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

• 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	-