Рогов Михаил Фалеевич биография

Рогов Михаил Фалеевич биография

Ровенский Александр Лазаревич-Леонович Окончил ИМТУ в 1907 г. инженер-механик. Москва, Малая Лубянка, дом Обидиной, контора Л. Ровенского.

Ровенский Борис Лазаревич Окончил ИМТУ в 1912 г. инженер-механик. Москва, Б. Лубянка, дом Обидиной, контора Л. Ровенского.

Роганов Сергей Георгиевич (1916 — 2003). У ченый в области теории двигателей внутреннего сгорания. Д.т.н. Профессор. Лауреат Государственной премии СССР (1974). Окончил МВТУ им. Н.Э. Баумана в 1941 г. факультет «О».

Рогов Алексей Федорович Окончил МВТУ в 1925 г. инженерно-строительный факультет,

Рогов Андрей Петрович (р.9.11.1904). Окончил МВТУ в 1936 г. инженер-механик.

Рогов Михаил Фалеевич (3.09.1947 с. Бондарево Красноярского края). Главный конструктор — первый заместитель директора ОКБ «Гидропресс». Лауреат Премии Совета Министров СССР. Окончил МВТУ им. Н.Э.Баумана в 1971 г.

Роговой Игорь Иванович (р.1938). 1981-1991 годах — член комиссии по творческому наследию В. С. Высоцкого при Всесоюзном совете клубов самодеятельной (авторской) песни, составитель и участник выпуска ряда книг о Высоцком. Главный специалист научно-фондового отдела ГКЦМ. Окончил МВТУ им. Баумана.

Рогозильников Фёдор Алексеевич Окончил ИМТУ в 1911 г. инженер-технолог.

Родимцев Николай Фёдотович Окончил ИМТУ в 1897 г. инженер-механик.

Родин Александр Гаврилович Окончил ИМТУ в 1877 г. ученый мастер.

Родин Владимир Владимирович Окончил МВТУ в 1929 г. инженерно-строительный факультет, по специальности «дорожное строительство».

Родин Георгий Тихонович Окончил МВТУ в 1929 г. механический факультет, по специальности «теплотехника».

Родионов Адольф Иванович К .т.н., доцент, генерал-майор. Начальник Отделения военной подготовки с 1989 по 1995 г. Ученый секретарь Учебно-методического Совета вузов по военному обучению студентов по специальности Войск ПВО. Окончил Артиллерийскую радиотехническую академию им. Маршала Советского Союза Говорова Л.А. в 1959 г.

Родионов Александр Родионович Окончил ИМТУ в 1864 г. ученый мастер.

Родионов Владимир Михайлович (16(28).10.1878, Москва, — 7.02.1954 п. Мозжинка Московской обл.). Химик-органик, специалист в области химической технологии. Член-корреспондент по Отделению математических и естественных наук с 29.01.1939 г. Академик по Отделению химических наук (органическая химия) с 27.09.1943 г. С 1920 г. профессор Московского химико-технологического института и других вузов Москвы; научный консультант ряда институтов и заводов. Участвовал в создании и развитии анилинокрасочной и фармацевтической промышленности в СССР, а также производства синтетических душистых веществ. Один из организаторов отечественной промышленности красителей и производства лекарственных препаратов. Создал первую в стране кафедру химии и технологии фармацевтических препаратов. С 1946 был вице-президентом, а с 1950 — президентом Всесоюзного химического общества им. Д. И. Менделеева. Сталинская премия СССР (1946, 1949, 1950). Основные труды посвящены органическим соединениям, среди которых аминокислоты, красители, алкалоиды, фармацевтические препараты, витамины, душистые вещества. Награжден орденом Ленина, 2 другими орденами, а также медалями. Окончил Дрезденский политехнический институт (1901) и ИМТУ в 1906 г.

Родионов Пётр Алексеевич Окончил ИМТУ в 1911 г. инженер-механик.

Родионов Сергей Алексеевич Окончил МВТУ в 1929 г. механический факультет, по специальности «гидравлические силовые и насосные станции».

Родионов Фёдор Васильевич Окончил ИМТУ в 1899 г. инженер-механик. Москва, вокзал Моск.-Каз. жел. дор., Контора службы тяги.

Родичев Владимир Иванович (1921-1985). Д. физ.-мат.н., профессор. Заведующий кафедрой общей и прикладной физики (1965-1970). С 1970 г. заведующий лабораторией в НИИ Оптико-физических измерений.

Рождествин Валерий Николаевич Д .т.н., профессор, руководитель Научно-учебного комплекса «Радиоэлектроника, лазерная и медицинская техника». Заслуженный деятель науки Российской Федерации. Действительный член Международной академии информатизации. Окончил МВТУ им. Н.Э.Баумана в 1963 г.

Рождественский Владимир Юрьевич (6.05.1953 — 25.07.2002). Работал в ЦНИИ технологии машиностроения и в Госплане РСФСР; в 1981-1989 гг. на комсомольской и партийной работе в Ждановском и Таганском районах г. Москвы. В 1989-1995 г. в Министерстве черной металлургии СССР, Инвестиционном фонде поддержки малого и среднего бизнеса «ТаганИнвест», Государственном комитете Российской Федерации по управлению государственным имуществом. С 1995 г. работал в Инспекции НПФ. Окончил МВТУ им. Н.Э.Баумана в 1977 году

Рождественский Л.А. C пециалист в области резания металлов и металлорежущего инструмента. К афедра «Резание металлов». К.т.н. Лауреат Сталинской премии (1943). Р аботал консультантом ректора, одновременно и консультантом механического факульте т в Харбинском политехническом институте (Китай) с 1953 года по 1956 год.

Рождов Владимир Александрович (2.01.1920 Сумы (Харьковская обл.) — 1992). Работал в Центральном артиллерийском конструкторском бюро народного комиссариата вооружения (1943 -1959);.в п/я Государственного комитета по оборонной технике (1959 — 1961); Специальном опытном конструкторском бюро Государственного комитета по оборонной технике (1961-1966); Конструкторском бюро «Мотор» Министерства общего машиностроения: (1966 — 1982). Лауреат Государственной премии СССР (1977). Окончил МВТУ им. Баумана по специальности «инженер-механик по колесным и гусеничным машинам» в 1942 г.; философский факультет Вечернего коммунистического вуза в 1947 г.; факультет повышения квалификации при МАИ по специальности «Экономика и научное управление социалистическим производством» в 1973 г.

Рожков Александр Зиновьевич (1871 Дубно Волынской губернии — 1930). Работал в Московском земстве по описанию фабрик и заводов Москвы, Заведующий химической лабораторией на Брянском машиностроительном заводе (1898). Главный металлург завода (1909). Директор завода (1917). Управляющий заводом (1920). В 1924 г. переходит на работу в Петроград на завод “Большевик”, где он проработал на должности главного металлурга завода до 1929 г. В том же году был арестован по статье 58 Уголовного кодекса РСФСР и репрессирован. Окончил ИМТУ в 1898 г. в звании инженер-технолог.

Розанов Алексей Никанорович Окончил ИМТУ в 1889 г. инженер-технолог. Фабричный инспектор Московской губернии. Москва, Большая Никитская, 62, 3.

Розанов Анатолий Валентинович Генеральный директор завода «Художественная гравюра». Окончил МГТУ им. Н.Э.Баумана в 1991 году, кафедру М1, специальность «Ракетостроение».

Розанов Борис Алексеевич (9.04.1933 — 2.04.2005). Специалист в области радиолокации, радионавигации. Д.т.н., профессор. Заведующий кафедрой «Радиоэлектронные устройства» с 1988 г. Лауреат Государственной премии СССР (1987). Окончил МВТУ им. Н.Э. Баумана в 1956 г. по специальности «»Радиоэлектронные системы и комплексы»

Розанов Б.В. Д .т.н., профессор, выпускник кафедры обработки давлением. Главный конструктор тяжелых гидравлических прессов. Под его руководством были разработаны конструкции и построены два гидравлических штамповочных пресса с номинальным усилием 750 МН, благодаря которым были успешно решены технологические проблемы изготовления крупногабаритных силовых деталей самолетов ТУ, ИЛ, «Антей», «Руслан» и др.

Розанов Михаил Петрович Окончил ИМТУ в 1901 г. инженер-механик. Помощник механика на Императорском оружейном заводе в Туле.

Розанов Павел Петрович Окончил ИМТУ в 1896 г. инженер-механик. Преподаватель машиностроения ИМТУ; Инспектор Московского промышленного училища, Москва, Миуссы, Промышленное училище.

Розанов Сергей Сергеевич (р.1908). Окончил МВТУ в 1934 г. инженер-механик по текстильному машиностроению.

Розанов Сергей Яковлевич Окончил ИМТУ в 1906 г. инженер-технолог. Посад «Мстера», Владимирская губ., Вязниковского уезда, Писчебумажная фабрика.

Розен Арон Исаакович Окончил ИМТУ в 1893 г. инженер-технолог.

Розен Симон Моисеевич Окончил ИМТУ в 1911. инженер-механик. Москва, Кудринская ул., 11, 11.

Розенберг (Rosenberg) Альфред (Германия). (1893 Ревель – 16.10.1946 Нюрнберг), Главный идеолог нацизма, заместитель Гитлера по вопросам «духовной и идеологической подготовки» членов нацистской партии. Рейхсминистр по делам оккупированных восточных территорий (1941). С 1933 начальник Управления внешней политики НСДАП. Автор книг «Будущий путь германской внешней политики» (1927) и «Миф XX века» (1929). По приговору Международного военного трибунала в Нюрнберге Розенберг был казнен. Окончил МВТУ в 1918 г. по специальности инженер — строитель.

Розенберг-Гельбергер Давид Шепелевич Окончил МВТУ в 1928 г. инженерно-строительный факультет, по специальности «водоснабжение и канализация».

Розенблюм Александр Герасимович Окончил ИМТУ в 1882 г. инженер-механик. Консультационные работы. Москва, Малый Харитоньевский пер. 4.

Розенблюм Михаил Матвеевич Окончил ИМТУ в 1895 г. инженер-механик. Ростов на Дону, Садовая ул., Торговый дом «Шаевич и Бару».

Розенкампф Адольф Андреевич (1800- 16.11.1868 Москва). Действительный статский советник, подполковник, директор Московского ремесленного учебного заведения (МРУЗ) с 1837 по 1859 г. Родился в Лифляндии и происходил из древнего немецкого дворянского рода. Окончания Институт путей сообщения в Санкт-Петербурге. С 1819 г. служил в дирекции построения мостов. Под его руководством разработано и построено несколько мостов в Санкт-Петербурге. В 1835 г. ему было присвоено звание подполковника. По инициативе А.А.Розенкампфа в учебную программу училища были введены новые курсы: «Естественная история», «Счетоводство», «Статистика», «Практическая архитектура», «Механическая технология» и «Немецкий язык».

Розенфарб Адольф-Генрих Израилевич-Нусынович Окончил ИМТУ в 1909 г. инженер-механик.

Розенфельд Загманд Моисеевич Окончил МВТУ в 1929 г. инженерно-строительный факультет, по специальности «архитектура».

Розенцвейг Моисей Аронович (р.1906). Окончил МВТУ в 1933 г. инженер-механик по обработке металлов резанием.

Розов Владимир Арсеньевич Окончил ИМТУ в 1911 г. инженер-механик. Инженер при городской управе, Орёл.

Ройский Владимир Николаевич Окончил ИМТУ в 1895 г. инженер-механик. Совладелец типографии Ройского и Душина. Преподаватель в Нижегородском механико-техническом училище, Нижний-Новгород, Малая Печёрка, 21.

Ройтман Эммануил Иосифович Окончил ИМТУ в 1904 г. инженер-механик.

Ройтенберг Яков Наумович (28.05.1910 пос. Троянов Житомирской обл. — 1988). Д.физ.-мат.н. (1947). Профессор кафедры прикладной математики МГУ (1948). Заведующий кафедрой прикладной механики МГУ (1952 — 1956). Член редколлегии журнала «Известия Академии наук СССР. Механика твердого тела» (1971). Заместитель ответственного редактора журнала «Вестник Московского университета. Математика. Механика (1960 — 1978). Член редколлегии журнала «Вестник Московского университета. Математика. Механика» (1978). Окончил МММИ им. Н.Э.Баумана в 1938 г.

Ромазанов Мумин Абдуразакович Окончил МВТУ в 1929 г. машиностроительный факультет, по специальности «текстильное машиностроение».

Романенко Василий Титович Окончил ИМТУ в 1874 г. удостоен звания ученый мастер.

Романихин Василий Фомич Окончил ИМТУ в 1901. инженер-механик. Заведующий лесопильным производством Ф.Романихина. Воронеж, Пограничная ул., собственный дом.

Романов Александр Сергеевич Д.физ.мат.н. профессор кафедры «Физика», факультет «Фундаментальные науки».

Романов Алексей Михайлович (р.1892) Окончил МВТУ в 1933 г. инженер-механик по механо-оборонному производству.

Романов Валерий Александрович (р.18.08.1946 Черняховск (Калининградской обл.). Работал в ЦКБМ. Зачислен в отряд космонавтов АН СССР в 1978 г. Опыта космических полетов не имеет. После выбытия из отряда космонавтов (1987) работает в НПО машиностроения. Окончил МВТУ им. Н. Э. Баумана в 1970 г.

Романов Владимир Иосифович (1912, с.Курмыш Курмышского р-на Горьковского края — 19.12.1937). Студент Московского механико-машиностроительного института им.Баумана. Арест. 3.10.1937. Приговорен ВКВС СССР 19.12.1937 по обвинению в шпионаже. Расстрелян 19.12.1937. Реабилитирован 20.10.1956

Романов Константин Игоревич Д.т.н. профессор кафедры «Прикладная механика» (РК-5).

Романов Николай Сергеевич Окончил ИМТУ в 1906 г. инженер-технолог. Москва, 3-я Мещанская, д. Облезова, кв. 3.

Романов Павел Александрович Окончил ИМТУ в 1903 г. инженер-механик.

Романова Нина Навична (р.1954). К .филос.н., доцент. Работала учителем русского языка и литературы средней школы г, Москвы. С 1978 по 1986 г.г. работала преподавателем русского языка и литературы на подготовительных курсах Всесоюзного заочного машиностроительного института и (по совместительству) на подготовительных курсах и кафедре русского языка МВТУ им. Н.Э.Баумана. После защиты в 1986 г. кандидатской диссертации работала редактором отдела учебно-методической литературы издательства «Высшая школа». С 1988 г. переведена на работу в МВТУ им. Н.Э.Баумана, где прошла путь от преподавателя до заведующего кафедрой «Русский язык». Заведующая кафедрой «Русский язык» с 1990 г. Окончила Московский областной педагогический институт им. Н.К.Крупской в 1976 г.

Романович Нил Михайлович Окончил ИМТУ в 1899 г. инженер-технолог. Дорожный техник Моршанской уездной земской Управы. Моршанск, Тамбовская губ.

Романовский Арон Шаевич Окончил ИМТУ в 1911 г. инженер-механик.

Романовский-Артамонов Петр Михайлович Окончил МВТУ в 1928 г. инженерно-строительный факультет, по специальности «водоснабжение и канализация».

Романовский В.П. Окончил МВТУ в 1929 г. электротехнический факультет, по специальности «теплосиловые станции». инженер-электрик.

Ромашевский А.Ю. Окончил МВТУ в 1929 г. механический факультет.

Ромашевский Дмитрий Иванович Окончил МВТУ в 1929 г. механический факультет, по специальности «аэромеханика». инженер-механик.

Ромбах Иосиф Михайлович Окончил ИМТУ в 1899 г. инженер-механик.

Ромбро Семен Яковлевич (р.1901). Окончил МВТУ в 1929 г. электротехнический факультет. Дипломный проект «Московский радио узел».

Ромейко-Гурко Николай Александрович Окончил ИМТУ в 1891 г. инженер-механик. Электротехник телеграфа Николаевской жел.дор. Санкт-Петербург, Николаевский вокзал, Канцелярия телеграфа.

Роменский Михаил Константинович Окончил ИМТУ в 1907 г. инженер-механик. Заведующий электрической станцией и водоснабжением Сулинского завода. Сулин, войска Донского.

Роменский Сергей Андреевич Окончил МВТУ в 1933 г. инженер-механик по дизель-строению.

Ромоданов Николай Иванович Окончил ИМТУ в 1904 г. инженер-механик. Ст. «Раменское», Московско-Казанской жел. дор., фабрика Раменской Мануфактуры.

Ромодин Владимир Алексеевич Окончил МВТУ в 1929 г. механический факультет, по аэродинамической специальности.

Ронжин Николай Васильевич Окончил ИМТУ в 1877 г. инженер-механик. Преподаватель технического черчения в ИМТУ; заведующий городским ремесленным училищем имени В. А. Морозовой. Москва, Покровская ул., д. Морозовского училища.

Росланевский Владимир Валентинович Окончил ИМТУ в 1881 г. инженер-технолог.

Россинский Борис Иллиодорович (1884 Москва — 1976 Москва). Первый русский летчик. Первый полет в России на управляемом планере, изготовленном своими руками в 1909 г. Полет длился около трех минут. По его инициативе в МВТУ был создан воздухоплавательный кружок, которым руководил профессор Жуковский. в 1909 году с целью изучить конструкции аэропланов и их моторов Борис Россинский по настоянию Жуковского едет в Париж. Там он встретился с известным французским летчиком и конструктором Луи Блерио, который устроил его практикантом на парижский моторный завод, где русский летчик прошел путь от слесаря до контролера. Вернувшись из Франции с разрешения Московской городской Думы летчик построил на Ходынском поле ангар, в котором жил возле своего самолета, не расставаясь с ним ни днем, ни ночью. Москвичи наблюдали его полеты над Ходынкой. Так рождался первый московский аэродром, который существует и поныне. Рядом с Ходынским полем в те годы обосновался один из первых российских авиационных заводов — «Дукс» (ныне Производственный центр им. П.А. Воронина ВПК «МАПО «МИГ»), куда в 1912 году Россинский устроился летчиком-испытателем. Со стапелей завода тогда сходили в основном самолеты зарубежных конструкций: «Фарманы», «Ньюпоры» и другие. Россинский поднял на крыло более полутора тысяч таких машин. В разгар первой мировой войны он испытывал по пять-шесть самолетов в день. После революции 1917 года работал председателем ревкома вплоть до того, как комитет был заменен Управлением ВВС Красной Армии. Под его началом была так называемая Летучая лаборатория, научно-исследовательской работой которой руководил Жуковский. Лаборатория внесла большой вклад в повышение безопасности полетов и улучшение боевых и летных качеств самолетов. 1 мая 1918 года, во время воздушного парада на Московском аэродроме, демонстрируя чудеса высшего пилотажа, сделал восемнадцать «мертвых петель» — в честь восемнадцатого года. На земле летчика пригласили подняться на вышку павильона, где Ленин встретил его аплодисментами: «Браво, браво!». Награжден орденом «Трудового Красного Знамени», орденом Ленина. Заслуженный пилот-авиатор СССР. Впоследствии правительство подарило ему новый самолет, на котором знаменитый авиатор с агитационными лекциями посещал самые отдаленные уголки нашей необъятной Родины. Учился в ИМТУ с 1904-1909 гг.

Россинский Борис Вульфович Д.юр.н., профессор кафедры «Юриспруденции».

Россинская Елена Рафаиловна Д.юр.н., профессор кафедры «Юриспруденции». Заслуженный деятель науки Российской Федерации. Академик Международной академии информатизации. Действительный член международной ассоциации по идентификации (США – Калифорния).

Россихин Александр Осипович Окончил ИМТУ в 1899 г. инженер-механик.

Ростова Ф.Е. Окончила МВТУ в 1929 г. электротехнический факультет, по специальности «теплосиловые станции». инженер-электрик.

Ротгербер Шмуиль-Ицек Зеликович Окончил ИМТУ в 1908 г. инженер-механик.

Ротов Александр Иванович Окончил ИМТУ в 1891 г. инженер-механик. Занимается частными работами. С.-Петербург, Измайловский пр.7.

Ротштейн Георгий Леопольдович Окончил ИМТУ в 1912 г. инженер-механик.

Рофе Владимир Константинович Окончил ИМТУ в 1898 г. инженер-механик.

Рофе Овадий Берахович Окончил ИМТУ в 1910 г. инженер-механик.

Рощин Владислав Васильевич (2.10.1939, с. Улюколь Дзержинского р-на Красноярского края). К.т.н. Этапы трудовой деятельности: Судостроительный завод (1956 — 1957), с 1957 в НПО НИКИМТ, от инженера до директора отделения сварки. Член редколлегии журнала «Сварочное производство». Лауреат Государственной премии. Награды: Орден «Октябрьской Революции», медали «Зa трудовое отличие», «Ветеран труда» Окончил МВТУ им. Н.Э.Баумана в 1956 г. по специальности » оборудование и технология сварки.

Рощин Феодор Васильевич Окончил ИМТУ в 1911 г.инженер-механик. Москва, Тверская, мебл. комнаты Калининой № 15.

Рощупкин М.В. Окончил МВТУ в 1929 г. механический факультет, инженер-механик-текстильщик.

Управление ресурсом корпусов атомных реакторов Рогов Михаил Фалеевич

480 руб. | 150 грн. | 7,5 долл. ‘, MOUSEOFF, FGCOLOR, ‘#FFFFCC’,BGCOLOR, ‘#393939’);» onMouseOut=»return nd();»> Диссертация — 480 руб., доставка 10 минут , круглосуточно, без выходных и праздников

Автореферат — бесплатно , доставка 10 минут , круглосуточно, без выходных и праздников

Рогов Михаил Фалеевич. Управление ресурсом корпусов атомных реакторов : Дис. . канд. техн. наук : 01.02.06 Москва, 2005 104 с. РГБ ОД, 61:05-5/2735

Содержание к диссертации

1 Режимы эксплуатации и сопротивление хрупкому разрушению корпусов реакторов ВВЭР-440 7

1.1 Анализ условий и режимов эксплуатации корпусов реакторов 7

1.2 Возможные подходы к разработке методики расчета сопротивления хрупкому разрушению корпусов реакторов 13

1.3 Принятая методика расчета сопротивления хрупкому разрушению 17

1.4 Анализ характеристик, определяющих сопротивление хрупкому разрушению корпусов ВВЭР-440 21

2 Исследование деградации свойств стали 15Х2МФА в процессе эксплуатации 24

2.1 Материалы, используемые для изготовления корпусов реакторов типа ВВЭР 24

2.2 Влияния радиационного воздействия на механические свойства реакторных материалов 30

2.3 Влияние радиационного воздействия на вязкость стали 15Х2МФА 35

2.4 Влияние облучения на свойства сталей при повторно-статическом нагружении 39

3 Разработка способов продления ресурса корпусов реакторов 43

3.1 Возможные подходы к управлению ресурсом корпусов реакторов 43

3.2 Разработка методологии определения степени восстановления характеристик материалов в процессе отжига 44

3.3 Определение критической температуры хрупкости при испытаниях нестандартных образцов 49

4 Обоснование ресурса корпуса реактора ВВЭР-440 после отжига 57

4.1 Влияние отжига и повторного облучения в исследовательских реакторах на Тк стали 15Х2МФА и металла шва 57

4.2 Радиационное охрупчивание и восстановление свойств металла реактора блок 1 Нововоронежской АЭС 63

4.3 Исследования металла темплетов, вырезанных из корпусов реакторов блоков 2, 3 и 4 Нововоронежской АЭС 66

4.4 Испытания металла темплетов, вырезанных из корпусов реакторов АЭС «Козлодуй» 79

5 Организация работ на АЭС по реализации отжига корпусов реакторов ВВЭР-440 90

5.1 Оборудование для отжига 90

5.2 Выполнение отжига корпусов реакторов на АЭС 93

Список литературы 10

Введение к работе

На десяти АЭС России находятся в эксплуатации 30 энергоблоков общей мощностью 22,2 ГВт [1]. Суммарное производство электроэнергии атомными станциями в 2003 году составило 148,6 млрд. кВт.ч, или 16,5% объема производства электроэнергии при доле АЭС в общей установленной мощности

11%. Темп роста к 2002 г. — 6,3%. В 2004 и 2005 г. выработка электроэнергии на АЭС должна составить 148,8 и 152,5 млрд. кВт.ч. соответственно.

В программе развития атомной энергетики России на 1998-2005 годы и на период до 2010 года [2], предусмотрено продолжение эксплуатации энергоблоков АЭС после окончания проектного 30-летнего срока службы за счет выполнения комплекса работ, обеспечивающих безопасность их дальнейшей эксплуатации.

Проблема обеспечения проектных сроков службы энергоблоков АЭС и их продления в настоящее время весьма актуальна не только в России, но и во многих странах мира [3]. Решение этой проблемы позволяет повысить эффективность АЭС без дополнительных вложений на замещение выводимых из эксплуатации мощностей.

В рамках подготовки к продлению срока эксплуатации была выполнена крупномасштабная модернизация блоков №3,4 Нововоронежской и блоков №1,2 Кольской АЭС: проведено комплексное обследование энергоблоков и обоснован остаточный ресурс оборудования, выполнены испытания модернизированных систем и оборудования и энергоблоков в целом. Продление срока эксплуатации блоков на Нововоронежской и Кольской АЭС показало высокую эффективность данного инвестиционного проекта. Удельные затраты на модернизацию и продление срока эксплуатации (в период с 1991 по 2003 г.г.) составили по данным [1] от 170 до 190 долларов США на 1 кВт установленной мощности. Для сравнения, при строительстве нового энергоблока данный показатель составляет более 1000 долларов США на 1 кВт.

Актуальность и эффективность работ по продлению сроков службы АЭС с обеспечением безопасности их эксплуатации очевидны.

В настоящее время работы по продлению ресурса АЭС регламентированы документом «Основные требования к продлению срока эксплуатации блока

атомной станции» НП-017-2000 , а также рядом методик для оценки технического состояния и остаточного ресурса элементов конструкций энергоблоков 5.

Главным конструктивным элементом энергоблока с ядерной энергетической установкой, определяющим его ресурс, является корпус реактора [8]. Если другие конструктивные элементы (парогенератор, трубопроводы, подогреватели и др.) могут быть заменены или отремонтированы в случае обнаружения в них повреждений, то корпус реактора должен безотказно выполнять свои функции в течение всего проектного или запроектного (в случае продления) срока службы. Очень важно иметь возможность адекватно оценивать реальный ресурс корпусов реакторов по сравнению с проектным и управлять им, т.е. увеличивать его при необходимости путем применения ряда специальных мер.

Таким образом, разработка методов управления ресурсом корпусов атомных реакторов представляется весьма актуальной.

Ресурс корпуса реактора определяется характеристиками материала, способами изготовления [8] и условиями эксплуатации.

Основными факторами, воздействующими на корпус реактора при эксплуатации и определяющими его ресурс, являются: внутреннее давление, усилия на патрубках от присоединенных трубопроводов [9], температурное воздействие, радиация.

Первые три фактора чаще всего взаимосвязаны, и можно говорить о термосиловом нагружении корпуса. Эти нагрузки могут иметь как статический, так и динамический характер и приводят к возникновению напряжений и деформаций в конструкции и накоплению повреждений в зонах концентрации напряжений. Степень поврежденности в конце срока эксплуатации зависит от количества повторений режимов разных типов в течение проектного срока службы.

Параллельно процессу накопления повреждений от термосиловых нагрузок происходит деградация свойств материала корпусов реакторов от температурно-радиационного воздействия, выражающееся в его упрочнении и охрупчивании. Известно, что эти изменения зависят от энергии облучающих частиц, их интегральной дозы и температуры облучения.

Опыт эксплуатации действующих реакторов типа ВВЭР показал, что важнейшей характеристикой корпусов, во многом определяющей ресурс, является их сопротивляемость хрупкому разрушению. Разработке способов повышения хрупкой прочности и управления на этой основе ресурсом корпусов реакторов является целью предлагаемой диссертационной работы.

В задачи работы входили:

1 Провести анализ условий и режимов эксплуатации, в том числе
возможных нарушений нормальных условий эксплуатации и аварийных
ситуаций, влияющих на ресурс корпусов реакторов. Выполнить расчет
ожидаемых значений критической температуры хрупкости основного металла и
металла сварного шва, расположенного на уровне активной зоны, на различных
стадиях эксплуатации.

Предложить методические подходы к расчету хрупкой прочности корпусов реакторов при эксплуатации.

2 Исследовать влияние длительного эксплуатационного нагрева,
усталостного нагружения, радиационного воздействия на механические свойства
и вязкость реакторных материалов. Оценить возможные подходы к управлению
ресурсом корпусов реакторов.

Разработать методологию определения степени восстановления свойств материалов в процессе отжига. Установить корреляционные соотношения значений критической температуры хрупкости, определенной на малоразмерных и стандартных образцах, для оценки Тк металла сварных швов при эксплуатации корпусов реакторов.

Исследовать радиационное охрупчивание корпусов реакторов ВВЭР-440 первого поколения, влияние отжига и повторного облучения на свойства реакторных материалов. Разработать регламент работ по реализации выявленной возможности управления ресурсом атомных реакторов с применением отжига для восстановления свойств реакторных материалов, охрупченных в результате нейтронного облучения. Реализовать указанный регламент на реакторах АЭС.

Возможные подходы к разработке методики расчета сопротивления хрупкому разрушению корпусов реакторов

Радиационное охрупчивание металла в процессе эксплуатации приводит к опасности хрупкого разрушения корпуса реактора. Определение радиационного ресурса корпуса проводили с позиций сопротивления хрупкому разрушению в соответствии с предложенной нами «Временной методикой» [12]. Сопротивление хрупкому разрушению в выбранном эксплуатационном или аварийном режиме считается обеспеченным, если для расчетного дефекта выполняется условие Кх р[Ккр] (1.1) где К\ — расчетный коэффициент интенсивности напряжений; [Ккр] — номинальный допускаемый коэффициент интенсивности напряжений; р — коэффициент, учитывающий изменение запаса прочности. В качестве расчетного дефекта принимали поверхностную полуэллиптическую трещину с соотношением полуосей а/с = 2/3.

В соответствии с методикой расчет проводился для трещин различной глубины а,- вплоть до а = 0,25S (S — толщина стенки корпуса реактора). Значения коэффициента /? принимались в зависимости от рассматриваемого режима: разогрев-расхолаживание /?= 1; гидроиспытания на прочность и плотность р- 1,3; нарушение нормальных условий эксплуатации р= 1,3; аварийная ситуация р = 2.

Величина допускаемого коэффициента интенсивности напряжений [ Ккр] для данного материала определяется разностью Т- Тк, где Т- температура материала, а Тк — критическая температура хрупкости.

Зависимости допускаемого коэффициента интенсивности напряжений [Ккр] =/(t — U) для корпусных сталей и их сварных соединений приведены в [4].

Для определения радиационного ресурса в рассматриваемом режиме строятся графики зависимости расчетного коэффициента интенсивности напряжений К\ для трещин различной глубины от температуры в вершине трещины (кривые 1 на рисунке 1.1).

На зависимости K\(t) накладывается кривая допускаемых значений Р[Ккр] при критической температуре Тк = О (кривая 2 на рисунке 1.2). Положение этой кривой не зависит от характеристик сопротивления хрупкому разрушению (Гко, Ар) конкретного корпуса. Критическая температура хрупкости вычисляется по формуле 77с = Тко + ATcm+ATN+ATF (1.2) где Тко — критическая температура хрупкости в исходном состоянии; А Тст — сдвиг критической температуры хрупкости от температурного старения; A TN — сдвиг критической температуры хрупкости от усталостных повреждений; A TF — сдвиг критической температуры хрупкости от флюенса нейтронов. СДВИГ КрИТИЧеСКОЙ Температуры ХруПКОСТИ ОТ ТеМПературНОГО СТареНИЯ А Тст и усталостных повреждений A TN принимаются равными нулю. Сдвиг критической температуры хрупкости от флюенса нейтронов F с энергией выше 0,5 Мэв определяется по формуле ATF = AF(FW18)1/3 (1.3) где AF — коэффициент радиационного охрупчивания, зависящий от содержания примесей.

При анализе радиационного ресурса удобно использовать критическую температуру хрупкости Тк на момент исчерпания радиационного ресурса т.к. она определяется только взаимным расположением кривых 1 и 2 на рисунке 1.2 и может служить мерой опасности рассматриваемого режима для корпусов с различными характеристиками сопротивления хрупкому разрушению <Тко и Ар). Если для нескольких тепдогидравлических режимов известны Тк, то ответ на вопрос, обеспечивается ли проектный ресурс, можно получить, сравнивая величины Тк с критической температурой хрупкости корпуса на конец срока эксплуатации

Влияния радиационного воздействия на механические свойства реакторных материалов

Материалы, применяемые в атомных реакторах, испытывают воздействие интенсивных потоков ионизирующего излучения, главным образом быстрых нейтронов, являющихся продуктами деления ядерного топлива. Нейтроны, взаимодействуя с веществом, передают свою энергию атомам посредством упругих соударений, а также служат источником образования быстрых заряженных частиц (электронов, протонов, а-частиц). Конечный итог этих процессов сводится к нарушению упорядоченного расположения атомов в кристаллической решетке металла и образованию инородных атомов, например гелия и водорода. Совокупность вносимых облучением изменений структуры материала называется радиационным повреждением.

Характер и степень структурного повреждения материалов при облучении в реакторе существенно зависят от плотности потока и энергетического спектра нейтронов, температуры облучения химического состава и структурного состояния материала.

Исходным моментом радиационного повреждения материала является смещение атомов из узлов кристаллической решетки и образование точечных дефектов — вакансий и межузельных атомов. Под влиянием температуры начальное состояние повреждения изменяется в результате термически активируемой миграции точечных дефектов, которая сопровождается их взаимной рекомбинацией, образованием или диссоциацией скоплений.

Радиационное повреждение стали 15Х2МФА и металла сварных швов описано в работах [15,18].

Облучение образцов проводилось в исследовательских водоохлаждаемых реакторах РФТ, MP и ВВР-М с температурой теплоносителя 50—80 С. Образцы в специальных кассетах помещались в алюминиевые чехлы (ампулы), которые затем устанавливали в активную зону реактора. Используя тепловыделение в образцах и кассетах в результате поглощения энергии реакторного излучения, Тобл варьировали в пределах 100-400 С изменением тепловой проводимости зазоров между водоохлаждаемои стенкой чехла и кассетой с образцами.

Температуру контролировали термопарами, а также фиксировали по окончании облучения по алмазным мониторам [19].

Интегральный энергетический флюенс быстрых нейтронов F определялся расчетно-экспериментальном методом, исходя из времени экспозиции образцов в реакторе, его энерговыработки за соответствующий период и плотности потока нейтронов, измеренной активационным методом с использованием набора пороговых детекторов. Плотность потока быстрых нейтронов, при которой производилось облучение, составляла от 3-Ю13 до 1014 нейтр./с/см2. Последующее исследование свойств облученных материалов после извлечения образцов из реактора производилось на дистанционном испытательном оборудовании «горячей» металловедческой лаборатории.

Общая оценка влияния радиационного повреждения на прочность и пластичность стали при растяжении в случае облучения при 100-150 С приведена в [15]. Именно в этих условиях сталь претерпевает изменения, которые обычно считаются наиболее типичными для облученных металлов. С тем, чтобы отчетливее выявить эти признаки, сопоставлены характеристики стали 15Х2МФА после нейтронного облучения и после таких способов упрочнения, как закалка и холодный наклеп (таблица 2.3). В сравнении с закаленным состоянием сталь, облученная при температуре около 150 С, имеет ряд заметных отличий.

Прежде всего следует отметить, что облучение флюенсом 10 нейтр./см резко уменьшает различие между временным сопротивлением Rpo,2 и пределом текучести Rm, о чем можно судить по отношению Rpo,2/ Rm- Поперечное сужение Z под влиянием облучения изменяется слабо.

Испытания при повышенных температурах не вносят ничего принципиально нового в картину радиационного повреждения стали. Приведенные на рисунке 2.4 данные свидетельствуют о том, что повышенная прочность облученной стали сохраняется во всем исследованном диапазоне температур (до 350 С). Радиационное упрочнение, вызываемое облучением при 300-350 С, термически стабильно и в условиях сравнительно длительных испытаний. При 350 С упрочнение сохраняется на постоянном уровне, по меньшей мере в течение 200 ч (рисунок 2.5). Облученная сталь, как и в исходном состоянии, независимо от времени разрушается при напряжениях, близких к Rm.

Для стали 15Х2МФА отмечается зависимость радиационного упрочнения от температуры испытания после низкотемпературного облучения ( 100С). По данным работы [20] можно сделать вывод (рисунок 2.6), что прирост ее предела текучести возрастает в 2,5 раза при понижении Тобл от 250 до -196 С. Характер этой зависимости из-за ограниченности экспериментальных данных установить не удается, но очевидно, что в данном случае радиационное повреждение стали привело к увеличению температурной зависимой компоненты предела текучести.

Пластичность облученной стали 15Х2МФА практически не меняется при повышении Тобл до 350 С. Различия в свойствах облученного и необлученного материалов с повышением температуры сглаживается (рисунок 2.4). Наиболее заметно характеристики пластичности изменяются под влиянием облучения в области отрицательных температур.

После достижения определенного порога, являющегося критической температурой хрупкости при данном виде испытаний, удлинение и сужение падают до нуля. В результате радиационного повреждения порог хрупкости материалов смещается в сторону высоких температур, и это явление, называемое радиационным охрупчиванием, представляет собой наиболее неблагоприятное в практическом отношении последствие нейтронного облучения корпусных сталей.

При нулевых значениях удлинения и сужения, важной характеристикой стали, определяемой в интервале хрупкости, является хрупкая прочность или, точнее, сопротивление хрупкому отрыву. Опыты, выполненные на стали 15Х2МФА, облученной при 100 С, показали, что при данных условиях хрупкая прочность этого материала, по крайней мере не понижается (рисунок 2.7). Нужно заметить, однако, что отсутствие изменений или даже небольшое повышение хрупкой прочности в упомянутых опытах не является не зависящим от типа материала и режима облучения следствием радиационного повреждения

Разработка методологии определения степени восстановления характеристик материалов в процессе отжига

Рассмотренные до сих пор экспериментальные данные о влиянии облучения на повторно-статическую прочность стали относятся, главным образом, к стадии зарождения трещины. Отрицательный эффект облучения в этом случае проявляется, как указывалось, только при размахе деформаций, маловероятном в реальных условиях. Наличие дефектов, допускаемых правилами контроля, не исключено, поэтому важно иметь представление о влиянии облучения на рост усталостной трещины. Определенную информацию об этом могут дать испытания образцов с острым надрезом.

Наличие надреза сокращает период до появления трещины. Изменение общей долговечности зависит, в основном, от скорости роста трещины и условий разрушения в зоне долома.

Малоцикловая усталость облученной стали 15Х2МФА была исследована на цилиндрических образцах диаметром 4 мм с кольцевым надрезом. Испытания проводились при 20 С на отнулевое повторно-статическое растяжение с контролируемым верхним пределом нагрузки при частоте четыре цикла в минуту.

Облучение при 300 — 350 С не оказывает заметного влияния на малоцикловую усталость стали 15Х2МФА (рисунок 2.12). В противоположность этому, облучение при 150 С способствует повышению кривой малоцикловой усталости на участке квазистатических разрушений при одновременном сокращении протяженности этого участка и снижении долговечности в области усталостного разрушения, что объясняется более интенсивным разупрочнением в этой области вследствие больших деформаций.

Наиболее вероятной причиной ускоренного роста усталостной трещины в облученной стали является сдерживание радиационными дефектами релаксационных процессов в вершине трещины. Результатом должно являться сокращение в размерах зоны пластической деформации, сопровождающей рост трещины. Роль этого фактора наиболее действенна при низкотемпературном облучении. После облучения при 300-350 С эффект практически не ощущается из-за сравнительно небольшого радиационного повреждения стали. — исходное состояние; -Тобл = 300-350 С; — Тобл= 100-150 С

Возможны несколько подходов к управлению ресурсом реакторов, основанные на повышении стойкости корпусной стали против хрупкого разрушения.

Первый связан с уменьшением деградации свойств материалов вследствие воздействия нейтронного облучения путем снижения градиентов температур в стенке при наиболее опасных режимах работы и установки экранов, защищающих стенку корпуса от потока нейтронов и применения активной зоны с малой утечкой нейтронов. Существует также принципиальная возможность использования тепловой опрессовки для увеличения сопротивления хрупкому разрушению [28]. Однако наиболее эффективным способом продления ресурса корпусов реакторов является их отжиг [29].

Исследования показали, что изменения механических свойств металлов, вызванные нейтронным облучением, обратимы и могут быть устранены нагревом до температуры (0,4-0,5) Т ,. Эта особенность радиационного повреждения открывает принципиальную возможность продлевания срока службы корпусов реакторов путем их термической обработки. Поэтому представляется важным установить режим отжига (температуру и продолжительность нагрева), восстанавливающего исходные свойства стали в зависимости от температуры облучения и флюенса нейтронов.

В работах [30 — 33] показано, что температурные интервалы отжига радиационного упрочнения железа, углеродистых и низколегированных сталей в основном совпадают. Это указывает на сравнительно малую зависимость процесса отжига упрочняющих радиационных дефектов от химического состава стали. При изотермическом отжиге облученных металлов, в частности железа и малоуглеродистой стали, обычно наблюдается линейная зависимость возврата механических свойств от времени выдержки.

Возврат механических свойств в зависимости от температуры отжига иллюстрируется в [15] типичной изохронной кривой (рисунок 3.1), для стали типа 15Х2МФА, облученной при температуре 100-130 С флюенсом 1020 нейтр./см2.

Показателем степени восстановления служила величина где символами Rucx, Ro6n и Rom обозначены измеряемые характеристики (предел текучести, предел прочности, равномерное удлинение и температура хрупкости) соответственно в исходном состоянии, непосредственно после облучения и после отжига. Отсутствие возврата означает, что RovK=Ro6n и TJ = 0; полному восстановлению отвечает условие Rom = Rucx и rj = 100 %. При выбранном времени выдержки (2,5 ч) возврат начинается при температуре отжига выше 250 С, а при 450 С свойства стали восстанавливаются практически до исходного уровня.

Радиационное охрупчивание и восстановление свойств металла реактора блок 1 Нововоронежской АЭС

Для решения проблемы по обоснованию режимов отжига корпуса реактора исследования велись по следующим направлениям: — установление общих закономерностей радиационного охрупчивания материалов в зависимости от их металлургического состояния и условий воздействия среды (облучения и теплоносителя применительно к неплакированным корпусам реакторов); — изучение влияния температуры и времени отжига на восстановление механических свойств материалов, подвергнутых воздействию быстрых нейтронов, с целью выбора режима отжига корпуса реактора; — выявление роли металлургических факторов (содержание в металле примесных элементов) в восстановлении свойств облученных материалов; — изучение процессов охрупчивания и восстановления свойств материалов при повторном облучении и отжиге.

В результате исследований радиационной стойкости стали марки 15Х2МФА и металла сварных швов, выполненных проволокой Св-10ХМФТ, установлено, что повышение температуры хрупкости Тк под влиянием нейтронного облучения описываются соотношением: ATKF = AF x(Fxl ff18)m , С (4.1) где Ар — коэффициент радиационного охрупчивания, С, зависящий от температуры облучения и содержания примесных элементов в материалах корпуса реактора; F — флюенс быстрых нейтронов (Е 0,5 МэВ).

Статистический анализ экспериментальных данных, полученных при испытаниях материалов корпуса реактора (сталь марки 15Х2МФА и металла сварных швов) после облучения в реакторах ВВЭР-440 (Армянская АЭС блок 2; Ровенская АЭС блоки 1 и 2; Кольская АЭС блоки 3 и 4) с температурой на входе в реактор 270 С показывает, что коэффициент радиационного охрупчивания металла сварных швов с достаточной степенью консервативности описывается соотношением: AF = 800х(Р% + 0,07 Си%) (4.2)

Определяющим фактором восстановления свойств облученной стали, является температура отжига. Об этом свидетельствуют экспериментальные данные, полученные на образцах из стали марки 15Х2МФА и металла сварных швов, с содержанием фосфора в пределах от 0,012 до 0,055 % и меди — от 0,08 до 0,22 %. Материалы облучались в исследовательском реакторе при температурах от 220 до 300 С и в реакторах ВВЭР-440 при 270 С. Значения флюенса были в пределах от 3×10 до 4,9×10 см» . Количественную оценку относительной степени восстановления критической температуры хрупкости (TJ, %) удобнее всего производить в зависимости от параметра Тотж — Тобл, где Тотж — температура отжига облученных образцов, С; Тобл — температура облучения образцов, С.

Результаты представлены на рисунке 4.1. Полоса разброса экспериментальных данных обусловлена как широким диапазоном температур облучения, так и значительным интервалом варьирования в металле примесных элементов и характеризует общую тенденцию повышения степени восстановления критической температуры хрупкости облученной стали при увеличении разности температур облучения и отжига.

Из представленных на рисунке 4.1 данных следует, что зависимость rj = /(Тотж — Тобл) примерно одинакова для всех исследованных материалов и не зависит от легирующего комплекса и содержания примесных элементов. Ее универсальный характер подтверждается сопоставлением с результатами литературных данных по отжигу американской корпусной стали марки A3 02В и металла ее сварных швов.

Для выбора режима отжига корпуса реактора определенного типа необходимо рассматривать выделенные из общего массива экспериментальных данных точки, соответствующие облучению при температуре эксплуатации корпуса данного типа.

Данные по восстановлению свойств и рекомендации по отжигу корпуса реактора основаны на результатах, полученных на комплектах образцов-свидетелей, облученных в реакторе блока 2 Армянской АЭС. Образцы-свидетели из металла шва с содержанием фосфора 0,023 % и меди 0,12 % облучались флюенсом быстрых нейтронов F= 1×10 см» при температуре 270 С (указанная величина флюенса на ВВЭР-440 при штатной зоне с топливными кассетами достигается в течение одной кампании). При этом величина ЛТк достигла 85 С. Отжиг облученных образцов проводился при температурах 340, 380, 420 и 460 С в течение 150 часов. Результаты испытаний представлены на рисунке 4.2.

Для обоснованного назначения продолжительности отжига, важным является изучение временной зависимости восстановления свойств облученной стали. При этом параметры г и (Тотж- Тобл) взаимосвязаны. Время простоя АЭС, обусловленное проведением отжига корпуса реактора, должно быть минимальным и, вместе с тем, достаточным для протекания в металле процесса отжига с обоснованной скоростью нагрева и охлаждения корпуса реактора с целью уменьшения температурных напряжений.

На рисунке 4.3 представлены результаты исследования влияния времени отжига на степень восстановления критической температуры хрупкости металла сварного шва, облученного при 270 С.

Видно, что при разности температур Тотж- Тобл « 150С с увеличением длительности отжига от 1 до 100 часов степень восстановления TJ обнаруживает логарифмическую зависимость от времени, причем отжиг длительностью 100 часов обеспечивает восстановление свойств примерно на 75 %. Дальнейшее увеличение продолжительности отжига до 150 часов практически не оказывает влияния.

Влияния флюенса быстрых нейтронов на восстановление критической температуры хрупкости

Для изучения влияния флюенса нейтронов на восстановление критической температуры хрупкости исследовался металл сварного шва (проволока Св-10ХМФТ) с содержанием фосфора и меди 0,028 и 0,18 % соответственно после облучения при F= lxlO19; lxlO20; 1,9×10 и 4,9х102 см 2, т.е. значения флюенса различались почти в 50 раз. Результаты испытаний представлены на рисунке 4.4. Максимальный сдвиг АТкр составил 205 С. После отжига при 420 С в течение 150 часов для всех четырех партий облученных образцов получено одинаковое значение критической температуры хрупкости, на 40+5 С выше Тк0. Эта невосстановленная величина сдвига критической температуры хрупкости металла после отжига обозначена как AlFocm.

Аналогичные результаты были получены для основного металла стали 15Х2МФА после облучения флюенсами нейтронов 1×10 ; 1,9×10 и 4,9×10 см . Таким образом, для основного металла и металла сварного шва отжиг при 420 С в течение 150 часов приводит к величине остаточного охрупчивания, не зависящей от флюенса быстрых нейтронов. При этом степень восстановления TKF С увеличением флюенса быстрых нейтронов растет, т.е. большей величине флюенса соответствует более высокая степень восстановления свойств (ф после отжига при одной и той же температуре отжига.

Для практического использования отжига с целью продления ресурса корпусов реакторов чрезвычайно важно установить закономерности радиационного охрупчивания в условиях повторного облучения, чтобы надежно прогнозировать их работоспособность при дальнейшей эксплуатации.

Стало ясно, что скрывают в промзоне «Азовстали»: ради этого Украина и НАТО готовы пойти на все (видео)

В Мариуполе войска ДНР и силы спецоперации России продолжают зачистку города от банд украинских неонацистов и иностранных наёмников. В городе с 2014 года действовала одна из самых опасных и сильных группировок украинских неонацистов — террористическая организация полк «Азов».

Обнаруженные в ходе боёв в городе доказательства на базах неонацистов говорят о том, что неонацисты совершали многочисленные военные преступления против населения. Царьград опубликовал специальное расследование о неонацистах «Азова»*, в котором доказывается, что украинские террористы финансируются режимом Зеленского и олигархами Порошенко и Коломойским. Установлено, что «Азов»* является не только бандой террористов, но и опасной сатанинской сектой.

Становится понятно, почему так ожесточённо сопротивляются остатки украинских террористов. Мариуполь с 2014 года является базой «Азова»*, в городе множество доказательств, что террористы тесно связаны с режимом Киева и устраивали бесчеловечные военные преступления. Боевики понимают, что в случае поимки их ждёт суд по законам военного времени.

В Мариуполе местные жители рассказывают, что им пришлось пережить, пока город находился под властью украинских нацистов.

Виктория вспоминает, что боевики «Азова» были готовы стрелять и в детей.

«Если приказ будет — я и своего ребенка убью», — заявил один из них женщине, пригрозив убить её 2-летнего ребенка.

«Азовцы» ломали стены в жилых домах, чтобы обеспечить себе свободное перемещение по этажу и оборудовать в квартирах укрепленные огневые точки.

Загнав мирных жителей в подвалы, украинские каратели не выпускали их оттуда: не позволяли выходить даже за едой, водой и необходимыми для детей вещами.

20 апреля эксперты вели работу на территории горбольницы № 4, где продолжили фиксацию и документирование факта массовой гибели мирного населения.

На территории восьми метров вдоль здания медицинского учреждения было обнаружено 26 погибших гражданских лиц, которые стали жертвами массированных обстрелов со стороны нацистов «Азова».

Через час противник открыл снайперский огонь со стороны промзоны металлургического комбината «Азовсталь», занятом нацбатальоном «Азов», по выполняющей свои обязанности фиксации и документирования преступлений ВСУ объединенной группе и присутствовавшим представителям российских СМИ, вследствие чего участники были вынуждены прекратить работу и эвакуироваться в безопасное место.

В расследовании Царьграда приводится эпизод, когда бандеровские террористы совершили человеческое жертвоприношение в 2015 году в селе Широкино. В интернете до сих пор можно найти ролик, в котором боевики приколачивают ополченца Донбасса к кресту и заживо его сжигают.

В видео с казнью один из боевиков говорит: «То, что будет происходить сейчас, будет с каждым за пособничество сепаратизму». Пять боевиков методично распинают живого человека, обливают его бензином и поджигают. Несчастный даже не мог кричать, так как у него был залеплен скотчем рот.

Пятеро мучителей называют себя «воинами «Азова»*. Их жертва — ополченец Донбасса. А видео жестокого убийства, преподнесённого как ритуальная казнь, распространено для запугивания несогласных. Создатели этой записи явственно дали понять: никакой жалости, никакого снисхождения и сострадания. Зато есть совершенно открытый подтекст: ведь так, беспощадно и устрашающе, распяв на крестах, убивали христиан язычники.

В расследовании приводятся и другие доказательства, что боевики «Азова»* относятся к сатанинской неонацистской секте, регулярно устраивали безбожные кровавые ритуалы. Доказано, что украинские боевики причастны к убийству летом 2017 года в ходе языческого ритуала ополченца Донбасса Евгения Прохорчука.

Не забудьте ниже поделиться новостью на своих страницах в социальных сетях.