Home / Мнения экспертов / Снятие АЭС с эксплуатации: проблемы и пути решения

Снятие АЭС с эксплуатации: проблемы и пути решения

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).

image18101_886135046.jpg

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 %.

Представленные данные включат большое количество неопределенностей, связанных с национальной политикой по обращению с РАО, уровнем технологий и др. Применять мировой опыт к отечественной практике затруднительно по многим причинам. Так, 20 лет ведутся работы только по подготовке к выводу из эксплуатации Белоярской АЭС, средств потрачено много [9,10].

 

Другой пример: энергоблок Калининской АЭС, пущенный в декабре 2004 г., обошелся в 2,5 млрд $. При этом смета, заложенная в проекте этого классического долгостроя, оказалась превышенной более чем в два раза в связи необходимостью замены морально устаревшего оборудования, не удовлетворяющего современным требованиям безопасности. Кроме того, за рубежом, например, в США есть блоки по 5 млрд $. Разброс, как видим, значительный. Возможны лишь оценочные данные, а это цифры условные. Таким образом, удельные затраты 750 $/кВт могут считаться первым приближением и являться ориентиром при разработке проектов по выводу из эксплуатации энергоблоков различных типов.

Затраты на вывод из эксплуатации определяются по методу укрупненных показателей, выведенных по сметным данным проектов-аналогов (табл. 7).

Таблица 7

Затраты по снятию с эксплуатации АЭС «Ловиса»*

Статья расхода

Стоимость, млн $

1

Управление проектом и проектирование

2,39

2

Затраты на подготовительном этапе

17,90

3

Обращение с активированным материалом

9,39

4

Обращение с загрязненным материалом

70,83

5

Обращение с отходами от обслуживания АЭС

0,12

6

Контейнеры для отходов

2,25

7

Помещения захоронения

10,89

8

Рабочие затраты на стадии снятия с эксплуатации

66,10

9

Неучтенные затраты (10 %)

17,99

ИТОГО

197,85

* Затраты на снятие АЭС «Ловиса» с эксплуатации оценены согласно планам и оценкам трудозатрат по уровню цен на 1987 г. [13].

Показатели определяются по данным о балансовой стоимости установленного оборудования. Полные финансовые затраты на работы определяются по формуле:

З = П * a * b * к1 * к2 * к3,

где: З – затраты на демонтаж;
a – доля монтажных работ (~ 25 % от стоимости оборудования);
b – доля затрат на демонтаж (~ 40 % от стоимости оборудования);
к1 = 1,25 – коэффициент за работу в стесненных условиях;
к2 = 1,2 – коэффициент, связанный с учетом специфики производства;
к3 = 1,75 – коэффициент за работу в особых условиях труда, вызванных радиоактивной загрязненностью.
Суммарные затраты на вывод из эксплуатации падают в течение первых 30 лет, но затем начинают возрастать за счет увеличения расходования средств на содержание установок.

При эксплуатации АЭС ЖРО образуются в результате очистки теплоносителя 1-го контура, процессов дезактивации и ремонта, стирки спецодежды и др. ЖРО от обработки фильтроматериалов и дезактивации 1-го контура составляют около 10 % общего объема эксплуатационных ЖРО. Активность этого вида отходов составляет от 1*10-5 до 1 Ки/л и согласно ОСПОРБ-99 они относятся к среднеактивным. ЖРО, образующиеся от дезактивации и ремонта, трапные воды и др., составляющие 90 % общего объема, имеют активность до 10-5 Ки/л и относятся к низкоактивным [25,26].
Общее количество ЖРО, образующихся при эксплуатации четырехблочной АЭС, составляет ~ 1600 м3, а их средняя удельная активность – 1*10-4 Ки/л. Ежегодное количество ЖРО составляет на Кольской АЭС – 1520 м3, на Ленинградской – 1600 м3.
Основной источник образования ТРО – плановая замена оборудования, отходы при ремонте помещений и оборудования и др. Состав ТРО очень разнообразный. Это различные металлы, кабели, теплоизоляция, загрязненная спецодежда, пластикат, бумага и т.д. С точки зрения обращения с ТРО они делятся на прессуемые, сжигаемые и металлические, а по уровню радиоактивной загрязненности – на 3 группы: до 30 мбэр/ч, от 30 до 1000 и свыше 1000 мбэр/ч.

К высокоактивным ТРО относятся элементы реакторного оборудования. В общем объеме эксплуатационных ТРО их доля не превышает 4 %. Общее количество ТРО, ежегодно образующихся на четырехблочной АЭС, составляет ~ 1200 т, около 90 % которых составляют низкоактивные.

В настоящее время на ЛАЭС накоплено 18500 м3 ЖРО и 23518 м3 ТРО [2]. На станции действует установка по выпариванию ЖРО (производительность 30 м3/ч) и установка по битумированию кубовых остатков выпарных аппаратов. В ближайшее время будет введена установка по цементированию ЖРО. После ее ввода в эксплуатацию появятся условия для переработки ЖРО опережающими темпами. Переработка низкоактивных металлических ТРО методом переплавки ведется на Экомет-С (1000 т в год). Радиоактивный шлак помещается в хранилище. Заканчивается строительство установок по суперпрессованию и сжиганию ТРО, что резко сократит их объем.
На Кольской АЭС накоплено 7100 м3 ЖРО и 7400 м3 ТРО. На станции действует эффективный комплекс по цементированию ЖРО и установка по прессованию и сжиганию ТРО.

К особому виду отходов относится отработавшее ядерное топливо. Вообще, ОЯТ – это не отходы. ОЯТ является сырьем для получения радионуклидных источников, радиоизотопной продукции, а после переработки может быть использовано для получения свежего ядерного топлива.

Реакторы АЭС различных типов имеют отличия в схемах топливных циклов, что обусловлено разными физико-техническими характеристиками топлива различных типов реакторов [22-27].

В настоящее время реализованы следующие схемы обращения с ОЯТ:
• ОЯТ реакторов ВВЭР-440 перерабатывается для изготовления топлива для реакторов РБМК;
• временное хранение ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 для последующего изготовления из него смешанного уран-плутониевого топлива;
• временное хранение ОЯТ реакторов РБМК в пристанционных хранилищах. В настоящее время его регенерация экономически неэффективна, и переработка может осуществляться только по мере резкого увеличения цен на природный уран.

В настоящее время в России накоплено 14,7 тыс. т ОЯТ, включая ОЯТ транспортных и исследовательских реакторов [25,26]. В частности, на ЛАЭС накопилось 3300 т ОЯТ (около 40000 отработавших тепловыделяющих сборок — ОТВС). С 2005 г. на станции используется уран-эрбиевое топливо, имеющее высокий коэффициент выгорания, поэтому годовое поступление ОТВС не превысит 1000 шт/год. На Кольской АЭС имеется 100 т ОЯТ. ОЯТ реакторов ВВЭР-440 перерабатывается, поэтому все оно будет вывезено на ПО «Маяк» [2].

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 [27].

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 [2,25].

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. Количество и активность ТРО при демонтаже энергоблока приведены в табл 8.

Таблица 8
Количество и активность ТРО при демонтаже энергоблока с реактором ВВЭР-440

Материал

Активность, ТБк (Ки)

Наиболее важные радионуклиды

Масса
отходов,
т

Объем отходов,
м3

Активированный материал

93840

(2,5*106)

55Fe
60Co
63Ni

2600

4460

Загрязненный материал

11

(30)

60Co
110m
Ag
54Mn

5100

7940

Отходы, возникающие во время демонтажа

Низкая

60Co
54
Mn
110mAg

760

840

ИТОГО

93850

8460

13240

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. 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 [24-28] 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 [2,9,10,27].

Cуществующие 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 [9,10,27]. 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 [27]. Наиболее остро проблема создания регионального могильника РАО стоит в Северо-Западном регионе России. Основной задачей перед новым опытным полигоном является отработка передовых технологических и организационных принципов, разработка типовых подходов к решению проблемы обращения с РАО при выводе из эксплуатации выработавших ресурс энергоблоков АЭС. Отработка эффективных форм управления процессами обращения с РАО позволит использовать их для решения задач обращения с другими видами опасных и токсичных отходов.

 

6.Предложения по региональному могильнику РАО на Северо-Западе России

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 [2]. 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 [2]:

• 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.

Распространенность месторождений каменной соли в Северо-Западном регионе России (Республика Коми), наличие большеобъемных выработанных пространств позволяют реализовать пилотный проект по созданию регионального могильника РАО. В результате анализа горно-геологических, социально-демографических, транспортно-технологических условий месторождений каменной соли отобраны три участка, наиболее полно удовлетворяющие требованиям по радиационной и экологической безопасности, а также условиям достаточной удаленности и развитости транспортной и технологической инфраструктуры.

В настоящее время Правительством РФ утверждена ФЦП «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 г. и на период до 2015 г.». В части обращения с РАО и ОЯТ на данную программу возлагаются задачи по решению накапливавшихся десятилетиями системных проблем и реализации отложенных решений (разработка государственной стратегии по обращению с РАО и ОЯТ и принятие решений по их окончательной изоляции, создание необходимых элементов и объектов инфраструктуры обращения, включая создание объектов окончательной изоляции высокоактивных РАО). В рамках Программы должны быть решены конкретные задачи по созданию необходимых технологий и объектов инфраструктуры обращения с РАО и ОЯТ, определены предпосылки для успешного сотрудничества государства и бизнеса, выделены значительные финансовые ресурсы для решения поставленных задач, созданы организационно-правовые механизмы обращения с РАО и ОЯТ, сопровождающие текущую хозяйственную деятельность [29].

Заключение

В России и зарубежных странах реализуются национальные и международные программы по выводу из эксплуатации энергоблоков АЭС. Работы по снятию АЭС с эксплуатации финансируются из различных источников. Отличается и порядок использования этих средств. В отдельных странах есть варианты централизованных фондов, которые в большинстве своем создаются на основе обязательных отчислений эксплуатирующих организаций и контролируются государством. В других, например, в Великобритании, государственные фонды отсутствуют, для коммерческих АЭС созданы частные фонды. Еще один механизм – полное финансирование работ государством.

 

Подводя черту, можно сделать следующие выводы [9]:

 

1. В плотно населенных западных странах стратегия вывода АЭС из эксплуатации состоит в их немедленном демонтаже. На освободившихся площадках можно сооружать новые замещающие мощности.

 

2. Каждое государство имеет свою национальную концепцию, реализуемую, как правило, по завершению проектных сроков эксплуатации АЭС.

 

3. Концепциям присущи специфические особенности, отражающие исторические, национальные, территориальные, технологические, социально-экономические и другие условия, включая общественное мнение [2].

 

4. Для всех стран характерен ряд общих подходов, касающихся выбора вариантов вывода, необходимости получения лицензий регулирующих органов на выполнение работ, для чего необходимо подготовить отчет по обоснованию безопасности вывода АЭС из эксплуатации [30].

 

5. В России специфика вывода АЭС из эксплуатации исторически обусловлена широким распространением уран-графитовых реакторов. Необходимость утилизации загрязненного графита закладывает неопределенность в проект. В связи с этим в качестве базового варианта вывода из эксплуатации реакторов РБМК-1000 принят вариант долговременного хранения [35].

Проблема обращения с РАО и ОЯТ не только многогранна и сложна, но и носит комплексный, системный характер [24-29,31-34]. Опираясь на существующие международные правовые нормы, а также на анализ соответствующего западноевропейского опыта, представляется целесообразным поставить вопрос о разработке законодательного акта, само название которого ставит во главу угла требование системности – Федерального закона «О государственной системе обращения с радиоактивными отходами, отработавшим ядерным топливом и выводе из эксплуатации объектов использования атомной энергии» [29]. Целью такого законодательного акта является закрепление на федеральном законодательном уровне правовых основ создания и функционирования Единой государственной системы обращения с РАО, ОЯТ и вывода из эксплуатации ОИАЭ [29]. Концентрация деятельности по обращению с отходами в рамках Единой государственной системы управления отходами создаст дополнительные условия для повышения радиационной безопасности и защиты человека и окружающей среды, будет способствовать более эффективному инвестиционному режиму в этой области и осуществлению действенного контроля за целевым расходованием средств.

Литература

1. Полуэктова Г.Б., Ковальчук О.В., Круглов А.К. Снятие АЭС с эксплуатации // Атомная техника за рубежом, 1990, № 8, с. 3-8.

2. Бодров О., Муратов О., Попова Л. и др. Концепция вывода из эксплуатации энергоблоков АЭС, выработавших проектный ресурс: Предложение общественных экологических организаций. – СПб., 2007, — 32 с.3. Кремнев В.А., Елин В.А., Гаврилов С.Д. Концепция прекращения эксплуатации АЭС в СССР и ряде стран – членов СЭВ // Атомная энергия, 1990, т. 68, вып. 5, с. 371-373.

4. Былкин Б.К., Савченко В.А. Концептуальные аспекты снятия ядерных установок в России // Теплотехника, 1996, № 11, с. 45-48.

5. Полуэктова Г.Б., Ковальчук О.В. Методы дезактивации и демонтажа оборудования АЭС // Атомная техника за рубежом, 1990, № 8, с. 9-13.6. Енговатов И.А. и др. Вывод из эксплуатации реакторных установок гражданского и военного назначения // Атомная энергия, 1998, т. 85, вып. 4, с. 283-288.7. Нечаев А.Ф. Размышления по поводу вывода из эксплуатации ядерных объектов // Атомная стратегия – XXI, 2004, № 8(13), с.2.
8. Концепция вывода из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов, инв. № 04-01281. Утв. Федеральным агентством по атомной энергии 04.02.2005 г.
9. Кузнецов В. Чему учит чужой опыт? // Мировая энергетика, 2005, № 5, с. 97-98.

10. Кузнецов В. Опасный возраст // Мировая энергетика, 2005, № 7-8, с. 104-105.

11. Иванов С.И. Современное состояние и динамика развития атомного энергокомплекса России // Изв. РАН. Сер. Энергетика, 2007, № 1, с. 3-9.12. Федеральная целевая программа "Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007 – 2010 годы и на перспективу до 2015 года". Утв. Постановлением Правительства РФ от 6 октября 2006 г. № 605. – 155 с.13. Майер Э. Рабочий план по снятию с эксплуатации АЭС “Ловиса” // Атомная энергия, 1989, т. 67, вып. 2, с. 83-88.
14. Муратов О.Э. Вопросы радиационной хладноломкости и работоспособности конструкционных материалов корпусов реакторов: Дис. … канд. техн. наук. — ФГОУ “Санкт-Петербургский государственный политехнический университет”, 2004.
15. Платонов П.А. и др. Оценка состояния и прогнозирования ресурса графитовых кладок реакторов РБМК // Cб. докл. “Oпыт конструирования ядерных реакторов”. – М.: ФГУП НИКИЭТ, 2002.- 174 с.
16. Бурангулов Н.И., Букреев Ю.Я., Рогалев В.А. и др. Экология и безопасность. Технологии вывода из эксплуатации атомных электростанций и способы захоронения опасных отходов. – СПб.: МАНЭБ, 2005. – 160 с.17. Тарасов В.М. Экономический аспект проблемы снятия АЭС с эксплуатации // Энергетическое строительство за рубежом, 1989, № 5, с. 7-11.18. Повишил Р., Стари О., Завржел Я. Экономические аспекты полного демонтажа АЭС // Атомная техника за рубежом, 1990, № 9, с. 11-15.
19. Фатеев В., Бауэр Х., Раболд Х. Некоторые вопросы, связанные с окончанием расчетного срока службы АЭС. – В сб.: Пути сокращения сроков и совершенствования методов строительства, монтажа и освоения мощности, а также снижения затрат при сооружении АЭС с реакторами ВВЭР. – Будапешт, 1979, с. 252.
20. Nuclear Power Reactors in the World // IAEA issue 2. — Vienna, 2002, р. 26.

21. Опыт снятия АЭС с эксплуатации в США // Мировая электроэнергетика, 1997, № 2, с. 16-21.

22. Григорьев В.В., Симановский Ю.М. и др. Вывод из эксплуатации исследовательского реактора в комплексе с радиохимическими лабораториями // Докл. III Межд. конф. “Радиационная безопасность”. — СПб, 2000, с. 235-238.23. Скворцов А.И., Сафутин В.Д., Ямов В.Ю. и др. Экономико-экологические аспекты обращения с твердыми РАО при выводе РУ БН-350 из эксплуатации // Докл. VIII Межд. конф. “Радиационная безопасность”. — СПб, 2005, с. 329-335.
24. Нечаев А.Ф. Обращение с отходами при выводе из эксплуатации ядерных установок: неопределенности, требующие решения // Докл. VIII Межд. конф. “Радиационная безопасность”. — СПб, 2005, с. 278-282.
25. Муратов О.Э., Довгуша В.В., Тихонов М.Н. Радиоэкологические аспекты обращения с радиоактивными отходами и облученным ядерным топливом // Экологическая экспертиза, 2007, № 6, с. 2-15.

26. Обращение с РАО в России и странах с развитой атомной энергетикой / Под общ. ред. В.А.Василенко. – СПб.: “Моринтех”, 2005. – 304 с.

27. Муратов О.Э. Стратегические задачи обращения с РАО // Атомная стратегия – XXI, 2006, № 3(23), с.4-6.
28. Довгуша В.В., Тихонов М.Н. Обеспечение экологической безопасности при обращении с радиоактивными отходами на ядерно- и радиационно опасных объектах Российской Федерации // Экология пром. производства, 1997, № 3-4, с. 30-46.
29. Агапов А.М., Супатаева О.А. Проблемы совершенствования правового регулирования в области обращения с радиоактивными отходами и отработавшим ядерным топливом в Российской Федерации // Материалы II Межд. ядерного форума 2-5 окт. 2007 г. – СПб., ФГОУ «ГРОЦ», с. 356-359.
30. НП-007-98. Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации промышленных реакторов // Вестник Госатомнадзора России, 1999, вып. 2 (4), с. 84-112.
31. Тихонов М.Н., Рылов М.И., Муратов О.Э. Системный взгляд на ядерно-радиационное наследие “холодной войны” сквозь призму общественного сознания // Проблемы окруж. среды и природных ресурсов. – М., ВИНИТИ РАН, 2007, № 7, с. 87-101.
32. Тихонов М.Н., Муратов О.Э., Петров Э.Л. Системный взгляд на атомную энергетику и радиацию сквозь призму общественного сознания // Безопасность жизнедеятельности, 2004, № 2, с. 2-9.
33. Довгуша В.В., Тихонов М.Н. О системно-комплексном подходе к проблеме обеспечения радиационной и экологической безопасности при утилизации АПЛ и судов с ЯЭУ // Бюлл. по атомной энергии, 2001, № 7, с. 39-45.
34. Тихонов М.Н., Рылов М.И. Комплексная оценка ядерно-радиационного наследия России // Проблемы окруж. среды и природных ресурсов. – М., ВИНИТИ РАН, 2007, № 3, с. 77-110.35. Доильницына В.В., Сорокин А.И., Калякин В.А. и др. Технические решения при выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторов // Материалы II Межд. ядерного форума 2-5 окт. 2007 г. – СПб., ФГОУ «ГРОЦ», с. 158-161.

Check Also

Одного завода достаточно

О том, почему для атомной индустрии более важны подтвержденные госзаказы, а не конкуренция на рынке …

Добавить комментарий

Ваш e-mail не будет опубликован. Обязательные поля помечены *