Стр. 1
Страницы:
Стр.1 |
Стр.2 |
Стр.3 |
Стр.4 |
Стр.5 |
Стр.6 |
Стр.7 |
Стр.8 |
Стр.9 |
Стр.10 |
Стр.11 |
Стр.12 |
Стр.13 |
Стр.14 |
Стр.15
Постановление МИНИСТЕРСТВА ПО ЧРЕЗВЫЧАЙНЫМ СИТУАЦИЯМ
РЕСПУБЛИКИ БЕЛАРУСЬ
30 декабря 2006 г. № 72
ОБ УТВЕРЖДЕНИИ НОРМАТИВНЫХ ПРАВОВЫХ АКТОВ В ОБЛАСТИ
ОБЕСПЕЧЕНИЯ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ
На основании Положения о Министерстве по чрезвычайным ситуациям
Республики Беларусь, утвержденного Указом Президента Республики
Беларусь от 29 декабря 2006 г. № 756 «О некоторых вопросах
Министерства по чрезвычайным ситуациям Республики Беларусь»,
Министерство по чрезвычайным ситуациям Республики Беларусь
ПОСТАНОВЛЯЕТ:
1. Утвердить прилагаемые:
Правила обеспечения безопасности исследовательских ядерных
установок;
Правила безопасности при хранении и транспортировке ядерного
топлива на комплексах систем хранения и обращения с отработавшим
ядерным топливом;
Правила устройства и безопасной эксплуатации исполнительных
механизмов органов воздействия на реактивность;
Правила безопасности при хранении и транспортировке ядерного
топлива на объектах атомной энергетики;
Правила ядерной безопасности подкритических стендов;
Правила ядерной безопасности критических стендов.
2. Не применять:
ПБЯ 01-75. Правила ядерной безопасности подкритических стендов,
утвержденные приказом Госатомнадзора СССР от 5 августа 1975 г. № 1;
ПБЯ 06-08-77. Правила ядерной безопасности при
транспортировании отработавшего ядерного топлива, утвержденные
Госатомнадзором СССР 14 сентября 1977 г.;
ПБЯ 02-78. Правила ядерной безопасности критических стендов,
утвержденные Госатомнадзором СССР 10 августа 1978 г.;
ПБЯ-06-00-88. Основные правила ядерной безопасности при
переработке, хранении и транспортировании ядерно-опасных делящихся
материалов, утвержденные Министерством атомной энергетики и
промышленности СССР 26 мая 1988 г.;
ПНАЭ Г-7-013-89. Правила устройства и безопасной эксплуатации
исполнительных механизмов органов воздействия на реактивность,
утвержденные Госатомнадзором СССР 1 июля 1990 г.;
ПБЯ-06-09-90. Правила ядерной безопасности при хранении и
транспортировке ядерно-опасных делящихся материалов, утвержденные
Министерством атомной энергетики и промышленности СССР 4 февраля
1991 г;
ПНАЭ Г-14-029-91. Правила безопасности при хранении и
транспортировке ядерного топлива на объектах атомной энергетики,
утвержденные постановлением Госпроматомнадзора СССР от 31 октября
1991 г. № 12.
Министр Э.Р.Бариев
УТВЕРЖДЕНО
Постановление
Министерства по
чрезвычайным ситуациям
Республики Беларусь
30.12.2006 № 72
ПРАВИЛА
обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок
РАЗДЕЛ I
ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ
ГЛАВА 1
ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ
1. Правила обеспечения безопасности исследовательских ядерных
установок (далее - Правила) устанавливают:
основные термины и определения, касающиеся безопасности
исследовательских ядерных установок;
цель и основные принципы обеспечения безопасности
исследовательских ядерных установок;
общие требования к обеспечению безопасности исследовательских
ядерных установок различного типа (реакторных установок, критических
стендов, подкритических стендов), а также специфические требования к
реакторным установкам, критическим стендам, подкритическим стендам
как к источникам возможного радиационного воздействия на работников
(персонал), население и окружающую среду.
2. Настоящие Правила обязательны для всех организаций
независимо от их формы собственности и ведомственной принадлежности,
которые осуществляют деятельность по проектированию, сооружению,
эксплуатации и снятия с эксплуатации исследовательских ядерных
установок.
3. Для целей настоящих Правил используются следующие термины и
их определения:
аварийная ситуация - состояние исследовательской ядерной
установки, характеризующееся нарушением предела и/или условия
безопасной эксплуатации, не перешедшее в аварию;
авария - нарушение нормальной эксплуатации ядерной установки,
при котором произошел выход радиоактивных веществ и (или)
ионизирующего излучения за предусмотренные проектом для нормальной
эксплуатации границы в количествах, превышающих установленные
пределы безопасной эксплуатации. Авария характеризуется исходным
событием, путями протекания и последствиями;
авария ядерная - авария, вызванная:
нарушением контроля за ядерной цепной реакцией деления в
активной зоне ядерной установки и (или) нарушением управления
ядерной цепной реакцией деления в активной зоне ядерной установки;
образованием критической массы при перегрузке,
транспортировании или хранении ядерных материалов;
повреждением элементов, содержащих ядерные материалы;
несанкционированным вмешательством;
авария проектная - авария, для которой проектом определены
исходные события и конечные состояния и предусмотрены системы
безопасности, обеспечивающие, с учетом принципа единичного отказа
системы безопасности или одной независимой от исходного события
ошибки персонала, ограничение ее последствий установленными для
таких аварий пределами;
авария запроектная - авария, вызванная не учитываемыми для
проектных аварий исходными событиями или сопровождающаяся
дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами системы
безопасности сверх единичного отказа, реализацией ошибочных решений
работников (персонала), несанкционированным вмешательством, которое
может привести к тяжелым повреждениям или расплавлению активной
зоны, уменьшение последствий которой достигается управлением аварией
и/или реализацией планов мероприятий по защите персонала и
населения;
активная зона ядерной установки - часть исследовательского
реактора, критической сборки или подкритической сборки с
размещенными в ней ядерными материалами (ядерным топливом) и другими
элементами, необходимыми для поддержания цепной реакции деления. В
составе активной зоны ядерной установки могут быть замедлитель,
теплоноситель, средства воздействия на реактивность,
экспериментальные устройства;
активная система (элемент) - система (элемент),
функционирование которой зависит от нормальной работы другой системы
(элемента);
безопасность исследовательских ядерных установок ядерная,
радиационная - свойства исследовательских ядерных установок при
нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, включая
проектные аварии, ограничивать радиационное воздействие на
работников (персонал), население и окружающую среду установленными
пределами;
ввод исследовательской ядерной установки в эксплуатацию -
деятельность, во время которой проверяется соответствие проекту
систем, оборудования и ядерной установки в целом, включающая в себя
пусконаладочные работы, физический пуск ядерной установки,
энергетический пуск исследовательского реактора;
вывод ядерной установки из эксплуатации - деятельность,
осуществляемая после удаления ядерных материалов с площадки ядерной
установки, направленная на достижение заданного конечного состояния
ядерной установки и ее площадки;
источник нейтронов внешний - периодически устанавливаемое в
активную зону (извлекаемое из активной зоны) при эксплуатации
ядерной установки в режиме пуска и работы на мощности испускающее
нейтроны устройство, предназначенное для увеличения плотности потока
нейтронов в активной зоне ядерной установки;
исходное событие - единичный отказ в системах исследовательской
ядерной установки, внешнее воздействие или ошибка персонала, которые
приводят к нарушению нормальной эксплуатации и могут привести к
нарушению пределов и/или условий безопасной эксплуатации. Исходное
событие включает все зависимые отказы, являющиеся его следствием;
исследовательская ядерная установка (далее - ИЯУ) - ядерная
установка, в составе которой предусмотрены исследовательский реактор
либо критическая сборка или подкритическая сборка и комплекс
помещений, систем, элементов и экспериментальных устройств, с
необходимыми работниками (персоналом), располагающаяся в пределах
определенной проектом территории (площадки ИЯУ), предназначенная для
использования нейтронов и ионизирующего излучения в
исследовательских целях;
канал системы - часть системы, выполняющая в заданном проектом
объеме функцию системы;
квота дозовая исследовательской ядерной установки - часть
предела дозы, установленная для ограничения облучения населения при
внешнем облучении, а также при внутреннем облучении, обусловленном
поступлением радиоактивных веществ с воздухом, пищей, водой при
нормальной эксплуатации ИЯУ;
консервативный подход - подход, когда при анализе безопасности
объекта используются значения параметров и характеристик, заведомо
приводящие к прогнозу более неблагоприятных результатов;
культура безопасности - квалификационная и психологическая
подготовленность работников (персонала), при которой обеспечение
безопасности является приоритетной целью и внутренней потребностью,
приводящей к осознанию личной ответственности и к самоконтролю в
процессе выполнения всех работ, влияющих на безопасность;
критерии безопасности - установленные нормативными документами
и/или органами государственного регулирования и надзора за
безопасностью значения параметров и/или характеристик последствий
аварий, в соответствии с которыми обосновывается безопасность ИЯУ;
локализующие системы (элементы) безопасности - технологические
системы (элементы), предназначенные для предотвращения или
ограничения распространения выделяющихся при аварии радиоактивных
веществ и ионизирующих излучений за установленные при проектировании
границы и выхода их в окружающую среду;
нарушение нормальной эксплуатации исследовательской ядерной
установки - нарушение в работе ИЯУ, при котором произошло отклонение
от установленных эксплуатационных пределов и условий. При этом могут
быть нарушены и другие установленные проектом пределы и условия,
включая пределы безопасной эксплуатации;
необнаруженный отказ - отказ системы (элемента), который не
проявляется в момент своего возникновения при нормальной
эксплуатации и не выявляется предусмотренными средствами контроля;
обеспечение качества - планируемая и систематически
осуществляемая деятельность, направленная на то, чтобы любые работы
на этапах выбора площадки, проектирования, конструирования и
изготовления оборудования, сооружения, ввода в эксплуатацию,
эксплуатации и вывода из эксплуатации исследовательской ядерной
установки выполнялись установленным образом, а их результаты
удовлетворяли предъявляемым к ним требованиям;
останов исследовательской ядерной установки - эксплуатация
реакторной установки и критического стенда в подкритическом
состоянии и эксплуатация подкритического стенда после удаления
внешнего источника нейтронов;
отказы по общей причине - отказы систем (элементов),
возникающие вследствие одного отказа, или одной ошибки работников
(персонала), внутреннего или внешнего воздействия;
внутренние воздействия или причины воздействия, возникающие при
исходных событиях аварий, включая ударные волны, струи, летящие
предметы, изменение параметров среды (давления, температуры,
химической активности и тому подобное), пожары, конструктивные,
технологические и прочие внутренние причины;
внешние воздействия - воздействия характерных для площадки ИЯУ
природных явлений и деятельности человека, например, землетрясения,
высокий и низкий уровень наземных и подземных вод, ураганы, аварии
на воздушном, водном и наземном транспорте, пожары, взрывы на
прилегающих к площадке ИЯУ объектах и тому подобное;
отчет по обоснованию безопасности исследовательской ядерной
установки - документ, обосновывающий обеспечение безопасности ИЯУ на
всех этапах ее жизненного цикла;
ошибка работников (персонала) - единичное непреднамеренное
неправильное воздействие на управляющие органы или единичный
непреднамеренный пропуск правильного действия, или единичное
непреднамеренное неправильное действие при техническом обслуживании
элементов систем, важных для безопасности;
пассивная система (элемент) - система (элемент),
функционирование которой связано только с вызвавшим ее работу
событием и не зависит от работы другой активной системы (элемента),
подразделяющаяся на пассивную систему (элементы) с механическими
движущимися частями (арматура) и пассивную систему (элементы) без
механических движущихся частей (трубопроводы, сосуды);
первый контур исследовательского реактора - комплекс каналов
(полостей) в активной зоне гетерогенного исследовательского
реактора, трубопроводов и теплообменников, содержащих теплоноситель
для охлаждения активной зоны или корпус гомогенного
исследовательского реактора с раствором ядерного материала и
трубопроводы, по которым циркулирует раствор ядерного материала;
предаварийная ситуация - состояние исследовательской ядерной
установки, характеризующееся нарушением пределов и (или) условий
безопасной эксплуатации, не перешедшее в аварию;
пределы безопасной эксплуатации - установленные проектом
значения параметров технологического процесса, отклонения от которых
могут привести к аварии;
пределы проектные - значения параметров и характеристик
состояния систем (элементов) и исследовательской ядерной установки в
целом, установленные в проекте для нормальной эксплуатации и
нарушений нормальной эксплуатации, включая предаварийные ситуации и
аварии;
пределы эксплуатационные - значения параметров и характеристик
состояния систем (элементов) и исследовательской ядерной установки в
целом, заданные проектом для нормальной эксплуатации;
предельно допустимый аварийный выброс - значения выброса
радионуклидов в окружающую среду при запроектных авариях ИЯУ, при
которых с учетом наихудших погодных условий доза облучения населения
на границе зоны планирования защитных мероприятий и за ее пределами
не превышает значений, регламентированных в действующих нормах
радиационной безопасности, требующих принятия решений о мерах защиты
населения в случае аварии;
предельные значения радиоактивных выбросов и сбросов -
проектные значения выбросов и сбросов радионуклидов в атмосферу и
поверхностные воды, соответствующие установленной квоте облучения
населения;
принцип разнообразия - принцип обеспечения надежности систем
путем применения в разных системах либо в пределах одной системы в
разных каналах различных средств и/или аналогичных средств,
основанных на различных принципах действия, для осуществления
задуманной функции;
принцип резервирования - принцип обеспечения надежности систем
путем применения структурной, функциональной, информационной
избыточности по отношению к объему, минимально необходимому и
достаточному для выполнения системой заданных функций;
принцип единичного отказа - принцип, в соответствии с которым
система должна выполнять заданные функции при любом требующем ее
работы исходном событии и при независимом от исходного события
отказе одного любого из активных элементов или пассивных элементов,
имеющих механические движущиеся части;
принцип безопасного отказа - повышение надежности обеспечения
функции систем безопасности путем применения технических решений, в
соответствии с которыми при отказе системы (элемента) обеспечивается
перевод системы в безопасное состояние без необходимости
инициирования каких-либо действий через управляющую систему
безопасности;
пуск физический ИЯУ - этап ввода в эксплуатацию, включающий
загрузку ядерных материалов в активную зону и экспериментальное
определение нейтронно-физических характеристик ИЯУ;
пуск энергетический ядерной установки - этап ввода в
эксплуатацию, включающий экспериментальное исследование влияния
температуры и мощности на нейтронно-физические характеристики
исследовательского реактора, исследование радиационной обстановки
при работе исследовательского реактора на мощности и вывод
исследовательского реактора на номинальные параметры, установленные
проектом;
рабочий орган системы управления и защиты - средство
воздействия на реактивность, изменением положения или состояния
которого в активной зоне или в отражателе исследовательской ядерной
установки обеспечивается изменение реактивности;
радиационный контроль - получение информации об уровнях
облучения людей, о радиационной обстановке на ИЯУ и в окружающей
среде, о радиационных параметрах технологических сред, оборудования
и помещений ИЯУ и целостности системы защитных барьеров;
реконструкция - преднамеренное изменение (обновление) элементов
и систем ИЯУ, требующая переработки отчета по безопасности,
проектной, конструкторской документации и переоформления
специального разрешения (лицензии) на выполнение лицензируемого вида
работ;
разработчики проекта ИЯУ - организации, разрабатывающие проект;
реактор ядерный исследовательский (далее - исследовательский
реактор) - устройство для экспериментальных исследований, состав и
геометрия которого позволяют осуществлять управляемую ядерную
реакцию деления, эксплуатируемое на мощности, требующей
принудительного охлаждения и (или) оказывающей влияние на его
нейтронно-физические характеристики;
реакторная установка - исследовательская ядерная установка, в
составе которой используется исследовательский реактор;
режим временного останова - режим эксплуатации
исследовательской ядерной установки, включающий проведение на
исследовательской ядерной установке работ по ее техническому
обслуживанию и подготовке экспериментальных исследований;
режим длительного останова - режим эксплуатации
исследовательской ядерной установки, включающий проведение работ по
консервации отдельных систем и оборудования и поддержанию
работоспособности ИЯУ в течение времени, когда проведение
экспериментальных исследований на ИЯУ не планируется;
режим окончательного останова - режим эксплуатации
исследовательской ядерной установки, при котором производится
подготовка к выводу из эксплуатации ИЯУ, включающий выгрузку ядерных
материалов из активной зоны исследовательской ядерной установки и их
удаление с площадки ИЯУ;
режим пуска и работа на мощности - режим эксплуатации
исследовательской ядерной установки, заключающийся в выводе ИЯУ на
мощность с помощью рабочих органов систем управления и защиты и
(или) внешнего источника нейтронов и в проведении экспериментальных
исследований с использованием нейтронов и ионизирующего излучения
ИЯУ;
самозащищенность внутренняя - свойство исследовательской
ядерной установки обеспечивать безопасность на основе естественных
обратных связей, процессов и характеристик;
сборка критическая - устройство для экспериментального изучения
характеристик и параметров размножающей нейтроны среды, состав и
геометрия которой позволяют осуществить управляемую ядерную реакцию
деления, эксплуатируемое на мощности, не требующей принудительного
охлаждения среды и не оказывающей влияние на ее нейтронно-физические
характеристики;
сборка подкритическая - устройство для экспериментального
изучения характеристик и параметров размножающей нейтроны среды,
состав и геометрия которой обеспечивают затухание цепной реакции
деления в отсутствии внешних источников нейтронов;
система - совокупность элементов, предназначенная для
выполнения заданных функций;
система останова - система, предназначенная для быстрого
прекращения ядерной цепной реакции деления и удержания
исследовательской ядерной установки в подкритическом состоянии с
помощью средств воздействия на реактивность;
системы (элементы) безопасности (далее - СБ) - системы
(элементы), предназначенные для выполнения функций безопасности;
системы (элементы), важные для безопасности - СБ, а также
системы (элементы) нормальной эксплуатации, отказы которых нарушают
нормальную эксплуатацию ИЯУ или препятствуют устранению отклонений
от нормальной эксплуатации и могут привести к проектным и
запроектным авариям;
системы (элементы) безопасности защитные - СБ, предназначенные
для предотвращения или ограничения повреждения ядерных материалов,
оборудования и трубопроводов, содержащих радиоактивные вещества;
системы (элементы) безопасности локализующие - СБ,
предназначенные для ограничения распространения радиоактивных
веществ и ионизирующего излучения за предусмотренные проектом
исследовательской ядерной установки границы и предотвращения их
выхода в окружающую среду;
системы (элементы) безопасности обеспечивающие - системы
(элементы), предназначенные для снабжения систем безопасности
энергией, рабочей средой и создания требуемых условий для их
функционирования;
системы (элементы) безопасности управляющие - системы
(элементы), предназначенные для инициирования действия систем
безопасности, осуществления контроля за ними и управления ими при
выполнении заданных функций;
системы (элементы) нормальной эксплуатации - системы
(элементы), предназначенные для осуществления нормальной
эксплуатации;
системы (элементы) нормальной эксплуатации управляющие -
системы (элементы), формирующие и реализующие по заданным
технологическим целям, критериям и ограничениям управление
технологическим оборудованием систем нормальной эксплуатации ИЯУ;
система управления и защиты - система, предназначенная для
обеспечения безопасного поддержания и прекращения цепной реакции
деления, совмещающая функции нормальной эксплуатации и функции
систем безопасности и состоящая из элементов систем контроля и
управления, защитных, управляющих и обеспечивающих систем
безопасности;
снятие исследовательской ядерной установки с эксплуатации -
комплекс мер по прекращению эксплуатации ИЯУ, исключающие их
дальнейшее использование и обеспечивающий безопасность персонала,
населения и окружающей среды;
стенд критический - исследовательская ядерная установка, в
составе которой используется критическая сборка;
стенд подкритический - исследовательская ядерная установка, в
составе которой используется подкритическая сборка;
технологический регламент ИЯУ - документ, содержащий правила,
основные приемы безопасной эксплуатации, общий порядок выполнения
операций, связанных с безопасностью, а также пределы и условия
безопасной эксплуатации;
управление аварией - действия, направленные на предотвращение
развития проектных аварий в запроектные и на ослабление последствий
аварий;
управление автоматизированное - управление, осуществляемое
работниками (персоналом) при помощи средств автоматизации;
управление автоматическое - управление, осуществляемое
средствами автоматизации без участия работников (персонала);
условия безопасной эксплуатации - установленные проектом
минимальные условия по количеству, характеристикам, состоянию
работоспособности и условиям технического обслуживания систем
(элементов), важных для безопасности, при которых обеспечивается
соблюдение пределов безопасной эксплуатации;
физическая защита исследовательской ядерной установки -
совокупность организационных мероприятий, инженерно-технических
средств и действий подразделений охраны с целью предотвращения
диверсий или хищений ядерных материалов, радиоактивных отходов и
радиоактивных веществ;
функция безопасности - специфическая конкретная цель и
действия, обеспечивающие ее достижение и направленные на
предотвращение аварий или ограничение их последствий;
экспериментальная петля - самостоятельный циркуляционный контур
ИЯУ, содержащий один или несколько каналов, предназначенный для
экспериментальных исследований и испытаний новых типов твэлов и
других элементов;
экспериментальное устройство - устройство, приспособление,
предназначенное для проведения экспериментальных исследований;
эксплуатация исследовательской ядерной установки -
деятельность, направленная на достижение безопасным образом цели,
для которой сооружалась исследовательская ядерная установка, включая
набор критической массы, работу на заданной мощности, проведение
экспериментов, остановы исследовательской ядерной установки,
обращение с ядерными материалами и источниками радиационного
излучения, техническое обслуживание, ремонт и другую связанную с
этим деятельность;
эксплуатация нормальная - эксплуатация ИЯУ в определенных ее
проектом эксплуатационных пределах и условиях;
элементы - оборудование, приборы, трубопроводы, кабели,
строительные конструкции и другие изделия, обеспечивающие выполнение
заданных функций самостоятельно или в составе систем и
рассматриваемые в проекте в качестве структурных единиц при
выполнении анализов надежности и безопасности;
ядерно-опасные работы на исследовательской ядерной установке -
работы, которые могут привести к неконтролируемому изменению
реактивности и связанные, например, с изменением геометрии и состава
активной зоны, заменой экспериментальных устройств.
ГЛАВА 2
ЦЕЛЬ И ОСНОВНЫЕ ПРИНЦИПЫ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ
ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ
4. Целью обеспечения безопасности ИЯУ является ограничение ее
радиационного воздействия на работников (персонал), население и
окружающую среду при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной
эксплуатации, включая аварии.
5. ИЯУ удовлетворяет требованиям безопасности, если ее
радиационное воздействие на работников (персонал), население и
окружающую среду при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной
эксплуатации, включая проектные аварии, не приводит к превышению
установленных доз облучения работников (персонала) и населения,
нормативов по выбросам (сбросам) и содержанию радиоактивных веществ
в окружающей среде, а также ограничивается при запроектных авариях.
6. Безопасность должна обеспечиваться за счет реализации
принципа глубокоэшелонированной защиты, основанного на применении
системы физических барьеров на пути распространения ионизирующего
излучения, ядерных материалов и радиоактивных веществ в окружающую
среду и системы технических и организационных мер по сохранению
эффективности физических барьеров, а также по защите работников
(персонала), населения и окружающей среды от радиационного
воздействия ИЯУ.
7. Количество и назначение физических барьеров определяются
проектом. Достаточность используемых физических барьеров,
технических и организационных мер глубокоэшелонированной защиты
должна быть обоснована в проекте в разделе «Отчет по обоснованию
безопасности ИЯУ».
8. Система технических и организационных мер
глубокоэшелонированной защиты должна учитывать возможное
радиационное воздействие ИЯУ на работников (персонал), население и
окружающую среду и образовывать следующие пять уровней:
8.1. первый уровень - условия размещения ИЯУ, качество проекта
и предотвращение нарушения нормальной эксплуатации:
оценка и выбор района и площадки, пригодных для размещения ИЯУ;
разработка проекта на основе консервативного подхода с
максимальным использованием свойств внутренней самозащищенности;
использование верифицированных и аттестованных программ и
методик расчета активной зоны, систем и оборудования, проведение
экспериментальных обоснований основных проектных решений;
обеспечение качества систем (элементов) ИЯУ и выполняемых работ
Страницы:
Стр.1 |
Стр.2 |
Стр.3 |
Стр.4 |
Стр.5 |
Стр.6 |
Стр.7 |
Стр.8 |
Стр.9 |
Стр.10 |
Стр.11 |
Стр.12 |
Стр.13 |
Стр.14 |
Стр.15
|
