Хранение ОЯТ – обязательное условие развития атомной энергетики

В.И.Калинкин, О.П.Анисимов, Н.В.Размашкин, Н.С.Тихонов, В.М.Симановский, Федеральное государственное унитарное предприятие «Головной институт «Всероссийский проектный и научно-исследовательский институт комплексной энергетической технологии» (ВНИПИЭТ) 


Хранение отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) является необходимым этапом топливного цикла АЭС. После выгрузки из реактора выдержка (хранение) ОЯТ в водной среде в приреакторных бассейнах обеспечивает снижение остаточного тепловыделения (до 2–10 кВт на ОТВС) и распад наиболее активных короткоживущих радионуклидов, таких как иод-131, ксенон-133 и др.

Время необходимое для этого составляет 1–3 года в зависимости от типа ядерного топлива. Первоначально предполагалось, что после окончания требуемого срока выдержки, отработавшее ядерное топливо будет транспортироваться на завод по радиохимической переработке.

Отсутствие по экономическим причинам переработки ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 и РБМК-1000 привело к необходимости увеличения объемов хранения ОЯТ (в связи с этим были введены в эксплуатации отдельно стоящие ХОЯТ на всех АЭС с реакторами РБМК-1000, построено отдельно стоящие хранилище ОЯТ ВВЭР-1000 на Ново-воронежской АЭС, пущено в эксплуатацию региональное хранилище ОЯТ ВВЭР-1000 на заводе РТ-2). Отказ от переработки привел и к увеличению сроков хранения ОЯТ. В настоящее время для ОЯТ РБМК-1000 и ВВЭР-1000 он может достигать 25-30 лет, в зависимости от времени выгрузки из реактора.

Увеличение сроков хранения ОЯТ привело в свою очередь к изменению технологических требований к процессу хранения и, в целом, к изменению самой технологии хранения: в настоящее время осуществляется переход от «мокрого» способа хранения к «сухому» способу хранения ОЯТ.

Каждая технология обладает своими преимуществами и недостатками, но на практике, как правило, реализуется сочетание двух технологий. Первоначально, свежевыгруженное из реактора ОЯТ направляется на хранение в бассейны выдержки, а затем, после определенного времени выдержки, переводится (или планируется к переводу) на сухое хранение.

Развитие атомной энергетики в России и за рубежом предусматривает наращивание мощности действующих энергоблоков, что приводит к постоянно растущему количеству отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) и. увеличению радиоактивных отходов. В Российской Федерации работают 30 энергетических блоков атомных станций с общей установленной мощностью около 20,8 ГВт. Они производят приблизительно 16% электроэнергии страны. В эксплуатации находятся 6 блоков ВВЭР-440 8 блоков ВВЭР-1000, 11 блоков РБМК-1000. Ежегодная выгрузка отработавшего топлива из реакторов составляет соответственно ~87 т (~ 700 ОТВС) ВВЭР-440, ~220 т (435 ОТВС) ВВЭР-1000., ~ 350 т (~ 3000 ОТВС) РБМК-1000. Принятый курс на дальнейшее развитие атомной энергетики приведет к дополнительному увеличению количества выгружаемого ОЯТ.

В большинстве стран, обладающих развитой инфраструктурой атомной энергетики, принято решение о продлении срока хранения ОЯТ после выгрузки его из реактора. Решение о дальнейшей «судьбе» ОЯТ – переработка, или окончательное удаление из сферы человеческой деятельности («захоронение») в большинстве стран, в том числе и в России (в отношении ОЯТ РБМК-1000), отложено на будущее.

Общий срок хранения ОЯТ после выгрузки из реактора до его переработки и/или захоронения будет составлять с учетом допустимого срока мокрого хранения (?40 лет) и предполагаемого на данный момент срока сухого хранения (50 лет) 90 лет. При таком сроке хранения особо важную роль приобретают вопросы обеспечения безопасности при хранении ОЯТ, а также вопросы, связанные с изучением поведения ОЯТ в условиях мокрого, а затем и сухого хранения.

В дальнейшем при рассмотрении вопросов, связанных с хранением ОЯТ, мы будем опираться на опыт хранения ОЯТ в России с привлечением, при необходимости, зарубежного опыта.

1. Требования, предъявляемые к хранилищам ОЯТ.

Основные требования, предъявляемые ко всем типам хранилищ:

- обеспечение ядерной безопасности при хранении и проведении транспортно-технологических операций с отработавшим топливом;

- обеспечение радиационной безопасности персонала и защита окружающей среды;

- контроль отвода остаточного тепловыделения, гарантия целостности топливной оболочки и сохранности топлива в хранилище.

Кроме этого, в соответствии с действующей в Российской Федерации нормативной документацией по безопасности к хранилищам ОЯТ предъявляются следующие технологические требования:

- контроль за сохранением топлива, организация охраны, обеспечение гарантии сохранности топлива в хранилище;

- исключение выброса радиоактивных веществ за пределы хранилищ в окружающую среду;

- возможность вывоза топлива из хранилищ;

- рациональная организация хранения отработавшего топлива с дефектными твэлами.

Кроме того, к каждому типу хранилища предъявляются дополнительные требования в зависимости от типа хранилища и технологии хранения.

2. Мокрое хранение ОЯТ

Многолетний опыт мокрого хранения ОЯТ доказал его надежность и удобство, особенно для уменьшения уровня радиационных нагрузок и тепловыделения отработавшего топлива непосредственно после выгрузки из реактора. Мокрое хранение позволяет осуществлять непосредственный контроль состояния топлива, его наличия. Параметры воды поддерживаются с помощью простых и надежных технологий. Вода обеспечивает необходимую биологическую защиту при хранении ОЯТ и выполнении технологических операций по загрузке топлива и выгрузке его из бассейнов.

Все «мокрые» хранилища ОЯТ в России - это железобетонные конструкции, облицованные нержавеющей сталью. Топливо в них хранится либо на дне бассейна (в чехлах или стеллажах – ОЯТ ВВЭР и БН), или подвешено на металлическом перекрытии (ОЯТ РБМК).

Наряду с общими требованиями, предъявляемыми в России к хранилищам ОЯТ, к мокрым хранилищам предъявляются дополнительные требования:

- охлаждение воды в хранилище до температуры, не превышающей 50°С, с отводом остаточного тепла от ОЯТ;

- очистку воды от радиоактивных веществ, попадающих в воду с поверхностными загрязнениями продуктами коррозии, а также продуктами деления из поврежденных (негерметичных) твэлов;

- обеспечение необходимой прозрачности при проведении дистанционных перегрузочных операций под водой;

- предотвращение возможности утечки воды в окружающую среду и организованный сбор возможных протечек.

Радиационная безопасность и охрана окружающей среды обеспечиваются также:

- размещением хранилища в санитарно-защитной зоне АЭС или радиохимического завода;

- зональной компоновкой помещений хранилища с организацией санпропускника и саншлюза;

- сбором и удалением жидких и твердых радиоактивных отходов;

- системой дезактивации транспортно-технологического оборудования;

- радиационным контролем внутри и за пределами хранилища.

При проектировании хранилищ в соответствии с требованиями нормативной документации, учитываются возможные аварийные ситуации, связанные, как с воздействием внешних факторов (землетрясение, ураган, наводнение и т.п.), так и возникающие из-за отказов в работе оборудования систем важных для безопасности, ошибок персонала и др. Особое внимание, с точки зрения обеспечения ядерной и радиационной безопасности, уделяется аварийным ситуациям, связанным с так называемым «зависанием» топлива (т.е. нахождением топлива свыше установленного регламентом времени в состоянии, непредусмотренном технологией хранения и вызванным отказом оборудования), или его падением при проведении операций по загрузке, перемещению и выгрузке топлива из бассейна. Рассматриваются также последствия запроектных аварий: возникновение СЦР в хранилище, полное обезвоживание хранилища, падение технологического оборудования и строительных конструкций на перекрытия отсеков хранения и хранящееся топливо.

Мокрое хранение ОЯТ осуществляется в приреакторных бассейнах выдержки, отдельно стоящих промежуточных хранилищах отработавшего ядерного топлива, расположенных на территории АЭС, а также в буферных хранилищах при радиохимических заводах.

Общим для всех типов энергетических реакторов является размещение выгружаемых при перегрузке ОТВС в приреакторном бассейне выдержки. В процессе выдержки происходит снижение радиоактивности и тепловыделения ОЯТ, что облегчает и делает более безопасным дальнейшее обращение с ОЯТ. Для ОЯТ, направляемого на радиохимические заводы, минимальное время выдержки составляет, как правило, 3 года (ВВЭР, БН-600), для ОЯТ, направляемого в промежуточное внутристанционное хранилище (РБМК-1000), минимальное время выдержки принято 1 год. В процессе эксплуатации реактора и при осуществлении перегрузки ОЯТ ведется контроль состояния герметичности твэлов. Тепловыделяющие сборки, негерметичность которых зафиксирована штатными системами контроля герметичности оболочек твэлов (КГО) при перегрузке или после извлечения из реактора, устанавливаются в герметичные пеналы и находятся в приреакторном бассейне в течение всего периода эксплуатации энергоблока.

На всех АЭС с реакторами РБМК и на Ново-Воронежской АЭС построены промежуточные хранилища для накопления и хранения отработавшего топлива в течение более длительного времени – не менее 10 лет. Такие хранилища размещаются на площадке АЭС в отдельно стоящих зданиях. В 1986 г введено в эксплуатацию хранилище отработавшего топлива ВВЭР-1000 на заводе РТ-2 Вместимость хранилища 6000 т по урану. Проводятся работы по обоснованию возможности увеличения вместимости до 8600 т за счет использования чехлов на 16 ОТВС вместо 12-ти местных чехлов. Накопленный в России опыт эксплуатации водоохлаждаемых бассейнов хранилищ показывает, что герметичные твэлы при средней степени выгорания (для ТВС реакторов ВВЭР-1000 – 50 МВт•сут/кгU, для ТВС реакторов РБМК – 30 МВт•сут/кг U) не подвергаются разрушению и проявляют высокую коррозионную стойкость в воде бассейнов в течение длительного времени (до 40 лет). Для дефектных твэлов после нескольких лет хранения также не наблюдалось заметного ухудшения их состояния.

3. Сухое хранение ОЯТ

Сухое хранение отработавшего ядерного топлива - альтернатива “мокрой” технологии, но не исключает предварительную выдержку топлива в воде для уменьшения уровня радиоактивности и снижения тепловыделения. При сухом хранении отсутствует охлаждающая вода, что исключает протечки радиоактивной воды, улучшаются условия хранения (поскольку вода является более агрессивной средой хранения по сравнению с воздухом и инертными газами), обеспечивающие целостность твэлов. Упрощается обслуживание хранилищ, особенно при охлаждении естественной конвекцией, так как не требуется применение насосов, уменьшается доля электрооборудования. Сухое хранение приводит к уменьшению объема образования вторичных радиоактивных отходов по сравнению с мокрым способом хранения. При сухой технологии легче осуществить модульный принцип ввода в эксплуатацию, уменьшаются сроки строительства, эксплуатационные затраты, упрощается процедура снятия хранилищ с эксплуатации.

При хранении отработавшего ядерного топлива в сухих хранилищах должна обеспечиваться целостность оболочки топлива вплоть до окончания срока хранения. Для предотвращения выхода радионуклидов необходима герметизация дефектных твэлов. Проектом сухих хранилищ должны быть предусмотрены мероприятия по предотвращению облучения персонала и загрязнения окружающей среды в непредвиденных ситуациях.

Наиболее важными характеристиками для сухих хранилищ являются:

- принятый способ теплоотвода (вынужденное или естественное охлаждение);

- способ защиты персонала;

- размещение относительно уровня грунта (на земле, частично - углубленное хранилище, полностью ниже уровня земли);

- мобильность;

- степень независимости индивидуальных модулей хранения;

- модульность, то есть возможность наращивания вместимости хранилища путем пристройки модулей;

- конструкционные параметры

Ключевой характеристикой для целостности ОЯТ при данном способе хранения является температура оболочек твэлов. В атмосфере инертного газа и при условии осушения топлива для удаления остатков влаги, захваченной из водного бассейна, допускается хранение при температуре 380-4000С. В атмосфере инертного газа не разрушаются твэлы, имеющие дефекты в оболочке, до температуры ~2000С. При хранении ОЯТ в газовой среде, содержащей кислород. температуру хранения снижают.

При решении вопроса об организации регионального сухого хранилища ОЯТ энергетических реакторов ФГУП «ГИ «ВНИПИЭТ» рассмотрел несколько вариантов сухих хранилищ: контейнерное хранилища, хранилище скважинного типа, камерное хранилище, хранилище типа ЖБМ (железобетонный массив). Был разработан ОБИН хранилища типа ЖБМ, предусматривающий создание хранилища на новой площадке, расположенной на территории ГХК. Однако, в связи с необходимостью использования при строительстве ХОТ-2 имеющиеся конструкции завода РТ-2, был выбран камерный вариант сухого хранилища. Сравнение экономических показателей показало практически одинаковую стоимость строительства как хранилища типа ЖБМ, так и хранилища камерного типа, но размещение ЖБМ на старых строительных конструкциях завода РТ-2 технически сложно.

При разработке проекта сухого хранилища камерного типа на ГХК были использованы технические решения, принятые ФГУП «ГИ «ВНИПИЭТ» для хранилища типа ЖБМ, что позволило существенно увеличить плотность размещения ОЯТ в камерах ХОТ-2 по сравнению с зарубежными хранилищами камерного типа, и разместить ХОТ-2 требуемой вместимости на существовавших конструкциях завода РТ-2 (при этом проектная вместимость оказалась даже несколько выше, чем предусматривалась заданием на проектирование). Следует учесть, что разработка проекта ХОТ-2 велась в сжатые сроки, поскольку первоначально намечалось ввести хранилище в строй в конце 2005 года. Это не позволило в требуемом объеме провести научно-исследовательские работы по обоснованию технологии сухого хранения, верифицировать и аттестовать использованные в проекте расчетные методики и потребовало принятие консервативных решений, что, в свою очередь, привело к увеличению стоимости хранилища и усложнению технологии его обслуживания.

Хранилище (ХОТ-2 сооружающееся в настоящее время на территории завода РТ-2 ФГУП «ГХК») рассчитано на прием отработавшего ядерного топлива реакторов РБМК-1000 (в виде пучков твэлов; разрезка ТВС РБМК-1000 на два пучка твэлов производится на АЭС) и ВВЭР-1000. Проектная емкость хранилища для ОЯТ РБМК-1000 – 24000 т ОЯТ (по урану). Проектная емкость хранилища для ОЯТ ВВЭР-1000 составляет – 9000 т ОЯТ (по урану).

Хранение ОЯТ в разрабатываемом хранилище предусматривается в герметичных пеналах (в каждом пенале устанавливается либо 31 ПТ РБМК-1000, либо 3 ОТВС ВВЭР-1000), устанавливаемых в два яруса в гнездах хранения (металлических трубах), размещаемых в железобетонных камерах хранилища. Пучки твэлов РБМК-1000 на АЭС устанавливаются в ампулы, которые предотвращают просыпь топлива при возможной разгерметизации твэлов в процессе транспортирования и хранения. Ампулы изготавливаются из нержавеющей стали и не являются герметичными по газу.

Отвод остаточного тепловыделения ОЯТ при хранении осуществляется естественной циркуляцией воздуха в камерах хранения. Ядерная безопасность, как при нормальных условиях, так и при аварийных ситуациях обеспечивается как расположением гнезд, загруженных пеналами с ОЯТ, так и расположением ОЯТ в пеналах с определенным шагом. В процессе длительного хранения предусматривается периодический выборочный контроль состояния пеналов и ампул с ОЯТ. Дефектное ОЯТ (имеющее повреждения оболочек твэлов и сильно измененную геометрию) принимается только в индивидуальных тонкостенных пеналах, загерметизированных сваркой.

Хранилище ОЯТ включает в себя отделения приема и запеналивания ОЯТ (отдельно для ОЯТ РБМК-1000 и для ОЯТ ВВЭР-1000), отделения хранения ОЯТ (камеры хранения; предусмотрено раздельное хранение ОЯТ РБМК и ВВЭР) и различные вспомогательные помещения и технические службы.

Отделение приема и запеналивания ОЯТ РБМК-1000 предназначено для проведения технологических операций по приёму контейнера с ОЯТ, контролю и загрузке ОЯТ в герметичные пеналы, а также для периодического контроля состояния пеналов с ОЯТ, хранящихся в гнездах хранилища. Отделение хранения ОЯТ включает в себя: камеры хранения; зал хранилища; операторская перегрузочной машины и ряд вспомогательных помещений (операторская перегрузочной машины, тренажерный стенд, помещение дезактивации перегрузочной машины и др).

В основу проектирования системы хранения и обращения с ОЯТ заложены следующие основные критерии и технические решения:

- Непревышение пределов по внешнему и внутреннему облучению персонала и населения при нормальной эксплуатации и при проектных авариях.

- Принцип глубоко эшелонированной защиты, основанной на применении системы барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в окружающую среду: топливная матрица; оболочка твэлов; ампула, исключающая просыпь топлива; герметичный пенал; герметичное гнездо; строительные конструкции хранилища.

- Всесторонняя обоснованность технических и организационных решений, соответствие их принятым для атомной промышленности нормам и правилам.

- Применение технических средств, направленных на предотвращение проектных аварий и мероприятия, ограничивающие последствия запроектных аварий.

- Разработка оборудования и строительных конструкций, важных для безопасности, с учетом внешних воздействий и возможных аварийных ситуаций.

- Хранение ОЯТ в гнездах в герметичных пеналах, установленных в два яруса по высоте. После установки пеналов гнезда герметизируются сваркой.

- Обеспечение ядерной безопасности при нормальных условиях и при аварийных ситуациях расположением гнезд (диаметром 720 с шагом 1000 * 1000 мм), загруженных пеналами с ОЯТ, и расположением ОЯТ в пеналах с определенным шагом.

- Система контроля герметичности гнезд хранения и находящихся в них пеналов обеспечивает контроль герметичности гнезд хранения и выход радиоактивности в гнезда хранения в случае разгерметизации пенала.

- Отвод остаточного тепловыделения ОЯТ при хранении осуществляется естественной циркуляцией воздуха в камерах хранения.

- Все операции по перегрузке ампул с ОЯТ из чехла ТУК в герметичные пеналы производятся в специально оборудованной защитной камере.

- Применение специальных грузоподъемных приспособлений, исключающих самопроизвольное расцепление с изделиями, содержащими ОЯТ.

- Предусмотрена возможность проведения испытаний, технического обслуживания, дозиметрического контроля и проверок на загрязненность радиоактивными веществами оборудования, участвующего в технологическом процессе хранения и обращения с ОЯТ.

- Предусмотрена дезактивация оборудования и помещений системы.

В процессах перегрузки, хранения и транспортировки ОЯТ обеспечивается учет и контроль расположения, количества и перемещения ПТ РБМК-1000 или ОТВС ВВЭР-1000.

Заключение

Очевидно, что для дальнейшего развития атомной энергетики при отсутствии решения о переработке или окончательном удалении отработавшего ядерного топлива из сферы человеческой деятельности, необходима рациональная и эффективная инфраструктура хранения ОЯТ. Существующие мокрые хранилища, включая региональное хранилище ОЯТ ВВЭР-1000 на ГХК (даже с учетом его реконструкции и увеличения вместимости) исчерпают свои объемы к 2010-2012 г. К этому времени необходимо осуществить пуск в эксплуатацию сухое хранилище камерного типа ХОТ-2 на ГХК и приступить к переводу на сухое хранения ОЯТ реакторов РБМК-1000 и ВВЭР-1000.

Создание АЭС с реакторами нового типа и использованием ТВС нового поколения со значительным увеличением выгорания потребует проведение дополнительных исследований, связанных с определением минимального времени выдержки в мокрых хранилищах (обеспечение безопасности при транспортировании), а также определением допустимых безопасных сроков мокрого и сухого хранения ОЯТ.

При любом возможном сценарии развития атомной энергетики в России до начала радиохимической переработки и/или захоронении ОЯТ, хранение ОЯТ будет оставаться ее обязательным и необходимым условием.

Список литературы
1 Нормативная документация
1.1. СП 2.6.1. 758-99 (НРБ-99) Нормы радиационной безопасности.
1.2. СП 2.6.1. 799-99 (ОСПОРБ-99) Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности.
1.3. НП-016-2000 (ОПБ ОЯТЦ) Общие положения обеспечения безопасности объектов ядерного топливного цикла.
1.4. НП-030-01 Основные правила учета и контроля ядерных материалов.
1.5. ПНАЭ Г-14-029-91 Правила безопасности при хранении и транспортировке ядерного топлива на объектах атомной энергетики.
1.6. ПБЯ-06-00-96 Основные отраслевые правила ядерной безопасности при использовании, переработке, хранении и транспортировании ядерноопасных делящихся материалов.
1.7. НП-035-02 Пункты сухого хранения отработавшего ядерного топлива. Требования безопасности.
2. Научно-техническая литература
2.1. Bibilashvili Yu. et al. Same aspects of VVER and BN irradiated fuel strength during storage and shipping. Management of Spent Fuel from Research and Prototype Power Reactors and Residues from Post-irradiation Examination of Fuel. Proceedings of a Technical Committee, Vienna, 28 November – 1 December 1988, IAEA, 1989.
2.2. Бибилашвили Ю. К. и др. Оценка максимально допустимой температуры хранения отработавшего топлива ВВЭР-1000., Inter. symp. on spent fuel storage safety, Vienna, Austria, 10-14 October, 1994
2.3. Dry Storage of Irradiated Fuel. CSA Standard N 292.2, 1996.
2.4. Обоснование инвестиций по созданию на ГХК в составе завода РТ-2 сухого хранилища отработавшего ядерного топлива реакторов РБМК-1000 и ВВЭР-1000. Инв. № 98-02735 ФГУП «ГИ «ВНИПИЭТ»
2.5. V.A. Kurnosov et. al. – Current State and Perspectives of Spent Fuel Storage in Russia. – International Symposium on Storage of Spent Fuel from Power Reactors. IAEA, 09-13.11.98, Vienna, Austria.
2.6. Survey of Wet and Dry Spent Fuel Storage. IAEA – Tecdoc-1100. 1999. Vienna, Austria.
2.7. V.D. Achunov et. al.Current State of Spent Fuel Management in the Russia. – Regular Advisory Group Meeting on Spent Fuel Management, IAEA, 30.08-05.09. 1999,
2.8. V. Safutin et. al Current State of WWER Spent Fuel Storage in Russian Federation. – Proceedings of the Third International Seminar “WWER Fuel Perfomance, Modeling and Experimental Support”. 03-08.10.1999, Pamporovo, Bulgaria.
2.9. В.Д. Сафутин и др. – Безопасность при хранении отработавшего ядерного топлива. – II международная конференция «Радиационная безопасность» 09-12.11.1999, Санкт-Петербург, Российская Федерация.
2.10. Standard Review Plan for Spent Fuel Dry Storage Facilities. Final Report. U.S. NRC, 2000.
2.11. Отчет о НИР ГНЦ РФ ВНИИНМ им. А.А. Бочвара Обоснование длительного сухого хранения ОТВС РБМК-1000 в двухцелевых металлобетонных контейнерах. М. 2000.
2.12. Multi-purpose container technologies for spent fuel management. IAEA – Tecdoc-1192. 2000.
2.13. Kimberly Ann Gruss U.S. Experience with Dry Cask Storage. A Regulator’s Perspective. - Technical Committee Meeting/Workshop on Dry Spent Fuel Management for WWER/RBMK Reactors/ 10 – 14 June 2002, St. Petersburg.
2.14. Dyck, V.P. Smirnov, S. Pavlov. - Results of WWER-440 FR Examination after Testing under Simulated Dry Storage Conditions. Technical Committee Meeting/Workshop on Dry Spent Fuel Management for WWER/RBMK Reactors/ 10 – 14 June 2002, St. Petersburg.
2.15. U. Revenko et. al A Spent Fuel Storage Facility At the Mining and Chemical Combine. - Technical Committee Meeting/Workshop on Dry Spent Fuel Management for WWER/RBMK Reactors/ 10 – 14 June 2002, St. Petersburg.
2.16. O.P. Anisimov et. al A Centralized Dry Storage Facility for RBMK-1000 and WWER-1000 SNF. The Selection of Basic Process Solutions and Structural Concepts. International Conference on Storage of Spent Fuel from Power Reactors. 02-06.06. 2003.

По материалам Международной конференции «Стратегия безопасности использования атомной энергии»

назад

Материалы из архива

9.2009 АЭС – не игрушка

Владислав Егоров, депутат Законодательного собрания Нижегородской области: - Есть ли у российского правительства силы, энергия, воля для того, чтобы еще и создавать что-то новое, наукоемкое, технологичное и обеспечивать при этом безопасность граждан? У меня очень большие сомнения, что российская власть обладает сегодня этими качествами. Поняв это, граждане вправе не доверять ей в этом вопросе, поскольку при том развале научной и технологичной системы, который мы сегодня наблюдаем, нет никаких гарантий безопасности эксплуатации атомной станции.

7.2008 Вне нобелевской игры

Сергей Лесков, обозреватель газеты «Известия»: - В России из всех наук более всего уважают физику… Но все наши нобелевские достижения сделаны в 1950-е годы… Наши ученые на первых ролях, но они делают науку не в России. Академия же наук самоустранилась от науки - ее занимают выборы, назначения, бюджет, привилегии. Молодые ученые в круг этих интересов не входят и даже в тягость своей назойливой активностью, их лучше спровадить подальше.

2.2006 Одна и та же истина возникает не однажды…

А.Г.Шлёнов, к.т.н., специалист в области физических полей Титаном мысли, собравшим все доступные сведения и избежавшим односторонности и крайностей своих предшественников, был Аристотель (384–322 до н.э.) – автор многих трудов по логике, риторике, философии, диалектике, физике, астрономии, космологии, биологии, этике, политике, социологии, истории, музыке, поэзии, театре, психологии, теологии..., затронувший, по-видимому, все области знания.