CC BY
84
_ СОЦИАЛЬНО-ПРАВОВЫЕ АСПЕКТЫ РАЗВИТИЯ _
--ТЕРРИТОРИЙ РАЗМЕЩЕНИЯ АЭС
УДК378 : 621.311.25
ОБРАЗОВАТЕЛЬНЫЙ МОДУЛЬ ДЛЯ ПОДГОТОВКИ СПЕЦИАЛИСТОВ ПО ПРОИЗВОДСТВУ ДЕМОНТАЖНЫХ РАБОТ ПРИ ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ БЛОКОВ АЭС
© 2014 г. А.И. Берела, С.А. Томилин, А.Г. Федотов, И.А. Якубенко
Волгодонский инженерно-технический институт - филиал Национального исследовательского ядерного
университета «МИФИ», Волгодонск, Ростовская обл.
В работе обозначена необходимость введения в учебный процесс вузов, обеспечивающих подготовку специалистов для атомной отрасли, образовательного модуля, включающего изучение вопросов по производству демонтажных работ при выводе из эксплуатации блоков атомных электрических станций (АЭС). Предложена структура и содержательное наполнение указанного модуля.
Ключевые слова: подготовка специалистов; образовательный модуль, структура и содержание модуля, вывод из эксплуатации, блок АЭС, демонтажные работы.
Поступила в редакцию 15.06.2014 г. 1. ИСХОДНЫЕ ПРЕДПОСЫЛКИ
Демонтаж оборудования и металлоконструкций - обязательная процедура заключительной стадии жизненного цикла энергоблоков атомных электростанций [1]. В нашей стране прекращена эксплуатация блоков первой очереди Белоярской АЭС и Нововоронежской АЭС. В этом и последующем десятилетии в связи с выработкой уже продленного срока службы предстоит остановить эксплуатацию еще 28 блоков, построенных в советское время. Вывод из эксплуатации блоков АЭС (ВЭ БАС) -сложный технологически и затратный экономически процесс, реализуемый в радиационно-опасных условиях. Работы по демонтажу оборудования и металлоконструкций занимают в этом процессе значительное место.
В разработке и реализации технологий демонтажных работ должны участвовать специалисты, обладающие профессиональными компетенциями в этой области. Для их обучения образовательным организациям, осуществляющим подготовку по профильным специальностям (направлениям подготовки), необходимо провести корректировку основных образовательных программ с введением в них соответствующего модуля (новых дисциплин или выделением разделов в уже имеющихся) [2].
В настоящее время Волгодонский инженерно-технический институт - филиал НИЯУ МИФИ (далее - ВИТИ НИЯУ МИФИ) ведет подготовку инженеров по специальности 141403 - «Атомные станции: проектирование, эксплуатация и инжиниринг». В рабочем учебном плане специальности вопросы ВЭ БАС в части проведения демонтажных и дезактивационных работ не имеют достаточного отображения.
Кроме того, учитывая высокую значимость и относительную новизну вопросов ВЭ БАС, а также наличие большого числа технологических и конструкторских решений, которые могут быть при этом реализованы, использование указанного
©Издательство Национального исследовательского ядерного университета «МИФИ», 2014
направления видится весьма перспективным в научно-исследовательской работе студентов (НИРС). Известно [3], что НИРС способствует проявлению индивидуальности, творческих данных, готовности к самореализации личности, обеспечивает развитие способностей к самостоятельным обоснованным суждениям и выводам, формированию объективной самооценки, приобретению навыков самостоятельной работы и работы в творческом коллективе, что является важнейшими компонентами становления современного выпускника, как специалиста.
Учитывая сказанное выше, становится актуальной задача разработки учебно-методических материалов, обеспечивающих изучение вопросов проектирования и реализации демонтажных технологий при ВЭ БАС. Эти учебно-методические материалы требуются как для обучения студентов специальностей, связанных с проектированием, технической эксплуатацией АЭС, так и при подготовке и переподготовке специалистов, уже работающих на АЭС и привлекаемых к данному направлению деятельности.
В настоящей работе представлены материалы по разработке концепции образовательного модуля (дисциплины) данного направления. Эти материалы отражают некоторый опыт авторов их применения в образовательном процессе ВИТИ НИЯУ МИФИ.
2. СТРУКТУРА МОДУЛЯ ПО ПРОЕКТИРОВАНИЮ И ПРОИЗВОДСТВУ ТЕХНОЛОГИЙ ДЕМОНТАЖА ОБОРУДОВАНИЯ НА БЛОКАХ АЭС, ВЫВОДИМЫХ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ
По мнению авторов настоящей работы, модуль или учебная дисциплина должны быть структурированы следующим образом:
- вводная часть, представляющая современные взгляды на проблему ВЭ БАС, варианты реализации этой заключительной стадии их жизненного цикла, в том числе принятые варианты для российских АЭС;
- общая часть, охватывающая вопросы нормативного регулирования стадии вывода из эксплуатации, разработки программы и проекта вывода из эксплуатации, проведения комплексного инженерно-радиационного обследования (КИРО) и обращения с радиоактивными отходами, образующимися при демонтажных работах;
- основная часть, в расширенном изложении, чем предыдущие, представляющая материалы по разработке технологий демонтажа оборудования в части:
а) использования проблемно-ориентированной системы проектирования;
б) выполнения подготовительных и вспомогательных работ;
в) обеспечения безопасности работ;
г) методов и способов демонтажа оборудования.
- заключительная часть, рассматривающая опыт проведения демонтажных работ на отечественных и зарубежных блоках АЭС.
Модуль должен давать возможность понять проблему ВЭ БАС в целом и изучить ее составляющую - проектирование технологий и производство демонтажа оборудования.
3. СОДЕРЖАНИЕ МОДУЛЯ
3.1. ВВОДНАЯ ЧАСТЬ
Во вводной части необходимо дать определение понятия ВЭ БАС, сформулированное в [4], представить ситуации, возникающие на заключительном этапе жизненного цикла российских АЭС в ближайшей перспективе и осветить принятую
ОАО «Концерн Росэнергоатом» (далее - Концерн) концепцию ВЭ БАС.
Необходимо проанализировать концепцию, принятую в 1991 году Концерном и провозглашенной в качестве технической политики в области ВЭ БАС. В рамках этой политики подробно рассмотреть основные этапы ВЭ БАС, изложенные в [5].
Будущий специалист должен четко представлять проблемы, которые необходимо будет решать на каждом из этапов:
- подготовка блока к ВЭ БАС (в рамках условий действия лицензии на эксплуатацию блока);
- окончательный останов блока;
- подготовка блока к ВЭ БАС (в рамках условий действия лицензии на эксплуатацию блока, как остановленного для вывода из эксплуатации), включающую:
1) перевод блока АЭС в ядерно-безопасное состояние (удаление ядерного топлива из активной зоны реактора и в дальнейшем - с территории блока АЭС);
2) удаление радиоактивных рабочих сред и эксплуатационных радиоактивных отходов с блока АЭС и их переработка;
3) разработку всей необходимой технической и разрешительной документации, получение лицензии Ростехнадзора на ВЭ БАС;
- ВЭ БАС.
3.2. ОБЩАЯ ЧАСТЬ
В общей части необходимо дать краткий анализ законодательного и нормативного регулирования в области ВЭ БАС, рассмотреть принципы технического регулирования в области ВЭ БАС и мероприятия, проводимые на различных этапах жизненного цикла блока АЭС в направлении обеспечения условий проведения ВЭ БАС, а также современное состояние проблемы обращения с радиоактивными отходами (РАО), темпы роста и объемы которых резко увеличатся с началом демонтажных работ на блоках АЭС.
В общую часть необходимо включить соответствующие разделы, приведенные
ниже.
3.2.1 Законодательная и нормативная база, регламентирующие вопросы ВЭ БАС, которая содержит:
- Федеральный закон № 170-ФЗ «Об использовании атомной энергии» (от 21.11.1995 г.);
- Федеральный закон № З-ФЗ "О радиационной безопасности населения" (от 9.01.1996г.);
- Федеральный закон №7-ФЗ "Об охране окружающей среды" (от 10.01.2002);
- РД ЭО 0013-93. Основные положения по снятию с эксплуатации блоков АС, отработавших проектный срок службы;
- НП 012-99. Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации блока атомной станции;
- РБ-013-2000. Требования к содержанию программы вывода из эксплуатации блока атомной станции;
- СП 2.6.1.2205-07. Обеспечение радиационной безопасности при выводе из эксплуатации блока атомной станции. Санитарные правила СП ВЭ БАС-07.
3.2.2 Принципы технического регулирования в области ВЭ в современном представлении
Разработанная Концерном в 2009 г. вторая «Концепция подготовки и вывода из
эксплуатации блоков АС» учитывает, что экономическая эффективность и конкурентоспособность атомной энергетики выходят на первый план наряду с безопасностью. Поэтому при безусловном обеспечении безопасности необходимо разрабатывать и внедрять организационно-технические мероприятия, направленные на снижение стоимости работ по ВЭ БАС и обращению с РАО и эффективное управление издержками. Следует рассмотреть виды работ и мероприятий, влияющие на стоимость ВЭ.
Необходимо изучить вторую Концепцию ВЭ АЭС, в которой конкретизированы и детализированы мероприятия, выполняемые на каждой стадии их жизненного цикла для учета последующего их вывода из эксплуатации.
3.2.3 Мероприятия, выполняемые на стадии проектирования и эксплуатации блока АЭС
Должны быть рассмотрены:
- концепция ВЭ БАС с описанием вариантов ВЭ БАС и указанием возможных вариантов использования площадки блока после завершения работ по ВЭ;
- перечень основных мероприятий по обеспечению безопасности ВЭ БАС;
- перечень систем и оборудования, необходимых для выполнения работ по ВЭ БАС, а также требования к их техническому состоянию;
- предложения по демонтажу элементов основных систем, оборудования и конструкций блока АЭС и рекомендуемые технологии для дезактивации и демонтажа при выполнении работ по ВЭ БАС.
- изучение опыта эксплуатирующей организации по обеспечению сбора, обработки информации и созданию базы данных по ВЭ БАС в объеме, необходимом для разработки программы и проекта ВЭ БАС.
3.2.4 Мероприятия, выполняемые при окончательном останове и переводе блока АЭС в ядерно-безопасное состояние
Необходимо рассматривать вопросы:
- удаления радиоактивных рабочих сред из оборудования и технологических систем;
- штатной дезактивации оборудования, систем и строительных конструкций;
- переработки или удаления эксплуатационных радиоактивных отходов;
- КИРО блока АЭС в объёме, необходимом для разработки проекта ВЭ;
- разработки проекта ВЭБАС в сроки, установленные программой ВЭ;
- подготовки персонала для проведения работ по ВЭ.
3.2.5 Мероприятия, выполняемые на стадии вывода из эксплуатации
Здесь требуется рассмотреть вопросы:
- локализации высокоактивного оборудования в помещениях реакторного отделения блока на период, определяемый проектом ВЭ БАС;
- создания дополнительных защитных барьеров и охранных зон для защиты от ионизирующего излучения персонала при проведении работ по ВЭ БАС;
- консервации оборудования, систем и строительных конструкций блока АЭС, использование которых предполагается на последующих этапах ВЭ.
Необходимо учесть, что на этапе подготовки блока к сохранению под наблюдением могут выполняться:
- работы по переработке накопленных и вновь образующихся РАО;
- демонтаж и удаление нерадиоактивного, слабозагрязненного и низко активированного оборудования и систем блока, не задействованных в обеспечении
безопасности и выполнении работ на последующих этапах ВЭ;
- последующая утилизация нерадиоактивного оборудования и переработка, кондиционирование и отправка кондиционированных РАО на организованное хранение или захоронение, в том числе, во временные хранилища на промплощадке АЭС.
Здесь же необходимо рассмотреть этап ликвидации блока АЭС, как «радиационного» объекта, включающий в себя:
- полный демонтаж локализованного и не демонтированного на предыдущих этапах радиоактивного оборудования и конструкций;
- переработку и вывоз всех РАО в федеральный объект окончательной изоляции на хранение или захоронение;
- доведение освобождаемой площадки блока АЭС до состояния, позволяющего ее неограниченное промышленное использование («серая лужайка»).
3.2.6 Мероприятия по обращению с РАО
Должны быть рассмотрены основные решения, существующие на настоящее время по обращению с РАО с учетом действующего законодательства и нормативного регулирования.
3.3. РАЗРАБОТКА ТЕХНОЛОГИЙ ДЕМОНТАЖА ОБОРУДОВАНИЯ
Разработка технологий демонтажа оборудования составляет основную часть учебной дисциплины и включает следующее.
3.3.1 Использование проблемно-ориентированной системы проектирования
На основании анализа опыта проектирования и применения технологий демонтажа оборудования блоков АЭС в нашей стране и за рубежом разработана проблемно-ориентированная система технологического проектирования [6-9]. Основное назначение системы - информационная и методическая поддержка эксперта в решении технологических проблем ведения демонтажных работ на блоках АЭС, связанных:
- с обеспечением соответствия технологии демонтажа ограничениям и условиям проекта и технологического регламента ВЭ БАС в целом, в том числе технологии переработки радиоактивных отходов и утилизации материалов повторного (ограниченного и неограниченного) использования, получаемых при демонтаже;
- с необходимостью адаптации технологии демонтажа к специфическим рабочим зонам в объемах зданий блоков АЭС, расположенным по помещениям, коридорам, различным отметкам уровня при неорганизованном и, как правило, стесненном для выполнения работ пространственном положении объектов воздействия;
- с разнообразием и во многих случаях нетехнологичностью конструкций демонтируемого оборудования и его установки в помещениях с точки зрения производства демонтажных работ;
- с обеспечением радиационной безопасности персонала, населения и окружающей среды;
- с существующими ограничениями в потребных для производства демонтажных работ ресурсах (экономических, дозовых, временных, людских и других).
Как при разработке системы проектирования, так и в ее использовании оказалось полезным применение опыта оптимизационного подхода проектирования технологических процессов в машиностроении [8, 10, 11]. Технологический процесс понимается как структурная система, основным элементом которой является операция, при этом первая операция производится над объектом воздействия с начальным
набором характеристик, последующие операции - над объектами с промежуточными наборами характеристик и на выходе продукция имеет заданный набор характеристик.
При оптимизации технологического процесса необходимо, во-первых, сформировать оптимальным образом сам набор технологических факторов для всех операций, а, следовательно, количество и виды операций (произвести структурную оптимизацию), во-вторых, определить оптимальное значение каждого технологического фактора в операции (произвести параметрическую оптимизацию). Причем параметрическая оптимизация проводится на первом этапе технологического проектирования.
Для задач структурной оптимизации технологического процесса демонтажа оборудования блоков АЭС характерна конечность множества возможных вариантов и отсюда - возможность применения экспертом метода поиска оптимального варианта путем прямого перебора вариантов с оценкой по принятому критерию оптимальности.
Набор структурных оптимизационных факторов технологического процесса демонтажа оборудования обширен, эксперт отбирает их в массивах [6-8]:
- составляющих демонтажных работ (94 позиции);
- факторов действия технологии (6 видов, 195 факторов).
Среду условий и ограничений, представляемых реляционной моделью [6], составляют:
- данные по среде действия и демонтируемому оборудованию (9 классов объектов, 145 экземпляров отношений);
- граничные условия и условия безопасности (3 класса объектов, 75 экземпляров отношений).
Для обращения со столь развитым факторным массивом эксперт организует пространство проектирования путем формирования матриц отношений. Для разработки решений по отдельным факторам действия технологии эксперт сжимает пространство проектирования путем расчленения матрицы на кортежи сечений (построчных подмножеств) по каждому фактору.
Эксперт принимает решение, анализируя сведения и данные матрицы отношений и сопоставляя возможные альтернативы с системой критериев, определяемых средой условий и ограничений, в которой выполняются демонтажные работы. Система критериев также является частью пространства, предлагаемой системы проектирования.
3.3.2 Подготовительные и вспомогательные работы
Рассматриваются виды подготовительных и вспомогательных работ, связанные с технологическими процессами демонтажа оборудования при ВЭ БАС, а именно:
- обустройство функциональное: рабочих зон; зон вспомогательных работ; трасс перемещения;
- подготовка: средств технологического оснащения (СТО) [12]; систем энерго-, жизнеобеспечения; систем и средств радиационной защиты;
- дезактивация и очистка помещений, систем и оборудования;
- дезактивация и очистка: зоны работ, СТО, упаковок РАО;
- контроль радиационный: зоны работ, СТО вне зоны работ, РАО, упаковок
РАО;
- обращение с вторичными (сопутствующими) РАО: газообразными, жидкими, твердыми;
- техническое обслуживание СТО;
- утилизация СТО, средств радиационной защиты, вспомогательных средств по окончанию демонтажных работ (при выходе из строя).
3.3.3 Обеспечение безопасности работ
В подготовке специалистов для работ, связанных с ВЭ БАС, этой стороне демонтажных работ должно быть уделено большое внимание. При проектировании и реализации технологии демонтажных работ действует множество факторов, определяющих условия обеспечения безопасности [6-9]:
- учет всех видов безопасности: радиационной; пожарной; экологической; безопасности труда и др.;
- факторы безопасности, обеспечиваемые способами демонтажа оборудования: при демонтаже целиком; при разборке; при разделке; при упаковке с перемещением продукции демонтажа;
- факторы безопасности, обеспечиваемые методами демонтажа оборудования: последовательность демонтажа по блоку, по помещению, по объекту воздействия; применение механизации, автоматизации, дистанционного управления операциями; использование приемов демонтажа;
- факторы безопасности, обеспечиваемые подготовительными и вспомогательными работами и за счет применения этих работ: подготовка рабочих и вспомогательных зон, трасс перемещения; подготовка, перемещение, очистка и дезактивация СТО; очистка и дезактивация рабочих зон и др.;
- факторы безопасности, обеспечиваемые техническим уровнем СТО: механизацией и автоматизацией; дистанционным управлением; надежностью; удобством обслуживания, дезактивации, ремонта и др.;
- факторы безопасности, обеспечиваемые применением радиационно-защитных экранов и устройств пыле-, влагозащиты и подавления; вентиляции и спецканализации; технологий, минимизирующих выделение вторичных РАО;
- факторы безопасности, обеспечиваемые организационно-техническими мероприятиями: применением средств индивидуальной защиты; дисциплинирующих ограждений и вывесок, выполнение работ по нарядам и под строгим дозиметрическим контролем и. т.д.
Неотъемлемым условием производства демонтажных работ является соблюдение культуры безопасности и требований нормативных документов при проведении работ, связанных с радиационной безопасностью.
3.3.4 Методы и способы демонтажных работ
ВЭ БАС характеризуются разнообразием технологий и технических средств демонтажа, применяемых в зависимости от конкретных условий ведения работ.
Применяемые технологии демонтажа оборудования можно разделить по следующим основным вариантам [8, 9]:
- демонтаж оборудования целиком, например на АЭС Шиппингпорт, США;
- демонтаж оборудования целиком и крупными фрагментами с последующей разделкой на площадке блока (АЭС Уиндскейл, Англия);
- разделка оборудования по месту установки на фрагменты, пригодные для контейнеризации (реактор JPDR, Япония).
Демонтаж оборудования крупными фрагментами следует принимать как наиболее целесообразный. Под крупными фрагментами понимаются сборочные единицы и элементы оборудования с массогабаритными параметрами, которые требуют дальнейшей фрагментации на комплексе переработки РАО или, в меньшей степени, при подготовке к утилизации в качестве материалов повторного использования.
При этом разделка крупных фрагментов на специализированном посту комплекса переработки РАО после дезактивации и с использованием производительного
оборудования и процедур радиационной защиты выполняется при значительно меньших трудовых и дозовых затратах по сравнению с разделкой оборудования на мелкие фрагменты по месту его установки.
Рассматривается также выбор методов демонтажа оборудования, определяемый последовательностью демонтажных работ по зданиям блока в целом, по помещениям в зданиях блока, по отдельному помещению и отдельному виду оборудования. Выбор последовательности обосновывается проектом ВЭ БАС, планировкой и строительной конструкцией зданий и помещений, конструкцией оборудования и способом его установки, техническими и технологическим факторами.
В учебном пособии представлены современные способы фрагментации оборудования, оцениваются их преимущества и недостатки с позиций специфических условий ведения демонтажа оборудования при ВЭ БАС.
3.4. ОПЫТ ПРОВЕДЕНИЯ ДЕМОНТАЖНЫХ РАБОТ ПРИ ВЭ БАС
Для будущих специалистов полезен анализ практического опыта демонтажных работ при крупных ремонтах и ВЭ БАС. Представлены известные к настоящему времени работы, выполненные на российских АЭС (при подготовке блоков к выводу из эксплуатации) и работы на ряде зарубежных АЭС (США, Англия, Германия, Япония).
Пособие заканчивается списком литературных источников, представляющих интерес для ознакомления с проблемой ВЭ БАС и производством демонтажных работ на этом заключительном этапе жизненного цикла блоков АЭС.
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
Представленные в работе материалы отражают взгляд авторов на подготовку специалистов для разработки и производства демонтажных работ при ВЭ БАС. Проблему такой подготовки следует решать уже в настоящее время, так как в этом десятилетии должна быть остановлена эксплуатации ряда российских блоков АЭС, построенных в советское время, и они выходят на заключительный этап жизненного цикла - вывод из эксплуатации. Очевидно, что и в целом проблема ВЭ БАС становится одной из первоочередных в области ядерной энергетики.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. Берела, А.И. и др. Вывод из эксплуатации блоков АЭС. Демонтажные технологии [Электронный ресурс] / А.И. Берела, А.Г. Федотов, С.А. Томилин // Безопасность ядерной энергетики [Электронный ресурс]: тез. докл. IX Междунар. науч.-практ. конф., 23-24 мая 2013 г. / ВИТИ НИЯУ МИФИ [и др.]. - Волгодонск: [Б.и.], 2013. - 1 электрон. опт. диск
2. Берела, А.И. и др. Разработка образовательного модуля для подготовки специалистов по выводу из эксплуатации блоков АЭС [Электронный ресурс] / А.И. Берела, С.А. Томилин, А.Г. Федотов, И.А. Якубенко // Безопасность ядерной энергетики [Электронный ресурс]: тез. докл. X Междунар. науч.-практ. конф., 28-30 мая 2014 г. / ВИТИ НИЯУ МИФИ [и др.]. -Волгодонск: [Б.и.], 2014. - 1 электрон. опт. диск [CD].
3. Томилин, С.А. и др. Научно-исследовательская работа студентов при проектировании установки фрагментации радиоактивных пеналов [Текст] / С.А. Томилин, А.И. Берела, А.Г. Федотов, О.Л. Приходько // Глобальная ядерная безопасность. - 2013. - №4 (9). - С. 77-81.
4. ПНАЭ Г-1-011-89. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97) [Текст]. - Госатомнадзор, 1998.
5. РД ЭО 0013-94. Основные положения по снятию с эксплуатации атомных станций, отработавших проектный срок службы [Текст]. - Госатомнадзор, 1994.
6. Былкин, Б.К., Берела, А.И. Проблемно-ориентированная система проектирования технологии демонтажа оборудования при выводе из эксплуатации блоков АЭС [Текст] / Б.К. Былкин, А.И. Берела // Атомная энергия. - 2000. - Т. 89. - Вып. 3. - С. 189-196.
7. Берела, А.И. и др. Анализ и представление среды действия в системе проектирования технологии демонтажа оборудования при выводе из эксплуатации блока АЭС [Текст] / А.И. Берела, Б.К. Былкин, С.А. Томилин, А.Г. Федотов // Глобальная ядерная безопасность. -2014. - №1(10). - С. 25-31.
8. Берела, А.И. и др. Оптимизационные аспекты проектирования технологического процесса демонтажа оборудования при выводе из эксплуатации блоков атомных станций [Текст] / А.И. Берела, Б.К. Былкин, В.А. Шапошников // Тяжелое машиностроение. - 2004. - №6. - С. 9-14.
9. Берела, А.И. и др. Разработка технологических процессов демонтажа оборудования при выводе из эксплуатации атомных станций [Электронный ресурс] / А.И. Берела, А.Г. Федотов, С.А. Томилин, Б.К. Былкин // Инженерный вестник Дона. - 2013. - Т. 25 - №2(25). - С. 64. -Режим доступа: URL: http://www.ivdon.ru/magazine/archive/n2y2013/1734 - 14.06.2014.
10. Системы автоматизированного проектирования технологических процессов, приспособлений и режущих инструментов [Текст]: учеб. для вузов по спец. «Технология машиностроения», «Металлорежущие станки и инструменты» / С.Н. Корчак, А.А. Кошин, А.Г. Ракович, Б.И. Синицын; под общ. ред. С.Н. Корчака. - М.: Машиностроение, 1988.
11. Берела, А.И. и др. Выбор значений параметров технологического процесса демонтажа оборудования блоков АЭС, выводимых из эксплуатации [Текст] / А.И. Берела, Б.К. Былкин, С.А. Томилин, А.Г. Федотов // Глобальная ядерная безопасность. - 2013. - №3 (8). - С. 60-64.
12. Берела, А.И. и др. Технологическое оборудование, применяемое в работах по выводу из эксплуатации блоков АЭС [Текст] / А.И. Берела, А.Г. Федотов, С.А. Томилин // Глобальная ядерная безопасность. - 2013. - №1 (6). - С. 58-66.
Educational Component for Preparation of Specialists of Dismantling Works during NPP Blocks Exploitation Withdrawal
A.I. Berela, S.A. Tomilin, A.G. Fedotov, I.A. Jakubenko
Volgodonsk Engineering Technical Institute the branch of National Research Nuclear University «MEPhI», 73/94 Lenin St., Volgodonsk, Rostov region, Russia 347360 e-mail: [email protected]
Abstract - This article describes the necessity of introducing in the educational process of institutes which prepare nuclear engineering specialists the educational component. This component includes the studying of questions devoted to the dismantling works during NPP blocks exploitation withdrawal. The research sug-gests the structure and substantial filling of this component.
Keywords: preparation of specialist, educational component, structure and substance of the component, exploitation withdrawal, NPP block, dismantling works.
