На днях были озвучены планы по строительству новых энергоблоков Кольской АЭС-2. Директор Кольской АЭС Василий Омельчук на пресс-конференции 18 июня 2021 года заявил, что станция замещения будет двухблочной, то есть в ее составе будет два энергоблока типа ВВЭР мощностью 600 МВт каждый со спектральным регулированием. В настоящее время проект находится на этапе подготовки к разработке. Начало сооружения запланировано на 2028 год, а ввод в эксплуатацию первого блока - на 2034 год. Но чтобы понять, зачем нужно замещение энергоблоков и почему выбраны именно такие их параметры, давайте посмотрим сначала на саму АЭС и ее роль в энергосистеме региона. Кстати, как обычно я записал видеоверсию этой статьи. Не забывайте подписываться на мой youtube-канал (это очень поможет его развитию!), где я рассказываю об атомной энергетике и ядерных технологиях, и не только о том, что публикую в виде больших статей.   Кольская АЭС находится на Кольском полуострове, на 170 км южнее Мурманска и в 12 км от города атомщиков Полярные Зори. Это первая в мире атомная станция, построенная за полярным кругом, еще в начале 1970-х. На самом деле за полярным кругом всего три АЭС в мире, и две другие тоже в России, на Чукотке - Билибинская АЭС и пришедшая ей на смену несколько лет назад плавучая АЭС. Они севернее Кольской АЭС, однако их мощности в 20 раз меньше. Так что Кольская АЭС - самая мощная из построенных в Заполярье и самая северная в Европе. Из иностранных АЭС самая северная - это АЭС Олкилуотто, в Финляндии, и она на 700 км южнее. Кольская АЭС состоит из четырых энергоблоков с реакторами ВВЭР-440, суммарная установленная мощность всей АЭС – около 1760 МВт. Это примерно половина от всей установленной мощности энергосистемы Мурманской области (ок 3500 МВт). Сам регион энергоизбыточный, примерно треть всей вырабатываемой электроэнергии идет за его пределы – в соседнюю Карелию, в Ленинградскую область и за границу – в Финляндию и Норвегию. Особого роста потребления энергии в регионе нет, поэтому АЭС уже не первый год работает недозагруженной – примерно на 60-65% максимальной мощности, при этом покрывая почти 80% от потребностей области. Более 90% электроэнергии потребляет промышленность – многочисленные предприятия региона по добыче сырья для химической и металлургической промышленности, производству алюминия и цветных металлов и т.д. Население потребляет менее 10% электроэнергии. Еще около 1600 МВт мощностей в регионе - это гидроэлектростанции, и всего 250 МВт - станции на угле. Так что казалось бы, в регионе довольно чистая электроэнергетика, с низким уровнем выбросов. Однако электричество далеко не главный энергоресурс региона. Большая часть энергии в Заполярье идет на отопление. Поэтому среди всех энергоресурсов, потребляемых в области в пересчете на условное топливо, примерно 80% приходится на мазут. Именно мазутом, например, отапливается весь 300-тысячный Мурманск – крупнейший в мире город за полярным кругом. Еще около 18% энергии, в первую очередь тепла, регион получает из угля. А на электричество приходятся менее 4% всей потребляемой энергии. Так что суммарно Мурманская область потребляет в год около 2 млн. тонн мазута. И все это топливо завозное. При этом когенерация, т.е. совместное производство электричества и тепла на ТЭЦ, практически отсутствует, т.к. электричество получается гораздо дороже, чем от АЭС и гидроэлектростанций. Мурманская область с ее незамерзающими портами и базой атомного ледокольного флота - это наши ворота в Арктику через Северный морской путь, где добывают природный газ и транспортируют его в сжиженном виде в Европу. Но при этом сама область так до сих пор и не газифицирована. Кроме того, в порту Мурманска в центре города идет перевалка открытым способом миллионов тонн угля, идущего на экспорт. И хотя в последние годы там предпринимаются меры по снижению пыления, все же уголь умудряется доставлять неприятности мурманчанам даже не будучи сожженным для отопления. Так что с одной стороны, сейчас в регионе электроэнергии хватает с избытком, серьезного прироста ее потребления не ожидается. С другой – есть огромный потенциал по снижение выбросов, по электрификации региона, переводу отопления на электричество или на производство водорода с помощью чистой низкоуглеродной энергии АЭС и гидроэлектростанций. Возможно поэтому Мурманскую область планируют включить в число российских регионов, где будет проводиться эксперимент по достижению углеродной нейтральности - Carbon free zone. Насколько я понимаю, к сожалению, не на всей территории региона, а лишь в ограниченном масштабе. В прошлой статье я уже рассказывал, что такой эксперимент будет проводиться в ближайшие 5 лет на Сахалине. Компания Энел к концу 2021 года планирует построить в Мурманской области ветропарк на 200 МВт. На основе ветроэнергетики планируется с 2025 года производить по 12 тыс. т. "зеленого" водорода. Хотелось бы, чтобы он пошел на озеленение энергетики самого региона и замену мазута и угля в отоплении, а не на экспорт. На Кольской АЭС Росатомом тоже реализуется пилотный водородный проект. К 2023 году там планируют ввести в работу стендовый испытательный комплекс с электролизными установками для производства водорода мощностью 1 МВт, а в дальнейшем увеличить его мощность до 10 МВт. В дальнейшем этот опыт могут распространить на другие АЭС. Но для самой Кольской АЭС это возможный вариант увеличения ее загрузки и повышения эффективности. Маленькое лирическое отступление. Автор этих строк не раз бывал на Кольском полуострове и в Мурманске, и однажды около недели был в командировке на Кольской АЭС. Край этот прекрасен своей природой, радующей своей суровостью глаз уральца, а сама станция полна технических новинок и приятных мелочей. Но чтобы не перегружать эту статью личным, просто отправлю желающих к отдельным записям в моем блоге по этой теме - раз и два. Давайте теперь посмотрим на энергоблоки, работающие на Кольской АЭС, которые собираются заменить. Это четыре реактора ВВЭР-440. "440" – это его электрическая мощность в мегаваттах. ВВЭР – это тип реактора. Расшифровывается это как водо-водяной энергетический реактор. Это значит, что вода в нем используется и как замедлитель нейтронов, для поддержания цепной реакции деления урана, и как теплоноситель, который отводит тепло от ядерного топлива. Причем вода в реакторе нагревается до 300 градусов, но не закипает, поскольку находится под давлением более 120 атмосфер. Затем эта вода из первого контура через герметичный теплоомбенник передает тепло воде второго контура, и уже та кипит, пар крутит турбину и генератор. На западе такой тип реакторов называется PWR – Pressurized water reactor, или водяные реакторы под давлением. Водо-водяные реакторы - это основная технология мировой атомной энергетики. Около 300 действующих реакторов АЭС мира из 442 - это PWR и ВВЭР. И еще около 60 тоже водо-водяные, но построены по одноконтурной схеме, с кипящей прямо в реакторе водой. Причем идет тенденция к увеличению мощности - в 1960-е начинали с сотен мегаватт, а теперь основные игроки на рынке нового строительства водо-водяных блоков - блоки мощностью от 1000 до 1600 МВт. Конкретно энергоблоков с реакторами ВВЭР-440 в мире было построено более 30, из которых до сих пор работают около 20. Причем большая часть из них за границей, где их строил СССР – в Финляндии (АЭС Ловииса, 2 блока), Чехии (4 блока АЭС Дукованы), Венгрии (4 блока АЭС Пакш), Словакии (2 блока АЭС Богунице и 2 блока АЭС Моховце), Украине (2 блока Ровенской АЭС) и Армении (1 блок Армянской АЭС). Еще были в Болгарии и Германии, но там их закрыли раньше всех. Большую часть корпусов ВВЭР-440 для АЭС Восточной Европы, кстати, делала чешская Шкода. В России работающих энергоблоков ВВЭР-440 осталось лишь пять: четыре на Колькой АЭС и один на Нововоронежской АЭС, где строились все первые референсные типы реакторов ВВЭР от мощности в 220 МВт до 1200 МВт. В регионах с высоким потреблением энергии, что у нас в стране, что за рубежом, сейчас более востребованы реакторы большой мощности – 1000 МВт и выше. Основной флагманский энергоблок ВВЭР, который сейчас строит Росатом на замену старым блокам и в России и на новых АЭС за границей – это ВВЭР-1200. Первые два энергоблока Кольской АЭС начали работу еще в далеких 1973 и 1974 годах. Это одни из самых старых ВВЭР-440. Сейчас им уже больше чем по 45 лет. При этом изначальный срок службы реакторов был 30 лет, и он, соответственно, закончился в начале 2000-х. Но их срок был продлен сначала на 15 лет, а в последние годы еще на 15 лет – до 2033 и 2034 годов. Т.е. в итоге они должны будут проработать по 60 лет. Тут надо отметить несколько моментов. Во-первых, продление эксплуатации - это не просто самовольное решение собственника станции работать дальше на свой страх и риск. Это сложный многолетний процесс обследования оборудования, его ремонта и модернизации, а затем обоснования безопасности перед контролирующими органами. На самом деле эти процессы идут на любой атомной станции постоянно, чтобы поддерживать ее работоспособность, повышать эффективность и приводить в соответствие с периодически ужесточающимися нормативными требованиями, в т.ч. по безопасности. Наука и техника не стоят на месте, поэтому на станциях обновляются все их системы и внедряются новые технологии. Поэтому за несколько десятилетий сама станция сильно меняется. Зачастую в процессе модернизации повышается ее КПД и увеличивается мощность. Например, модернизация первых двух блоков Кольской АЭС позволила помимо прочего повысить их мощность на 7%, а модернизация на финской АЭС Ловииса с реакторами ВВЭР-440 позволила повысить их мощность почти на 15%.  Для удовлетворения новым требованиям станцию укомплектовывают новыми и более совершенными системами безопасности, близкими к тем, что появляются на новых АЭС, чтобы она могла избегать все более опасных потенциальных аварий. Поэтому, как бы парадоксально это ни звучало, но зачастую с возрастом и показатели работы и безопасность АЭС не снижаются, а растут. Но для продления сроков эксплуатации этого мало. Есть оборудование, которое невозможно заменить или модернизировать. В первую очередь к таким элементам относится сам реактор, точнее незаменяемая его часть - корпус. Он подвергается наибольшим нагрузкам, и температурным, и механическим, и радиационным - от широкого спектра излучений, в первую очередь нейтронного, идущих от ядерного топлива в процесс работы реактора. Это приводит к так называемому радиационному охрупчиванию стали и снижению ее пластичности, особенно в критических сварных соединениях корпуса. Зачастую именно ресурсом корпуса реактора и его сварных швов технически и ограничен срок работы ядерного энергоблока. Кстати, на современных энергоблоках с реакторами ВВЭР-1200, которые у нас сейчас строят, новые материалы сталей и технологии их обработки позволяют делать корпус реактора сразу рассчитанным минимум на 60 лет работы с возможностью будущего продления еще на 20. А вот на корпуса ВВЭР-440 и ВВЭР-1000, изготовленные почти 50 лет назад, давали гарантию лишь на 30 лет. А дальше надо было их исследовать и смотреть за их состоянием.  И чтобы получить от контролирующих органов лицензию и разрешение на дальнейшую эксплуатацию блока, нужно доказать, что эти элементы еще могут безопасно работать. Или придумать, как восстановить их свойства. Еще в 80-е технологию по омоложению реакторов разработали. В 1989 году впервые на одном из самых старых реакторов ВВЭР-440 на третьем блоке Нововоронежской АЭС впервые была проведена операция так называемого отжига реактора. Физический принцип метода простой – если плавно нагреть металл до высокой температуры, а затем плавно охладить, то можно убрать накопившиеся в нем напряжения и дефекты, тем самым восстановив пластичность и трещинностойкость стали. Это позволяет продлить срок работы реактора на 10-15 лет, а саму операцию можно повторять, хоть и не бесконечно. Отжиг проводят в сухом корпусе реактора, освобождая его от топлива и внутрикорпусных устройств, и помещая внутрь специальную электропечь. Разработчики часто сравнивают принцип работы установки с большой сушилкой для обуви. ВВЭР-440 отжигают при температуре 475 градусов в течение 150 часов. А на всю процедуру с подготовкой уходит 2-3 недели. Сейчас отжигают уже не только корпуса ВВЭР-440 но и корпуса ВВЭР-1000, например, на Балаковской АЭС. Кстати, такой отжиг делают и на зарубежных реакторах. Например, те же ВВЭР-440 на АЭС в Финляндии и Словакии отжигала Шкода. А СССР и Россия уже проводили отжиг ВВЭР-440 на Ровенской АЭС (Украина), Армянской АЭС, АЭС Грайфсвальд (Германия) и АЭС Козлодуй (Болгария). На реакторах первого и второго энергоблоков Кольской АЭС такой отжиг проводили в 1989 и повторили перед последним продлением сроков эксплуатации в 2017 и 2019 годах. Надо сказать, что продление сроков эксплуатации АЭС – это нормальная, общемировая практика. Большинство реакторов АЭС в мире старше 30 лет, 14 из них работают уже более 50 лет. В США, например, есть несколько энергоблоков, которые уже получили повторную лицензию на работу до 80 лет. Да, модернизация и продление сроков требует затрат, не всегда возможны и не бесконечны, поэтому собственник всегда считает что выгодно - продлевать работу, если это вообще возможно, или останавливать блок. Но тем не менее, продлевать срок эксплуатации АЭС - это чаще всего гораздо дешевле, чем строить новый блок взамен старому, и это один из самых экономически эффективных способов создания (сохранения) низкоуглеродных источников энергии, что важно в свете глобального тренда на снижение выбросов. Итак, давайте теперь наконец то вернемся к исходной новости о том, чем же решено заменить выбывающие энергоблоки. Как сообщил директор Кольской АЭС Василий Омельчук: «Кольская АЭС-2 будет двухблочной, то есть в составе двух энергоблоков типа ВВЭР мощностью 600 МВт каждый со спектральным регулированием и высокими показателями безопасности.» Что такое ВВЭР понятно, что такое 600 МВт понятно. Почему выбрана такая средняя мощность тоже, в принципе, понятно. Сейчас Кольская АЭС имеет мощность 1760 МВт, но используется на 60-65%. Т.е. два блока по 600 МВт вполне заменят нынешние четыре. Пока речь идет о замещении первого и второго блоков Кольской АЭС. Третий и четвертый смогут проработать еще почти на 10 лет дольше. Так что есть запас по времени на принятие решения о расширении Кольской АЭС-2 для их замены, если вдруг будет понятно, что эти мощности будут востребованы. Почему вместо двух по 600 МВт не построить один на 1200 МВт тоже вполне понятно. Думаю дело в том, что энергосистема региона может не суметь компенсировать отключение такого крупного единичного источника в случае его плановой остановки на перегрузку и ремонт и тем более в случае неплановой остановки. А вот возможность маневрирования несколькими блоками меньшей мощности, как и сейчас, сделает всю энергосистему более надежной. Кстати, этот пример как раз объсняет нынешний огромный мировой интерес именно к малым модульным АЭС, поскольку они открывают рынок для таких вот небольших или условно изолированных энергосистем в отдельных регионах и странах. Давайте теперь разберемся, что же это такое диковинное - спектральное регулирование, которое впервые упоминается в связи со строительством новых энергоблоков в нашей стране. Сразу скажу, что ранее о таком говорили лишь как о проектах, их было много разных у нашего головного конструкторского бюро по реакторам ВВЭР - ОКБ Гидропресс. Скорее всего речь о проекте ВВЭР-С, но пока конкретных технических деталей не раскрывается. Итак, давайте с основ. В ядерном реакторе происходит деление тяжелых ядер урана. При их делении выделяются нейтроны, они попадают в другие ядра урана и процесс повторяется. Так идет цепная реакция деления. Но у нейтронов может быть разная энергия. У вылетающих при делении из ядра урана она высокая (более 1 МэВ) и они движутся с огромной скоростью – это быстрые нейтроны. Такие нейтроны плохо захватываются делящимся изотопом урана-235. Чтобы повысить вероятность захвата и, соответственно, деления, надо нейтроны замедлить до тепловых энергий (менее 0,4 эВ). Для этого в активной зоне реактора размещают замедлитель нейтронов. Замедлителем в ВВЭР выступает вода, а точнее водород в ее составе. Нейтроны и ядра водорода (протоны) почти равны по массе, поэтому при упругом соударении с протоном нейтрон наиболее эффективно делится кинетической энергией, теряет ее и замедляется. В других типах реакторов замедлителем может выступать графит, как, например, в реакторе РБМК. Или тяжелая вода, как например, в канадском CANDU, где есть и тяжелая вода и графит, что позволяет работать вообще на необогащенном уране - настолько там хорошо удается сохранить все нужные нейтроны без их лишнего поглощения. Примерно раз в полтора года реактор останавливают для замены части топлива на свежее. Время работы на одной загрузке топлива называется кампания реактора. Зачем меняют топливо? Не только потому что уран-235 расходуется при делении, как говорят «выгорает». При делении образуются продукты распада, которые тоже начинают поглощать часть нейтронов, "отравляя" реактор. Поэтому к концу кампании нейтронам все сложнее попадать в нужную цель - в делящиеся изотопы урана. А в начале кампании легко, нейтронов и нужных мишеней с избытком. Для компенсации этой разницы в начале кампании лишние нейтроны пытаются как-то утилизировать - борным регулированием (добавлением борной кислоты в воду первого контура, т.к. бор поглощает нейтроны), специальными выгорающими поглотителями в топливе и т.д. А к концу кампании концентрация борной кислоты регулируемо снижается, а поглотители выгорают и не так поглощают нейтроны.  Но что если эти нейтроны использовать с пользой? Быстрые нейтроны плохо поглощаются делящимся изотопом уран-235, но зато они могут захватываться ураном-238 с последующим образованием плутония-239. Это тоже делящийся материал, как и уран-235, т.е. новое ядерное топливо. На этом принципе построены быстрые реакторы-бридеры, в которых нейтроны не замедляют, и они могут даже нарабатывать нового топлива больше, чем сжигать изначально загруженного. Отношение количества делящихся изотопов топлива в конце кампании к их количеству в начале называется коэффициент воспроизводства. У бридеров он может быть выше 1, у обычных ВВЭР он около 0,4. У ВВЭР же со спектральным регулированием может быть до 0,8. Таким образом, если часть нейтронов в начале кампании не замедлять, то можно использовать их для наработки нового топлива, а не тратить впустую. Но для этого надо по ходу кампании менять энергетический спектр нейтронов в реакторе – с большей долей быстрых нейтронов в ее начале к обычному тепловому спектру медленных нейтронов в конце. Как это сделать? В теории есть разные варианты, но судя по всему в предлагаемом проекте будет метод изменения водно-уранового отношения. В активной зоне реактора ВВЭР находится вода и урановое топливо в соотношении около 2. Этого достаточно, чтобы все вылетающие из урана нейтроны успевали замедляться в воде. Но если количество воды уменьшить, часть нейтронов не будет успевать замедлиться. Такими образом, вытесняя из активной зоны часть воды можно повысить долю быстрых нейтронов. Предлагается именно это и делать, добавив в топливные сборки дополнительные вытесняющие стержни, например, с обедненным ураном. Уран-238 в них и в самом топливе будет поглощать лишние быстрые нейтроны с пользой – наработкой нового топлива. А по ходу кампании эти вытесняющие стержни можно извлекать из активной зоны реактора, увеличивая водно-урановое соотношение и меняя спектр нейтронов на более традиционный и мягкий. В одной из старых, 7-летней давности презентаций Курчатовского института, или в их публикации,  можно посмотреть на предлагаемые варианты конструкций таких ТВС. В модернизированной для спектрального регулирования ТВС добавляется 19 пучков с обедненным ураном общей массой до 250 кг. Другое следствие такого регулирования – уменьшение в активной зоне теплоносителя, которым является все та же вода. А значит меньшие возможности для теплосъема. В сочетании со снижением числа топливных элементов это приводит к меньшему удельному энерговыделению активной зоны, т.е. выделяемой тепловой мощности на единицу объема. В обычном ВВЭР оно не менее 110 кВт/л, в ВВЭР-С ожидается на уровне не более 80 кВт/л. Поэтому, например, реактору ВВЭР-С с электрической мощностью 600 МВт вполне может понадобиться корпус от реактора ВВЭР-1000 или ВВЭР-1200. Это может повысить материалоемкость первого контура установки. Но с другой стороны, парогенераторов надо не 4, а 2, так что по некоторым прикидкам масса первого контура ВВЭР-600 может быть даже ниже, чем у ВВЭР-440 (1890 т. против 2314 т). За счет уменьшения числа петель с парогенераторами сам герметичный объем пространства под защитным контейнментом тоже может уменьшиться. К тому же у снижения энергоемкости есть и позитивная сторона – судя по этим расчетам Гидропресса, можно будет отказаться от ловушки расплава, т.к. в случае запроектной аварии и расплавления топлива можно обеспечить удержание расплава внутри корпуса за счет его внешнего охлаждения. Еще один спорный момент спектрального регулирования - возможный положительный пустотный эффект реактивности. Как с ним будут бороться конструкторы посмотрим в итоговых проектах. Но пока готового проекта установки нет, поэтому судить о конкретных технических решениях рано. Подождем, когда их подготовят и представят. Разброс обсуждавшихся и предлагавшихся ранее решений довольно большой, а те наработки, которые ранее показывались в публикациях и на разных конференциях Гидропрессом и Курчатовским институтом довольно разнообразны - вплоть до одноконтурного кипящего реактора на сверхкритических параметрах или регулирования с применением тяжелой воды. По словам директора станции, сам проект пока находится "на этапе подготовки к разработке". Потенциальные преимущества ВВЭР-С – повышение эффективности использования урана. Судя по интервью генерального конструктора Гидропресса от 2019 года, реактор будет потреблять минимум на 30% меньше свежего урана. Кроме того, такой реактор позволит полностью загружать его активную зону MOX-топливом, используя регенерированный плутоний и обедненный уран. Текущие ВВЭР могут использовать MOX-топливо лишь частично. Т.е. это такой вполне эволюционный переход ВВЭР от открытого к частично закрытому топливному циклу. К тому же сама технология ВВЭР хорошо отработана, многие элементы унифицированы, что может положительно отразиться на экономике проекта и на сроках проектирования. Так что это наверно наименее революционный новый проект из тех новинок, что реализуются в последние годы. К тому же средняя мощность позволяет легче отработать технологию, не замахиваясь сразу на новый корпус гигаваттника. Отдельный бонус ВВЭР со спектральным регулированием и отказом от борного регулирования - снижения образования и накопления трития в теплоносителе, по реакции захвата нейтрона бором-10 с выходом двух альфа-частиц и ядра трития. Радиоактивный тритий образуется на всех водо-водяных реакторах (отдельно я про это писал в статье про Фукусиму) и переходит в жидкие радиоактивные отходы и упаренные кубовые остатки. На самой Кольской АЭС хорошо с этим знакомы, т.к. там располагается один из самых продвинутых комплексов по обращению с ЖРО (очистка ионоселективной сорбцией с образованием упаренного солевого плава с концентратом борной кислоты), где я, собственно, и был как-то в командировке. Вообще, довольно интересно получается. На фоне стагнации экономики и отсутствия большого спроса на новые энергомощности в стране, Росатом умудряется реализовывать новые энергетические проекты. На смену выбывающим мощностям старых АЭС и на смену устаревшим реакторам РБМК приходят новые блоки с ВВЭР-1200 поколения 3+, которые идут в серию и на экспорт. Направления быстрых реакторов двух типов тоже реализуются - уже 5 лет работает БН-800 (ожидается что планы на БН-1200 озвучат уже этим летом) а совсем на днях был дан старт строительству БРЕСТ-ОД-300 (поколение "4"). Новые площадки для малых АЭС на базе реакторов РИТМ-200 в плавучем (Чукотка) и сухопутном (Якутия) вариантах тоже определены и заложены в планы, а на базе КЛТ-40 уже реализованы (ПАТЭС). Для получения референса по ВВЭР-С тоже вот нашли (скорее дождались) пожалуй единственное подходящее в стране место. Так что у России вырисовывается довольно широкая линейка гибких и разнообразных ядерных решения для атомной энергетики будущего, куда сейчас очень серьезно целятся и США с их программой продвинутых малых реакторов, и Китай и Франция и масса стартапов. Так что будем следить за меняющимся обликом атомной энергетики. РЕАКТОРНАЯ УСТАНОВКА СРЕДНЕЙ МОЩНОСТИ ВВЭР-600. Презентация ОКБ Гидропресс, 2014 г. ВВЭР со спектральным регулированием – путь к эффективному использованию урана - 238. Презентация ОКБ Гидропресс и Курчатовского института, 2014 г. РАСЧЕТНО-КОНСТРУКТОРСКИЕ ПРОРАБОТКИ АКТИВНЫХ ЗОН ВВЭР СО СПЕКТРАЛЬНЫМ РЕГУЛИРОВАНИЕМ. Статья Гидропресса и Курчатовского института Интервью генерального конструктора ОКБ «Гидропресс» Владимира Пиминова Стране-Росатом в 2019 г. Виктор Мохов: перспективные проекты РУ ВВЭР. ATOMINFO.RU     Статья Валентина Гибалова (@tnenergy) о водяных бридерах. Стратегия социально-экономического развития Мурманской области до 2020 года и на период до 2025 года. МАКЕТИРОВАНИЕ ТЕХНОЛОГИИ ОТЖИГА КОРПУСА РЕАКТОРА ВВЭР-1000   Дата-центр ITSOFT — размещение и аренда серверов и стоек в двух дата-центрах в Москве. За последние годы UPTIME 100%. Размещение GPU-ферм и ASIC-майнеров, аренда GPU-серверов, лицензии связи, SSL-сертификаты, администрирование серверов и поддержка сайтов. Инженер-физик