Волгодонский инженерно-технический институт – филиал Национального исследовательского
ядерного университета «МИФИ», Волгодонск, Ростовская обл.

1. Былкин, Б.К. и др. Радиационная безопасность демонтажа при снятии с эксплуатации АЭС [Текст] / Б.К. Былкин, С.Г. Цыпин, А.А. Хрулев // Атомная техника за рубежом. – 1995. – №5. – С. 9–22.
2. Берела, А.И. и др. Разработка технологических процессов демонтажа оборудования при выводе из эксплуатации атомных станций [Текст] / А.И. Берела, А.Г. Федотов, С.А. Томилин, Б.К. Былкин // Инженерный вестник Дона. – 2013. – Т. 25. – №2(25). С. 64. – Режим доступа: URL: ivdon.ru/magazine/archive/n2y2013/1734. – 22.02.2015.
3. Берела, А.И. и др. Анализ и представление среды действия в системе проектирования технологии демонтажа оборудования при выводе из эксплуатации блока АЭС [Текст] / А.И. Берела, Б.К. Былкин, С.А. Томилин, А.Г. Федотов // Глобальная ядерная безопасность. – 2014. –  №1(10). – С. 25–31.
4. Берела, А.И. и др. Оптимизационные аспекты проектирования технологического процесса демонтажа оборудования при выводе из эксплуатации блоков атомных станций [Текст] / А.И. Берела, Б.К. Былкин, В.А. Шапошников // Тяжелое машиностроение. – 2004. – №6. – С. 9–14.
5. Берела, А.И. и др. Выбор значений параметров технологического процесса демонтажа оборудования блоков АЭС, выводимых из эксплуатации [Текст] А.И. Берела, Б.К. Былкин, С.А. Томилин, А.Г. Федотов // Глобальная ядерная безопасность. – 2013. –  №3(8). – С. 60–64.
6. Берела, А.И. и др. Адаптация технологии демонтажа оборудования выводимых из эксплуатации блоков АЭС к требованиям радиационной безопасности [Текст] / А.И. Берела, Б.К. Былкин, С.А. Томилин, А.Г. Федотов // Инженерный вестник Дона.  – 2014. – Т. 29. – №2. – С. 98. – Режим доступа: URL: ivdon.ru/ru/magazine/archive/n2y2014/2416 – 22.02.2015.
7. Способ герметизации внутреннего пространства канального графитоводяного ядерного реактора и устройство для его осуществления: пат. 2264667 Рос. Федерация: МПК7 G21C 13/00, 13/10, 19/00, 19/20 / А. И. Берела [и др.].  – Заявл. 02.10.2003; опубл. 20.11.2005,  Бюл. № 3.
8. Берела, А.И. и др. Технологическое оборудование для герметизации реакторного пространства блоков первой очереди Белоярской АЭС [Текст] / А.И. Берела, Б.К. Былкин, Ю.А. Этинген // Тяжелое машиностроение. – 2006. – №9. – С. 10–13.
9. Берела, А.И. и др. Реализация процедур обеспечения радиационной безопасности в технологических процессах демонтажа оборудования при выводе блоков АЭС из эксплуатации [Текст] / А.И. Берела, С.А. Томилин, А.Г. Федотов // Инженерный вестник Дона. – 2015. – №1. – Режим доступа: URL: ivdon.ru/ru/magazine/archive/n1y2015/2766 – 22.02.2015.
10. Берела, А.И. и др. Технологическое оборудование, применяемое в работах по выводу из эксплуатации блоков АЭС [Текст] А.И. Берела, А.Г. Федотов, С.А. Томилин // Глобальная ядерная безопасность. – 2013. – №1(6). – С. 58–66.
11. Берела, А.И. и др. Образовательный модуль для подготовки специалистов по производству демонтажных работ при выводе из эксплуатации блоков АЭС [Текст] / А.И. Берела, С.А. Томилин, А.Г. Федотов, И.А. Якубенко // Глобальная ядерная безопасность. – 2014. – №2(11). – С. 111–119.
12. Берела, А.И. и др. Разработка образовательного модуля для подготовки специалистов по выводу из эксплуатации блоков АЭС [Текст] / А.И. Берела, С.А. Томилин, А.Г. Федотов, И.А. Якубенко // Безопасность ядерной энергетики. – Волгодонск: ВИТИ НИЯУ МИФИ, 2014. – С. 39-40.
13. Ishikawa M. et al. Reactor decommissioning in Japan: Philosophy and first programme. – «N power performance and safety. Conference proceedings. Vienna, 28 September – 2 october 1987, v. 5. Nuclear Fuel Cycle». IAEA, Vienna. 1988. P. 121–124.