textarchive.ru

Главная > Документ


ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ

ФГУП «ЦНИИАТОМИНФОРМ»

ЦЕНТР «АТОМ-ИННОВАЦИЯ»

МАТЕРИАЛЫ

ИННОВАЦИОННОГО ФОРУМА

РОСАТОМА

Июнь, 2007 год

МОСКВА

ПАРТНЕРЫ ФОРУМА

ТВЭЛ

Логотип

Техснабэкспорт

Логотип

ГЦИПК

Логотип

Первоуральский новотрубный завод

Логотип

ISTC (МНТЦ)

Логотип

Содержание

АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА 6

Ядерные энергетические комплексы на базе технологии БРЕСТ – основа развития крупномасштабной ядерной энергетики 6

Индуктивно-кондуктивные нагреватели для плавучей АЭС 9

О возможности участия ФГУП МП «ЗВЕЗДОЧКА» в реализации проектов малой атомной энергетики 11

Система аккумулирования тепловой энергии (САТЭ) повысит конкурентоспособность АЭС в условиях суточного регулирования электрических нагрузок 14

Наиболее эффективные способы аккумулирования энергии и перспективы использования технологии аккумулирования энергии в атомной отрасли 19

Союз атома и газа 28

Комплексные системы управления квалификацией персонала объектов использования атомной энергии 33

Разработка и обоснование концепции высокотемпературного газоохлаждаемого реактора на быстрых нейтронах 37

Технопарк первого наукограда России для проекта «АЭС-2006» 47

Моделирование процессов дефектообразования в структурах «Кремний на сапфире» при радиационных воздействиях 48

МАТЕРИАЛЫ 51

Нанопористые материалы 51

Наноматериалы и нанотехнологии в современной нефтегазохимической индустрии 54

Огнегасящие полимерные материалы в качестве автоматических безинерционных систем подавления возгораний 57

Масса «НИКИ» – водогазоогнестойкая уплотнительная для групповых проходов кабелей через металлические переборки 60

Технология пайки стали с цветными, тугоплавкими и редкими металлами 63

ЭКОР - материал XXI века 64

Ключевые материалы атомной отрасли 67

Новые материалы для новой экономики 70

Космические материалы атомной отрасли 73

Создание производства литированного оскида кобальта в ОАО «Новосибирский завод химконцентратов» 75

Головной отраслевой научный центр стандартных справочных данных 78

Вакуумноплотные высокотемпературные электрические вводы 81

МАШИНОСТРОЕНИЕ ДЛЯ ЭНЕРГЕТИКИ 82

Совершенствование технологии изготовления статорных перегородок герметичных насосов на основе применения электронно-лучевой сварки 82

Торцовые уплотнения вала 84

Характеристики и возможности гидрорезного оборудования РФЯЦ-ВНИИТФ 85

Компактный линейный ускоритель электронов для радиационных технологий 87

Разработка энергоустановок на твёрдооксидных топливных элементах 89

Блочно-комплектные устройства для ТЭК 91

Коммерциализация контейнерных систем заправки и транспортировки сжатого природного газа 94

МЕДИЦИНА 95

Протонная терапия и терапия тяжелыми ионами – перспективное направление лучевой терапии 95

Радиологические лечебные технологии на базе источников нейтронов 98

Прибор «СТИМУЛ-БИОФИТ» 101

Новая инновационная технология лечения местных лучевых поражений 102

Инновационный подход к исследованию нарушений микроэлементного обмена у лиц, являющихся носителями радиоактивных элементов 103

Центр ионной лучевой терапии в Протвино 105

НАУКА И ИННОВАЦИИ 108

Правовая поддержка инновационной деятельности 108

Система приема и регистрации инновационных предложений 110

Оценка экономической эффективности инвестиционных проектов АЭС по неточным данным 119

Подходы к оценке эффективности НИОКР 122

Управление знаниями в потенциально опасных отраслях как элемент интегрированной системы менеджмента 124

Вопросы учета результатов научно-технической деятельности, созданных на федеральные средства на предприятиях Росатома 127

Работа с молодежью в научной организации 131

Развитие кадровой инфраструктуры как базового элемента инновационного развития отрасли 135

Создание отраслевой электронной библиотеки 137

Инновационная активность в России в области науки, техники и технологии 139

Новые материалы и способы фильтрации газов и жидкостей 141

Международная таблица нуклидов - 2007 143

Перевод в электронный вид фонда материалов отраслевых НИОКР и создание полнотекстовой электронной библиотеки 146

Подготовка руководителей и специалистов предприятий нефтегазового комплекса по обеспечению радиационной безопасности и организации радиационного контроля 148

Подготовка руководителей и специалистов предприятий «Росатома» для организации и проведения внутренних аудитов по экологической безопасности 152

Оптимизация процессов приобретения зарубежной информации по стоимости, времени и тематическому охвату 154

Универсальный облучательный комплекс для исследования объектов в импульсных потоках нейтронов и методом протонной радиографии 157

Исследование проблем обеспечения радиационной безопасности летного состава и сбоев аппаратуры в условиях высотных полетов 160

Автоматизированная система дистанционного обучения «Экзаменатор 2007» 162

Роль прикладных научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ в инновационном процессе 165

СИСТЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ И КОНТРОЛЯ 167

Опыт разработки тестового программного обеспечения ПТС и ПТК СВБУ АСУ ТП АЭС 167

Высокопроизводительный кластер «Стрела» 172

Сигнализатор уровня агрессивных электропроводящих сред 175

Аппаратура систем контроля и управления для применения на ядерноопасных объектах. Комплексная безопасность 178

Оптический детектор одоранта природного газа для газораспределительных станций в реальном масштабе времени 181

Оптический детектор йодсодержащих веществ в жидких средах, образующихся при переработке облученного ядерного топлива, в реальном масштабе времени 183

Автоматизированная система энергоучета любых видов энергоносителей АСКУЭ-ОКБМ 186

Лазерно-голографические методы исследования деформаций и вибраций конструкций 188

Неразрушающий контроль 189

Исследовательский стенд нейтронного анализа для разработки методов обнаружения вредных и опасных веществ 191

ЭКОЛОГИЯ 194

Автоматические самопромывные фильтры Амиад 194

Разработка технологии электронной дезинфекции питьевой воды и сточных вод 195

Материаловедческие аспекты утилизации литиевых химических источников тока 197

Наносенсорная нейроподобная система «электронный нос» 200

ЭЛЕКТРОНИКА 203

Портативные топливные элементы для малой электроники 203

Маршрут проектирования микросхем памяти 205

Проектирование технологии изготовления СБИС в НИИИС 208

Разработка и создание системы воздушного охлаждения силовой электроники протонных ускорителей 210

Стенд прямого контроля электронной аппаратуры при воздействии высокоэнергетических частиц космического пространства 212

Разработка систем цифровой регистрации рентгенографических изображений с использованием арсенид - галлиевых полупроводниковых детекторов 215

АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА

Ядерные энергетические комплексы на базе технологии БРЕСТ – основа развития крупномасштабной ядерной энергетики

Габараев Б.А., Орлов В.В., Филин А.И., НИКИЭТ им. Н.А.Доллежаля

«Надо надежно перекрыть пути расползания ядерного оружия. Этого можно добиться, в том числе исключив использование в мирной ядерной энергетике обогащенного урана и чистого плутония. Технически это вполне осуществимо. Но гораздо важнее другое — сжигание плутония и других радиоактивных элементов дает предпосылки для окончательного решения проблемы радиоактивных отходов. Открывает миру принципиально новые перспективы безопасной жизни». Эта важнейшая политическая инициатива была выдвинута Президентом РФ В.В.Путиным на Саммите тысячелетия в ООН 6 сентября 2000 г. Ядерной технологией, способной выполнить поставленные Президентом РФ задачи, является технология БРЕСТ, работы над которой были начаты в 1990 г. предприятиями Минатома России.

Требования к крупномасштабной ядерной энергетике:

1. Неограниченная обеспеченность топливными ресурсами за счет полного использования запасов природного урана.

2. Естественная безопасность, исключение аварий с радиационными выбросами, требующими эвакуации населения, при любых отказах оборудования, ошибках персонала и внешних воздействиях.

3. Снижение радиационной опасности РАО до уровня радиационного баланса между захораниваемыми РАО и извлекаемым из недр Земли ураном за счет замыкания топливного цикла со сжиганием (трансмутацией) в реакторе наиболее долгоживущих радионуклидов из ОЯТ и глубокой очистки РАО.

4. Закрытие «энергетического» канала распространения ядерного оружия путем исключения из ЯТЦ обогащения урана и выделения плутония.

5. Экономическая выгодность производства ядерной энергии на дешёвом неисчерпаемом ядерном топливе и недорогих АЭС естественной безопасности независимо от конъюнктуры топливного рынка.

6. Защита от терроризма.

Выполнение всей суммы этих требований откроет дорогу развитию крупномасштабной ЯЭ, способной решить встающие в 21 веке перед миром проблемы топлива и энергии.

Ядерный энергетический комплекс (ЯЭК). При реализации перечисленных требований принципиальным становится вопрос о замкнутом топливном цикле (ЗТЦ) и технологии регенерации топлива, так как длительность внереакторной части ЗТЦ, должна быть минимальна. Рассмотрим на примере быстрого натриевого реактора БН-800. Время нахождения топлива в реакторе - 1,4 года. При использовании технологии регенерации на базе водной химии на централизованном заводе - длительность внереакторной части ТЦ будет ~7 лет, т.е. вне реактора будет в 5 раз больше топлива, чем в реакторе, при этом на плутонии из ОЯТ ТР – можно будет запустить в 6 раз меньше БР. Вторым доводом является избыточное воспроизводство плутония (ИВП), которого будет в 6 раз меньше.

ИВПэфф = (КВ-1)×Треакт./(Треакт +Твнереакт),

где КВ – коэффициент воспроизводства топлива в реакторе,

Треакт. – кампания топлива в реакторе

Твнереакт. – длительность внереакторной части топливного цикла.

При КВ ~ 1,2 внешний потребитель плутония будет видеть, что для него вложенный в цикл плутоний размножается с ИВПэфф=0,03 (КВэфф=1,03), т.е. бессмысленно говорить о размножении плутония в быстрых реакторах при любых коэффициентах воспроизводства.

Из этого следует, что ЗТЦ должен быть пристанционным и технология регенерации должна позволять работать с высокоактивным топливом. В пользу ПЯТЦ говорит и транспортировка свежего и облучённого уран-плутониевого топлива на централизованный завод. Транспортировка на один завод (по опыту ВВЭР-440) с одного реактора БРЕСТ-1200 потребует 10 железнодорожных составов в год, 100 реакторов - 1000 составов (~6 составов в день: 3 - принять, 3 - отправить). При этом будут использоваться 8000 контейнеров с высокоактивным ядерным топливом, что потребует трудно прогнозируемых в настоящее время мер по обеспечению безаварийности, радиационной безопасности и соблюдению режима нераспространения (50-100 кг плутония в контейнере).

При сжигании минорных актиноидов в реакторе в хранилище РАО будут находиться только продукты деления, которые после выдержки 150 – 200 лет могут быть захоронены в места добычи урана, не требуя дальних перевозок высокоактивных веществ.

Таким образом, АЭС превращается в ядерный энергетический комплекс, состоящий из АЭС, пристанционного ядерного топливного цикла и хранилища РАО.

Конструкция реакторной установки БРЕСТ-1200. Реакторная установка БРЕСТ-1200 представляет собой двухконтурный парогенерирующий энергоблок, в состав которого входят реактор с парогенераторами (ПГ), насосами, оборудованием системы перегрузки ТВС, системой управления и защиты (СУЗ), бетонная шахта с тепловой защитой, паротурбинная установка, системы теплоотвода при расхолаживании, разогрева реактора, защиты реакторной установки от превышения давления, очистки теплоносителя первого контура, очистки газа и другие вспомогательные системы.

В качестве топлива рассматривается хорошо совместимое со свинцом и материалом оболочки твэла высокоплотное (14,3 г/см3) и высокотеплопроводное (20 Вт/мК) мононитридное смешанное топливо (UN – PuN – МА), а материал оболочки - хромистая сталь ферритно-мартенситного класса.

Для снижения температуры топлива и выхода продуктов деления из топлива под оболочку зазор между топливом и оболочкой залит свинцом, обеспечивающим хороший тепловой контакт топлива с теплоносителем.

С целью увеличения проходного сечения по теплоносителю, повышения уровня мощности, отводимой естественной циркуляцией свинца, исключения потери охлаждения в аварийных ТВС при перекрытии расхода все ТВС выполняются бескожуховыми.

Вместо обычного выравнивания радиального распределения энерговыделения обогащением топлива применено трехзонное выравнивание подогревов свинца и температур оболочек твэлов путем профилирования энерговыделения и расхода свинца в ТВС за счет использования твэлов разного диаметра, но с одинаковым содержанием плутония в загружаемом топливе. Это обеспечило хорошее выравнивание и стабильность температур свинца на выходе из активной зоны и температур оболочек твэлов.

Использование химически инертного, высококипящего расплавленного свинца позволило отказаться от трехконтурной схемы отвода тепла и перейти на двухконтурную схему с паровым перегревом пара и с догревом питательной воды до 340оС острым паром.

Отвод тепла от активной зоны реактора осуществляется принудительной циркуляцией свинца насосами. Циркуляция через активную зону и ПГ осуществляется не напором насосов, а создаваемой ими разницей уровней "холодного" и "горячего" теплоносителя. При этом исключается неравномерность расхода свинца через ПГ при остановке одного или нескольких насосов и обеспечивается инерция расхода при быстрой остановке насосов за счет выравнивания уровней теплоносителя в напорной и всасывающей камерах (~20 c).

Для снижения последствий аварии с разрывом труб ПГ применена интегрально-петлевая компоновка первого контура, при которой ПГ и ГЦН вынесены за пределы основного корпуса реактора. Такая компоновка вместе с выбранными схемой циркуляции свинца и сбросом пара из корпуса реактора в барботеры исключает попадание в активную зону опасного количества пара и опрессовку корпуса реактора. Невысокое давление в свинцовом контуре и относительно высокая температура замерзания свинца способствуют самозалечиванию трещин, что исключает аварии с потерей охлаждения, расплавлением твэлов, истечением радиоактивного свинца в помещения РУ.

Большие размеры и вес реактора создают проблемы изготовления, транспортировки, монтажа и обеспечения сейсмической устойчивости конструкции. В БРЕСТ-1200 принято бассейновое расположение реактора и ПГ непосредственно в бетонной шахте с тепловой защитой без металлического корпуса. Поддержание температуры бетона в допустимых пределах обеспечивается естественной циркуляцией воздуха в нём.

Теплоотвод в систему аварийного расхолаживания осуществляется естественной циркуляцией воздуха в трубах Фильда, расположенных непосредственно в свинце в шахтах ПГ. Отводимая такой системой мощность 1%.

Расчеты аварийных ситуаций, включая крайние, подтверждают устойчивость реактора к ним и исключение радиоактивных выбросов, требующих эвакуацию населения.

Для обоснования работоспособности ЯЭК БРЕСТ-1200 необходимо создать опытно-демонстрационный ЯЭК, основные задачи которого: физические и теплогидравлические исследования; освоение теплоносителя; ресурсные испытания; демонстрация устойчивости реактора к тяжёлым аварийным исходным в т.ч. и без срабатывания СУЗ; освоение ПЯТЦ и технологий обращения с РАО.

В связи с этим разработан проект ЯЭК РУ БРЕСТ-ОД-300 с ПЯТЦ для площадки Белоярской АЭС. В его составе технические проекты РУ, парогенератора, насоса, перекрытия, шахты реактора, перегрузочной машины; систем РУ – разогрева, приема, подготовки и заполнения теплоносителем, компенсации давления, очистки радиоактивного газа, обработки теплоносителя газовыми смесями, воздушного охлаждения шахты, нормального и аварийного расхолаживания, локализации течи парогенератора; проекты АЭС и ПЯТЦ - генплан; технологические решения; главный корпус; машзал и второй контур; строительные решения; проект организации строительства; предварительное обоснование обеспечения безопасности; оценка воздействия на окружающую среду; проектно-изыскательские работы; технические проекты оборудования ПЯТЦ - разделка ТВС; регенерация топлива; изготовление твэлов и ТВС; оборудования по переработке РАО.

Конструкция ЯЭК БРЕСТ-ОД-300 отличается от БРЕСТ-1200 только мощностью и габаритами оборудования.

Пристанционный ядерный топливный цикл. Технический проект ПЯТЦ БРЕСТ-ОД-300 разрабатывался на принципах естественной безопасности:

- детерминистическое исключение тяжелых радиационных, ядерных аварий при переработке и фабрикации ядерного топлива путем создания ядерно-безопасных аппаратов. Критическая масса сферы с бетонным отражателем из топлива равновесного состава составляет приблизительно 1100 кг, а в переработке находиться до 3 облученных ТВС с общей массой ядерного материала около 373 кг;

- уровень радиоактивности топлива 50-500 Ки/кг облегчает его защиту от краж;

- исключение технологий обогащения урана и выделения плутония, отказ от межобъектовой транспортировки свежего и облучённого ядерного топлива;

- упрощение проблем обращения с РАО за счет их фракционирования, трансмутации актиноидов и долгоживущих продуктов деления в ядерном реакторе;

- U-Pu топливо равновесного состава с добавлением обедненного или природного урана. Годовая производственная программа цикла предусматривает регенерацию и рефабрикацию 29 ТВС БРЕСТ-ОД-300 и 259 ТВС БН-800.

В технический проект оборудования пристанционного цикла входят - аппарат для растворения ТВС; установка для регенерации топлива (электролизер); установка получения мононитридов; установка кассетного пресса; печи удаления связующего и спекания непрерывного действия; оборудование камеры сборки, герметизации и контроля твэлов; оборудование участка изготовления ТВС; проекты систем управления.

В 2001 году была проведена экспертиза ЯЭК БРЕСТ-ОД-300. 107 специалистов и независимых экспертов в течение года анализировали проект. Экспертиза не выявила принципиальных проблем, препятствующих осуществлению проекта. Ранее энергетическим отделением РАН проводилась экспертиза, подтвердившая правильность выбранной технологии. Ядерная технология БРЕСТ способна стать основой развития крупномасштабной ядерной энергетики 21 века.

Индуктивно-кондуктивные нагреватели для плавучей АЭС

Елшин А.И., Татауров Р.В., НИЦ ИНМАШ

Теплообеспечение береговых населенных пунктов с низкой плотностью населения, в районах мерзлотных зон, горных местностей при энергоснабжении от плавучей АЭС наиболее эффективно с помощью прямого преобразования электрической энергии в тепло непосредственно в месте теплопотребления. В качестве электрической нагрузки плавучих атомных электростанций, несомненно, должны использоваться высоконадежные электронагревательные устройства, отвечающие следующим требованиям.

1. Обеспечение защиты от поражения электрическим током по классу электробезопасности не ниже “2” и уровня напряжения прикосновения не выше 2 В.

3. Обеспечение надежных условий пожаробезопасности. Перегрев нагревательного элемента в рабочем режиме по отношению к теплоносителю не должен превышать 20-30%.

4. Обеспечение надежности и долговечности со сроком службы не менее 30 лет или 150000 часов.

5. Функциональное безразличие к типу теплоносителя и его физико-химическим свойствам и отсутствие влияния на компонентный состав теплоносителя.

Разработанные авторами индуктивно-кондуктивные нагревательные устройства с распределенной поверхностью нагрева в полной мере отвечают этим требованиям. Эти электронагревательные устройства созданы на основе традиционного трансформаторостроения и представляют собой обычный трансформатор, вторичная обмотка которого выполняет роль камеры нагрева твердого, жидкого или газообразного теплоносителя [1].

Сущность индуктивно-кондуктивного нагревателя в отличие от индуктивных устройств с трубчатыми теплообменниками состоит в том, что каждый элемент теплообменника имеет равную электромагнитную и тепловую нагрузку. Это приводит к равномерному нагреву камеры и исчезновению локальных зон и точек парообразования. Достигнуто значение коэффициента мощности устройств на уровне 0,97–1,0; снижена материалоемкость изделия и повышена надежность функционирования. Срок службы соответствует сроку службы обычного трансформатора и достигает 150 тысяч часов и более.

Созданные в начале 90-х годов прошлого столетия индуктивно-кондуктивные нагреватели успешно эксплуатируются в промышленных зданиях, индивидуальных домах, коттеджах, спортивных лагерях, домах отдыха, сельскохозяйственных предприятиях Новосибирской, Свердловской, Кемеровской, Иркутской, Омской, Томской областей, Алтайского и Красноярского краев, Подмосковья. Пятнадцатилетний опыт эксплуатации свидетельствует о высокой эффективности, надежности и степени защиты от электропоражения устройств нагрева для электроотопления, горячего водоснабжения и технологических целей. В течение этого времени получено более 30-ти патентов на изобретения различных установок индуктивно-кондуктивного нагрева, разработан и внедрен ряд типоразмеров нагревателей мощностью: 2.7, 4, 12, 18, 24, 48, 96, 144, 244 кВт на напряжение 0.4 кВ и в 1995 г. проведена их паспортная сертификация [2].

Концерн "Росэнергоатом" 14 июня 2006 года заключил ряд контрактов с российскими предприятиями по строительству на судоверфи "Севмаш" в Северодвинске первой в мире плавучей атомной теплоэлектростанции (ПАТЭС). Планируется, что плавучая АЭС с двумя судовыми реакторами КЛТ40-С суммарной мощностью более 70 мегаватт будет введена в эксплуатацию осенью 2010 года. В связи с развитием атомной энергетики малой и средней мощности представляется целесообразным разработка, проектирование, изготовление нормативно-технической документации, организации производства устройств теплоснабжения береговых коммунальных и производственных служб на базе индуктивно-кондуктивных нагревателей мощностью от 400 кВт до 6300 кВт на напряжение 6/10 кВ.

Авторами проведено предпроектное исследование технических характеристик индуктивно-кондуктивных нагревателей жидкости "ГИДРОМАГ" мощностью от 0.4 МВт до 6.3 МВт на напряжение 10/6 кВ.

Применение индуктивно-кондуктивных нагревателей, отличающихся высокой надежностью и электробезопасностью, дает возможность надежно эксплуатировать энергосистему в течение длительного времени без ремонтов и профилактических отключений.

Литература:

1. Елшин. А.И.Конструкции и расчет трансформаторных устройств низкотемпературного нагрева для жизнеобеспечения человека.  Новосибирск: Изд-во НГТУ, 2000.  140 с.

2. Интернет: www.eh-inc.nsk.su



Скачать документ

Похожие документы:

  1. (росатом) концерн «росэнергоатом» оао «внииаэс»

    Интервью
    ... КОНЦЕРН «РОСЭНЕРГОАТОМ» ОАО «ВНИИАЭС» ФГУП «ЦНИИАТОМИНФОРМ»ЦЕНТР «АТОМ-ИННОВАЦИЯ»МАТЕРИАЛЫ ЯРМАРКИ ИННОВАЦИОННЫХ РЕШЕНИЙ ДЛЯ РЕАЛИЗАЦИИ ... «Московский завод «Физприбор» Буслаев А.А., ФГУП «ЦНИИАТОМИНФОРМ» АЭС является сложным технологическим объектом ...
  2. В числе приглашенных количество составляет порядка 500 человек

    Документ
    ... агентство по атомной энергии и Центр «Атом-инновация» (ФГУПЦНИИАТОМИНФОРМ) проводят ярмарку высокотехнологичной медицинской техники ... в СМИ. Предоставление возможности размещения рекламных материалов официального Партнера в портфелях и пакетах ...
  3. Приоритетный национальный проект «образование» поддержка вузов внедряющих инновационные образовательные программы отчет (5)

    Отчет
    ... учебных материалов, доступ к каталогизированным материалом, экспорт ... центр, Лазерный центр, Международный центр ... или подготовленные инновации в образовательной деятельности. Инновации в образовательной ... ДКС-АТ ... университет": ФГУП «ЦНИИАТОМИНФОРМ», ФГУ ...
  4. XII МЕЖДУНАРОДНЫЕ РОЖДЕСТВЕНСКИЕ ОБРАЗОВАТЕЛЬНЫЕ ЧТЕНИЯ

    Документ
    ... соборе г. Алма-Ата. «Опыт воспитания ... (по материалам обращений пострадавших в Центр Св. ... Место проведения: Большой зал ФГУП «ЦНИИАТОМИНФОРМ», Дмитровское шоссе 2. Проезд ... научный сотрудник Института педагогических инноваций РАО. «Представление о ...
  5. ОТЧЕТ по результатам самообследования (1)

    Отчет
    ... , Филиал ФГУП «ВГТРК» ... № 2, 2007 г., Росатом, ЦНИИатоминформ, 0,2 печ. л. 3. ... Тихий, мирный атом» 19.12. ... Роландовна. Традиции и инновации в культуре горного Дагестана ... дискуссионные) материалы, изданные российскими университетами или научными центрами 1. ...

Другие похожие документы..