WWW.OS.X-PDF.RU
БЕСПЛАТНАЯ ЭЛЕКТРОННАЯ БИБЛИОТЕКА - Научные публикации
 

«ДОКЛАД Ликвидация «ОЯТ наследия» в Российских исследовательских центрах на примере «ГНЦ РФ – Физико-энергетический ...»

ДОКЛАД

Ликвидация «ОЯТ наследия» в Российских исследовательских центрах на примере

«ГНЦ РФ – Физико-энергетический институт» (г. Обнинск)

Мамаев В.М., Мякишев Г.А., Скоркин В.М., Стасюк Н.И., ГНЦ РФ–ФЭИ, Россия

1. Краткое описание ГНЦ РФ–ФЭИ

ФГУП «ГНЦ РФ–ФЭИ» имени А.И. Лейпунского (далее – ГНЦ РФ–ФЭИ) основан в

1946 году для решения научно-технических проблем создания и развития атомной

энергетики. Научно-техническая деятельность ГНЦ РФ–ФЭИ ведется по следующим тематическим направлениям:

- реакторы на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем;

- водо-графитовые реакторы;

- реакторы с теплоносителем свинец-висмут транспортного и стационарного размещения;

- бортовые ядерные энергетические установки космического базирования.

Научные исследования проводятся в области ядерной физики, физики ядерных реакторов, физики низкотемпературной плазмы, физики ядерной накачки лазеров, радиационного материаловедения, радиохимии, технологии реакторных материалов и топливных элементов активных зон реакторов, теплофизики, гидродинамики, ядерной и радиационной безопасности и других областях атомной науки и техники.

Под научным руководством ГНЦ РФ–ФЭИ созданы такие ядерные установки и объекты как:

- первая в Мире АЭС;

- БР-10, БОР-60, БН-350, БН-600;



- два блока Белоярской АЭС;

- Билибинская АЭС;

- ряд транспортных и космических ядерных энергетических установок.

ГНЦ РФ–ФЭИ располагает мощной экспериментальной базой, включающей в себя исследовательские реакторы, критические стенды, ускорители заряженных частиц, «горячие камеры», хранилища свежего и отработавшего ядерного топлива (ОЯТ).

2. Некоторые ядерные объекты ГНЦ РФ–ФЭИ и характеристики ОЯТ этих объектов Первая в Мире АЭС с реактором АМ была введена в эксплуатацию 27 июня 1954 года. Проектная тепловая мощность составляла 30 МВт, а электрическая – 5 МВт. После 5 лет работы в режиме АЭС она использовалась как экспериментальная установка для испытаний различных тепловыделяющих элементов (твэлов) и конструкционных материалов, отработки водо-химических режимов, а также как облучательная база для наработки радиоизотопной продукции. Активная зона реактора включала в себе 128 тепловыделяющих сборок (ТВС), каждая из которых содержала 4 твэла. Вначале использовалось уран-молибденовое топливо (ОМ-9) и карбид урана (UC) с низким обогащением, залитый расплавленным магнием в кольцевом зазоре между трубками, затем – диоксид урана (UO2). Эксплуатация реактора АМ на мощности прекращена в 2002 году, топливо было выгружено и в 2008 году передано в центральное хранилище ОЯТ ГНЦ РФ– ФЭИ.

В 1956 году был введен в эксплуатацию реактор БР-2 мощностью 100 кВт с ртутным теплоносителем, на котором была показана принципиальная возможность использования реакторов на быстрых нейтронах для получения энергии. В 1958 году реактор БР-2был реконструирован в реактор БР-5 мощностью 5 МВт с натриевым теплоносителем. На нем проводилась отработка инженерных и технических решений для последующего применения при проектировании и создании промышленных реакторов на быстрых нейтронах.

Использовались твэлы различного состава: диоксид плутония (PuO2), диоксид урана (UO2), карбид урана (UС). В результате достигнуто выгорание 6-7%, получен опыт работы с негерметичными твэлами, изучен выход продуктов деления в теплоноситель и газовые полости первого контура, создана система контроля негерметичности твэлов по запаздывающим нейтронам, проведены исследования по безопасности и динамике реакторной установки, а также комплекс ядерно-физических и материаловедческих исследований. В 1973 году была произведена реконструкция реактора БР-5. Его мощность увеличилась до 10 МВт и он получил название БР-10. Топливные композиции состояли из диоксида плутония (PuO2), диоксида урана (UO2), карбида урана (UС) и нитрида урана (UN).

Реактор использовался для изучения работоспособности ядерного топлива и материалов, получения изотопов и для нейтронной терапии. На нем отрабатывались и проверялись технические решения по повышению безопасности энергетических реакторов на быстрых нейтронах. Эксплуатация БР-10 на мощности прекращена также в 2002 году, топливо было выгружено и после хранения в приреакторном бассейне выдержки периодически передавалось в центральное хранилище ОЯТ. Последняя ТВС передана в августе 2011 года.

В ГНЦ РФ–ФЭИ была разработана и с 1961 по 1978 годы находилась в опытной эксплуатации транспортабельная электростанция ТЭС-3 электрической мощностью 1,5 МВт.

Твэлы для не были изготовлены из сплава урана с алюминием (UAl3 -Si) с обогащением 36% по U-235. Диаметр твэл составлял 12 мм, а длина топливной композиции – 1 м. Количество урана в одной ТВС составляло около 1 кг. Среднее выгорание достигло 3%. Опыт создания и эксплуатации ТЭС-3 использовался при разработке блочно-транспортабельных и плавучих АЭС.

В 1970-1984 годах на специальном стенде были проведены испытания 7-ми образцов энергоустановки с термоэмиссионным реактором-преобразователем «Топаз» и предполетные испытания 2-х штатных установок. Электрогенерирующие каналы (ЭГК) реактора «Топаз»

разработаны, изготовлены и прошли реакторные испытания в ФЭИ. Твэлы были изготовлены из двуокиси урана с обогащением от 21 до 90% по урану U-235, диаметр составлял 10 мм, а длина топливной композиции – 300 мм. Количество урана в одном элементе около 200 г.





Среднее выгорание достигло 0,4%.

Исследования реакторных материалов и топливных композиций в ГНЦ РФ–ФЭИ проводятся в комплексе «горячих» камер и «тяжелых» боксов. В этих камерах и боксах производится разделка и изучение опытных и штатных твэлов, топливных сборок, ампул, узлов изделий и образцов материалов, в т.ч. находившихся в исследовательских реакторах АМ, БР-2, БР-5, БР-10, БОР-60, а также в энергетических реакторах БН-350, БН-600 и др.

3. Обращение с ОЯТ, технология и проблемы его хранения в ГНЦ РФ–ФЭИ ОЯТ непосредственно из активных зон исследовательских реакторов (ИР) сначала помещалось в бассейны выдержки, которые имеются при каждом ИР, выдерживалось в них в течение 1,5 –3 лет и затем транспортировалось в центральное хранилище.

Центральное хранилище ОЯТ введено в эксплуатацию в 1962 году, относится к хранилищам сухого типа и предназначено для временного хранения отработавшего топлива.

В надземной части хранилища расположены системы жизнеобеспечения хранилища:

электро- и водоснабжения, спецканализации, дозиметрического контроля, пожарной и аварийной сигнализации, вентиляции, отопления и аварийной откачки воды. Для работ с ОЯТ хранилище оборудовано мостовым краном грузоподъмностью 20 и 5 тонн, перегрузочным контейнером и различными приспособлениями.

В подземной части в специальных гнздах хранится отработавшее ядерное топливо.

Гнезда сделаны в перекрытии из тяжлого бетона и образуют квадратную рештку с шагом 800 мм. В гнзда установлены чехлы различной длины (от 1400 мм до 2600 мм) из нержавеющей стали, в которые помещаются твэлы. Каждое гнездо закрыто стальной защитной пробкой и крышкой с резиновым уплотнением. Монолитное перекрытие из тяжлого бетона, защитные пробки, уплотннные крышки и фундамент подземной части, обеспечивают ослабление гамма-излучения до допустимого уровня как внутри, так и вне хранилища, даже при его полной загрузке. Хранение ОЯТ осуществляется в одинаковых условиях – в обычной атмосфере при средней температуре 190С и влажности около 60%.

Существующая в ГНЦ РФ–ФЭИ система учета и контроля ОЯТ позволяет иметь необходимую информацию о содержимом каждого гнезда хранилища:

- на большую часть чехлов и ТВС (около 80%) составлены паспорта, в которых указаны тип реактора, заводской номер ТВС, конструктивное исполнение, геометрические размеры, масса ядерного материала до загрузки в реактор и расчетная масса ядерного материала после извлечения из реактора, даты загрузки в реактор и вызрузки из него, выгорание, номер чехла, в который перегружается ОЯТ и дата сдачи на хранение;

- передача ОЯТ на хранение производится в установленном порядке с оформлением всей необходимой документации;

- по каждой ячейке центрального хранилища регистрируется наименование и количество ТВС или твэлов, номера паспортов и требований на передачу ОЯТ на хранение, вес урана или плутония, дата загрузки;

- после загрузки чехла с ОЯТ в гнездо, оно закрывается герметичной крышкой, на которой делается надпись о дате загрузки и типе реактора;

- регулярно проводится визуальный контроль состояния крышек гнзд ячеек и физическая инвентаризация ОЯТ путем измерения мощности гамма - полей над ячейками;

- периодически в центральном хранилище контролируются концентрации альфа- и бета-активных аэрозолей и мощности дозы гамма-излучения.

Проблемы с «ОЯТ наследием» ГНЦ РФ–ФЭИ выражаются в следующем.

- Расчет выгорания урана в период с 1954 по 2009 годы проводился по разным методикам и поэтому все учетные данные и характеристики ОЯТ требуют уточнений.

- В 1985 и в 1989 годах производилось уплотнение гнзд хранения ОЯТ реактора АМ.

Чехлы из различных ячеек доставлялись в «горячую» лабораторию, ТВС разделывались на твэлы и затем компактно упаковывались в один чехол. В результате этой операции в ряде чехлов оказались твэлы с обогащением от 3% до 10% по U-235, топливной композицией из уран-молибдена и карбида урана, да к тому же принадлежавшие ТВС различных кампаний и имеющих разное выгорание и энерговыработку. Кроме того, находящиеся в уплотненных чехлах твэлы не имеют идентификационных номеров и по внешнему виду не отличаются друг от друга (идентификационные номера изначально были проставлены на ТВС).

- Без проведения дополнительного обследования невозможно наджно определить состояние твэлов реактора АМ и их механические свойства. Дело в том, что поступившие до 2006 года в центральное хранилище твэлы АМ изготавливались из тонкостенных нержавеющих трубок. При длительном хранении ОЯТ в трубках возможно образование микротрещин, вследствие чего топливная композиция на основе ОМ-9 становится очень чувствительной к воздействию кислорода.

- В результате проведенных уплотнений ТВС с ВОУ реактора БР после отмыва от теплоносителя (жидко-металлический Na) в одном чехле также оказались ТВС различной топливной композиции (диоксид, нитрид и карбид урана). ТВС реактора БР ранее имели идентификационные номера, однако в ходе химических и механических воздействий многие из них стали неразличимы. Некоторые ТВС плутониевой зоны реактора БР ещ не подвергались процедуре отмыва от теплоносителя (жидко-металлический Na).

- В 1980 и в 1982-83 годах выполнены уплотнения ТВС транспортного реактора ВМ на основе UO2+Al+Ni и на основе UZr и UO2, которые кроме разной топливной композиции имеют различное обогащение по U-235 (от 21% до 90%) и по внешнему виду не отличаются друг от друга.

- Работа исследовательского реактора АМ в период с 1954 г по 2001 проходила в режиме проведения экспериментов. Детальная информация по выгоранию выгруженного из него топлива в учтных данных отсутствует. Оценка активности сделана по состоянию на 01.01.2006 г.

- Большая часть ОЯТ негерметична и поэтому работа с ним требует подходов, соответствующих обращению как с аварийным топливом.

- Изъятие ОЯТ из многих чехлов после длительного хранения (в некоторых случаях – до 50 лет) невозможно без дополнительного вскрытия (резки).

- Чертежи для некоторых типов ТВС не сохранились.

- Необходима разработка технологии сортировки и паспортизации ОЯТ, а также изготовление соответствующего нестандартного оборудования.

- В настоящее время центральное хранилище ОЯТ заполнено на 99%.

Снять напряжнность в ГНЦ РФ–ФЭИ с хранением ОЯТ может принятие решения об отправке его на переработку – в первую очередь ОЯТ со стандартной топливной композицией из диоксида урана (около 40% от общей массы).

Касательно топливных композиций из карбида и нитрида урана, сплавов урана с молибденом и другими редкими металлами, не вошедших в стандартные технологии регенерации, необходимо либо разработать технологии их переработки, либо решить вопрос о вывозе на постоянное длительное сухое хранение в федеральном хранилище.

4. Перспективы и возможности вывоза ОЯТ из ГНЦ РФ–ФЭИ На основе проведенного анализа характеристик имеющегося ОЯТ, условий его хранения и существующей инфраструктуры ГНЦ РФ–ФЭИ проведено исследование нескольких вариантов возможности создания вне центрального хранилища соответствующего технологического комплекса со специальным оборудованием для аттестации и подготовки ОЯТ к вывозу. Такой комплекс должен обеспечивать безопасное обращение с ОЯТ: изъятие топлива из чехлов, его подготовку, размещение в пеналах, загрузку в ТУК и погрузку ТУК на транспортное средство. Для его размещения оказалось пригодным одно из зданий ГНЦ РФ–ФЭИ, имеющее соответствующие технологические помещения и специальное грузоподъемное оборудование.

Предварительный анализ транспортной технологической схемы показал, что осуществление вывоза ОЯТ из ГНЦ РФ–ФЭИ в транспортных контейнерах ТУК-19 является оптимальным вариантом, поскольку использование тяжелых контейнеров ТУК-18, ТУК-32 или ТУК-108 пока невозможно до реконструкции подъездных железнодорожных путей к ГНЦ РФ–ФЭИ.

Из-за того, что габаритные размеры твэлов реактора АМ (около 60% от общей массы ОЯТ) почти в 2 раза превышают допустимые для ТУК-19, необходимо производить их резку и пеналирование. Длину ТВС установок других типов также необходимо будет уменьшать, но путем удаления конструктивной части без разрушения топливной составляющей.

Основная часть ОЯТ ГНЦ РФ–ФЭИ не включена в номенклатуру перерабатываемого топлива на радиохимических производствах (в основном из-за отсутствия технологии). Ниже рассмотрен каждый тип отработавшего топлива, указаны потенциальные возможности его переработки, планируемые для этого подготовительные работы и оценки затрат.

Топливо на основе UO2 Топливо на основе диоксида урана (около 40% от общей массы) с начальным обогащением по урану-235 до 90% для всех типов реакторов перерабатывается по штатной технологии.

Специфика имеется лишь для топлива на основе диоксида урана, залитого расплавленным магнием в кольцевом зазоре между трубками (топливо реактора АМ). Оно перерабатывается по штатной технологии путем подмешивания в небольших количествах в оксидное топливо.

Топливо на основе UO2-Al-Ni Имеется небольшое количество ТВС на основе диоксида урана, диспергированного в алюмоникелевой матрице. В настоящее время технология переработки такого топлива отсутствует.

Топливо на основе U-Mo Сплав урана с молибденом использовался в качестве топливной композиции ТВС реактора АМ. В ячейках хранилища ОЯТ находится около 40% от общей массы топлива данного типа в виде кольцевых твэлов длиной 1700 мм, внешним диаметром 14 мм и внутренним диаметром 9 мм (все твэлы реактора АМ хотя и имеют различные топливные композиции, по геометрическим параметрам идентичны). В настоящее время такое топливо не перерабатывается, однако ведутся работы по разработке технологии его регенерации.

Топливо на основе UN и UC Нитрид урана и карбид урана применялись в качестве топливной композиции для ТВС реакторов БР-5, БР-10. На хранении находятся 3% от общей массы ТВС, содержащих высокообогащенное топливо (90% по U-235). Его переработка в настоящее время не представляется возможной из-за отсутствия технологии.

Топливо на основе UZr и U-Zr-Nb В настоящее время технологии переработки данных типов топлива не имеется. Требуется проведение соответствующих НИОКР. При этом необходимо учитывать, что количество топлива, подлежащего переработке, невелико.

Топливо на основе UBe На хранении находится около 5% от общей массы топлива данного типа. Проводившаяся в 2002-2003 г.г. разработка технологии переработки топлива стенда-прототипа ЯЭУ АПЛ не была завершена из-за прекращения финансирования работ. Осталось разработать технологию обращения с радиоактивными отходами, образующимися при переработке данной топливной композиции.

Топливо на основе U-Al-Si Соединение урана, кремния и алюминия использовалось в качестве топливной композиции для ТВС транспортных реакторов. На хранении находится свыше 1% от общей массы данного топлива.

Топливо на основе U-Al-Si-AlZr На хранении находится около 1% от общей массы топливной композиции на основе соединения урана, алюминия, кремния и циркония. Данная топливная композиция в настоящее время не перерабатывается из-за отсутствия технологии.

Топливо на основе PuO2 Диоксид плутония использовался в качестве материала топливной композиции для реактора БР-10. На хранении находятся около 1% от общей массы топлива данного типа. Переработка данной топливной композиции не представляется возможной по причине отсутствия технологии.

Фрагменты топлива (обозначение Uразн в номенклатуре топлива) На хранении находится около 1% от общей массы топливной композиции на основе урана с обогащением 90% по урану-235, состав которой требует уточнения. Первоначальные мероприятия по подготовке топлива к переработке предполагается выполнить в ГНЦ РФ– ФЭИ. После выполнения процедур идентификации и классификации необходимо принять отложенное решение о возможности переработки данного вида топлива.

Топливо на основе Th, Np В разное время в ГНЦ РФ–ФЭИ исследовались топливные композиции на основе тория и нептуния. Количество их невелико. Технология переработки данных материалов отсутствует, однако торий и нептуний являются конечными элементами в цикле переработки отработавшего ядерного топлива. Представляется возможным рассмотреть процесс извлечения этих элементов при подмешивании данной топливной композиции к другому типу ОЯТ. Требуется проведение соответствующих НИОКР.

В рамках Федеральной целевой программы (ФЦП) «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015 года» по Государственному контракту, подписанному в 2010 году, разработана «ПРОГРАММА работ по подготовке и вывозу ОЯТ различных типов с территории ФГУП «ГНЦ РФ-ФЭИ», составлен предварительный график этапов его вывоза, произведена оценка затрат на финансирование каждого вывоза ОЯТ по группам номенклатуры работ (подготовка ОЯТ к отправке, его транспортирование к месту переработки, переработка ОЯТ).

В частности, в этих работах планируется задействовать ряд специализированных предприятий Госкорпорации «Росатом». Предполагаемые затраты на финансированию всех работ по предварительным оценкам составят – около 5 млрд. руб., в т. ч. на подготовку ОЯТ к отправке – 2,3 млрд. руб., транспортирование – 300 млн. руб., переработку – 2,4 млрд.

руб.

Всего намечается осуществить 10 вывозов ОЯТ, из них

- 2 вывоза в 2011-2012 гг. (350 млн. руб.);

- 5 вывозов в 2013-2015 гг. (3,1 млрд. руб.);

- 3 вывоза – для ОЯТ с отложенным решением в 2016-2020 гг. (1,8 млрд. руб.).

В августе 2011 года во исполнение данной Программы подготовлен и осуществлен пилотный вывоз с площадки ГНЦ РФ–ФЭИ партии ОЯТ с топливной композицией на основе низкообогащенного диоксида урана (ТВС типа ЭК-10 (10%) и ВМ (6%), общий вес ~ 200 кг.) на радиохимическую переработку на ФГУП «ПО «Маяк». Объем вывоза спланирован, исходя из задачи формирования полного эшелона, загруженного 16-ю контейнерами ТУК-19 для исключения непроизводственных транспортных затрат. Вся имевшаяся в ГНЦ РФ–ФЭИ партия ТВС ЭК-10 (27 шт.) вывезена в 7 контейнерах ТУК-19, а в остальных 9 контейнерах

ТУК-19 – 36 ТВС типа ВМ. При подготовке вывоза проведены следующие мероприятия:

- обследована часть ячеек центрального хранилища ОЯТ;

- проведены выбор партии ОЯТ и его аттестация;

- подготовлен и согласован проект переоборудования «горячей» камеры;

- подготовлено соответствующее оборудование, проведены его адаптация и макетные испытания;

- разработаны и изготовлены пеналы для ТВС;

- выработана транспортно-технологическая схема;

- проведена сертификация конструкции упаковки и перевозки;

- разработаны технические регламенты производства работ.

Общий объем затрат по пилотному вывозу (подготовка ОЯТ и инфраструктуры для обращения с ОЯТ, его транспортирование и переработка) составляет – 76,4 млн. руб.

5. Заключение Успехи в подготовке первой партии ОЯТ и организации пилотного вывоза на ФГУП «ПО «Маяк» демонстрируют возможность проведения дальнейших вывозов и освобождения ГНЦ РФ–ФЭИ от накопившихся высокоактивных ядерных материалов.

Опыт подготовки пилотного вывоза выявил ряд задач, требующих решения для реализации второго и последующих вывозов более активного топлива. Так, учитывая занятость ТУК-19, интенсивность транспортировок может быть не более 2 рейсов в год, что затягивает сроки вывоза всего ОЯТ на период более 30 лет. При соответствующей реконструкции защитной камеры подготовка топлива могла бы осуществляться в несколько раз быстрей.

При проведении технико-экономических исследований других вариантов транспортно-технологической схемы рассматриваются возможности:

- восстановления железнодорожной ветки в ГНЦ РФ–ФЭИ и на прилегающей городской территории;

- доработки оборудования и систем для использования других более вместительных типов ТУК;

- реконструкции защитной камеры и спецкоммуникаций для проведения рубки/резки ОЯТ по топливной составляющей;

Технология, разработанная для вывоза пилотной партии низкообогащенного ОЯТ, может быть применена и для высокообогащенного топлива БР-10.





 
Похожие работы:

«КОМИТЕТ ПО ТАРИФНОМУ РЕГУЛИРОВАНИЮ Мурманской области ПРОТОКОЛ ЗАСЕДАНИЯ КОЛЛЕГИИ «22» октября 2015 г. г. Мурманск УТВЕРЖДАЮ И.о. председателя Комитета по тарифному регулированию Мурманской области _ Д.Б. Скиданов «22» октября 2015 г. Председатель заседания: СКИДАНОВ Д.Б. И.о. председателя Комитета по тарифному регулированию Мурманской области На заседании присутствовали: Члены коллегии: ШИЛОВА А.Б. Начальник отдела Комитета СТУКОВА Е.С. Начальник отдела Комитета ЗАБОЛОТСКАЯ Н.В. Заместитель...»

«Справочный документ для Сессии 2 Заседания НК август 2015 года Проект Стратегия и План работы (на 2016гг.) по региональному сотрудничеству в энергетическом секторе стран ЦАРЭС Консультационное заседание Национальных координаторов ЦАРЭС 24-25 августа 2015 года Улан-Батор, Монголия Стратегия и план работы (на 2016-2020 гг.) по региональному сотрудничеству в энергетическом секторе стран ЦАРЭС Сентябрь 2015 года Содержание Введение I. Долгосрочное видение для сектора II. Стратегический подход к...»

«НОРМАТИВНО-ТЕХНИЧЕСКАЯ ДОКУМЕНТАЦИЯ ПО ТОПЛИВОИСПОЛЬЗОВАНИЮ ЗАО «Брянский завод силикатного кирпича» (наименование энергоснабжающей (тепло сетевой) организации) Книга 1. Энергетические характеристики оборудования Расчет нормативов удельных расходов топлива газовая котельная ЗАО «БЗСК» (наименование системы теплоснабжения) Количество сброшюрованных листов 32_ Генеральный директор ЗАО «БЗСК» Лазарев Ю.М. (наименование энергоснабжающей (подпись) (Ф.И.О.) (теплосетевой) организации) Гл. энергетик...»

«Информационный бюллетень декабрь 2013 года СОДЕРЖАНИЕ Новости электроэнергетики стр.2 Проведено совещание по вопросам прохождения отопительного сезона 2013-2014 годов Расширен перечень стратегических объектов стр.3 стр.3 Внесены изменения в Правила проведения публичных слушаний СЕМ Определен расчетно-финансовый центр по поддержке возобновляемых стр.6 источников энергии Утверждена форма ежемесячной информации субъекта регулируемого стр.7 рынка стр.11 Внесены изменения в Особый порядок...»

«ПРАВИТЕЛЬСТВО РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ПОСТАНОВЛЕНИЕ от 4 мая 2012 г. N 442 О ФУНКЦИОНИРОВАНИИ РОЗНИЧНЫХ РЫНКОВ ЭЛЕКТРИЧЕСКОЙ ЭНЕРГИИ, ПОЛНОМ И (ИЛИ) ЧАСТИЧНОМ ОГРАНИЧЕНИИ РЕЖИМА ПОТРЕБЛЕНИЯ ЭЛЕКТРИЧЕСКОЙ ЭНЕРГИИ В соответствии с Федеральным законом Об электроэнергетике Правительство Российской Федерации постановляет: 1. Утвердить прилагаемые: Основные положения функционирования розничных рынков электрической энергии; Правила полного и (или) частичного ограничения режима потребления электрической...»

««ПРЕДВАРИТЕЛЬНО УТВЕРЖДЕН» «УТВЕРЖДЕН» Советом директоров Годовым Общим собранием акционеров ОАО «СИБЭКО» ОАО «СИБЭКО» Протокол № 41 от 18.05.2015 Протокол № 1 от 29.06.2015 Председатель Совета директоров Председательствующий на собрании _/ А.А. Негомедзянов / _/ С.С. Анфимов / ГОДОВОЙ ОТЧЕТ ОТКРЫТОГО АКЦИОНЕРНОГО ОБЩЕСТВА «СИБИРСКАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ КОМПАНИЯ» ЗА 2014 ГОД Достоверность данных, содержащихся в настоящем годовом отчете, подтверждена Ревизионной комиссией ОАО «СИБЭКО» Генеральный...»

«УТВЕРЖДЕН распоряжением Федерального агентства по управлению государственным имуществом, осуществляющего полномочия годового Общего собрания акционеров ОАО «СО ЕЭС», от 30.06.2015 № 540-р Предварительно утвержден Советом директоров ОАО «СО ЕЭС» Протокол от 28.05.2015 № 161 ГОДОВОЙ ОТЧЕТ за 2014 год Открытое акционерное общество «Системный оператор Единой энергетической системы» Место нахождения: 109074, г. Москва, Китайгородский проезд, д. 7, стр. 3 Председатель Правления ОАО «СО ЕЭС» _ /Б.И....»

«РЕГИОНАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ТАРИФАМ КИРОВСКОЙ ОБЛАСТИ ПРОТОКОЛ заседания правления региональной службы по тарифам Кировской области № 24 03.07.2015 г. Киров Беляева Н.В. Председательств ующий: Вычегжанин А.В. Члены Троян Г.В. правления: Юдинцева Н.Г. Кривошеина Т.Н. Петухова Г.И. Мальков Н.В. отпуск Отсутствовали: Никонова М.Л. по вопросам электроэнергетики Владимиров Д.Ю. по вопросам электроэнергетики Трегубова Т.А. Секретарь: Новикова Ж.А., Сенникова А.Н. Уполномоченны е по делам: нет Приглашнные:...»





Загрузка...


 
2016 www.os.x-pdf.ru - «Бесплатная электронная библиотека - Научные публикации»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.