80172

Снятие АЭС с эксплуатации

Лекция

Энергетика

Основные термины и определения Термин Определение Прекращение эксплуатации Заключительный этап эксплуатации энергоблока который реализуется после принятия решения о снятии его с эксплуатации а также в течение которого он приводится к состоянию когда ядерное топливо отсутствует на его территории или находясь в пределах этой территории размещено только в хранилищах отработавшего ядерного топлива предназначенных для долгосрочного безопасного хранения Окончательное закрытие Этап снятия энергоблока с эксплуатации в течение...

Русский

2015-02-16

576 KB

9 чел.

                                                                                                  «УТВЕРЖДАЮ»

                                                                                                Заведующий кафедрой

                                          Эксплуатации  и ФЗ ЯЭУ                                                                                                                                                                                                                                                                

                                             В.А. Кирияченко

     «__»____________20__ г.

Лекция  № 28

Тема: Снятие АЭС с эксплуатации

План лекции

                                                                                                                

1. Вводная часть                      5 мин.

2. Основная часть:  

2.1. Варианты и этапы работ, которые проводятся на энергоблоке,

 остановленном в связи с окончанием проектного срока

 службы.                                                                                                              25 мин.                                                                                     

2.2. Техническая возможность снятия АЭС с эксплуатации.               25 мин.

2.3. Безопасность АЭС, снимаемой с эксплуатации.                            20 мин.                                                     

3.   Заключительная часть.                5 мин.

Задание на самостоятельное изучение материала – 4 часа.

Комплексная программа организационно-технических мероприятий по продлению срока эксплуатации АЭС Украины (на период 2003-2010 гг.).

В результате изучения материала лекции студенты должны:

а) знать:

- этапы работ, проводимых при снятие ЭБ с эксплуатации;

- действия персонала при снятие ЭБ с эксплуатаци;

б) уметь определять техническую возможность снятия АЭС с эксплуатации;

в) быть ознакомленными с основной нормативной документацией по снятию АЭС с эксплуатации.

Литература

1. Общие положения по обеспечению безопасности АС (ОПБУ – 2000)    НП зо6. 1. 02/1.034 – 2000.

2. Иванов В.А. «Эксплуатация АЭС» Энергоатомиздат, 1994.

3. Острейковский В.А. «Эксплуатация АС» Энергоатомиздат, 1999.


Вводная часть

В соответствии с проектом срок службы энергоблока определен – 30 лет.

Целью безопасности при снятии энергоблока с эксплуатации является защита персонала, населения и окружающей среды от вредного воздействия ионизирующих излучений, а также защита будущих поколений. Снятие энергоблока с эксплуатации осуществляется с целью исключения возможности дальнейшего использования данной установки в целях, для которых она была сооружена, а также корректировки ограничений на использование данной территории.

Для получения отдельного разрешения на реализацию каждого этапа, эксплуатирующая организация должна представить в Минэкобезопасность такие документы:

- программу реализации этапа снятия энергоблока с эксплуатации

- отчет по анализу безопасности

- технический регламент снятия энергоблока с эксплуатации.

После останова энергоблока в связи с истечением проектного срока службы дальнейшая судьба энергоблока, т.е. выбор варианта организационно-технических мероприятий, которые должны быть выполнены на нем, зависит от множества факторов, основными из которых являются:

- состояние оборудования, конструкций, зданий и сооружений энергоблока, выявляемое специальной ревизией, определяющей техническую возможность и экономическую целесообразность продления срока службы отдельных систем и составных частей энергоблока, что, в свою очередь, зависит от прогресса в области технологии проведения радиационно-опасных работ;

- потребность местной и региональной энергосистем в сохранении источников тепловой и электрической энергии;

- наличие альтернативных площадок для размещения замещающей мощности;

- необходимость использования зданий, сооружений или территории остановленного энергоблока для иных целей, связанных с потребностью отрасли или региона;

- социально-экологическая ситуация в регионе и стране, промышленная готовность методов получения энергии от альтернативных источников, изменения в топливно-энергетическом балансе, общественное мнение и т.д;

- требования нормативных документов

- финансовое обеспечение.

- опыт снятия энергоблока с эксплуатации.

Какой бы вариант ни был выбран на основании приведенных выше факторов в выполняемых для этой цели проектных материалах, минимальный срок между остановом энергоблока и завершением работ по снятию его с эксплуатации составит примерно 3 года, необходимых для выдержки отработавшего топлива перед его вывозом со станции.

Основная часть

1. Варианты и этапы работ, проводимых на энергоблоке, остановленном в связи с истечением проектного срока службы

Возможные варианты и этапы проведения работ на остановленном энергоблоке приведены на рисунке 1.

Рис. 1 – Возможные варианты проведения работ на остановленном

энергоблоке

Термины и определения, используемые в схеме, приведены в таблице 1.

Таблица 1 – Основные термины и определения

Термин

Определение

Прекращение эксплуатации

Заключительный этап эксплуатации энергоблока, который реализуется после принятия решения о снятии его с эксплуатации, а также в течение которого он приводится к состоянию, когда ядерное топливо отсутствует на его территории или, находясь в пределах этой территории размещено только в хранилищах отработавшего ядерного топлива, предназначенных для долгосрочного безопасного хранения

Окончательное закрытие

Этап снятия энергоблока с эксплуатации, в течение которого он приводится в состояние, исключающее возможность использования данного энергоблока в целях, для которых он был сооружен

Консервация

Этап снятия энергоблока с эксплуатации, во время которого он приводится в состояние, которое соответствует безопасному хранению на протяжении определенного периода источников ионизирующих излучений, находящихся в нем

Выдержка

Этап снятия энергоблока с эксплуатации, на протяжении которого он находится в законсервированном виде, что соответствует безопасному хранению источников ионизирующих излучений, которые находятся в нем

Демонтаж

Этап снятия энергоблока с эксплуатации, во время которого источники ионизирующих излучений, которые находятся в нем, удаляются из установки или размещают на территории АЭС в хранилищах радиоактивных отходов

Продление срока службы (ПСС)

Процесс осуществления на остановленном блоке АЭС мероприятий, обеспечивающих использование его ядерно-генерирующей установки сверх назначенного срока службы

Техническое перевооружение

Этап ПСС, предусматривающий достижение на энергоблоке более высоких технико-экономических характеристик

Конверсия 1

Вариант ПСС, предусматривающий полное или частичное использование ядерной энергии вместо производства электроэнергии для других целей (АТЭЦ, ACT, радиационно-химическая установка)

Конверсия 2

Вариант СсЭ, предусматривающий использование блока АЭС без ядерно-генерирующей установки для других целей (ТЭС, ГРЭС, и т.п.)

Захоронение

Вариант СсЭ, при котором требуется создание дополнительных искусственных сооружений или систем, необходимых для безопасности блока

Ликвидация

Вариант СсЭ, характеризующийся доведением всех сооружений блока АЭС до требований общепромышленных санитарных норм

Из представленной схемы рис. 1 видно, что снятие с эксплуатации является только одним из двух основных, принципиально возможных вариантов работ на остановленном энергоблоке, причем явно менее предпочтительным, чем продление срока службы.

Принимая предложенную схему, следует иметь в виду следующие особенности:

- продолжительность каждого этапа и варианта может колебаться в очень больших пределах и имеет мало четких ограничений снизу и сверху

- продление срока службы и снятие с эксплуатации рассматривается как два равноправных варианта, однако в действительности СсЭ может считаться завершающей стадией любого варианта ПСС

- отдельные элементы ПСС и СсЭ могут присутствовать в составе других этапов и вариантов

Так, например, демонтаж оборудования, являясь непременным этапом СсЭ, может частично присутствовать в любом варианте ПСС. В международной практике принято рассматривать 3 стадии для снимаемых с эксплуатации энергоблоков АЭС:

СТАДИЯ 1 - выдержка под наблюдением.

На этой стадии санитарный барьер, ограничивающий распространение радиоактивности, сохраняется, как при эксплуатации, однако механические проходы через него закрыты и опечатаны. Оболочка закрыта и контролируется, как и ЯППУ.

СТАДИЯ 2 - частичное освобождение площадки.

На этой стадии санитарный барьер сокращается до минимума путем удаления легко демонтируемых элементов и укрепляется физическими методами. Биологическая защита при необходимости расширяется так, чтобы полностью окружить барьер. После дезактивации оболочка может быть изменена или удалена, если она больше не нужна для радиационной защиты. Доступ к зданию может быть разрешен. Нерадиоактивные здания и сооружения на площадке могут быть использованы для других целей.

СТАДИЯ 3 - неограниченное использование площадки. Все материалы, оборудование и части установки, все еще сохраняющие значительный уровень радиоактивности, удаляются. Установка и площадка освобождаются для неограниченного использования. Дальнейшего контроля не требуется.

Эти стадии строго не ограничиваются по последовательности и срокам (могут продлеваться на период 100 лет и более). Удлиненный срок часто является частью плана СсЭ, т.к. позволяет снизить уровень радиоактивности. Это сделает дезактивацию и демонтаж безопаснее и дешевле, снизит коллективную дозу персонала до минимума. Как видим, изложенная последовательность стадий при СсЭ в основном не противоречит рассмотренной выше схеме.

Окончательный выбор того или иного варианта продления срока службы или снятия с эксплуатации делается на основе технико-экономического обоснования.

2. Техническая возможность снятия АЭС с эксплуатации

В современном понимании процесс работ на энергоблоке, завершающийся его ликвидацией (как наиболее трудоемкий вариант СсЭ), состоит из следующих организационно-технических мероприятий:

- Разработка ТЭО снятия с эксплуатации (срок окончания - за 6-7 лет до останова).

- Первое комплексное обследование технического состояния систем и оборудования (срок окончания - за 6 лет до останова).

- Разработка проекта организации работ по снятию с эксплуатации (за 5 лет до останова).

- Принятие программы снятия с эксплуатации.

- Повторное комплексное обследование снимаемого с эксплуатации энергоблока (за 1 год до останова), установление календарного времени выдержки.

- Комплексная подготовка к СсЭ на этапе выдержки.

- Выгрузка топлива из активной зоны, удаление и вывоз свежего и отработавшего топлива с энергоблока.

- Удаление теплоносителя и радиоактивных отходов из помещений энергоблока и контуров установки.

- Подготовка систем и оборудования к работам по СсЭ (установка дополнительных вентиляционных и дренажных систем, расширение де- зактивационных участков и т.п.).

- Создание временных рабочих зон для демонтажных работ, разделки, транспортировки, переработки, упаковки демонтируемых элементов блока.

- Определение радиационной обстановки в помещениях и составление прогноза её изменения во времени.

- Обучение штатного персонала проведения работ по СсЭ, привлечение специализированного персонала.

- Разработка специального оборудования и оснастки.

- Комплексная подготовка к СсЭ на этапе консервации.

- Завершение разработки рабочей технологической документации на все этапы производства работ по СсЭ.

- Создание и испытание средств технологического оснащения для производства работ по СсЭ, специального оборудования и транспортных средств, средств защиты и т.д.

- Обеспечение АЭС комплектующими изделиями.

- Сооружение дополнительных хранилищ и могильников в соответствии с планируемым качеством, количеством и видом радиоактивных отходов при предстоящих работах по СсЭ либо на площадке АЭС (допустимых при конверсии 2 и захоронении энергоблока), либо за пределами территории станции при ликвидации блока).

- Подготовка транспортных средств и коммуникаций, разработка маршрутов транспортировки демонтированных элементов с блока АЭС.

- Обучение и аттестация персонала рациональному и безопасному проведению работ по СсЭ, планирование дополнительных затрат персонала и оптимизация его численности.

- Контроль радиационной обстановки и дезактивация помещений энергоблока после его расконсервации.

- Демонтаж оборудования, переработка в форму, удобную для последующего удаления.

- Упаковка и транспортировка демонтированных элементов оборудования из зданий и сооружений энергоблока.

- Сортировка отходов и конструктивных материалов и направление их на вторичное использование (ограниченное или неограниченное), переработку или захоронение.

- Демонтаж строительных конструкций зданий и сооружений, вывоз их с территории АЭС.

- Дезактивация территории, замещение грунта, установление сроков действия постэксплуатационной системы радиационного контроля.

- Доведение территории АЭС до требований общепромышленных санитарных норм народнохозяйственного землепользования.

Если из приведенного выше примерного перечня основных этапов работ по ликвидации атомной станции исключить чисто организационные мероприятия и разработку документации, то оставшийся перечень физически выполняемых на энергоблоке работ будет содержать ограниченный набор операций, полностью или частично уже осуществляющихся на тех или иных атомных станциях.

Решение проблемы снятия атомных станций с эксплуатации связано с оптимизацией большинства применяемых технологических процессов и созданием новых, более рациональных технологий с учетом масштабности работ с радиоактивными материалами, созданием специального оборудования и т.д., однако масштабность не ставит под сомнение принципиальную возможность технического решения проблемы снятия АЭС с эксплуатации.

В настоящее время ещё не решена проблема демонтажа и разрезка корпуса реактора, поэтому до решения этой проблемы, необходимо оставлять корпус в гермооболочке и при выполнении организационных мероприятий необходимо учитывать этот факт как реальную опасность для персонала и населения. Ко времени разработки проекта СсЭ возможно решение данной проблемы.

В связи с отсутствием проектных оценок по количеству радиоактивных отходов для отечественных АЭС с ВВЭР-1000, оценки по количеству радиоактивных отходов выполнены по аналогии с зарубежными АЭС аналогичных типов.

Большинство отходов, образующихся при СсЭ, являются низкоактивными, не выделяют тепло и могут быть упакованы без особых защит. Есть некоторое количество среднеактивных отходов, в основном от внутрикорпусных устройств. Обращение с ними такое же, как и при нормальной эксплуатации.

Объем отходов от СсЭ зависит от выбранного варианта снятия. Объем отходов может быть сокращен различными механическими, термическими или химическими методами. Они уже много лет применяются и совершенствуются. Дезактивация, применяемая для уменьшения дозы облучения персонала, одновременно сокращает объем отходов (конструктивных материалов) или понижает их активность. Повторная обработка дезактивированных материалов ещё больше сокращает объем отходов и превращает их повторно в используемые материалы.

Отходы от СсЭ, которые нужно отвердить, чтобы легко упаковать и транспортировать, подвергаются цементированию, сжиганию, выпариванию или обрабатываются другими связующими материалами. Большие по объему отходы разделяются или дробятся в более мелкие части. Все вышеуказанные методы не несут в себе каких-либо неразрешимых проблем и широко применяются под контролем имеющихся национальных и международных нормативов.

В настоящее время расширяются работы по созданию методов такой обработки загрязненных конструкционных материалов (в основном металла), которые позволяют возвращать в цикл полезного использования (ограниченного или неограниченного) значительную часть этих материалов.

Есть и практические результаты. Так, например, при СсЭ машзала АЭС Гундреминген, блок А (ФРГ) из общего количества металлических отходов в 3000 т только 50 т захоронены как радиоактивные. Остаток (2950) был вторично использован, в частности при изготовлении литых контейнеров для транспортировки отходов. Ко времени СсЭ блока указанные методы позволят и сократить количество захораниваемых отходов и снизить соответствующие затраты.

В настоящее время ещё не решена проблема демонтажа и разрезка корпуса реактора, поэтому до решения этой проблемы, необходимо оставлять корпус в гермооболочке и при выполнении организационных мероприятий необходимо учитывать этот факт как реальную опасность для персонала и населения. Ко времени разработки проекта СсЭ возможно решение данной проблемы.

В связи с отсутствием проектных оценок по количеству радиоактивных отходов для отечественных АЭС с ВВЭР-1000, оценки по количеству радиоактивных отходов выполнены по аналогии с зарубежными АЭС аналогичных типов.

Большинство отходов, образующихся при СсЭ, являются низкоактивными, не выделяют тепло и могут быть упакованы без особых защит. Есть некоторое количество среднеактивных отходов, в основном от внутрикорпусных устройств. Обращение с ними такое же, как и при нормальной эксплуатации.

Объем отходов от СсЭ зависит от выбранного варианта снятия. Объем отходов может быть сокращен различными механическими, термическими или химическими методами. Они уже много лет применяются и совершенствуются. Дезактивация, применяемая для уменьшения дозы облучения персонала, одновременно сокращает объем отходов (конструктивных материалов) или понижает их активность. Повторная обработка дезактивированных материалов ещё больше сокращает объем отходов и превращает их повторно в используемые материалы.

Отходы от СсЭ, которые нужно отвердить, чтобы легко упаковать и транспортировать, подвергаются цементированию, сжиганию, выпариванию или обрабатываются другими связующими материалами. Большие по объему отходы разделяются или дробятся в более мелкие части. Все вышеуказанные методы не несут в себе каких-либо неразрешимых проблем и широко применяются под контролем имеющихся национальных и международных нормативов.

В настоящее время расширяются работы по созданию методов такой обработки загрязненных конструкционных материалов (в основном металла), которые позволяют возвращать в цикл полезного использования (ограниченного или неограниченного) значительную часть этих материалов.

Есть и практические результаты. Так, например, при СсЭ машзала АЭС Гундреминген, блок А (ФРГ) из общего количества металлических отходов в 3000 т только 50 т захоронены как радиоактивные. Остаток (2950) был вторично использован, в частности при изготовлении литых контейнеров для транспортировки отходов. Ко времени СсЭ блока указанные методы позволят и сократить количество захораниваемых отходов и снизить соответствующие затраты.

Страна

Тип и

4x515

1200

800

900

1000

1000

1000

мощ

PHWR

PWR

BWR

PWR

BWR

PWR

BWR

ность

АЭС

(МВт э)

Отходы

за

25 лет

6,9-27,5

6,1-11

6-20

6,3

7,5

21,7

40

эксплуа

тации

Отходы

отСсЭ

(непо-

10

6,9

12,4

7

15

15,2

16,3

средст-

ве-нно в

стадию

3)

Сум

марные

отходы

(от экс

16,9-37,5

13-17,9

18,4-32,4

13,3

22,5

36,9

56,3

плуата

ции и

СсЭ)

Доля от

ходов от

СсЭ в

суммар

0,3-0,6

0,4-0,5

0,4-0,7

0,5

0,7

0,4

0,3

ных от

ходах

3. Безопасность атомной станции, снимаемой с эксплуатации

Предметом настоящего раздела является анализ безопасности АЭС с момента останова до завершения работ по снятию с эксплуатации. Первый этап - плановый останов энергоблока.

Следующим этапом (в пределах 10 суток) является выгрузка отработавшего топлива из реактора в бассейн выдержки. Это еще более повышает ядерную безопасность, т.к. в еще большей степени снижает перечень возможных ядерноопасных ситуаций.

Режим хранения отработавшего топлива в бассейне должен продолжаться до 3 -5 лет, до тех пор, пока остаточное тепловыделение отработавших кассет не снизится до значений, допускающих их вывоз в сухое контейнерное хранилище отработавшего ядерного топлива (СХОЯТ) либо вывоз со станции в имеющихся транспортных средствах, обеспечивающих безопасную транспортировку топлива до долговременного хранилища или завода регенерации.

Имеется отдельная программа по разгрузке и снятию с эксплуатации контейнеров ВКХ-ВВЭР (2-я версия, г. Харьков, ноябрь 1997 г.). Вопросы безопасности для этих этапов рассмотрены в главах 3 и 5. После вывоза со станции отработавшего топлива ядерная опасность полностью исчезает, а радиационная безопасность обеспечивается строгим выполнением действующих норм.

Радиоактивные материалы и конструкции, входящие в состав снимаемого с эксплуатации объекта, создают, безусловно, дополнительные проблемы, но они не являются неразрешимыми.

Большая часть АЭС (около 85%) вообще не активируется при эксплуатации и может быть демонтирована и удалена обычными методами. Более того, почти вся радиоактивность (99%) содержится в отработавшем топливе и эксплуатационных отходах. Топливо же удаляется со станции до начала работ по СсЭ.

Подробное описание оборудования, применяющегося для осуществления дезактивации и демонтажа элементов АЭС, а также соответствующих способов производства работ, является предметом проекта СсЭ и в настоящем разделе не содержится.

Система контроля радиационной обстановки преобразуется и существует в необходимом объеме вплоть до окончания работ по СсЭ. Системы, обеспечивающие радиационную безопасность персонала станции, сохраняются, а в период непосредственного производства работ по СсЭ дополняются специальными системами (вентиляция, дезактивация, робототехника, индивидуальные средства защиты и т.п.). Подробное описание действующих в период СсЭ систем безопасности также является предметом собственно проекта снятия. Для обеспечения безопасности эксплуатирующая организация должна разработать программу радиационной защиты, в которой должны быть отражены вопросы:

- удержание уровня облучения персонала и населения в допустимых пределах;

- деление помещений установки на зоны и уточнение характеристик этих зон в процессе работ по СсЭ;

- расчет прогнозируемых оценок доз облучения персонала;

- разработка и обоснование системы ограничения доз, как основания для планирования технических и организационных решений по радиационной защите;

- выбор средств для уменьшения радиационной нагрузки на персонал во время проведения мероприятий по снятию установки из эксплуатации;

- установление требований и критериев обеспечения качества в части радиационной защиты;

- определение перечня контрольно-измерительных приборов и устройств для обеспечения дозиметрического контроля и безопасности персонала;

- дозиметрический контроль и обследование площадки установки;

- радиационный контроль окружающей среды;

- дезактивацию устройств и конструкций;

- контроль за обращением с радиоактивными отходами в соответствии с действующими правилами.

Что касается окружающего населения, то для него в период выдержки и на последующих этапах СсЭ опасность атомной станции, как источника радиационной опасности резко снижается. Потенциальная опасность возникает только при транспортировке демонтируемых элементов блока и радиоактивных отходов со станции.

По данным МАГАТЭ относительный вклад от различных источников в суммарное годовое облучение отдельного человека в среднем составляет:

- 70% – от естественного фона;

- 29% – от медицинского обслуживания;

- 0,3% – от испытания ядерного оружия;

- 0,06% – от выполнения профессиональных обязанностей;

- 0,006% – от производства ядерной энергии. Мировой опыт показывает, что облучение персонала при СсЭ не выше, чем при выполнении традиционных обязанностей во время эксплуатации.

Таким образом, можно считать, что безопасность станции на любом этапе СсЭ не ниже, чем безопасность действующей АЭС, а существующие в настоящее время технические средства, квалификация персонала

Лекцию разработал

доцент кафедры Эксплуатации и ФЗ ЯЭУ                            В.Н. Петрыкин


 

А также другие работы, которые могут Вас заинтересовать

6589. Ценности человеческого существования. Человек в системе мира. Человек и Космос 26.73 KB
  Ценности человеческого существования. Учение о ценностях. Проблема жизни и смерти. Человек в системе мира. Человек и Космос. Человек чуть ли не постоянно находится в состоянии поиска ответа на знаменитый вопрос Сократа: Что есть благо...
6590. Свобода и ответственность личности. Бегство от свободы и вседозволенность 30.91 KB
  Свобода и ответственность личности. Свободен ли человек? Проблема выбора. Бегство от свободы. Вседозволенность. Свобода - нравственный императив. Свобода - одно из важнейших понятий философии. О свободе (независимости и самостоятельн...
6591. Сознание и познание. Познание, истина, практика 34.34 KB
  Сознание и познание Сущность и возникновение сознания. Познание, истина, практика. Сознание существует как субъективная реальность, как идеальное, оно проявляет себя как отношение к действительности, но в то же время - оно есть реальное дело, к...
6592. Наука и ее роль в жизни общества. Функции, особенности и методы научного познания 29.91 KB
  Наука и ее роль в жизни общества Функции, особенности и методы научного познания. Стадии и уровни научного познания. НТР и моральные проблемы. Наука - это особая сфера человеческой деятельности, направленная на добывание, осмысление, системати...
6593. Человек и общество. Общество как процесс. Человек и история. 36.58 KB
  Человек и общество. Общество как система. Общество как процесс. Человек и история. Общество - система деятельности и жизни людей, объединенных территорией проживания, эпохой, историей, традициями и культурой. Основное предназначение обще...
6594. Духовная жизнь общества. Общественное сознание 30.87 KB
  Духовная жизнь общества. Общественное сознание. Основные формы духовной жизни общества. Общественное сознание и его формы. Основными формами духовной жизни общества принято считать мораль, право, религию, науку, искусство. Мораль - это...
6595. Человек и культура. Культура и цивилизация 33.62 KB
  Человек и культура. Культура и цивилизация. Структура культуры. Функции культуры. Культура и цивилизация. Культура делится на различные типы, виды, формы. Внутренняя структура культуры содержит два слоя: материальную и духовную культ...
6596. Человек и религия. Понятие, формы и функции религии. Мировые религии 39.4 KB
  Человек и религия Понятие, формы и функции религии. Мировые религии. Религия (religio - святость, благочестие) - совокупность представлений, мировоззрение и мироощущение определяемое верой в существование Бога, богов. Содержание ре...
6597. Словарь терминов по философии 48.88 KB
  Словарь терминов по философии Абсолют (от лат. absolutus - безусловный, неограниченный) - в философии и религии безусловное, совершенное начало бытия, свободное от каких либо условий (Бог, абсолютная личность). Абстракция (от лат. abstract...