Уран-Батор
Сайт Эдуарда Безобразова

Железногорск

Главная arrow Публикации arrow Темохранитель arrow Атомные хроники. Fuсkтор убедительности  
Saturday, 24 August 2019
Меню
Главная
Антологии
Публикации
Город за неделю
Загадки нашего городка
Архив форума
Фотографии
Файлы
Сайт
Город Железногорск
Опрос
А если арестуют Кулеша он:
мошенник
жертва гебни
а кто это
чума на эти оба дома



результаты

Комментарии
RSS
Архив
Январь
Февраль
Март
Апрель
Май
Июнь
Июль
Август
Сентябрь
Октябрь
Ноябрь
Декабрь
ПнВтСрЧтПтСбВс
   1234
567891011
12131415161718
19202122232425
262728293031 

Подпишитесь на обновления сайта!



Twitter Уранбатора




Google
Поиск по сайту

Атомные хроники. Fuсkтор убедительности Печатать E-mail
Sunday, 28 April 2019

Давненько не зондировали мы горячие информационные точки, а?

АТОМНЫЕ ХРОНИКИ. FUCKТОР УБЕДИТЕЛЬНОСТИ

Давненько мы не зондировали одну из самых горячих тем Нашгорода?

Чтобы вам понятно было, как построен данный материал, даю справочку. Первая заметка называется «Нам Ла-Манш не нужен» и опубликована была пятого апреля в «Вестнике ГХК». Вообще-то её стоило поставить на второе место, но мне показалось, что так будет драматичнее.

Следующий и довольно обширный материал увидел свет на портале «Деловой Петербург» в этот четверг и впрямую касается положения дел на Горно-химическом комбинате в одном моменте. Ну, а завершающая сегодняшний обзор подборка слегка развивает затронутую тему. Итак...

«Интенсивное строительство АЭС неизбежно ведёт к образованию значительного количества ОЯТ, и вопрос с ним нужно будет решать. Оптимальна радиохимическая переработка, обеспечивающая выделение делящихся нуклидов для рециклирования продуктов деления и иммобилизацию РАО.

Никто в мире

Самый современный пусковой комплекс ОДЦ по радиохимической переработке ОЯТ построен на ГХК. Пусковой комплекс ОДЦ — это отработка режимов переработки ОЯТ по экологически чистым технологиям поколения 3+. То есть при полном отсутствии ЖРО. Такой технологией не владеет никто. Наши атомщики впервые на практике доказали: это возможно.

Если у вас нет Ла-Манша

Во всём мире переработка ОЯТ — это «мокрая химия» с образованием ЖРО разной степени активности. Высокоактивные и среднеактивные, как правило, включаются в твёрдую матрицу, а низкоактивные выдают в окружающую среду. Французские коллеги, например, сливают в Ла-Манш. Но у нас Ла-Манша нет. Так что избавление от неизбежного во всех ЖРО трития, дающего слабую активность, наши атомщики заложили в основу своих технологий переработки на начальном этапе, ещё до «мокрой химии». Но как? В силу своей молекулярной структуры этот изотоп водорода так и норовит застрять в кристаллической решётке диоксида урана. Вытащить его можно, разве что расширив как-то эту решётку. Решили попробовать, применив процесс волоксидации.

Улетай, тритий!

Волоксидацию (от англ. volume oxidation — объёмное окисление) изучили ещё в 70-80-х годах. Теоретически. На ГХК же термохимическую обработку в окислительной среде перед кислотным растворением ОЯТ применили первыми в мире. Подобрали режимы для топлива, провели большой комплекс НИОКР. И успешно реализовали в опытно-промышленном масштабе.

В «горячих камерах» мы окисляем диоксид урана до закиси-окиси, то есть UO2 переходит в U3 O8 ,— рассказывает заместитель главного инженера ИХЗ по ОДЦ Денис Тихомиров.— Меняется его кристаллическая решётка. Тритий улетает в виде газа, порошок закиси-окиси урана высыпается в контейнертигель для передачи на растворение. Волоксидация позволяет отогнать практически весь тритий (на 99,9%), большую часть йода и рутения. Их прямо в камере улавливает установка газоочистки. Мы стремимся снизить температуру процесса, чтобы меньше летели такие проблемные радионуклиды как цезий. Наработки уже есть. Как итог, высокоактивные отходы мы отверждаем в боросиликатном стекле, среднеактивные— в цементе. А Ла-Манш нам не нужен, так как низкоактивных растворов на ОДЦ просто нет. Ну, и общий объём отходов за счёт применения новых технологических решений, в том числе волоксидации, существенно снижен.

Image

Денис Шумилов начальник отдела пускового комплекса цеха №5 ИХЗ:

Все работы, связанные с волоксидацией ОЯТ, проходят в камере, относящейся к первой зоне. Оператор радиохимического производства дистанционно управляет технологическим процессом и контролирует его из операторской при помощи автоматизированного рабочего места. Операции по перемещению и взвешиванию контейнеров с ОЯТ производятся также дистанционно при помощи копирующих манипуляторов.

Рассказать вам про патенты?

Внедрение волоксидации сопровождалось и продолжает сопровождаться целым рядом изобретений. Уже есть несколько патентов по технологии. Так, подобран режим, при котором перекристаллизация топлива идёт постепенно, без быстрого разбухания урановых таблеток по краям фрагментов разделанных твэлов. Так не происходит закупоривание торцов фрагментов твэлов, топливо успевает высыпаться. А ещё в рамках второго пускового комплекса разработан уникальный аппарат волоксидации. Прошли макетные испытания, с имитатором провели испытания. Конструкцию аппарата как раз сейчас патентуют совместно с разработчиками.

У ОДЦ— два научных руководителя: от Радиевого института им. В.Г.Хлопина и ВНИИНМ имени академика А.А.Бочвара. Единая команда «Питер, Москва, Железногорск» доказала реальность уникальных технологий, заработавших на ГХК, безрисковых для окружающей среды, то есть экологичных, а также дающих ощутимый экономический эффект».

sibghk.ru.

***

Проблема ввода–вывода

Начался сложный этап развития российской атомной энергетики. Нужно останавливать советские блоки и одновременно запускать новые. И если в строительстве российские атомщики преуспели, то опыт консервации придется нарабатывать практически с нуля.

Пик ввода атомных электростанций в СССР пришелся на 1970–е и первую половину 1980–х годов. До чернобыльской аварии в стране были запущены 39 энергоблоков АЭС. Срок их эксплуатации был рассчитан на 30 лет. В начале нулевых годов XXI века ресурс работы реакторов продлили еще на 15 лет, к настоящему времени у большинства советских атомных энергоблоков он исчерпан. Сейчас в работе находятся восемь энергоблоков, построенных в 1970–е годы, которые до 2025 года будут остановлены.

Расходы на отходы

В декабре 2018 года была прекращена генерация электроэнергии первым энергоблоком Ленинградской АЭС — самым старым в стране блоком, оснащенным реактором РБМК мощностью 1000 МВт. Он был запущен в 1973 году. В следующем году будет остановлен второй реактор. "Вывод атомной станции из эксплуатации занимает примерно столько же времени, сколько и ее работа", — рассказывает физик, эколог, председатель Общественного совета Южного берега Финского залива Олег Бодров. По его словам, согласно официальной концепции вывода из эксплуатации ЛАЭС, работы по утилизации старых мощностей рассчитаны до 2059 года. При этом если затраты на строительство электростанции возвращаются за счет ее последующей эксплуатации, то издержки, связанные с выводом энергоблока, никак не окупятся.

В пресс–службе ЛАЭС сообщили, что в конце прошлого года "начался последний этап жизненного цикла любого ядерного объекта — вывод из эксплуатации". Представитель атомной станции рассказал, что работы по консервации финансируются государственным фондом, который определен ФЗ №170. В период эксплуатации в этот фонд отчисляются средства от тарифа на атомную электроэнергию. "Это не банковский счет, а государственный фонд, — отметили в пресс–службе. — Государственные средства выделяются концерну "Росэнергоатом" как оператору всех российских АЭС на вывод из эксплуатации конкретных энергоблоков. Такой резерв, сформированный отчислениями от тарифа АЭС, существует, и многие работы, связанные с будущим выводом из эксплуатации, финансируются из него. Например, вывоз отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) с площадки ЛАЭС, переработка радиоактивных отходов и др. То есть средства на вывод из эксплуатации у государства запланированы и есть".

У экспертов между тем возникают сомнения, что отчислений из фонда хватит на вывод из эксплуатации всех энергоблоков. "По моей информации, в фонде накоплено около 10 млрд рублей", — говорит Олег Бодров. При этом, согласно концепции ЛАЭС, на утилизацию старых блоков потребуется 55 млрд рублей. Дело в том, что "копилку" начали формировать относительно недавно. Постановление правительства РФ "О финансировании работ по выводу из эксплуатации ядерных установок, радиационных источников, пунктов хранения ядерных материалов, радиоактивных веществ и радиоактивных отходов, научно–исследовательских и опытно–конструкторских работ по обоснованию и повышению безопасности этих объектов" было принято лишь в апреле 1997 года.

"Во многих государствах, развивающих ядерную энергетику, еще в 1980–е годы были разработаны правовые конструкции, дававшие возможность создавать накопительные фонды для безопасного обращения с ОЯТ, окончательной изоляции радиоактивных отходов и вывода из эксплуатации ядерно и радиационно опасных объектов, — говорится во введении к монографии "Проблемы ядерного наследия и пути их решения", опубликованной в 2012 году. — В СССР для этого особой нужды не было. Таковым фондом служил госбюджет, к которому можно было обратиться в случае необходимости". То есть денежная подушка в России формировалась не в течение всего периода эксплуатации энергоблоков, а лишь за два десятилетия. "В Литве на вывод двух блоков с РБМК–1500 через 10 лет после остановки реактора говорят о затратах в объеме около 3 млрд евро. Но эта сумма не включает затраты на захоронение ОЯТ и решение проблемы утилизации радиоактивного графита", — отмечает Олег Бодров.

Примечательно, что в мире до сих пор не придумана надежная технология консервации ОЯТ, пока все действия с ним ограничиваются вывозом отходов в специальные временные хранилища. По информации Олега Бодрова, с реакторов ЛАЭС начат вывоз всего ОЯТ в ЗАТО Железногорск Красноярского края во временное сухое хранилище на горно–химическом комбинате. "По оценкам независимых экспертов, к началу 2070–х годов из–за естественных процессов распада внутри отработавших тепловыделяющих сборок будет скапливаться газ, который может привести к утрате их герметичности, — рассказывает эколог. — Таким образом, потребуются работы по дополнительной изоляции или переработке ОЯТ. Каких–то решений в этой ситуации публично не предлагается. Это ляжет на плечи будущих поколений. Из–за содержания в ОЯТ плутония–239 с периодом полураспада 24 тыс. лет проблема безопасной изоляции ОЯТ будет актуальной до миллиона лет".

Гигантские стройки

Впрочем, нерешенность проблем с утилизацией отработавшего ядерного топлива не является препятствием для дальнейшего развития атомной энергетики и строительства новых реакторов на замену выбывающих из строя советских энергоблоков. По данным концерна "Росэнергоатом", в стране сейчас строят четыре энергоблока. Еще шесть блоков были введены после 2010 года. Атомные электростанции обеспечивают примерно 19% всей генерации электроэнергии страны. В отдельных региональных энергосистемах эта доля выше. В Петербурге и Ленинградской области атомная энергетика за счет ЛАЭС в 2018 году обеспечила 47,13% потребностей в электроэнергии.

В 2018 году на ЛАЭС введен в строй блок нового типа ВВЭР–1200 и продолжается строительство второго. Как рассказали в пресс–службе станции, в апреле 2019 года на энергоблоке № 2 ВВЭР–1200 уже началась контрольная сборка атомного реактора. По информации пресс–службы ЛАЭС, на центральной отметке реакторного отделения организована "чистая" зона. Из зоны монтажа удалены все отходы производства, выполнена облицовка пола листами из нержавеющей стали, допуск персонала организован по спискам, внос и вынос рабочих инструментов строго учитывается, соблюдаются требования к спецодежде. Создание таких условий исключит попадание в зону монтажа загрязнений (пыли, масел, воды) и посторонних предметов, а значит, позволит избежать повреждений на оборудовании при сборке. "Ввод в промышленную эксплуатацию энергоблока № 2 ВВЭР–1200 ЛАЭС запланирован на 2021 год", — добавили в пресс–службе ЛАЭС.

Строительство атомных мощностей — удовольствие недешевое. Так, по данным аналитиков EY, представленным в 2018 году в обзоре электроэнергетической отрасли России, в соответствии со схемой и программой развития Единой энергетической системы (ЕЭС) России на 2017–2023 годы, в развитие ЕЭС России планируются инвестиции в размере 2,3 трлн рублей, из которых 51% — средства в развитие атомной электроэнергии. "Строительство новых атомных энергоблоков обойдется экономике в текущем году в 179 млрд рублей. Это 22% суммарного платежа за всю генерирующую мощность в ЕЭС, — сказал Валерий Дзюбенко, заместитель директора ассоциации "Сообщество потребителей энергии". — К 2030 году этот показатель вырастет до 235 млрд рублей. В случае если к текущим, уже реализуемым проектам будут добавлены новые атомные энергоблоки, то расходы на эти цели значительно возрастут", — отметил эксперт.

Очевидно, что тезис о дешевизне атомной энергии при таком раскладе уже не столь однозначен, особенно если учесть, что вопрос утилизации ОЯТ остается открытым, и пока сложно представить, какую цену человечество заплатит в будущем за использование энергии атома.

«Атомный блок будет выводиться из эксплуатации примерно 25–30 лет. Этот длительный процесс состоит из нескольких этапов: первый (около 8–10 лет) — подготовка к выводу, второй (20 лет) — вывод. Прежде всего необходимо удалить топливо. Это потенциально ядерно опасные работы, которые занимают примерно 5 лет. Далее нужно подготовить площадку для обращения с радиоактивными материалами (отходами), удалить жидкие и твердые радиоактивные материалы, разобрать оставшееся оборудование и сооружения, после чего привести площадки в безопасное состояние. Сегодня никто не может назвать общую стоимость этих работ. Все может меняться, в том числе и технологии. Цифры, которые сегодня витают в сетях, надуманные».

АЛЕКСАНДР НИКИТИН, председатель правления экологического правозащитного центра «Беллона».

«Расходы непосредственно на вывод объекта из эксплуатации являются бременем собственника, они так или иначе уже должны быть учтены в текущей выручке (платежах потребителей). Вместе с тем подготовлен законопроект, которым предлагается дополнительно, сверх текущих платежей, возложить на потребителей оплату замещающих мероприятий, если вывод генерации из эксплуатации без них невозможен, так как может привести к нарушениям энергоснабжения. В случае если вывод из эксплуатации атомной электростанции будет невозможен без замещающих мероприятий, то, учитывая мощность и капиталоемкость энергоблоков и сетевых решений, дополнительная нагрузка на потребителей может составлять десятки миллиардов рублей».

ВАЛЕРИЙ ДЗЮБЕНКО, заместитель директора ассоциации «Сообщество потребителей энергии».

dp.ru.

***

***

3 ноября 2011 года

«В рамках Федеральной целевой программы «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015 года» специалисты Горно-химического комбината провели комплексные инженерные и радиационные обследования, разработали нормативно-техническую документацию и определили способ вывода из эксплуатации промышленных уранграфитовых реакторов предприятия с соблюдением всех норм экологической безопасности.

На площадке ФГУП «ГХК» расположены три промышленных уранграфитовых реактора (ПУГР) – АД, АДЭ-1 и АДЭ-2. Вместе со вспомогательным оборудованием и коммуникациями они размещены в горных выработках скального массива – в шахтах, облицованных монолитным бетоном.

ПУГР АД являлся одноцелевым проточным реактором на тепловых нейтронах. Реактор эксплуатировался с 28 августа 1958 года, остановлен для вывода из эксплуатации 30 июня 1992 года.

ПУГР АДЭ-1 проектировался как энергетический, но эксплуатировался как одноцелевой реактор в проточном режиме с 20 июля 1961 года. Остановлен для вывода из эксплуатации 29 сентября 1992 года.

ПУГР АДЭ-2 работал с 1964 года в двухцелевом режиме, остановлен для вывода из эксплуатации 15 апреля 2010 года.

После останова ПУГР АД и АДЭ-1 приведены в ядерно безопасное состояние, получены соответствующие заключения ОЯБ ФЭИ по ядерной безопасности графитовых кладок реакторов. На реакторах выполнен основной объем работ по демонтажу систем и оборудования, герметизации проходок через шахты реакторов, дезактивации оборудования и помещений. По оценочному расчету, осталось выполнить около 5% от общего объема предусмотренных демонтажных работ.

Варианты вывода из эксплуатации

До 2009 года вывод из эксплуатации ПУГР АД и АДЭ-1 осуществлялся по варианту долговременного хранения реактора в пределах шахты на срок не менее 100 лет. Данный вариант был предложен в качестве дополнительного к двум основным (захоронению и ликвидации) как версия отложенного окончательного решения и предусматривал герметизацию реакторного оборудования в пределах реакторного пространства. Окончательное решение – ликвидация или захоронение без намерения ликвидации – должно быть принято по завершению срока хранения реакторов в зависимости от их радиационного состояния, состояния инженерных барьеров безопасности, уровня технологий и других факторов, в том числе социальных и/или экономических.

Вариант ликвидации предусматривал демонтаж оборудования, дезактивацию помещений и удаление всех радиоактивных отходов с площадки для ее реабилитации в целях дальнейшего использования и не рассматривался в качестве основного. К 2009 году, учитывая имеющиеся результаты научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ и технико-экономических исследований, показывающих принципиальную возможность и экономическую целесообразность создания на месте размещения ПУГР объектов окончательной изоляции радиоактивных отходов, в качестве приоритетного варианта вывода из эксплуатации этих реакторов стали рассматривать радиационно безопасное захоронение на месте.

Преимущества захоронения на месте

Переход от варианта долговременного хранения к захоронению на месте обусловлен, прежде всего, отсутствием за довольно длительный временной интервал проблемно-ориентированных подходов к задаче утилизации/перезахоронения основных радиационно опасных конструкционных элементов реактора, в том числе содержащих просыпи топлива, а также возможностью использовать проектные решения, реализованные ранее, для осуществления варианта захоронения.

Данное направление развития стратегии вывода ПУГР из эксплуатации получило всестороннюю поддержку со стороны Госкорпорации «Росатом». В 2010 году была утверждена отраслевая концепция вывода из эксплуатации ПУГР по варианту захоронения на месте. Основным аргументом в пользу варианта захоронения ПУГР ФГУП «ГХК» является уникальное расположение реакторов в горных выработках. Горный массив образует природный барьер безопасности – естественный внешний контайнмент, который в совокупности с существующими и дополнительно создаваемыми защитными барьерами обеспечит выполнение современных требований по радиационной безопасности. Кроме того, горный массив выполняет функцию основного конструктивного элемента подземного сооружения, который в состоянии выдерживать значительные внешние и внутренние техногенные нагрузки и воздействия.

Реализация варианта захоронения реакторов на месте позволит локализовать и изолировать основные радиоактивно загрязненные компоненты оборудования, строительных конструкций и радиоактивные отходы в шахтах реакторов с созданием необходимых физических барьеров безопасности, исключающих несанкционированный доступ в зону локализации РАО и нерегламентированный выход радиоактивных веществ в окружающую среду.

Полный демонтаж (ликвидация) конструкций и строительных сооружений реакторов, содержащих радиоактивные вещества и материалы, удаление с площадок ПУГР загрязненного оборудования, всех радиоактивных отходов, в том числе размещенных во внутриплощадочных хранилищах РАО, а также реабилитация территории площадок ПУГР в целях дальнейшего использования представляются нецелесообразными – тем более, что площадки, на которых размещены реакторы, находятся в зоне, где уже существуют поверхностные и подземные хранилища и объекты захоронения РАО.

Согласно оценкам затрат на проведение работ и накопленному опыту, вывод из эксплуатации уранграфитовых реакторов по варианту захоронения требует меньших, по сравнению с вариантом ликвидации, трудо- и дозозатрат и является более приемлемым по материально-техническим соображениям и срокам выполнения работ. Таким образом, вывод из эксплуатации промышленных уранграфитовых реакторов ФГУП «ГХК» осуществляется по варианту захоронения на месте.

Обеспечение безопасности

Безопасность системы захоронения РАО (долговременная безопасность) должна обеспечиваться за счет реализации принципа многобарьерности. Он основан на применении системы барьеров на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в окружающую среду, чтобы нарушение целостности одного из барьеров или вероятные внешние события природного или техногенного происхождения не привели к недопустимому снижению уровня безопасности системы захоронения РАО.

Принцип глубоко эшелонированной (многобарьерной) защиты при выводе ПУГР из эксплуатации предусматривает сочетание существующих барьеров (кожух, металлоконструкции, бетонная шахта, окружающая выработку горная порода) и вновь создаваемых защитных барьеров (засыпка глиной, бетонирование подреакторного пространства, перекрытие, герметизирующее шахту реактора). В настоящее время проводятся прогнозные расчеты для оценки безопасности захоронения ПУГР на месте, выполняется оценка их воздействия на окружающую среду и человека на весь период потенциальной опасности, разрабатываются отчеты по обоснованию безопасности.

Авторы: П.М. Гаврилов, д.т.н., генеральный директор, А.А. Устинов, М.В. Антоненко, к.т.н., А.Д. Горобченко, К.Ю. Соколов, Д.В. Жирников».

atomic-energy.ru.

18 апреля 2013 года

«Разработка ГХК «Вывод из эксплуатации промышленного канального уран-графитового реактора (ПУГР) методом захоронение на месте» отмечена специальным дипломом Роспатента. Экономический эффект изобретения оценивается в 1 млрд. руб. на одну установку. Разработанная на ГХК система позволяет осуществить изоляцию конструкции реактора на месте с помощью создания непроницаемых барьеров и «монолитной фиксации» конструкции. Существовавшая концепция консервации предполагала демонтаж реактора и вывоз элементов конструкции в создаваемые хранилища ТРО. В случае внедрения концепции экономический эффект изобретения может составить 25 млрд. руб.».

atomsib.ru.

К сожалению, система поиска на портале комбината из последних новостей по теме выдает только эту ссылку:

31.07.2015

«Опытно-демонстрационный центр вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов» (ОДЦ УГР, г. Северск) завершил работы по выводу из эксплуатации промышленного уран-графитового реактора ЭИ-2. В лучших традициях российских атомщиков, ОДЦ УГР встречает 70-летие атомной отрасли досрочным выполнением работ по государственному контракту.

«Сдача объекта будет осуществлена на два месяца раньше запланированных сроков. В настоящее время ведутся работы по созданию защитного экрана от атмосферного воздействия. Приёмка работ государственной комиссией намечена на 25 сентября 2015 года», – сообщил генеральный директор АО «ОДЦ УГР» Андрей Изместьев. Он отметил, что основная цель предприятия - это исключение негативного воздействия на окружающую среду объектов использования атомной энергии, путем вывода их из эксплуатации с соблюдением всех норм ядерной, радиационной и экологической безопасности.

Уникальность этого события состоит в том, что подобный проект в мировой практике еще не реализовывался. В максимально короткие сроки специалистами ОДЦ УГР при тесном сотрудничестве с ведущими научными институтами РАН, были разработаны технологии, не имеющие аналогов, которые позволили впервые в мире осуществить безопасный вывод из эксплуатации уран-графитового ядерного реактора с созданием пункта консервации особых радиоактивных отходов (РАО). Технологии, разработанные и используемые ОДЦ УГР при выводе из эксплуатации реактора ЭИ-2, позволили обеспечить надежную локализацию объекта на десятки тысяч лет.

Справка:

ЭИ-2 был первым в истории ядерным реактором, позволявшим наряду с наработкой оружейного плутония производить электроэнергию с помощью паровых турбин. Реактор был пущен в эксплуатацию 28 февраля 1958 года. Останов реактора состоялся в декабре 1990 года в рамках Межправительственного соглашения между США и СССР об остановке атомных реакторов по наработке оружейного плутония».

sibghk.ru.

Продолжение следует.

 

 
Рассказать про это друзьям в:

Добавить комментарий

Внимание!
Перед публикацией комментарий проходит проверку.
В комментарии к материалу разрешено выражать свое отношение к тексту или событию в пристойной форме. В случае появления ненормативной лексики, перерастания комментирования в оскорбления и т.д., комментарии будет удаляться.
Если вы заметили сообщение с нарушением, нажмите возле него на кнопку с зеленым гоблином.
Давайте не будем сами себе злобными Буртинами

Защитный код
Обновить

< Пред.   След. >
Мы поддерживаем
РОСЖКХ
ЗАСТАВЬ КОММУНАЛЬЩИКОВ РАБОТАТЬ!

История Железногорска
24.08.1955
открылся первый городской рынок

24.08.2006
в ЗАТО Красноярского края появился уполномоченный представитель губернатора края – Вадим Медведев

по материалам библиотеки им.Горького
Телепрограмма
Телепрограмма операторов г. Железногорск
КАБЕЛЬНЫЕ

ЭФИРНЫЕ
Погода в Железногорске
Погодный информер meteo26.ru




подробно
Остальное

Вы можете отметить интересные вам фрагменты текста, которые будут доступны по уникальной ссылке в адресной строке браузера.

Выделить