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;