proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Журналы Атомная стратегия 2022 год
  Агентство  ПРоАтом. 25 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





Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС
Вышло в свет второе издание двухтомника Б.И.Нигматулина. 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

[22/01/2019]     Новый этап в жизни ЛАЭС

22 декабря 2018 г. Ленинградская АЭС отметила своё 45-летие – в 1973 г. был введен в эксплуатацию пилотный блок РБМК-1000. Первый блок отслужил почти полвека безопасной эксплуатации. Начинается следующий этап – подготовка и вывод блока из эксплуатации. 20 января 2018 г. ЛАЭС выработала  атомный триллион кВт*ч электроэнергии с момента начала эксплуатации. Такой результат в РФ имеют только одна тепловая и одна гидроэлектростанция. За весь 2018 год было выработано 26,8 млрд кВт*ч электроэнергии.



Федеральным законом «Об использовании атомной энергии» №170-ФЗ вывод из эксплуатации (ВЭ) определен как один из четырех этапов жизненного цикла объекта. Блок №1 ЛАЭС был остановлен 21 декабря 2018 г. Следующий подэтап – эксплуатация без генерации, разработка проекта вывода блока из эксплуатации. В ближайшие 8 лет будет производиться выгрузка топлива, дезактивация и уборка всех радиоактивных элементов. До останова 1-го блока были проведены работы по продлению срока службы элементов, остающихся в работе после останова блока. Подготовлен комплект документов для получения лицензий на работу блока без генерации, который передан в Ростехнадзор.

 

Итоги 2018 г.

Об итогах  уходящего года и ближайших планах на 2019 г. рассказывает директор ЛАЭС В.И.Перегуда.

2018 год стад завершающим для 1-го блока РБМК-1000 и пусковым годом для 5-го блока ВВЭР-1200. 19 июня на 5-м блоке был выработан первый миллиард кВт*ч. Сейчас выработано уже более 2,5 млрд кВт*ч. 29 октября 5-й блок был введен в промышленную эксплуатацию. После аттестации на полную мощность 5 декабря он получил статус действующего блока. С мощностью 1185 МВт мы выходим на рынок продажи мощности.

Блок №2 будет остановлен 11 ноября 2020 г. Уже начаты подготовительные работы по этому направлению. На блоке №6 ведутся строительно-монтажные работы. Завершена сварка главного циркуляционного трубопровода, сварка внутренних конструкций купола и защитной оболочки здания реактора. Выполнен монтаж вспомогательных трубопроводов.

На протяжении всего срока жизнедеятельности ОИАЭ средства на вывод из эксплуатации должны перечисляться в специальный фонд. Такие фонды существуют во всех странах, но способы их образования и наполнения различны. Например, в Швеции и Финляндии компании-владельцы АЭС создают свои фонды, делают в них отчисления, а затем из средств фондов финансируют снятие с эксплуатации. В России государственный фонд определен №170-ФЗ. В него отчисляются определенные средства от тарифа на атомную электроэнергию. Они выделяются концерну «Росэнергоатом» как оператору российских АЭС на вывод из эксплуатации конкретных энергоблоков. Из этого фонда финансируются работы, связанные с будущим выводом из эксплуатации, например, вывоз отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) с площадки ЛАЭС, переработка радиоактивных отходов и др.

Для вывода из эксплуатации 1-го энергоблока ЛАЭС выбрана концепция неотложенного решения. Проводится обследование зданий, сооружений и оборудования с точки зрения радиационных источников загрязнения, создана обширная база данных с трехмерной визуализацией. Подготовлено техническое задание на разработку проекта по выводу из эксплуатации, в которое включены направления, связанные с возможностью дальнейшего использования площадки Ленинградской АЭС.

После останова 1-го блока из энергогенератора он станет энергопотребителем. Начнется выгрузка топлива из реактора, которая займет примерно пять лет. Параллельно будут вестись работы по дезактивации. Сам процесс вывода из эксплуатации начинается в момент, когда блок переведен в ядерно- и радиационно-безопасное состояние, то есть выгружено ядерное топливо, проведены все дезактивационные работы, от радиационного загрязнения очищены сооружения и поверхности конструкций. Только после этого рассматривается дальнейшее использование этих зданий в народном хозяйстве. Весь процесс вывода из эксплуатации займет 20-30 лет. Если отложить решение проблемы с облученным графитом, то этот  период увеличится до 50 лет.

После останова 1-го энергоблока акцент будет сделан на вывоз ядерного топлива. Программа по переводу ОЯТ на сухое хранение и вывоз его с площадки станции уже в течение нескольих лет реализуется на ЛАЭС. Также, в соответствии с программой концерна «Росэнергоатом» и ГК «Росатом», будут вывозиться радиоактивные отходы (РАО) 1 и 2 класса. РАО 3 и 4 класса после переплавки, сжигания и компонования помещаются в специальные контейнеры и становятся безопасными. Размещение таких отходов планируется на площадке ЛАЭС в специальных модульных пунктах для хранения переработанных РАО. Со временем их необходимо будет переместить в приповерхностные хранилища, которые построит Национальный оператор по обращению с РАО. 

Для всех реакторов, в которых в качестве замедлителя нейтронов используется графит, по окончании срока службы необходимо убрать его с площадки и перевести в безопасное состояние. Самый простой способ – «запаковал и увез на Новую Землю». Но такая транспортная перевозка потребует колоссальных финансовых и трудозатрат. Поэтому необходимо найти способ безопасного обращения с графитом, перевода его в более низкий класс опасности. Это могут быть технологии с использованием химической обработки, сжигания, непосредственно физического воздействия на графит, что-то другое. Ленинградская АЭС предлагает опробовать существующие научные разработки на своей площадке, чтобы как можно быстрее начать их применение. На 1-м энергоблоке можно создать научно-технический центр, где специалисты смогли бы отработать технологию по обращению с радиоактивным графитом, найти способ приведения его в радиационно-безопасное состояние и утилизации. Тогда в более короткие сроки можно было бы закончить работы с реактором, демонтировать оставшиеся элементы и подготовить площадку к иной хозяйственной деятельности.

На ЛАЭС работают толковые специалисты, имеется необходимая робототехника, инструменты, опыт работы с графитом. Предложения по переработке реакторного графита существуют на уровне лабораторных исследований научных институтов. Для того чтобы вывести их предложения на промышленный уровень, необходима соответствующая площадка, которой могла бы стать Ленинградская АЭС. В результате в рамках услуг по выводу из эксплуатации, т. н. бэк-энду, «Росатом» сможет предложить технологию обращения с графитом другим странам, где подобные объекты сегодня законсервированы. Вывод из эксплуатации, наряду со строительством АЭС, становится актуальным сегментом атомного рынка.

Кроме проведения работ по графиту, весьма перспективным направлением является развитие радиационных технологий, которые применяются на Ленинградской атомной станции. Их можно тиражировать на другие блоки РБМК. ЛАЭС первой начала использование радиационных технологий и остается единственной АЭС в России, которая производит изотопы. Медицинские учреждения, применяющие нашу изотопную продукцию для диагностирования и лечения онкологических заболеваний, проявляют активную заинтересованность в развитии этого направления. 

В Сосновом Бору сложилась уникальная ситуация с концентрацией атомных предприятий и специалистов, какой нет нигде в нашей стране: функционирует АЭС, строятся блоки замещения, работают научные и производственные организации, сформировалась сильнейшая база строителей, монтажников, есть вузы, которые готовят специалистов, технический колледж и пр. Какому другому городу, как не Сосновому Бору, стать наукоградом. С пуском 5-го блока на Ленинградской АЭС будет действовать уникальная структура с тремя направлениями: строительство, эксплуатация энергоблоков разных типов (РБМК и ВВЭР) и вывод из эксплуатации.

Все силы строителей и монтажников  в 2019 г. будут сосредоточены на блоке №6. За этот год должны быть закончены монтажные работы тепломеханического и электротехнического оборудования. 2020-й год по плану уже будет пусковым. С 1 января 2021 г. Ленинградская АЭС должна выйти на промышленную эксплуатацию 6-го блока.

В рамках работ по ВЭ будет производиться плановая выгрузка ОЯТ из реактора 1-го блока. На 2-м блоке РБМК будет проводиться комплексное обследование блока, продление срока службы систем, которые продолжат работу после останова блока, взаимодействие с Ростехнадзором по получению лицензии на работу 2-го блока без генерации. Основная задача АЭС – безопасная выработка электроэнергии. В 2019 г. должно быть выработано более 28 млрд кВт*ч.

В планах - организация ремонтных кампаний на 2, 3, 4 энергоблоках, проведение ряда мероприятий по модернизации систем вентиляции. Тепло в г. Сосновый Бор подает атомная станция. С остановом 1-го блока тепло (250 Гкал) будет подаваться от нового 5-го блока. Чтобы соединить эти системы, необходимо произвести модернизацию бойлерной.

ЛАЭС реализует социальные программы в городе Сосновый Бор, обеспечивает социальные гарантии для персонала станции. Во многом благодаря реализации жилищной программы на ЛАЭС отсутствует текучесть кадров. За 11 месяцев 2018 г. 138 работников станции улучшили свои жилищные условия. 881 человеку компенсируется процентная ставка по ипотечному кредиту. 173 работникам компенсируются расходы за коммерческий наем жилья. Все работники ЛАЭС застрахованы. Оказывается матпомощь, проводится реабилитация для персонала с особыми условиями работы.

С каждым годом растут вложения атомной станции в развитие Соснового Бора,  создание спортивных и культурных комплексов. В 2018 г. открыт атомный класс в лицее №8 с углубленной физико-математической подготовкой. Построен тренажерный кластер на 90 тренажеров с занятиями в круглосуточном режиме бесплатно. По берегу залива строится велодорожка на 20 км, которая свяжет промышленную зону с городом.

Пилотный проект по выводу реактора РБМК-1000 даст толчок к развитию новых технологий, позволит персоналу ЛАЭС продолжить работу на станции по ВЭ 1-го блока. В планах строительство информационного центра. ЛАЭС взаимодействует с коллегами из других стран по обмену опытом по ВЭ.

 

Экологическая оценка рисков вывода из эксплуатации блока РБМК-1000 ЛАЭС

О.В.Бодров, председатель Общественного совета южного берега Финского залива

Всего в мире было построено 17 уран-графитовых реакторов. Часть из них уже остановлена, другая – эксплуатируется в режиме продления эксплуатации. В России 11 уран-графитовых энергетических реакторов. Останов 1-го энергоблока РБМК-1000 ЛАЭС – событие эпохальное. Выводиться из эксплуатации блок будет примерно столько же лет, сколько он проработал. По оценкам «Росэнергоатома» стоимость вывода четырех блоков составит 55 млрд руб. Вывод аналогичных блоков Игналинской АЭС после 10 лет проведения работ по ВЭ оценивается в 3 млрд евро.

Вывод из эксплуатации представляет собой не только сложную техническую задачу, но и серьезную социальную проблему, вызванную сокращением рабочих мест. Кроме того возникают определенные экологические проблемы. Будут разрушаться традиционные барьеры, изолировавшие радиационные вещества от природной среды в регионе, насыщенном ядерно- и радиционно-опасными объектами. Процесс вывода из эксплуатации должен проходить под жестким экологическим контролем.

Отработавшее топливо с Ленинградской АЭС планируется перемещать на Горно-химический комбинат в г. Железногорск, создавая таким образом нравственную проблему - перемещения радиационной опасности с берегов Финского залива в Сибирь. Кроме того, это ещё и проблема Балтийского моря, на берегах которого проживают 90 млн человек из 9 стран.

Для того чтобы оценить потенциальные риски вывода из эксплуатации 1-го блока РБМК-1000 ЛАЭС, Общественный совет южного берега Финского залива обратился к «Союзу ветеранов Игналинской АЭС», блоки которой конструктивно похожи на блоки РБМК Ленинградской станции. ИАЭС уже в течение 13 лет занимается выводом станции из эксплуатации. Кроме того, ряд специалистов ИАЭС в своё время работали на Ленинградской станции. С ними было организовано совместное обсуждение концепции вывода из эксплуатации ЛАЭС, в результате которого было подготовлено экспертное заключение. При этом был учтен опыт по выводу из эксплуатации ИАЭС, АЭС в Германии и США. В обсуждении также принимал участие специалист по атомному праву из Челябинского госуниверситета А.Талевлин.

По мнению бывшего гендиректора Игналинской АЭС Виктора Николаевича Шевалдина, имеющего за плечами 40 лет работы в атомной энергетике, в том числе на Курской и Ленинградской АЭС, «концепция ВЭ ЛАЭС очень хороша». Выводом из эксплуатации ИАЭС он занимается уже 20 лет. Предложенная концепция ЛАЭС охватывает многие технические аспекты. Но пока это ещё только видение, а не проект. По мнению коллег с Игналинской АЭС в концепции недостаточно внимания уделено социальным проблемам, взаимоотношениям местной власти и администрации станции, а также проблемам безопасности и радиационного контроля.

И Игналинская, и Ленинградская АЭС совпадают в решении по немедленному демонтажу блоков АЭС. Пока ещё нет проекта демонтажа реактора на ЛАЭС, российским коллегам имеет смысл провести анализ 2 проектов – ликвидации и захоронения его на месте в пределах бетонной шахты, сравнить их между собой с точки зрения влияния на окружающую среду, радиационной безопасности, дозовых нагрузок на персонал, сроков выполнения работ, финансовых затрат. И прежде чем что-то разбирать, надо знать, куда это складировать и как хранить. Любой вывод из эксплуатации начинается со строительства объектов, необходимых для ВЭ. Сотрудникам станции предстоит большой объем работ. 1-й энергоблок с реактором РБМК-1000 ЛАЭС – головной проект и с точки зрения модернизации, и ВЭ, на котором будут базироваться проекты вывода из эксплуатации всех остальных российских блоков РБМК. Хотелось бы надеяться, что в Сосновом Бору появится научный центр, который передаст свой опыт Курской и Смоленской АЭС.

Вопросы экологии и безопасности для густонаселенной территории Соснового Бора чрезвычайно важны. На этапе ВЭ необходимо расширить систему радиационного контроля. При эксплуатации блока в режиме генерации имеют место одни дозовые нагрузки, при демонтаже они только увеличиваются. Общественность должна чувствовать себя спокойно. Радиационная безопасность важна и для населения, и для персонала станции. Контроля только внешнего излучения недостаточно. Необходимо заниматься и проблемой внутреннего облучения персонала, его влиянием на здоровье человека.

Начинать нужно  с внутреннего информирования персонала станции. На Игналинской АЭС встречи с коллективом станции проводились ежемесячно. Работники станции были озабочены тем, как будет происходить вывод блоков из эксплуатации, к чему им готовиться, какие рабочие места будут сохранены, кто будет переквалифицирован на другие профессии.

Поскольку вывод энергоблока на ЛАЭС осуществляется впервые, населению города Сосновый Бор (более 60 тыс. человек) не безразлично, как будет происходить этот процесс, насколько он повлияет на окружающую среду (ОС). Поэтому администрации станции необходимо расширить информационную сеть, наладить контакт с общественностью. Свою обеспокоенность по поводу организации контроля выскажет  и городская власть. Населению необходимо знать, на какие-то социальные льготы они могут рассчитывать, получат ли какие-либо преимущества с точки зрения здравоохранения. Три года назад в Висагинасе, для того чтобы помочь местной власти оценить корректность отчетов о влиянии ВЭ на окружающую среду, был создан Общественный совет по энергетике и экологии (ОСЭЭ). По литовским законам согласование ОВОС с общественностью обязательно. Союз ветеранов ИАЭС ставил также цель помочь действующим специалистам атомной станции понять, какие принципы были заложены в уже построенные хранилища РАО и ОЯТ. Общественная деятельность ветеранов направлена на то, чтобы помочь работникам, администрации ИАЭС.

Один блок Игналинской АЭС на 90% покрывал потребность в электроэнергии всей Литвы, второй блок работал на экспорт энергии в соседние республики - Латвию, Белоруссию, Калининградскую область. Сейчас Литва превратилась в импортера энергии. 30% электроэнергии она вырабатывает на своих ТЭС, 70% - закупает на европейском рынке. По сравнению с тем, что было при работе ИАЭС, цена для потребителей возросла примерно в 5 раз. К 2025 г. страны Балтии планируют отсоединиться от энергосистемы России-Белоруссии и присоединиться к энергосистеме ЕС через Польшу.

Секретарь Общественного совета по энергетике и  экологии г. Висагинас Борис Семенович Дизик акцентировал внимание на необходимости разработки ОВОС для каждого объекта ВЭ. В предлагаемой версии концепции предусматривается ОВОС на весь объект 1-го энергоблока ЛАЭС. На ИАЭС для каждого из 5 объектов, предназначенных к ВЭ, и 18 проектов демонтажа и дезактивации выводимых объектов был сделан свой ОВОС. В этом случае влияние всего процесса вывода из эксплуатации на ОС контролируется четче. Специфика ВЭ для каждого объекта своя. Её надо оценивать и контролировать с учетом влияния уже выведенных объектов. Тогда на завершающей станции будет известно суммарное влияние всех выводимых объектов. В концепции целесообразно также указать, какие виды радиационного контроля предлагается выполнять на конкретном объекте. Возможно, это гамма-съемка по санитарно-защитной зоне, а также контроль концентрации радионуклидов в воде, бытовой канализации, в том числе, и трития.

Мнение населения целесообразно формировать на общественных слушаниях. По каждому объекту публиковать ОВОС с привлечением общественных организаций. АЭС должна отчитываться перед общественностью по каждому проекту, и учитывать мнение общественности. В Висагинасе ОСЭЭ участвует в согласовании каждого отчета по ОВОС с учетом общественных слушаний. В России закона об ответственности местной власти по радиационной безопасности пока нет. Проведение общественных слушаний на сегодня является лишь формальной процедурой. В концепцию целесообразно включить положение о выплате компенсаций гражданам, проживающим в зоне радиационно-опасных объектов. Это будет иметь положительное влияние на формирование мнения населения при ВЭ. ИАЭС в своё время включила такую компенсацию в концепцию ВЭ. На этапе согласования концепции пытаться получить финансовую помощь населению уже будет поздно. Свой опыт по выводу из эксплуатации мы передаем коллегам из Соснового Бора. Совместно с независимыми экологами был разработан  список рекомендаций по концепции ВЭ ЛАЭС.

Председатель межрегионального общественного движения «Общественный совет южного берега Финского залива» О.В. Бодров озвучил  предложения независимой группы экспертов по “Концепции вывода из эксплуатации энергоблоков Ленинградской АЭС с реакторами РБМК-1000”, вошедшие в экспертное заключение:

- Необходим региональный закон о радиационной безопасности Ленобласти, в котором будут прописаны роль муниципалитетов, общественности в процессе принятия решений, и обязательность согласования документов ОВОС с органами местного самоуправления. Должен быть принят закон, обеспечивающий социальные гарантии для работников выводимой из эксплуатации станции. Работники, нуждающиеся в переподготовке, новых рабочих местах должны иметь гарантии трудоустройства.

- Должна быть создана независимая региональная экологическая лаборатория под патронажем Ленобласти либо совместной ответственности Санкт-Петербурга и Ленобласти, которая обеспечивала бы контроль не объемов выбросов/сбросов от каждого радиационно-опасного объекта, а оценивала отклик природных экосистем, вызываемый этим воздействием. Для оценки экологической безопасности требуются новые концептуальные решения.

- Необходимо разработать положение об общественном совете по энергетике и экологии при сосновоборских органах самоуправления. Опыт Висагинаса в Литве, Гринфилда в Германии, показал исключительную важность постоянно действующей площадки для обсуждения актуальных вопросов, возникающих в процессе ВЭ. Общественный совет должен стать площадкой для согласования интересов, поиска оптимальных решений, учитывающих интересы всех заинтересованных сторон.

Ещё одним важным вопросом для Соснового Бора является создание закрытого питьевого источника водоснабжения города. 67 тыс. человек получают воду из открытого источника реки Систа, что противоречит российскому Водному кодексу, согласно которому регион, в котором возможны чрезвычайные ситуации, должен иметь подземный источник водоснабжения. Несмотря на принятый закон, закрытого источника водоснабжения в Сосновом Бору нет.

Первый опыт вывода из эксплуатации энергоблока РБМК-1000 ЛАЭС должен стать аккумулятором не только технологических решений, которые в дальнейшем будут тиражироваться для других энергоблоков, но и накопления социальных технологий взаимодействия АЭС с общественностью,  муниципальными и региональными властями. Необходимо создать проект опытно-демонстрационного центра, который бы обеспечивал аккумуляцию и тиражирование опыта ВЭ на другие российские объекты.

 

Проблема облученного графита

Проблема утилизации отработавшего реакторного графита актуальна не только для России, но и  для большинства других ядерных держав.  В мире построено около 250 УГР, и накоплено значительное количество облученного графита  - около 260 тыс. т (рис. 1).  

Рис.1 Количество облученного графита в мире

Помимо России проблема обращения с облученным реакторным графитом актуальна для Великобритании  - более 77 тыс. т, для США – более 50 тыс. т и Франции – более 23 тыс. т. Окончательно принятого решения по проблеме утилизации отработанного графита на  настоящий момент в мире не существует.

МАГАТЭ всегда уделяло большое внимание проблеме облученного реакторного графита, организовывало технические совещания: по графитовым замедлителям в Бате, Великобритании в 1995; по обращении с облученным графитом в Манчестере в 1999 и в 2007. Опубликовало два технических документа по проблеме облученного графита IAEA. В 2016 г. по итогам координированного исследовательского (CRP) в серии публикаций МАГАТЭ по тематике обращения с отходами вышел документ IAEA-TECDOC-1790 "Processing of Irradiated Graphite to Meet Acceptance Criteria for Waste Disposal".

 В 2008 г. страны ЕС создали объединенный проект CARBOWASTE для определения путей обращения с облученным графитом с бюджетом 11 млн евро. В него вошли представители 10 европейских стран. Координирует проект Вернер фон Ленса из Ядерного Центра Юлих, Германия. В Координационном Исследовательском Проекте CRP Т21026 «Treatment of Irradiated Graphite to meet Acceptance Criteria for Waste Disposal», посвященном проблеме облученного графита, участвуют представители 10 стран, включая Россию, Китай и США, и 24 организаций.

В сентябре 2010 г. Госкорпорацией «Росатом» с целью создания базовой компании по выводу из эксплуатации промышленных уран-графитовых ядерных реакторов в Северске (Томская обл.) было образовано АО «Опытно-демонстрационный центр вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов». В феврале 2016 г. специалисты «ОДЦ УГР» приняли участие в подготовке Международного проекта по решению проблем обращения с облученным реакторным графитом GRAPA (Irradiated Graphite Processing Approaches). Задачей этого проекта является переход от лабораторных исследований к опытно-промышленной демонстрации технических решений. В проекте участвуют Российская Федерация, Великобритания, США, Франция, Германия и др. страны. «ОДЦ УГР» совместно с ведущими российскими институтами (ИФХЭ РАН, НИКИЭТ, ОКБМ, МИФИ, ВНИИНМ, ВНИИ АЭС и др.) проводит НИОКР по разработке методов и технических решений по обращению с графитовыми отходами. Учитывая наличие инфраструктуры и технической базы, МАГАТЭ поддержало предложение о создании на базе АО «ОДЦ УГР» международного центра по отработке технологий обращения с графитом. Необходимость создания такого международного центра вызвана необходимостью объединения усилий в решении данной проблемы. В качестве интегратора с российской стороны выступает АО «Техснабэкспорт».

В марте 2013 г. на базе Игналинской АЭС в Литве прошло объединенное совещание МАГАТЭ и CARBOWASTE по проблемам обращения с облученным графитом, в котором участвовали ведущие эксперты по этой проблематике. Определенный опыт по снятию с эксплуатации уран-графитовых ректоров накоплен в Соединенном Королевстве, в США. Большие успехи в методах характеризации графитовых отходов и применении масштабирующих факторов достигнуты во Франции. Среди различных технологий, предложенных и изучаемых в мире, по мнению иностранных специалистов, наиболее перспективен метод термической переработки. EDF - крупнейшая энергогенерирующая компания Франции, являющаяся оператором атомных электростанций, начинает строительство демонстрационной установки по термической дезактивации облученного графита. Положительную оценку получили также российские технологии сжигания (ВНИИНМ), сжигания и дезактивации в расплаве солей (НИКИЭТ и ФГУП «Радон») и самораспространяющегося высокотемпературного синтеза (ФГУП «Радон»).

Суммарное количество облученного реакторного графита в России может достигать 50-60 тыс. тонн. ~70% облученного графита относится к категории САО, содержащих долгоживущие радионуклиды (14С и 36Cl), требующие глубинного захоронения, что в свою очередь диктует необходимость выбора подходящей площадки и согласования этого выбора на локальном и национальном уровне, а также вложения значительных средств в строительство могильника. Эти обстоятельства создают большие проблемы для владельцев графитовых реакторов.

На территории России было построено 13 промышленных уран-графитовых реакторов (ПУГР), уран-графитовый реактор (УГР) АМ Первой в мире АЭС, 2 УГР АМБ-100 и АМБ-200 Белоярской АЭС, 4 УГР типа ЭГП Билибинской АЭС, 11 реакторов РБМК Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС.  К настоящему моменту остановлены и ведутся работы по выводу из эксплуатации ПУГР, реакторов Белоярской АЭС и Первой в мире АЭС. В 2015 г. были завершены работы по выводу из эксплуатации ПУГР ЭИ-2. Завершается срок эксплуатации энергетических УГР РБМК и ЭГП.

Десять блоков РБМК-1000 - на Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС обеспечивают сегодня почти 30% атомной генерации в стране. При выводе АЭС из эксплуатации обращение с радиоактивными отходами составляет основную долю затрат. Так, при выводе из эксплуатации энергоблока с реактором типа РБМК на обращение с РАО приходится более 65% затрат. Поэтому утилизация реакторного графита, в том числе его кондиционирование для целей захоронения, является одной из критических задач.

Основной вклад в активность графита кладки вносят радионуклиды: 3Н, 14С, 36Cl, 55Fe, 60Со, 65Zn, 134Cs. Гамма излучающие нуклиды, прежде всего, 60Со, 134Cs, определяют уровень гамма фона от реакторного графита и мероприятия по защите персонала при обращении с графитовыми отходами.

Опыт по выводу из эксплуатации ПУГР на месте их размещения может быть применен к блокам Билибинской АЭС, расположенной в Чукотском автономном округе. В отношении АЭС с уран-графитовыми реакторами, расположенных в центральных районах России, рассматривается стратегия демонтажа с вывозом реакторного графита на захоронение. В зависимости от содержания долгоживущих радионуклидов в графите, захоронение может производиться в приповерхностном или глубинном ПЗРО. Захоронение в глубоких геологических формациях – наиболее затратный вариант. Для существенной экономии целесообразно уменьшить объем долгоживущих радионуклидов в реакторном графите путем его дезактивации.

Работы по исследованию возможностей дезактивации графита - очистки его от долгоживущих нуклидов и нуклидов, имеющих высокую гамму активность, за счет термического воздействия различных жидких и газовых сред, кислот, щелочей, расплавов солей, пара, гелия, азота, воздуха и др. ведутся в России и за рубежом. Исследовательским центром в г. Юлих (Германия) были получены предварительные результаты дезактивации графита инертным газом (аргоном) и паром. При дезактивации графита инертным газом выход радионуклидов из объема графита составляет около 20%, при дезактивации паром выход долгоживущих радионуклидов может быть выше 65%, но при этом происходит потеря массы самого графита. 

Разработкой технологических решений по переработке облученного графита занимаются также специалисты НИКИЭТ. В совместных работах ФГУП «РАДОН» и АО «НИКИЭТ» проводилась опытная отработка дезактивации графита инертным газом, паром, воздухом, в расплаве солей. При дезактивации графита воздухом (при температуре 700оС и более) возможно удаление 90–95% вес. радиоуглерода 14С (при потере массы графита 25–35 % вес.). При термической обработке возможно удаление не входящих в кристаллическую структуру графита радионуклидов 14С, 36Cl и T, участвующих в процессах миграции.

Ученые «ОДЦ УГР» и Томского политехнического университета пред­ло­жи­ли на­гре­вать облу­чен­ный ре­ак­тор­ный графит в низ­ко­тем­пе­ра­тур­ной плазме до 3000оС. После ис­па­рения производится сту­пен­ча­тое оса­жде­ние ре­ак­тор­но­го гра­фи­та. На данный способ по­лучен патент на изоб­ре­те­ние.

Конечной целью дезактивации реакторного графита является удаление из его объема нуклидов в той степени, которая обеспечивает приемлемый уровень радиационной безопасности ячейки захоронения и перевод графитовых РАО из одного класса ТРО в другой, что обеспечит снижение затрат на захоронение при переходе от глубинного захоронения к приповерностному. При дезактивации и снижении объемов глубинного захоронения затраты могут быть снижены более, чем в 8 раз. Поэтому решение вопроса кондиционирования графита для целей захоронения столь актуально уже сейчас.

На один ре­ак­тор при­хо­дит­ся несколь­ко тысяч тонн ядер­но­го гра­фи­та. Если за­хо­ра­ни­вать их без пе­ре­ра­бот­ки, за­тра­ты составят несколь­ко мил­ли­ар­дов рублей на один ре­ак­тор. Ученые «ОДЦ УГР» и ТПУ за­ни­ма­ют­ся раз­ра­бот­кой ап­па­рат­но­го ком­плек­са на базе высокочастотного плазматрона, который позволит за счет се­лек­тив­но­го вы­де­ле­ния дол­го­жи­ву­щих ра­ди­о­нук­ли­дов сни­зит­ь ак­тив­ность РАО.

В «НИКИЭТ» с 2005 г. велись работы по созданию инженерного барьера для захоронения графита с помощью полимерного консерванта, по дезактивации реакторного графита, по контейнированию реакторного графита для захоронения в ПГЗРО. В 2015 г. были разработаны технические требования к кондиционированию и контейнеру для обращения и захоронения графитовых блоков АЭС с РБМК в пункте глубинного захоронения. Для создания дополнительного инженерного барьера, снижающего выщелачивание радионуклидов из графита и обеспечивающего изоляцию наиболее подвижных, короткоживущих нуклидов, была предложена заливка полостей специальным полимерным компаундом  - консервантом «F». Он представляет собой твердеющий при нормальной температуре герметизирующий состав, включающий радиационно- и химически стойкое связующее, наполнитель, отвердитель и целевые добавки. Основными преимуществами этого компаунда являются высокая радиационная и водостойкость, механическая прочность и технологичность. Низкая вязкость консерванта обеспечивает после отверждения образование монолита «графит–консервант». Прогнозные оценки миграции радионуклидов в окружающую среду говорят о заметном снижении пиковой удельной активности радионуклидов в грунтовых водах вблизи захоронения (в том числе 14С - на несколько порядков).

Зарубежными специалистами также разработан ряд подходов для дезактивации графита. В Германии для захоронения отработавшего графита немецких реакторов была предложена технология, основанная на включении графитовой крошки в качестве наполнителя в рецептуру геополимера, используемого для кондиционирования РАО,  что позволяет на порядки снизить стоимость захоронения. 3H и 14С в реакторном графите находятся преимущественно в связанном состоянии. При предварительной обработке отработавшего графита (измельчении и пропитке фиксирующими веществами - цементом, битумом, полимерами) наблюдалась фиксированность 14С и 3H в графите, отсутствие заметного ухода во время хранения, а также при температурном и механическом воздействиях. Эти факторы были использованы при разработке технологий утилизации и захоронения отработавшего графита.

В Зальцгиттере в 8 км от Брауншвейга (Нижняя Саксония) ведется переоборудование закрытой железорудной шахты Конрад глубиной более 1 км в окончательное хранилище для геологического захоронения РАО низкой и средней активности. Прямое захоронение (без предварительной переработки) не позволит захоронить графитовые отходы даже двух реакторов THTR и AVR, которые выбирают до 80% 14С-нормы всего хранилища. Металлические бочки с РАО планируется размещать в цилиндрические бетонные контейнеры, которые затем будут залиты бетоном. Принимать радиоактивные отходы хранилище Конрад начнет с 2022 г. Максимальный объем, который сможет принять хранилище, составляет 303 тыс. куб. м. После заполнения горизонтального туннеля он будет забетонирован целиком.

Предложенная методика захоронения ОГ в шахте Конрад позволяет подмешивать измельченный графит в геополимер вместо песка, входящего в стандартную рецептуру заливки. Алюмосиликатная решетка геополимера обладает высокой химической стойкостью. При такой технологии возможна утилизация до 4 т измельченного графита, причем захоронение ОГ будет обходиться практически бесплатно. В разработке данной методики принимали участие российские специалисты из НИЯУ «МИФИ».

Масштабы проблемы утилизации графита в Германии и России значительно различаются: масса накопленного радиоактивного графита в России в 60 раз больше. Причем, в отличие от немецкого ОГ, часть радиоактивного графита России относится к категории высокоактивных отходов. В Германии же доля высокорадиоактивных отходов составляет только 10%. Остальные  90% приходятся на низко- и среднеактивные отходы.

В мировой практике сложилось два подхода к решению проблемы РАО. Наиболее распространен расчет на будущие технологии, внедрение эффективного метода утилизации через 50 лет. Такого подхода придерживаются Франция, Швейцария, Канада, Япония, США и ряд других стран, требующих захоронения РАО с возможностью извлечения, чтобы в будущем их можно было трансмутировать, либо отправить на вечное хранение. Другие страны рассматривают глубокое  (на уровне не менее 500 м) захоронение в стабильных геологических формациях как единственное безопасное решение проблемы обращения РАО. К конкретным действиям в этом направлении приступили Швеция и Финляндия. Финляндия планирует построить  хранилище «Онкало» рядом с АЭС «Олкилуото» (прием отходов с 2020 г.), Швеция – пункт окончательного захоронения ОЯТ «Эстхаммаре» близ АЭС «Форсмарк» (прием отходов с 2025 г.). В обоих случаях отходы будут размещены в стабильных гранитных породах возрастом 1,9 млрд лет на глубине более 500 м, при этом не требуется транспортировка РАО на дальние расстояния. Возможность извлечения РАО в будущем не предусмотрена. Когда хранилища будут заполнены, их запечатают  и выведут из эксплуатации. 

Во Франции уран-графитовые реакторы остановлены и ожидают появления новых технологических решений. Хранилище для высокорадиоактивных отходов и РАО с долгоживущими радионуклидами пока только планируется. Проект Cigeo предполагает, что отходы будут храниться в подземных сооружениях на глубине более 500 м в слоях глины возрастом 160 млн лет. Отходы будут складироваться в течение ста лет с возможностью их извлечения. Ввод хранилища в эксплуатацию намечен на 2025 г.

Решение о геологическом захоронении высокоактивных РАО с размещением герметичных медных или титановых контейнеров в водонепроницаемых слоях скального грунта власти Великобритании приняли в 2006 г. Было предложено построить подземное хранилище в окрестностях Селлафилда (с началом строительства в 2025 г., началом использования – в 2040 г.). В феврале 2013 г. совет графства Камбрия отказал в согласии на строительство. Правительство вынуждено искать новую площадку под размещение опасных материалов, которые будут радиоактивными еще 100 тыс. лет. В Бельгии строительство глубокого геологического хранилища высокоактивных отходов находится на стадии идеи.

В США в Нью-Мехико с 1999 г. действует опытный завод WIPP по изоляции РАО, как геологическое хранилище для военных трансурановых отходов, не выделяющих тепла.
Компания Brattle Group предложила в период 2020-2030 гг. рядом с WIPP построить новый объект, который позволит "эффективно покончить с ненужными затратами на приреакторное хранение, очистить от топлива все выводимые из эксплуатации объекты, и уменьшить количество топлива в бассейнах выдержки". Создание одного или нескольких промежуточных хранилищ хотя бы для ОЯТ выводимых из эксплуатации АЭС было рекомендовано Высшей экспертной комиссией США по ядерному будущему (Blue Ribbon Commission), созданной после заморозки проекта Юкка Маунтин.

В Швейцарии измельченный графит в качестве наполнителя цементной матрицы уже использовали для иммобилизации твердых отходов.

В 2015 г. «ОДЦ УГР» создало пункт долговременной консервации особых РАО на площадке промышленного уран-графитового реактора (ПУГР) ЭИ-2. Это первый в мире опыт захоронения такого реактора.  Учитывая наличие инфраструктуры и технической базы, МАГАТЭ поддержало предложение «Росатома» о создании на базе «ОДЦ УГР» международного центра по отработке технологий обращения с графитом. Основными направлениями работ Центра станут: разработка технологий разборки графитовых кладок; технологий и алгоритмов характеризации облученного графита; технологий его сортировки; технологий дезактивации, кондиционирования, упаковки и захоронения облученного графита.

Оценивая технологические перспективы, специалисты центра считают, что окисление (сжигание) облученного графита, сопровождаемое выделением долгоживущего 14С в атмосферу, в связи с политическими и нормативными ограничениями нежелательно. Из опробованных в лабораторном масштабе вариантов объемной дезактивации: инертным газом, паром, воздухом, - оптимальная технология, при которой минимизировались бы потери массы самого графита, пока не выбрана. Наиболее перспективным способом изоляции графита на время сохранения его потенциальной опасности является получение изостатическим горячим прессованием в инертной атмосфере высокоустойчивого компаунда, содержащего облученный графит. В 2016 г. в ходе НИР были выданы рекомендации по составу и режимам получения компаунда для включения облученного графита. С АО «ОДЦ УГР» был заключен госконтракт по данной тематике на 2017-2019 гг.

Разработка эффективных методов дезактивации, упаковки и создания специальных барьеров позволяет обосновать возможность приповерхностного захоронения графитовых РАО.

 

Вариант долговременного хранения

В качестве базового варианта вывода из эксплуатации реактора РБМК-1000 в России принят вариант долговременного хранения. При этом планируется использовать имеющиеся защитные барьеры на пути распространения радиоактивности в окружающую среду с дополнительной их герметизацией. По мнению авторов такого сценария, это позволит принимать оптимальные с точки безопасности решения и корректировать их по мере развития новых технологий.

В связи со спецификой конструкции, необходимостью завершения работ по дезактивации, обращению с ОЯТ и РАО, накопленными на блоках за период эксплуатации, реализация стратегии немедленного демонтажа энергоблоков с РБМК может продолжаться десятки лет. Так, продолжительность вывода из эксплуатации блоков 1-й очереди Ленинградской АЭС составит около 28 лет. Мощность дозы от графитового блока после 10 лет выдержки достигнет транспортного критерия, что позволит обращаться с ОГ более безопасно и менее затратно. При демонтаже кладок УГР предусматривается упаковка графитовых изделий в контейнеры, предназначенные для транспортировки и передачи Национальному оператору РАО для захоронения. Принципиально возможно использование для захоронения графита класса 2 (графитовые кладки) существующих сертифицированных контейнеров. При действующих тарифах затраты на захоронение РАО класса 2 составят около 70-80% затрат на ВЭ.

В Литве время от начала вывода ИАЭС из эксплуатации по сценарию немедленного демонтажа до состояния «коричневой лужайки» оценено в 75 лет. Именно проблемы с утилизацией радиоактивного графита ректоров РБМК создают дополнительные затруднения, делают процесс ВЭ более длительным, чем для реакторов ВВЭР. В Европарламенте полагают, что "исходя из имеющихся оценок и планируемой даты окончательного закрытия ИАЭС в 2038 г., для этой цели после 2020 г. потребуются значительные дополнительные финансовые ресурсы. Для завершения плана вывода из эксплуатации необходимо будет устранить финансовый пробел в 1,548 млрд евро". Ранее в рамках финансовой программы с 2021 по 2027 гг. на финансирование предусматривалось 780 млн евро.

По мнению экс-директора Игналинской АЭС В.И.Шевалдина, с демонтажем реактора не стоит спешить. Ученые многих стран работают над этой проблемой. В настоящий момент главное – обеспечить безопасное хранение. Демонтаж и перемещение РАО также должны быть безопасными. По мнению литовских коллег, Ленинградская станция готова к выводу из эксплуатации 1-го блока. Блок будет расхолаживаться, останавливаться на плановый ремонт. Остановленный блок требует соответствующего содержания: поддержания водно-химического, вентиляционного режима, радиационной безопасности. Демонтаж станции начинается с самого чистого оборудования. На Игналинской АЭС турбинный зал 1-го блока демонтирован уже полностью, на 2-м блоке этот процесс заканчивается. 80% демонтированного металла после очистки идет на продажу на металлолом. С ядерным топливом в течение года делать ничего нельзя, затем можно начать вывозить его для выжигания на соседние реакторы. Такой вариант был реализован на ИАЭС. В течение трех лет 900 кассет с 1-го блока использовались на 2-м блоке. Это позволило сэкономить около 450 кассет.

На ЛАЭС отлажена схема отправки ОЯТ на мокрое хранение, после разделки ОТВС отправляются на длительное хранение в Красноярск. Ленинградской АЭС в этом плане проще. Игналинская станция была вынуждена построить долговременное (на 50 лет) хранилище на территории станции. Сейчас в него уже выгружены 84 контейнера, всего их будет 190. Всё ОЯТ с двух блоков станции будет загружено в хранилище.

Активные работы по демонтажу в турбинном зале ЛАЭС сразу начать невозможно, поскольку работает 2-й блок, а турбинный зал у них общий.

В концепции представлен график ВЭ, подробно расписаны этапы выполнения работ. Останов 4-го блока планируется на 2025 г. Демонтажных работ на 1-м блоке до останова 4-го блока не планируется. Всё это время персонал 1-го блока будет заниматься разработкой документации, инвентаризацией всего проектного оборудования с точки зрения  металлоемкости, загрязненности оборудования. Будет производиться согласование отчетов со всеми контролирующими организациями.

Демонтаж непосредственно реактора целесообразно начинать только после разработки и апробации эффективных технологий обращения с облучённым графитом. Вся деятельность по выводу из эксплуатации проводится в строгом соответствии с принципом ALARA - оптимизации уровней облучения (As Low As Reasonably Achievable - настолько низко, насколько разумно достижимо), то есть с учётом всех социальных и экономических факторов.

Вариант с отложенной разборкой реактора позволяет до минимума снизить дозовые нагрузки на персонал при проведении работ. На подготовительном этапе на площадке ЛАЭС будут выполнены следующие мероприятия:

- перегрузка ядерного топлива из активной зоны реактора в бассейн выдержки;

- выдержка ОЯТ в бассейне выдержки;

- вывоз ОЯТ из бассейна выдержки в пристанционное хранилище ОЯТ;

- проведение дезактивации контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) в сборе;

- удаление теплоносителя из КМПЦ, радиоактивных рабочих сред из оборудования и технологических систем;

- проведение комплексного инженерного и радиационного обследования (КИРО) энергоблока, дальнейшее формирование базы данных для подготовки к выводу из эксплуатации энергоблоков.

ОЯТ 1-го энергоблока планируется повторно использовать на 3-м, а 2-го - на 4-м блоке. Количество "дожигаемых" ОТВС с 1-го блока может составить порядка 1000-1100 штук, что эквивалентно 600-670 свежих ТВС. Регулярные рейсы по доставке ОЯТ ЛАЭС в централизованное сухое хранилище камерного типа, расположенное на площадке ФГУП "Горно-химический комбинат", осуществляются железнодорожным транспортом в специальных транспортно-упаковочных комплектах ТУК-109 . Окончание вывоза ОЯТ с ЛАЭС запланировано на начало 2040-х гг.

В отличие от ОЯТ, которые будут захораниваться в специальных могильниках, окончательного решения по реакторному графиту нет. Предложения по переработке облученного графита в более низкий класс опасности сегодня находятся на уровне лабораторных исследований. Чтобы вывести предложения на промышленный уровень, необходима соответствующая технологическая площадка, которой и может стать Ленинградская АЭС.

 

Подготовила Т.А.Девятова

 

 

 
Связанные ссылки
· Больше про Атомная энергетика
· Новость от Proatom


Самая читаемая статья: Атомная энергетика:
Атомная энергетика России. Время упущенных возможностей

Рейтинг статьи
Средняя оценка работы автора: 2.24
Ответов: 29


Проголосуйте, пожалуйста, за работу автора:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 9 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: Новый этап в жизни ЛАЭС (Всего: 0)
от Гость на 23/01/2019
Вывод двух блоков Игналины стоит 3 млрд Евро, - а тут 4 блока -55 млрд рублей.  Опять нам врут, как и в случае с Керченским мостом. Интересно сколько будет реально?


[ Ответить на это ]


Re: Новый этап в жизни ЛАЭС (Всего: 0)
от Гость на 22/01/2019
"В отличие от ОЯТ, которые будут захораниваться в специальных могильниках"  -   а нельзя ли поподробнее об этом захоронении?


[ Ответить на это ]


Re: Новый этап в жизни ЛАЭС (Всего: 0)
от Гость на 22/01/2019
В мире выведено из эксплуатации много графитовых реакторов. И никто не планирует производить какие-то операции с облученным графитом. Никто не хочет размазать эту графитовую пыль по окрестностям. Только дураки из Игналины и Соснового бора наплевали на жителей городов, мечтают вытащить и упрятать графит в хранилищах. Ну, точно к 2100 году планета будет непригодна для жизни людей.


[ Ответить на это ]


Re: Новый этап в жизни ЛАЭС (Всего: 0)
от Гость на 23/01/2019

Мне кажется , что  настало  время  создать в стране   отдельное министерство утилизации отходов с экологической  инспекций,  промедление смерти подобно Мы  за  годы  социализма  уже превратили  страну  в помойку.  Как  свежий  воздух  нужно  министерство "очистки"  от старых АЭС, от утонувших подлодок, от  затопленных реакторов,  от бытовых отходов,  от индустриальных  и сельскохозяйственных отходов и  от военного  брошенного имущества  ) . Каждое предприятие должно   уплачивать утилизационный сбор, который будет  направлен  на утилизацию   отходов  от  его деятельности. Нужно начать очистку  с острова Кильди́н — острова в Баренцевом море, в 1,5 километрах от Мурманского берега Кольского полуострова , где по   глупости  министерства  обороны  затоплена атомная подводная лодка  и оставлено имущество министерства обороны .  Остров   Кильдин сделать для  примера  всем   островом  экологической чистоты .      


[
Ответить на это ]


Re: Новый этап в жизни ЛАЭС (Всего: 0)
от Гость на 24/01/2019
Министерство по отходам натурально будет заинтересовано лишь в одном: чтобы эти отходы никогда не перевелись.


[
Ответить на это ]


Re: Новый этап в жизни ЛАЭС (Всего: 0)
от Гость на 24/01/2019
Утилизационный-то сбор организовать можно. До кучи к остальным имеющимся сборам.Но где гарантии, что деньги пойдут на целевые нужды, а не на сирию/мост/мундиаль?


[
Ответить на это ]


Re: Новый этап в жизни ЛАЭС (Всего: 0)
от Гость на 24/01/2019
Отходы не переведутся,  они возрастают с каждым днем..    Один только пример.   Большинство  бытовых   предметов   стало  одноразовым   -   одноразовые  шприцы -  одноразовые перчатки,    одноразовые  пеленки.   одноразовые платки  одноразовая посуда,  одноразовые  полотенца. одноразовые авторучки.пипетки .пробирки  Одноразовые упаковки   пластмассовые бутылки от воды от соков и лимонадов ...    Большинство бытовых   предметов   выпускается с небольшим сроком эксплуатации - мобильные телефоны , факсы, принтеры ,радио приемки ,телевизоры, стиральные машины   Как  видим  за последние  50 лет  в   технологии   жизни  прошли коренные изменения,  а  в технологии утилизации  все   осталось    прежним,  поэтому у  городов  быстро  выросли    вонючие свалки .  Отходы гниют и   создают   невыносимые  условия для  жизни , к невыносимым  запахам от свалок невозможно  приввыкнуть.  Они   приведут  к социальным протестам, поэтому есть надежда на  развитие технологий по  утилизации.   
        


[
Ответить на это ]


Re: Новый этап в жизни ЛАЭС (Всего: 0)
от Гость на 24/01/2019
Утилизационный-то сбор организовать можно. До кучи к остальным имеющимся сборам.Но где гарантии, что деньги пойдут на целевые нужды, а не на сирию/мост/мундиаль?
=====================================
Но  этом случае  нельзя винить госдеп СЩА , а только себя.




[
Ответить на это ]


Re: Новый этап в жизни ЛАЭС (Всего: 0)
от Гость на 02/02/2019
Первый энергоблок Ленинградской АЭС-2 в Сосновом Бору — запущен в феврале 2018-го,  на пять лет  позже первоначального срока,  на строительство  было  затрачено  более 7.5  миллардов  долларров.     Больше всего господин Нагинский и его компаньоны не любят контроль за  деятельностью   «Титан-2 » .  Одна из самых закрытых корпораций   «Титан-2 » .  Невозможно  придти  на атомную станцию и проверить все,  что там настроил Титан-2 , все  что накупил  "Титан-2 "  .   Возможно, всех нюансов о  возведении  ЛАЭС-2,  мы не узнаем никогда», —или  узнаем только тогда,  когда  случится   авария  . «Титан-2  заключал договоры с подрядчиками через своих «дочек»,  на поставку  дешевого  оборудования, низкого качества.


[
Ответить на это ]






Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(921)9589004
E-mail: info@proatom.ru, webmaster@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: 0.11 секунды
Рейтинг@Mail.ru