуатирующей организацией разрешения на превышение КУ индивидуальной дозы облучения персонала и лиц, командированных на атомные станции. —32 с.

36. Справка по обобщению и анализу опыта дезактиваций первого контура энергоблоков ВВЭР с учетом нарушения в работе энергоблока №2 АЭС «Пакш» 10.04.2003 и других негативных последствий на отечественных и зарубежных АЭС. -М.: «Росэнергоатом», 2004. -14 с.

37. Наливайко Е.М. Дезактивация парогенераторов ВВЭР-440 / Е.М.Наливайко // 7-й Международный семинар по горизонтальным парогенераторам, Подольск, 3-5 октября 2006. Подольск: ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС», 2006. - С.108-109.

38. Шастин А.Г. Использование магнитострикционного эффекта для разработки -новых технологий ремонта и технического обслуживания оборудования АЭС

39. А.Г.Шастин, С.Е.Щеклеин, С.С.Чертов и др. // Экология. Экономика. Безопасность и подготовка кадров для атомной энергетики: сборник научных трудов конференции. — Екатеринбург. Издательство УГТУ-УПИ. 2001. —С.49.

40. Шастин А.Г. Ультразвуковая дезактивация методом сканирования / А.Г.Шастин, С.Е.Щеклеин, А.Е.Козырев // Белоярской АЭС 40 лет: сборник трудов научно-технической конференции. г.Заречный, 2004. -С. 75-81.

41. Кадников А.А., Мальцев А.В., А.Г.Шастин, С.Е.Щеклеин Устройство для очистки труб от внутренних отложений: патент РФ № 63262, от 27.05.2007.

42. Кадников А.А., Сорокин Ю.И., Чертов С.С., Шастин А,Г. Транспортное устройство для управляемого перемещения по поверхности объектов с вертикальными стенками: патент РФ №2304541 от 20.08.2007

43. Кадников А.А., Дементьев В.Н., Шастин А.Г., Щеклеин С.Е., Ярославцев Г.Ф. Способ дезактивации оборудования от поверхностных радиоактивных загрязнений: патент РФ № 2328785, от 10.07.2008

44. Кадников А.А., Дементьев В.Н., Шастин А.Г., Щеклеин С.Е., Ярославцев Г.Ф. Способ дезактивации оборудования от поверхностных радиоактивных загрязнений (изобретение): патент РФ № 2329555, от 20.07.2008.

45. Карманов В.Г. Математическое программирование / В.Г.Карманов. М.: Наука, 1980. 256 с.