Экономика снятия АЭС с эксплуатации (США, Германия, Швеция…)

Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего профессионального образования «Национальный исследовательский ядерный университет  «МИФИ»
	Экономико-аналитический  институт НИЯУ МИФИ   КАФЕДРА №56 «Бухгалтерский  учёт, анализ и аудит»
Специальность: 080100 «ЭКОНОМИКА»                                                            индекс и полное  наименование

Реферат по курсу

«Экономика отрасли (энергетика)»  на тему

 

Экономика снятия АЭС  с эксплуатации (США, Германия, Швеция…)

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Москва   2012 г.

Содержание

 

 

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. 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».

В 1987-1988 гг. в СССР была разработана  Общесоюзная научно-техническая  программа по снятию с эксплуатации блоков АЭС. 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:

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.

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.

В мире используются два  варианты вывода АЭС из эксплуатации:

1) отсроченный демонтаж - надежная консервация с последующим демонтажем

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:

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. Необходимость создания единой системы обращения с РАО

 

Остаточный принцип финансирования системы обращения с РАО всегда лежал в основе развития ядерной  энергетики в нашей стране. Все  существовавшие до последнего времени  схемы обращения с РАО не ставили  перед собой задачу окончательного решения проблемы, поскольку базировались на принципе отложенного решения, что на практике означало ограничение схемы обращения с РАО только этапами сбора и временного хранения некондиционированных отходов, а обращение с ОЯТ, не подлежащим переработке, - временным хранением в местах образования, то есть на площадках соответствующих объектов использования атомной энергии (ОИАЭ).

 

В отрасли отсутствуют типовые  решения переработки и подготовки РАО к захоронению. Технологии переработки и кондиционирования РАО, а соответственно и установки по переработке, создавались с учетом специфики образующихся РАО на каждом предприятии и в большинстве своем не являются унифицированными и универсальными.

 

Существующие установки по переработке РАО неэффективны, имеют конструктивные и технологические недостатки. Большинство отходов находится во временных хранилищах различных типов, не удовлетворяющих современным требованиям безопасности и не оснащенных необходимым сервисным оборудованием. Это объясняется отсутствием концептуального подхода к обращению с РАО. Проблема становится все более актуальной в связи с предстоящим выводом АЭС из эксплуатации и лавинообразным увеличением количества РАО. Реализация отложенных решений относится к проблемам, требующим незамедлительного решения.

 

Неэффективность существующей системы  обращения с РАО, несовершенство действующей нормативно-правовой базы обращения с РАО, предстоящее  увеличение их объемов в связи  с предстоящим выводом АЭС  из эксплуатации диктуют необходимость создания Единой государственной системы управления деятельностью по обращению с РАО и, в первую очередь, принятие Федерального закона об обращении с РАО.

 

В настоящее время Росатомом  подготовлен и направлен на согласование в заинтересованные Министерства и ведомства проект Федерального закона об обращении с РАО, который устанавливает правовые основы деятельности при обращении с отходами, определяет принципы, систему и порядок финансирования обращения с РАО. Проектом закона предусмотрено создание Единой государственной системы управления деятельностью по обращению с РАО, которая позволит решить многочисленные проблемы по обращению с РАО, в том числе:

• разработку нормативно-правовой базы по всем аспектам обращения с РАО;

• ведение учета РАО и контроль их состояния, включая состояние пунктов хранения и окончательной изоляции;

• методическое руководство исследованиями по выбору и обоснованию участков для создания объектов окончательной  изоляции всех видов РАО, разработку и развитие базы данных по характеристикам природных барьеров на участках окончательной изоляции отходов;

• координацию комплексных работ  по созданию типовых технологий окончательной  изоляции всех видов отходов, оптимизации  технических решений по всем взаимосвязанным  операциям заключительной стадии обращения с отходами, обоснованию безопасности региональных объектов захоронения отходов, анализу состояния существующих локальных хранилищ жидких и твердых отходов на предприятиях, обоснованию создания локальных могильников РАО;

• проведение на конкурсной основе проектных, научно-исследовательских, строительных работ и иной деятельности, направленной на совершенствование системы обращения с РАО;

• информирование общественности об обращении с радиоактивными отходами в соответствии с действующим  законодательством Российской Федерации;

• осуществление международного сотрудничества по вопросам обращения с РАО.

В рамках Единой системы необходимо предусмотреть создание региональных могильников РАО, что позволит эффективно и безопасно обеспечить работы по выводу из эксплуатации энергоблоков АЭС.

3. Предложения по созданию  РАО в странах мира

 

Наиболее эффективным и безопасным решением проблемы окончательного захоронения  РАО, как  признано МАГАТЭ, является их захоронение в могильниках  на глубине не менее 300-500 м в глубинных геологических формациях с соблюдением принципа многобарьерной защиты и обязательным переводом ЖРО в отвержденное состояние. Опыт проведения подземных ядерных испытаний доказал, что при определенном выборе геологических структур не происходит утечки радионуклидов из подземного пространства в окружающую среду. Мировой опыт размещения РАО в подземных хранилищах, исследования геохимических и физико-химических свойств различных пород позволяет сравнить способы изоляции РАО от биоцикла в геологических формациях трех типов:

• магматические и метаморфические  породы;

• глины;

• каменные соли.

Сравнение геомеханических, гидрогеохимических, теплофизических и других характеристик  этих формаций показали, что по совокупности свойств соляные формации представляются наиболее предпочтительными. Характерной чертой соляных сред является очень низкая скорость (возможно даже ее отсутствие) потока грунтовых вод, а также постепенное самоуплотнение выемок из-за ползучести соли. Кроме того, солевые формации являются необычайно стабильными, о чем свидетельствует возраст солевых месторождений, большинство из которых не моложе 200 млн. лет. Это подтверждается многолетним опытом эксплуатации хранилища РАО “Горлебен” (Германия).

Свойства соляных массивов отвечают большинству требований, предъявляемых к изолирующей РАО среде:

• низкая пористость и проницаемость;

• низкая и постоянная влажность;

• постоянная температура;

• способность к пластическим деформациям  и «залечиванию» трещин;

• высокая теплопроводность;

• геомеханическая устойчивость;

• простота подземной проходки.

Соляные шахты имеют большие  выработанные пространства, мощность и глубину, отрабатываемые пласты имеют  горизонтальное залегание, достаточные  для создания хранилищ. Развитая транспортная и технологическая инфраструктура соляных рудников позволяют обеспечить создание могильников и хранилищ РАО с минимальными затратами.

4.  Радиоактивные отходы при выводе АЭС из эксплуатации

 

Количество РАО при выводе АЭС  из эксплуатации значительно возрастет  и самым серьезным образом отразится на общей ситуации с РАО. Создание единой эффективной системы обращения с РАО является основной задачей при выводе АЭС из эксплуатации.

Среди ТРО при выводе АЭС из эксплуатации можно выделить 3 группы отходов (характеризующихся  большими объемами, различной активностью и рядом специфических свойств) - металлические отходы, отходы строительных материалов и отходы, возникающие при демонтаже, связанные с разрушением защитных барьеров

Активность конструкций, выводимого из эксплуатации реактора ВВЭР-440, составляет ~ 2,5 млн. Ки, в том числе активность внутрикорпусных устройств – 1,2 млн. Ки. Масса реакторных конструкций и внутрикорпусных устройств составляет ~ 300 т.

Металлические отходы, образующиеся при демонтаже трубопроводов, арматуры и др. относятся к средне- и низкоактивным. Их активность определяется, в основном, продуктами коррозии и составляет от 1*10-8 до 1*10-4 Ки/кг. 

Кроме того, при снятии с эксплуатации блока с реактором ВВЭР-440 образуется ~ 14 тыс. т металлических и ~ 10 тыс. т загрязненного бетона и строительных конструкций.

Сложнее обстоит ситуация с ТРО  при выводе из эксплуатации реакторов  РБМК-1000. При демонтаже АЭС с  реактором РБМК-1000 количество образующихся отходов, подлежащих захоронению, составляет около 100 тыс. т бетона и 10 тыс. т стали суммарной активностью 105 ТБк (2,8 млн. Ки). Помимо металлических ТРО и отходов строительных конструкций, необходимо утилизировать 1700 т радиоактивного графита, технологии переработки которого в мире не существует.

К ЖРО, образующимися при выводе энергоблоков АЭС из эксплуатации, относятся:

• растворы от дезактивации и отмывки  оборудования и помещений – 25 тыс. м3;

• воды от опорожнения реакторных систем – 1000 м3;

• воды санпропускников, саншлюзов, спецпрачечных  – 30 тыс. м3;

• пульпы перлита, ионообменных смол, шламы – 200 м3;

• кубовые остатки, конденсат с  установок упарки ЖРО – 20 тыс. м3.

Данные отходы относятся к низкоактивным, удельная активность их основной массы  составляет от 1*10-6 до 1*10-4 Ки/л, а общий  объем этой группы отходов составляет до 100 тыс. м3.

 

 

 

 

5. Вывод из эксплуатации энергоблоков 1-го поколения

 

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.

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 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).

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.).

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. 1.

 

Таблица 1 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
Итог:		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. 2. Коллективная доза облучения персонала, занятого демонтажем АЭС, оценивается 23 чел.*Зв.

 

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

 

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.

При разработке стратегии вывода из эксплуатации ректоров РБМК именно необходимость  утилизации графита закладывает неопределенность в проект. 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.

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.

6. Финансовые аспекты снятия с эксплуатации энергоблоков 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. 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  от реализации товаров и услуг.

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. 

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. 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. 3).

 

Таблица 3 Оценка затрат на вывод из эксплуатации АЭС в  странах мира

 

Страна	Тип реактора	Мощность, МВт, (эл.)	Стоимость, млн. $
			Немедленный демонтаж		Отсроченный демонтаж
Германия	PWR	1200	425,2	429,0519,3
	BWR	770	556,9	429,0519,3
Бельгия	PWR	900	421,4	496,7
Нидерланды	PWR	45060	353,7229,5	263,4-
	BWR
Швеция	PWR	8601160	-	-
	BWR	150,5195,7
США	PWR	1100	278,4	-
	BWR	1100 225,8	-