Поиск

Полнотекстовый поиск:
Где искать:
везде
только в названии
только в тексте
Выводить:
описание
слова в тексте
только заголовок

Рекомендуем ознакомиться

'Документ'
Сільське господарство в Україні знаходиться в глибокій кризі, стало майже повністю збитковим і занепадає. Головним етапом подолання цієї кризи може б...полностью>>
'Закон'
Правовые аспекты вспомогательных репродуктивных технологий, в том числе «суррогатного материнства», определены действующим законодательством Российск...полностью>>
'Диплом'
" - [Ч]тобы убедиться в том, что Достоевский - писатель возьмите любых пять страниц из любого его романа, и без всякого удостоверения вы убеди...полностью>>
'Методическая разработка'
На цикле кардиологии каждый студент из группы представляет одного больного на клинический разбор в соответствии с темами клинических занятий. Подгото...полностью>>

Перевод реактора см на новое топливо в процессе текущей эксплуатации

Главная > Документ
Сохрани ссылку в одной из сетей:

ПЕРЕВОД РЕАКТОРА СМ НА НОВОЕ ТОПЛИВО

В ПРОЦЕССЕ ТЕКУЩЕЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ

А.И. Звир, Ю.А. Краснов, А.П. Малков, А.Л. Петелин, М.Н. Святкин, С.И. Чекалкин

ОАО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград

Представлена процедура поэтапного перехода на новое топливо реактора СМ. Отражены вопросы текущего обоснования безопасности и согласования с Ростехнадзором переходных вариантов загрузки активной зоны. Описаны методические особенности выполнения экспериментов и представлены результаты экспериментальных исследований изменения физических характеристик активной зоны реактора СМ с новым топливом. Проведен анализ завершенных кампаний по технико-экономическим показателям работы реактора с новыми ТВС. Получены данные, необходимые для внесения изменений в проектную документацию реактора и выполнения уточняющего анализа безопасности. На основании полученных результатов новые ТВС переведены из категории опытных в категорию штатных сборок.

Для расширения экспериментальных возможностей высокопоточного исследовательского реактора СМ [] проводят его модернизацию, в результате которой в активной зоне будет размещаться до двух дополнительных экспериментальных каналов [2]. Для компенсации потерь реактивности решено увеличить на 20% количество топлива в твэле (с 5г 235U до 6г 235U) при сохранении его геометрии, материалов оболочки и топливной матрицы [3]. Кроме этого, стальной чехол ТВС заменен чехлом из циркониевого сплава.

Результаты предварительных расчетно-экспериментальных исследований [3] позволили сделать вывод о том, что физические и эксплуатационные характеристики реактора с новыми экспериментальными устройствами и топливом будут приемлемыми для обеспечения целей планируемых работ. Твэлы с увеличенной загрузкой топлива успешно прошли петлевые испытания в реакторе СМ при средних и максимальных нагрузках. В составе активной зоны реактора СМ испытаны также три опытные ТВС. Результаты предварительных исследований показали, что поэтапный переход на более плотное по урану топливо возможен в процессе штатных перегрузок реактора без реализации специальных технических мероприятий.

Для практического подтверждения расчетных характеристик реактора с новым топливом и обоснования возможности перевода опытных ТВС трех типов в категорию штатных изделий требовалось произвести замену всех имеющихся в активной зоне тепловыделяющих сборок на новые ТВС с целью получения статистически значимых результатов испытаний. Замену всех штатных ТВС в активной зоне необходимо было провести поэтапно в процессе плановых перегрузок, без нарушения проектных пределов реакторной установки, утвержденного графика работы реактора и в полном соответствии с требованиями ядерной безопасности.

Процедура перевода действующего ядерного реактора на новое топливо в процессе его плановой эксплуатации не предусмотрена и, соответственно, не регламентирована нормативными документами по безопасности. По результатам обсуждения проблемы с сотрудниками государственных надзорных органов, осуществляющих контроль состояния безопасности реакторных установок НИИАР, принята и официально согласована схема действий, включающая следующие этапы:

  • расчетное обоснование безопасности для каждой планируемой кампании в переходный период с направлением оформленного документа в надзорные органы до начала кампании;

  • экспериментальное определение эффективности органов СУЗ, запаса реактивности и подкритичности активной зоны по завершению перегрузочных работ перед каждой кампанией, когда продолжительность остановки на перегрузку достаточна для распада 135Хе, с оформлением и направлением в надзорные органы соответствующих документов;

  • экспериментальное определение физических характеристик активной зоны, важных для безопасности, после замены всех штатных ТВС в активной зоне на опытные ТВС с увеличенной загрузкой топлива;

  • оформление пояснительной записки проекта активной зоны с новым топливом;

  • оформление документации по переводу ТВС новых типов из категории опытных в категорию штатных;

  • оформление отчета по обоснованию безопасности реактора и внесение необходимых изменений в эксплуатационную документацию.

В процессе перевода реактора на новое топливо действовали и оформляли требуемую документацию, руководствуясь этой организационной схемой.

Для обеспечения надежности и достоверности определения физических характеристик реактора, важных для обеспечения его безопасности в процессе перевода на новое топливо, применяли комплексный подход, сочетающий расчетные и экспериментальные методы. Расчеты в обоснование выбранных компоновок активной зоны для каждой кампании выполняли с использованием прецизионной программы MCU-RR [4], реализующей аналоговый метод Монте Карло и инженерной методики определения профиля энерговыделения реактора СМ [5]. Экспериментальные исследования проведены на критической сборке и непосредственно на реакторе. В экспериментах определяли реактивностные характеристики и максимальные значения коэффициентов неравномерности энерговыделения для активной зоны с новым топливом. Для особо ответственных кампаний со значительным изменением состава активной зоны расчеты проводили независимо разные группы исследователей с применением различных расчетных моделей реактора, что обеспечило консерватизм подхода с точки зрения безопасности, надежность и достоверность полученных результатов. Применение комплексного подхода к проведению исследований обеспечило получение достоверной информации, подтвержденной в дальнейшем фактическими показателями работы реактора.

В 2005 году выполнен поэтапный перевод реактора СМ на топливо с увеличенной загрузкой 235U в твэле. В течение пяти месяцев эксплуатации реактора (11 кампаний) во все ячейки активной зоны были загружены опытные тепловыделяющие сборки при очередных заменах отработавшего топлива. Во время планового профилактического ремонта реактора заменены также ТВС в топливных подвесках компенсирующих органов. Таким образом, к моменту пуска реактора СМ после профилактического ремонта вся активная зона, включая топливные подвески КО, была набрана из опытных ТВС. Кроме этого были заменены также поглощающие части КО, выработавшие проектный ресурс.

Для уточнения основных физических характеристик реактора СМ с новым составом активной зоны на реакторе были проведены измерения [6]:

  • мощностного коэффициента реактивности;

  • температурного эффекта реактивности;

  • градуировочных характеристик КО;

  • эффективности рабочих органов СУЗ;

  • эффектов реактивности от загрузки в активную зону опытных ТВС с различным выгоранием топлива.

При определении реактивностных характеристик на реакторе использовали методы, основанные на обращенном решении уравнения кинетики реализованные в аналоговом реактиметре аппаратуры СУЗ КАРПАТЫ и цифровом многоканальном реактиметре разработки НИИАР. Применяли также метод перекомпенсации с известной реактивностью. Все используемые экспериментальные методики измерения нейтронно-физических характеристик аттестованы. Погрешность определения реактивностных параметров составляет 4,2-10%.

Мощностной коэффициент реактивности определяли для рабочего уровня мощности (90 МВт) в условиях стационарного отравления по 135Хе. Для измерения эффекта реактивности снизили в автоматическом режиме управления мощность реактора на 7 МВт и зафиксировали соответствующее изменение положения рабочего органа автоматического регулирования (РО АР). По изменению положения РО АР с известной эффективностью определили эффект реактивности при таком изменении мощности, который составил 0,034 эф. Соответственно, мощностной коэффициент реактивности для «горячего, отравленного» состояния активной зоны реактора −(4,7  0,3)∙ 10−3эф/МВт. Это значение несколько выше мощностного коэффициента реактивности -(4,00,3)∙10−3эф/МВт для аналогичного состояния активной зоны, загруженной штатным топливом.

Изотермический температурный эффект реактивности определяли по изменению реактивности разотравленного реактора, работающего на минимально контролируемом уровне (МКУ) мощности, при равномерном разогреве всех компонентов активной зоны в процессе работы главных циркуляционных насосов (ГЦН) при отключенных теплообменниках второго контура. В процессе разогрева регистрировали изменение температуры теплоносителя первого контура и положения одного из ранее отградуированного КО в критсостоянии. На рис. 1 показаны кривые изменения температурного эффекта реактивности реактора СМ с новым и штатным топливом в активной зоне.

Р
ис.1. График зависимости реактивности от средней температуры активной зоны реактора СМ, набранной из опытных () и штатных ТВС ()

В табл.1 приведены аппроксимационные, полученные с использованием метода наименьших квадратов, зависимости от температуры температурных эффекта и коэффициента реактивности для активной зоны реактора СМ, загруженной новым и штатным топливом (5г 235U на твэл) в диапазоне изменения температуры от 15 до 95 ºС.

Таблица 1.

Характеристики температурных эффекта и коэффициента реактивности активной зоны реактора СМ, набранной из штатных и опытных ТВС

Параметр

Опытные ТВС

Штатные ТВС

Зависимость эффекта реактивности от температуры, эф

Зависимость температурного коэффициента реактивности от температуры, эф/С

Значение температурного коэффициента реактивности для номинальной мощности

, эф/С

− (0,020  0,001)

− (0,018  0,001)

Значение температурного эффекта реактивности при выводе реактора на номинальный уровень мощности

, эф

− (1,12 ±0,06)

− (1,04±0,05)

При поэтапной замене элементов КО (топливная подвеска и поглощающая часть) определили градуировочные характеристики КО, существенно отличающихся материальным составом топливной подвески и поглощающей части:

  • поглощающая часть после двенадцати лет эксплуатации (выгоревший поглотитель), топливные подвески − штатные ТВС с выгоранием топлива 2829 %;

  • выгоревший поглотитель, топливные подвески − опытные ТВС с нулевым выгоранием;

  • необлученный поглотитель, топливные подвески − опытные ТВС с нулевым выгоранием.

Полученную зависимость эффективности КО от глубины его погружения в активную зону нормировали на полную эффективность КО (при извлеченном органе его относительная эффективность равна 0, при введенном в активную зону рабочем органе − 1). Усредненную зависимость относительной эффективности КО от их положения в активной зоне аппроксимировали полином вида:

,

где  эффективность органа, отн.ед.;

A1, A2, A3, A4 − коэффициенты, полученные методом наименьших квадратов;

p  глубина погружения РО в активную зону, мм по указателю положения (0 мм – извлечен, 450 мм – КО введен в активную зону);

pmax  максимальная глубина погружения КО в активную зону, мм .

Полученные таким образом усредненные (по четырем органам) коэффициенты градуировочных кривых КО представлены в табл.2.

Таблица 2

Характеристики градуировочных кривых КО реактора СМ

Материальный состав РО

Коэффициенты полинома 4-й степени

э*, %

A4

A3

A2

A1

выгоревший поглотитель,

ТП − ТВС 184.03 (выгорание 2829%)

1,432

-4,454

3,757

0,266

1,6

выгоревший поглотитель,

ТП − ТВС 184.08 (выгорание - 0 %)

2,151

-6,188

5,042

-0,005

1,4

необлученный поглотитель,

ТП − ТВС 184.08 (выгорание 0 %)

2,224

-6,449

5,226

-0,001

1,6

*Относительное среднеквадратическое отклонение экспериментальных точек от аппроксимирующей кривой.

Полная эффективность компенсирующих органов, отличающихся материальным составом топливной подвески и поглощающей части, была определена по результатам измерения их градуировочных характеристик при погруженном в активную зону центральном компенсирующем органе. Полученные результаты приведены в табл.3.

Таблица 3

Эффективности КО реактора СМ (эф)

Материальный состав КО

КО-1

КО-2

КО-3

КО-4

Сумма

выгоревший поглотитель,

топливная подвеска − штатная ТВС (выгорание 2829 %)

1,16±0,06

1,22±0,06

1,14±0,06

1,22±0,06

4,74±0,34

выгоревший поглотитель,

топливная подвеска − опытная ТВС (выгорание - 0 %)

1,82±0,11

2,04±0,12

1,88±0,11

1,96±0,11

7,70±0,54

необлученный поглотитель,

топливная подвеска − опытная ТВС (выгорание - 0 %)

1,83±0,11

2,07±0,12

2,09±0,12

2,00±0,12

7,99±0,56

Из представленных данных следует, что при замене «выгоревших» топливных подвесок на сборки с увеличенной загрузкой топлива эффективность КО в среднем увеличилась в 1,6 раза, а при замене поглощающей части − практически не изменилась.

И
з сравнения коэффициентов полиномов, описывающих градуировочные характеристики КО, следует, что при замене ТВС топливной подвески и поглотителя ход градуировочной кривой несколько изменился, что наглядно подтверждается графиками, представленными на рис.2.

Рис.2. Градуировочные кривые КО реактора СМ:

выгоревший поглотитель, топливные подвески − штатныеТВС с выгоранием 2829%;

выгоревший поглотитель, топливные подвески − опытные ТВС с нулевым выгоранием;

необлученный поглотитель, ТП − ТВС типа 184.08 с нулевым выгоранием;

Эффективности ЦКО и КО при изменении их взаимного положения определяли при их градуировке с использованием реактиметра и метода перекомпенсации. Полученные результаты приведены в табл.4.

Таблица 4

Эффективность ЦКО и КО реактора СМ при крайних положениях ЦКО

Положение РО по указателю положения, мм

Эффективность, эф

ЦКО

КО-14

ЦКО

КО-1

КО-2

КО-3

КО-4

КО-14

350*

215

5,9±0,3

1,9±0,1

2,0±0,1

2,4±0,1

2,1±0,1

8,4±0,5

67

450

3,9±0,2

2,4±0,1

2,4±0,1

3,0±0,2

2,6±0,1

10,4±0,6

* - рабочий орган введен в активную зону

Полученные результаты показывают, что при изменении взаимного положения КО и ЦКО существенно меняется их эффективность. При вводе ЦКО в активную зону суммарная эффективность КО снижается в 1,24 раза. По мере извлечения КО эффективность ЦКО увеличивается до 1,5 раза.

Эффективности РО АР-1,2 в наибольшей степени зависят от глубины погружения в активную зону ближайшего КО, поэтому их определяли при различном положении КО-1 и КО-3. Полученные результаты представлены в табл.5.

Таблица 5

Эффективность АР реактора СМ при различном положении ближайшего КО

Положение КО-1, мм

Эффективность

АР-1, эф

Положение КО-3, мм

Эффективность

АР-2, эф

450

0,005±0,001

450

0,014±0,001

0

0,074±0,003

0

0,174±0,005

Таким образом, при полном извлечении ближайшего КО эффективность РО АР увеличивается в 1214 раз.

Получено, что значения эффективности органов СУЗ для активной зоны реактора СМ с новым топливом не выходят за паспортные диапазоны для проектного состояния активной зоны.

Для уточнения значений эффектов реактивности, полученных в экспериментах на критсборке, и исследования влияния перегрузки топлива с реальным выгоранием топлива на реактивность активной зоны на реакторе были проведены измерения эффектов реактивности от выгрузки опытных ТВС из различных ячеек активной зоны. В эксперименте определяли изменение подкритичности от выгрузки ТВС с различным выгоранием топлива из полностью загруженной опытными тепловыделяющими сборками активной зоны.

По результатам анализа значений эффектов реактивности при перегрузке ТВС с увеличенной загрузкой топлива, полученных в экспериментах на критсборке и реакторе установлены значения эффектов реактивности (см. табл. 6), которые используют при планировании перегрузок реактора СМ с новым топливом.

Таблица 6

Эффекты реактивности при перегрузке ТВС с увеличенной загрузкой топлива

в реакторе СМ (эф)

№№ ячеек

ТВС 184.08 с выгоранием

ТВС 184.09 с выгоранием

ТВС 184.10 с выгоранием

0%

40%

0%

40%

0%

40%

53, 54, 62, 65, 72, 75, 83, 84

2,3±0,1

0,9±0,1

1)

1,7±0,1

0,7±0,1

43, 44, 61, 66, 71, 76, 93, 94

1,5±0,1

0,4±0,1

1,2±0,1

0,4±0,1

1,1±0,1

0,4±0,1

52, 55, 82, 85

1,5±0,1

0,4±0,1

1,2±0,1

0,3±0,1

1,1±0,1

0,3±0,1

42, 45, 51, 56, 81, 86, 92, 95

1,1±0,1

0,5±0,1

  1. ТВС данного типа не устанавливается в указанные ячейки

Таким образом в результате экспериментальных исследований в условиях активной зоны реактора СМ, полностью загруженной опытными ТВС с увеличенной загрузкой топлива, определены значения мощностного коэффициента реактивности и температурного эффекта реактивности, градуировочные характеристики КО с различным составом топливной подвески и поглощающей части, эффективности рабочих органов (РО) СУЗ, эффекты реактивности от загрузки в активную зону опытных ТВС с различным выгоранием топлива. Эти данные вошли в пояснительную записку модернизированной активной зоны, отчет по обоснованию безопасности реактора, эксплуатационную документацию реактора. На основании представленных документов получено разрешение государственных надзорных органов на эксплуатацию реактора СМ с новым топливом.

Начиная с 2006г. реактор СМ эксплуатируется с новым топливом в качестве штатного. В табл. 7. приведены сравнительные эксплуатационные данные по нейтронно-физическим параметрам: компенсирующая способность, запас реактивности, подкритичность активной зоны, темп потери реактивности на выгорание топлива за 2003-2008гг. Анализ показателей работы реактора со старым топливом ограничен 2003г и 2004г, поскольку в 2002г изменена компоновка нейтронной ловушки реактора СМ. А изменение компоновки ловушки приводит к изменению основных нейтронно-физических характеристик реактора [7].

Таблица 7.

Усредненные за год значения некоторых нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора СМ-3

Год

Компенсирующая способность органов СУЗ, βэфф

Запас реактивности, βэфф

Средняя подкритичность при введенных компенсирующих органах, βэфф

Темп потери реактивности на выгорание топлива, βэфф/(МВт·сут)

2003

13,6

11,7

2,0

0,0062

2004

12,7

10,6

2,1

0,0061

2005

13,2

10,7

2,5

0,0054

2006

12,8

10,3

2,5

0,0049

2007

12,5

10,1

2,4

0,0049

2008

12,0

9,6

2,5

0,0048

2009

12,5

10,1

2,3

0,0048

Из представленных данных следует, что для существующего графика работы реактора при переходе на новое топливо несколько снизилась компенсирующая способность органов СУЗ, запас реактивности и существенно уменьшился темп потери реактивности на выгорание. Среднее значение подкритичности к моменту завершения перегрузки перед очередной кампанией при извлеченных стержнях аварийной защиты и введенных в активную зону остальных органов СУЗ увеличилось.

В табл. 8 приведены для сравнения приведены данные по использованию топлива старого и нового типов предыдущие годы эксплуатации реактора СМ-3.

Таблица 8.

Сравнительные данные по использованию топлива за отчётный период эксплуатации реактора СМ-3

Год

Среднее выгорание топлива в активной зоне на начало кампании, %

Масса 235U в активной зоне на начало кампании, кг

Среднее выгорание топлива в выгружа-емых ТВС, %

Энерговыработка, МВт·сут

Количе-ство "свежих" ТВС, загружен-ных в реактор

Масса

235U в "свежих" ТВС, загружен-ных в реактор

Расход "свежих" ТВС на 1000 МВт•сут

2003

14,5

25,4

29,8

21125

106

97,9

5,02

2004

14,7

25,3

30,9

21923

101

92,6

4,61

2005

18,0

27,5

35,2

21639

73

78,3

3,37

2006

19,3

27,9

36,1

21881

69

47,1

3,15

2007

21,3

27,7

39,7

22114

62

68,2

2,80

2008

21,4

27,7

39,4

22954

70

76,6

3,05

2009

20,4

27,7

38,4

22782

67

72,3

2,94

Из представленных данных следует, что масса делящегося нуклида в активной зоне при переходе на новое топливо возросла более, чем на два килограмма. При этом, среднее выгорание топлива в активной зоне и в выгружаемых ТВС заметно увеличилось. Перевод реактора на новое, более плотное топливо привёл к снижению расхода "свежих" ТВС. Также существенно снизилось количество свежих ТВС, использованных для получения энерговыработки 1000 МВт·сут. Это связано с тем, что более плотное топливо медленнее выгорает, время нахождения ТВС в активной зоне увеличивается. При этом увеличивается кратность перегрузок активной зоны, что и повышает эффективность использования топлива [8]. Кроме этого, экономия топлива достигнута за счет изменения алгоритма перегрузки топлива. В процессе перевода реактора на ТВС нового типа и в процессе последующей эксплуатации свежие сборки загружали преимущественно в центральные ячейки активной зоны, примыкающие к нейтронной ловушке. Эффект реактивности от загрузки топлива в эти ячейки максимальный. Запас реактивности, необходимый для обеспечения требуемой продолжительности кампании, набирается в этом случае при меньшем количестве загружаемых ТВС. При достижении выгорания 10-25% сборки из центральных ячеек переставляли в периферийные, на границе активной зоны и отражателя. Причем таким образом, что менее выгоревшие ряды твэлов ориентировались на отражатель в область всплеска тепловых нейтронов. При таком подходе обеспечивалось наибольшая прибавка в реактивности и наиболее равномерное выгорание топлива по объему ТВС. По достижению высокого выгорания, сборки из периферийных ячеек выгружали из активной зоны, освобождая место для следующих перестановок. Реализация описанного алгоритма, наряду с переходом на ТВС нового типа, позволила обеспечить существенную экономию топлива.

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

  1. Исследовательские реакторы НИИАР и их экспериментальные возможности/ Под научн. ред. проф. В.А. Цыканова. Димитровград: НИИАР, 1991.

  2. Цыканов В.А., Святкин М.Н., Клинов А.В., Старков В.А.. Модернизация активной зоны реактора СМ. Международная научно-техническая конференция "Исследовательские реакторы: наука и высокие технологии", Димитровград, 25-29 июня 2001г. Сборник докладов, т.2, часть 1, ФГУП«ГНЦ РФ НИИАР», 2002, с.3-16.

  3. Клинов А.В., Малков А.П., Старков В.А. и др. Характеристики и экспериментальные возможности реактора СМ после модернизации активной зоны. Международная научно-техническая конференция "Исследовательские реакторы в XXI веке", Тезисы докладов. – Москва: ФГУП НИКИЭТ, 2006. С.28.

  4. Gomin E., Maiorov L. The MCU Monte Carlo Code for 3D Depletion Calculation // Proc. of Intern. Conf. on Math. and Comp., Reactor Phys., and Environ. Anal. in Nucl. Applic. Madrid, 1999. V.2. P. 997-1006.

  5. Краснов Ю.А., Малков А.П., Пименов В.В., Пименова О.В. Расчетно-экспериментальные исследования распределения энерговыделения в активных зонах реакторов СМ и РБТ // Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ НИИАР, 2002. Вып. 3. С. 52-63.

  6. Краснов Ю.А., Малков А.П., Петелин А.Л. Методические особенности и результаты экспериментальных исследований физических характеристик реактора СМ при переходе на новое топливо// Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика» №4, 2009, с. 79-85

  7. Краснов Ю.А., Малков А.П., Рязанов Д.К. и др. Расчетно-экспериментальные исследования нейтронно-физических характеристик реактора СМ с различными вариантами компоновки нейтронной ловушки. Атомная энергия, 2009, т. 107, вып. 2, с. 63-69.

  8. Цыканов В.А. Влияние режима частичных перегрузок на характеристики высокопоточных реакторов ловушечного типа: Препринт НИИАР П-139. Мелекесс, 1972.



Скачать документ

Похожие документы:

  1. Правительство Республики Саха (Якутия) постановляет: Утвердить республиканскую целевую программу "Энергосбережение Республики Саха (Якутия) на период 2005 2006 годы и на перспективу до 2010 года" (далее программа

    Программа
    В официальном тексте документа, видимо, допущена опечатка: Закон РС(Я) от 06.05.1 "Об энергосбережении и эффективном использовании энергии" имеет номер З N 89-II, а не N 89-II.
  2. Пособие рассчитано на абитуриентов, студентов и всех, интересующихся историей страны в XX веке. "Лань"

    Документ
    Ратьковский И. С., Ходяков М. В.История Советской России - СПб.: Издательство "Лань", 2001. - 416 с. - (Мир культуры, истории и философии). ББК 88 Р25 ISBN 5-8114-0373-9
  3. Обоснование повышения технических характеристик реакторов ввэр с использованием нейтронно-физическиХ, теплогидравлических и вероятностных расчетных методов

    Автореферат
    Работа выполнена в Открытом акционерном обществе "Ордена Трудового Красного Знамени и ордена труда ЧССР Опытном Конструкторском Бюро “ГИДРОПРЕСС”
  4. Программа "Национальная технологическая база" на 2007 2011 годы (утв постановлением Правительства РФ от 29 января 2007 г. N 54) (с изменениями от 26 ноября 2007 г.

    Программа
    2. Министерству экономического развития и торговли Российской Федерации и Министерству финансов Российской Федерации при формировании проекта федерального бюджета на соответствующий год включать , указанную в пункте 1 настоящего постановления,
  5. Федеральной целевой программы "Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015 года"

    Документ
    1. Утвердить прилагаемую Концепцию федеральной целевой программы "Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015 года".

Другие похожие документы..