proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Авторские права
  Агентство  ПРоАтом. 27 лет с атомной отраслью!              
Навигация
· Главная
· Все темы сайта
· Каталог поставщиков
· Контакты
· Наш архив
· Обратная связь
· Опросы
· Поиск по сайту
· Продукты и расценки
· Самое популярное
· Ссылки
· Форум
Журнал
Журнал Атомная стратегия
Подписка на электронную версию
Журнал Атомная стратегия
Атомные Блоги





PRo IT
Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС

Вышла в свет книга Б.И.Нигматулина и В.А.Пивоварова «Реакторы с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. История трагедии и фарса». Подробнее 
PRo Погоду

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия»
и сайта proatom.ru.
E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.
Время и Судьбы

[10/10/2005]     Особенности ликвидации хранилищ бетонированных высокоактивных РАО

В.Г.Волков, Г.Г.Городецкий, Ю.А.Зверков, А.В.Лемус, О.П.Иванов, С.Г.Семенов, А.В.Чесноков, А.Д.Шиша, ФГУ РНЦ «Курчатовский институт», Москва, Россия

Введение

К середине 2004 года в рамках работ по проекту "Реабилитация" на территории РНЦ "Курчатовский институт" были последовательно ликвидированы семь из десяти старых хранилищ радиоактивных отходов, прослуживших более тридцати лет [1,2]. Указанные хранилища были сооружены в период создания ядерного оружия и становления атомной энергетики. Хранилища содержали низко- и среднеактивные отходы в доступной для извлечения форме. В результате проведения реабилитационных работ с территории Института на полигон специализированного предприятия МосНПО "Радон" удалено свыше 1200 кубических метров отходов.

Летом 2004 года были начаты работы по извлечению отходов и ликвидации старых хранилищ № 6 и № 4, которые, согласно архивным данным, содержали высокоактивные отходы, омоноличеные бетонным раствором.

При проведении реабилитационных работ на старых хранилищах уже возникали ситуации, связанные с присутствием в них фрагментов высокоактивных отходов, что требовало внесения соответствующих изменений в технологию проведения работ, в частности, организации дополнительной теневой радиационной защиты для улучшения радиационной обстановки. Впервые необходимость создания защитных радиационных сооружений возникла при ликвидации старых хранилищ № 3 и № 11, для которых в процессе работ в качестве теневой защиты были использованы железобетонные плиты, установленные прямо на стены этих хранилищ при проведении работ. При извлечении отходов плиты частично раздвигались, и работы велись через вскрытую часть, что существенно снижало поток фотонов ионизирующего излучения, проникающих в околоземное пространство.

Присутствие высокоактивных отходов в хранилищах № 6 и № 4 потребовало предварительного всестороннего планирования работ по их ликвидации, включая расчетные оценки возможных изменений радиационной обстановки вблизи этих хранилищ, связанных с их вскрытием и проведением работ по извлечению и удалению высокоактивных отходов, и рассмотрения вопроса о целесообразности сооружения дополнительной радиационной защиты вокруг них. Необходимость указанных расчетных оценок была также обусловлена особенностью размещения этих хранилищ в непосредственной близости от режимного периметра Института.

Варианты теневой радиационной защиты хранилищ № 6 и № 4

Основные конструктивные особенности хранилищ № 6 и № 4, включая характеристики содержащихся в них радиоактивных отходов, приведены в таблице. Расчетные оценки радиационной обстановки были выполнены для нескольких вариантов сооружения дополнительной радиационной защиты с учетом особенностей размещения хранилищ, геометрических размеров их вскрываемых емкостей, а также примерных соотношений удельных активностей основных дозообразующих радионуклидов 60Со и 137Сs, присутствующих в отходах. Расчеты распределения мощности эквивалентной дозы гамма–излучения (МЭД ГИ) были проведены методом Монте-Карло, при этом учитывались процессы многократного рассеяния фотонов в воздухе, в веществе радиоактивных отходов и в материале конструкции радиационной защиты [3].



Следует отметить, что в расчетах изначально задавалась не поверхностная активность источников гамма–излучения, присутствующих в хранилище, а величина МЭД ГИ, создаваемая отходами на высоте 1 м от вскрываемой части емкости хранилища. Известно, что при равномерном распределения активности по глубине источника гамма–излучения, основным дозообразующим слоем, вносящим вклад в величину МЭД ГИ, будет являться слой отходов толщиной в три длины свободного пробега фотонов. С учетом этого плотность активности 137Сs и 60Со в верхней слое отходов в хранилище выбиралась из предположения, что на высоте 1 м над вскрытой частью хранилища указанный слой отходов создает МЭД ГИ, равную по величине 0,01 мЗв/ч (1 мР/ч). В этом случае при неизменной геометрии среды и пространственном распределении активности источников гамма–излучения изменение абсолютного значения плотности активности в раз будет приводить к такому же изменению характеристик поля гамма–излучения во всех точках пространства, то есть МЭД ГИ, как интегральная характеристика поля излучения, также изменится в k раз. Таким образом, задание значения МЭД ГИ на высоте 1 м от вскрытой емкости хранилища, является неявной формой определения плотности активности источника, которая априори неизвестна.

Если при вскрытии емкости хранилища окажется, что измеренное значение МЭД ГИ на высоте 1 м над его поверхностью будет составлять мЗв/ч (мР/ч), то полученные расчетные значения МЭД ГИ во всех точках пространства необходимо изменить в раз. Расчетный анализ различных конструкций радиационной защиты показал, что наиболее оптимальной конструкцией при вскрытии и извлечении отходов из хранилища № 6, будет являться трубный накат, установленный на опору из железобетонных блоков (рис. 1),что обусловлено большими геометрическими размерами этого хранилища.

Указанный трубный накат собирается из труб с диаметром 320-470 мм и толщиной трубных стенок порядка 10 мм. При этом, в случае необходимости дополнительного улучшения радиационной обстановки, имеется возможность заполнения труб водой. Однако предварительное частичное вскрытие хранилища № 6 показало, что отходы в нем в основном присутствуют только слабоактивные отходы, которые не омоноличены. По этой причине в дальнейшем при проведении работ по ликвидации этого хранилища от сооружения описанной выше радиационной защиты отказались.



Рис. 1. Конструкция теневой радиационной защиты для хранилища № 6.

Принципиально другая ситуация сложилась при подготовке к ликвидации хранилища № 4,поскольку результаты проведенной радиационной разведки подтвердили архивные данные о присутствии в нем высокоактивных отходов, что потребовало для проведения работ организации дополнительной радиационной защиты.

В качестве радиационной защиты была предложена конструкция внешнего перекрытия хранилища, образованная 6-ти метровыми дорожными плитами толщиной 20 см, установленными на внешние опорные стенки, собранными из фундаментных блоков с размерами 600х600х2400 мм, укрепленных для обеспечения жесткости металлическими фермами (рис. 2).



Рис. 2. Внешний вид радиационной защиты на хранилище № 4.

Выполненные расчетные оценки радиационной обстановки вблизи хранилища при его вскрытии и извлечении отходов показали, что сооружение подобной конструкции радиационной защиты обеспечивает распределение МЭД ГИ на территории, прилегающей к хранилищу с внешней стороны режимного периметра площадки размещения старых хранилищ, на уровне значений, не превышающих установленных нормативами.

С учетом результатов расчетных оценок был уточнен выбор используемых конструкционных материалов, спроектирована и вокруг емкости хранилища № 4 сооружена радиационная защита описанной конструкции.

Для защиты территории площадки старых хранилищ от гамма-излучения, обеспечения доступа робототехнических средств к разрушаемому монолиту массива отходов и проведения работ по измерению и упаковке извлеченных фрагментов отходов на выходе сооружения радиационной защиты был организован лабиринт.

В дальнейшем все технологические операции по извлечению и обращению с высокоактивными отходами, включая их сортировку и упаковку в транспортные контейнеры, производились внутри сооружения радиационной защиты.

Контейнеры для высокоактивных отходов и технология их упаковки

Для упаковки и транспортировки высокоактивных отходов была разработана специальная конструкция металлического контейнера, включающая бетонный защитный вкладыш, обеспечивающий возможность размещения таких отходов в контейнер.

Требуемая толщина бетонного вкладыша была определена на основе оцененных удельных активностей отходов и их изотопного состава. В расчетных оценках было учтено, что основными гамма–излучающими радионуклидами являются 60Со и 137Сs. Это было подтверждено радиохимическим и спектрометрическим анализом проб отходов, отобранных из хранилища, показавшим, что соотношение удельных активностей 60Со и 137Сs варьирует в диапазоне от 1:10 до 1:1.5, а активность других радионуклидов, таких как 241Am, 154Eu и 152Eu, меньше на 2-3 порядка.

По результатам расчетов для упаковки высокоактивных отходов в металлические контейнеры была определена необходимая толщина бетонных вкладышей, равная 250 мм.

В соответствии с разработанной технологией высокоактивные отходы или их фрагменты размещались внутри бетонного вкладыша и засыпались низко- или среднеактивными отходами. После этого бетонный вкладыш накрывался бетонной крышкой также толщиной 250 мм, и контейнеры удалялись из-под сооружения радиационной защиты на специальную площадку, где поверх крышки заливались жидким бетоном для полной герметизации отходов в контейнере.

Технологии извлечения, сортировки и размещения отходов в контейнеры

При проведении работ по извлечению отходов из старых хранилищ применялась традиционная строительная техника на колесном и гусеничном шасси, а также робототехнические средства "Брокк-110" и "Брокк-330" шведского производства.

Низкоактивные отходы извлекались с помощью экскаваторов, оснащенных ковшом или грейферным захватом. При этом все кабины используемой строительной техники и механизмов были оборудованы свинцовыми листами и свинцовыми стеклами для защиты операторов от ионизирующего излучения. Кроме того, внутри сооружения радиационной защиты устанавливались цветные видеокамеры наблюдения, сигнал от которых выводился на мониторы, расположенные в кабинах экскаваторов.

Среднеактивные отходы и фрагменты высокоактивных отходов извлекались с помощью робототехнических средств. Робототехнические средства, для проведения работ по фрагментации, сортировке и загрузке отходов в контейнеры, имели широкий набор требуемого навесного оборудования, включающий погрузочный ковш, грейферный ковш, гидромолот и гидроножницы.

Для оповещения персонала о радиационной опасности зоны проведения работ были оборудованы пороговыми коллимированными детекторами, которые в случае превышения установленного контрольного уровня мощности гамма-излучения подавали звуковой и световой сигналы.

В процессе извлечения отходов из секций хранилища № 4 вскрывалась одна или две плиты верхнего перекрытия радиационной защиты. С помощью оснащенного гидромолотом экскаватора, устанавливаемого сверху верхнего перекрытия радиационной защиты хранилища, осуществлялось постепенное разрушение бетонной матрицы отходов в хранилище.

Фрагменты разрушенного массива отходов, содержащие низко- и среднеактивные отходы и бетонный скол, извлекались из-под конструкции радиационной защиты с помощью экскаватора, оснащенного грейфером, и помещались в металлические или железобетонные контейнеры. Выбор типа контейнера для загрузки отходов производился по результатам измерений, выполняемых коллимированным пороговым детектором, установленным на верхнем срезе сооружения радиационной защиты.

Выявление в разрушенном бетонном массиве пеналов с высокоактивными отходами или фрагментов высокоактивных отходов производилось с помощью гамма визора [4], сигнал которого выводился на монитор оператора (рис. 3). В случае обнаружения пеналов или фрагментов высокоактивных отходов верхнее перекрытие радиационной защиты полностью восстанавливалось, и работы по извлечению, измерению и упаковке высокоактивных отходов выполнялись внутри конструкции радиационной защиты с помощью робототехнических средств, то есть осуществлялись без присутствия персонала в рабочих зонах с высокими радиационными полями.

Робототехнические средства производили разрушение остатков бетонной матрицы отходов, захватывали выявленные пеналы с высокоактивными отходами или их фрагменты и удаляли их на специальный участок сортировки, организованный внутри сооружения радиационной защиты. При извлечении из хранилища № 4 пеналов с высокоактивными отходами и их фрагментов робототехнические средства управлялись дистанционно с помощью разработанной системы, включающей видеокамеры и гамма визор.

Робототехнические средства, работая внутри теневой радиационной защиты, производили все операции по извлечению, резке и упаковке этих отходов в контейнеры (рис. 4). При этом наведение робототехнических средств на высокоактивные источники, их извлечение, фрагментация и упаковка в контейнер осуществлялись по экрану монитора гамма визора (рис. 5).



Рис. 3. Изображение экрана гамма визора при появлении в массиве отходов интенсивных источников фотонного ионизирующего излучения.



Рис. 4. Момент извлечения пенала с высокоактивными отходами робототехническим средством "Брокк-110".



Рис. 5. Изображение гамма визора в момент удаления робототехническим средством высокоактивного источника гамма–излучения.

Перед удалением контейнеров, загруженных отходами, с площадки старых хранилищ вновь контролировались значения МЭД ГИ вблизи контейнеров, которые, согласно нормативным требованиям, на поверхности контейнеров не должны превышать 2,0 мЗв/ч, а на расстоянии 1,0 м от контейнера – 0,1 мЗв/ч.

Контроль радиационной обстановки при обращении с отходами

К середине 2005 года суммарный объем отходов, извлеченных из старых хранилищ, помещенных в контейнеры и подготовленных к удалению на полигон МосНПО "Радон",составил 420 кубических метров, однако динамика удаления контейнеров с отходами с территории Института, по разным причинам, в значительной мере отставала от темпов извлечения отходов.

По этой причине заполненные отходами контейнеры складировались и временно хранились на специально оборудованных накопительных площадках, что требовало периодической ревизии их технического состояния и контроля радиационной обстановки на всей территории площадки старых хранилищ.

Все работы по обращению с отходами выполнялись при постоянном радиационном контроле, который включал измерения активности отходов, загружаемых в контейнеры, непрерывный дозиметрический контроль в зонах проведения работ, индивидуальный дозиметрический контроль персонала и контроль объемной активности радионуклидов в воздухе рабочих зон.

Активность загруженных в контейнеры отходов измерялась спектрометрическим и токовым коллимированными детекторами, с последующей обработкой результатов по специально разработанным программам, учитывающими геометрию контейнеров, толщину и материал стенки контейнеров, плотность заполнения контейнеров отходами, соотношение активностей основных радионуклидов 60Со и 137Сs, присутствующих в отходах [5]. Указанные измерения проводились по аттестованным методикам, а используемые для измерений удельной активности отходов коллимированные детекторы были сертифицированы.

Все дозиметрические приборы индивидуального контроля и непрерывного дозиметрического контроля имели номера российской государственной регистрации и были внесены в реестр средств измерений.

Спектрометрические и радиометрические измерения отбираемых проб отходов, почвы, грунтовых вод и воздуха, проводимые в лабораторных условиях, выполнялись сертифицированными средствами измерений по аттестованным методикам.

Помимо рабочих зон, радиационная обстановка контролировалась на территории площадки старых хранилищ в целом. При проведении работ на хранилище № 4 контроль радиационной обстановки в рабочих зонах и на территории площадки в целом осуществлялся с помощью двух гамма-локаторов, производивших измерения потока фотонов ионизирующего излучения с учетом его спектральных характеристик [6,7].

С помощью одного гамма локатора осуществлялся непрерывный контроль изменения радиационной обстановки в рабочих зонах на хранилище № 4, при этом данные измерений по Интернет-линии выводились на экран персонального компьютера (рис. 6). Второй гамма-локатор производил сканирование всей территории площадки старых хранилищ, и измерял спектры гамма-излучения от отдельных ее участков (рис. 7). Измеренные в точке расположения гамма-локаторов значения потока фотонов нормировались на величину МЭД ГИ, измеренную интегральным дозиметром, установленным на поворотном устройстве одного из гамма локаторов.

В дальнейшем на основе полученных распределений потока фотонов рассчитывались значения МЭД ГИ во всех точках сканированного пространства, которые представлялись в виде цветовой палитры, накладываемой на координатное изображение сканируемого объекта.

Кроме контроля радиационной обстановки, с помощью сети наблюдательных скважин, расположенных на площадке старых хранилищ и на прилегающей к ней территории, осуществлялся контроль активности подземных грунтовых вод.



Рис. 6. Изображение экрана гамма-локатора при ликвидации хранилища № 4.



Рис. 7. Изображение на экране гамма-локатора в момент производства работ на хранилище № 4 при сооруженной теневой радиационной защите.

Методы подавления аэрозолей в воздухе рабочих зон и контроль их объемной активности при работах на хранилище № 4

В целях обеспечения радиационной безопасности персонала, выполнявшего работы, и исключения возможности образования и переноса радиоактивных аэрозолей все операции по обращению с отходами при ликвидации старых хранилищ № 6 и № 4 осуществлялись с применением средств пылеподавления.

В ходе работ применялись локализирующие и пылеподавляющие защитные покрытия на основе полимерных составов, допускающие их использование в условиях низких температур. Указанные полимерные покрытия обладали способностью в течение длительного времени предотвращать распространение в окружающую среду радиоактивного загрязнения в виде дисперсионных аэрозолей. Установки распыления полимерных составов располагались над вскрываемой областью хранилищ, и полимерные составы наносились на пылящие поверхности методами безвоздушного и пневматического распыления прямо в зонах производства работ (рис. 8).

Распыление полимерных составов сверху позволяло одновременно снижать подъем аэрозолей из вскрытой области хранилищ. Эффективность применения полимерных составов контролировалась измерениями объемной активности аэрозолей в воздухе непосредственно в зонах производства работ, в местах нахождения персонала и на периметре площадки старых хранилищ. При этом контроль объемной активности аэрозолей в воздухе рабочих зон велся непрерывно в течение рабочих смен. Указанный контроль производился с помощью переносных установок и пробоотборников. С помощью переносных установок в течение всего времени проведения работ велись измерения объемной активности альфа- и бета-активных аэрозолей в воздухе. При проведении измерений переносные установки, как правило, размещались по периметру зон производства работ – на расстоянии примерно 3-5 м, при высоте точек забора воздуха из окружающей среды – около 1 м от поверхности земли.

Пробоотборники использовались для независимого контроля загрязнения воздушной среды аэрозольными смесями радиоактивных веществ различного состава. С помощью пробоотборников отбор проб производился путем прокачки контролируемого объема воздуха через специальные фильтры, которые затем передавались на спектрометрический и радиохимический анализ, проводимый в лабораторных условиях. Автономный источник питания пробоотборников позволял осуществлять отбор проб воздуха в труднодоступных и удаленных местах, не имеющих сетевого электропитания.

При проведении работ на хранилище № 4 пробоотборники устанавливались не только в местах нахождения персонала и по периметру площадки старых хранилищ,но и непосредственно в местах работы робототехнических средств, что делалось для дополнительной оценки эффективности пылеподавления и пылевого подъема в местах производства работ.

Помимо указанных средств, контроль присутствия радионуклидов в атмосферном воздухе осуществлялся установками аспирационного типа, размещенными на периметре площадки старых хранилищ.

С помощью этих установок в течение 2-3 недель осуществлялась прокачка атмосферного воздуха, после чего по полученным данным рассчитывались среднемесячные объемные активности отдельных радионуклидов, которые сравнивались с нормативами, установленными для населения.

Заключение

К настоящему времени в результате проведения реабилитационных работ в РНЦ "Курчатовский институт" ликвидированы 9 из 10 старых хранилищ, подлежащих реабилитации. На длительное захоронение на полигон предприятия МосНПО "Радон" отправлено более 1900 кубических метров радиоактивных отходов суммарной активностью свыше 1,4•1013 Бк (380 Ки). Кроме этого, около 170 м3 низкоактивных металлических отходов отправлено на переплавку на предприятии "Экомет С".

Из-за низких темпов удаления отходов с территории Института в настоящее время на площадке старых хранилищ складировано более 400 кубических метров кондиционированных отходов, что определяет необходимость, для дальнейшего обращения с ними, организации легко возводимого промежуточного хранилища, оборудованного радиационной защитой для обеспечения нормальной радиационной обстановки на площадке.

Применение робототехнических средств, управляемых дистанционным образом, а также дистанционных средств диагностики высокоактивных отходов, позволило вести работы по ликвидации старых хранилищ безопасным образом и существенно сократить время пребывания персонала в высоких радиационных полях.

В период проведения реабилитационных работ средняя индивидуальная годовая доза персонала и содержание радиоактивных аэрозолей в воздухе не превышали нормативов, установленных нормами и правилами радиационной безопасности.

Опыт обращения с высокоактивными отходами, накопленный при ликвидации хранилища № 4,может быть востребован при разработке дистанционных средств наведения и контроля работы робототехнических средств, создаваемыми для проведения работ в тяжелых радиационных условиях.

В то же время процесс реабилитации старых хранилищ выявил ряд проблем технического и технологического обеспечения этих работ. В частности, необходимы методики и приборные средства оперативной дистанционной диагностики и характеризации радиоактивных отходов, включая контроль присутствия делящихся материалов. Требуются средства поиска и локализации интенсивных источников гамма–излучения для оснащения робототехнических средств соответствующими системами наведения и контроля. Необходимы полевые средства измерений удельной активности грунтов, грунтовых вод и строительных конструкций, определения глубины проникновения радиоактивного загрязнения. Нужны полевые технологии оперативной дезактивации твердых отходов, сопровождающиеся образованием минимальных количеств вторичных отходов, мобильные установки очистки радиоактивно загрязненных грунтов и пылеподавления, разработанные на основе соответствующих эффективные технологий.

Все эти технологии будут востребованы при проведении работ по реабилитации других радиационно-опасных объектов и радиоактивно загрязненных территорий Агентства по Атомной энергии РФ и других ведомств.

Литература
1.V.G.Volkov,N.N.Ponomarev Stepnoi,G.G.Gorodetsky,et al "The First Stage of Liquidation of Temporary Radwaste Repositories and Rehabilitation of the Radwaste Disposal Site at the Russian Research Center "Kurchatov Institute"Proceedings of WM'04 Conference,Tucson,Arizona,USA,February 29 –March 4,2004.
2.V.G.Volkov,N.N.Ponomarev Stepnoi,G.G.Gorodetsky,et al "Main results of the second stage of liquidation of temporary radwaste repositories and rehabilitation of the radwaste disposal site at the Russian research center "Kurchatov institute"Proceedings of WM'054 Conference,Tucson,Arizona,USA,February 27 –March 2,2005.
3.В.Н.Потапов, А.В.Чесноков,С.Б.Щербак "Расчет распределения мощности эквивалентных доз на основе данных измерения гамма локатора".М.:Атомная энергия,т.92,вып.4,2002,стр.324-332.
4.А.Г.Волкович,А.С.Данилович,О.П.Иванов и др."Гамма визор –автоматизированная система для получения изображений радиоактивных объектов". М.:Приборы и техника эксперимента,№3,1996,стр.131-135.
5.В.Г.Волков,В.Н.Потапов,О.П.Иванов и др."Новые приборы и системы радиационного контроля и их использование при проведении реабилитационных работ на территории временных хранилищ радиоактивных отходов РНЦ "Курчатовский институт".В сб.докладов 7-ой Международной конференции "Безопасность ядерных технологий: Обращение с РАО. (27 сентября –1 октября 2004 года, Санкт Петербург, Россия), изд-во ProАтом,2004,стр.371-378.
6.С.М.Игнатов,В.Н.Потапов,Л.И.Уруцкоев и др."Автоматизированная система дистанционного определения характеристик полей фотонного ионизирующего излучения аварийных объектов".М.:Приборы и техника эксперимента, № 4,1998,стр.134-139.
7.Potapov V.N.,Kononov N.K.,Ivanov O.P.,et al "The system for monitoring of main dose rate sources fоr application at rehabilitation works",In:Proceedings of WM'04 Conference (Tucson,Arizona,USA,February 29 –March 4,2004),2004.


По материалам конференции «Безопасность ядерных технологий: экономика безопасности и обращение с ИИИ»  

 
Связанные ссылки
· Больше про Обращение с РАО и ОЯТ
· Новость от PRoAtom


Самая читаемая статья: Обращение с РАО и ОЯТ:
О недостатках закона № 190-ФЗ «Об обращении с радиоактивными отходами…»

Рейтинг статьи
Средняя оценка работы автора: 5
Ответов: 1


Проголосуйте, пожалуйста, за работу автора:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

Извините, комментарии не разрешены для этой статьи.





Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(921)9589004
E-mail: info@proatom.ru, Разрешение на перепечатку.
За содержание публикуемых в журнале информационных и рекламных материалов ответственность несут авторы. Редакция предоставляет возможность высказаться по существу, однако имеет свое представление о проблемах, которое не всегда совпадает с мнением авторов Открытие страницы: 0.05 секунды
Рейтинг@Mail.ru