proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Журналы Атомная стратегия 2017 год
  Агентство  ПРоАтом. 20 ЛЕТ с атомной отраслью!              
Навигация
· Главная
· Все темы сайта
· Каталог поставщиков
· Контакты
· Наш архив
· Обратная связь
· Опросы
· Поиск по сайту
· Продукты и расценки
· Самое популярное
· Ссылки
· Форум
Журнал
Журнал Атомная стратегия
Подписка на электронную версию
Журнал Атомная стратегия
Атомные Блоги





Обсудим?!
ОЯТ не перерабатывать! Только захоранивать, не нарушая оболочек твэлов
Согласен
Согласен с оговорками
Не согласен

Результаты
Другие опросы
Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС
PRo Погоду

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия» и сайта proatom.ru. Информация: (812) 438-32-77, E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.
PRo Рекламу

[14/01/2008]     Снятие АЭС с эксплуатации: проблемы и пути решения


О.Э.Муратов, ООО «ТВЭЛЛ», oleg@twell.ru

М.Н.Тихонов, ФГУП НИИ промышленной и морской медицины ФМБА России,  niipmm@mail.axon.ru


Статья посвящена насущной проблеме
XXI века – масштабной задаче снятия АЭС с эксплуатации. Обоснована необходимость разработки Единой системы обращения с РАО и создания регионального могильника РАО на Северо-Западе России как основы решения проблемы.


Три пути у человека, чтобы разумно поступить:
первый, самый благородный, - размышление,
второй, самый легкий, - подражание,
третий, самый горький, - опыт. 
Конфуций

Введение

Вывод из эксплуатации энергоблоков АЭС, как любого ядерного или радиационно опасного объекта, является неотъемлемой и неотвратимой стадией его жизненного цикла. Сущность вывода из эксплуатации АЭС состоит в последовательной реализации комплекса административных и технических мер, имеющих целью прекращение всякой деятельности, связанной с функциональным предназначением объекта, и его преобразование в экологически безопасное состояние, не требующее контроля со стороны надзорных органов.

В соответствии с ОПБ-88/97 для энергоблока АЭС это означает проведение комплекса мероприятий после удаления ядерного топлива, исключающих использование блока в качестве источника энергии и обеспечивающих безопасность персонала, населения и окружающей среды.

Сегодня в мире работает 441 энергоблоков АЭС мощностью свыше 350 ГВт, более 20 ядерных энергоблоков строится, свыше 110 энергоблоков АЭС и 380 исследовательских реакторов различного назначения уже остановлены или находятся в процессе подготовки к выводу из эксплуатации

Как показала мировая практика, вывод из эксплуатации требует значительных интеллектуальных и материальных затрат, сбалансированного планирования, специальной нормативно-правовой базы, тщательной организации, координации и контроля работ, создания специальной инфраструктуры, выработки инновационных инженерных решений и высокой квалификации персонала [1-8].



1. Краткий экскурс в историю проблемы

В советский период разработка концепции прекращения эксплуатации АЭС была начата еще в 1984 г. специалистами Болгарии, Чехословакии и СССР, объединившимися затем в Международное хозяйственное товарищество по научно-техническому обеспечению снятия АЭС с эксплуатации (МХТ САЭ), и завершена в 1990 г. согласованием основополагающего документа «Основные положения» [3].

В 1987-1988 гг. в СССР была разработана Общесоюзная научно-техническая программа по снятию с эксплуатации блоков АЭС [3]. В эту программу включены как часть работы, выполненные МХТ САЭ. При ее подготовке был использован опыт МАГАТЭ и стран ОЭСР с учетом особенностей советских энергоблоков.

Программа учитывает критерии обеспечения безопасности, экологические, социально-экономические и гигиенические вопросы, уровень развития средств технологического обеспечения вывода из эксплуатации блоков АЭС, наличие и характеристики хранилищ и могильников для РАО разной активности, допустимые сроки проведения работ.

Более 40 организаций и предприятий 15 министерств и ведомств СССР участвовали в ее выполнении.

Программа состояла из следующих разделов [3]:

1.     Разработка методологических и нормативно-технических документов.

2.     Конструктивно-технологические разработки, а именно:

·       разработка технологических процессов и средств технологического оснащения для глубокой дезактивации оборудования и конструкционных элементов АЭС;

·       создание безлюдных технологий для демонтажа оборудования и конструкционных элементов блока;

·       разработка технологических процессов и средств технологического оснащения для переработки образующихся при выводе из эксплуатации АЭС отходов

3. Опытно-промышленные работы по переводу блоков Белоярской АЭС в ядерно- и радиационно безопасное состояние, по ликвидации блока А-1 АЭС «Богунице» и ядерной части Армянской АЭС, по снятию с эксплуатации 1-й очереди Нововоронежской АЭС

 Для конкретного блока АЭС на стадии технико-экономических исследований рассматривались разные варианты снятия его с эксплуатации и в итоге выбирался один вариант. Для него разрабатывалось техническое обоснование принципиальной осуществимости и определялись технико-экономические обоснования проведения работ по выбранному варианту. При этом учитывались затраты трудовых, материальных, финансовых ресурсов и коллективная эквивалентная доза, включая ее экономическую оценку.

Для анализа проблемы и поисков решения в постсоветский период был начат ряд европейских, в том числе и германских, исследовательских программ.

В 1996 г. в рамках Германского ядерного общества (KTG – Kerntechnische Gesellschaft) образована специальная группа по выводу АЭС из эксплуатации, по анализу и оценке технических аспектов как на национальном, так и на международном уровне. В обзоре KTG рассмотрены следующие вопросы: потенциал ядерных энергетических установок (ЯЭУ), порядок получения разрешений (лицензий), методы демонтажа с применением различных приемов, обработка и удаление радиоактивных отходов (РАО) и остаточных материалов, затраты и финансирование, НИОКР в международном применении [9].

Вывод ЯЭУ из эксплуатации проводится согласно плану, если истек проектный срок эксплуатации, выполнены поставленные исследовательские цели.

Вне плана это происходит в том случае, если эксплуатация стала неэкономичной, работы по данному типу реакторов прекращены, установка больше неработоспособна в результате аварии. Кроме того, причиной могут служить различные политические соображения.

Все перечисленные факторы уже использовались на практике для принятия решений о снятии с эксплуатации энергоблоков. Так, 1-й блок Нововоронежской АЭС окончательно остановлен после 20 лет работы, блок А-1 АЭС «Богунице» снят с эксплуатации после аварии, Армянская АЭС – по причине изменения требований по сейсмической безопасности АЭС, все блоки с газографитовыми реакторами во Франции – из-за их неконкурентоспособности с водо-водяными энергоблоками, Игналинская АЭС и АЭС «Норд» - по политическим соображениям.

В мире используются два варианты вывода АЭС из эксплуатации: 1) отсроченный демонтаж - надежная консервация с последующим демонтажем и 2) немедленный демонтаж - полное удаление. Есть еще и промежуточный вариант – частичный демонтаж (частичное удаление и надежная консервация оставшихся радиоактивных элементов) АЭС.

Немедленный демонтаж имеет ряд преимуществ: возможность использовать персонал АЭС на демонтаже, а также технологическое оборудование нынешней АЭС. Отсроченный демонтаж обладает недостатком: после выжидания 40 лет на АЭС придут люди с другой технологической культурой, неизбежно будет утрачена часть информации об объекте. С другой стороны, в случае отложенного демонтажа в течение длительного времени выдержки остановленных реакторов будут разработаны новые технологии и технические решения, которые позволят более эффективно выполнить работы.

Основанием для принятия решения по конкретному варианту служат [9]:

а) наличие хранилища для окончательного захоронения элементов реактора, отсутствие необходимых финансовых средств для непосредственного удаления, снижение радиоактивности и затрат на обработку и кондиционирование РАО;

б) возможность занятости и применения опыта эксплуатационного персонала ЯЭУ, имеющейся на станции инфраструктуры и технологического оборудования, условия для получения лицензий, отсутствие необходимости в затратах на контроль и содержание объекта в случае, если будет принят вариант безопасной консервации, повторное использование промплощадки АЭС.

При сравнении в международном масштабе вариантов снятия с эксплуатации энергоблоков АЭС выявляются большие различия как в принципиальной практике,  так и в формах ответственности. Так, изменение государственной власти нередко приводит к изменению в системе лицензирования и др.



2. Вывод из эксплуатации российских энергоблоков 1-го поколения

Сегодня в России работает 10 АЭС с 31 энергоблоком, 3 энергоблока строятся, 4 находятся в стадии подготовки к выводу из эксплуатации. 14 энергоблоков из общего числа оснащены реакторами типа ВВЭР (6 – с реакторами ВВЭР-440 и 8 – с реакторами ВВЭР-1000), 11 – реакторами типа РБМК-1000, 4 – реакторами типа ЭГП (Билибинская АТЭЦ) и 1 блок – реактором на быстрых нейтронах БН-600 (3-й блок Белоярской АЭС) [10].

Эксплуатационные проблемы атомной энергетики связаны с массовым старением энергоблоков АЭС 1-го поколения, проектный срок эксплуатации которых составляет 30 лет. Эти энергоблоки создавались по проектам 60-х годов прошлого века по общепромышленным нормативам при отсутствии нормативной базы ядерной энергетики и опыта эксплуатации энергетических реакторов. Кроме того, при создании энергоблоков с реакторами ВВЭР-440 по проекту В-230 (которые сооружались и в ряде стран Восточной Европы) были допущены существенные отклонения от международных подходов, что вызвало проблемы в обеспечении их безопасности. Таким образом, в России проектный срок эксплуатации 12 действующих энергоблоков общей мощностью 4,76 ГВт заканчивается до 2009 г. (табл.1).



Таблица 1

Характеристики действующих российских АЭС



АЭС



блока
Тип
реактора
Мощность, МВт, (эл.)
Год ввода в эксплуатацию
Срок окончания эксплуатации
Поколение реактора
Балаковская

1
2
3
4
ВВЭР-1000


1000
1000
1000
1000
1985
1987
1988
1993
2015
2017
2018
2023
2
2
2
2
Белоярская

3
БН-600
600
1980
2010*
2
Билибинская

1
2
3
4
ЭГП-6
12
12
12
12
1974
1974
1975
1976
2009**
2009**
2010**
2011**
1
1
1
1
Волгодонская

1
ВВЭР-1000
1000
2002
2032
2
Калининская

1
2
3
ВВЭР-1000
1000
1000
1000
1984
1986
2005
2014
2016
2035
2
2
2
Кольская

1
2
3
4
ВВЭР-440
440
440
440
440
1973
1974
1979
1981
2008**
2009**
2009*
2011
1
1
2
2
Курская

1
2
3
4
РБМК-1000
1000
1000
1000
1000
1976
1979
1983
1985
2011**
2009*
2013
2015
1
1
2
2
Ленинградская

1
2
3
4
РБМК-1000
1000
1000
1000
1000
1973
1975
1979
1981
2008**
2010**
2009*
2011
1
1
2
2
Ново-

воронежская

3
4
5
ВВЭР-440
ВВЭР-440
ВВЭР-1000
417
417
1000
1971
1972
1980
2016
2017
2010*
1
1
2
Смоленская

1
2
3
РБМК-1000
1000
1000
1000
1982
1985
1990
2012
2015
2020
2
2
2
*   Планируется продление сроков эксплуатации энергоблоков с реакторами РБМК-1000, ВВЭР-440 1-го поколения, БН-600 на 15 лет и с реакторами ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 2-го поколения на 20 лет;

** Обосновано продление срока эксплуатации на 15 лет и получена лицензия сроком на 5 лет.



Однако заложенные консервативные решения при создании энергоблоков 1-го поколения и многолетний опыт их эксплуатации показал возможность продления срока эксплуатации энергоблоков АЭС 1-го поколения при проведении работ по модернизации и техническому перевооружению. Опыт строительства АЭС за рубежом и учет международных подходов к обеспечению безопасности при создании энергоблоков 2-го поколения обеспечил их полное соответствие лучшим международным проектам (рис.1).

В России, наряду с реализацией ФЦП “Развитие атомного энергопромышленного комплекса на 2007 – 2010 гг. и на перспективу до 2015 г.” по строительству новых энергоблоков АЭС [12], в ближайшие 15 лет предстоит масштабная задача по подготовке и выводу из эксплуатации энергоблоков АЭС 1-го поколения. В период с 2016 по 2020 гг. должны быть выведены из эксплуатации 8 энергоблоков (3 и 4 блоки Нововоронежской АЭС, первые и вторые блоки Кольской, Билибинской и Ленинградской станций).

В разных странах мира по российским (советским) проектам было построено 62 реактора ВВЭР различной мощности трех поколений. Из 16 реакторов ВВЭР-440 1-го поколения в настоящее время остановлены и находятся в разных стадиях подготовки и вывода из эксплуатации - 10, 4 эксплуатируются (на них выполнены мероприятия по модернизации с продлением срока эксплуатации на 15 лет). Кроме того, в ближайшее время заканчивается проектный срок эксплуатации и у первых энергоблоков с реакторами ВВЭР-440 2-го поколения (табл. 1).

Согласно российским нормативным документам (ОПБ-88/97) проект вывода из эксплуатации должен быть представлен на согласование в надзорные органы за 5 лет до окончания проектного срока эксплуатации энергоблока, независимо от того, будет ли продлеваться его срок эксплуатации. Поэтому были разработаны проекты вывода из эксплуатации 1 и 2-го блоков Кольской и 3 и 4-го Нововоронежской АЭС.
В соответствии с Финляндским законом о ядерной энергии фирмой “Иматран Войма”, владеющей и эксплуатирующей АЭС “Ловиса” (построенной по советскому проекту), также разработан проект по снятию с эксплуатации 1-го блока станции (головной блок пущен в 1977 г.) [13].
Сравнивая российский и финский проекты, можно отметить, что их данные по суммарному объему работ, работам по обращению с РАО, продолжительности демонтажа и др. практически совпадают. Снятие с эксплуатации с момента остановки энергоблока занимает 12,5 лет, численность персонала, занятого на подготовительных и непосредственных работах по снятию с эксплуатации,  - 375 человек, а общий объем работ оценивается в 2920 чел.*лет. Структура затрат по выводу из эксплуатации энергоблока с реактором ВВЭР-440 приведена в табл. 2.
Таблица 2
Структура затрат на вывод из эксплуатации энергоблока ВВЭР-440


Мероприятия
Затраты
Млн $
%
1
Планирование и руководство
2,17
1
2
Подготовка к выводу из эксплуатации
16,25
9
3
Обработка активированных материалов
8,53
5
4
Демонтаж радиоактивного оборудования
66,54
39
5
Упаковка РАО в контейнеры
2,04
1
6
Обращение с РАО
11,00
6
7
Текущие затраты
60,00
36
ИТОГО
166,53
100

На основании разработанных планов, выполненных расчетов и проработок сделана суммарная оценка дозы от всех мероприятий по выводу станции из эксплуатации. Результаты представлены в табл. 3. Коллективная доза облучения персонала, занятого демонтажом АЭС, оценивается 23 чел.*Зв [13].

Таблица 3
Коллективные дозы при снятии с эксплуатации АЭС «Ловиса»
Стадия работ
Доза, чел*Зв
Работы на подготовительной стадии
2,8
Дезактивация 1-го контура
0,12
Обращение с активированными материалами
7,88
Обращение с загрязненными материалами:
  • в здании реактора
  • в других помещениях


5,38
1,85
Станционный персонал
2,87
Неучтенные работы (10 %)
2,10
ИТОГО
23,00

В России (СССР) достаточное распространение получили энергетические уран-графитовые реакторы, разработанные на базе промышленных реакторов для наработки оружейного плутония. Всего был построен 21 реактор этого типа (17 реакторов типа РБМК и 4 ректора типа ЭГП-6). В мире это направление реакторостроения развития практически не получило, поэтому международный опыт их эксплуатации отсутствует.

Из 17 энергоблоков с реакторами РБМК-1000 в настоящее время действуют 12, в том числе 3 энергоблока 1-го поколения, введенные в эксплуатацию в 1973-1976 гг., на которых выполнены широкомасштабные мероприятия по модернизации с продлением ресурса на 15 лет (см. табл. 1). Следует отметить, что если для реакторов ВВЭР существует возможность дальнейшего срока продления (в США срок продлен до 60 лет), то для реакторов РБМК такая возможность отсутствует. Это объясняется деградацией свойств графитовой кладки реактора под действием нейтронного облучения. Экспериментальные исследования графита подтвердили расчетные. Графит сохраняет свои свойства при эксплуатационных нейтронных потоках в течение 48-53 лет [14,15].

При разработке стратегии вывода из эксплуатации ректоров РБМК именно необходимость утилизации графита закладывает неопределенность в проект [8]. Масса графитовой кладки реактора РБМК-1000 составляет 1700 т. Активность графитовой кладки реактора определяется долгоживущим изотопом 14С с периодом полураспада 5400 лет (95 % всей активности графита). В настоящее время отсутствуют технические решения и промышленные технологии по кондиционированию радиоактивно загрязненного графита до стадии захоронения [16].

В Литве приняли концепцию демонтажа без ожидания, после выгрузки топлива в  сухое хранилище. Графитовую кладку планируют запаковать (оформить на месте) как хранилище РАО. Консервация графитовой кладки связана с отсутствием технологии переработки облученного графита. Такой же подход принят для 1 и 2-го блоков Белоярской АЭС (уран-графитовые реакторы АМБ).

В связи с этим в качестве базового варианта вывода из эксплуатации реактора РБМК-1000 принят вариант долговременного (после выгрузки ОЯТ) хранения. Для обеспечения длительного безопасного хранения используются имеющиеся барьеры, которые дополнительно герметизируются. Вариант длительного хранения хорошо согласуется с принципом поэтапной ликвидации реактора, который позволяет принимать оптимальные с точки зрения обеспечения безопасности и минимума затрат решения на каждом этапе работ. Это позволит корректировать принимаемые решения по мере развития новых технологий.

3. Финансовые аспекты снятия с эксплуатации энергоблоков АЭС

Все подлежащие в ближайшее время выводу из эксплуатации российские энергоблоки создавались в период государственного хозяйствования и плановой централизованной экономики. Должного внимания вопросам их вывода из эксплуатации (особенно финансовым) не уделялось. Предполагалось, что возникающие проблемы и задачи будут решены через централизованное планирование и обеспечение. Поэтому специальные фонды, аккумулирующие средства на вывод АЭС из эксплуатации, как это осуществлялось в западных странах [17,18], не создавались. 

С учетом новой стратегии развития атомной энергетики в феврале 2007 г. состоялось совместное заседание Научно-технических советов Росатома и концерна "Росэнергоатом", на котором рассматривались вопросы вывода из эксплуатации ядерных и радиационно опасных объектов. Наряду с необходимостью разработки "Концепции вывода из эксплуатации ядерных установок, радиационных источников и пунктов хранения" и пересмотру нормативной документации по выводу из эксплуатации энергоблоков АЭС, главное внимание было уделено необходимости скорейшего завершения разработки новой "Методики расчета затрат на подготовку и вывод из эксплуатации блоков АЭС".

Выполнение работ в радиационно опасных условиях требует большого объема научно-исследовательских, проектных, технологических и опытно-конструкторских работ, изготовления, испытаний и внедрения устройств для глубокой дезактивации и радиационно стойких робототехнических устройств.

Сооружение хранилищ и могильников РАО разной активности, контейнеров для перевозки, технических средств для кондиционирования РАО, разделения образующихся отходов – без решения этих вопросов невозможно создать технологию работ, а следовательно, и целостную концепцию.

Затраты на вывод АЭС из эксплуатации, помимо таких пунктов, как мощность энергоблока, срок его службы и время до окончательной остановки, зависят также от многих других факторов (в основном это тип и состояние ЯЭУ, проблемы, связанные с обработкой и хранением остаточных материалов, предельные нормативы радиационной защиты, методика получения лицензий, затраты на персонал, график работ).

По приблизительным оценкам, общие затраты на вывод из эксплуатации и демонтаж одного ядерного энергоблока составят от 20 до 30 % строительства сопоставимого нового [19]. Существенное влияние на расходы оказывают национальные особенности – сюда относится объем требуемых работ, а также способы обращения с РАО. Общие затраты во многом зависят от количества РАО, составляющих (5-20)* 103 т, методов их переработки и отделения от отходов, использование которых допускается. 

Все подлежащие в ближайшее время выводу из эксплуатации российские энергоблоки создавались в период централизованной плановой экономики. В те времена финансовым аспектам вывода АЭС из  эксплуатации не уделялось должного внимания. Предполагалось, что эти проблемы будут решены через централизованное планирование и на бюджетные средства. Поэтому не создавались специальные фонды, аккумулирующие средства на вывод АЭС из эксплуатации, и до настоящего времени отсутствует государственная поддержка работ по выводу из эксплуатации энергоблоков АЭС.

Все работы по снятию АЭС с эксплуатации финансируются из Резерва обеспечения вывода из эксплуатации АЭС, который формируется отчислениями от выручки, получаемой концерном "Росэнергоатом" от реализации товаров и услуг. Cейчас норматив отчислений составляет 1,6 %, что явно недостаточно. Средства Резерва обеспечения вывода из эксплуатации АЭС будут расходоваться только на финансирование работ по выводу из эксплуатации и не включают затрат на социальные и иные программы. Примерный перечень работ, финансирование которых должно осуществляться из Резерва, приведен выше в табл. 2. Финансирование строительства централизованного хранилища ОЯТ для длительного хранения ОЯТ реакторов РБМК-1000 ведется из федерального бюджета.

Для пополнения Резерва подготовлен и направлен в Правительство проект Постановления об его увеличении до  2,2 %. Дополнительным источником поступления средств в Резерв обеспечения вывода из эксплуатации АЭС является процедура продления срока эксплуатации энергоблоков. Как показал опыт США, при незначительных затратах на модернизацию действующих блоков (8-10 % стоимости создания новых энергоблоков) обеспечивается дополнительная прибыль в течение достаточно длительного времени [21]. 

Недостаточный норматив отчислений был основан на теоретических рекомендациях МАГАТЭ. По оценкам специалистов МАГАТЭ, проведенных в начале 90-х гг., затраты на снятие АЭС с эксплуатации составляют ~ 12 % от затрат на ее строительство [20]. На основе рекомендаций МАГАТЭ в разных странах с учетом национальных систем обращения с РАО проводились расчеты затрат на вывод из эксплуатации энергоблоков АЭС с различными типами реакторов (табл. 4) [9].


Таблица 4

Оценка затрат на вывод из эксплуатации АЭС в странах мира


Страна


Тип реактора
Мощность, МВт, (эл.)
Стоимость, млн $
Немедленный демонтаж
Отсроченный демонтаж
Германия

PWR
BWR
1200
770
425,2
556,9
429,0519,3
Бельгия
PWR
900
421,4
496,7
Нидерланды
PWR
BWR
45060
353,7229,5
263,4-
Швеция

PWR
BWR
8601160
150,5195,7
--
США

PWR
BWR
1100
1100
225,8
278,4
-
-

Реализация проектов по выводу АЭС из эксплуатации показала, что данный показатель значительно занижен, и реальные затраты составляют ~ 37 % cтоимости нового объекта [17,18]. Примеры стоимости работ по выводу из эксплуатации энергоблоков различных типов в разных странах приведены в табл. 5.


Таблица 5
Затраты на вывод из эксплуатации энергоблоков АЭС*


АЭС, страна
Тип реактора, мощность,
МВт
Cтои-мость,$ млн
Примечания
1
Биг-Рок Пойнт,
США
BWR, 70
25,0
После выгрузки ОЯТ корпус реактора вывезен. Общая масса РАО составила 290 т. На площадке осталось хранилище ОЯТ площадью 43,3 га. Площадь АЭС составляла 182,2 га.
2
Форт Сeнт-Врэйн,
США
HTGR, 330
173,9
Принят вариант немедленного демонтажа. Переоборудована в газотурбинную станцию.
3
Токай Мура,
Япония
GCR, 166
772,5
Демонтаж начат в 2001 г., будет завершен в 2017 г. В ходе демонтажа образуется 177 тыс. т РАО, в том числе 18 тыс. т высокоактивных.
4
Штаде,
Германия
PWR, 672
668,4
Первая АЭС, выводимая из эксплуатации после принятия закона об отказе от ЯЭ. Топливо будет отправлено на переработку во Францию. Из 300 чел. персонала на демонтажных работах осталось 150.
5
Библис-А, Германия
PWR, 1225
141,2
Затраты на полную ликвидацию энергоблока
6
Ловиса-1, Финляндия
ВВЭР, 440
166,5
Затраты на полную ликвидацию энергоблока
*Оценки расходов для 2-х блоков РБМК-1500 в Литве (1.2 млрд. Евро = $1.5 млрд ) и 5 энергоблоков АЭС «Норд» в Германии (3.2 млрд Евро = $4 млрд).

Затраты 1800 $/кВт для АЭС «Норд» включают и финансирование социальных программ. Затраты 500 $/кВт для Игналинской АЭС предусматривают только финансирование непосредственных работ по выводу из эксплуатации и согласуются с рекомендациями МАГАТЭ и имеющимися проектами. Кроме того, ввиду отсутствия технических решений по утилизации графита, предусмотрена только консервация графитовой кладки. Недостаточность этих средств для решения всех вопросов неоднократно заявлялась Литовским правительством.

Важное значение целевого использования средств на вывод АЭС из эксплуатации имеет способ управления средствами соответствующих фондов (в российском случае Резерва) - табл. 6 [2,9]. Во Франции, Германии и России фонды находятся в управлении эксплуатирующих организаций, что дает им больше гибкости, но не обеспечивает прозрачности и может способствовать использованию средств, предназначенных на вывод из эксплуатации АЭС, для иных целей. Например, во Франции средства фонда использовались для погашения долгов и инвестиций в новые проекты, в России – на продление сроков эксплуатации. В Чехии, Финляндии, Венгрии, Италии, Литве, Нидерландах, Словакии, Словении, Испании и Швеции фонды не находятся в управлении эксплуатирующих организаций АЭС. Это обеспечивает наибольшую прозрачность и наилучшие гарантии надлежащего расходования средств фонда  [2,9].


Таблица 6

Финансирование вывода из эксплуатации АЭС в различных странах


Страна

Наличие специального фонда
Кто осуществляет финансирование, управляет фондом
Бельгия
 –
Эксплуатирующая организация
Германия
+
Эксплуатирующая организация
Финляндия
+
Государство
Франция
+
Эксплуатирующая организация
Великобритания
– для гос. АЭС
+ для частных АЭС
Государство
Эксплуатирующая организация
Италия

Государство
Япония
Эксплуатирующая организация
Канада
Эксплуатирующая организация
Нидерланды
+
Государство
Россия
+*
Эксплуатирующая организация
Швеция
+
Государство
Швейцария
+
Государство
Испания
+
Государство
США
+
Эксплуатирующая организация
* Резерв концерна «Росэнергоатом».

С учетом международного опыта впоследствии МАГАТЭ был разработан документ, посвященный экономике вывода из эксплуатации реакторов ВВЭР-440. В международном проекте принимали участие все страны, эксплуатирующие этот тип реакторов. Оценка затрат проводилась по унифицированной методике МАГАТЭ и Агентства по ядерной энергии ОЭСР. В настоящее время этот отчет является наиболее полным и обстоятельным документом по рассматриваемой проблеме [20].

По данным анализа, средняя стоимость вывода из эксплуатации энергоблока с реактором ВВЭР-440 составляет 350 млн $ при немедленном демонтаже и 300 млн $ при демонтаже через 40 лет. Увеличение затрат для АЭС «Норд» связано с решением по строительству долговременного хранилища РАО и ОЯТ. Затраты на создание хранилищ включены в стоимость. Затраты на досрочное пенсионное обеспечение и социальную поддержку увольняемых работников станции также включены в общую сумму затрат. Затраты на вывод из эксплуатации КолАЭС, приведенные в табл. 2, предусматривают только непосредственно технические мероприятия. В случае полной ее ликвидации общие затраты, включая социальные, возможно, даже превзойдут немецкие, так как из 22,0 тыс. населения г. Полярные Зори непосредственно на АЭС заняты 39 %, а вклад станции в бюджет города – 92,9 %. 

(продолжение здесь)

 

 
Связанные ссылки
· Больше про Обращение с РАО и ОЯТ
· Новость от Proatom


Самая читаемая статья: Обращение с РАО и ОЯТ:
Снятие АЭС с эксплуатации: проблемы и пути решения

Рейтинг статьи
Средняя оценка: 3.70
Ответов: 17


Пожалуйста, проголосуйте за эту статью:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 3 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: Снятие АЭС с эксплуатации: проблемы и пути решения (Всего: 0)
от Гость на 15/01/2008
"энергоблок Калининской АЭС, пущенный в декабре 2004 г., обошелся в 2,5 млрд $."
классика советского жанра, побольше бы нам таких блоков, как после этого не отдыхать в хуршевеле..


[ Ответить на это ]


Re: Снятие АЭС с эксплуатации: проблемы и пути решения (Всего: 0)
от Гость на 14/05/2010
Вы говорите об облучении людей, так есть ли все -так методы по снижению этого воздействия?


[ Ответить на это ]


Re: Снятие АЭС с эксплуатации: проблемы и пути решения (Всего: 0)
от Гость на 11/03/2012
Есть - свинцовые брюки-клеш


[
Ответить на это ]






Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(812)438-3277
E-mail: info@proatom.ru, webmaster@proatom.ru. Разрешение на перепечатку.
Сайт построен на основе технологии PHP-Nuke. Открытие страницы: 0.12 секунды
Рейтинг@Mail.ru