РОССИЙСКИЙ ЯДЕРНЫЙ

ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ И

РЕГИОНАЛЬНАЯ ЯДЕРНАЯ

ИНФРАСТРУКТУРА В

СЕВЕРО-ЗАПАДНОМ

РЕГИОНЕ РОССИИ

Муратов О.Э., к.т.н, доцент, Северо-Западный государственный технический университет, Санкт-Петербург

Ядерная энергетика – следствие

cоздания ядерно-оружейного

комплекса

Для реализации программы по созданию ядерного оружия построены:

Опытный реактор Ф-1; Завод по производству уранового топлива для

промышленных реакторов; Реакторный завод; Изотопно-разделительный завод; Гидрометаллургический завод.После создания промышленности ядерных

материалов и начала их широкомасштабного производства начались работы по разработке ядерной энергетической установки для подводных лодок.

ЯДЕРНЫЕ ТОПЛИВНЫЕ ЦИКЛЫНа природном уране:

Руда

↓

Гидрометаллургическая переработка

↓

Производство металла или оксида

↓

Изготовление ТВЭЛов

↓

Реактор (уран-графитовый, тяжело-водный,

газо-графитовый)

↓Выдержка топлива

↓ ↓

Переработка Захоронение

↓ ↓ ↓

уран плутоний

изотопы

На обогащенном уране:

Руда

↓

Гидрометаллургическая переработка

↓

Производство гексафторида урана

↓

Обогащение по 235U

↓

Изготовление ТВЭЛов

↓

Реактор (легководный)

↓

Выдержка топлива

↓ ↓

Переработка Захоронение

↓ ↓ ↓

уран плутоний

изотопы

Исходные и конечные компоненты

уранового ЯТЦ

n, 238Pu 235U 236U 236Pu

232U продукты деления

241Am 242Am 242Cmn,

238U 239Pu 240Pu 241Pu 242Pu

п р о д у к т ы д е л е н и я

Изотопный состав

нарабатываемого плутония

Оружейный(WGPu) –содержит не более 7 % 240Pu Топливный (FGPu) – содержит 7–18 % 240Pu Реакторный (RGPu) – содержит более 18 % 240PuТак как ЯЭ развивается более 60 лет, в мире

накоплено более 2,5 тыс. т энергетического плутония и ежегодно нарабатывается около 106 т.

Изотоп 239Pu 240Pu 241Pu 242Pu 238Pu

Содержание, %

50-70 20-33 4-18 0,5-6 0,05-2

Содержание, % в ВВЭР

55,85 21,9 13,75 6,75 1,75

Использования военного ядерно-

промышленного комплекса

13 промышленных реакторов по наработке плутония – из них 5 использовались для производства электроэнергии и тепла

На базе промышленного уран-графитового реактора создан реактор для первой АЭС

Реакторы корпусного типа с водой под давлением для АПЛ

На базе реактора корпусного типа для АПЛ создан опытно-промышленный энергетический реактор ВВЭР-210

Наследство от развития военных

программ Производство обогащенного урана – для военных и

гражданских целей не различаются Разделение изотопов урана – для военных и гражданских

целей не различаются Производство оружейного плутония – для ЯЭ не

требуется, возможно применение энергетического плутония Производства по изготовлению ТВЭЛов и ТВС –

изготовление ТВЭЛов для энергетических реакторов и реакторов для АПЛ производится по схожим технологиям

Созданные для развития ядерно-оружейного комплекса мощности по производству урана и разделению изотопов, запасы ЯМ значительно превышают потребности отечественной ЯЭ в настоящее время и в ближайшей перспективе и обеспечивают возможности предложения урана и услуг по изготовлению ядерного топлива зарубежным потребителям.

СОСТОЯНИЕ ТОПЛИВНОЙ БАЗЫ

Россия потеряла: 70 % освоенной сырьевой

базы урана; сырьевую базу циркония

(конструкционный материал для оболочек ТВЭЛов);

освоенную сырьевую базу фтора для производства гексафторида урана;

85 % производства таблеток двуокиси урана;

производство ниобия (легирующий элемент для сплавов циркония);

основное производство ионообменных сорбентов для урановой гидрометаллургии, радиохимии, переработки отходов ядерных производств.

В России остались: ограниченная сырьевая

база урана (добыча соответствует мощности АЭС 15-20 ГВт);

15 % производства таблеток двуокиси урана;

производство циркония и его сплавов (без сырьевой базы)

разделение изотопов урана; производство ТВЭЛов и ТВС радиохимические

производства по переработке ОЯТ некоторых видов и централизованное хранилище ОЯТ реакторов ВВЭР-1000;

производство оружейных ЯМ

все запасы оружейных ЯМ.

ПРЕДПРИЯТИЯ ЯТЦ РОССИИ (1)Вид

предприятийПредприятия

Горно-перерабатывающие

- Приаргунское горно-химическое объединение (г.Краснокаменск, Читинской обл)- Малышевское рудоуправление (г.Асбест, Свердловской обл.)Осваиваются месторождения с применением метода подземного выщелачивания: -«Далур» (Курганская обл.),-Хиагдинское (Бурятия), -«Элькон» (Якутия)

Изотопно-разделительные

- Уральский электрохимический комбинат (г. НовоуральскСвердловской обл.)- Сибирский химический комбинат (г. Северск Томской обл.) включает также радиохимический завод по переработке ОЯТ промышленных реакторов, сублиматныйзавод (производство гексафторида урана) и химико-металлургический завод- Ангарский электролизный химический комбинат (г.Ангарск Иркутской обл.) включает также сублиматныйзавод- Электрохимический завод (г.Зеленогорск Красноярского края)

ПРЕДПРИЯТИЯ ЯТЦ РОССИИ (2)

Вид предприятий Предприятия

Циркониевый завод по производству циркониевого проката, оболочек ТВЭЛов и ТВС

Чепецкий механический завод (г.Глазов, Удмуртия). Также на заводе имеется производство тетрафторида урана из природного урана горно-перерабатывающих предприятий для последующей переработки его в гексафторид и в металлический уран

Производство ТВЭЛов и ТВС

- Машиностроительный завод «Элемаш»

(г.Электросталь Московской обл.)

- Новосибирский завод химических

концентратов (г. Новосибирск)

Заводы также производят ТВЭЛы и ТВС для

всех эксплуатируемых реакторов

ПРЕДПРИЯТИЯ ЯТЦ РОССИИ (3)

Предприятия ЯТЦ включают 11 предприятий, на которых занято 120 тыс. чел. На некоторых из этих заводов производится переработка оружейного урана и в перспективе планируется переработка плутония в топливо для АЭС

Хранение и переработка ОЯТ

ПО «Маяк»(г. Озерск Челябинской обл.). Кроме

радиохимического (РТ-1) включает завод по производству

изотопов, 2 реакторных завода с реакторами специального

назначения и металлургический завод;- Горно-химический комбинат (г. Железногорск Красноярского края). Кроме радиохимического завода по переработке ОЯТ промышленных реакторов включает централизованное хранилище ОЯТ реакторов ВВЭР-1000. Завершается строительство сухого хранилища ОЯТ реакторов РБМК-1000, первая партия поступит в конце 2011 г. Строится ОДЦ по переработке ОЯТ реакторов ВВЭР-1000

СОВРЕМЕННАЯ СХЕМА ЯТЦ РОССИИ

ПРОИЗВОДИТЕЛЬНОСТЬ

ПРЕДПРИЯТЙ ЯТЦ

Горно-перерабатывающие предприятия –производство закиси-окиси урана эквивалентно мощности АЭС ~20 ГВт

Сублиматные и изотопно-разделительные заводы – производительность достаточна для обеспечения мощности АЭС 100 ГВт

Производство циркония – производительность достаточна для обеспечения мощности АЭС ~100 ГВт

Производства ТВЭЛов и ТВС –производительность достаточна для обеспечения мощности АЭС 120 ГВт

Производительность завода РТ-1 соответствует мощности АЭС ~15 ГВт, но ввиду ограничений по видам ОЯТ и сбросам РАО работает на 25 % мощности

ПОТРЕБЛЕНИЕ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

Потребность Российских АЭС – 750 т обогащенного урана

Потребность зарубежных АЭС российских проектов, снабжающихся топливом по долгосрочным контрактам – 670 т обогащенного урана

Потребность ИР и ТР ~80 т обогащенного уранаСуммарные мощности по производству топлива

составляют ~3000 т: избыток мощностей по производству топлива -

1500 т избыток мощностей разделительных заводов - 20

млн кг ЕРР в год На мировом рынке услуг по обогащению урана

доля России составляет 40%, а на рынке ядерного топлива – 17%.

РОССИЙСКИЕ РЕСУРСЫ УРАНА (1)

№ Ресурсы Оценка запасов

1 Уран в недрах Ресурсы ограничены при весьма

высоких затратах

2 Уран в виде закиси-окиси на складе Остаточные запасы (после продажи

за рубеж) ограничены

3 Уран в виде UF4, UF6, UO2,

таблетки UO2 на складе

Запасы ограничены

4 Уран в слитках и изделиях Уран в

слитках и изделиях Уран в слитках и

изделиях

Запасы значительны. Наиболее

удобен для длительного хранения с

наименьшими затратами

5 Отвалы изотопно-разделительных

производств прошлых лет

Запасы значительны. Используется

в производстве обогащенного урана

при газоцентробежной технологии

6 Регенерированный уран от

переработки топлива

промышленных реакторов (плав РС)

Запасы значительны. Используются

в производстве обогащенного урана

РОССИЙСКИЕ РЕСУРСЫ УРАНА (2)7 Оружейный уран Запасы значительны. Варианты

использования:

- длительное хранение в качестве

стратегического запаса

-продажа за рубеж с возвратом сырьевой

составляющей

В настоящее время использование для

производства топлива нерационально

ввиду избытка разделительных мощностей

и низкой себестоимости разделительной

работы

8 Регенерированный уран от переработки

топлива реакторов ВВЭР-440, БН,

исследовательских и транспортных

реакторов

Запасы незначительны ввиду переработки

в ограниченном масштабе. Существенные

ограничения по использованию вследствие

содержания до 0,5 % 236U (поглотитель

нейтронов), а также 232U и 234U. Поэтому

требуется увеличение содержания

делящегося изотопа 235U

9 Уран в активных зонах реакторов АПЛ,

АНК и АЛ, подлежащих утилизации

Потенциальные запасы незначительны

ЗАКЛЮЧИТЕЛЬНЫЙ ЭТАП ЯТЦ

В настоящее время в мире накоплено более 350 тыс. т ОЯТ, ежегодно выгружается 10,5 т.

Обращение с ОЯТ – наиболее сложная проблема ЯЭ: ОЯТ содержит до 98 % общей радиоактивности

материалов, вовлеченных в сферу деятельности, в соответствии с действующими нормативами должно быть надѐжно изолировано от биосферы на весь период опасности (тысячи лет);

ОЯТ содержит в себе плутоний, включѐнный в основной список ЯМ, подлежащих учѐту и контролю в целях нераспространения;

ОЯТ на длительный период остаѐтся высокоактивным материалом, его хранилища представляют собой источник радиологической опасности для значительной территории как в случае техногенной аварии на хранилище, так и в случае террористической акции.

ОТКРЫТЫЙ ЯТЦ США – накоплено 110

тыс. т ОЯТ, 77 приреакторных хранилища расположены в 33 штатах, проект могильника в Юкка-Маунти закрыт

Швеция, Финляндия –могильник ОЯТ создается в скальных породах, возрастом 1 млрд 800 тыс. лет, на глубине ~ 500 м под дном Балтийского моря. В настоящее время около АЭС «Оскархамм» построена подземная лаборатория

ЗАМКНУТЫЙ ЯТЦ

ОЯТ - ценный продуктом, содержащий различные элементы, которые можно использовать повторно, в том числе и для производства энергии

Рекомендации МАГАТЭ - переработка ОЯТ с возвратом делящихся материалов в топливный цикл, фракционированием РАО и контролируемым хранением необходима, чтобы исключить накопление радионуклидов в геобиосфере

В настоящее время только в России, Франции и Великобритании существуют приемлемые промышленные радиохимические технологии по переработке ОЯТ (в России в значительно меньшем масштабе)

Опытно- промышленные радиохимические предприятия по переработке ОЯТ имеются в Японии и Индии

ОЯТ В РОССИИ

Ежегодно нарабатывается более 670 т ОЯТ, перерабатывается 12 % Содержание 235U в ОЯТ ВВЭР-440 ~1 % Содержание 235U в ОЯТ в БН, ИР, ТР ~ 10-20 % Содержание 235U в ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 ~1 % Содержание 235U в ОЯТ реакторов РБМК-1000 ~0,3 %

ОБРАЩЕНИЕ С ОЯТ Регенерированный уран от переработки ОЯТ ВВЭР-

440, смешивается с ураном, выделенным при переработки ОЯТ, ИР и ТР. Получаемый уран с обогащением 2,6 % передаѐтся для фабрикации топливных сборок для реакторов РБМК

Часть регенерированного урана дообогащается на СХК, затем выпускаются топливные таблетки, поставляются в Германию для фабрикации кассет

ОЯТ ВВЭР-1000 (~ 30 % ОЯТ) после 3-летней выдержки в пристанционных хранилищах перемещается в централизованное «мокрое» хранилище ГХК. С целью отработки технологии полного цикла переработки ОЯТ, строится ОДЦ производительностью до 100 т/год. Ввод ОДЦ в эксплуатацию планируется в 2014 г.

ОЯТ реакторов РБМК-1000 (более 50 % ОЯТ), размещается в пристанционных хранилищах. На ГХК ведется строительство централизованного сухого хранилища на 37 000 т

ХРАНИЛИЩЕ ОЯТ ВВЭР-1000

ПАНОРАМА СТРОИТЕЛЬСТВА ХОТ-2

(январь 2010 г.)

ЯДЕРНАЯ ИНФРАСТРУКТУРА

СЕВЕРО-ЗАПАДА РОССИИ Кольская АЭС (4 энергоблока с реакторами ВВЭР-440),

Мурманская обл.; Ленинградская АЭС (4 энергоблока с реакторами РБМК-1000),

Ленинградская обл.; исследовательский реактор У-3, Санкт-Петербург; исследовательский реактор ВВР-М, Ленинградская обл.; 2 исследовательских реактора для моделирования процессов в

корабельных ЯЭУ, Ленинградская обл.; ПО «Севмаш» и ЦС «Звездочка» - строительство, ремонт и

утилизация АПЛ, кораблей и судов с ЯЭУ, Архангельская обл.; 3 филиала ЦС «Звездочка» - ремонт, модернизация и

утилизации АПЛ, Мурманская обл.; база перезарядки реакторов АПЛ, Мурманская обл.; базы АПЛ и АНК Северного флота, Мурманская обл.; ФГУП «Атомфлот» - база атомного ледокольного флота с

инфраструктурой по их обслуживанию, Мурманская обл.; Северо-Западный центр по обращению с РАО «СевРАО» -

обращение с ОЯТ и РАО, накопленными в процессе деятельности Военно-Морского Флота и при утилизации АПЛ и АНК, Мурманская обл.

ЯДЕРНЫЕ ОБЪЕКТЫ

СЕВЕРО-ЗАПАДНОГО РЕГИОНА

ЯДЕРНЫЕ ОБЪЕКТЫ НА КОЛЬСКОМ

ПОЛУОСТРОВЕ

СЗЦ «СЕВРАО» (1) Губа Андреева - самое большое хранилище ОЯТ.

Хранится 21640 ОТВС, в которых находится 35 т топливной композиции активностью 26 млн Ки. ОЯТ хранится в блоке сухого хранения и в контейнерах на открытой площадке. Часть ОТВС являются дефектными. Контейнеры ТУК-6 и ТУК-11, в которых хранятся ОТВС, находятся в неудовлетворительном состоянии, что не позволяет осуществить их штатную перевозку

В настоящее время в рамках Международного соглашения по многосторонней ядерно-экологической программе с участием Великобритании, Норвегии, Германии, Италии, Франции ведутся работы по созданию современной инфраструктуры по обращению с ОЯТ и РАО и реабилитации территории. Согласно утвержденным планам окончательный срок ввода в эксплуатацию инфраструктуры по обращению с ОЯТ – 2012 г., а начало его отправки на ПО «Маяк» запланировано на 2012-2013 гг.

СЗЦ «СЕВРАО» (2)

Отделение Гремиха - единственное место в России, где была создана инфраструктура для обеспечения перезарядки реакторов АПЛ с жидко металлическим теплоносителем (топливо с обогащением 90 %)

В настоящее на объекте хранится 800 ОТВС, в которых находится 1,5 т топливной композиции. Часть ОТВС являются дефектными, а контейнеры ТУК-6 и ТУК-11 находятся в неудовлетворительном состоянии

В июле 2011 г. специалистами «СевРАО» успешно проведена уникальная операция по выгрузке выемной части реактора АПЛ 705 проекта (с жидко металлическим теплоносителем) с 170 кг высокообогащенного топлива

ФГУП «АТОМФЛОТ» Обеспечивает эксплуатацию

и технологическое обслуживание АЛ (включая перезарядку реакторов) и судов АТО

Для проведения операций по обращению с ядерным топливом имеются хранилища свежего и отработавшего ядерного топлива

На предприятии осуществляется перевалка свежего и отработавшего топлива, в том числе и топлива АПЛ

Предприятию передано построенное в 2011 г. в Италии специальное судно «Росита» для перевозки ОЯТ

ДРУГИЕ ОБЪЕКТЫ КОЛЬСКОГО

ПОЛУОСТРОВА Кольская АЭС - четыре энергоблока с реакторами

ВВЭР-440. Первый энергоблок веден в эксплуатацию в 1973 г., четвертый – в 1984. По результатам модернизации срок эксплуатации продлен на 15 лет. Ежегодно выгружается 58 т ОЯТ, которое перерабатывается. Поэтому на станции имеется только временное хранилище ОЯТ в течение 3-5 лет. Количество хранящегося ОЯТ составляет ~25 % емкости

Центр перезарядки реакторов в губе Оленья. В составе центра имеется две плавучие технические базы пр. 2020. В каждой плавтехбазе предусмотрено хранение 10 отработавших активных зон

Филиалы ЦС «Звездочка» - выгружаемое ОЯТ из утилизируемых АПЛ транспортируется на «Атомфлот» для отправки по железной дороге на переработку

ОБЪЕКТЫ АРХАНГЕЛЬСКОЙ ОБЛ.

ПО «Севмаш» - единственный завод по строительству АПЛ, на предприятии было построено более половины отечественных АПЛ

ЦС «Звездочка» - головной исполнитель работ по утилизации АПЛ. С международной помощью построен береговой комплекс по выгрузке ОЯТ из утилизируемых АПЛ, временное хранилище ОЯТ и комплекс по переработке ЖРО. Ввиду неудовлетворительного состояния моста через Никольское устье Северной Двины и железнодорожной линии Северодвинск –Архангельск выгруженное ОЯТ плавучими техническими базами доставляется на «Атомфлот» для отправки на переработку

СОСНОВЫЙ БОР Ленинградская АЭС – 4 энергоблока с РБМК-1000.

Первый энергоблок (первый реактор РБМК-1000) был введен в эксплуатацию в 1973 г., четвертый – в 1981 г. После комплексной модернизации срок эксплуатации продлен на 15 лет. В настоящее время в реакторах используется уран-эрбиевое топливо с содержанием эрбия 0,41 % обогащением 2,8 %. Ежегодно выгружается 160 т ОЯТ. В пристанционных хранилищах хранится более 5,7 тыс. т ОЯТ (около половины всего ОЯТ реакторов РБМК). Емкость хранилищ близка к исчерпанию, для решения проблемы часть ОТВС переводится на уплотненное хранение. Первый эшелон с ОЯТ будет отправлен на ГХК в конце 2011 г.

Научно-исследовательский технологический институт им. А. П. Александрова– единственный в России научно-технологический центр комплексных испытаний корабельных ЯЭУ. В институте эксплуатируется 2 ИР, на которых исследуются режимы эксплуатации корабельных ЯЭУ

ГАТЧИНА

Петербургский институт ядерной физики им. Б.П.Константинова - исследовательский реактор ВВР-М, введен в эксплуатацию в 1958 г. Проектная мощность реактора составляла 10 МВт. В результате модернизации мощность реактора была увеличена до 18 МВт, а нейтронный поток - до 3·1014 н/см2с. Реактор ВВР-М работает на высокообогащенном топливе (90 %). Перевод его на топливо с обогащением менее 20 % не планируется, т.к. при снижении обогащения невозможно обеспечить запас реактивности, необходимой для проведения исследований, которые требуют загрузки в зону громоздких экспериментальных устройств.

Исследовательский реактор ПИК – начало строительства около 40 лет назад. Физический пуск намечен в конце 2011 г.

САНКТ-ПЕТЕРБУРГ

ЦНИИ им. акад. А.Н.Крылова – в составе ядерно-физического комплекса института имеется исследовательский реактор У-3 (введен в эксплуатацию в 1964 г.). У-3 - реактор бассейнового типа мощностью 50 кВт, несмотря на небольшую мощность обладает широкими возможностями для проведения самых разных исследований. Два критических и подкритический стенды в настоящее время остановлены, и согласно ФЦП «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности России на 2008 г. и на период до 2015 г.» подлежат выводу из эксплуатации. Имевшийся запас высокообогащенного ядерного топлива (от 21 до 90 %) был вывезен в 2003 г.

Балтийский завод – единственный судостроительный завод в России, имеющий производственные мощности и инфраструктуру для строительства крупных надводных кораблей (крейсеров) и судов, в том числе и с ЯЭУ. На заводе были построены все российские АНК и большая часть АЛ (кроме АЛ «Ленин», «Таймыр» и «Вайгач»). На Балтийском заводе имеется вся инфраструктура по обращению со свежим ядерным топливом для загрузки строящихся кораблей и судов. В настоящее время на заводе ведется строительство ПАТЭС «Академик Ломоносов».

ТРАНСПОРТИРОВАНИЕ ЯДЕРНЫХ

МАТЕРИАЛОВ (1) Северо-Западный регион обладает развитой транспортной

инфраструктурой (морские и речные порты, сеть железных и автомобильных дорог), которая используется для транспортирования ЯМ и РВ, необходимых для обеспечения функционирования ядерно-опасных объектов, а также выполнением международных договоров по поставкам ядерного топлива.

Через регион транспортируется широкая номенклатура ЯМ:- свежее ядерное топливо для отечественных АЭС,

исследовательских и транспортных реакторов;- ОЯТ реакторов ВВЭР-440, исследовательских и

транспортных реакторов; - препараты ЯМ для исследовательских центров и др.;- осуществляется транспортирование ТВС в Финляндию для

АЭС «Ловиса» и экспортные поставки топливных таблеток для изготовления ТВС;

- с 2012 г. планируется начать вывоз ОЯТ с Ленинградской АЭС в г. Железногорск на Горно-химический комбинат.

ТРАНСПОРТИРОВАНИЕ ЯДЕРНЫХ

МАТЕРИАЛОВ (2) На Северо-Западе находится 7 морских портов из 15, в которые

распоряжением Правительства РФ от 14.10.2003 г. N 1491-р разрешен заход судов и иных плавсредств с ЯМ и РВ:

- Архангельский морской торговый порт, г.Архангельск- Высоцкий морской торговый порт, г.Высоцк Ленинградской обл.- Морской торговый порт Калининград, г.Калининград- Кандалакшинский морской торговый порт, г.Кандалакша

Мурманской обл.- Мурманский морской торговый порт, г.Мурманск- Морской торговый порт Санкт-Петербург, г.Санкт-Петербург- Морской порт Усть-Луга, Ленинградская область.

В указанных портах создана специальная инфраструктура по погрузке (выгрузке), временному хранению и перевалки на железнодорожный и автомобильный транспорт ЯМ и РВ.

В течение 15 лет через Морской торговый порт Санкт-Петербург в Россию ввозился обедненный гексафторид урана с разделительных заводов Франции (Eurodiff), Германии и Нидерландов (Urenco). В порту ОГФУ перегружался на железнодорожный транспорт для перевозки на предприятия по переработке

ЗАКЛЮЧЕНИЕ Ядерная инфраструктура России первоначально создавалась

для развития ядерно-оружейного комплекса. Только после решения военной программы и создания ядерно-промышленного комплекса начался поиск направлений мирного использования ЯЭ. Поэтому ее ЯТЦ основан на технологиях получения оружейных ядерных материалов.

Созданные в годы холодной войны большинство предприятий ядерно-промышленного комплекса строились в отдаленных регионах Урала и Сибири, а объекты мирной ЯЭ строились в европейской части страны, что потребовало организации транспортирования ядерных материалов.

Северо-Западный регион России насыщен ядерно-опасными объектами, несмотря на отсутствие предприятий начального и заключительного этапов ЯТЦ: во-первых, главной базой стратегических ядерных сил морского базирования является Северный флот, имеющий выход в открытый океан, во-вторых, наличие научных и промышленных ЯЭ в Санкт-Петербурге и ближайших пригородах.

Развитая транспортная инфраструктура и наличие портов, в которых разрешена перевалка ядерных материалов, на Северо-Западе обеспечивает международного сотрудничество и поставки продукции предприятий ЯТЦ на внешние рынки.

СПАСИБО

ЗА ВНИМАНИЕ!