WWW.KN.LIB-I.RU
БЕСПЛАТНАЯ  ИНТЕРНЕТ  БИБЛИОТЕКА - Различные ресурсы
 

«9-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия 19-22 мая 2015 г. ВОДОТРУБНОЕ УСТРОЙСТВО ЛОКАЛИЗАЦИИ ...»

9-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР»

ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия

19-22 мая 2015 г.

ВОДОТРУБНОЕ УСТРОЙСТВО ЛОКАЛИЗАЦИИ РАСПЛАВА АКТИВНОЙ ЗОНЫ

Н.А. Кочетов, А.С. Сидоров

АО «Атомэнергопроект», г. Москва, Россия

Введение. Актуальность работы

Ядерная энергетика относится к тем немногим областям человеческой деятельности,

которые связаны с потенциальной угрозой техногенных катастроф. Вопрос о ее дальнейшем

развитии зависит от разрешения противоречий между экономическими и экологическими требованиями, при этом заметную роль играет общественное мнение, во многом формируемое наличием или отсутствием «происшествий» на АЭС и тяжестью их последствий. Поэтому обеспечение безопасности является, в конечном счете, условием самого существования ядерной энергетики.

Общие правила, согласно которым должны строиться и эксплуатироваться атомные электростанции исходят из Концепции безопасности АЭС. Основные положения концепции определяются нормативными документами государственного уровня страны, где эксплуатируется АЭС и страны, строящей АЭС. В Российской Федерации основными нормативными документами являются [1-5].

Опыт эксплуатации атомных энергетических реакторов показывает, что, несмотря на развитые системы безопасности, вследствие невозможности учесть при проектировании всего комплекса негативных факторов, существует вероятность возникновения режимов, при которых может произойти прекращение охлаждения активной зоны реактора с последующим её разогревом за счет остаточного энерговыделения, который приводит к расплавлению ТВС.



За последние 40 лет произошли три тяжёлые аварии такого типа[6-8]: 28 марта 1979 года на реакторном блоке №2 на АЭС «Три-Майл-Айленд» в США; 26 апреля 1986 года на четвёртом энергоблоке Чернобыльской АЭС в СССР; 11 марта 2011 года на энергоблоках 1, 3 и 4 на АЭС «Фукусима-1» в Японии.

Широкомасштабное внедрение ядерной энергетики с использованием новых проектов АЭС с ВВЭР [9, 10] приводит к необходимости, наряду с повышением техникоэкономических показателей АЭС, обеспечения безопасности не только при прохождении ПА, но также разработку мероприятий по управлению тяжелыми ЗПА с целью минимизации их последствий [11]. Кроме того, следует учитывать необходимость проведения мероприятий по повышению безопасности существующих АЭС с ВВЭР.

Развитые системы безопасности современных АЭС с реакторами ВВЭР обеспечивают допустимое значение оцененной вероятности предельного аварийного выброса,которое составляет менее 10-5 события на реактор в год прив условиях тяжелых ЗПА с плавлением активной зоны. При этом следует отметить, что если вероятность тяжелой аварии составляет 10-5, это не значит, что такая авария может происходить один раз в 100 лет на одном из 1000 действующих блоков. Нельзя исключить, что с коротким интервалом произойдут, например, две аварии на АЭС, размещенных в соседних регионах, а затем последует длительный перерыв. Расплачиваться за последствия придется «здесь и сейчас», а не через 200 лет.

Не менее актуальной является проблема повышения уровня безопасности с точки зрения возможности возникновения тяжелых аварийна старых блоках АЭС. Известно, что соответствующая модернизация была выполнена на АЭС «Ловииса».

–  –  –

АЭС,является одной из важнейших задач дальнейшего развития и модернизации РУ корпусного типа.

С целью повышения безопасности РУ в настоящее время интенсивно развиваются три концепции локализации расплава для преодоления тяжелой ЗПА с разрушением активной зоны:





первая - удержание расплава активной зоны в корпусе реактора [12, 13];

вторая - растекание расплава активной зоны по горизонтальной поверхности большой площади вне бетонной шахты реактора с последующим его охлаждением в помещении большого объёма [14];

третья - удержание расплава кориума в водоохлаждаемом металлическом корпусе УЛР, расположенном в подреакторном помещении бетонной шахты [15].

До настоящего времени в целях повышения безопасности существующих АЭС с ВВЭРи ВВЭР-1000 предлагалась организация системы наружного охлаждения корпуса реактора [16, 17]. Возможная схема подобного устройства приведена на рисунке 1.

–  –  –

Для эффективного внешнего охлаждения корпуса реактора для АЭС с РУ В-440 (3 и 4 блоки Кольской АЭС) необходимо провести следующие модификации [16]:

1. Вариант с отводом пара вверх по шахте реактора через опорную ферму предусматривает ряд доработок в оборудовании бетонной шахты реактора, опорной фермы, биологической защиты и тепловой изоляции зоны патрубков. В данном случае в опорной ферме между опорными балками фермы необходимо выполнить отверстия для выхода пара.

2. Вариант с отводом пара вниз по шахте реактора через герметичную дверь шахты реактора предусматривает установку опускных труб в проеме между корпусом реактора и тепловой изоляцией. Монтируется отводящий трубопровод и подсоединяется к паровому коллектору с выводом через верхнюю часть герметичной двери шахты реактора и далее,- в помещение бокса парогенераторов. В нижней части герметичной двери шахты реактора выполняется люк для доступа обслуживающего персонала.

9-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР»

ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия 19-22 мая 2015 г.

Основные неопределенности при обосновании ЗПА Высокоэнергетический расплавленный материал, содержащий как тяжелые оксиды, так и продукты деления, представляет собой сложную для описания и моделирования систему, способную претерпевать различные фазовые превращения и вступать во взаимодействие с материалами ограждающих конструкций. Экспериментальные исследования подтвердили необходимость того, что большая часть процессов такого взаимодействия требует решения сложных проблем обеспечения ядерной безопасности, водородобезопасности, проблем разрушения корпусных ограждений, паровых взрывов и других явлений, влияющих на целостность основных барьеров удержания радионуклидов в пределах защитной оболочки АЭС.

Методологические подходы и расчетно-экспериментальные работы различных исследовательских групп показали, что множественность возможных сценариев развития тяжелых ЗПА не позволяет однозначно выработать конкретный алгоритм и определить все необходимые параметры, требующиеся для решения проблемы локализации расплава топлива, вышедшего за пределы корпуса реактора. Наличие такого комплекса проблем может быть преодолено только на основе использования консервативного подхода при обосновании конструкций, работающих в условиях тяжелых ЗПА.

При обоснованиифункциональности системы удержания расплава активной зоны необходимо учитывать следующие факторы:

- подачу воды на расплав (при «зависании» и срабатывании с запаздыванием одной из гидроемкостей САОЗ и др.) и возможность паровых взрывов;

- экстракцию урана и плутония [18] из кориума и осаждения их в нижней части днища корпуса реактора вблизи полюса, и, тем самым, формирование трехслойной ванны расплава;

- образование и накопление водорода под крышкой корпуса реактора [19], а также возможность его детонации;

- воздействие автошоков при землетрясении и их влияние на работоспособность локализующих систем безопасности;

- падение ВКУ на днище корпуса реактора;

- ухудшение теплообмена вследствие осаждения бора на теплообменных поверхностях;

- абразивное воздействие нерасплавленных фрагментов ВКУ, находящихся в расплаве, на стенку корпуса реактора/УЛР;

- перераспределение тепловой нагрузки на стенку корпуса реактора/УЛР вследствие наличия нерасплавленных фрагментов ВКУ в расплаве;

- неравномерность тепловыделения в кориуме, в частности, смещение максимальной тепловой мощности от центра к какой-либо из стенок корпуса реактора/УЛР.

–  –  –

Рисунок 2 – Общий вид ВДУ (наполнитель ПОЖА и раствор ЦКС условно не показаны) 1- сборный паровой коллектор; 2 – наполнитель ПОЖА; 3 – раствор ЦКС;

4 – теплообменные трубы; 5 – распределительный водяной коллектор

–  –  –

ВДУ размещается в шахте реактора и представляет собой систему, состоящую из следующих компонентов:

- распределительного водяного коллектора (рисунок 4), состоящего из основного коллектора (2 трубы) и четырех дополнительных труб, соединенных между собой;

Рисунок 4- Распределительный коллектор.

- теплообменной чаши (рисунок 5), состоящей из труб сложной геометрической конфигурации, соединенных с распределительным коллектором;

–  –  –

Кроме этого, в теплообменной чашерасполагается жертвенный материал ПОЖА, которыйзакладывается в несколько слоев, тем самым формируя так называемое «макропористое тело».

Жертвенный материал обеспечивает выполнение следующих функций:

- объемное рассредоточение расплавав пределах корпуса ВДУ;

- доокисление кориума и его разбавление в целях уменьшения объёмного энерговыделения;

- увеличениеповерхности теплообмена кориума;

- снижениетемпературы расплава;

- предотвращение возникновения термоударов при попадании расплава кориума на стенку корпуса УЛР;

- исключение повторной критичности при любой конфигурации оксидного кориума и любом водоурановом отношении с чистой неборированной водой;

- уменьшение выхода газов, аэрозолей и продуктов деления.

Дополнительно ко всему в теплообменной чаше установлено специальной устройство – рассекатель, в задачи которого входит:

- снижение динамических нагрузок на корпус ВДУ при падении днища корпуса реактора под действием избыточного давления;

- снижение динамических нагрузок на корпус ВДУ при поступлении кориума;

- равномерное распределение кориума по внутренней поверхности ВДУ.

Основные проектные и конструкторские решения проверены и обоснованы при проектировании, изготовлении и монтаже УЛР АЭС Тяньвань, АЭС Куданкулам, АЭС-2006 (Нововорнежской АЭС-2, Ленинградской АЭС-2).При этом, сохраняется преемственность конструкции и применения жертвенных материалов.

Главные особенности ВДУ

1. Размещение ВДУ производится по месту в ограниченном объеме бетонной шахты.

2. Сборка ВДУ осуществляется с помощью сварных соединений.

3. Для предохранения теплообменных труб от термоударов, механических повреждений и пр. внутрь ВДУ устанавливается жертвенный материал, закрывающий всю внутреннюю поверхность теплообменных труб.

4. Количество и диаметр паросбросных каналов, а также места проходок в бетонной шахте выбираются по месту. Исходя из особенностей проекта АЭС.

–  –  –

Описание работы ВДУ в режиме ЗПА В процессе ЗПА расплавленный материал скапливается на днище корпуса реактора. При этом, в общепринятой концепции считается,что в нижней части активной зоны располагается более тяжелая оксидная фаза, а над ней – металлическая фаза ванны расплава. При таком расположении слоев ванны расплава тепловой поток на стенке корпуса реактора в области металлической фазы выше, чем в области оксидной, что может явиться причиной бокового проплавления корпуса реактора с последующим поступлением кориума в ВДУ.

Альтернативным данному сценарию может быть концепция с образованием трехслойной ванны расплава (в случае экстракции урана), которая приводит к центральному проплавлению днища корпуса реактора. Для этого случая, с целью минимизации динамических воздействий при струйном поступлении расплава, в ВДУ предусмотрен ряд мер: установка гасителя энергии струи, использование специальных жертвенных материалов и др.

В момент разрушения корпуса реактора расплав активной зоны под действием гидростатического и избыточного давлений начинает поступать в ВДУ. Поступивший кориум взаимодействует с жертвенным материалом, расплавляя его. При этом,необходимо отметить, что пластины ПОЖА связаны между собой специальным цементом, обеспечивающим спекание этих неметаллических элементов между собой в структуру, исключающую всплытие элементов наполнителя в более тяжёлом расплаве активной зоны.

Конструкция, физические и химические свойства ЖМ подобраны таким образом, чтобы обеспечить максимальную эффективность взаимодействия с расплавом активной зоны, не допустить повышения температуры кориума, уменьшить процессы аэрозолеобразования и снизить лучистый тепловой поток с зеркала расплава, снизить образование водорода и других неконденсируемых газов. Один из компонентов ЖМ - оксид железа, имеющий разные степени окисления, в процессе взаимодействия с расплавом активной зоны окисляет цирконий, доокисляет диоксиды урана и плутония, чем препятствует образованию их металлических фаз, обеспечивает доокисление остальных компонентов расплава, что позволяет исключить радиолиз водяного пара и блокировать сорбцию кислорода из атмосферы над зеркалом расплава. Это, в свою очередь, приводит к существенному снижению выхода водорода. Оксид железа в этом процессе отдаёт кислород и может восстановиться до металлического железа включительно.

В условиях образования двухслойной ванны расплава в корпусе реактора процесс поступления кориума в ВДУ происходит в два этапа: на первом этапе из корпуса реактора в ВДУ поступают, в основном, жидкие сталь и цирконий с примесью оксидов, а на втором – основным компонентом поступающего расплава являются тугоплавкие жидкие оксиды с примесью металлов. Металлические компоненты расплава активной зоны взаимодействуют с элементами ЖМ, расплавляя их, а жидкий металлический цирконий из расплава активной зоны окисляется в процессе пограничного взаимодействия с неметаллическими элементами ЖМ, которые, расплавляясь, всплывают вверх, образуя над слоем расплавленных металлов слой лёгких оксидов алюминия, железа и циркония. Оксидные компоненты расплава активной зоны взаимодействуют и с неметаллическими ЖМ, расплавляя и растворяя их, а цирконий, хром и некоторые другие жидкие металлы, входящие в состав оксидной фракции расплава активной зоны, окисляются при взаимодействии с неметаллическими элементами ЖМ. В результате такого сложного многоступенчатого взаимодействия происходит доокисление оксидной фракции расплава и окисление наиболее активных ингредиентов из металлической фракции расплава, что способствует формированию появлению кориума с заранее заданными свойствами, которые позволяют обеспечить его локализацию в ограниченном объёме с последующим безопасным эффективным длительным охлаждением.

В результате взаимодействия расплава активной зоны с ЖМ температура сформировавшегося кориума снижается, что позволяет существенно снизить лучистый 9-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР»

ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия 19-22 мая 2015 г.

тепловой поток со стороны зеркала расплава к корпусу реактора. Для более эффективного уменьшения лучистых тепловых потоков со стороны зеркала расплава и уменьшения аэрозолеобразования используется шлаковая «шапка», которая образуется в процессе взаимодействия жидкого расплава кориума с ЖМ. Период поступления расплава активной зоны в УЛР может достигать нескольких часов, причём, поступление оксидной фазы является существенно неравномерным и может сопровождаться значительным изменением или временным прекращением расхода.

Химические реакции ЖМ с расплавом активной зоны постепенно изменяют состав и структуру кориума. На начальной стадии расплав активной зоны может перейти из гомогенной структуры в двухслойную: вверху, в основном, смесь жидкой стали и циркония, внизу – расплав тугоплавких оксидов с примесью металлов; плотность расплава тугоплавких оксидов, в среднем, на 25% выше плотности смеси жидких металлов. Постепенно, по мере растворения наполнителя в жидких оксидах активной зоны, состав кориума, особенно его оксидной части, изменяется: плотность жидких оксидов уменьшается более значительно, чем плотность жидких металлов. В результате этих процессов происходит постоянное уменьшение разности плотностей жидких фракций кориума как металлической, так и оксидной. Исходная масса ЖМ выбрана таким образом, чтобы обеспечить гарантированное растворение в жидких тугоплавких оксидах активной зоны такого количества неметаллических ЖМ, чтобы результирующая плотность нового оксидного расплава была меньше, чем плотность жидкометаллической фракции кориума. В тот момент, когда плотность жидких оксидов становится меньше плотности жидких металлов, в ванне расплава кориума происходит инверсия: жидкие оксиды всплывают вверх, а жидкометаллическая фракция кориума опускается вниз. Новая структура кориума позволяет осуществлять безопасное охлаждение зеркала расплава водой. При поступлении охлаждающей воды на поверхность жидких оксидов исключается возможность возникновения паровых взрывов, что связано с теплофизическими особенностями жидких оксидов. Кроме того, охлаждающая вода не вступает с жидкими оксидами в химические реакции с образованием водорода, не испытывает термического разложения вследствие относительно низкой температуры зеркала расплава [20].

Охлаждение ВДУ обеспечивается водой, поступающей с пола бокса парогенераторов в распределительный водяной коллектор, с последующей подачей в теплообменные трубы, охлаждающие кориум.Затем вода нагревается под действием теплового излучения со стороны кориума, поступает в сборный паровой коллектор, откуда по паросбросным трубам поступает в контейнмент, где конденсируется и поступает на пол бокса парогенераторов.

Кроме того, следует учитывать, что при повреждении некоторой части теплообменных труб, снижения работоспособности ВДУ не происходит, так как при этом наблюдается охлаждение расплава «паровой подушкой», аналогично условиям охлаждения в ловушке с растеканием расплава активной зоны по горизонтальной поверхности большой площади вне бетонной шахты реактора[21].

Преимущества ВДУ

ВДУ обладает следующими преимуществами:

- использованы конструкторские и технологические решения, примененные при проектировании, обосновании, изготовлении и монтаже УЛР наАЭС Тяньвань, АЭС Куданкулам, АЭС-2006 (Нововорнежской АЭС-2, Ленинградской АЭС-2), обеспечивающие пассивное функционирование ВДУ;

- сохранена преемственность конструкции и применения жертвенных материалов;

- исключено образование повторной критичности при любых сценариях ЗПА;

- требует минимального вмешательства персонала станции в работу ВДУ;

- обеспечивает работоспособность при любых сценариях ЗПА, в том числе и в режимах с ранним поступлением расплава и случая экстракции урана с последующим струйным 9-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР»

ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия 19-22 мая 2015 г.

поступлением кориума в ВДУ (в конструкции УНОР необходимо исключить сценарии развития аварий с ранним плавлением активной зоны[16]);

- обеспечивает работоспособность при избыточном давлении в активной зоне до 7 МПа(в конструкции УНОР необходимо исключить плавление активной зоны и поступление расплава на днище корпуса реактора при внутрикорпусном давлении более 1 МПа [16]);

- обеспечивает образование естественной шлаковой шапки и снижает выход газоаэрозольных продуктов из расплава в ГО, а также исключает паровой взрыв при подаче воды на поверхность кориума;

- обеспечивает работоспособность даже при повреждении некоторой части теплообменных труб;

- требует минимальных доработок шахты реактора;

- не требует дополнительных мер по интенсификации теплообмена- установки специального дефлектора [17], при обосновании работоспособности которого необходимо учитывать перекрытие зазора при ЗПА в условиях высокотемпературной ползучести и нейтронного облучения.

Положительным эффектом от внедрения ВДУ являетсяповышение безопасности и внутренней самозащищённости АЭС по отношению к условиям аномальных внешних воздействий, исключение поступления высокорадиоактивного расплава за пределы гермообъема, ограничение выхода радиактивных продуктов деления за пределы гермообъема. Внедрение ВДУ позволит учесть рекомендации МАГАТЭ и EUR по сохранению целостности корпуса реактора при тяжелых авариях для водо-водяных энергетических реакторов.

9-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР»

ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия 19-22 мая 2015 г.

–  –  –

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1 Федеральный закон от 21.11.1995 № 170-ФЗ «Oб использовании атомной энергии».

2 Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97) НППНАЭ Г-01-011-97).

3 Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009) СанПиН 2.6.1.2523-09.

4 Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. НПОсновные отраслевые правила ядерной безопасности при использовании, переработке, хранении и транспортировании ядерноопасных делящихся материалов. ПБЯThree Mile Island Accident. U.S.NRC. 2013.

7 INSAG-7. Чернобыльская авария: дополнение к INSAG-1. Доклад международной консультативной группы по ядерной безопасности. Международное агентство по атомной энергии, Вена, 1993.

8 Анализ аварии на АЭС Фукусима-Дайичи Токийской Электроэнергетической Компании и предлагаемые контрмеры. Японский институт ядерных технологий (JANTI), октябрь 2011.

9 Митенков Ф. М. Перспективы развития ядерной энергетики в России. Атомная энергия, №1 2002.

10 Стратегия развития ядерной энергетики России в первой половине XXI века.

Документ, одобренный правительством России. 25.05.2000.

11 Экологическая безопасность ядерно-энергетического комплекса России. И.И.

Крышев, Е.П. Рязанцев. – Москва, ИздАТ, 2000.

12 Theofanous, T.G., Liu, C., Additon, S., Angelini, S., Kymlnen, O., Salmassi, T., Invessel coolability and retention of a core melt, DOE/ID-10460, Vols. 1 and 2, October 1996, Nucl.

Eng. Des., Vol. 169, 1-48, 1997.

13 Разработкасистемыудержаниярасплаваиохлаждениякорпусареакторапритяжелых запроектныхаварияхдляАЭСсРУВВЭР-600 иРУВВЭРТОИ. С.И.Пантюшин, Е.А. Фризен, С.И. Асадский, В.П. Семишкин, Д.О. Веселов, Н.В. Букин, М.А. Быков, В.А. Мохов, А.М.

Волчек, А.Ю. Звонарев, В.Ф. Стрижов, А.Е. Киселев, А.С. Филиппов, Н.И. Дробышевский, К.С. Долганов, Е.В. Моисеенко. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС. Выпуск 30. Реакторные установки ВВЭР, 2011.

14 M. Fisher. Main features of the EPR melt retention concept. OECD Workshop on exVessel debris coolability. Karlsruhe, 1993.

15 Сидоров А.С. Устройство локализации расплава Тяньваньской АЭС с ВВЭРТеплоэнергетика. 2001. №9. С. 8-13.

16 Результаты оценки технической возможности внедрения системы наружного охлаждения корпуса реактора на действующих АЭС с ВВЭР-440. С.И. Пантюшин, Д.Л.

Гаспаров, С.И. Асадский, Д.О. Веселов, Р.М. Следков, И.А. Мозуль, Е.А. Фризен, С.В.Шмелев, А.Е. Четвериков, Н.В. Букин, М.А. Быков, М.П. Никитенко, В.Я. Беркович, А.П. Колеватых. 8-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия, 28-31 мая 2013 г.

17 Jiri Zdarek. THEINVESSELRETENTIONSTRATEGYFORTHEVVER 1000/320. 8-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия, 28-31 мая 2013 г.

9-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР»

ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия 19-22 мая 2015 г.

18 VVER steel corrosion during in-vessel retention of corium melt. S.V. Beshta, V.S.

Granovsky, V.B. Khabensky. The 3rd European Review Meeting on Severe Accident Research (ERMSAR-2008).

19 Мурадов Н.З., Получение концентрированного водорода термоконтактным методом. ВАНТ, сер. АВЭ и Т, 1987.

20 Бешта С.В. Кипение воды на поверхности расплава кориума в условиях тяжелой аварии ВВЭР. Теплоэнергетика, 1998, №11, с. 20-27.

21 Sehgal B. R. Nuclear Safety in Light Water Reactors.. Severe Accident

Похожие работы:

«50 1190 0101 Утвержден РУСБ.10015-01-УД ОПЕРАЦИОННАЯ СИСТЕМА СПЕЦИАЛЬНОГО НАЗНАЧЕНИЯ Подп. и дата "ASTRA LINUX SPECIAL EDITION" Руководство администратора. Часть 1 РУСБ.10015-01 95 01-1 Листов 334 Взам. ин...»

«S/2001/1214 Организация Объединенных Наций Совет Безопасности Distr.: General 18 December 2001 Russian Original: English Письмо Временного Поверенного в делах Постоянного представительства Зимбабве при Организации Объединенных Наций от...»

«МЕТОДИЧЕСКИЕ МАТЕРИАЛЫ ПО ПРИВЛЕЧЕНИЮ И ОРГАНИЗАЦИИ ДОБРОВОЛЬЦЕВ И ДОБРОВОЛЬЧЕСКИХ ОРГАНИЗАЦИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫМИ И МУНИЦИПАЛЬНЫМИ УЧРЕЖДЕНИЯМИ Оглавление 1. Область применения 2. Цели, задачи и формы добровольного труда, задачи организации добровольного труда. 3  3. Планирование добровольных работ в...»

«Руководство пользователя EXPLAY Summer EXPLAY Summer Цифровой мультимедиаплеер Руководство пользователя Руководство пользователя EXPLAY Summer Оглавление Введение. Комплект поставки. Глава 1. Обзор плеера и его основных функ...»

«Ю. П. Селевко (Харьков) Формы и виды досуга римлянок в эпоху Поздней Республики (III—I вв. до н. э.) У частие в управлении делами общины, защита отечества и обработка земли считались наиболее достойными за...»

«Галина Дмитриевна Гончарова Полудемон. Месть принцессы Серия "Колдовские миры" Серия "Полудемон", книга 1 Текст предоставлен издательством http://www.litres.ru/pages/biblio_book/?art=18922312 Полудемон. Месть принцессы: Э; Москва; 2016 ISBN 978-5-699-88805-4 Аннотация Ее предали. Брос...»

«Business Russian with Anna A. Sharogradskaya (Part 1) Интервью с Анной Аркадьевной Шароградской, директором Института региональной прессы (ранее Российско-Американского Информационного Пресс-Центра (Россия). Вопрос 1: В своём недавнем выступлении "Крик души" Михаил Жв...»

«ТЕРРИТОРИАЛЬНАЯ ИЗБИРАТЕЛЬНАЯ КОМИССИЯ ГОРОДА ВОТКИНСКА ПОСТАНОВЛЕНИЕ 18 сентября 2015 года № 169.4 город Воткинск Об определении общих результатов выборов депутатов Воткинской городской Думы шестого созыва 13 сентября 2015 года проведены выборы депутатов Воткинской...»

«Все права защищены Ни одна из частей данного документа не может быть воспроизведена или передана по каналам связи в любой форме и любыми способами без предварительного письменного согласия компании ОАО "МТС". Торговые марки МТС и другие торговые марки компа...»








 
2017 www.kn.lib-i.ru - «Бесплатная электронная библиотека - различные ресурсы»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.