Предприятие Госкорпорации "РОСАТОМ" АО ФЦЯРБ

Осторожно, вскрывается реактор!

Осторожно, вскрывается реактор!

В.А.Перовский, главный специалист ФГУП «ГИ «ВНИПИЭТ»

Переход на ядерную энергетику радикально изменил облик флота. В большой степени перемены затронули подводные силы, которые получили несопоставимые преимущества относительно кораблей с традиционными источниками энергии. Увы, паропроизводящим установкам атомных подводных лодок (ППУ АПЛ) также были свойственны ресурсные ограничения, обусловленные физическими особенностями использования ядерного топлива. Предельно упрощая представление о кинетике корабельных реакторов на тепловых нейтронах, выделим только некоторые особенности, характерные для энергетических реакторов подобного типа, а именно: • процесс деления ядер урана (с выходом невиданной по концентрации энергии) сопровождается накоплением продуктов деления, которые интенсивно захватывают нейтроны, тем самым препятствуя последним полезно взаимодействовать с ядром урана-235;

• постепенно активная зона реактора настолько «зашлаковывается» осколками деления и продуктами их распада, что, несмотря на наличие делящегося изотопа урана-235, реактор может возобновить работу только после удаления «шлаков» с полной заменой ядерного топлива;

• корабельный реактор в принципе не может израсходовать («сжечь») весь исходный делящийся материал за один цикл без периодических перезарядок;

• обращение с облученным топливом из-за его высокой радиоактивности классифицирует перезарядку реактора как в высшей степени потенциально опасную работу, требующую применения защитных устройств и средств дистанционного обслуживания.

Первая АПЛ пр. 627 «К-3» была принята в опытную эксплуатацию в 1958 году (акт приемки от 17.12.1959), к концу 1961 года атомная группировка Северного флота насчитывала 7 торпедных АПЛ пр. 627-А («К-3», «К-5», «К-8», «К-14», «К-52», «К-21», «К-11») и 3 ракетных АПЛ пр. 658 («К-19», «К-33», «К-55»). Однако быстро, в том числе и за счет ходовых испытаний, реакторные установки перечисленных кораблей израсходовали установленный энергозапас и нуждались в замене ядерного топлива. Справка: В период Карибского кризиса всю тяжесть противостояния флоту США как вероятному противнику взяли на себя дизельные ПЛ, и уже 1 октября 1962 года бригада подводных лодок Северного флота в составе четырех ПЛ пр. 641 вышла из губы Сайда и взяла курс на Кубу (к счастью, до вооруженного конфликта дело не дошло, и вскоре все советские ПЛ покинули район Карибского моря).Что касается наших атомных лодок, то их репутация оказалась под вопросом, поскольку руководство союзного Министерства обороны неадекватно восприняло аргументы Главного штаба ВМФ, возражавшего против похода технически неготовых АПЛ на Кубу. В сжатые сроки усилиями специалистов Средмаша (нынешнего Росатома) кампания активных зон типа ВМ-А была многократно увеличена. Тем не менее, периодическая перегрузка ядерного топлива стала непременным условием функционирования кораблей с ЯЭУ. Поразительный факт: созданные для этих целей специальные формирования – береговые и плавучие базы перезарядки реакторов при незначительной численности персонала (до 1400 чел. на весь флот от Камчатки до Гремихи), более чем скромных технических возможностях, при вечном дефиците перегрузочного оборудования за период 1961–2000 гг. (т.е. до ликвидации баз вместе с «утилизируемым» флотом) выполнили не менее 560 перезарядок реакторов, одновременно взяв на себя всю сферу обращения с ОЯТ и РАО. Попытаемся хотя бы частично раскрыть этот феномен, а также развеять мифы о радиоактивных «свалках» и оставшемся «ядерном наследии». Начинают лейтенанты Первой под плановую перезарядку реакторов в июне 1961 г. была поставлена АПЛ «К-14», которая освоила маршрут в Атлантику до параллели Гибралтара, прошла в подводном положении более 13 тыс. миль и имела на начало 1961 года реакторы, полностью выработавшие свой энергоресурс. Перезарядка производилась с 26.06. по 15.07.1961 по месту базирования АПЛ в Западной Лице и являлась первой подобной операцией, выполняемой силами флота. Справка: Некоторый опыт перегрузок активных зон у отечественных специалистов уже имелся. Еще до спуска на воду первой АПЛ на площадке Физико-энергетического института в Обнинске был построен и 08.03.1956 выведен на мощность наземный прототип корабельной ЯЭУ, (стенд 27 «ВМ»). После 9-месячной кампании из-за течи I контура работа стендовой ЯЭУ была прекращена, а активная зона с экранной сборкой выгружена силами разработчиков ППУ и стажерами из I экипажа строящейся АПЛ (в здании стенда предусматривалось хранилище ОЯТ, мостовой кран, иные технические средства). Кстати, аварийная выгрузка зоны вынудила проектантов внести изменения в конструкцию реактора и существенно упростить систему I контура. Также зимой 1958/59 гг. была осуществлена перегрузка носового реактора в ходе опытной эксплуатации первой отечественной АПЛ «К-3». Работы выполнялись «Севмашем» в Северодвинске и послужили базой для создания штатного перегрузочного оборудования. В отличие от развитой инфраструктуры и производственных возможностей в Обнинске и Северодвинске район базирования АПЛ в Заполярье только начинал обустраиваться, береговая техническая база (569 БТБ СФ) заканчивала укомплектование персоналом, все сооружения БТБ в губе Андреева находились в стадии строительства, включая причальный фронт, инженерные сети, хранилище ОЯТ и т.д. Тем не менее, перезарядка реакторов на АПЛ «К-14» началась в установленный срок (на лодке одновременно шла замена парогенераторов). Из состава БТБ были сформированы 8 рабочих смен: 4 смены для работы в реакторном отсеке и 4 смены для приема облученных тепловыделяющих сборок (ОТВС) и подготовки свежих сборок к загрузке в реакторы. Сменами руководили 8 старших лейтенантов, выпускников Пушкинского Высшего военно-морского инженерного училища, прошедших 7-месячную подготовку по физике ЯЭУ. Назовем их поименно: Юрий Артамонов, Станислав Галактионов, Виктор Кирсанов, Владимир Кот, Борис Прусаков, Евгений Северцев, Анатолий Чертков, а также автор этих строк (пятеро здравствуют и проживают в Санкт-Петербурге). Именно эти совсем молодые офицеры первыми вскрыли оба реактора, выгрузили 360 облученных ТВС, провели профилактику внутренних полостей реакторов, сформировали две активных зоны из свежих ТВС (в каждый реактор вручную загружалось по 180 сборок), установили на корпуса реакторов крышки и уплотнили оба аппарата давлением в 250 атмосфер. Столь же молодые офицеры – Александр Грачёв и Станислав Селинский провели физико-нейтронные измерения и осуществили физический пуск реакторов. Прием ОТВС производился в хранилище прибывшей из Северодвинска ПТБ пр. 326 («ПМ-124»), там же размещалось перегрузочное оборудование «ПУ-2» и комплект свежих активных зон. Не обошлось без курьезов – вместо отсутствующего гайковерта для разъема крышки приспособили пустой кислородный баллон, приварив к нему головку от гидравлического ключа, осушение аппаратов в ходе промывок выполняли ручной пожарной помпой XIX века (кстати, в присутствии академика А.П.Александрова), со дна одного из реакторов подняли посторонние предметы, оставленные со времен заводской сборки. В головной перезарядке реакторов на «К-14» участвовало немало специалистов с опытом корабельной службы, но основная нагрузка выпала на лейтенантские плечи. Удивительно то, что сложившийся порядок работ не претерпел по сути изменений до наших дней, а продолжительность перезарядки 2-х реакторов при 4-х сменной работе за 18 суток (!) остается непобитым рекордом. Процедуры Даже по меркам привычного ко всему судоремонта перезарядка лодочных реакторов оказалась исключительно трудоемкой операцией, сопряженной с действиями в стесненных условиях, с большими физическими нагрузками на персонал и неизбежным соприкосновением с открытыми источниками ионизирующих излучений. Корпусной реактор типа ВМ-А по простоте и надежности сравним разве лишь с танком Т-34. Но для доступа к реактору, находящемуся в нижней части перенасыщенного техникой одноименного отсека АПЛ, нужно разобрать и удалить все, что находится над реактором: корабельные конструкции, оборудование, трубопроводы, кабельные трассы и, главное, вырезать в районе реакторного отсека листы наружного и прочного корпусов размером 6 м на 4 м, причем таким образом, чтобы при возврате листов на прежние места не произошла деформация всего корпуса АПЛ. Образовавшийся над реактором проем выгораживается пластикатом, а над вырезом в корпусе АПЛ устанавливается защитное укрытие («Рубка»), которые и формируют радиационно-производственную зону работ. Вопреки бытующему мнению процедура извлечения облученных сборок из реактора затруднений не вызывает (как и перенос ОТВС в плавучее хранилище либо упаковка в транспортный контейнер, см. рис. 1, 2, 3). Разработанная полвека назад нижегородским ОКБМ связка «головка ТВС – цанговый захват – перезагрузочный контейнер» при обилии, увы, ручных операций без проблем позволяют 20-ти квалифицированным специалистам выгрузить активную зону за 1–2 суток. Справка: В корпусном водо-водяном реакторе активная зона формируется из индивидуальных сборок. По определению закона «Об использовании атомной энергии» от 21.11.1995 г. ст. 3 «тепловыделяющая сборка ядерного реактора – машиностроительное изделие, содержащее ядерные материалы и предназначенное для получения тепловой энергии за счет осуществления контролируемой ядерной реакции», соответственно «облученные тепловыделяющие сборки – облученные в ядерном реакторе и извлеченные из него тепловыделяющие сборки, содержащие отработавшее ядерное топливо». Активная зона корабельного аппарата содержит от 180 до 300 сборок, каждая весом до 20 кг и длиной до 3 метров. Флот также располагал восемью АПЛ с реакторами на жидкометаллическом теплоносителе, где активная зона выгружалась целиком в виде выемной части. Самой сложной технически и по радиационному риску является процедура вскрытия реактора. Даже после раскрепления основного разъема требуются немалые усилия для отрыва крышки от корпуса аппарата. Первые 15 лет все крышки (5 тонн веса при диаметре более 1,5 метра) подрывались давлением I контура, и требовалось филигранное управление запорной арматурой, чтобы избежать пролива теплоносителя в реакторный отсек. Столь же важным было не допустить перекоса крышки и ее стопорение («зависание») на безопасной высоте в 43 мм, а при дальнейшем подъеме обеспечить нахождение органов компенсации реактивности на нижних концевиках. Проблемные ситуации в ходе перезарядок возникали мгновенно. К примеру, большими неприятностями грозило образование трещин в футеровках? тонкостенных вставных рубашках, защищающих изнутри корпус реактора от нейтронного излучения и агрессивной среды I контура. Справка: Активная зона реактора размещается в так называемой экранной сборке (сб. «26»), которая фиксируется в корпусе реактора шпонками, причем пазы шпонок проходят через футеровку. Неудачно выбранная форма пазов вызвала напряжения металла и спровоцировала появление трещин с перспективой полного разрушения футеровок. Конструкторы ППУ настаивали на замене корпусов у всех находящихся в эксплуатации реакторов АПЛ (100 аппаратов!). Военные моряки сохранили флоту дорогостоящую технику. Теперь при каждой перезарядке извлекалась экранная сборка, в реакторе заваривались пазы, ремонтировалась футеровка, устанавливалось новое крепление сборки «26». Удачной оказалась разработанная московским НИКИМТ оснастка, позволявшая вести работы внутри облученного корпуса реактора. К сожалению, рамки статьи не позволяют остановиться на людях, в первую очередь руководителях среднего звена. Подстать времени они были подвижниками, предпочитавшими не полагаться на интуитивные прозрения и тем более действовать на грани авантюр. Стоило руководителю перезарядки на АПЛ «К-11» кап. III ранга Гришнякову И.Г. (574БТБ, Гремиха) для ускорения работ пренебречь установкой упора при подъеме крышки – и вспышка СЦР, авария, потеря реактора (живой тому свидетель, поскольку пришлось участвовать в герметизации полуразрушенного реактора перед его затоплением вместе с отсеком). Своими жизнями заплатили перезарядчики на Тихоокеанском флоте за нарушение технологии вскрытия реактора на АПЛ «К-431». Справка: Особенностью аппаратов I поколения была конструкция компенсирующей решетки (КР), тяга которой проходила через крышку реактора и без фиксации тяги специальным упором крышка при подъеме могла захватить КР и вызвать несанкционированное освобождение реактивности. Небрежность при установке упора привела к двум тяжелым авариям при перезарядке реакторов – в 1965 г. (Северодвинск, АПЛ «К-11») и в 1985 г. (гб. Чажма, АПЛ «К-431»), последняя с трагическим финалом – мгновенно погибли 10 военнослужащих, и навсегда оказался выведенным из строя подводный ракетоносец пр. 675. Всего два неверных шага из 560 операций – но они имели место быть. Организация процесса Изначально перегрузку топливных элементов активных зон планировалось осуществлять силами ВМФ и только в местах его базирования. Отсюда при создании на Северном и Тихоокеанском флотах технических баз перезарядки реакторов – береговых (БТБ) и плавучих (ПТБ) предполагалась их полная самостоятельность по обслуживанию АПЛ. Опыт первых перезарядок развеял эти иллюзии и показал большую зависимость проведения операции № 1* от промышленности. * Условное наименование перезарядки реакторов АПЛ.

С пересмотром некоторых первоначальных позиций сложившаяся в 60-е годы система перезарядок реактора опиралась на три концептуальных принципа:

• Замена активных зон производится силами выездных команд БТБ и средствами ПТБ, включая прием и дальнейшее обращение с ОЯТ и РАО.

• Сопутствующие работы на корпусе АПЛ выполняются судоремонтными заводами.

• Перезарядка реакторов, как правило, совмещается с ремонтом (модернизацией) корабля и проводится на территории судоремонтного предприятия**.

** Отдельные работы выполнялись по месту базирования в Зап. Лице и Гремихе.

Как функционировала данная система, к примеру, на Северном флоте? Местом перезарядки реакторов АПЛ являлись акватории заводов в Северодвинске («Звездочка», «Севмаш»), в Полярном (10 СРЗ), в Снежногорске (СРЗ «Нерпа»), в Мурманске (СЗР 35) куда последовательно из пунктов базирования направлялись АПЛ, ПТБ и команда БТБ в составе 20-25 военнослужащих (50% – офицеры). Конкретно на каждую из сторон возлагалось:

Завод – корпусные работы, демонтаж общекорабельных систем, ремонт ППУ

ПТБ – доставка перегрузочного оборудования и свежих зон, прием ОЯТ и РАО

БТБ – (выездная команда) – вскрытие реактора, выгрузка ОТВС, профилактика аппарата, загрузка свежих ТВС, уплотнение реактора, физический пуск Система из разнородных формирований, развернутая в 1000-километровой операционной зоне, в одночасье бы рухнула без отлаженного управления. На каждую операцию по флоту отдавался приказ, в котором устанавливались сроки, обозначались силы и средства, определялся порядок следования к месту работ АПЛ и судов обеспечения, оговаривались обязанности должностных лиц по соблюдению ядерной и радиационной безопасности. В наше обюрократизированное время трудно представить, что все управленческие функции по планированию, формированию производственных программ БТБ и ПТБ, материальному обеспечению (от активных зон до респиратора «Лепесток»), включая капстроительство, обучение персонала и т.д., осуществлялись 2-мя офицерами Технического управления СФ, которым к тому же вменялось присутствие на ключевых этапах очередной операции – вскрытии реакторов и загрузке свежего ядерного топлива. Парадокс – предельная концентрация столь разнообразных обязанностей видимо способствовала работоспособности всей системы (кстати, автору довелось 9 лет трудиться в описанной выше управленческой сфере). Несколько цифр, подтверждающих результативность сложившегося комплекса перезарядок реакторов в целом. Если за 1961–72 гг. флотом было перегружено 50 реакторов (СФ – 32, ТОФ – 18), то уже в период 1973–85 гг. были заменены активные зоны на 252 реакторах (СФ – 172, ТОФ – 80). Только на Северном флоте, к примеру, в 1975 году выполнялась перезарядка 20 реакторов (из них 12 реакторов на стратегических АПЛ), в 1976 – 17 реакторов (из них 12 на стратегических АПЛ), в 1984 – 20 реакторов (из них 16 на стратегических АПЛ). Всего же на Северном и Тихоокеанском флотах к 2000 году была произведена перезарядка не менее 560 реакторов. Наследие Начиная с 1961 г. все результаты перезарядок, а также образующиеся при эксплуатации и ремонте АПЛ твердые РАО* и отслужившее оборудование ППУ переправлялись и складировались на БТБ в гб. Андреева и п. Гремиха (Кольский п-в), в бх. Сысоева (Приморский край), в бх. Горбушечья (Камчатка). В 2000 г. все 4 береговые базы перезарядок реакторов были расформированы, а их территория и сооружения перешли в ведение вновь созданных структур Росатома – ФГУП «СевРАО» и ФГУП «ДальРАО». * Жидкие РАО с санкции союзного Минздрава до 1993 г. судами технического обеспечения сбрасывались в Арктические и Дальневосточные моря Множество публикаторов пытаются представить наследие ВМФ как ядерную свалку, возникшую в результате безответственной деятельности военных специалистов. Попытаемся опровергнуть эти популярные заблуждения на примере эксплуатации базы в губе Андреева (569 БТБ СФ), на долю которой выпала радиационная нагрузка, превышающая суммарное воздействие на остальные базы. Отметим, что многие сооружения БТБ, предназначенные для работ с радиоактивными средами, по разным причинам оказались невостребованными и саморазрушились без какого-либо контакта с радиоактивностью, в т.ч. комплекс очистки ЖРО, цех дезактивации, вентцентр, ПСО и др. (Столь же печальная судьба у морской составляющей – два специальных транспорта проекта 11510 «Амур» и «Пинега» водоизмещением 8500 т с установками для очистки ЖРО производительностью 120 м3/сутки оказались непригодными для объектов флота и 20 лет простаивают у причалов без дела). Бывшее хранилище ОЯТ – здание 5. Проблемы этого по-своему уникального сооружения были обусловлены, увы, проектными ошибками. Гигантское здание для хранения упаковок с ОТВС от 80 корабельных реакторов не имело автономной водоочистки, для облицовки бассейнов использовался черный металл, конструкция подвесок приводила к самопроизвольному падению упаковок на дно бассейна и т.д. Следствием этих просчетов явились аварийные протечки (до 30 м3/сутки), вынудившие прекратить с 1983 г. дальнейшую эксплуатацию хранилища.

К чести военных моряков авария была локализована собственными силами, к 1989 г. хранилище освобождено от ОЯТ (при поддержке специалистов НИТИ и группы учебного Центра ВМФ под руководством В.К.Булыгина), визуальным осмотром и фотосъемкой дна бассейнов каких-либо фрагментов ОТВС выявлено не было. Но и спустя 20 лет после выгрузки топлива и осушения бассейнов здание продолжает содержать накопленную активность за счет цезия-137 и стронция-90 (и возможных минимальных просыпей топлива).

При всей пестроте дискуссий единственным вариантом ликвидации здания 5 является, по убеждению автора, снижение этажности и захоронение оставшегося строения по месту, т.е. превращение бывшего хранилища в региональный приповерхностный могильник («зеленый холм»).

Всего за указанный период было вывезено ОЯТ от 195 реакторов (с превышением от образования на 5 комплектов) и только с 1989 г. вывоз корабельного ОЯТ пошел на спад. В целом к 2000 г. базами флота было отправлено на ПО «Маяк» ОЯТ не менее чем от 400 реакторов (~ 220 эшелон/рейсов), причем эта титаническая работа была выполнена персоналом БТБ без единого радиационного инцидента.

Справка: В Российской Федерации фактически реализуются два топливных цикла: замкнутый (т.е. с радиохимической переработкой ОЯТ) и отложенный (с длительным хранением ОЯТ в пристанционных и региональных хранилищах). По первому циклу проходит ОЯТ АПЛ (также ВВЭР-400, реакторов БН и исследовательских установок), второй цикл распространяется на абсолютное большинство реакторов АЭС (РБМК-1000, ВВЭР-1000), а также реакторы АПЛ с ЖМТ и часть ледокольных зон. Наш единственный завод РТ-1 (ПО «Маяк») по состоянию на 2002 г. переработал ~ 3500 т ОЯТ, из них 120 т корабельного ОЯТ (данные В. Короткевича и Е. Кудрявцева, Бюллетень по атомной энергии, 12/2002).

Несмотря на мажорные публикации по поводу переработки ОЯТ имеются большие проблемы по сбыту регенерированного урана, и только использование продукта, полученного при регенерации ОЯТ АПЛ, делает процесс переработки экономически оправданным (по данным Б.Никипелова, на складах Англии, Франции и России скопилось до 9000 тонн регенерата, невостребованного для производства вторичного топлива, Бюллетень по атомной энергии, 9/2002).

Ядерная свалка. Немало авторов, как зарубежных, так и отечественных, иначе бывшую техническую базу в гб Андреева не именуют, утверждая, что это самое крупное хранилище радиоактивных отходов в Европе.

Но обратимся к реальным цифрам. На данный момент в приспособленных для хранения ОЯТ трех заглубленных емкостях (блок «сухих» хранилищ) содержится ~ 35 тонн урана, в т.ч. по делящемуся изотопу урану-235 не более 5–6 тонн. Для сравнения – в один блок РБМК-1000 на ЛАЭС загружается ~ 200 тонн урана (не менее 4 тонн по урану-235), а ежегодная выгрузка ОЯТ из реакторов российских АЭС составляет в среднем ~ 700 тонн и только от 11 блоков РБМК-1000 по данным за 2002 год в станционных хранилищах накопилось 9500 тонн ОЯТ. Что касается неделящихся РАО – их объемы на бывших БТБ составляют мизерные величины относительно объемов, образующихся на предприятиях Росатома.

При всей суете вокруг гб. Андреева (и Гремихи тоже) удаление 35 тонн урана из полукустарных сооружений и теряющих свою целостность устаревших упаковок – все-таки не сверхзадача. Во времена министра Е.Славского и главкома С.Горшкова для подобной операции квалифицированному персоналу БТБ потребовалось бы не более 2–2,5 лет с соблюдением всех норм безопасности.

За 7 лет пребывания под гражданской юрисдикцией на бывших базах Северного флота тишина. Персонал уповает на превращение непривлекательных процедур в нажатие мифической кнопки, а ученые мужи остаются в плену фантастических построений, суть которых объяснить рациональными резонами невозможно (кстати, на бывшей БТБ в Приморском крае картина совершенно иная, поскольку упор делается на собственные силы и проверенные практикой наработки).

Инициированная недавно норвежской прессой волна публикаций о втором Чернобыле в гб. Андреева – это, конечно, круто и нужно иметь большую фантазию, чтобы смоделировать ядерный взрыв в упаковке из 7-ми ОТВС (корабельная сборка из числа находящихся в блоке «сухих» хранилищ имеет ограниченное количество делящегося материала – в граммах). Вопросы реабилитации сооружений бывших БТБ не являются темой настоящей статьи, но складывается впечатление, что с одной стороны идет беспочвенное нагнетание страхов, с другой – всячески затягивается экологическое оздоровление бывших объектов ВМФ и не без «помощи» зарубежных спонсоров. Что касается наследия – военные моряки не заслуживают упрека, поскольку, во-первых, за счет вывоза на х/к «Маяк» удалили большую часть ОЯТ за пределы своих объектов, во-вторых, при аварийных ситуациях в береговых сооружениях не допустили массового распространения радионуклидов во внешнюю среду и, в-третьих, разрешали свои проблемы самостоятельно, без дорогостоящих посредников и более чем скромном вознаграждении (как по постановлению Е.Гайдара от 28.06.1992 № 438 так и по постановлению М.Фрадкова от 15.12.2004 № 841 морякам срочной службы, занятым работами по перезарядке реакторов, выплачивается ежемесячная надбавка в 50 рублей (!), офицерам – в размере 35% от должностного оклада). Заключение Система перезарядок корабельных реакторов, сложившаяся в 60-е годы и просуществовавшая до 2000 года была востребована наличием мощной атомной группировки в составе Военно-морского флота бывшего союзного государства. В прежние годы только на Северном флоте было 4 соединения стратегических подводных ракетоносцев и еще одно – на Камчатке. Сейчас Тихоокеанский флот утратил свое стратегическое значение, а возможности Северного флота сузились до боевого потенциала одной дивизии.

Иные времена – другая организация. Только жаль, если опыт и наработки прошлых поколений будут легко забываться.

P.S. P.S. 2 июля с.г. на Красненьком кладбище был похоронен бывший главный инженер базы перезарядки в гб Андреева капитан I ранга в отставке Кот Владимир Васильевич. Ему и всем, безвременно покинувшим этот мир перезарядчикам реакторов, посвящается статья.

назад


Новости по теме:

Похожих записей не найдено
Вопрос директору
Внимание!
Не используйте в тексте вопроса персональные данные третьих лиц (фамилии, имена, телефоны и др), а также сведения о предприятии, которые могут носить секретный характер.
Отправляя данную форму, я соглашаюсь с тем, что передаваемые персональные данные будут храниться и обрабатываться в соответствии с законом ФЗ N 152 «О персональных данных»

© 2008–2018 АО ФЦЯРБ.
Россия, Москва, Каширское ш., д.33, к.18, (территория АО «ВНИИХТ»), +7 495 780 74 83, fcnrs@rosatom.ru