Page 1

NUCLE ARSAFE T Y.RU

№3 2013

3

Мировые практики – Финляндия Полувековой опыт NUKEM Technologies Глава NEA Луис Эчаварри: «Безопасность при любых обстоятельствах»

Реклама

Мировые модели жизненного цикла ядерного топлива


Реклама Реклама


1

Тема номера

От редакции

П

редставляем третий но-

мер журнала «NuclearSafety.ru – Вызовы и лучшие практики ядерной и радиационной безопасности». По оценкам Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) к 2020 году количество хранящегося отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) по всему миру составит более 300 000 тонн. В связи с этим развитие ядерной энергетики с замкнутым ядерным топливным циклом является стратегической линией не только Госкорпорации «Росатом», но и без исключения всех стран, эксплуатирующих атомные электростанции. Весь мир стоит перед необходимостью повышения эффективности использования природного урана, путем ввода в структуру новых ядерноэнергетических систем, а также необходимостью снижения объемов хранящегося ОЯТ. Поиск и анализ оптимальных вариантов развития ядерной энергетики с реакторами на тепловых нейтронах и реакторами на быстрых нейтронах с замыканием ядерного топливного цикла является первостепенной задачей отрасли ¤

≈ NuclearSafety.ru


32 Тема номера

6

«Росатом» решает вопросы накопления и переработки

32

ОЯТ...........................................

Эксперты Луис Эчаварри, глава Агентства по ядерной энергии: «Безопасность при любых обстоятельствах»..................

6

Мировые тенденции обращения с отработавшим ядерным

Ульф Кучер, исполнительный

топливом.................................

директор NUKEM Technologies.

34

24 Законы

Три вопроса эксперту..........

Решение существующих проблем в области проектирования работ по ВЭ ОИАЭ .......................... Закон об обращении с ОЯТ в России ................................

24

10

Практики NUKEM Technologie............. Финляндия: STUK, Posiva, «Онкало».............................

28

18 Инфосистемы

15 10

46

Планирование и эффективное управление проектами по ВЭ.......................................

16 Программы

18

Государственная политика по обращению с РАО в России....................................

16

Уникальная перевозка ОЯТ

№3

2013

с Билибинской АЭС................

3 2013

NuclearSafety.ru – Вызовы и лучшие практики ядерной и радиационной безопасности

Руководитель проекта Денис Морозов Chief@NuclearSafety.ru

Учредитель и издатель: ОАО «ЭНЕРГОПРОМАНАЛИТИКА» (ОАО «ЭНПРАН»)

Главный редактор Варвара Нефедьева Editor@NuclearSafety.ru

Генеральный директор: Дмитрий Чудесников

Выпускающий редактор Надежда Гольст

Куратор проекта Владимир Толстиков

Научный редактор Валерий Арабкин

30

Редактор Сергей Панов Эксперты: Смирнов В.М., Стецюк В.Н. Арт-директор Андрей Кудрявцев Корректор Ольга Решетникова


44 54 Партнерство Инновации

Изотопы для быстрых реакторов...

44

Радиоэкологическая безопасность

Северо-Запада и Дальнего Востока России ...............................................

54

52 Фотообзор

Плавтехбаза «Володарский»

и АТО ТНТ-50...................................... VII Международный форум «АтомЭко 2013»..................................

58 Кто есть Кто

.............................................................

Перевод ООО «Бюро переводов «Экспримо» При оформлении издания использованы материалы из общедоступных источников Адрес редакции: 119017, г. Москва, Пыжевский пер., д. 6 тел./факс +7 495 967 3068 www.NuclearSafety.ru ISSN 2310-1121

52 61

58

При перепечатке ссылка на «NuclearSafety.ru — Вызовы и лучшие практики ядерной и радиационной безопасности обязательна. Рукописи не рецензируются и не возвращаются. Публикуемые в издании материалы, суждения и выводы могут не совпадать с точкой зрения редакции и являются исключительно взглядами авторов.

Тираж 2000 экземпляров

Журнал зарегистрирован в Федеральной службе по надзору в сфере связи, информационных технологий и массовых коммуникаций.

Подписано в печать 29.11.2013 г.

Свидетельство о регистрации ПИ № ФС77-54452 от 17 июня 2013 г.

Распространяется бесплатно Электронная версия на сайте www.NuclearSafety.ru/Magazine

Отпечатано в типографии ПО «Периодика» Москва, ул. Спартаковская, д. 16 тел. +7 (495) 786-49-46


90 The main topics 64 Experts ROSATOM Resolves Issues of the

Luis E. ECHÁVARRI Director-

Accumulation and Processing

General Nuclear Energy Agency

of Spent Nuclear Fuel ............

(NEA): «Safety at all times and

90

under all circumstances».... Global Trends in Spent Fuel Management ...........................

82

92

Ulf Kutscher, Managing Director of NUKEM Technologies. Three

Laws

question to expert.................

Solution of Current Problems in Design of Decommissioning of Nuclear Facilities ............... Federal Law on SNF Handling ........................

64

82

68 Practices

NUKEM Technologies .........

86

Finland: STUK, Posiva,

76 IT-Systems

Oncalo................................

73

68

104

Planning and Efficient Management of Decommissioning

76

Projects ..................................

74

Programs State Policy on Radioactive Waste Management in Russia ............ Unique Transportation of SNF

№3

2013

from Bilibino NPP...................

3 2013

74

88


102 112 Partnership 110 Photoreview Innovations

Isotopes for Fast Reactors .............

102

Radiological Safety of North West and Far East of Russia ...........................

112

Volodarsky, TNT-50..........................

110

VII Annual International Forum AtomEco-2013..................................

116

Who is who ..........................................................

119

116

Content


6

№3

2013

Луис ЭЧАВАРРИ Генеральный директор Агентства по ядерной энергии (АЯЭ) Организации экономического сотрудничества и развития (ОЭСР)


7

Эксперт

«Безопасность при любых обстоятельствах» {

Беседовала: Варвара Нефедьева

А

гентство по ядерной энергии (АЯЭ) – для безопасного, экологически чистого и экономичного использования ядерной энергии в мирных целях

– Г-н Эчаварри, какие основные задачи необходимо решить в области развития атомной энергетики,

эксплуатации станции, так и при обращении с радиоактивными отходами.

чтобы укрепить доверие общественности к ядерным технологиям и занять лидирующие позиции

– Каким образом в странах, обладающих ядерными тех-

в энергетическом секторе?

нологиями, решаются вопросы по обращению с РАО?

– Приоритетной задачей на протяжении всего пе-

– Были предприняты значительные усилия по соз-

риода развития атомной энергетики является обе-

данию решений по переработке радиоактивных от-

спечение постоянной безопасности при любых

ходов и реабилитации могильников. Агентство по

обстоятельствах. После аварии на АЭС «Фукуси-

ядерной энергии (АЯЭ) играет центральную роль

ма» по всему миру были приняты меры по модер-

в международном сотрудничестве по разработке

низации существующих систем безопасности и

проектов подземных хранилищ ВАО, размещаемых

установке дополнительного оборудования и кон-

в геологических формациях, включая проведение

трольно-измерительных приборов с целью повы-

исследований, подготовку отчета об обосновании

шения устойчивости станции к воздействию при-

безопасности и консультации с общественными

родных явлений, приводящих к сбоям в работе

заинтересованными сторонами. Каждая страна

энергетической системы, нарушению подачи ко-

должна работать в соответствии со своими кон-

нечного поглотителя тепла и, как следствие, от-

кретными обстоятельствами, но при этом суще-

казам системы охлаждения, в течение длительно-

ствует ряд общих решений и подходов.

го периода времени. Кроме того, приняты меры по обеспечению независимости и технической компе-

– Какова оценка выработки электроэнергии с помо-

тенции надзорных органов, контролирующих над-

щью АЭС? Расскажите о промышленной безопасно-

лежащее выполнение операторами АЭС требований

сти и развитии технологий для атомной энергетики.

и стандартов ядерной безопасности. Помимо обеспечения ядерной безопасности, перед атомной энергетикой также стоят задачи по созданию перспективных конкурентоспособных решений, строительству новых энергоблоков в указанные сроки, а также выполнение требований по защите окружающей среды, как во время

– Промышленная безопасность и охрана труда совершенствуются с каждым днем, как в части эксплуатации АЭС, так и при выводе их из эксплуатации и демонтажа. Для обеспечения дальнейшего безопасного и устойчивого развития атомной энергетики была создана Международная программа по оценке новых проектов АЭС (MDEP), для кото-


«В начале 2013 г. Российская Федерация стала полноценным членом Агентства по атомной энергии ОЭСР (АЯЭ), и я хотел бы подчеркнуть, что международное сотрудничество в настоящее время укрепляется во многих областях. Считаю данную работу необходимой для обеспечения безопасного, экологически чистого и экономически выгодного использования атомной энергии. Россия является основным игроком на рынке атомной энергетики развивающихся стран».

8

рой Агентство по ядерной энергии ОЭСР (АЯЭ) выполняет функции Технического секретариата. Данная программа объединяет в себе ядерные регуляторы 13 стран, включая Россию, и предназначена для усиления многостороннего взаимодействия в рамках существующей нормативно-правовой базы, приведения в соответствие стандартов, норм и правил, а также исполнения программы MDEP для содействия в получении лицензии на строительство новых реакторов. В будущем данные принципы могут применяться для технологий, развиваемых в рамках международного форума Generation IV (GIF), для которого Агентство по ядерной энергии (АЯЭ) также выполняет функции Технического секретариата. Международный форум GIF создан для развития ядерно-энергетических систем с улучшенными характеристиками устойчивости, экономичности, безопасности, надежности, защищенности от распространения и физической защиты. – Насколько безопасны современные методы захоронения РАО? – После многолетних исследований, проводимых несколькими странами-участницами Агентства по ядерной энергии (АЯЭ), международное сообщество пришло к согласию, что подземные хранилища РАО, расположенные в геологических формациях, представляют собой технически достижимый и безопасный способ для долгосрочного обращения с РАО. Посредством системы многочисленных искусственных и природных барьеров хранение радиоактивных отходов становится безопасным без каких-либо негативных воздействий на население или окружающую среду в течение всего времени радиоактивного распада. Кроме того, предусматривается программа обращения с РАО для обеспечения возможности их перезахоронения, если это будет необходимо в будущем. – Какие основные мероприятия проводит Агентство по ядерной энергии (АЯЭ) по обеспечению ядерной и радиационной безопасности? – Агентство по ядерной энергии (АЯЭ) сосредоточено на проведении исследований по ядерной и радиационной безопасности и оказывает содействие в проведении международных исследований с учетом по-

№3

2013

следних событий на АЭС «Фукусима». Ключевыми рекомендаци-

ями по вопросам ядерной и радиационной безопасности является обеспечение независимости, технологичности и прозрачности надзорных органов, а также эффективная реализация операторами АЭС глубоко-эшелонированной защиты, принимая во внимание культуру ядерной безопасности. Новым участникам на рынке атомной энергетики необходимо разработать нормативно-правовую базу, финансовую и технологическую инфраструктуру для обеспечения безопасного использования атомной энергии.


Агентство по ядерной энергии Агентство по ядерной энергии (АЯЭ) является специализированным учреждением в рамках Организации экономического сотрудничества и развития (ОЭСР), межправительственной организации промышленно развитых стран со штабквартирой в Париже, Франция.

Цели и задачи АЯЭ «Оказывать своим странам-участницам помощь в поддержании и дальнейшем развитии, посредством международного сотрудничества, научной, технологической и правовой базы, необходимой для безопасного, экологически чистого и экономичного использования ядерной энергии в мирных целях. Предоставлять экспертные оценки и способствовать выработке общего понимания по ключевым вопросам в качестве основы для решений, принимаемых правительствами по политике в области ядерной энергетики, АЭС Неккарвестхайм, Германия

и для более широкого анализа политики ОЭСР в таких областях, как энергетика и устойчивое развитие». В настоящее время АЯЭ насчитывает 31 страну-участницу в Европе, Северной Америке и Азиатско-Тихоокеанском регионе. Около 85% мировой установленной мощности АЭС приходится на эти страны. На долю ядерной энергетики приходится почти четверть электроэнергии, производимой в странах-участницах АЯЭ. Штат АЯЭ составляет 82 сотрудника. Бюджет Главного секретариата на 2013 г. составляет 11,1 млн евро, а бюджет Банка данных – 3,1 млн евро. Эти бюджеты дополняются добровольными взносами.

Направления работы АЯЭ n Ядерная безопасность и регулирование n Развитие атомной энергетики n Обработка и утилизация радиоактивных отходов

9

эксперт

n Радиационная защита и здравоохранение n Ядерное право и контроль над ядерными материалами и установками n Ядерная физика n Банк данных n Информация и связь

Участники АЯЭ: Австралия Австрия Бельгия Канада Чешская Республика Дания Финляндия Франция Германия Греция Венгрия Исландия Ирландия Италия Япония Люксембург Мексика

Нидерланды Норвегия Польша Португалия Республика Корея Российская Федерация Словацкая Республика Словения Испания Швеция Швейцария Турция Великобритания Соединенные Штаты Америки


10

NUKEM Technologies специализируется на управлении радиоактивными отходами, утилизации отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), выводе из эксплуатации ядерных установок, а также консалтинге. Компания разрабатывает концепции решений, совмещающие как ультрасовременные, так и проверенные временем технологии с многолетним опытом.

№3

2013

В 1960 г. была основана компания-предшественник NUKEM Nuklear und Chemiemetallurgie, ставшая одним из первых ядерных предприятий в Германии. Изначально предприятие занималось производством ядерного топлива для самых разнообразных типов реакторов. Уже на протяжении 1970-х годов были освоены новые отрасли деятельности, а именно ядерная инженерия и строительство ядерных установок. Начиная с 2009 г., NUKEM является стопроцентным дочерним предприятием российской компании ЗАО «Атомстройэкспорт» (инжиниринговая компания Госкорпорации «Росатом»). В центральном офисе фирмы, расположенном в г. Альценау (округ Нижняя Франкония), работают около 250 сотрудников. За пределами Германии у NUKEM Technologies существует ряд различных филиалов сбыта и проектных бюро, действующих на территории России, Китая, Литвы, Франции и Болгарии.

Полувековой опыт развития технологий ядерного инжиниринга от NUKEM Technologies

{

Подготовлено: Варвара Нефедьева

У

правление радиоактивными отходами, образующимися как в процессе эксплуатации ядерной установки, так и в результате ее закрытия – одно из приоритетных направлений деятельности NUKEM Technologies.

Компания NUKEM Technologies охватывает широкий диапазон деятельности: от концептуального планирования до разработки и поставки отдельных установок, цементирующих агрегатов либо прессов высокого давления, а также проектирования, строительства и ввода в эксплуатацию комплексных центров переработки отходов. Компания учитывает сложные взаимосвязи между инженерными процессами и объединяет под одной крышей зачастую противоречивые технические требования: пожарная охрана, вентиляция, статический расчет конструкций, защита от облучения, эффективность и компактность производства и оборудования, сроки строительных работ, безопасность эксплуатации, минимизация резерва запасных частей и высокой степени надежности.

Кондиционирование материалов, повторное использование которых невозможно по техническим или экономическим причинам, является важным этапом технологического процесса при переработке радиоактивных отходов. Для того, чтобы захоронение или временное хранение отходов осуществлялось надлежащим образом, конечные продукты кондиционирования должны удовлетворять высоким критериям безопасности. Специальные технологии для сокращения объема накапливаемых отходов позволяют более эффективно использовать ограниченные складские площади, а также снижать стоимость захоронения или промежуточного хранения отходов. Качественное кондиционирование и складирование радиоактивных отходов также вносит существенный вклад в охрану окружающей среды и здоровья будущих поколений.


Проекты Компетенции по обращению с РАО Один из проектов NUKEM Technologies – центр для переработки отходов на Чернобыльской атомной электростанции в Украине. Проект по переработке радиоактивных отходов на территории Чернобыля был сдан в 2009 г. В настоящее время ведутся подготовительные работы для ввода объекта в эксплуатацию. Строительство «под ключ» центра переработки твердых радиоактивных отходов (ICSRM – промышленный комплекс для управления ядерными отходами) финансировалось преимущественно в рамках программы TACIS (Technical Assistance for the Commonwealth of Independent States, Техническая помощь Содружеству Независимых Государств) Европейской комиссии при финансовой поддержке со стороны правительства Украины. В центре производится кондиционирование твердых отходов, образующихся в ходе эксплуатации электростанции или оставшихся после закрытия ее блоков 1-3. Переработка отходов подразделяется на три стадии: прежде всего из бункеров на территории Чернобыльской АЭС извлекаются временно хранящиеся в них твердые РАО. Далее эти отходы, наряду с твердыми РАО из выведенных из эксплуатации блоков 1-3, подвергаются обработке с целью

Чернобыльская АЭС

11

практики

NUKEM Technologies является единственным поставщиком технологий для процессов изготовления топлива, предназначенного для высокотемпературных реакторов, которые классифицируются как реакторные системы четвертого поколения. NUKEM Technologies принимала участие в проекте по строительству модульного реактора с шаровыми твэлами (PBMR) в Южной Африке, поставляя базовый и детальный инжиниринг по технологиям производства топлива, планируемого к использованию на нем.


12

придания им формы, подходящей для окончательного захоронения. При переработке низко– и среднерадиоактивных отходов применяются следующие технологии: сортировка на воспламеняемые/прессуемые/непрессуемые виды отходов, сжигание, прессование под высоким давлением, цементирование. Помимо этого, выполняется отсортировка высокоактивных и долгоживущих твердых отходов, которые подлежат промежуточному хранению на отдельном складе в пределах Чернобыльской АЭС. На последней, третьей стадии, кондиционированные твердые отходы помещаются в контейнеры, предназначенные для окончательного захоронения. В конце 2007 г. NUKEM Technologies передала в пользование техноцентра приповерхностный могильник, построенный в рамках данного проекта. Он используется для захороне-

№3

2013

Чернобыльская АЭС

ния короткоживущих РАО, накапливающихся на Чернобыльской АЭС, после их предварительного кондиционирования. Могильник «Вектор» расположен на расстоянии 17 км от электростанции. Вместимость могильника составляет 55 000 м3 переработанных отходов. Он предусматривает возможность радиологического наблюдения за отходами на протяжении 300 лет после их захоронения. NUKEM Technologies внедряет инновационные решения для переработки производственных отходов также в рамках проектов по строительству новых АЭС. Полное переосмысление процесса утилизации отходов было воплощено не только при эксплуатации существующих станций, но и при проектировании новых АЭС с энергоблоками типа ВВЭР на территории России. На смену хранения отходов поблизости электростанции приходит более прямой и дей-

ственный метод переработки отходов различных категорий, образующихся в ходе эксплуатации. Возможность кондиционирования отходов с целью промежуточного или окончательного захоронения, а также сокращение складских площадей служат неотъемлемыми аргументами при продвижении реакторной техники на зарубежных рынках.

Компетенции по обращению с ОЯТ Еще одним ключевым пунктом деятельности NUKEM Technologies является утилизация отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Сюда входит разработка различных концепций хранения, погрузочно-разгрузочных устройств, а также технологий для радиологической характеризации отработанных топливных элементов.


Недавно была завершена работа над проектом по обустройству хранилища для ядерного топлива на АЭС «Козлодуй» в Болгарии, построенного NUKEM Technologies в консорциуме с GNS Gesellschaft für Nuklear-Service mbH. Данный объект предназначен для безопасного захоронения остатков ОЯТ от шести реакторных блоков электростанции.

13

практики

АЭС «Козлодуй», Болгария

Работы в пределах консорциума были распределены следующим образом: компания GNS поставляла резервуары типа CONSTOR, NUKEM Technologies занималась планированием и сооружением складских помещений, а также несла ответственность за транспортное оборудование на месте работ. Финансирование проекта осуществлялось на средства Международного фонда закрытия АЭС «Козлодуй», управляемого Европейским банком реконструкции и развития (ЕБРР). Объект рассчитан на хранение остатков ОЯТ в течение 50 лет. Предохранительные механизмы и вся арматура установок соответствуют действующим законодательным нормам Европейского союза и Болгарии. Открытие объекта состоялось в мае 2011 г.

Компетенции по выводу из эксплуатации Дезактивация и демонтаж ядерных установок – комплексная задача, требующая наличия обширного ноу-хау в области технологий и разрешительного права. Она подразумевает разработку универсальных и индивидуальных концепций решения. Актуальным примером в области дезактивации и демонтажа ядерных установок является проект, выполняемый NUKEM Technologies совместно с ее французским партнером по консорциуму на территории Франции.

Бреннилис – атомная электростанция, расположенная в коммуне Бреннилис в департаменте Финистер на западе Франции. На АЭС использовался один тяжеловодный газоохлаждаемый реактор (HWGCR) мощностью 70 МВт. Ввод в эксплуатацию – 1967 г. Окончательный останов – 1985 г. Текущий статус – демонтаж станции

Проект на АЭС «Бреннилис»


14

Дистанционно управляемая разборка атомной электростанции «Бреннилис» в провинции Бретань является первым проектом по выводу из эксплуатации французских АЭС первого поколения. Стоимость вывода из эксплуатации в настоящее время оценивается в 482 млн евро, что значительно превышает первоначальные оценки Данный проект поможет накопить ценный опыт для последующих проектов по демонтажу АЭС не только в пределах Франции. Программа проекта включает в себя разборку корпуса

№3

2013

АЭС «Бреннилис», Франция

ядерного реактора вместе с внутрикорпусным оборудованием и периферийными системами, а также демонтаж и снос биологического щита реактора. Как и у большинства реакторов первого поколения, при строительстве АЭС «Бреннилис» не принималась в расчет возможность ее последующего сноса. Поэтому технические трудности, связанные с выполнением проекта, заключаются не только в высокой мощности излучения реактора, но и в крайне сложном устройстве его конструктивных деталей. Инженеры NUKEM Technologies разработали решения, впервые на-

шедшие себе применение в мировой практике, поскольку с подобными задачами никто и никогда ранее не сталкивался. Чтобы обеспечить как можно более эффективное и безопасное проведение дистанционно управляемых работ, все демонтажные приспособления и инструменты поначалу проходят проверку на испытательном стенде, который имитирует реальные условия проекта в отношении габаритов и свойств материала. Кроме того, особое внимание при реализации проекта уделяется сведению объема образующихся РАО к возможному минимуму.


15

практики

ТРИ ВОПРОСА ЭКСПЕРТУ – Г-н Кучер, Германия приняла решение полностью отказаться от атомной электроэнергетики. Как Вы относитесь к тому, что Ваш отечественный рынок попросту исчезнет? – Это правда, Германия планирует полностью отказаться от производства атомной энергии, начиная с 2022 г. Однако это совсем не означает, что наш отечественный рынок должен исчезнуть. Именно сейчас для нас начинают вырисовываться перспективы активной деятельности по демонтажу старых ядерных установок в Германии, которая обещает продлиться не одно десятилетие. Кроме того, NUKEM Technologies работает не только на территории Германии, но осуществляет значительную часть своих проектов за пределами родной страны. – Расскажите о компетенциях компании при строительстве новых атомных электростанций. – Процедура обращения с радиоактивными отходами в корне изменилась за последние годы. Если раньше РАО просто «складывались в одну кучу» поблизости ядерного объекта, и при этом никто особо не задумывался, что делать с ними в будущем, то сегодня концепция по утилизации отходов разрабатывается, к счастью, уже на стадии планирования новой атомной электростанции. И именно здесь NUKEM Technologies проявляет свои знания технологий. Мы предлагаем испытанные временем и инновационные технологии для любых видов работ, связанных с РАО – от их сортировки до переработки. – Как Вы оцениваете перспективы развития NUKEM Technologies в будущем? – Компания NUKEM Technologies занимает авторитетную позицию в таких сферах деятельности, как дезактивация ядерных установок, утилизация РАО и обращение с ОЯТ. Помимо этого, наша постепенная интеграция в состав Госкорпорации «Росатом» ведет

Ульф Кучер, исполнительный директор компании NUKEM Technologies GmbH к увеличению количества совместно выполняемых проектов как по демонтажу старых, так и по строительству новых объектов. С 2009 г. наша компания входит в состав Госкорпорации «Росатом». Благодаря этому у нас в резерве имеется стратегический инвестор, который хорошо понимает наши потребности и оказывает нам всевозможную поддержку для дальнейшего стратегического развития. В особенности это касается освоения новых сфер деятельности – например, предоставления услуг по руководству проектами, выполняемыми участниками нашего концерна.


16

Государственная политика в области обращения с радиоактивными отходами. Программа обращения с РАО в Российской Федерации Программа в целом направлена на обеспечение устойчивого развития атомной отрасли и ее конкурентоспособности на мировом рынке.

{

Составитель: Денис Морозов

Программа ориентирована на дости-

• инжиниринг технологий обогащения;

• несвоевременное решение вопроса

жение в течение 15-18 лет состояния

• реализация проектов (в том числе по

размещения пунктов захоронения;

лучших мировых практик, включая:

извлечению удаляемых накопленных

• вынужденное создание избыточных

• полное отверждение, кондициониро-

РАО и захоронению особых РАО).

мощностей хранения готовых к захоронению РАО (в случае задержек с созданием

вание и захоронение всех видов РАО во всех организациях отрасли (страны);

Возможные риски:

пунктов захоронения) и/или мощностей

• проведение первоочередных работ

• неготовность одной из компонент ЕГС

хранения некондиционированных РАО

по консервации накопленных РАО, в

РАО к функционированию (например,

(в случае несвоевременного развития

том числе по всем приповерхностным

пунктов захоронения, системы транс-

мощностей по переработке РАО);

хранилищам ЖРО, кроме ТКВ;

портирования РАО и логистики);

• вынужденное сворачивание практи-

• ТКВ переведен в режим управления

• несбалансированное развитие мощ-

ки закачки ЖРО;

уровнем воды на безопасных отметках.

ностей переработки РАО;

• резкий рост обязательств по наследию

• негативное влияние дополнительной

вследствие необоснованного отнесения

финансовой нагрузки на экономические

большого количества накопленных РАО

показатели деятельности организаций;

к категории удаляемых.

Целью Программы обращения с РАО является создание технически современной, экономически эффективной и экологически безопасной системы обращения с РАО посредством эволюционного развития объектов инфраструктуры обращения с РАО, включая пункты захоронения, технологий переработки РАО и формирования рынка услуг по обращению с РАО.

Расчетная динамика заполнения пунктов храниения твердых радиоактивных отходов По данным ГК «Росатом»

Уточненными стратегическими целями является:

№3

2013

• формирование единой Государственной Системы обращения с РАО; • создание прозрачной экономики об-

n Без ввода мощностей переработки РАО хранилища будут заполнены к 2022 г.

ращения с РАО;

n С учетом ввода мощностей переработки и снижения объемы РАО хранилища будут заполнены к 2037 г.

• решение проблем наследия; • создание региональных комплексов подготовки РАО к захоронению;

n С 2020 г. объем захоронения сравняется с объемом наработки РАО предприятиями отрасли. n К 2025 году система выйдет на объем заполнения хранилищ РАО на уровне 2013 г. и начнется освобождение хранилищ от накопленного РАО.


Сроки

реализации

планируемых

мероприятий по технологическому

17

программы

n Принятие решения по размеще-

n Кондиционирование и упаковыва-

нию трех пунктов захоронения РАО.

ние в соответствии с критериями при-

и инфраструктурному развитию –

емлемости не менее 80% от образую-

2030 г. В период 2025-2030 гг. про-

В 2015 году:

грамма должна быть пересмотрена

n Завершение первого этапа форми-

n Уточнение содержания направле-

в части обращения с РАО от перера-

рования ЕГС РАО. Действуют все нор-

ний программы и мероприятий про-

ботки ОЯТ по результатам работ по

мативно-правовые акты, необходимые

граммы на период 2020-2030 гг.

новой технологической платформе.

для ЕГС РАО. На предприятиях разде-

щихся РАО.

В 2025 году:

лены потоки ОНРАО и РАО. Обращение

Направления программы

с ОНАО ведется по упрощенным схемам.

n Функционирование

Кондиционируется и упаковывается в

ЕГС РАО, в том числе пункта захороне-

всех

систем

соответствии с критериями приемлемо-

ния глубинного типа.

Программа предусматривает следую-

сти не менее 35% от образующихся РАО.

n Функционирование не менее 10 ре-

щие направления деятельности:

n Создание реестра РАО и кадастра

гиональных центров переработки РАО.

• завершение первого этапа создания

пунктов хранения РАО.

n Кондиционирование и упаковыва-

единой государственной системы об-

n Завершение работы по проекти-

ние в соответствии с критериями при-

ращения с РАО;

рованию создания мощностей перера-

емлемости не менее 100% от образую-

• выполнение работ по решению про-

ботки РАО на период до 2023 г.

щихся РАО.

блем ядерного наследия в части обра-

n Конкретизирование и синхронизи-

n Разработка и утверждение ФЦП

щения с РАО;

рование с ФЦП ЯРБ-2 планов организа-

ЯРБ-3.

• технологическое и инфраструктурное

ций по обращению с накопленными РАО.

развитие;

n Детализирование мероприятий на-

• оптимизация финансовых затрат;

правлений 1-5 Программы на период

• формирование общественной приемле-

2016-2020 гг.

мости деятельности по обращению с РАО.

Основные этапы реализации и детализации программы

В 2016 году: n Лицензирование и производство упаковки типового ряда.

n Начало пилотных перевозок РАО к В ходе реализация программы дости-

местам будущего захоронения.

гаются основные этапные результаты,

n Функционирование не менее 10 ре-

в том числе:

гиональных центров переработки РАО.

В 2013 году:

В 2017 году:

n Конкретизирование и синхронизирование планов организаций по соз-

n Создание

отраслевой

данию мощностей переработки РАО и

транспортирования достаточной для

созданию региональных центров пере-

обеспечения роста перевозок РАО на

работки РАО.

переработку и захоронение.

n Начало формирования специаль-

системы

ного резервного фонда Госкорпорации

В 2018 году:

«Росатом» по захоронению РАО и реа-

n Начало захоронения РАО во вновь

лизация инвестиционной программы

созданные пункты захоронения.

Национального оператора по обраще-

n Прекращение

нию с РАО.

в

В 2014 году:

n По результатам первичной регистра-

сброса

приповерхностные

ЖРО

водоемы

хранилища ЖРО на ФГУП «ПО Маяк».

ции определение переченя объектов с

В 2020 году:

накопленными РАО и характер будущих

n Определение системы обращения с

работ (удаление или консервация).

отработавшими источниками.

n Завершение разработки ФЦП ЯРБ-

n Функционирование не менее 5 ре-

2 на период до 2025 г.

гиональных центров переработки РАО

Эффект от реализации программы создания ЕГС РАО Реализация программы в краткосрочной перспективе позволит: • переломить негативные тенденции в области обращения с РАО, заключающиеся в их накоплении; • исключить вероятность оценки российских экспортных ядерных технологий как не обеспеченных по бэкенду; • минимизировать издержки переходного периода за счет взаимоучета требований ЕГС РАО и возможностей предприятий отрасли (технологических, организационных, финансовых); • практически продемонстрировать возможность решения накопленных проблем в области ЯРБ; • снизить затраты предприятий на хранение накопленных РАО; • повысить занятость путем привлечения квалифицированного персонала к реализации новых переделов обращения с РАО.

Дополнительные информационные материалы на сайте www.NuclearSafety.ru


18

Планирование и эффективное управление проектами по выводу из эксплуатации

№3

2013

{

Автор: Денис Морозов

В

Фото: МАГАТЭ

настоящее время деятельность по выводу из эксплуатации ядерно и радиационно опасных объектов (ЯРОО) принимает промышленный масштаб. Создание унифицированных информационных систем по выводу из эксплуатации ЯРОО и их объединение в рамках Отраслевой информационной системы вывода из эксплуатации ядерно и радиационно опасных объектов (ОИС ВЭ ЯРОО) позволит Госкорпорации «Росатом» более эффективно управлять как инженерно-техническими, так и организационно-экономическими аспектами процесса вывода из эксплуатации.


Отраслевая информационная система по выводу из эксплуатации ядерно и радиационно опасных объектов – многоуровневая распределенная информационная система, обеспечивающая эффективное управление проектами по ВЭ, интегрирующая для каждого ЯРОО или их групп необходимый объем инженерно-технической информации по всем аспектам ВЭ, обеспечивающая доступ к информации организациям – участникам работ по ВЭ объекта, и организующая обмен технологическим и методическим опытом по ВЭ для организаций Госкорпорации «Росатом». В соответствии с программой деятельности Госкорпорации «Росатом» на долгосрочный период (Постановление Правительства Российской Федерации от 20 сентября 2008 г. №705) должны быть решены следующие основные задачи: •поэтапное решение накопленных проблем в сфере вывода из эксплуатации объектов использования атомной энергии; •создание и обеспечение функционирования отраслевой системы вывода из эксплуатации, исключающей возможность существования в будущем объектов, подлежащих ВЭ, но не обеспеченных проектными решениями по ВЭ; •внедрение современных методов управления проектом ВЭ на всех уровнях корпоративных структур, связанных с выводом ЯРОО из эксплуатации, формирование механизмов обмена опытом, технологиями и методиками по выводу из эксплуатации ЯРОО. Целями создания ОИС ВЭ ЯРОО являются: • обеспечение долгосрочного корпоративного планирования работ по выводу из эксплуатации ЯРОО; • аккумуляция и сохранение знаний, эффективное управление ими в целях реализации завершающих этапов вывода из эксплуатации ЯРОО; • безусловное обеспечение безопасности при ВЭ ЯРОО; • снижение издержек при выполнении работ по выводу из эксплуатации ЯРОО; • создание и развитие рынка инжиниринговых услуг в сфере вывода из эксплуатации и экспорта технологий. Основными задачами ОИС ВЭ ЯРОО являются: • внедрение современных методов управления проектами ВЭ на всех уровнях; • накопление и систематизация опыта выполнения работ по выводу из эксплуатации, в том числе, для получения адекватных оценок временных, финансово-ресурсных затрат на реализацию будущих проектов по выводу из эксплуатации; • информационное обеспечение планирования, проектирования и реализации работ по выводу из эксплуатации ЯРОО, в том числе, при проведении КИРО, разработке объектовых концепций, программ, проектов ВЭ; • накопление и длительное сохранение инженерно-технической информации с обеспечением наглядных средств представления состава и структуры ЯРОО, основанных, в том числе, на использовании трехмерных инженерных моделей объектов и признанных форматах передачи информации иным участникам, привлекаемым к работам по ВЭ на различных стадиях жизненного цикла; • создание реальных возможностей для обмена опытом, технологиями и методиками по выводу из эксплуатации между эксплуатирующими и проектноконструкторскими организациями, инжиниринговыми компаниями.

19

инфосистемы

В рамках ФЦП «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 г. и на период до 2015 г.» (ФЦП ЯРБ) в 2015 году будет: Подготовлено к выводу из эксплуатации – 188 ЯРОО Ликвидировано – 42 ЯРОО Реабилитировано – 1 482 000 кв.м радиационно загрязненных территорий В разрабатываемой ФЦП ЯРБ на период 2015-2020 гг. (условно названной «ФЦП ЯРБ-2») вывод из эксплуатации ЯРОО будет выделен в отдельное направление. По данным: ГК «Росатом»


20

Структура ОИС ВЭ ЯРОО. Уровни ОИС ВЭ ЯРОО Отраслевую информационную систему вывода из эксплуатации ЯРОО (ОИС ВЭ ЯРОО) предполагается создать в виде взаимосвязанной трехуровневой информационной системы. В качестве уровней ОИС ВЭ ЯРОО рассматриваются: • Корпоративный уровень, функционирующий в интересах структурных подразделений Госкорпорации «Росатом», являющихся заказчиками и участниками организации работ по выводу из эксплуатации и осуществляющих контроль за реализацией работ по ВЭ. • Интеграционный уровень, на котором происходит аккумулирование инженерной и технологической информации по основным аспектам вывода из эксплуатации однотипных групп объектов. Предполагается внедрение ИС Интеграционного уровня в организациях – Управляющих компаниях Дивизионов и центрах консолидации компетенций по выводу однотипных объектов (например, ОАО «ОДЦ УГР», филиал ОАО «Концерн Росэнергоатом» «ОДИЦ»). • Локальный уровень для организации непосредственного информационного обеспечения планирования, проектирования и реализации инженерно-технических и иных работ по выводу из эксплуатации конкретных ЯРОО.

Организационный объем внедрения Пользователями Корпоративного уровня ОИС ВЭ ЯРОО являются структурные подразделения и организации: •Структурное подразделение «Управление по выводу из эксплуатации ЯРОО» Госкорпорации «Росатом». •Управляющая компания Дивизиона «Заключительная стадия жизненного цикла» Госкорпорации «Росатом» открытое акционерное общество «Федеральный центр ядерной и радиационной безопасности» (ОАО «ФЦЯРБ»). •Организации и подведомственные предприятия Госкорпорации «Росатом», а также их филиалы (в режиме доступа к собственным данным). •Пользователи сети интернет (в режиме доступа к общедоступной информации). В состав Системы входят следующие подсистемы: • Объектовый банк данных по ВЭ ЯРОО •Планирование и контроль ВЭ ЯРОО •Электронный документооборот и архив по ВЭ ЯРОО •База данных технологий по ВЭ ЯРОО •Оценка стоимости ВЭ ЯРОО •Геоинформационное представление данных по ВЭ ЯРОО •Экспертно-информационный портал •Информационно-управляющий портал

№3

2013

Общая структурная схема Корпоративного уровня ОИС ВЭ ЯРОО и смежных систем

По данным ГК «Росатом»


21

инфосистемы

Утверждение концептуального проекта Системы. Описание базовой функциональности КУ ОИС ВЭ ЯРОО Название подсистемы Объектовый банк данных ВЭ ЯРОО (ОБД ВЭ ЯРОО)

Описание функциональности подсистемы Накопление и предоставление сведений об объектах предметной области ВЭ, включая: • реестр ЯРОО и загрязненных территорий с сопутствующей инженерно-технической информацией, • реестр государственных контрактов на реализацию мероприятий по ВЭ; • реестр мероприятий ФЦП ЯРБ; • общероссийские классификаторы и нормативно-справочную информацию и пр.

Планирование и контроль ВЭ ЯРОО (ПК ВЭ ЯРОО)

• Функциональность по приоритизации ЯРОО и проектов ВЭ ЯРОО с точки зрения ЯРБ; • Вариантное планирование стратегических программ в области ВЭ ЯРОО. • Формирование, сценарное моделирование и корректировка стратегического (перспективного) плана ВЭ ЯРОО.

Назначение подсистемы Является базовой подсистемой – содержит все реестры, справочники и классификаторы предметной области ВЭ ЯРОО. Решает задачу сохранения и накопления критичных данных по ВЭ ЯРОО. Формирует основу для организации единого информационного пространства в области ВЭ ЯРОО. Обеспечивает информационную поддержку процесса принятия управленческих решений в области ВЭ ЯРОО. Обеспечивает планирование, формирование и контроль исполнения стратегических программ в области ВЭ ЯРОО.

• Формирование предложений для мероприятий ФЦП ЯРБ. Название подсистемы

Описание функциональности подсистемы

Назначение подсистемы

Электронный документооборот и архив ВЭ ЯРОО (ЭДА ВЭ ЯРОО)

Формирование электронного архива документов по проектам ВЭ ЯРОО и РЗТ.

Предназначена для повышения эффективности оперативной деятельности за счет быстрого доступа к документам с помощью классификаторов, библиотек, поиска (по атрибутивному составу и облаку меток).

Оценка стоимости ВЭ ЯРОО (ОС ВЭ ЯРОО)

Предоставление информации о стоимости выполненных мероприятий по ВЭ в различных разрезах и выполнения оценки стоимости (обязательств) ВЭ на основе использования методик расчёта стоимости или сравнения с аналогами.

Обеспечивает предварительную оценку стоимости проектов ВЭ ЯРОО и РЗТ на ранних этапах планирования при формировании стратегических программ ВЭ ЯРОО.

База данных технологий ВЭ ЯРОО (БДТ ВЭ ЯРОО)

Подсистема предназначена для накопления информации о специализированных технологиях по ВЭ ЯРОО в части способов, норм и стоимости применения, а также местам внедрения и использования данных технологий.

Обеспечивает возможность выбора наиболее оптимальной технологии для проведения конкретных работ по ВЭ ЯРОО. Направлена на формирование «базы знаний» в соответствующей предметной области.


Название подсистемы Геоинформационное представление данных по ВЭ ЯРОО (ГПД ВЭ ЯРОО)

Экспертноинформационный портал (ЭИП)

22 Описание функциональности подсистемы Представление тематических карт для отображения информации о ЯРОО, зоне наблюдения и санитарно-защитной зоне ЯРОО, населенных пунктов, расположенных вблизи ЯРОО, просмотра схемы площадки размещения ЯРОО и пр.

Реализует функциональность по: • информационному обеспечению участников сферы ВЭ ЯРОО – организаций поставщиков и потребителей услуг, экспертного сообщества, прочих заинтересованных лиц в области ВЭ ЯРОО; • публикации информации о специализированных технологиях из подсистемы БДТ ВЭ ЯРОО.

Информационноуправляющий портал (ИУП)

Создание, редактирование, отображение, управление, поиск данных подсистем Системы с помощью различных интерфейсных решений.

Назначение подсистемы Обеспечивает информационную поддержку процесса принятия управленческих решений по ВЭ ЯРОО за счет возможности формирования различных аналитических отчетов и проведения ГИСанализа. Предназначения для формирования общедоступного ресурса для накопления и использования знаний о предметной области ВЭ ЯРОО и РЗТ и информации о специализированных технологиях по ВЭ ЯРОО. Обеспечивает управление всеми подсистемами Системы с помощью единого пользовательского интерфейса. По данным ГК «Росатом»

№3

2013

Планируется использование подсистемой ОБД ЯРОО интерфейсов для обмена данными с информационной системой государственного учета и контроля радиоактивных веществ и радиоактивных отходов (СГУК РВ и РАО) в части получения сведений о перечне пунктов хранения и переработки РВ и РАО (классификация, вид деятельности, географическое расположение, объемы хранения, мощности переработки) для использования при планировании мероприятий по ВЭ и передачи данных о фактических и прогнозных объемах РАО, образующихся при ВЭ ЯРОО. На текущий момент проект P-BS1-2 «Трансформация СГУК РВ и РАО» находится на этапе эскизного проектирования, возможность и формат интеграции уточняются.

Светлана Седунова, руководитель проектов направления промышленной автоматизации ЗАО «Гринатом» – общий центр обслуживания Госкорпорации «Росатом»: «На данном этапе командой проекта с привлечением экспертов в области ВЭ был проведен детальный анализ нынешнего положения дел, собран большой объем ин-

формации о существующих процессах. Собранные материалы легли в основу проектируемой ОИС ВЭ ЯРОО (отраслевой информационной системы по выводу из эксплуатации ядерных и радиационно-опасных объектов). Были определена предметная область, описаны бизнес-процессы, сформулированы функциональные требования, даны предложения по автоматизируемым бизнес-процессам. Команда проекта, в которую входят представители, как заказчиков ИС, так и исполнителей работ, оказалась в достаточно непростых условиях на этапе бизнес-проектирования ОИС ВЭ ЯРОО. Это было обусловлено большим количеством различных факторов, которые оказывали существенное влияние на работы по созданию данной ИС. Наибольшую сложность вызывали вопросы, связанные с формированием требований к проектируемой ИС. Это было связано с тем, что процессы в области ВЭ находятся с настоящий момент в стадии становления. Другим существенным моментом, оказываемым влияние на формирование ОИС ВЭ ЯРОО, является тот факт, что данная система будет являться частью Корпоративной информационной системы Госкорпорации «Росатом»


и при ее создании обязательным условием является выполнение всех требований, предъявляемых к корпоративным ИТ-системам. В связи с этим, при проектировании системы, исполнителю работ совместно со специалистами отраслевого ИТ-центра ЗАО «Гринатом» пришлось уделить большое внимание вопросам, связанным с интеграцией ОИС ВЭ ЯРОО и других отраслевых информационных систем – необходимо было глубоко проработать вопросы разделения функциональных объемов различных ИС для исключения дублирования работ, необходимо было соблюдать принцип однократности ввода данных, хранимых в различных системах и их непротиворечивости. Все это накладывало много различных требований и требовало учета большего количества факторов».

Иннокентий Линге, ведущий специалист Управления по выводу из эксплуатации ЯРОО Госкорпорации «Росатом»: О бизнес-логике Системы «Основной проблемой нашего проекта, которая впрочем не нова для проектов автоматизации в организациях с неструктурированной системой управления – отсутствие утвердившегося порядка принятия решений и управления, или, по-другому, несформирован-

23

инфосистемы

ная структура бизнес-процессов. Отсутствие не только формальной организационно-распорядительной базы, но и не формальных практик принятия решения или управления выводом из эксплуатации ОИАЭ послужило огромной проблемой при обследовании заказчика. Именно во взаимодействии с функциональным заказчиком, а прежде всего с руководством среднего звена Госкорпорации «Росатом», отвечающего за вывод из эксплуатации ОИАЭ – Управления по ВЭ ЯРОО, и была проведена в рамках ИТ-проекта трудозатратная работа по анализу бизнес-процессов и определения логики предметной области вывода из эксплуатации ОИАЭ. И здесь необходимо отметить, что не смотря на проработку бизнес-процессов, автоматизируемых или затрагиваемых при автоматизации Управления по ВЭ ЯРОО, важным риском для дальнейшей эксплуатации ИС КУ ОИС ВЭ ЯРОО, как информационной системы поддержки принятия управленческих решений, является стабильность определенной в Системе бизнес-логики. Данный риск изменения бизнес-логики Системы был принят Функциональным заказчиком информационной системы в рамках ИТ-проекта. К сожалению, на сегодняшний день возможно разработать программу ИТ-проектов, но без привязки к показателям, требованиям и значениям общей бизнес-программы это не даст эффекта автоматизации».


24

Решение существующих проблем в области проектирования работ по выводу из эксплуатации объектов использования атомной энергии

№3

2013

{

Автор: Денис Морозов

Фото: МАГАТЭ

В

Госкорпорации «Росатом» прошел круглый стол, посвященный анализу проблематики изменения требований к разработке и составу проектно-сметной документации на вывод из эксплуатации объектов использования атомной энергии.


25

законы

Специалисты из Госкорпорации «Росатом», ФБУ «НТЦ ЯРБ», ОАО «ВНИИАЭС», ИБРАЭ РАН, ОАО «РАОПРОЕКТ», ОАО «ГИ ВНИПИЭТ», ОАО «РОСОЦЕНКА», ОАО «ОДЦ УГР», ОАО «НИКИЭТ», ЗАО «ЭКОМЕТ-С», ОАО «ТВЭЛ» и ОАО «ЦПТИ» выделили основные направления, которые требуют решения:

n Перечень задач/проектов, необходимых для эффективного планирования, разработки проектов вывода из эксплуатации ОИАЭ, расчета стоимости работ по ВЭ ОИАЭ и управления выводом из эксплуатации.

n Проблемы разработки, согласования и прохождения экспертизы проектносметной документации на вывод из эксплуатации (ВЭ) объектов использования атомной энергии (ОИАЭ).

Итоги По результатам круглого стола сформирован и подготовлен к защите проект «Разработка отраслевых нормативных и организационно-распорядительных документов по расчету и учету стоимости работ и услуг по выводу из эксплуатации, реабилитации загрязненных территорий (РЗТ) и обращению с РАО от ВЭ ОИАЭ». Проект направлен на разработку единого отраслевого классификатора работ по ВЭ и справочника отраслевых единичных расценок на работы по ВЭ ОИАЭ и РЗТ. В настоящее время проект находится на защите у директора по государственной политике в области РАО, ОЯТ и ВЭ ЯРОО Госкорпорации «Росатом» для согласования вынесения на инвестиционный комитет Госкорпорации «Росатом». Также была сформирована межведомственная рабочая группа по подготовке предложений по совершенствованию законодательства Российской Федерации по выводу из эксплуатации ОИАЭ.

Владимир Константинович Зимин, руководитель научно-технического центра по выводу из эксплуатации атомных электростанций в ОАО «ВНИИАЭС»: Системы планирования вывода из эксплуатации «Реальное планирование ВЭ возникает в настоящее время за 5 лет до окончательного останова блока и фактического начала работ по подготовке к ВЭ. Однако согласно современным представлениям МАГАТЭ тщательное и четко организованное планирование, направленное на облегчение последующих работ по ВЭ должно иметь место на всех стадиях жизненного цикла блока АС. В зарубежной практике непрерывное планирование ВЭ на всех стадиях жизненного цикла, как отдельных блоков АС, так и всей площадки многоблочной АЭС в целом, осуществляется именно на основе текущих планов ВЭ, что пока отсутствует в российской практике.

План вывода из эксплуатации В соответствии с ФЗ-170 планирование вывода из эксплуатации следует проводить для каждого блока АС, начиная со стадии проектирования и впоследствии

Изменение требований к составу и содержанию проектов ВЭ ОИАЭ необходимо для решения двух задач: первая – соблюдать законодательство, вторая – создать эффективную систему управления проектом ВЭ. Внедрение отраслевых единичных расценок на работы по ВЭ, обращению с РАО и РЗТ позволят снизить ошибку при расчете затрат на эти работ примерно на 40%


26 с учетом условий площадки атомной электростанции. Для этого взамен существующих документов необходимо ввести новый документ – План вывода из эксплуатации, который бы эволюционно изменялся при переходе от одной стадии жизненного цикла блока АС к другой (проектирование, эксплуатация, вывод из эксплуатации). План ВЭ необходим для обеспечения постоянной актуализации мероприятий по подготовке и ВЭ текущему состоянию нормативной, законодательной, технологической и научно-технической базы в области использования атомной энергии, а также состоянию блока АС и наличию финансовых средств в специальном Фонде».

Александр Анатольевич Собко, генеральный директор ОАО «РАОПРОЕКТ»: «Заключительный этап жизненного цикла ОИАЭ направлен на обеспечение экологически приемлемого состояния объекта после завершения его эксплуатации. Результатом этапа должна быть либо ликвидация объекта, либо приведение его в состояние, исключающее какую-либо ядерную или радиационную опасность. От возможности прогнозировать реальные затраты на этапе вывода из эксплуатации во многом зависит успешность атомной отрасли в целом. В настоящее время сформирована методическая база по укрупненной оценке стоимости работ по ВЭ, обращению с РАО и реабилитации загрязненных территорий (РЗТ), определен состав работ и их стоимостные показатели в рамках выбранных концепций вывода из эксплуатации и реабилитации, позволяющие укрупненно оценить стоимость работ по выводу из эксплуатации, обращению с образующимися при ВЭ РАО, реабилитации загрязненных территорий. Развитие методологии оценки стоимости ВЭ необходимо продолжить в направлении детализации специфических видов работ, связанных с ВЭ, оценки стоимости отдельных операций, отсутствующих в нормативных справочниках. Это чрезвычайно трудоемкая работа, требующая привлечения большого коллектива специалистов: технологов, проектировщиков, экономистов, сметчиков, производственников, строителей, представителей Ростехнадзора. В результате должны быть разработаны единый отраслевой классификатор работ по ВЭ и справочник единичных расценок по ВЭ ОИАЭ и РЗТ, предназначенных для проектирования ВЭ».

2013

Валерий Вячеславович Бочкарев, начальник отдела радиационной безопасности ФБУ «НТЦ ЯРБ»: «Затронутые на круглом столе вопросы имеют важное значение, в первую очередь, для понимания специфики проектирования ВЭ ОИАЭ, как процесса раз-

№3

работки совокупности документов, предусматривающих порядок и меры по обеспечению ВЭ, и его отличия от разработки проектной документации для обеспечения строительства, реконструкции объектов капитального строительства, их частей, капитального ремонта в рамках Градостроительного кодекса РФ.


Специалисты, принявшие участие в круглом столе, едины во мнении, что предусмотренные постановлением Правительства РФ № 87 состав разделов проектной документации и требования к их содержанию не распространяются на проектную документацию, разрабатываемую для ВЭ ОИАЭ, тем не менее, было отмечено, что единых требований к проекту ВЭ в настоящее время не содержится в действующих нормативных правовых актах. Разработка таких требований должно быть определено как одно из основных направлений совершенствования нормативноправовой базы по ВЭ ОИАЭ. Мне представляется наиболее целесообразным обязательные требования к составу и содержанию проектной документации по ВЭ ОИАЭ разрабатывать в виде федеральных норм и правил в области использования атомной энергии. При этом отдельные положения могут быть более детально раскрыты в соответствующих Руководствах по безопасности при использовании атомной энергии, разработанных в целях содействия соблюдению обязательных требований к составу и содержанию проектной документации по ВЭ ОИАЭ, в том числе направленные на реализацию дифференцированного подхода к разработке проекта вывода из эксплуатации в зависимости от сложности, специфики ОИАЭ и степени его потенциальной ядерной и радиационной опасности, соответственно, объему комплексного инженерного и радиационного обследования, результаты которого являются информационной основой для разработки проектной документации ВЭ, с учетом того же дифференцированного подхода. Вполне возможно, потребуется некий унифицированный классификатор по видам работ при подготовке и выводе из эксплуатации ЯРОО. При его разработке можно использовать международный опыт, например, опыт OECD Nuclear Energy Agency (NEA), разработки The International Structure for Decommissioning Costing (ISDC)».

27

законы


28

Закон об обращении с ОЯТ в России

О

тработавшее ядерное топливо является уникальным материалом, неизбежно образующимся при работе любого ядерного реактора. Россия не собирается отказываться от атомной энергетики, от ядерной медицины и т.п., значит поиск решения проблем обращения с ОЯТ остается актуальным.

Отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) является ценным про-

Таким образом, принципиально изменились подходы к орга-

дуктом. Оно содержит в себе множество уникальных изото-

низации обращения с ОЯТ: если раньше это было исключи-

пов, имеющих огромный экономический потенциал для ядер-

тельной прерогативой государства, то сейчас думать о том,

ной энергетической системы. Рентабельность их извлечения

что с ним делать и на какие деньги упаковывать, перевоз-

из ОЯТ повышается с каждым годом, соответственно растет

ить, хранить, перерабатывать должен наработчик (владелец

и ценность ОЯТ. Однако ОЯТ – это еще и опасный продукт:

ОЯТ). При этом в российском законодательстве сегодня за-

делящиеся материалы, цезий, кобальт и прочие источники

фиксирован лишь один принцип обращения с ОЯТ: (в ред.

излучения делают ОЯТ крайне неудобным в обращении: оно

Федерального закона от 02.07.2013 № 188-ФЗ, ст.15, раздел 1,

и радиоактивно, и греется, и, если хранится в воде, то на-

п.11) Госкорпорация «Росатом» для достижения целей, уста-

рабатывает водород. Сочетание этих качеств делает задачу

новленных настоящим Федеральным законом, организует

обращения с ОЯТ довольно сложной: механизмы обращения

обращение с отработавшим ядерным топливом и радиоак-

с ним должны быть продуманны и четко зафиксированы.

тивными отходами, в том числе их утилизацию.

Традиционно ОЯТ в СССР и России находилось в собствен-

распоряжения имуществом и акциями организаций, осущест-

Сегодня среди наработчиков ОЯТ в России: ОАО «Концерн «Росэнергоатом» (97% наработки), исследовательские институты, ледокольный и военно-морской флот. Все они, так или иначе, подконтроль-

вляющих деятельность в области использования Атомной

ны государству, и действуют по регламентам, согласованным

Энергии», который переформулировал статью 5 Федераль-

с органом государственного управления (ГК «Росатом»).

ного закона № 170-ФЗ «Об использовании атомной энергии»

В отсутствие контролирующей структуры в сфере обращения

в следующей редакции: «Ядерные материалы могут находить-

с ОЯТ каждый может принять выгодные в данный момент ус-

ся в федеральной собственности или в собственности юриди-

ловия: один наработчик решит построить перерабатывающий

ческих лиц... ...Право собственности на указанные в настоящей

завод, другой начнет захоранивать ОЯТ, третий разместит его

статье объекты приобретается и прекращается по основаниям,

в сухих контейнерах на своей площадке. Вполне возможен

предусмотренным гражданским законодательством».

также и вариант, при котором никто ничего делать с ОЯТ не

ности государства. Однако 5 февраля 2007 г. вступил в силу

№3

2013

Федеральный закон № 13-ФЗ «Об особенностях управления и

будет: дожидаясь каких-либо новых, дешевых технологичеТак в России появилось ОЯТ, находящееся в собственности

ских решений, ОЯТ будет храниться в бассейнах выдержки,

юридических лиц (не государства).

постепенно ржаветь и разрушаться.


29

законы

Кроме того, изменились принципы обеспечения эколо-

крепленные правила игры: допустимые способы обращения

гической безопасности: сейчас – это главная цель любой

с ОЯТ, тарифы, гарантии и т.д. Тем более это важно, когда

деятельности, связанной с ОЯТ. Любое крупное действие

российские предприятия выходят на международный рынок:

в отношении ОЯТ должно быть оценено с точки зрения дол-

диссонанс между четкими регламентами «там» и отсутствием

госрочных рисков, получить оценку государственной эко-

их «тут» может негативно сказаться и на экономике, и на эко-

логической экспертизы, пройти общественное обсуждение.

логии, и на безопасности.

В противном случае это действие не будет разрешено. Наконец, российские предприятия ядерно-топливного цикла работают сейчас в открытой рыночной среде, планируя свои

Это является определяющими факторами для разработки и принятия Федерального закона об обращении с ОЯТ в России.

{

долгосрочные доходы и затраты. Для обеспечения их эффективной деятельности необходимы сформулированные и за-

От редакции

n Закон об использовании Атомной

можно. Необходимость федерального

Энергии (от 21 ноября 1995 г. № 170-ФЗ)

закона об ОЯТ, на мой взгляд, дикту-

n Закон о радиационной безопас-

ется другим. Обращение с ОЯТ должно

ности населения (от 9 января 1996 г.

быть, прежде всего, предсказуемым.

№ 3-ФЗ)

То есть еще до того, как свежее ядер-

n Закон

о

санитарно-эпидемиоло-

ное топливо будет загружено в реактор,

гическом благополучии населения (от

мы должны знать, что с ним будет по-

30 марта 1999 г. № 52-ФЗ)

сле того, как оно из реактора будет вы-

n Закон о специальных социально-

гружено: где оно будет выдерживать-

экономических и экологических про-

ся, куда будет направлено: сразу ли на

граммах (от 10 июля 2001 г. № 92-ФЗ)

переработку или сначала на хранение,

n Закон об охране окружающей среды

сколько будет храниться, как перера-

(от 10 января 2002 г. № 7-ФЗ)

батываться, где все это будет происходить, что станет с продуктами пере-

Кроме федеральных законов есть еще

Михаил Владимирович Барышников,

руководитель Проектного офиса «Формирование системы обращения с ОЯТ»
 Госкорпорации «Росатом»

«Г

оворить о том, что в России

работки и т.п.

постановления правительства, регулирующие отдельные аспекты обращения

Это правило позволит нам избежать

с ОЯТ: например, по вопросу организа-

проблем, подобных тем, которые мы

ции ввоза ОЯТ из-за границы – Поста-

решаем сейчас с ОТВС АМБ, ОТВС Би-

новления Правительства: от 14 июня

либинской АЭС, ОТВС некоторых транс-

2002 г. № 421, от 11 июля 2003 г. № 418, от

портных установок: это топливо давно

22 сентября 2003 г. № 587, от 22 сентя-

отработало свой ресурс и уже не форми-

бря 2003 г. № 588.

рует выручки, а мы только сейчас реша-

отсутствует законодательная

ем его судьбу и разрабатываем техноло-

база в области обращения

И есть еще межправительственные со-

с ОЯТ, нельзя. В отсутствие единого за-

глашения о ввозе ОЯТ, оговаривающие

кона законодательно закрепление прин-

условия взаимодействия в области об-

Чтобы избежать этого в будущем, не-

ципов обращения с ОЯТ происходит че-

ращения с ОЯТ с каждым из партнер-

обходимо законодательно закрепить

рез «косвенные» федеральные законы:

ских государств.

понятие технологической схемы обра-

n Закон о Государственной корпо-

гии его транспортировки и переработки.

щения с ОЯТ и запретить к использова-

»

рации по атомной энергии «Росатом»

Да, работать с таким количеством до-

нию топливо, для которой эта схема не

(от 1 декабря 2007 г. № 317-ФЗ)

кументов не вполне удобно, но в общем

разработана.


30

Уникальная перевозка ОЯТ с Билибинской АЭС {

Подготовила: Варвара Нефедьева По материалам Проектного офиса «Формирование системы обращения с ОЯТ», ГК «Росатом»

Проектный срок службы энергоблоков Билибинской АЭС с графито-водными реакторами ЭГП-6, введенными в эксплуатацию в 1974-1976 гг., составлял 30 лет. В результате проведения соответствующих работ срок эксплуатации энергоблоков 1-4 Билибинской АЭС был продлен до 2019-2020 гг.

№3

2013

В проекте Билибинской АЭС отсутствовали технология и транспортные средства для перемещения ОТВС в пределах площадки и для вывоза ОЯТ с территории АЭС. Основным вариантом обращения с отработавшими тепловыделяющими сборками (ОТВС) в настоящий момент является их длительное «сухое» хранение на площадке АЭС в существующих бассейнах выдержки. В соответствии с Приказом ГК «Росатом» от 7.12.2012 № 1/1175-П «Об окончательной концепции обращения с ОЯТ Билибинской АЭС» – окончательной стадией обращения с ОЯТ РУ ЭГП-6 принята радиохимическая переработка. Переработка будет осуществляться на радиохимическом заводе ФГУП «ПО «Маяк» в создаваемом в настоящее время отделении разделки и пеналирования (ОРП). Ввод ОРП в эксплуатацию намечен на 2016 г.

Р

азработана программа по подготовке к вывозу ОЯТ для обеспечения вывода из эксплуатации Билибинской АЭС, которая находится в труднодоступном районе в зоне вечной мерзлоты, что накладывает ограничения на доступные варианты вывоза ОЯТ.

Переработка ОЯТ Билибинской АЭС начнется после переработки ОЯТ реакторов АМБ (до 2021 г.) и соответствующей модернизации оборудования в ОРП с 2023 г. Для обеспечения вывоза ОЯТ за пределы станции, необходимого для вывода из эксплуатации энергоблоков АЭС, требуется создание нового оборудования и технологий по обращению с ОТВС и образующимися при этом РАО. Для реализации приказа Госкорпорации «Росатом» от 7.12.2012 № 1/1175-П «Об окончательной концепции обращения с ОЯТ Билибинской АЭС» в 2013 г. была создана рабочая группа, разработавшая «Программу обеспечения вывоза ОЯТ Билибинской АЭС и переработки его на ФГУП «ПО «Маяк». В соответствии с разработанной программой для подготовки к перевозке и вывозу накопленного ОЯТ реакторов ЭГП-6 для обеспечения вывода из эксплуатации Билибинской АЭС необходимо решить следующие задачи: 1. Разработать и изготовить необходимое количество транспортно-упаковочных контейнеров (ТУК) для транспортирования ОЯТ РУ ЭГП-6 и вспомогательное оборудование для обращения с ТУК в процессе перевозки.


31

программы

Финансирование программы предполагается из средств Федерального бюджета и ОАО «Концерн Росэнергоатом»

2. Разработать проектную и рабочую документацию на сооружение Участка подготовки пеналов (УПП) и реконструкцию центрального зала (ЦЗ), разработать технологию, оборудование и обосновать безопасность. Получить положительное заключение Главгосэкспертизы. 3. Создать УПП и выполнить реконструкцию ЦЗ на Билибинской АЭС, произвести монтаж, пусконаладку и ввод в эксплуатацию технологического оборудования комплекса разделки и пеналирования ОЯТ на Билибинской АЭС. 4. Выполнить подготовку инфраструктуры ФГУП «ПО «Маяк», включая инфраструктуру по обращению с РАО.

5. Выполнить подготовку инфраструктуры для транспортирования ОЯТ РУ ЭГП-6, включая: n строительство автомобильной дороги до аэропорта Кепервеем; n модернизацию аэропорта Кепервеем для приема самолетов большой грузоподъемности; n строительство (при необходимости) пунктов перегрузки и оснащение их необходимым оборудованием и системами; n приобретение (создание при необходимости) средств транспортирования ТУК. 6. Подготовить ОТВС РУ ЭГП-6 на Билибинской АЭС к транспортированию, выполнить перевозку с Билибинской АЭС во ФГУП «ПО «Маяк» и осуществить радиохимическую переработку ОЯТ.

Билибинская АЭС Фото: Департамент коммуникаций ГК «Росатом»

Билибинская АЭС сооружена в 1974-1976 гг. и состоит из четырех энергоблоков ЭГП-6 с установленной электрической мощностью АЭС – 48 МВт. АЭС производит около 80% электроэнергии, вырабатываемой в изолированной Чаун-Билибинской энергосистеме, и является безальтернативным источником теплоснабжения г. Билибино. Место расположения: Чукотский автономный округ, расстояние до города-спутника (г. Билибино) – 4,5 км; до административного центра округа (г. Анадырь) – 610 км. Cрок эксплуатации энергоблоков 1-4 Билибинской АЭС продлен до 2019–2020 гг.


{

Подготовил: Денис Морозов По материалам Проектного офиса «Формирование системы обращения с ОЯТ», ГК «Росатом»

32

«Росатом» решает вопросы накопления и переработки ОЯТ

Р

азвитие ядерной энергетики с замкнутым ядерным топливным циклом является стратегической линией Госкорпорации «Росатом». Это обусловлено необходимостью повышения эффективности использования природного урана путем ввода в структуру ядерной энергетической системы (ЯЭС) реакторов на быстрых нейтронах с воспроизводством топлива и необходимостью снижения объемов хранящегося отработавшего ядерного топлива. В октябре 2013 г. в Госкорпорации «Росатом» состоялось совместное заседание тематических научно-технических советов (НТС) № 1 – «Ядерно-энергетические установки и атомные станции», № 5 – «Завершающая стадия ядерного топливного цикла» и № 8 – « Новая технологическая платформа атомной энергетики», посвященное вопросам рециклирования делящихся материалов в тепловых реакторах (многократный рецикл РЕМИКС-топлива) с целью решения проблемы накопления ОЯТ.

№3

2013

Основные выводы:

Балаковская АЭС Фото: Департамент коммуникаций ГК « Росатом»

Компоненты ЯЭС: реакторы, генерирующие энергию и воспроизводящие топливо, и элементы структуры ЯТЦ – хранение, переработка, производство топлива, обращение с РАО – тесно связаны между собой физическими, технологическими и экономическими показателями. Приоритетной ведомственной задачей является создание оптимальной связанной структуры ядерных генерирующих мощностей и замкнутого ядерного цикла на основе разработки и внедрения новых реакторных технологий, технологий переработки ОЯТ, производства смешанного уран-плутониевого топлива и его


использования в энергетических реакторах на быстрых и тепловых нейтронах. Поиск и анализ оптимальных вариантов реализации стратегической линии развития ядерной энергетики с реакторами на тепловых нейтронах и реакторами на быстрых нейтронах с замыканием ЯТЦ является первостепенной задачей. Одним из вариантов замыкания ЯТЦ является концепция использования РЕМИКС-топлива, разрабатываемая ФГУП НПО «Радиевый институт им. В.Г. Хлопина» совместно с НИЦ «Курчатовский Институт», которая предполагает использование схемы переработки ОЯТ ВВЭР без разделения U и Pu и применение совместно выделенных диоксидов в качестве одной из составляющих топливной композиции.

Решение НТС: Рекомендовать директору по Госполитике в области РАО, ОЯТ и ВЭ Госкорпорации «Росатом», ОАО «Концерн Росэнергоатом» и ОАО «ТВЭЛ» разработать и реализовать программу научно-исследовательских работ технологии переработки ОЯТ и обоснования работоспособности РЕМИКС-топлива, а также научных вопросов, требующих проработки, высказанных в процессе заседания НТС.

Источник ГК «Росатом»

33

тема номера


{

34

Составитель: Сергей Панов

Фото: МАГАТЭ, ГК «Росатом»

Мировые тенденции обращения с отработавшим ядерным топливом

№3

2013

П

о прогнозам Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) уже к 2020 году количество хранящегося (не переработанного) отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), выгруженного из ядерных энергоблоков по всему миру, составит более 300 000 тонн. Таким образом, проблема завершающей стадии жизненного цикла ОЯТ встает как никогда остро перед всеми без исключения странами, эксплуатирующими АЭС.


Реализуемые варианты обращения с ОЯТ в мире Динамика наработки ОЯТ в мире

По данным МАГАТЭ

Прямое захоронение (Швеция, Канада, США* и др.) Прямое захоронение подразумевает под собой хранение топлива в течение не менее 40 лет и последующее захоронение его в специализированном подземном могильнике. При этом практикуется создание государственного накопительного фонда, формируемого за счет регулярных отчислений наработчиков ОЯТ (операторов АЭС) от проданного кВт•ч, из которого финансируются все работы по обращению с ОЯТ. Этот вариант обращения с ОЯТ пока нигде в мире не реализован в полной мере. Этапы обращения с ОЯТ в случае прямого захоронения включают в себя: n Временное хранение ОЯТ n Перемещение ОЯТ на промежуточное хранение n Промежуточное хранение n Осушка, упаковка и герметизация ОЯТ в капсулах n Захоронение капсул в геологической формации Последнее время в США наблюдается активизация исследований в области переработки ОЯТ (замыкания ЯТЦ)

*

35

Тема номера


36

Шведский открытый ЯТЦ (прямое захоронение ОЯТ) Источник: SKB

Принципы обращения с ОЯТ в Швеции • В условиях принятия государством решения о свертывании атомной энергетики в Швеции разработан и реализуется план KBS-3; • В рамках указанного плана все ОЯТ после 30-50 лет хранения в централизованном «мокром» хранилище будет захоронено в глубоких геологических формациях в специальных медных капсулах; • Ориентировочное начало захоронения ОЯТ – 2022-2024 гг.

Переработка (Франция, Великобритания, Россия, Китай, Индия, Япония*)

№3

2013

Переработка ОЯТ подразумевает под собой регенерацию (радиохимическую переработку) отработавшего топлива, повторное использование урана и плутония в реакторах на тепловых нейтронах (однократное) или реакторах на быстрых нейтронах (многократное) с последующим захоронением высокоактивных и долгоживущих отходов в подземном могильнике. Подразумевается полная оплата наработчиком ОЯТ услуг по обращению с ОЯТ (транспортировка, хранение и переработка) при его передаче специализированной организации. Дополнительно оплачиваются услуги по захоронению ВАО. Делящиеся продукты переработки идут на изготовление нового (регенерированного) топлива. Обращение с ОЯТ в случае радиохимической переработки включают в себя следующие этапы: n Временное хранение n Регенерация Имеются в виду японская стратегия развития ЯТЦ, к настоящему времени пока не реализуемая.

*

n Повторное применение делящихся материалов в MOКС-топливе (в тепловых или в быстрых реакторах) или в ТВС на регенерированном уране n Обращение с отработавшим MOКС-топливом (повторная переработка и использование в случае быстрых реакторов или захоронение после временного хранения в случае тепловых реакторов) и ТВС на регенерированном уране (повторная переработка) n Промежуточное хранение высокоактивных (ВАО) и среднеактивных (САО) отходов n Захоронение отходов в геологических формациях При этом обеспечение безопасности требуется на несколько большем количестве транспортных операций с участием ядерных материалов между объектами ЯТЦ. Следует отметить, что переработка ОЯТ в промышленных масштабах осуществляется на действующих радиохимических заводах только на территории Франции, Великобритании и России. Развивают технологии радиохимической переработки ОЯТ Япония, Индия и Китай. Подавляющее большинство стран (около 20), эксплуатирующих АЭС, практикует отложенное решение, так называемый вариант «wait and see» или «подождем, по-


смотрим». Важным элементом в этом случае является технология промежуточного хранения ОЯТ. Источник: EDF

Французский ЯТЦ (однократное рециклирование плутония в тепловых реакторах)

При реализации варианта радиохимической переработки ОЯТ (замыкание ЯТЦ): n Долгоживущие ВАО и САО не будут содержать значимых количеств делящихся ядерных материалов, что сделает их геологическое захоронение ядерно безопасным. n Однократное рециклирование плутония в ректорах на тепловых нейтронах помимо экономии урана обеспечивает сокращение объема хранящегося ОЯТ в 8 раз. В случае рециклирования плутония в реакторах на быстрых нейтронах объем ОЯТ сократится в 20 раз.

37

Тема номера

Существующие развилки на различных стадиях обращения с ОЯТ Развилки хранения ОЯТ: n «Мокрое» пристанционное n «Сухое» пристанционное n Централизованное («мокрое» или «сухое») n «Вечное» При этом существуют риски потери компетенций, технологий, информации, целостности отработавших ТВС (аварии вследствие коррозионного разрушения конструкционных материалов, в т.ч. с возникновением СЦР). Кроме того, «вечное» хранение подразумевает под собой «вечные расходы». Развилки захоронения ОЯТ: n Политические риски, имеющие экономические последствия (новая администрация принимает новые решения) n При сохранении существующего масштаба развития атомной энергетики в случае США каждые 50 лет будут требоваться новые объекты типа «Юкка-Маунтин» n Негативное восприятие общества n Необходимость длительного (вечного) мониторинга Развилки замкнутого ЯТЦ с переработкой ОЯТ: n Различные вариации замкнутого ЯТЦ для тепловых и быстрых реакторов n Новые виды топлива (урановое оксидное, МОКС, нитрид, металл) тянут за собой новые технологии переработки (водные и неводные) n Чему отдается приоритет: экономике (проще – значит дешевле), безопасности (сложно – значит дорого), дополнительным ресурсам (рециклирование делящихся материалов)

Переработка, ПУРЕКС +, третье поколение (выделение и рецикл U, U+Pu, MA), захоронение РАО Переработка, ПУРЕКС, второе поколение заводов (UP-2, UP-3), МОКС, захоронение ВАО и САО Переработка, ПУРЕКС, первое поколение (РТ 1, сбросы) Открытый цикл Прямое захоронение

Сопоставление вариантов обращения с ОЯТ по экономике и ядерной безопасности ГК «Росатом»


38

Сравнение моделей организации полного жизненного цикла ядерного топлива «Французская модель» жизненного цикла ядерного топлива подразумевает под собой следующее: n Единый поставщик «свежего» ядерного топлива на АЭС Франции (AREVA) n Единый поставщик услуг по обращению с ОЯТ (AREVA) n Группа AREVA – поставщик технологий и оборудования для зарубежных АЭС и центров рециклирования ОЯТ n Продукты переработки французского ОЯТ остаются в зоне ответственности организации эксплуатирующей все АЭС страны – EDF n Для зарубежных поставщиков ОЯТ единственный предлагаемый вариант – это возврат высокоактивных отходов, образующихся при переработке ОЯТ, т.к. захоронение зарубежных ВАО во Франции исключено

Основные риски и ограничения полного жизненного цикла ядерного топлива для «Французской модели»:

№3

2013

n На сегодня модель не обеспечивает полного жизненного цикла для ОЯТ зарубежного происхождения n Существует риск накопления «невостребованных» регенерированных ядерных материалов от переработки зарубежного ОЯТ на территории Франции или стран-заказчиков n С учетом планов по строительству к 2025 году объекта окончательного захоронения долгоживущих ВАО и САО модель обеспечивает полный жизненный цикл ОЯТ французских АЭС n С учетом планов по строительству парка быстрых реакторов после 2040 года модель обеспечит полный жизненный цикл регенерированных ядерных материалов (в первую очередь энергетического плутония)


«Американской модель» жизненного цикла ядерного топлива подразумевает под собой следующее: n Диверсификация поставок урана, конверсии, обогащения, «свежего» ядерного топлива на любые АЭС n Диверсификация технологий временного хранения ОЯТ n Ответственность правительства за окончательное удаление ОЯТ (без реально осуществляемого проекта) n Контроль США за обращением с ОЯТ «американского происхождения» за рубежом n Никакой законодательной ответственности США за дальнейшую судьбу зарубежного ОЯТ (исключая высокообогащенное топливо исследовательских реакторов)

Основные риски и ограничения полного жизненного цикла ядерного топлива для «Американской модели»: n Закрытие проекта «Юкка-Маунтин» и отсутствие технологической перспективы переработки, рециклирования и захоронения ВАО оставляют энергокомпаниям единственный вариант – неопределенно длительное временное хранение ОЯТ на площадках АЭС, сопровождающееся следующими рисками • деградация отработавших ТВС и временных хранилищ ОЯТ в перспективе • неопределенно высокие затраты на окончательное захоронение ОЯТ (рост Фонда на обращение с ОЯТ) • снижение привлекательности атомной энергетики и услуг ядерной промышленности США для американских и зарубежных энергокомпаний n Контроль США за ядерными материалами в зарубежном ОЯТ «американского происхождения» в целях нераспространения крайне затрудняет рециклирование ОЯТ и регенерированных ядерных материалов в третьих странах n Отказ США от ранее высказанной идеи глобального партнерства (GNEP) не оставляет пространства для обеспечения полного жизненного цикла зарубежного ядерного топлива, произведенного в США

39

Тема номера


40

«Российская модель» жизненного цикла ядерного топлива подразумевает под собой следующее: n Единый поставщик «свежего» ядерного топлива на российские и зарубежные АЭС (ОАО «ТВЭЛ») n Два поставщика услуг по обращению с ОЯТ (ФГУП «ПО «Маяк» и ФГУП «ГХК»), находящихся в контуре управления Госкрпорации «Росатом» n Продукты переработки остаются в зоне ответственности ФГУП «ПО «Маяк» и ФГУП «ГХК» (в данный момент только хранение ОЯТ, а в перспективе и переработка) n Для зарубежных поставщиков ОЯТ «российского производства» возможны варианты как с возвратом продуктов переработки (РАО), так и с их захоронением в России n Практики ввоза в Россию ОЯТ «зарубежного производства» не существует, хотя законодательно это не запрещено

ФГУП «ПО «Маяк»

№3

2013

Основные риски и ограничения полного жизненного цикла ядерного топлива для «Российской модели»: n При условии реализации утвержденных планов по строительству в 2020–2025 гг объекта окончательного захоронения долгоживущих ВАО и САО (Нижнеканский массив, Красноярский край), развития масштабов переработки ОЯТ и создания промышленного производства МОКСтоплива модель обеспечивает полный жизненный цикл ОЯТ российских АЭС n Российское законодательство и инфраструктура в принципе позволяют обеспечить полный жизненный цикл зарубежного ОЯТ российского производства n Перспектива строительства парка быстрых ректоров открывает потенциальную возможность утилизации энергетического плутония, как из российского, так и из зарубежного ОЯТ российского производства n Жесткая связь приема зарубежного ОЯТ на переработку с поставкой «свежего» ядерного топлива для зарубежных АЭС, обеспечивает полный жизненный цикл, но при этом несет следующие риски: • монополизм поставщика «свежего» ядерного топлива и связанных услуг (закупка урана, конверсия, обогащение, фабрикация) влечет за собой слабое управление ценой поставки «свежего» ядерного топлива • риск срыва поставок в случае аварии и останова производства (например, фабрикации) • монополизм поставщика услуг по обращению с ОЯТ способен вызвать неконтролируемый рост расценок на услуги по обращению с ОЯТ • политические риски, связанные с изменением российского законодательства или позиции региональных властей


Экономика вариантов обращения с ОЯТ Представляется затруднительным более-менее точно оценить расходы на конечную стадию жизненного цикла ядерного топлива из-за существенной новизны технологий, планируемых к применению, а также отдаленных сроков реализации.

Неопределенности при сравнении стоимости вариантов возникают, прежде всего, из-за различных оценок: n стоимости регенерации/повторного использования и захоронения ОЯТ n цены на природный уран n ценности плутония в случае его использования в тепловых или быстрых реакторах n прогнозов экономического развития n инфляции и ставки дисконтирования Экономика конечной стадии жизненного цикла ядерного топлива сильно зависит от принятой национальной политики, а также наличия соответствующих технологий. Многочисленные исследования авторитетных мировых организаций, специализирующихся на вопросах ядерной энергетики, проведенный в 2000-2011 гг, показали, что затраты на прямое захоронение составляют 40-80% от затрат на обращение с ОЯТ в замкнутом ЯТЦ. Справедливости ради, следует отметить, что сравнение проводилось для варианта замыкания ЯТЦ с использованием МОКС-топлива в тепловых реакторах (проводить подобную оценку для замыкания ЯТЦ с использованием быстрых реакторов преждевременно, в силу большой неопределенности с технико-экономическими показателями соответствующих технологий). Полученные оценки сильно зависят от прогнозируемых цен на уран, стоимости регенерации и вариантов обращения с отработавшим MOКС-топливом, а также от ставок дисконтирования. К примеру, при стоимости радиохимической переработки ОЯТ в $1000 за кг урана цена на природный уран должна находиться на уровне $370 за кг (сейчас ~ $90), чтобы регенерация была безубыточной.

41

Тема номера

При этом расходы на конечную стадию жизненного цикла ядерного топлива составляют лишь небольшую часть от стоимости выработки электроэнергии на АЭС (<5%). Таким образом, не исключено, что экономические соображения не будут решающими при выборе конечного варианта обращения с ОЯТ. Основным источником средств для специализированных фондов по обращению с ОЯТ за рубежом являются отчисления от тарифа на электроэнергию, производимую на АЭС. Дополнительно к этим отчислениям источником средств фонда также могут быть целевые государственные инвестиции. Так, например, 75% фонда ядерных отходов в Финляндии образуется за счет отчислений, включаемых в стоимость электроэнергии АЭС, а 25% – за счет государственных инвестиций. Размер этих отчислений в разных странах свой и может периодически корректироваться в зависимости от уточнений необходимых средств фонда на покрытие затрат полного цикла обращения с ОЯТ. В США взносы АЭС в фонд ОЯТ составляют 0,1 цент США на 1 кВт•ч произведенной на АЭС энергии – примерно 3-5% от средних издержек на ее производство. Типы взносов: n разовые взносы в размере 0,1 цент США на 1 кВт•ч электроэнергии, произведенной АЭС до даты образования Фонда ядерных отходов (07.04.1983 г.); n постоянные взносы (ежеквартальные) в размере 0,1 цент США на 1 кВт•ч электроэнергии, произведенной за отчетный период. Во Франции взносы в накопительные фонды (фонды обращения с ОЯТ, РАО и вывода из эксплуатации) устанавливаются по рекомендации счетной палаты в виде надбавки к стоимости электроэнергии. До 2004 г. размер этой надбавки к цене электроэнергии для эксплуатирующей организации ЕDF составлял 5%, а после 2004 г. – 10%. В Швеции взносы в национальный фонд ядерных отходов составляли до 1996 г. 0,019 шведских крон (~0,266 центов США) за 1 кВт•ч электроэнергии, произведенной на АЭС, а в последние годы они уменьшились до 0,011-0,008 крон за 1 кВт•ч (~0,15-0,11 центов США). В Финляндии операторы АЭС вносят платежи в фонд ядерных отходов путем надбавки к цене на производимую электроэнергию в размере ~10%.


42

Основные принципы обращения с ОЯТ в России Система обращения с ОЯТ, создаваемая в настоящее время в России, позволит обеспечить безопасную утилизацию ОЯТ на всех стадиях обращения с ним: от бассейнов выдержки при АЭС до захоронения РАО после радиохимической переработки. Кроме того, четко работающая и понятная всем участникам система позволит создать благоприятный инвестиционный климат вокруг объектов утилизации ОЯТ. Главная цель реализуемой концепции по обращению с ОЯТ – это развитие атомной энергетики и промышленности России. Основные задачи реализуемой концепции по обращению с ОЯТ в России: n Решение проблем исторического наследия при обращении с ОЯТ с отложенным решением. n Создание инфраструктуры, обеспечивающей экономически эффективное и экологически безопасное обращения с ОЯТ и продуктами его переработки. n Правовое обеспечение, регламентирующее безопасное обращение с ОЯТ и учитывающее рекомендации МАГАТЭ.

№3

2013

Высшие приоритеты реализуемой концепции по обращению с ОЯТ в России – это ядерная, радиационная и экологическая безопасность, фи-


зическая защита и сохранность делящихся материалов, а также не возложение чрезмерного бремени на будущие поколения. Основной принцип государственной политики при обращении с ОЯТ – это переработка ОЯТ для обеспечения экологически приемлемого обращения с продуктами деления и возврата в ЯТЦ регенерированных ядерных материалов. Способом реализации концепции по обращению с ОЯТ является создание в Российской Федерации единой государственной системы обращения с ОЯТ, включающей законодательные, нормативные, организационно-финансовые механизмы, а также необходимые трудовые ресурсы и объекты инфраструктуры.

Действующие нормы обращения с ОЯТ в России представлены в следующих законодательных актах: n Закон об использовании Атомной Энергии (от 21 ноября 1995 г. № 170-ФЗ).

43

Тема номера

n Закон о радиационной безопасности населения (от 9 января 1996 г. № 3-ФЗ). n Закон о санитарно-эпидемиологическом благополучии населения (от 30 марта 1999 г. № 52-ФЗ). n Закон о специальных социально-экологических программах (от 10 июля 2001 г. № 92-ФЗ). n Закон об охране окружающей среды (от 10 января 2002 г. № 7-ФЗ). n Закон о Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом» (от 1 декабря 2007 г. № 317-ФЗ).

Стратегическое направление реализуемой концепции – замыкание ЯТЦ, в результате которого должны обеспечиваться более полное использование природного ядерного топлива и делящихся материалов, образующихся при работе ядерных реакторов, минимизация образования РАО от переработки ОЯТ, а также окончательная изоляция (захоронение) РАО.

Дорожная карта строительства и вывода из эксплуатации основных объектов инфраструктуры обращения с ОЯТ в России (Проектный офис «Формирование системы обращения с ОЯТ» ГК «Росатом», 2013)


44

Изотопы для быстрых реакторов В

о «Всероссийском НИИ неорганических материалов» (ВНИИНМ) создан центр компетенций по изотопным технологиям, который в будущем может стать основой для создания российского производства стабильных изотопов: бора-10, азота-15 и других.

{

Автор: Варвара Нефедьева

Это связано, во-первых, с тем, что именно в этой области имеется ряд существенных проблем, которые до сих пор должным образом не решены, а во-вторых, в НИИ сейчас работают специалисты в области получения изотопов легких элементов – выпускники одноименной кафедры РХТУ им. Д.И. Менделеева, способные развивать это направление. Одним из наиболее важных и востребованных из всех изотопов легких элементов является бор-10. Он применяется в реакторах на быстрых нейтронах как безальтернативный поглотитель, прекрасно работающий во всем диапазоне энергий нейтронов. В мире работает пока только один промышленный энергетический реактор на быстрых нейтронах (БН-600) – на Белоярской АЭС. Первый этап физического пуска (начало загрузки топлива) второго реактора на быстрых нейтронах БН-800 ожидается в конце 2013 г. там же. Энергетический пуск энергоблока (начало выработки электроэнергии) запланирован на 2014 г. Материалы, включающие в себя бор-10 в виде борированных сталей и борсодержащих алюминиевых сплавов в некоторых странах, например в США и Японии, применяют при изготовлении контейнеров для транспортировки и хранения ОЯТ. Россия же из-за отсутствия производства бора-10 не может пока себе позволить такое производство, используя для этого в пять раз менее эффективный бор природного изотопного состава. Помимо применения в ядерной энергети-

2013

На

изотопную продукцию у предприятий Госкорпорации

ке, изотоп бор-10 используется в ядерной медицине–в виде

«Росатом» и многих внеотраслевых организаций имеется

фармпрепаратов для проведения бор-нейтронозахватной

устойчивый спрос, удовлетворяемый сейчас большей ча-

терапии (БНЗТ) раковых опухолей.

№3

стью за счет импортных поставок. До распада СССР бор-10 обогащали на единственном предСфера интересов изотопного центра «ВНИИНМ» в настоящее

приятии Минсредмаша – в Институте стабильных изотопов в

время пока ограничивается изотопами легких элементов.

Грузии. В последние годы его поставляли в Россию именно


Стоимость элементарного бора с обогащением 95% в Ceradyne, Inc (США) Начало 2013 г. – $16 000 за 1 кг Конец 2013 г. – $42 000 за 1 кг

45

инновации

Семенов Александр Александрович,

директор отделения разработки технологий и оборудования специальных неядерных материалов и изотопной продукции, ОАО «ВНИИНМ»:

По данным «ВНИИНМ»

«Организация центра компетенций по изотопным техно-

оттуда. Но в настоящее время производство в Грузии нахо-

логиям является существенным событием, поскольку это

дится на грани закрытия.

стратегически важное и весьма наукоемкое направление существенно пострадало в последние десятилетия из-за

Еще один из стабильных изотопов, от которого может за-

отсутствия масштабных проектов.

висеть развитие новых направлений атомной энергети-

Очень важно, что инициатива «ВНИИНМ» в этой области

ки – это азот-15. Он перспективен в качестве компонента

встретила поддержку cо стороны Топливной компании

высокоплотного ядерного топлива – нитридного, которое

«ТВЭЛ». Если говорить о наиболее масштабных и пер-

разрабатывается сейчас в рамках проекта «Прорыв», объ-

спективных направлениях в области производства изото-

единившего основные положения по замыканию ядерно-

пов легких элементов, то в первую очередь они касаются

го топливного цикла и новой технологической платформы.

атомной энергетики, а именно – проблем ядерного топли-

Нитридное топливо имеет очень много плюсов, но его ис-

ва, систем управления и защиты, вопроса транспортиров-

пользование связано с потенциально высоким экологиче-

ки и хранения отработавшего топлива, то есть тех вопро-

ским риском. Замена азота природного изотопного состава

сов, которыми занимаются предприятия «ТВЭЛ», ОАО».

на азот-15 позволяет исключить наработку в ядерном цикле радиоактивного изотопа углерода-14. Ключевой элемент

Иванов Валентин Борисович,

парирования рисков развития этого направления ядерной

генеральный директор ОАО «ВНИИНМ»:

энергетики – разработка высокопроизводительной техноло-

«Единого отраслевого центра, который возглавил бы все

гии получения изотопа азот-15, а в перспективе – создание

работы по изотопам, до сих пор не было. Сейчас есть со-

его полномасштабного промышленного производства.

вершенно четко понятные сферы применения, требующие значительные количества стабильных изотопов, произ-

Другие перспективные изотопы легких элементов, производ-

водства которых в России нет. Например, в рамках проек-

ство которых в России когда-то было, но сейчас отсутствует –

та «Прорыв» при активном участии «ВНИИНМ» создается

это кислород-18 и углерод-13. Они востребованы

уникальный реактор на быстрых нейтронах с нитридным

в первую очередь медицинскими центрами, для проведения

топливом. Но необходимо решить проблему наработки

диагностических исследований различными методами.

высокотоксичного радиоуглерода. И единственным выходом, радикально решающим проблему, является использование в составе топлива азота-15. Наш институт в прошлом году инициировал и провел работы в этом направлении совместно с РХТУ им. Д.И. Менделеева. Инициативу ученых «ВНИИНМ» по созданию отраслевого центра поддержало ОАО «ТВЭЛ», но пока это только декларация. К сожалению, сегодня в российской атомной отрасли нет системного маркетинга. Область применения стабильных изотопов – это серьезный и интересный рынок. Например, в перспективе потребителями обогащенного бора10 могут стать вообще все АЭС, которые используют борную кислоту для регулирования реактивности реакторов на тепловых нейтронах».

По данным «ВНИИНМ»


46

Основные принципы работы Управления по ядерной и радиационной безопасности Финляндии (STUK)

У

правление по ядерной и радиационной безопасности Финляндии (STUK) является независимой правительственной службой надзора за безопасностью. Задачи и полномочия Управления определяются специальным законодательством. Главная цель работы Управления – защита населения, общества, окружающей среды и будущих поколений от вредного воздействия радиации.

{

Одна из задач Управления состоит

хранение отработанного ядерного то-

в том, чтобы обеспечить выполнение

плива, планирование для захоронений

требований техники безопасности при

отработанного топлива и вывод атом-

переработке и утилизации ядерных от-

ных электростанций из эксплуатации.

ходов. Основанием регламентирующим

Очистные сооружения АЭС эксплуати-

деятельность

являются

руются с 1990-х годов. Основное вни-

требования безопасности, определен-

мание в сфере переработки и утилиза-

ные в Законе и постановлении по ядер-

ции ядерных отходов уделяется заявке

ной энергии и постановлениях прави-

на получение разрешения на строи-

тельства Финляндии.

тельство

Управления

ядерного топлива «Онкало» в Олкилуото, которую экспертная организация

ности представлены в Руководстве по

Posiva Oy представила финскому пра-

ядерной безопасности (YVL), разра-

вительству в конце 2012 г.

ботанном Управлением. Это Руководлизу, оценке и проверке, выполняемую Управлением. Руководство описывает требования к проверке на соответствие требованиям законодательства

Атомные электростанции Финляндии

4

2013

и контрольные точки/этапы для плани-

№3

отработанного

Более подробные требования безопас-

ство также описывает работу по анаАвтор: Варвара Нефедьева

хранилища

реактора на

2

-х АЭС

рования, строительства, эксплуатации

Финансирование

и вывода из эксплуатации атомных

Управление является правительствен-

электростанций или для закрытия,

ной организацией, и его работа финан-

в случае очистных сооружений.

сируется из государственного бюджета.

Контроль за РАО и ОЯТ

Однако

регламентирующая

деятель-

ность Управления в сфере переработки

Управление осуществляет контроль за

и утилизации ядерных отходов финан-

переработкой и утилизацией ядерных

сируется напрямую из средств облада-

отходов в Финляндии. Это включает

телей лицензий. Такая система хорошо

в себя переработку и утилизацию от-

зарекомендовала себя в течение не-

ходов низкой и средней активности,

скольких лет и позволяет осуществлять


Общий бюджет Управления составляет около

тировки, приведения в соответствие с установленными нормами и захоро-

40 миллионов евро в год, при этом половину

нения ядерных отходов. Для гарантии,

из этой суммы Управление получает в виде сборов за осуществление регламентирующих функций.

обязаны выплачивать установленную

компании, имеющие обязательства по переработке и утилизации отходов, необходимую сумму в Фонд финансидиоактивных отходов, контролируемый государством. Определение целей финансирования производится ежегодно.

других радиоактивных отходов (РАО). более гибкое управление ресурсами.

Однако поскольку производители ра-

Это дало возможность Управлению

диоактивных отходов не имеют воз-

адаптировать свои ресурсы в соответ-

можностей по переработке и утилиза-

ствии с увеличивающимся объемом ре-

ции отходов, данный вопрос решает

гламентирующей деятельности по но-

правительство Финляндии. Произво-

вым проектам АЭС и хранилищ отходов.

дители обязаны делать единовремен-

Политика Финляндии в сфере перера-

практики

Атомная энергетика Финляндии Атомные электростанции: в настоящее время в Финляндии эксплуатируется две АЭС, каждая из которых имеет по два реактора

рования расходов на захоронение ра-

Те же принципы применяются для

Законодательство

47

ную выплату за финансирование переработки и утилизации отходов.

ботки и утилизации ядерных отходов

Связи с общеcтвенностью

описана в Законе и постановлении

Работа Управления открыта и прозрач-

о ядерной энергии и постановлении

на для общественности. Его полити-

Правительства по безопасности захо-

ка заключается в том, чтобы служить

ронения ядерных отходов. Эта полити-

обществу и оказывать ему помощь

ка предписывает захоронение ядерных

в получении необходимой информации.

отходов в материковых породах Фин-

Работа Управления открыта для СМИ.

ляндии. Закон о ядерной энергии также определяет, что производитель ядер-

Управление принимает активное уча-

ных отходов несет полную ответствен-

стие в международных мероприятиях

ность за их переработку и утилизацию,

в области ядерной безопасности, а так-

включая захоронение и финансиро-

же в области безопасности утилизации

вание всех мероприятий. Это означа-

ядерных отходов. Его работа направ-

ет, что в Финляндии нет специальных

лена, главным образом, на разработку

сборов на переработку и утилизацию,

и согласование международных требо-

но при этом компании платят непосред-

ваний в МАГАТЭ и в Ассоциации запад-

ственно за управленческие действия.

ноевропейских органов регулирования ядерной безопасности (WENRA). Буду-

Владельцы лицензий, имеющие обя-

чи правительственной организацией

зательства по переработке и утилиза-

государства-члена Европейского сою-

ции отходов, несут также финансовую

за, Управление также активно участву-

ответственность за мероприятия, не-

ет в форуме Объединения европейских

обходимые для хранения, транспор-

атомных регуляторов (ENSREG).

Доля электроэнергии, произведенной на АЭС Финляндии, составляет примерно 27% АЭС «Ловииса» принадлежит государственной компании Fortum На АЭС два советских водо-водяных реактора ВВЭР-440 Первый реактор начал работу в феврале 1977 г., второй – в ноябре 1980 г. АЭС «Олкилуото» принадлежит компании Teollisuuden Voima Oyj (TVO). 43% акций TVO владеет государство На АЭС два реактора BWR Первый энергоблок был подключен к национальной энергосистеме в сентябре 1978 г., второй – в феврале 1980 г. В настоящее время в Финляндии на АЭС «Олкилуото» французская компания Areva ведет строительство пятого промышленного реактора (EPR-1600). Сейчас разрабатываются планы по строительству шестого реактора. Строительством и эксплуатацией которого будет заниматься финский ядерный консорциум Fennovoima. Начало работ намечено на 2015 г.


48

Posiva – совместная ответственность за ядерные отходы Принципы деятельности

на основании того количества ядерных

Финансирование инфраструктуры для

Компания Posiva Oy была учреждена

отходов, которое образуется ежегодно.

временного хранения и захоронения

в 1995 г. для управления окончательной

РАО и ОЯТ ведется с учетом схемы

утилизацией отработавшего ядерного

Например, в 2012 г. компании в сфере

топлива, производимого энергетиче-

атомной энергетики, в общей слож-

скими компаниями Teollisuuden Voima

ности, уплатили в Государственный

Технологии компании Posiva

Oyj (TVO) и Fortum Oy. Согласно прин-

фонд управления ядерными отходами

Основная задача исследований и раз-

ципам ответственного производства

83 млн евро.

работок Posiva – создать безопасное

управления отходами.

постоянное решение для управления

энергии, производитель отходов также обязан позаботиться об их безопасной

Компания Posiva ежегодно оценивает

отработавшим

и эффективной утилизации.

стоимость управления ядерными отхо-

В первую очередь, это поиск данных,

ядерным

топливом.

дами на основании объема этих отходов.

которые подтверждают, что коренные

Компания Posiva принадлежит ком-

С учетом этой информации составляет-

породы в Олкилуото, где строится хра-

паниям Teollisuuden Voima Oyj (60%)

ся схема, в которой расходы расписаны

нилище «Онкало», подходят для утили-

и Fortum Power & Heat Oy (40%), обе

по отдельным мероприятиям, осущест-

зации отходов. Во-вторых, разработка

компании совместно несут расходы

вляемым для управления различными

системы утилизации, которая может

по управлению ядерными отходами

видами ядерных отходов. Министерство

безопасно применяться в условиях ко-

в Финляндии.

занятости и экономики утверждает эту

ренных пород Олкилуото.

схему. Она впоследствии служит осноОсновная задача компании Posiva Oy –

вой для расчета размера пошлин.

№3

2013

окончательная утилизация отработавшего ядерного топлива, производимо-

Пошлины основаны на ежегодных схе-

го на финских атомных станциях «Ло-

мах, в которых расходы на управление

вииса» и «Олкилуото».

отходами разбиты по категориям, на-

Размеры пошлин на РАО и ОЯТ в Финляндии

пример, стоимость строительства установки по инкапсуляции радиоактивных

Стоимость электричества Для частных клиентов стоимость электроэнергии, производимой атомными станциями, включая налоги, стоимость передачи и т.д., различается. Например, в Хельсинки – около 14 евроцентов за 1 кВт/ч.

отходов, подземного хранилища, про-

В Финляндии не существует фиксиро-

изводства медных емкостей, оборудо-

Технические усилия в сфере исследо-

ванного размера пошлин, так как по-

вания, закрытия и вывода из эксплуа-

ваний и разработок сконцентрирова-

шлины на управление ядерными отхо-

тации предприятия по окончательной

ны на системе утилизации – емкости

дами оцениваются и устанавливаются

утилизации.

для утилизации, бентонитовая глина,


в которую помещены емкости, а также

гих отделов также принимают участие

закладочный материал туннелей – все

в этой деятельности. Налажено взаимо-

это играет важную роль в безопасной

действие с местными муниципалитета-

утилизации.

ми, например, в комитете по связям, где представлены компании TVO и Posiva.

Компания Posiva работает совместно ся управлением ядерными отходами, –

Международная деятельность компании

SKB (Svensk Kärnbränslehantering Ab).

Компания Posiva вовлечена в между-

Технологии, изучаемые для произ-

народное сотрудничество посредством

водства внешних медных емкостей,

двусторонних соглашений о сотрудни-

включают метод прошивки и раскат-

честве и многосторонних исследова-

ки, экструзию и горячую обработку

тельских проектов.

со шведской компанией, занимающей-

металла. Электронно-лучевая сварка и перемешивающая сварка трением те-

Сотрудничество со шведской компани-

стируются как альтернативные методы

ей SKB занимает особое место вслед-

для запечатывания емкостей. Разраба-

ствие осуществления схожих решений и

тываются различные неразрушающие

схожей почвенной структуры в Швеции.

методы проверки емкостей. В последние годы технологическое соПомимо емкостей, технические иссле-

общество, созданное европейскими ор-

дования и разработки включают в себя

ганизациями по управлению ядерными

изучение свойств бентонита, исполь-

отходами, «Осуществление геологи-

зуемого в качестве защитного матери-

ческой утилизации – Технологическая

ала при хранении радиоактивных отхо-

платформа» (Implementing Geological

дов, а также в качестве закладочного

Disposal – Technology Platform (IGDTP)),

материала для туннелей. В отношении

стало основным направлением в сфере

бентонита изучается влияние на этот

сотрудничества и играет важную роль

материал тепловых, водных и механи-

в планировании проведения исследо-

ческих воздействий.

Производство

ваний в области управления ядерными

и установка бентонитовых блоков для

отходами, которые проводятся в рамках

скважин для захоронения – важное на-

соответствующих программ Евросоюза.

правление разработок Posiva.

Работа с общественностью

Помимо

европейских

организаций

по управлению ядерными отходами,

Связи с общественностью играют важ-

компания Posiva тесно сотрудничает

ную роль для деятельности компании

с учеными Канады и Японии, которые

Posiva. В основном, деятельность в об-

занимаются исследованиями в сфере

ласти связей с общественностью со-

управления ядерными отходами. Ком-

средоточена на местном уровне, она

пания Posiva также принимает активное

охватывает территорию муниципали-

участие в проектах, запущенных Агент-

тета Эурайоки и его окрестности. Тем

ством по ядерной энергии Организа-

не менее, связями с общественностью

ции экономического сотрудничества и

в компании Posiva занимаются всего

развития (АЯЭ ОЭСР), и имеет своего

три сотрудника, поэтому время от вре-

представителя в комитете Организации

мени руководство и специалисты дру-

по вопросам ядерных отходов.

49

практики

Компания Posiva в 2012 г. подала заявку на получение лицензии на строительство хранилища для окончательной утилизации отработавшего ядерного топлива «Онкало».


50

Хранилище ОЯТ «Онкало» – вариант для Финляндии на 100 000 лет

{

Редакция благодарит за помощь в подготовке материалов Барбару Пастина, Saanio & Riekkola

До 1996 г. отработавшее ядерное то-

ного подземного хранилища отработав-

пливо АЭС «Ловииса» (построенной

шего ядерного топлива финских АЭС.

по советскому проекту) возвращалось в Россию на ФГУП «ПО «Маяк».

Еще раньше в 1995 г. для решения

В Государственный Акт о ядерной

проблемы

энергии Финляндии в 1994 г. были

нения ОЯТ финские энергетические

внесены поправки, согласно которым

компании TVO и Fortum создали со-

все ядерные отходы, произведенные

вместное

в Финляндии, должны быть утилизи-

В 2001 г. парламент Финляндии про-

рованы на территории страны.

голосовал за строительство могиль-

окончательного

предприятие

захоро-

Posiva

Oy.

ника «Онкало». В 2000 г. из более 100 мест в Финляндии

№3

2013

было выбрано одно для долговремен-

Схема геологического захоронения «Онкало» Фото: Posiva Oy

Хранилище

отработавшего

ядерно-


го топлива «Онкало» – глубокое (на

Наклон тоннеля составляет 1:10; 5,5 м

глубину 455 м) окончательное захо-

в ширину и 6,3 м в высоту.

ронение ОЯТ в гранитной коренной породе в общине Эурайоки, на запад-

Процесс утилизации будет включать

ном побережье Финляндии рядом с

помещение

АЭС «Олкилуото». Планируемое время

сборок в канистру из борсодержащей

двенадцати

топливных

функционирования – 100 000 лет. Его

стали и ее запечатывание в медную

строительство и дальнейшее обслужи-

капсулу. Каждую капсулу затем поме-

вание возложено на компанию Posiva.

стят в отдельное отверстие в ответвлении хранилища и зальют бентонитом.

Прокладка туннелей производится в гранитной коренной породе на участке Олкилуото вблизи Ботнического залива, в пяти км от АЭС. Община Эурайоки выдала разрешение на строительство в августе 2003 г. В 2004 г. начались строительные работы. «Онкало» будет состоять из одного туннеля и трех шахт: шахты для персонала и двух вентиляционных шахт.

Хранилище «Онкало»

Инкапсуляцию и захоронение планируют начать около 2020 г. Хранилище «Онкало» будет достаточно большим, чтобы принимать пеналы с отработавшим топливом около ста лет, то есть примерно до 2120 г. После последней инкапсуляции и захоронения, вход в туннель будет забетонирован.

51

практики

Ориентировочная стоимость хранилища составляет около €3 000 000 000 евро, что включает в себя строительство, инкапсуляцию и эксплуатационные расходы. По данным Posiva Oy


52

Плавтехбаза «Володарский» 8 ноября 2013 г. в Северо-Западном центре «СевРАО» (филиал ФГУП «РосРАО») завершилась уникальная доковая операция по постановке плавтехбазы «Володарский» на стапельную плиту пункта долговременного хранения реакторных отсеков (ПДХРО) «Сайда Губа». Операция по подъему ПТБ «Володарский» связана с комплексом работ, выполняемым СЗЦ «СевРАО» в 2013 г. в рамках Федеральной целевой программы «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 г. и период до 2015 года».

№2 №3

2013

Фото: «РосРАО», ФГУП


АТО ТНТ-50 Впервые в России в Дальневосточном центре «ДальРАО» – филиале ФГУП «РосРАО» – проведена операция по подъему и постановке на берег для утилизации судна атомно-технологического обслуживания (АТО) – ТНТ-50. Операция по подъему судна выполнена с помощью плавдока «Сакура», предоставленного Японией в рамках программы «Глобальное партнерство».

53

фотообзор


54

Радиоэкологическая безопасность Северо-Запада и Дальнего Востока России Страны-доноры продолжают финансировать проекты по обращению с отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отходами в губе Андреева и Гремихе, по утилизации плавучей технической базы «Лепсе», по вывозу реакторных блоков утилизированных атомных подводных лодок, созданию инфраструктуры по обращению с ОЯТ на площадях предприятия «Атомфлот».

{

Автор: Варвара Нефедьева

№3

2013

По материалам Отдела координации и реализации международных программ Госкорпорации «Росатом»

ной госэкспертизы России. Заключение

Главные проекты и достижения КЭГ в 2013 г.:

ми радиоактивными отходами (ЖРО)

В пункте временного хранения ОЯТ и

ют развитие различных элементов ин-

РАО

фраструктуры в губе Андреева.

в губе Андреева на Северо-За-

на комплекс по обращению с жидкидолжно быть получено к концу 2013 г. Швеция и Норвегия также финансиру-

паде России осуществляется широкий спектр инфраструктурных проектов для

Завершен этап строительства нако-

подготовки к вывозу ОЯТ и РАО. Эти

пительной площадки для контейне-

работы включают финансируемое Ита-

ров с ОЯТ в губе Андреева, а также

лией строительство комплекса по обра-

ведутся подготовительные работы по

щению с РАО. Проектная документация

строительству укрытия над блоками

площадки временного хранения полу-

сухого хранения (БСХ) – оба проек-

чила положительное заключение Глав-

та осуществляются под управлением


55

партнерство

Европейского банка реконструкции

с жидкометаллическим теплоноси-

по кондиционированию и временно-

и развития (ЕБРР). Подписаны кон-

телем (ЖМТ) АПЛ класса Альфа зав.

тракты на изготовление перегрузоч-

№ 900. Его вывоз из пункта Гремиха

му хранению РАО в пункте Сайда Губа, Завершение работ будет в кон-

ной машины для ОЯТ, рельсовых теле-

состоялся пока на территорию ФГУП

це 2014 г. В настоящее время заверша-

жек и кранов. Начало выгрузки ОЯТ

«Атомфлот» в конце 2012 г. В текущем

ется изготовление технологического

из БСХ запланировано на 2016 г.

году начата подготовка к разборке

специализированного оборудования

зоны очередной активной зоны АПЛ

(для разборки, фрагментации, прес-

На Дальнем Востоке ДВЦ «Даль-

зав. № 910. Оба проекта являются ре-

сования, дезактивации, измерения)

РАО» – филиал ФГУП «РосРАО», обе-

зультатом совместной работы России

на предприятиях донора.

спечил вывоз всего кондиционного

и Франции. Для обеспечения вывоза

топлива на переработку. Вывоз дефект-

разобранных отработавших выемных

ФГУП «Атомфлот» ведет работы по

ного ОЯТ будет проводиться благодаря

частей (ОВЧ) за средства США мо-

развитию своей инфраструктуры по

применению технологии ремонта раз-

дернизированы контейнеры TУK-108

безопасному обращению и транспор-

работанной для ОЯТ Гремихи.

и его транспортировку из базы

тировке ОЯТ на Северо-Западе России. В частности, при содействии

Гремиха на ФГУП «ПО «Маяк». Обращение с дефектным ОЯТ водоводяных

реакторов

заканчивается

Франции завершатся установка нового За средства

Италии ведется изго-

крана грузоподъемностью 100 тонн.

на ФГУП «ПО «Маяк». Для этого при

товление 10 контейнеров TУK-143

содействии Франции проводится мо-

для хранения и транспортировки ОВЧ

На построенном в Италии судне-кон-

дернизация горячей камеры. Работы

АПЛ класса «Альфа». Доставка в Рос-

тейнеровозе

будут закончены в конце 2013 г. Это по-

сию планируется в 2014 г. Как вариант

установка системы физической защи-

зволит решить проблемы переработки

доставки может быть использовано

ты. Судно готово к началу перевозок

ОЯТ, хранящегося в губе Андреева.

судно «Россита».

контейнеров с ОЯТ и РАО. Швеция фи-

«Россита»

завершена

нансирует установку физической защи-

Гремиха

разобра-

За средства Германии продолжается

ты на судне обеспечения «Серебрянка»

на первая активная зона

В

пункте

реактора

строительство Регионального центра

и на судоремонтном заводе «Нерпа».

На Сайде Губе в Мурманской области реализовали передовой опыт многих стран мира Фото: ФГУП «РосРАО»


56

К концу 2013 г. из 198 выведенных из эксплуатации АПЛ только четыре АПЛ на Дальнем Востоке ожидают ути-

– Экологическая реабилитация Арктических морей от зато-

лизации. Италия финансирует утилизацию последней АПЛ

принятия политического решения о подъеме)

ядерного наследия на Северо-Западе России.

– Утилизация судов атомного технологического обслужива-

пленных и затонувших объектов с ОЯТ и РАО (при условии

ния (АТО), включая суда «Лепсе» (в 2014 г. планируется раз54 из 120 реакторных блоков АПЛ на Северо-Западе на-

мещение на утилизацию судна «Володарский» и плавучей

ходятся на хранении в Пункте длительного хранения ре-

технологической базы ВМФ – ПМ-80)

акторных отсеков (ПДХ РО) в Сайде Губе. Размещение на

– Формирование одноотсечных реакторных блоков для

длительное хранение реакторных отсеков началось и на

их длительного хранения на берегу

Дальнем Востоке при финансировании из бюджета России

– Доставка многоотсечных блоков реакторных отсеков с Кам-

и техническом содействии Японии. На сегодняшний день

чатки в Приморье

два блока сформировано и поставлено в ПДХ РО на мысе Устричный.

Дальнейшие работы в рамках КЭГ МАГАТЭ:

Завершается строительство цеха очистки

и окраски реакторных блоков при финансовом содействии Японии.

Члены КЭГ выразили заинтересованность продолжения совместного решения проблем ядерного наследия на террито-

партнерам предстоит еще много работы:

рии России. Некоторые участники завершили и планируют

– Выгрузка и вывоз ОЯТ из хранилищ в губе Андреева

завершение своих программ в ближайшем будущем (Велико-

– Разборка ОВЧ АПЛ типа «Альфа» и вывоз ОЯТ на ФГУП «ПО

британия, Канада, Франция, Евросоюз). Россия предложила

«Маяк»

продолжить работу КЭГ в 2014 г. Дальнейшая деятельность

– Вывоз некондиционного ОЯТ с Дальнего Востока и Северо-

группы требует обсуждения в течение года. Было принято

Западного региона России

решение создать рабочую группу для оценки потенциала

– Обращение с РАО на бывших базах военно-морского флота

деятельности КЭГ после 2014 г. Эта группа подготовит пред-

и его кондиционирование для долговременного хранения

ложения для рассмотрения членами КЭГ. Председатель КЭГ

в Региональном Центре в Сайде Губе

и секретариат предложат формат группы и будут содейство-

– Обращение со стержнями СУЗ – высокоактивные отходы

вать ее работе.

№3

2013

Несмотря на значительные достижения, международным

Фото: ГК «Росатом»


27-е пленарное заседание Контактной экспертной группы Международного агентства по атомной энергии (КЭГ МАГАТЭ) состоялось в начачле октября 2013 г. в Мурманске, Россия. На заседании присутствовали восемь членов КЭГ: Финляндия, Франция, Германия, Япония, Италия, Норвегия, Россия и Швеция, а также два наблюдателя –

57

партнерство

Великобритания и Дания, и представители из двух международных организаций – ЕБРР и Еврокомиссия. Председателем КЭГ был Ингар Амундсен из Norwegian Radiation Protection Authority (NRPA). В заседании КЭГ приняла участие Марина Ковтун, губернатор Мурманской области.

Несмотря на завершение своей про-

ских связей. Важно отметить, что группа

Семинар, посвященный наиболее важ-

граммы в 2013 г., Франция будет уча-

не дублирует работу других существую-

ным вопросам обращения с ОЯТ и РАО

ствовать в КЭГ как наблюдатель.

щих форумов, таких как КЭГ, или Группы

на Северо-Западе и Дальнем Востоке

МАГАТЭ по радиоактивным источникам.

России, планируется провести в Нор-

Кроме этого участники КЭГ были про-

вегии ориентировочно в апреле 2014 г.

информированы о работе Глобального

Члены КЭГ отметили тесную связь меж-

Италия рассмотрит возможность про-

партнерства «Группы восьми» под пред-

ду деятельностью Экологического пар-

ведения у себя пленарного заседания

седательством Великобритании. Новые

тнерства Северного измерения (ЭПСИ)

осенью 2014 г.

приоритеты ГП «Группы восьми» стали

и КЭГ вследствие схожести задач

шире по направлениям деятельности

и подчеркнули необходимость более

и географическому охвату. В сфере

тесного взаимодействия между ними.

Об опыте «Глобального партнерства» за 10 лет читайте на сайте www.NuclearSafety.ru

ядерных вопросов в начале 2013 г. была создана рабочая подгруппа. Ее задача –

Принято решение о проведении семи-

содействовать установлению партнер-

нара и пленарного заседания в 2014 г.

Члены КЭГ МАГАТЭ продемонстрировали, что опыт работы в области ликвидации ядерного наследия в России может быть использован при решении схожих проблем в странах бывшего СССР. За последний год Члены КЭГ реализовывали проекты: Швеция в Украине, Молдове, Грузии; Япония в Украине, Белоруссии, Казахстане; Германия, США, Франция, Великобритания в Украине; Великобритания в Узбекистане.


58

Кто есть кто

Луис ЭЧАВАРРИ Генеральный директор Агентства по ядерной энергии (АЯЭ) Организации экономического сотрудничества и развития (ОЭСР)

Луис Эчаварри родился в 1949 г. в городе Бильбао (Испания). Окончил Высшую техническую школу при Университете Бильбао, а также Мадридский университет (факультет информационных наук), получив соответствующие магистерские степени. Также окончил Школу организации промышленного производства в Мадриде (факультет менеджмента). Член научного общества при Колледже инженеров-технологов в Мадриде. Он начал свою карьеру инженером в городе Бильбао. В 1975 г.

№3

2013

перешел работать в компанию Westinghouse Electric в Ма-

В июле 1985 г. Луис Эчаварри стал генеральным директором объединенной атомной отрасли Испании. С 1997 г. представляет Агентство по ядерной энергии Организации экономического сотрудничества и развития (ОЭСР) в Совете управляющих МАГАТЭ. В 2003 г. стал членом Международной консультативной группы по вопросам ядерной безопасности МАГАТЭ. Также является членом Международной академии по ядерной энергии (INEA). В 2010 г. был удостоен награды Союзом электроэнергетической промышленности (EURELECTRIC) за значительный вклад в развития энергетического сектора.

дриде, где в дальнейшем руководил проектами по строи-

Луис Эчаварри был назначен генеральным директором

тельству АЭС «Лемониз», АЭС «Сайяго» и АЭС «Альмараз».

Агентства по ядерной энергии (АЯЭ) Организации экономи-

В 1985 г. он занял должность технического директора Сове-

ческого сотрудничества и развития (ОЭСР) в 1997 г. и зани-

та по ядерной безопасности Испании (CSN), а в 1987 г. стал

мает данный пост по настоящее время.

его комиссаром. Данная должность требует утверждения парламентом Испании.

Читайте интервью с Луисом Эчаварри на стр. 6


59

кто есть кто

Ульф Кучер, исполнительный директор NUKEM Technologies GmbH

Ульф Кучер родился 6 января 1963 г. в г. Штольберг, Герма-

в этой группе компаний. Помимо других обязанностей, от-

ния. В 1988 г. окончил Московский энергетический инсти-

вечал за налаживание работы отдела по маркетингу и про-

тут, получив диплом инженера со специализацией в про-

дажам в дочерней компании NUKEM в Великобритании,

ектировании ядерных установок различного назначения.

а также за привлечение новых клиентов в США, в особенности – по программам Министерства энергетики США.

Начал свою карьеру в отрасли атомной энергетики в 1988 г. в качестве ведущего инженера-проектировщи-

С 2000 г. был директором по внешнеэкономической деятель-

ка в Kraftwerks – und Anlagenbau, г. Берлин. В тот период

ности, отвечая за международную деятельность NUKEM

времени он занимался проектированием установок для

в сфере маркетинга и продаж их ядерных технологий, а так-

обработки радиоактивных отходов и очистки воды для

же за осуществление всех международных проектов.

атомных станций российского типа. С 2007 г. он работает в должности исполнительного диВ мае 1990 г. перешел работать в группу компаний NUKEM

ректора NUKEM Technologies GmbH и отвечает за всю

в качестве управляющего по маркетингу и продажам, за-

деятельность компании, в особенности – за текущие опе-

нимался, главным образом, международным маркетин-

рации. Уделяет много внимания поддержке отрасли атом-

гом продукта, разработанного с использованием ядерных

ной энергетики в целом, например, является членом со-

технологий NUKEM, в особенности – в Азии и в Восточной

вета директоров Немецкого атомного форума.

Европе (Словакия, Чешская Республика, Венгрия, Болгария). В последующие годы занимал различные должности

Читайте интервью с Ульфом Кучером на стр. 15


60

Родился в 1975 году. В 1998 г. окончил факультет технической физики Московского

инженерно-физического

института (НИЯУ МИФИ) по специальности радиационное материаловедение. В 2001 г. окончил аспирантуру в НИЯУ МИФИ, получив степень кандидата технических наук.

Барышников Михаил Владимирович, руководитель Проектного офиса «Формирование системы обращения с ОЯТ» Госкорпорации «Росатом»

С 1997 по 2007 г. работал в Лаборатории

Твэлов

институт»,

НИЦ

«Курчатовский

с 2004 г. – начальником

с интеграцией составляющих ядерного топливного цикла.

лаборатории, специализируясь на организации научных исследований свойств

С мая 2012 г. по настоящее время – ру-

и работоспособности ядерного топлива

ководитель Проектного офиса «Фор-

и реакторных материалов. Является

мирование системы обращения с ОЯТ»

победителем конкурса научных гран-

Госкорпорации «Росатом». Основными

тов Президента РФ 2005 г., 2006 г.

направлениями деятельности являются: выработка принципов государ-

С июня 2007 г. по май 2012 г. рабо-

ственной политики в области обраще-

тал менеджером проектов в Научно-

ния с ОЯТ, актуализация и выполнение

Автор около 50 публикаций на научные

производственной фирме «Сосны»,

ведомственной целевой программы

(материаловедение ядерного топлива)

руководя

проектами,

формирования инфраструктуры обра-

и технические (обращение с ядерным

связанными с обращением с ОЯТ,

щения с ОЯТ, руководство проектами

топливом, проектная деятельность, го-

с разработкой новых типов топлива,

обращения с ОЯТ «наследия».

сударственная политика) темы.

Бочкарев Валерий Вячеславович,

ром, главным государственным инспек-

радиационной безопасности ФБУ «На-

тором, советником, начальником от-

учно-технический центр по ядерной

дела экспертной оценки безопасности,

и радиационной безопасности». В сфе-

начальник отдела радиационной безопасности ФБУ «НТЦ ЯРБ»

начальником отдела лицензирования,

ру деятельности входят анализ инфор-

начальником отдела по надзору за осо-

мации о состоянии ядерной и радиаци-

бо радиационно-опасными объектами

онной безопасности в организациях,

и предприятиями топливного цикла.

осуществляющих деятельность в об-

Работал в ООО «Подземгазпром» веду-

ласти использования атомной энергии,

различными

Родился 3 декабря 1946 г. в Саратовской области. Окончил в 1993 г. механико-математический факультет Саратовского государственного университета. Работал

№2 №3

2013

в Волжском межрегиональном территориальном управлении по надзору за ядерной и радиационной безопасностью Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору государственным инспекто-

щим инженером по радиационной безопасности. Занимался

вопросами

лицензирования

обеспечения

деятельности

экс-

плуатирующих организаций, а также организаций,

выполняющих

работы

и предоставляющих услуги для эксплуатирующих организаций в области использования атомной энергии. В настоящее время начальник отдела

анализ опыта и результатов практики оценок безопасности, лицензионной деятельности, подготовка предложений по повышению их эффективности, разработка предложений по совершенствованию системы государственного регулирования, экспертиза радиационной безопасности объектов использования атомной энергии и видов деятельности в области использования атомной энергии.


VII Международный форум «АтомЭко 2013»

Г

лавная тема форума – «Атомная энергетика – стратегия нулевого ущерба». На мероприятии рассматривались вопросы по обращению с радиоактивными отходами (РАО) и отработавшим ядерным топливом (ОЯТ), экологической безопасности и общественной приемлемости использования атомной энергии, сотрудничества в области реабилитации радиационно-опасных объектов и многие другие.

Участие руководителей Госкорпорации «Росатом», Министерства природных ресурсов и экологии, ведущих компаний атомной отрасли и общественных экологических объединений позволило провести открытый и предметный диалог между государством и обществом. 

 В форуме приняли участие порядка тысячи представителей из 18 государств.


№2 №3

2013

120


63

Тема номера

Editorial

T

his

is

the

third

edition

of the «NuclearSafety.ru – Nuclear and Radiation Safety: Challenges and Best Practices». According to IAEA estimates, by 2020 the total amount of the stored spent fuel generated worldwide will be more than 300,000 tons. Therefore, the development of nuclear power plants with closed fuel cycle is a top priority not only for Rosatom State Corporation, but also for all countries producing nuclear power. The global world faces today the need to enhance an efficient use of natural uranium by introducing the advanced nuclear power systems, as well as the need to reduce the quantity of the stored spent fuel. Given the above, defining the best practices for development of nuclear power with thermal and fast reactors with closed fuel cycle is of high concern for nuclear industry¤

≈ NuclearSafety.ru


64

«Safety at all times and under all circumstances» {

Interviewed: Varvara Nefedieva

T

he Nuclear Energy Agency (NEA) – for safe, environmentally friendly and economical use of nuclear energy for peaceful purposes.

– Mr. Echávarri, what are the main challenges facing the nuclear technologies in order to obtain public trust and a position of technological leadership in energy systems?

environmental concerns are taken into account, both during the operation of the plant and for the management of the radioactive waste generated.

– The absolute priority and constant challenge for

– How are questions of nuclear waste legacies being

nuclear energy relates to ensuring safety at all times

solved in countries with nuclear technologies?

and under all circumstances. Following the Fukushima Daiichi nuclear power plant accident, a number of

– Considerable efforts have been made to develop

actions have been taken worldwide to upgrade existing

solutions for the disposal of radioactive waste and to

safety systems or to install additional equipment and

clean up legacy waste sites. The NEA has taken the lead

instrumentation so as to enhance the ability of each plant

in international co-operation for the development of

to withstand a natural event that disrupts access to the

deep geological repositories for high-level radioactive

electrical power grid and/or ultimate heat sink, and thus

waste, including research, the preparation of the

cooling, for an extended period. Efforts have also been

safety case and consultation with public stakeholders.

made to ensure the independence and strong technical

Each country must work as a function of its specific

competence of the regulatory authorities responsible

circumstances, but a number of common solutions and

for making sure that nuclear power plant operators

approaches exist.

№3

2013

are effectively implementing the necessary high-level nuclear safety practices and concepts in place. In

– What is the assessment of generating electricity from

addition to nuclear safety, the nuclear industry will need to be able to propose economically competitive solutions, building new plants to schedule and budget, and to provide assurance that

nuclear power plants? Tell us about industrial safety and the development of technologies for the development of the nuclear industry. – Industrial and worker safety continues to improve


65

эксперт

LUIS E. ECHÁVARRI Director-General, OECD Nuclear Energy Agency (NEA)


66

«At the beginning of 2013, the Russian Federation became a full member of the NEA and I am very pleased to say that cooperation is increasing and becoming stronger in a number of key areas. I see this as being very important for the safe, environmentally friendly and economical use of nuclear energy in the years to come. Russia is the major player today for developing nuclear power in emerging countries».

over the years as related to both the operation of nuclear power plants and their subsequent decommissioning and dismantling. To further strengthen the safe and economic development of nuclear power plants, the Multinational Design Evaluation Programme (MDEP), for which the NEA acts as Technical Secretariat, brings together the nuclear regulatory authorities of 13 countries, including the Russian Federation, to enhance multilateral

co-operation

within

existing

regulatory

frameworks,

to encourage multinational convergence of codes, standards and safety goals, and to implement MDEP products in order to facilitate the licensing of new reactors. In the future, these principles could be applied to the technologies being developed by the Generation IV International Forum (GIF), for which the NEA also provides the Technical Secretariat. The

GIF is aiming to develop nuclear energy systems that offer improved sustainability, economics, safety and reliability, proliferation resistance and physical protection (further details on both programmes can be found at www.oecd-nea.org/mdep and www.gen-4.org respectively. – How safe are modern methods of final disposal of radioactive waste? – After many years of research in several NEA member countries, the international consensus is that deep geological repositories for radioactive waste provide a technically feasible and safe option for the long-term management of radioactive waste. Through a system of multiple barriers, both engineered and natural, the radioactive waste is kept in safe disposal conditions which prevent any harm to the surrounding population or the environment for the length of time that radioactivity persists. Dispositions are also being built into the current systems under study to enable reversibility and retrievability should such steps be considered necessary or desirable at some point in the future. – What is the global NEA agenda for nuclear and radiation safety? – The NEA is concentrating on carrying out in-depth analyses of nuclear and radiation safety, and facilitating corresponding international research, taking into account the recent lessons learnt from the Fukushima Daiichi

№3

2013

accident. Ensuring the independence, technical capability

and transparency of the regulatory authority, as well as the effective implementation of nuclear safety defence-in-depth by nuclear power plant operators with a strong safety culture, figure among some of the key recommendations for nuclear and radiation safety. For new entrants to the nuclear sector, it will be essential to develop a complete basis and infrastructure – human, regulatory, legal, financial and technological – to enable the safe use of nuclear power.


The Nuclear Energy Agency The Nuclear Energy Agency (NEA) is a specialised agency within the Organisation for Economic Cooperation and Development (OECD), an intergovernmental organisation of industrialised countries based in Paris, France.

The NEA mission

Gösgen Nuclear Power Plant, Switzerland

«To assist its member countries in maintaining and further developing, through international co-operation, the scientific, technological and legal bases required for a safe, environmentally friendly and economical use of nuclear energy for peaceful purposes. To provide authoritative assessments and to forge common understandings on key issues as input to government decisions on nuclear energy policy and to broader

OECD policy analyses in areas such as energy and sustainable development». The NEA's current membership consists of 31 countries in Europe, North America and the Asia-Pacific region. Together they account for approximately 85% of the world’s installed nuclear capacity. Nuclear power accounts for almost a quarter of the electricity produced in NEA member countries. The NEA has a staff of 82. The 2013 budget for the Main Secretariat is EUR 11.1 million and that of the Data Bank EUR 3.1 million. These budgets are supplemented by voluntary contributions.

NEA areas of work n Nuclear safety and regulation n Nuclear energy development n Radioactive waste management n Nuclear law and liability

67

эксперт

n Radiological protection and public health n Nuclear science n The Data Bank n Information and communication

Members of NEA: Australia Austria Belgium Canada Czech Republic Denmark Finland France Germany Greece Hungary Iceland Ireland Italy Japan Luxembourg

Mexico Netherlands Norway Poland Portugal Republic of Korea Russian Federation Slovak Republic Slovenia Spain Sweden Switzerland Turkey United Kingdom USA


68

NUKEM Technologies specializes in radioactive waste management, spent nuclear disposal, decommissioning of nuclear facilities, and consulting services. The company has been developing the state-ofthe-art and proven technologies for many years so far.

Its predecessor, NUKEM Nuklear und Chemiemetallurgie, was founded in 1960 as one of the first nuclear companies in Germany. Initially the company specialized in production of nuclear fuel for a wide range of reactors. In the 1970s, NUKEM mastered new activities, i.e. nuclear engineering and construction of nuclear facilities.

â&#x201E;&#x2013;2 â&#x201E;&#x2013;3

2013

In 2009, NUKEM Technologies became a wholly owned subsidiary of Atomstroyexport (a nuclear engineering company integrated in Rosatom State Atomic Energy Corporation). The NUKEM Central Office in Alzenau in Lower Franconia (Germany) has around 250 employees. Apart from that NUKEM Technologies has its representative offices in Russia, China, Lithuania, France, and Bulgaria.

NUKEM: Over 50 Years of Development of Nuclear Technologies {

Create: Varvara Nefedieva

O

ne of the top-priorities of NUKEM Technologies is management of radioactive wastes arising from both operation and decommissioning of nuclear facilities.

NUKEM Technologies offers a wide range of activities from conceptual design to development and supply of individual facilities (e.g. cementation and highpressure pressing equipment), as well as design, construction and commissioning of integrated reprocessing plants. The company with due account of the sophisticated engineering processes brings together quite controversial technical requirements for fire prevention, ventilation, static analysis of structures, radiation protection, efficiency and compactness of production and equipment, construction schedule, safe operation, minimisation of spare part stock, and outstanding reliability.

Conditioning of wastes that cannot be reused for technical or economic reasons is an important process stage of radioactive waste reprocessing. In order to ensure proper radwaste disposal or interim storage, the final products of conditioning should meet strict safety criteria. The special technologies that make it possible to reduce the quantity of the increasing wastes provide for an efficient use of limited storage capacities and reduce the costs of disposal or interim storage. Proper conditioning and storage of radioactive wastes significantly contributes to the protection of environment and future generations as well.


69

практики

PROJECTS Competence in Radioactive Waste Management One of NUKEM Technologies projects is waste reprocessing plant at Chernobyl nuclear power plant in the Ukraine. The Chernobyl radioactive waste reprocessing plant was completed in 2009. Nowadays it is being prepared for commissioning. The turnkey construction of Industrial Complex for Solid Radioactive Waste Management (ICSRM) was mainly funded by TACIS (Technical Assistance for the Commonwealth of Independent States) program of the European Commission supported by the Government of the Ukraine. ICSRM performs conditioning of solid wastes arising from operation of nuclear power plant or decommissioning of units 1-3. The reprocessing has three stages. First of all, the solid radioactive wastes temporarily stored in Chernobyl pools are removed. Afterwards, these wastes together with the radioactive wastes from decommissioning of units 1-3 are subject to reprocessing for permanent storage. The technologies used for reprocessing of low and intermediate-level wastes include such as sorting (combustible/

Chernobyl NPP, Ukraine

NUKEM Technologies is the only worldwide supplier of technologies for fuel production for high-temperature reactors classified as IV generation reactor systems. NUKEM Technologies took part in the South African PBMR development project and provided the basic and detailed design of production technologies for fuel to be used in pebble-bed reactor.


70

compressible/non-compressible wastes), combustion, high-pressure pressing, cementing. Sorting is also performed for long-lived high-level wastes that are subject to interim storage at Chernobyl nuclear power plant. Finally, the conditioned solid wastes are packaged in casks for permanent storage. Within the scope of this project, NUKEM Technologies handed over a near-surface repository to Technocenter in late 2007. This repository is intended for storage of short-lived radioactive wastes from Chernobyl after their pre-conditioning. VEKTOR repository is located at the distance of 17 km from the nuclear power plant. Its storage capacity is 55,000 m3 of reprocessed wastes. The repository provides for radiation monitoring for a period of 300 years after their disposal.

№2 №3

2013

Chernobyl NPP, Ukraine

NUKEM Technologies also offers innovative solutions for reprocessing of industrial wastes within the project for construction of new nuclear power plants. The approach for radioactive waste management has been completely reconsidered not only during operation of nuclear power plants, but also during design of VVER project. The on-site storage of solid radioactive wastes is replaced now with reprocessing of wastes of different categories produced during operation. Conditioning of wastes for interim or permanent storage, as well as optimization of storage capacities are key factors when marketing reactor technologies in overseas markets.

Competency in Spent Fuel Management Spent fuel management is another key activity of NUKEM Technologies.. This includes development of various storage concepts, handling equipment and technologies for the radiological characterization of spent fuel assemblies. NUKEM Technologies has recently completed the project for development of spent fuel storage facility for Kozloduy nuclear power plant (Bulgaria) built in consortium with GNS Gesellschaft für Nuklear-Service mbH. This facility is intended for safe disposal of spent fuel discharged from six power units. The division of works within the consortium was as follows: GNS supplied CONSTOR containers, whilst NUKEM


Technologies was involved in design and construction of storage premises and was responsible for providing transport facilities on site. The project was financed by the International Decommissioning Support Fund managed by the European Bank for Reconstruction and Development (EBRD). The facility is designed to store spent fuel for at least 50 years. The safety appliances and valves comply with the current codes and standards established by the European Union and Bulgaria. The facility was officially launched in May 2011.

71

практики

Kozloduy NPP, Bulgaria

Decommissioning competencies Decommissioning and dismantling of nuclear facilities is a sophisticated task that demands comprehensive know-how in the field of technologies and licensing right. It assumes the development of extensive and customised solutions. The most recent example in the field of decommissioning and dismantling of nuclear facility is a project implemented by NUKEM Technologies together with its French consortium

Design Waste Treatment Center


72

Brennilis is a nuclear power plant located in the commune of Brennilis in Finistère, France. The nuclear power plant had one heavy-water moderated gas-cooled reactor (HWGCR) with output power of 70 MWe. Commissioning: 1967 Decomissioning: 1985 Current status: plant dismantling

â&#x201E;&#x2013;2 â&#x201E;&#x2013;3

2013

The cost of decommissioning is currently estimated to be EUR 482 million that exceeds the initial estimates.

partner. The remote dismantling of Brennilis in the province of Brittany is one of the first decommissioning projects for the French nuclear power plants of the first generation. This project will make it possible to gain a valuable experience needed for future decommissioning projects implemented in France and in other countries. The project involves disassembly of the reactor pressure vessel with its core internals and peripheral systems, as well as the dismantling and removal of its biological shield. As with most first-generation reactors, subsequent dismantling was not considered at the Brennilis construction phase. Therefore, the project-related technical challenges were not only due to high radiation but also due to extremely complex design of its components. The engineers from NUKEM Technologies have developed the solutions that have never been applied before. To ensure efficient and safe remote dismantling, all decommissioning tools and appliances are tested at test bench that simulates the actual project conditions in terms of dimensions and material properties. Moreover, the project has to be implemented with emphasis on reduction of quantity of the produced radioactive waste as low as possible. Brennilis NPP, France


73

практики

THREE QUESTIONS TO EXPERT

Ulf Kutscher, Chairman of the Executive Management Board of NUKEM Technologies GmbH – Mr. Kutscher, Germany has decided to withdraw from its nuclear energy program. How do you feel that your domestic market will just disappear?

fully competent in. We offer proven and innovative technologies for radioactive waste management from sorting to reprocessing.

– It is true that Germany will phase out nuclear power by 2022. Yet it does not mean that our domestic market should disappear. Nowadays we can see the prospects for decommissioning of the old German nuclear power plants that will last for many decades to come. Besides, NUKEM Technologies implements projects not only in Germany, but also in many countries all over the world.

– How do you view NUKEM Technologies' perspectives for the future?

– Tell us about company's competency in construction of new nuclear power plants.

– NUKEM Technologies takes a leading position in such fields as decommissioning of nuclear facilities, disposal of radioactive wastes and spent fuel management. Moreover, our step-by-step integration into Rosatom, leads to the increase in the number of jointly implemented projects for decommissioning of old nuclear facilities and construction of new ones.

– The radioactive waste management procedure has changed significantly over the last years. If in previous years the radioactive wastes were simply collected on site and nobody cared much what should be done further, today the radwaste disposal concepts are developed at the design stage. And this is area NUKEM Technologies is

Our company has been integrated into Rosatom State Corporation since 2009. That means we have a strategic investor who understands our demands and provides support for further strategic development. This includes the development of new activities, such as project management services for the concern entities.


74

State Policy on Radioactive Waste Management RAW Program in the Russian Federation

{

The Program is aimed at maintaining sustainable development and competitive ability of the nuclear industry in the world market The Program is targeted to reach the level

• creation of regional complexes for

• negative impact of additional financial

of the best world practices within 15-18

preparation of RAW for disposal;

stress on economic activity indicators of

yrs, including:

• enrichment technology engineering;

enterprises;

• complete solidification, conditioning

• implementation of projects (including

• untimely decision on placement of

and disposal of all types of RAW in all

the ones on extraction of disposed RAW

disposal points;

enterprises of the industry (country);

and disposal of specific RAW);

• forced creation of excessive storage

•carrying out of top-priority works on conservation

of

accumulated

RAW,

2013

capacities for RAW which are ready for Possible risks:

disposal (in cases when there are delays

including all near-surface storages of

the

with creation of disposal points) and/or

LRW, except for TRC (Techensky reservoir

components of the RAW Management

storage capacities for non-conditioned

cascade)

USS (for example, disposal points, RAW

RAW (in cases of untimely development of

• TRC is switched to water level

transportation and logistics system);

RAW processing capacities);

management per safe marking.

• non-balanced development of RAW

• forced closing up of LRW pumping;

processing capacities;

• fast growth of legacy obligations due to

The purpose of the RAW Management Program is to establish a technically modern, economically efficient and ecologically secure system of RAW management by means of evolutionary development of RAW management infrastructure facilities, including disposal points, RAW processing technologies, and creation of a market of RAW management services.

non-availability

of

one

of

Estimated dynamics of loading of storage facilities with solid radioactive waste By ROSATOM State Corporation

Specific strategic purposes are: • creation of a Unified State System of RAW;

№3

Create: Denis Morozov

• creation of transparent economy of RAW management; • solving legacy problems;

n If no additional RAW processing capacities are commissioned, the storages will be full by 2002 n If additional RAW processing capacities are commissioned and RAW volume is lowered, the storages will be full by 2037 n From 2020, the volume of RAW disposal will be equal to the volume of RAW produced by industry enterprises n By 2025, the RAW management system will be loaded at the level of 2013, the process of RAW disposal from the storages will take place


75

unreasonable marking of a considerable

программы

n The development of the FTP NRB-2

n Not less than 80% of RAW is

volume of accumulated RAW as ready for

for the period up to 2025 is completed.

conditioned

disposal.

n The decisions on placement of 3 RAW

acceptance criteria.

disposal points are made.

n The content of the directions and

and

packed

under

the

The terms for implementation of the

In 2015:

planned events on technology and

n The first stage of developing of the

infrastructure development – by 2030.

RAW Management USS is completed.

In the period 2025-2030, the Program

All regulatory acts required for the

In 2025:

shall be reconsidered in part of RAW

RAW Management USS are in force.

n All systems of the RAW Management

management from SNF processing,

On enterprises, RAW and LLRAW are

USS are functioning, including a deep-

based on the results of working on the

separated.

earth disposal point.

new technological platform.

performed according to the simplified

n Not less than 10 regional RAW

procedures. Not less than 35% of RAW

processing centers are functioning.

is conditioned and packed under the

n Not less than 100% of RAW is

acceptance criteria.

conditioned

Program Directions:

ONRAW

management

is

events of the Program for the period of 2020-2030 are specified.

and

packed

under

the

The Program stipulates the following

n The RAW Register and RAW Storage

acceptance criteria.

directions of activities:

Register are created.

n The FTP NRB-3 is developed and

• completion of the first stage of creation

n The works on designing of RAW

approved.

of a Unified State System of RAW

processing capacities for the period up to

Management;

2023 are completed.

• works on solving the issues of nuclear

n The

legacy in part of RAW management;

accumulated

specified and synchronized with FTP

technology

and

infrastructure

plans

of

RAW

enterprises

on

management

are

Effect of Implementing оf the Program for Creation of the RAW Management USS

development;

NRB-2.

• financial optimization;

n The events of Directions 1-5 of the

Implementation of the Program will

• development of social acceptance of

Program for the period 2016-2020 are

allow, in short term:

RAW management activities;

specified.

• breaking negative tendencies in the

Program Implementation and Details: Key Stages

In 2016:

sphere of RAW management leading to

n The packaging of a typical range are

its accumulation;

licensed and manufactured.

• exclude a possibility of assessing the

n The pilot transportation of RAW to the

Russian export nuclear technologies as

In the course of implementation of the

places of future disposal start.

ones with no back-end;

Program, certain stage results are

n Not less than 10 regional RAW

achieved, including:

processing centers are functioning.

transitional period at the expense of

In 2013:

minimize

actual

costs

in

the

netting the requirements of the RAW

n The plans for creation of RAW

In 2017:

processing capacities and establishment

n The industry transportation system

the industry enterprises (technological,

of regional RAW processing centers have

capable of growing capacity of RAW

organizational, financial);

been specified and synchronized.

transportation

• make a practical demonstration of

n The development of a special reserve

disposal is established.

for

processing

and

Management USS and capabilities of

dealing with problems accumulated in

fund of ROSATOM State Corporation for

In 2018:

RAW disposal has started; the Investment

n The RAW disposal at the newly

• lower costs of enterprises on storage

Program of a National Operator for RAW

created disposal points starts.

of accumulated RAW;

management is being implemented.

n The dumping of LRW into near-

increase

surface water bodies – storages of LRW

high-skilled staff into implementation

at PA Mayak FSMC ends.

of the new ways to manage RAW.

In 2014: n Based on the results of the initial

system

of

In 2020:

registration, the list of facilities with

n The

accumulated RAW and the nature of

management is defined.

spent

future works (disposal or conservation) is

n Not less than 5 regional RAW

defined.

processing centers are functioning.

the sphere of NRB;

employment

by

engaging

source See additional information www.NuclearSafety.ru


76

Planning and Efficient Management of Decommissioning Projects

Photo: IAEA

â&#x201E;&#x2013;3

2013

{

Author: Denis Morozov

D

ecommissioning of nuclear facilities is now an industrial scale activity. The development of uniform decommissioning information systems within the Integrated Management System (IMS) for Decommissioning of Nuclear Facilities will let ROSATOM ensure an efficient management of engineering, organizational and economic aspects of decommissioning process.


77

инфосистемы

Integrated Management System (IMS) for Decommissioning of Nuclear Facilities is a multi-level distributed information system that ensures an efficient management of decommissioning project and integrates the necessary scope of engineering and technical information encompassing all decommissioning aspects and applicable for each nuclear facility or group of facilities. IMS ensures access to information for all participants involved in decommissioning, as well as exchange of technologies and experience in decommissioning between all companies integrated in ROSATOM State Atomic Energy Corporation.

Within the frame of the Federal Target Program «Nuclear and Radiation Safety in 2008 and until 2015» (FTP NRS), the following has been achieved:

In accordance with the long-term program of ROSATOM State Atomic Energy Corporation (Decree No. 705 of the RF Government dated 20 September 2008), the following shall be solved: • Step-by-step solution of the inherited problems in the field of decommissioning of nuclear facilities • Establishment and assurance of Integrated Management System for Decommissioning of Nuclear Facilities that makes it possible to decommission nuclear facilities with no design solutions for decommissioning provided • Introduction of advanced methods for decommissioning project management at all stages of corporate structures related to decommissioning of nuclear facilities, establishment of mechanisms for exchange of experience, technologies, and methods of decommissioning.

188 nuclear facilities prepared for decommissioning

The purpose of Integrated Management System includes as follows: • Provide long-term corporate planning of decommissioning works • Collect and keep knowledge, and ensure its efficient management to implement the final stages of decommissioning of nuclear facilities • Ensure safety during decommissioning of nuclear facilities • Reduce costs during decommissioning of nuclear facilities • Create and develop the market of engineering services in the field of decommissioning and export of technologies. The main objectives of Integrated Management System are as follows: • Introduce modern management methods for decommissioning project at all levels • Collect and systematize the experience in decommissioning in order to properly estimate temporal, financial, and resource costs for implementation of future decommissioning projects • Provide information support for planning, design and implementation of decommissioning works, including works during comprehensive engineering and radiation safety audit, development of decommissioning concepts, programs, projects • Collect and keep engineering and technical information providing means of representation, content and structure of nuclear facilities based on use of three dimensional engineering models and approved data transfer formats to other participants involved in decommissioning at different life cycle stages • Create viable opportunities for the exchange of experience, technologies and methods of decommissioning between operators and design bureaus, engineering companies.

42 nuclear facilities decommissioned 1,482,000 sq. m. of contaminated area rehabilitated. The Federal Target Program «Nuclear and Radiation Safety in 20152020» (FTP NRS-2) being under development considers decommissioning of nuclear facilities as a separate activity. Based on the information provided by ROSATOM


78

IMS Structure. IMS Levels Integrated Management System (IMS) for Decommissioning of Nuclear Facilities shall be created in the form of interconnected three-level information system. IMS levels include as follows: • Corporate level that includes ROSATOM central office and departments, Atomenergoprom managing structures acting as decommissioning customers and participants and involved in decommissioning supervision. • Integrated level that assumes accumulation of engineering and process information on the main aspects of decommissioning of facilities of the same group. • Local level that assumes direct information support for planning, engineering, and implementation of engineering and other works related to decommissioning of nuclear facilities. Organizational volume implementation The IMS corporate level (hereinafter referred to as Systems) shall be adopted at the following structural departments and divisions: • Directorate of Decommissioning of Nuclear Facilities of ROSATOM State Corporation • Federal Centre for Nuclear and Radiation Safety, managing company of back-end management division of ROSATOM State Corporation

• Entities and subordinated companies of ROSATOM State Corporation, as well as their subsidiaries (access to proprietary information). • Internet users (open access information). List of subsystems The System consists of the following subsystems: • Data bank of facilities subject to decommissioning • Decommissioning planning and supervision • Decommissioning electronic document management and record keeping • Database of decommissioning technologies • Estimation of decommissioning of power facilities • Decommissioning GIS data representation • Expert information portal The data bank of facilities subject to decommissioning uses the interfaces for data exchange with information system of state control and supervision of radioactive substances and radioactive wastes in terms of storage and reprocessing facilities (classification, activity, geographical position, storage capacity, reprocessing capacity) that is required for planning of decommissioning activities and transfer of data regarding the actual and estimated radwaste quantity. As of today, P-BS1-2 Project for information system of state control and supervision of radioactive substances and radioactive wastes has been developed. The possibility and format of integration are being detailed.

№3

2013

General structure of IMS Corporate Level and interfaced systems

By ROSATOM SC


79

инфосистемы

Approval of System Conceptual Design Description of basic functions of IMS Corporate Level Description of subsystem Data bank of facilities subject to decommissioning

Description of function of subsystems

Purpose of subsystem

Collection and representation of the data on facilities subject to decommissioning, including:

Acts as basic subsystem contains all registers, references and classifiers in the field of decommissioning.

• register of nuclear and radiation hazardous facilities and contaminated areas with relevant engineering and technical information • register of state contracts for decommissioning • register of FTP NRS activities

Decommissioning planning and control

Storing and collecting the critical data on decommissioning of nuclear facilities

• Russian general classifiers and regulatory and reference information, etc.

Forming the basis to establish the unified data network in the field of decommissioning of nuclear facilities

• Functionality to prioritize nuclear facilities and decommissioning projects in terms of nuclear and radiation safety

Information support of management decisionmaking process in the field of decommissioning

• Optional planning of strategic programs in the field of decommissioning • Development, modelling and amendment of strategic (perspective) decommissioning plan

Planning, development and supervision of strategic program fulfilment in the field of decommissioning

• Development of proposals for decommissioning activities Description of subsystem

Description of function of subsystems

Purpose of subsystem

Decommissioning electronic document management and record keeping

Generation of electronic document archive for decommissioning projects

Designed to enhance operation efficiency by fast access to documents by means of classifiers, libraries, and search (by attribute content and mark)

Estimation of decommissioning of power facilities

Provides information on the costs of performed decommissioning activities at different angles, as well as information on decommissioning cost estimation based on cost estimation procedures or comparison.

Provides preliminary cost estimation for decommissioning and rehabilitation projects at early stages of planning during development of strategic decommissioning programs

Database of decommissioning technologies

Designed to collect the data on technologies of decommissioning in terms of methods, procedures and costs of application, as well as on locations where such technologies are to be applied

Provides possibility to select the most optimal technology to perform decommissioning activities Aimed at foundation of knowledge base in the applicable field


Description of subsystem Decommissioning GIS data representation

Expert information portal

80 Description of function of subsystems Present charts for representation of data on nuclear and radiation hazardous facilities, control area and sanitary protection zone of nuclear facilities, communities located nearby nuclear facilities, review of nuclear facility arrangement Ensures following functions: • Information support of participants involved in decommissioning, i.e. companies, suppliers and consumers of services, expert community, other concerned parties in the field of decommissioning of nuclear facilities • Publication of information regarding technologies from the database of decommissioning technologies

Information Management Portal

Creation, editing, display, management and search of subsystem data using different interface solutions

Purpose of subsystem Provides information support of decommissioning management decision-making process by generating analytical reports and performing GIS analysis Designed to form open-access data resource to collect and use the information on decommissioning of nuclear facilities and rehabilitation of contaminated area, as well as information on special decommissioning technologies Ensures management of all subsystems using single user interface

By ROSATOM SC

Svetlana Sedunova, Head of Industrial Automation Projects, Greenatom JSC, ROSATOM Common Service Centre

№3

2013

«At this stage the Project Team involving the experts in the field of decommissioning has performed the detailed analysis in the present context and collected a huge amount of information on the current processes. The collected data have provided the basis for the Integrated Management System for Decommissioning of Nuclear Facilities being developed today. These data has make it possible to defined the application environment, describe business processes, establish the functional requirements, and provide for the proposals for automated business processes. The project team that involves the representatives of IMS customers and contractors had to work in quite difficult conditions at the stage of business engineering of Integrated Management System (IMS) for Decommissioning of Nuclear Facilities. This was due to many different reasons that had a significant impact on the development of this management system. The most difficult part was establishing the requirements for the developed management system. This was due to the fact that the processes in the field of decommissioning are

currently being in its infancy (i.e. there are no classification or regulatory framework available so far). Another significant impact on the IMS development is deemed to be the fact that this system will be part of the ROSATOM corporate information system, i.e. all requirements for the corporate IT systems are to be considered in its design. In this regard, during the system design the Contractor together with the experts of Greenatom IT centre had to pay much attention to the issues related to integration of IMS with other corporate information systems. Therefore, it was necessary to deeply analyse the functional scope of different information systems in order to avoid repetition of works. It was also necessary to ensure a single input of the data stored in different systems to ensure their consistency. All the above have stipulated additional requirements and demanded many factors to be considered».

Innokentiy Linge, Directorate of Decommissioning of Nuclear Facilities of ROSATOM State Corporation System business logic «The main problem of this project that is, however, typical for automation projects in companies with no structured control system is that there is no established decision model


and management, or, in other words, it has an incomplete business structure. The unavailability of organizational and administrative documents, decision model or established decommissioning management practice has become a huge problem during inspection of the customer. The analysis of business processes and definition of decommissioning domain logic have been performed within IT Project in cooperation with end customer, first of all, with ROSATOM middle management that is responsible for decommissioning of nuclear facilities (i.e. Directorate of Decommissioning of Nuclear Facilities). It should be noted here that, despite the analysis of the business processes that are automated or involved in automation of Directorate of Decommissioning of Nuclear Facilities, an important risk for further operation of CMS Corporate Level acting as an information system to support management decisions is deemed to be a stability of business logic defined in the system. The end customer of information system within the IT project has adopted this risk of the change of the System business logic».

81

Тема номера инфосистемы


82

Solution of Current Problems in Design of Decommissioning of Nuclear Facilities

â&#x201E;&#x2013;2 â&#x201E;&#x2013;3

2013

{

Author: Denis Morozov

Photo: IAEA

R

OSATOM State Corporation has hosted a panel discussion that has reviewed the problems arising due to amendment of the requirements for the development and content of design and estimate documentation for nuclear facility decommissioning.


The main issues to be solved have been addressed by experts from ROSATOM State Corporation, as well as from such companies as Research Centre for Nuclear and Radiation Safety, All Russia Scientific Research Institute for Nuclear Power Plant Operation (VNIIAES), Nuclear Safety Institute of the Russian Academy of Sciences (IBRAE), RAOPROJECT, All-Russia Scientific Research and Design Institute of Power Engineering Technology (VNIPIET), ROSOTSENKA, Pilot Demonstration Centre for Decommissioning of Graphite-Uranium Reactors, Research & Development Institute of Power Engineering (NIKIET), ECOMET-S, TVEL, and Central Design and Process Institute. These issues include as follows:

n List of tasks and projects required for efficient planning, development of nuclear facility decommissioning projects, decommissioning cost estimation and decommissioning management,

n Problems of development, approval, and expert review of design and estimate documentation for nuclear facility decommissioning.

RESULTS: According to the results of panel discussion, there has been established and presented the project for the development of industry-related codes and organisational and administrative documents for cost estimation and accounting for decommissioning and rehabilitation of contaminated area and radioactive waste management. This project is aimed at establishing a unified industry-related classifier of decommissioning works and reference document of industry-related unit prices for nuclear facility decommissioning and rehabilitation of contaminated area. Currently this project is being approved by the Director for Public Policy, on RAW, SNF Management, and Nuclear Decommissioning, ROSATOM to present for the review by Investment Committee of ROSATOM State Corporation. Besides, there has been established an interagency workshop for preparation of proposals to enhance the legislation of the Russian Federation in terms of nuclear facility decommissioning.

Vladimir Zimin, Head of the Research & Development Centre for Nuclear Power Plant Decommissioning, VNIIAES OJSC Decommissioning Planning Systems «Decommissioning planning actually starts five years before the reactor is permanently shut down. However, according to the modern IAEA considerations, there shall be a thorough and clearly organized planning provided at all stages of NPP life cycle to facilitate further decommissioning activities. All around the globe the continuous planning of decommissioning at all stages of a life cycle of either a particular power unit or nuclear power plant in the whole is based on the established decommissioning plans that are unavailable so far in the Russian practice.

83

законы

Amendment of the requirements for the scope and content of nuclear facility decommissioning projects is necessary for two reasons, i.e. to ensure compliance with the Russian laws and development of efficient decommissioning management system. Introduction of industrial unit prices for decommissioning works, radioactive waste management and rehabilitation of contaminated area will make it possible to avoid mistakes in cost estimation of the works to be performed by approximately 40%.


84 Decommissioning plan According to Federal Law No. FZ-170, decommissioning planning should be performed for each power unit starting from its design. Subsequently, with due account of the site conditions there shall be introduced the Decommissioning Plan that will replace the current documents and be subject to modification at each stage of NPP life cycle (i.e. design, operation, decommissioning). The decommissioning plan is essential to keep preparation for decommissioning and decommissioning itself constantly updated considering the available rules, legal framework, technology and scientific knowledge in the field of nuclear power use, as well as considering the state of power unit and availability of financial resources in the special fund».

Alexander Sobko, General Director of RAOPROJECT «The back-end management shall ensure proper environment of nuclear facility after it has been decommissioned. It assumes either a closedown of nuclear facility or ensuring such a state that prevents any nuclear or radiation hazard whatsoever. A success in nuclear power development in general is much dependant on the possibility to forecast the actual costs related to decommissioning. Today, there has been established a procedural framework aimed at providing the detailed cost estimation for decommissioning, radioactive waste management, and rehabilitation of contaminated area. There has also been defined a list of works with their cost breakdown as a function of the selected decommissioning and rehabilitation concept to allow for the detailed cost estimation for decommissioning, radioactive waste management, and rehabilitation of contaminated area. Decommissioning cost estimation should be developed further by detailing specific types of activities associated with decommissioning, as well as cost estimation of particular operations that are unavailable in the applicable reference documents. This is an extremely difficult activity that requires a huge number of specialists to be involved including process engineers, designers, economists, budget officers, production team, construction team, and Rostechnadzor representatives. As a result of this activity there will be established a unified classifier of decommissioning works and reference document of decommissioning and rehabilitation unit prices to be used for decommissioning design».

2013

Valery Bochkarev, Head of Radiation Safety Department, Research Centre for Nuclear and Radiation Safety «The issues that have been addressed at the panel discussion are of great importance, first of all, to understand the particulars of decommissioning of nuclear facilities

№2 №3

in terms of development of documents establishing the decommissioning procedures and its difference from the development of design documentation intended for construction, retrofit of capital structures and their parts, and major overhaul under the Town Planning Code of the Russian Federation.


The experts who have taken part in the panel discussion are at one in thinking that, according to Decree No. 87 of the RF Government, the content of the design documentation and requirements for its content are not applicable for the design documentation developed for decommissioning of nuclear facilities. Nevertheless, it has been noted that there are no codes and standards so far that contain the unified requirements for decommissioning process. The development of these requirements shall be deemed as one of the main activities aimed at enhancing the legal framework in terms of decommissioning. I find it more reasonable to develop the mandatory requirements for the scope and content of design documentation for decommissioning in the frame of the Federal Codes in the field of nuclear power use. However, some provisions can be given in detail in the corresponding Safety Guides for the use of nuclear power. This will guide towards the compliance with the mandatory requirements for the scope and content of design documentation for decommissioning, as well as towards the fulfilment of differentiated approach for the development of decommissioning project as a function of nuclear facility complexity, specifics and level of nuclear and radiation hazard considering the scope of engineering and radiation survey, which results are the basis for the development of design documentation for decommissioning with due account of differentiated approach. It may result in establishment of some unified classifiers of works for preparation for decommissioning and decommissioning of nuclear and radiation hazardous facilities. Such document can be developed with due account of the international experience, e.g. experience obtained by OECD Nuclear Energy Agency (NEA) and International Structure for Decommissioning Costing (ISDC)».

85

законы


86

Federal Law on SNF Handling S

pent nuclear fuel is a unique material that is inevitably produced when operating any nuclear reactor. And since Russia does not intend to stop using nuclear power, nuclear medicine, etc., we will have to deal with SNF. Spent nuclear fuel (SNF) is a valuable product. It contains a lot of

This is how we now have in Russia the SNF owned by legal

valuable isotopes that have great potential for the nuclear energy

entities (not the state).

system. The rate of return in regard to extracting isotopes from SNF is increasing every year, with the value of SNF increasing

Therefore, the approach to managing SNF handling has

accordingly. However, SNF is also a hazardous product with

changed greatly: it used to be the prerogative of the state but

fission products, cesium, cobalt and other sources of radiation

now the SNF producer (owner) is supposed to think how to

making it heavy to handle. It both, it emits radiation and produces

handle SNF and how to finance packing, transporting, storing

heat, and also produces hydrogen if stored in water.

and processing of SNF. Furthermore, the Russian legislature currently has only one provision concerning SNF handling

The combination of these properties makes SNF handling a most

(Federal Law 188-FZ dated 02.07.2013, Article 15, section 1,

difficult task that involves developing and establishing elaborate

clause 11): The State Corporation for Atomic Energy ROSATOM,

procedures.

for the purposes stipulated by this Federal Law, shall manage spent nuclear fuel and radioactive wastes including their

As a rule, SNF has been owned by the state in the USSR and

disposal.

Russia. However, Federal Law 13-FZ «On the Specifics of

restated Article 5 of Federal Law 170-FZ «On the Use of Atomic

Fortunately, there are not so many SNF producers in Russia today: first of all, it is Rosenergoatom Concern OJSC (97% of production) as well as research institutes, icebreaker fleet and the military-maritime feet. All of them

Energy» to read as follows: «Nuclear materials can be owned

are, to a certain extent, controlled by the state and perform their

by the state or legal entities... The right of ownership for the

activities in compliance with the established rules approved

property specified in this article shall be granted and terminated

by the state administrative body (State Corporation for Atomic

on the grounds provided for in the civil legislation».

Energy ROSATOM). If this were not the case, one can easily

Management and Handling of Assets and Shares of the Organizations Performing Activities in the Field of Nuclear

№3

2013

Energy and on Making Amendments in Some Legal Acts of the Russian Federation» came into effect on February 5, 2007 and


87

законы

imagine the chaos in the SNF handling sphere: one producer

And finally, Russian nuclear fuel cycle enterprises operate in

may decide to build a processing plant and other producers may

an open market environment planning their long-term profit

start burying SNF or pack it in dry containers and store them

and loss. In order to ensure their effective performance, the

at the site. Also there is a quite possible situation when nobody

basic rules of the game are required: allowable SNF handling

does anything in regard to SNF handling: waiting for some new

methods, tariffs, guarantees, etc. It is even more important for

cost effective technology solutions to be developed, SNF will be

the Russian enterprises entering the international market: the

stored in SNF pools, corrode and decay.

striking difference between the elaborate rules being in effect «there» and there being no rules «here» can have an adverse

Moreover, the principles of environmental compliance and

impact on economy, on environment and on safety.

enforcement have been changed, they now being the primary objective of any SNF activity. Any large-scale SNF activity is subject to long-term risks analysis, approval by the state

All the said above suggests that Russia needs the Federal Law on SNF handling.

{

environmental expert board and public debate. Otherwise it will not be allowed. n Federal Law «On the Use of Nuclear

with this number of documents, but in

Energy» (No. 170-FZ dated 21.11.1995)

general it is possible. The need for the

n Federal Law «On the Radiological

Federal Law on SNF handling is driven, in

Safety of the Population» (No. 3-FZ dated

my opinion, by another reason. In the first

09.01.1996)

place, SNF handling must be predictable.

n Federal

Law

Epidemiological

Mikhail Baryshnikov,

Head of Project Office «Development of the SNF Management System», State Atomic Energy Corporation ROSATOM

«W

e can say that Russia

By Editor

«On

Sanitary

Well-Being

of

and

Even before the nuclear fuel is loaded

the

into the reactor, we should know what

Population» (No. 52-FZ dated 30.03.1999)

will happen after it is removed from the

n Federal Law «On Special Ecological

reactor: where it will be conditioned,

Programs of Rehabilitation of the Soil

whether it will be sent directly for

subject to Radioactive Contamination»

processing or for storage, how long it

(No. 92-FZ dated 10.07.2001)

will be stored, how it will be processed,

n Federal

where it will take place, how the products

Law

«On

Environmental

Protection» (No. 7-FZ dated 10.01.2002)

derived after processing will be used, etc.

Apart from the federal laws, there are

This rule will make it possible for us to

government decrees regulating certain

avoid the problems similar to those that we

aspects of SNF handling: for example,

are trying to resolve now in regard to SNF

the issue of SNF import is addressed

of Beloyarsk and Bilibinsk NPP and SNF

in Government Decrees No. 421 dated

of some transport nuclear installations:

14.06.2002, No. 418 dated 11.07.2003, No.

this fuel has outlived its useful life and

587 dated 22.09.2003 and No. 588 dated

does not earn profit any longer, but we

22.09.2003.

are trying to find the solution what to do

does not have the legal

with it and developing the methods for its

framework in regard to

In addition, there are intergovernmental

SNF handling. In the absence of the single

agreements on SNF import that specify

law, the SNF handling principles are

the terms and conditions for cooperation

In order to avoid such situations in the

stipulated in «indirect» federal laws:

with each of the partner states in the

future, it is necessary to formalize the

n Federal Law «On the State Corporation

sphere of SNF handling.

SNF handling procedure in the legislation

for Atomic Energy ROSATOM» (No. 317-FZ dated 01.12.2007)

transportation and processing only now.

»

and prohibit to use the fuel, for which such Indeed, it is not quite convenient to work

procedure was not developed.


88

Unique Transportation of SNF from Bilibino NPP A

№3

2013

program has been developed to prepare transportation of SNF to ensure the end of operation of Bilibino NPP, which is located in the permafrost zone, limiting the options available for transportation of SNF.

{

The design lifetime of Bilibino NPP units with EGP-6 graphite-water reactors, commissioned in 1974-1976, was 30 years. Due to relevant measures, the term in commission of Units 1-4 of Bilibino NPP was prolonged up to 2019-2020. The design of Bilibino NPP did not provide for any technology and transportation means to move radiated fuel assembly (RFA) within the plant territory or remove SNF from the plant territory. Currently, the key option to manage RFA is long-term «dry» storage within the plant territory in the existing cooling ponds. According to the Order by ROSATOM SC dated 7.12.2012 №1/1175-P «On final concept of SNF management at Bilibino NPP», the final stage of managing SNF from EGP-6 is radiochemical processing. The processing will be carried out at the PA Mayak FSMC radiochemical plant in the section for stripping and penalling (SPS) which is currently being created. SPS is planned to be commissioned in 2016. Processing of SNF from Bilibino NPP will start after processing of SNF from the AMB reactors (up to 2021) and corresponding modernization of the SPS equipment from 2023. To ensure SNF transportation from the plant territory of the plant units required to be removed from operation, it is necessary to develop new equipment and technologies to manage RFA and RAW produced in the result.

Create: Varvara Nefedieva

To get ready for transportation of accumulated SNF from the reactors EGP-6 to remove Bilibino NPP from operation, it is necessary to solve the following issues:

Based on the Project Office «Development of the SNF Management System» at ROSATOM State Corporation

1 Develop and manufacture the required number of containers for transportation and packaging (TPC) to transport SNF of EGP-6; service equipment to manage TPC during the transportation.


89

программы

Financing for the program is assumed by the Federal Budget and Rosenergoatom Concern, OJSC 2 Develop the design and working documentation for building of land preparation canisters and reconstructing the central hall; develop a technology and equipment; prove safety of the above. Get a favorable conclusion from the State Expert Evaluation Department. 3 Build IPA and reconstruct the CH of Bilibino NPP; install, setup and commission technological equipment of the complex cutting and installation SNF canister. 4 Prepare the infrastructure of PA Mayak FSMC, including the infrastructure to manage RAW. 5 Prepare the infrastructure to transport SNF of EGP-6, including: n construction of a road to Keperveyem Airport; n modernization of Keperveyem Airport to land heavy planes; n construction (if necessary) of reloading points and equipping them with the required mechanisms and systems; n purchase (creation, if necessary) of transportation means for TPC. 6 Prepare RFA of EGP-6 at Bilibino NPP for transportation; transport them from Bilibino NPP to PA Mayak FSMC and carry out radiochemical processing of SNF.

Bilibino NPP Photo: ROSATOM Communications Department

Bilibino NPP was built in 19741976, and consists of 4 units EGP6, NPP rated electric power – 48 MWt. The NPP makes about 80% of electric power produced in the isolated Chaun-Bilibino power system and is the single option for heat supply of Bilibino. Location: Chukotsky Autonomous Region, distance to the satellite city (Bilibino) – 4.5 km; to the regional administrative center (Anadyr) – 610 km. The working lifetime of Units 1-4 of Bilibino NPP has been prolonged up to 2019-2020.


{

Create: Denis Morozov Based on the Project Office «Development of the SNF Management System» at ROSATOM State Corporation

90

ROSATOM Resolves Issues of the Accumulation and Processing of Spent Nuclear Fuel

T

he development of nuclear power generation with a closed nuclear fuel cycle is the strategic direction being taken by the ROSATOM State Corporation. This is conditional both upon the need to increase the efficiency of use of natural uranium by including fast neutron reactors with fuel reprocessing in the structure of nuclear power-generating structures and upon the need to reduce the amounts of spent nuclear fuel that is retained. In October 2013, a joint meeting took place at ROSATOM State Corporation of topical science and engineering councils No. 1 – Nuclear Power Generating Installations and Atomic Power Stations, No. 5 – Back End Stage of the Nuclear Fuel Cycle, and No. 8 – New Technological Platform of Atomic Power Generation; this meeting was dedicated to questions of recycling fissile material in thermal reactors (repeated recycling of REMIX fuel) with the goal of resolving the issue of accumulation of spent nuclear fuel.

№2 №3

2013

Primary conclusions:

Balakovo NPP Photo: ROSATOM Department

The components of a nuclear power-generating structure: reactors, which generate energy and reprocess fuel, and elements of the structure of the nuclear fuel cycle – storage, processing, production of fuel, and handling of radioactive waste – are closely tied by physical, technological and economic indicators. The priority departmental task is creation of an optimal linked structure for nuclear power-generating capacity and the closed nuclear cycle on the basis of the development and implementation of new reactor technologies, technologies for the processing of spent nuclear fuel and production of mixed uranium-plutonium fuel and its utilization in fast neutron and


thermal power-generating reactors. The search for and analysis of optimal variants for the realization of this strategic direction, the development of nuclear power generation with both thermal and fast neutron reactors and with a closed nuclear fuel cycle, is a top-priority goal. One of the variants for closing the nuclear fuel cycle is the concept of utilizing REMIX fuel, developed by the V.G. Khlopin Radium Institute together with the Kurchatov Institute National Research Center, which proposes both using a scheme for processing spent nuclear fuel from Voda Voda Energo Reactors without fission of uranium and plutonium and also simultaneously using isolated dioxides as one of the components of the fuel composition.

Decision of the Scientific and Engineering Council: To recommend to the Director on State Policy in the field of radioactive waste, spent nuclear fuel and nuclear decommissioning of ROSATOM State Corporation and JSC Rosenergoatom and JSC TVEL, that there be developed and implemented a program for the scientific research of technologies for processing spent nuclear fuel and verification of the usability of REMIX fuel, as well as for scientific issues that need to be worked out, which were voiced in the process of the meeting of the scientific and engineering councils.

ROSATOM State Corporation

91

Тема номера


{

92

Create: Sergey Panov

Fotos: IAEA, ROSATOM

â&#x201E;&#x2013;3

2013

Global Trends in Spent Fuel Management

A

ccording to IAEA estimates, by 2020 the total amount of stored (i.e. not reprocessed) spent fuel generated worldwide will be more than 300 000 tons what makes the problem of back end management of a much higher concern for all countries producing nuclear power.


Worldwide Options for spent fuel managment

By IAEA

Direct disposal of spent fuel (Sweden, Canada, USA* etc.) Direct disposal of spent fuel means storage of spent fuel for more than 40 years and its further disposal in underground repository. This option assumes setting up a state fund with regular contributions made by originators of spent fuel (i.e. NPP operators) on account of sold power. This fund will be used for financing all activities related to spent fuel management. Nowhere in the world this option has been fully implemented so far. The direct disposal of spent fuel includes the following stages: n Temporary storage of spent fuel n Transfer of spent fuel to interim spent fuel storage facility n Interim spent fuel storage n Drying, packaging and confinement of spent fuel n Disposal of casks in geological formations.

In recent years the USA have kept up their research and development in the field of spent fuel management (closed nuclear fuel cycle).

*

93

Тема номера


94

Swedish open nuclear fuel cycle (direct disposal of spent fuel) By SKB

Principles of Spent Fuel Management in Sweden

• As the Government of Sweden took the decision to phase back nuclear power in Sweden, it has developed and implemented KBS-3 Plan • Under this plan all spent fuel after 30-50 years of storage in centralized wet storage will be disposed in deep geological formation in special copper casks • Target spent fuel disposal time is 2022-2024

№3

2013

Reprocessing (France, UK, Russia, China, India, Japan*) Reprocessing means spent fuel regeneration (radiochemical reprocessing), reuse of uranium and plutonium in slow (single use) or fast (multiple use) reactors with further disposal of high-level long-lived wastes in the underground repository. It assumes that the originator of the spent fuel will cover all the expenses related to spent fuel management (transportation, storage and reprocessing) until it is transferred to specialized facility. The services on disposal of high-level wastes are covered additionally. The fission products are used for producing new (regenerated) fuel. The radiochemical reprocessing of spent fuel includes the following stages: n Temporary storage *

n Regeneration n Reuse of fission products in MOX-fuel (for thermal or fast reactors) or fuel assemblies with regenerated uranium n Spent MOX-fuel management (further reprocessing and reuse if it has been used in fast reactors or disposal after temporary storage if it has been used in thermal reactors) and fuel assemblies with regenerated uranium n Interim storage of high-level and intermediate-level wastes n Disposal of wastes in geological formations However, there is a need for more container transfer operations between nuclear fuel cycle facilities. It should be noted that only France, UK and Russia has the industrial practice of reprocessing spent fuel at their radiochemical plants. The technologies of spent fuel reprocessing are being also developed in Japan, India, and China.

Japanese strategy for nuclear fuel cycle development that has not been implemented so far


Most countries (nearly twenty of them) producing nuclear power have postponed the decision to be made later (the so called «wait and see» position). A key element in this case is deemed to be an interim storage of spent fuel.

95

Тема номера

Possible Assumptions for Different Spent Fuel Management Stages Assumptions for spent fuel storage: n On-site wet storage n On-site dry storage n Centralized storage (wet and dry) n Eternal storage. However, there are some risks of losing the competences, technologies, information, integrity of the spent fuel assemblies (accidents due to corrosion on construction materials, including self-sustaining chain reaction). Besides, “eternal» storage means never-ending expenses.

By EDF French Nuclear Fuel Cycle (single plutonium recycling in thermal reactors)

During spent fuel reprocessing (closing nuclear fuel cycle): n Long-term high-level and intermediate-level wastes will not contain significant amount of fission products what mill make their disposal nuclear safe n Single plutonium recycling in thermal reactors along with uranium effectiveness reduces the quantity of the stored spent fuel by 8 times. When plutonium is recycled in fast reactors, the quantity of spent fuel will decrease by 20 times

Assumptions for spent fuel disposal: n Political risks with economic impacts (when new administration takes new decisions) n If nuclear power in countries like the USA is developed at the same pace, then each 50 years it will require the advent of new repositories like the one in Yucca Mountain n Negative attitude by the public n Demand for long-term (constant) monitoring Assumptions for closed nuclear fuel cycle with spent fuel reprocessing: n Different options of closed nuclear fuel cycle for thermal and fast reactors n New types of fuel (uranium oxide, MOX, nitride, metal) lead to new reprocessing technologies (water and non-water) n The priority is given to economics (the easier the cheaper), safety (the more sophisticated, the more expensive), and additional resources (recycling of fission products)

Reprocessing, Purex+, third generation (separation and recycle U,U+Pu, MA), radioactive waste disposal Reprocessing, Purex+, second generation (UP-2, UP-3), MOX, disposal of HLW and ILW Reprocessing, Purex+, first generation (РТ 1, discharges) Open cycle Direct disposal

Comparison of options for spent fuel management in terms of economy and nuclear safety, ROSATOM


96

Comparison of Full Nuclear Fuel Cycle Models The French nuclear fuel cycle includes the following: n One supplier of fresh fuel for the French nuclear power plants (AREVA). n One supplier of spent fuel management services (AREVA) n AREVA Group is the supplier of technologies and equipment for overseas nuclear power plants and spent fuel recycling facilities n The reprocessed spent fuel products are in the scope of EDF, an entity that operates all nuclear power plants in France n The only option offered for overseas suppliers of spent nuclear fuel is when highlevel wastes of spent fuel are returned back since the disposal of high-level wastes received from other countries is prohibited in France

The main risks and restrictions of French model of full nuclear fuel cycle are as follows:

№3

2013

n Today, the model does not provide a full cycle for overseas spent fuel n There is a risk of accumulation of «unclaimed» nuclear products of reprocessed overseas spent fuel in France or in customer countries n In view of the plans to construct by 2025 a long-lived HLW and ILW final disposal facility, the French model provides a full spent fuel cycle for the French nuclear power plants n In view of the plans to build fast reactors after the 2040, the French model will provide for a full cycle of regenerated nuclear materials (primarily plutonium)


The US nuclear fuel cycle includes the following: n Diversification of uranium supplies, conversion, enrichment of fresh fuel for any nuclear power plants n Diversification of technologies for temporary spent fuel storage n Government responsibility for final disposal of spent nuclear fuel (without ongoing project) n US supervision over management of US-produced spent fuel abroad n No legal responsibility of the United States for further future of spent nuclear fuel from abroad (excluding highly enriched fuel for research reactors)

The main risks and restrictions of the US model of full nuclear fuel cycle are as follows: n Termination of Yucca Mountain Project and no prospects for processing, recycling and disposal of high-level wastes leaves the only option, i.e. indefinite interim storage of spent nuclear fuel at NPP that has the following risks: • degradation of spent fuel assemblies and interim spent fuel repositories in future • high expenditures on final disposal of spent nuclear fuel (growth of the Nuclear Waste Fund for Spent Fuel Management) • low appeal of the US nuclear power and services for US and foreign energy companies n US supervision over nuclear products contained in US spent fuel for the purpose of non-proliferation makes it extremely difficult to recycle spent nuclear fuel and regenerated nuclear products in the third countries n Refusal of USA from previous idea of a global partnership (GNEP) leaves no space to ensure full cycle of foreign nuclear fuel produced in the United States

97

Тема номера


The Russian nuclear fuel cycle includes the following: n Single supplier of fresh fuel for Russian and foreign nuclear power plants (TVEL JSC) n Two suppliers of spent fuel management services (PA Mayak and Mining & Chemical Combine) integrated in ROSATOM State Corporation n The reprocessed products are in the scope of PA Mayak and Mining & Chemical Combine (as of now only in terms of spent fuel storage, but in future they will have capacity for its reprocessing) n For foreign suppliers of spent fuel produced in Russia there are options for return of reprocessed products (radioactive wastes) and their disposal in Russia n There is no practice of importing overseas spent fuel to Russia, though it provides no legal restrictions for doing so

The main risks and restrictions of the Russian model of full nuclear fuel cycle are as follows: n The model provides for full spent fuel cycle providing Russia fulfils its plans for construction of long-lived HLW and ILW final disposal facility (in Nizhnekansk mass rock of the Krasnoyarsk Territory) within the period of 2020-2025, as well as enhances the scale of spent fuel reprocessing and producing MOX fuel n The Russian legislation and infrastructure makes it possible to ensure full life cycle of overseas spent fuel produced in Russia

PA Mayak, Russia

№2

2013

n The prospects for development of fast reactors open up the opportunities for disposal of plutonium from both Russian and overseas spent nuclear fuel produced in Russia n Interrelation between reception of overseas spent fuel for reprocessing and delivery of fresh fuel for overseas nuclear power plants provides a full life cycle, but it encompasses the following risks: • monopoly of a supplier of fresh fuel and associated services (procurement of uranium , conversion, enrichment, fabrication) entails a weak control of delivery price for fresh nuclear fuel • risk of failure to deliver the products in event of an accident or hold points (e.g. fabrication) • monopoly of a supplier of spent fuel management services may cause an uncontrolled growth of price for the services related to spent fuel management, • political risks associated with changes in the Russian legislation or positions of regional authorities


Financial Aspects of Spent Fuel Management Options It seems difficult to estimate the precise costs of back-end management due to novelty technologies to be used and long dates of their implementation.

The uncertainty when comparing the options arises primarily due to different estimation of the following: n Cost of regeneration (reuse) and disposal of spent nuclear fuel n Cost of natural uranium n Cost of plutonium in case it is used in thermal or fast reactors n Forecasts of economic development n Inflation and discount rates The back-end management economy is strongly dependent on the adopted national policy and availability of the relevant technologies. Numerous studies held by the international atomic energy organizations in 2000 and 2011 showed that the direct disposal costs amount to 40-80% of the cost of spent fuel management in closed fuel cycle. In all fairness it has to be said that the comparison assumed closed nuclear fuel cycle with MOX fuel to be used in thermal reactors (it is deemed to be too premature to perform same analysis for closed nuclear fuel cycle with fast reactors due to high uncertainty in technical and economic characteristics of the relevant technology). The estimates obtained are strongly dependent on the projected uranium prices, cost of fuel regeneration, spent MOX fuel management, as well as discount rates. For example, if the cost of radiochemical reprocessing of spent fuel is $1000 per kg of uranium, the price for natural uranium shall be $370 per kg (the current rate is ca $90) making regeneration process break-even.

99

Тема номера

The costs of back-end management amount to a small fraction of generation cost of nuclear power plants (less than 5%). Thus, it is quite possible that the economic considerations will not be determinant when finalising the spent fuel management option. The main source of funds for spent fuel management abroad includes allocations from the nuclear power electricity rate. The target public investment can be applied in addition to these allocations. Thus, for example, 75% of the nuclear waste funds in Finland are formed by charges included in the nuclear power electricity rate, and 25%, by public investment. Each country defines the amount of these charges by itself. The amount of the charges may be subject to adjustment from time to time as a function of the required amount of funds to cover the full spent fuel cycle costs. In the US the allocations to the nuclear waste fund assume 0.1 cent per 1 kWh of energy produced by nuclear power plants. It is approximately 3-5% of the average cost of its production. Nuclear power contributions in the US are of two types: n One-time contribution in the amount of 0.1 cent per 1 kWh of electricity produced by nuclear power plants before establishment of Nuclear Waste Fund (7 April 1983) n Permanent contributions (quarterly) in the amount of 0.1 cent per 1 kWh of electricity produced during the reporting period In France, the contributions to savings fund (spent fuel management, radioactive waste and decommissioning funds) are established by the Accounting Chamber and considered an electricity rate premium. Prior to 2004, this premium for EDF operator was 5%. Since 2004 it has been 10%. In Sweden, the national contributions to the Nuclear Waste Fund amounted to 0.019 SEK in 1996 (~ $0.266) per 1 kWh of electricity produced by nuclear power plants, and in recent years they have been reduced up to 0.011-0.008 SEK per 1 kWh (~ 0.15-0.11 cent). In Finland, the NPP operators make contributions to the Nuclear Waste Fund by electricity rate premium in the amount of approximately ~10%.


100

Main Principles of Spent Fuel Management in Russia Spent fuel management system being established now in Russia will make it possible to ensure safe disposal of spent nuclear fuel at all stages from spent fuel storage in NPP ponds to disposal of radioactive wastes after radiochemical reprocessing. In addition, a clear system that all participants can understand will create a favourable investment climate for spent fuel disposal facilities. The main purpose of the spent fuel management concept is attributed to the development of nuclear power and nuclear industry in Russia. The main objectives of the spent fuel management concept include as follows: n Dealing with issues of historic preservation in view of spent fuel management with a deferred decision n Establishing infrastructure for cost-effective and environmentally friendly management of spent nuclear fuel and its products

№3

2013

n Legal groundwork for safe spent fuel management taking into account the IAEA recommendations.


The top priority of the spent fuel management concept implemented in Russia is to ensure nuclear, radiation and environmental safety, physical protection and safety of fission products, as well as to ensure no burden on future generations. The main principle of state policy in the field of spent fuel management is spent nuclear fuel reprocessing to ensure environmentally friendly management of fission products to return the regenerated nuclear materials into nuclear fuel cycle. The way to implement the spent fuel management concept is to set up a state system of spent fuel management system in the Russian Federation that includes legal, administrative and financial mechanisms, as well as the necessary human resources and infrastructure.

The current codes & standards for spent nuclear management in Russia are outlined in the following legal acts: n Federal Law No. 170-FZ on use of atomic energy dated 21 November 1995

101

Тема номера

n Federal Law No. 3-FZ on radiation safety of population dated 9 January 1996 n Federal Law No. 52-FZ on public sanitation and disease control dated 30 March 1999 n Federal Law No. 92-FZ on special environmental programs dated 10 July 2001 n Federal Law No. 7-FZ on environment protection dated 10 January 2002 n Federal Law No. 317-FZ on ROSATOM State Atomic Energy Corporation dated 1 December 2007.

The strategic activity of the implemented concept is attributed to closed nuclear fuel cycle to ensure exhaustive use of natural nuclear fuel and fission materials generated by reactor and minimize radioactive wastes and isolate (dispose) radioactive wastes.

Road map for construction and decommissioning of main spent fuel management facilities (Design Office for Spent Fuel Management System of ROSATOM State Corporation, 2013)


102

Isotopes for Fast Reactors {

Author: Varvara Nefedieva

T

he Competence Center of Isotope Technology at the Research and Development Institute of Inorganic Materials (VNIINM) was created, and in the future it might become the basis for domestic production of stable isotopes of Boron-10, Nitrogen-15 and others.

limited to isotopes of light elements. This is due firstly to the fact that there is a number of significant issues in this area that are still not properly resolved, and secondly, the Research Institute has now employed professionals in the field of isotopes of light elements production, graduates of D. Mendeleyev University of Chemical Technology, who are able to develop this area. The most important and popular of all the isotopes is the

Boron-10. It is used in fast neutron reactors as a singlesource absorber that works perfectly throughout the neutron energy range. Currently there is only one fast neutron reactor (FN-600) that works across the globe: the Beloyarsk nuclear plant (NPP). The first stage of physical start-up (start of fuel charging) of the second neutron reactor (FN-800) on the Beloyarsk nuclear plant is expected in late 2013. Power start-up of the generating unit (start of the power generation) is planned for 2014. It is expected that over time, similar generating units will also be built at other nuclear plants. Materials that include Boron-10, in the form of boronated steel and borated aluminum alloys, are used in some countries, USA and Japan, in the manufacture of containers for transport and

â&#x201E;&#x2013;3

2013

storage of burnt fuel elements. Russia, because of lack of the Boron-10 production, can not yet Enterprises of the ROSATOM State Corporation and many out-

afford such production, and uses boron from natural isotopic

of-the-industry organizations have a strong demand for isotope

composition which is five times less efficient.

production, now satisfied mainly due to imports. Also Boron-10 is used in nuclear medicine, for example, in The scope of interests of VNIINM Isotope Center is currently

equipment for boron neutron capture therapy (BNCT) of cancer.


Cost of enriched boron in Ceradyne, Inc (USA) Beginning of 2013 – $16,000 for 1 kg End of 2013 – $42,000 for 1 kg According to VNIINM

103

инновации

Alexander Semenov,

Director of the branch of engineering and performance of special non-nuclear materials and isotope products, VNIINM: «Organization of the Competence Center of Isotope

Before the USSR collapsed, enrichment of Boron-10 took place

Technologies is a significant event, as this strategically

at a single enterprise of Minsredmash (Ministry of Engineering

important and very high-tech direction was strongly

Industry), at the Institute of Stable Isotopes in Georgia. In recent

affected in recent decades due to the absence of large-scale

years it was supplied to Russia from there. But at present,

projects.

production in Georgia has virtually stopped.

It is very important that the initiative of VNIINM in this area has been supported and understood by TVEL Fuel

Another isotope, which may promote development of new

Company. After all, if we talk about the largest and most

directions of nuclear power engineering, is Nitrogen-15.

promising directions in the field of isotopes of light elements

It is promising as a component for high-density nuclear fuel –

production, firstly, they relate to nuclear power engineering,

a nitride fuel, which is now being developed within the

namely to the issues of nuclear fuel, control and protection

Breakthrough project that combines the basic provisions for

systems, transportation and storage of burnt fuel elements –

the nuclear fuel cycle closure and new technological platform.

the activities of TVEL Fuel Company».

Nitride fuel has a lot of advantages, but its use is associated with environmental risk. Replacing its component, the natural nitrogen, to the Nitrogen-15 will help to eliminate the breeding

Valentin Ivanov,

General Director of VNIINM:

of carbon radioactive isotope in the nuclear cycle. The key element for avoiding risks in development of this direction

«A united industry center, which would be able to lead all the

of nuclear power engineering is to work out the isotope

works on isotopes, still does not exist.

Nitrogen-15 high technology project, and to create its full-scale

Nowadays it is abundantly clear where a significant amount

production in the future.

of stable isotopes, which are not produced in Russia, can be applied. For instance, there is a fast reactor with nitride

Other promising isotopes of light elements which used to be

fuel assemblies developed within the Proryv Project with an

produced in Russia once (but no longer) are Oxygen-18 and

active participation of VNIINM. Yet, it is essential to deal with

Carbon-13. They are in demand primarily in medical centers.

the high-toxic radiocarbon production. And there is only one way to deal with this problem, i.e. to use nitrogen-15 in the nitride fuel. Last year VNIINM commenced its research activities in this field together with Mendeleyev University of Chemical Technology. The initiative of VNIINM scientists to establish an industry expertise center is supported by TVEL Fuel Company, but so far it is only a declaration. Unfortunately, today the Russian nuclear industry does not have a marketing system. Scope of application of stable isotopes is a serious and interesting market. It is a subject to all market rules; before starting production, first you need to justify it, calculate the potential internal and external consumers who should get on return the final integrated product. All the nuclear power plants that use boric acid for thermal neutron reactors can be consumers».

According to VNIINM


104

The main principles of the Finish Radiation and Nuclear Safety Authority (STUK)

S

 UK is a independent safety regulator being part of government. T STUK tasks and mandate is given is specific legislation. STUK mission is protecting people, society, environment, and future generations from harmful effects of radiation.

One of STUK’s tasks is to assure that nuclear waste management and disposal is performed safely and according to safety regulations. The basis of STUK’s regulatory

work

is

given

in

safety

requirements issued in Nuclear energy act and decree and in Government decrees.

{

More detailed safety requirements are Author: Varvara Nefedieva

given In YVL regulation prepared by STUK. The YVL regulation also describes the review and assessment and inspection work that STUK performs. In other words, the

Photo: Posiva Oy - Onkalo

YVL regulation describes the requirements for regulatory review and witness/holdpoints for nuclear facility planning, construction, operation and decommissioning or closure in case of disposal facilities.

Control of RW and SNF STUK is regulating all nuclear waste management in Finland. This includes management and disposal of operation

2013

low and intermediate waste (LILW), storage of spent nuclear fuel, planning for spent fuel disposal and decommissioning

№2 №3

of nuclear facilities. The disposal facilities of NPP have been in operation since 1990’s. The main focus of waste management is in Olkiluoto spent nuclear fuel re-


105

практики

Nuclear power in Finland Finland has four nuclear reactors in two power plants.

STUK’s whole budget has been about 40 million euro per year, where half of the budged comes from regulatory fees.

They providing nearly 27 % of its electricity. Loviisa NPP has two reactors type VVER-440 / V-213. It is operated by Fortum Corporation. Olkiluoto NPP has two

pository construction license application,

responsible for waste management in its

which Posiva submitted to government in

entirety including implementation of dis-

reactors type BWR. It is

the end of year 2012.

posal and financing of all activities. This

operated by Teollisuuden

means that in Finland don’t have specific

Voima Oyj.

Finansing

waste management fees, but companies

STUK works budgetary as part of gov-

are paying directly for management ac-

ernment. The regulatory work needed

tivities. The licensees having waste man-

The fifth reactor (European

for waste management and disposal is,

agement obligation are also financially

Pressurized Water Reactor — EPR) is now under

however, charged directly from licensees.

responsible for activities needed for stor-

This has been a well functioning system

age, transport, conditioning and disposal

for several years and enabled more flexi-

of nuclear waste. For a guarantee, the

construction on Olkiluoto NPP

ble resource management. It has allowed

companies having waste management

STUK to adapt its resources to increasing

obligation are required to pay the esti-

by French company Areva.

regulatory work load from new NPP and

mated amount of money needed to a state

repository projects.

controlled waste fund. Funding targets are estimated and decided yearly.

The nuclear power plants in Finland

4 reactors at 2 sites

And the sixth reactor is planned in 2015.

The same principles are valid also for other radioactive waste. However, since many of the producers of institutional

perts are encouraged to give interviews

radioactive waste don’t have capabilities

about their own areas of interest when

for waste management and disposal, gov-

asked.

ernment takes care of the waste. Produc-

Legislation

ers are obligated to settle a lump sum for financing the waste management.

Finland’s policy for nuclear waste management is described in Nuclear energy

STUK is taking actively part in international activities in area of nuclear safety and also nuclear waste safety. Work is mostly focused for development and har-

act and decree and in Government decree

Work with public relations

for safety of nuclear waste disposal. The

STUK is open and transparent to public.

in IAEA and WENRA. As a member state

policy is disposal of nuclear waste in Finn-

STUK’s policy is to serve public and help

of European Union STUK participates

ish bedrock. The Nuclear energy act also

them get information they need. STUK is

also actively in European regulators

defines that nuclear waste producer is

also transparent towards media and ex-

forum ENSREG.

monization of international requirements


106

Posiva â&#x20AC;&#x201C; collective responsibility for nuclear waste Onkalo Photo: Posiva Oy

Main principles of work

of the measures associated with the

Posiva Oy was established in 1995 to

have generated, and bear the costs for

The fees for RW and SNF in Finland

manage the final disposal of the spent

these measures. According to the Finnish

There are no fixed fees, since the nuclear

nuclear fuel produced by its owners,

Nuclear Energy Act, all nuclear waste

waste management fees are assessed

Teollisuuden Voima Oyj and Fortum Oy.

must be treated, stored and disposed

and set based on the amount of nuclear

The principles of responsible energy

of within the Finnish borders, and no

waste that has arisen each year.

production require that the producer of

nuclear waste from other countries shall

the waste also takes care of its disposal

be imported into Finland.

management of the nuclear waste they

companies

in a safe and practical manner.

TVO

and

Fortum,

paid

The Finnish power companies take care

altogether 83 million euro to the State

Posiva is owned by Teollisuuden Voima

of their own reactor waste as well as of

Nuclear Waste Management Fund.

Oyj (60%) and Fortum Power & Heat Oy

the decommissioning waste from nuclear

(40%), both of which share the cost of

power plants. Both reactor waste and

The costs for the waste management

nuclear waste management.

decommissioning waste are disposed

are estimated annually by Posiva, based

of in the reactor waste repository. The

on the amount of waste that has arisen.

Posiva Oy's main task is the final disposal

power companies takes also care of the

With this regard, Posiva compiles waste

of spent nuclear fuel generated at the

interim storage of spent nuclear fuel.

management scheme, where the costs are

nuclear power plants of Loviisa and

specified for different waste management

Olkiluoto.

measures. Ministry of the economy and

Finland's policy on nuclear energy and nuclear legacy

2013 â&#x201E;&#x2013;3

For instance, in 2012, nuclear power

The responsibility for nuclear waste management

lies

with

the

nuclear

power companies, who must take care

The cost of electricity of nuclear power plants For the private consumers, the price of electricity including taxes, transfer costs etc. varies round 14 eurocents/ kwh electricity in Helsinki.

employment approves the scheme, which is basis for the annual fees. The fees are based on the annual schemes, where the management costs are broken down, consisting of, e.g. the construction cost of encapsulation


plant, underground repository, copper

installation of the bentonite blocks for

canisters,

the deposition holes are also important

machinery,

closing

and

decommissioning of the final disposal

Posiva's technologies

Work with public relations

The main goal of the research and

Public relations play, of course, important

development

safe

part of company's operations. The main

permanent

to

solution

management. information

ensure for

Firstly, for

a

spent suffi

confirming

практики

Schematic of the geologic repository Onkalo

development areas.

facility.

is

107

fuel

focus of PR is on the local level, covering

cient

the area of the siting municipality

the

Eurajoki and its surroundings. There

suitability of the Olkiluoto bedrock for

are however, only three persons working

disposal is being obtained. Secondly, the

within Posiva's communications and

disposal system is being developed to

therefore also management and experts

perform safely in the Olkiluoto bedrock

are involved in PR activities at different

conditions.

occasions.

Interaction

with

local

municipalities takes place, for instance, Technical R&D efforts focus on the

in liaison committees, where TVO and

disposal system. The disposal system

Posiva are present.

– the disposal canisters, the bentonite clay in which the canisters are enclosed as well as the backfill material of the

The international activities of Posiva

tunnels – play an essential role in safe

Posiva

disposal. The research and development

cooperation

efforts focusing on the disposal system

cooperation

is to a great extent carried out in

multilateral research projects. Bilateral

cooperation with the Swedish nuclear

cooperation with the Swedish SKB has

fuel

SKB

a special position due to their similar

(Svensk Kärnbränslehantering Ab). The

implementation solution and the similar

techniques studied for the fabrication

rock conditions in Sweden. In recent

of the external copper canister include

years,

pierce and draw-method, extrusion

established by European nuclear waste

and forging. Electron beam welding

organisations, 'Implementing Geological

and friction stir welding are tested

Disposal – Technology Platform' (IGDTP),

as alternative methods for sealing

has become a major focus for cooperation

the canister. Various non-destructive

with an important role in planning the

methods

management

company

is

the

involved both

in

international

through

agreements

technology

bilateral and

community

the

nuclear waste research carried out

inspection of the canisters. Apart from

under the EU's framework programmes.

the canisters, technical R&D efforts

In addition to European nuclear waste

encompass also the bentonite used as

organisations, Posiva has close contacts

buffer material in the deposition holes

with nuclear waste research in Canada

as well as the clay used as backfilling

and Japan. Posiva also takes an active

material in the tunnels. For bentonite,

role in the projects launched by the

it is important to study the impact of

OECD's nuclear energy agency NEA and

heat, water and mechanical stresses

has a representative in the organisation's

on the material. The manufacture and

nuclear waste committee.

are

developed

for

Posiva submitted the construction license of the final disposal facility in 2012 and the goal is to start the final disposal of spent nuclear fuel in 2022 The investigations, the development of the final disposal technology, the detailed design of the final disposal facility and the construction of the underground characterisation facility ONKALO are all focused on accomplishing this on schedule.


108

Onkalo spent nuclear fuel repository – Finland's option for 100,000 years Prior to 1996 spent nuclear fuel Loviisa

To solve the problem of the final disposal

nuclear power plant returned (USSR-

of spent nuclear fuel energy companys

designed) to Russia to Plant «Mayak».

Teollisuuden Voima (TVO) and Fortum

Amendment 1994 to the Finnish Nuclear

established in 1995 a joint venture

Energy Act stipulated that the spent fuel

Posiva Oy. After research conducted

must remain within the country.

by May 2001 , the Finnish Parliament for the construction of the repository in the

№2 №3

2013

{

Editorial thanks for help in preparing articles to Barbara Pastina, Saanio & Riekkola

Onkalo Photo: Posiva Oy

In 2000, more than 100 locations

municipality Eurayoki. It is planned that

in Finland was chosen one for long-term

this store is having a name Onkalo.

underground storage of spent nuclear fuel.

The Onkalo spent nuclear fuel repository


is

a

deep

geological

repository

Once in operation, the disposal process

(455 meters) for the final disposal

would

involve

putting

twelve

fuel

of spent nuclear fuel. It is currently

assemblies into a boron steel canister

under construction at the Olkiluoto

and enclosing it into a copper capsule.

Nuclear Power Plant in the municipality

Each capsule would then be placed in its

of Eurajoki, on the west coast of Finland,

own hole in the repository and packed

by the company Posiva. Finland's nuclear

with bentonite clay.

waste repository time of operation is 100 000 years. It is being built in the granite bedrock at the Olkiluoto site, about five km from the power plants. The municipality of Eurajoki issued a building permit for the facility in August 2003 and excavation began in 2004. Onkalo consists of one access tunnel and three shafts: a personnel shaft and two ventilation shafts. The slope of the tunnel is 1:10. It is 5.5 m wide and 6.3 m high.

Schematic of the geologic repository Onkalo

The encapsulation and burial of areas filled with spent fuel, is projected to begin around 2020. The Onkalo repository is expected to be large enough to accept canisters of spent fuel for around one hundred years, until around 2120. At this point, the final encapsulation and burial will take place, and the access tunnel will be backfilled and sealed.

109

практики

The estimated cost of storage is about € 3 000 000 000, which includes the construction , maintenance and encapsulation.

By Posiva Oy


110

Volodarsky Floating Maintenance Base On November 8, 2013, at North west Center SevRAO, a filial of Federal State Unitary Enterprise RosRAO, a unique docking operation was performed for placing the Volodarsky floating maintenance base (FMB) on a slipway platform at the SaydaBay long-term storage facility for reactor compartments (LSFRC). The operation of raising the Volodarsky FMB is connected with a series of projects being carried out by SevRAO in 2013 as part of the Federal Target Program «Nuclear and Radiation Safety in 2008 and until 2015».

№3

2013

Photos: RosRAO


TNT-50 Nuclear Service Ship For

the

first

time

in

Russia,

an

unprecedented operation was performed at DalRAO, a filial of Federal State Unitary Enterprise RosRAO, in which a TNT50 nuclear service ship was raised and placed on the shore for scrapping. The operation of raising the ship was fulfilled with the help of the floating dock Sakura, which was furnished by the Japan as part of the Global Partnership plan.

111

фотообзор


112

Radiological Safety of North West and Far East of Russia Donor countries are continue to finance projects for the management of radioactive waste and spent nuclear fuel at Andreeva Bay and Gremikha, for recycling the ship Lepse, for transport of submarine reactor units and for infrastructure for safe spent fuel management at Atomf lot’s areas

{

Author: Varvara Nefedieva

№2 №3

2013

By Division for International Programs Coordination and Implementation State Atomic Energy Corporation ROSATOM

CEG IAEA Key Projects and Achievements in 2013:

the design documentation for temporary

At Andreeva Bay – North West of Russia,

the development of various infrastructure

a wide range of infrastructure projects

elements at Andreeva Bay.

storage ground passed the State Expert Evaluation. A license for liquid radioactive waste facility is to be received by the end of 2013. Sweden and Norway also fund

aimed at preparation for removal of spent nuclear fuel (SNF) and radioactive

The construction of storage facility for

wastes (RAW) is being implemented. The

spent fuel containers at Andreeva Bay

works include construction of radioactive

has been completed; the preparatory

waste management facility, funded by

works for construction of a shelter over

Italy. The project has been approved and

the dry storage units (DSU) are being


113

партнерство

performed. Both projects are managed

and fuel unloading are being performed.

RAW Conditioning and Storage Facility

by the European Bank for Reconstruction

Both

were commenced in autumn 2013. The

and Development (EBRD). The contracts

implemented by Russia and France.

project is to be completed by mid-2015.

vehicle, rail trolleys and cranes have

In 2014, Italy is planning to produce

Atomflot has performed works aimed

been signed. The spent fuel will be

ten TUK-143 casks for storage and

at development of their infrastructure

discharged from DSU in early 2016.

transportation of spent pull-out part

for safe spent fuel management and

(SPP) with LMC of the Alfa Class NPS to

transportation in the North West of

In the Far East, DalRAO transported all

be delivered to Russia. The USA funds

Russia. In this regard a new 100 T crane

conditioned fuel for reprocessing. The

the project for modernization of TUK-

has been installed in cooperation with

spent fuel will be transported next year.

108 casks for SPP fuel to be transported

France.

projects

have

been

jointly

for production of a spent fuel handling

from the Gremikha base to Mayak PA In cooperation with France retrofitting

reprocessing plant.

The works on installation of physical

has been almost completed for hot

protection systems were completed on

chamber for dismantling of defective

The construction of the Regional Centre

the Rossita containership built by Italy.

canisters with spent fuel and for non-

on RAW Conditioning and Long-Term

The vessel is ready for transportation of

conditioned

for

Storage at Saida Bay, funded by Germany,

SNF and RAW containers. Sweden has

reactors with pressurized water coolant

fuel

management

is close to completion. Currently, the

assisted with installation of physical

at Mayak PA reprocessing plant.

production of special process equipment

protection on the Serebryanka support

for

vessel and at the Nerpa Ship Repair

RAW

reprocessing

caissons

is

SNF from the first reactor with liquid

been

metal coolant (LMC) of NPS 900 has

conditioning, decontamination and final

been unloaded and transported from

radiation

equipment.

By the end of 2013, only four out of the

Gremikha. The NPS 910 disassembly

Their transportation and erection of

196 decommissioned nuclear power

completed,

including

measurement

cutting,

Facility.

At Saida Bay (Murmansk region) collected the best practices of many countries Photo: «RosRAO»


114

submarines are to be disposed in the Far East. Italy has funded

– Recycling of ships of nuclear technological service (NTS)

recycling of the last nuclear legacy NPS in the North West.

including the ships Lepse ( In 2014 – ships Volodarsky and TNT-50)

As many as 54 out of 120 submarine reactors in the North

– Forming of one-chamber reactor units for long-term storage

West are kept at the Long-Term Storage Facility for nuclear

onshore

power submarine reactors at Saida Bay. Similar works with

– Delivery of a lot of chambers reactor units from Kamchatka

the technical assistance of Japan have started in the Far

to Primorуe

East funded by Russia and. As of today, three units have been delivered to PLS RU at Ustrichny. With the financial assistance

The further activities of CEG IAEA:

of Japan, being completed is the construction of a shop for cleaning and painting of reactor units.

In the course of discussion, a few members informed CEG on In spite of all significant achievements, the international

their intentions to continue joint work on solving the nuclear

partners have a lot of work in front of them:

legacy issues in Russia. Several members are to finish their

– Disassembling of spent pull-out parts of Alfa Class NPSs

programs in the near future (Great Britain, Canada, France,

and transportation of SNF to Mayak PA

The European Union). Russia offered CEG to keep on working

– Transportation of spent fuel from Far East and the North-

in 2014 . However, any further activities of the Group require

West region of Russia

additional discussion.

№2 №3

2013

– RAW management at former navy bases; RAW conditioning for long-term storage at the Regional Centre at Saida Bay

It was decided to establish a workshop to estimate the

– Management of cores of reactor control and protection

potential of CEG activities after 2014. The Group will prepare

systems (RCPS) (highly active waste)

proposals for consideration of the CEG members. The CEG

– Ecological recovery of the Arctic seas from submerged and

Chairman and Secretariat will propose the Group format and

drowned objects with SNF and RAW (subject to political decision)

will do everything to ensure its work.


The 27th CEG Plenary Meeting took place on 9-10 October 2013 in Murmansk, Russia. It was attended by eight CEG members, i.e. Finland, France, Germany, Japan, Italy, Norway, Russian Federation and Sweden, two observers, i.e. Great Britain and Denmark, and representatives of the two international agencies – European Bank

115

партнерство

for Reconstruction and Development, European Commission. The CEG Chairman was Ingar Amundsen from Norwegian Radiation Protection Authority (NRPA). The CEG Meeting was also attended by Marina Kovtun, the Governor of the Murmansk region.

France is about to finish its program in 2013 and will take part

activities of the Northern Dimension Ecological Partnership

in CEG as an observer.

and CEG, and since their activities are much pretty the same they highlighted the necessity of their cooperation.

The CEG members were informed of the activities by the G8 Global Partnership under the chairmanship of Great Britain.

The CEG members agreed to hold a seminar and a plenary

The new G8 priorities cover a wider range of activities and

meeting in 2014. The seminar to be held in Norway in order

involve more participants. A new workshop to cope with

to review the most important issues of SNF and RAW

nuclear issues has been created in early 2013. Its purpose

management in the North West and Far East of Russia is

is to facilitate the partnership relations. It should be noted

scheduled for April 2014. Italy will consider a possibility to

that the Group does not do the same activities as CEG, IAEA

hold the plenary meeting in autumn 2014.

Workshop on Radioactive Sources. The CEG members noted a close connection between the

Read about international experience in «Global Partnership» for 10 years on website www.NuclearSafety.ru

The CEG IAEA members have shown that their experience in the field of nuclear legacy in Russia can be used to solve similar issues in the former USSR countries. At the last year several countries did: Sweden in Ukraine, Moldova, Georgia; Japan in Ukraine, Belarus, Kazakhstan; Germany, USA, France, Great Britain in Ukraine; Great Britain in Uzbekistan.


116

Who is who

Luis E. ECHÁVARRI Director-General, OECD Nuclear Energy Agency (NEA)

Mr. Echávarri, who is of Spanish nationality, was born in 1949

In July 1995, Mr. Echávarri became Director-General of the

in Bilbao, Spain. Mr. Echávarri obtained Masters’ degrees

Spanish Nuclear Industry Forum, a post held until July 1997.

from the Superior Technical School of Industrial Engineering of Bilbao University and from the Faculty of Information

Mr. Echávarri represents the OECD/NEA at the Governing

Sciences of the Complutensis University of Madrid. He obtained

Board of the International Energy Agency (IEA) since 1997

a post-graduate degree in Management from the Industrial

and he became a member of the International Nuclear Safety

Organisation School of Madrid, and is a Fellow of the College

Group (INSAG) of the International Atomic Energy Agency

of Industrial Engineers of Madrid.

(IAEA) in 2003. He is also a member of the International Nuclear Energy Academy (INEA). In 2010, he was the recipient

Mr. Echávarri began his career as an engineer in Bilbao and

of the EURELECTRIC award, which distinguishes outstanding

in 1975 joined Westinghouse Electric in Madrid. He went on to

contributions in the electricity sector.

№2 №3

2013

become Project Manager of the Lemoniz, Sayago and Almaraz nuclear power plants, for Westinghouse, in Spain. In 1985, Mr. Echávarri became Technical Director of the Spanish Nuclear Safety Council (CSN). He was named Commissioner of the CSN in 1987, a position which requires the approval of the Spanish Parliament.

Mr. Luis Echávarri was appointed Director-General of the Nuclear Energy Agency (NEA) of the Organisation for Economic Co-operation and Development (OECD) in 1997, a position he holds at the present time.

The interview with Luis Echávarri, see page 64


117

Темаесть кто номера кто

Ulf Kutscher, Managing Director of NUKEM Technologies GmbH

Ulf Kutscher was born on 6 January 1963 in Stollberg, Germany.

Beside other activities he was responsible for setting up

Today he is living together with his family in Alzenau, the home

a Marketing & Sales Department in NUKEM’s subsidiary in the

of NUKEM Technologies’ headquarters.

United Kingdom or generating business development activities

In 1988 he graduated from the Moscow Power Engineering

in the USA, especially in the US DoE programs. Since 2000 he

Institute as Master of Science in Nuclear Engineering.

served as Director International Operations, being responsible

He started his career in the nuclear industry in 1988 as Project

for all world-wide marketing and sales activities of NUKEM’s

Engineer at Kraftwerks– und Anlagenbau, Berlin. During

nuclear technologies business, as well as, for the delivery of all

that time, he was involved in the design of radioactive waste

international projects

treatment and water treatment plants for Russian type nuclear power stations.

Since 2007, Ulf Kutscher as Managing Director of today’s NUKEM Technologies GmbH is overall responsible for the

In May 1990, he changed to the NUKEM Group starting to

company and especially for its operational business. He is very

work as Manager for Marketing and Sales, primarily being

engaged in supporting the activities of the nuclear industry

responsible for marketing of NUKEM’s nuclear technologies

beside his own company, i.e. serving as in the board of the

product around the world, especially to Asia and Eastern Europe

German Atomic Forum.

(Slovak, Czech Republic, Hungary, Bulgaria).In the following years he held different positions within the group of companies.

The interview with Ulf Kutscher, see page 73


118

Mikhail

Baryshnikov

was

born

in 1975. In 1998 he graduated from the at

applied the

physics

Moscow

Mikhail Baryshnikov,

department

Engineering

Head of the Project Office «Development of the SNF Management System» at ROSATOM State Corporation

and

Physics Institute (NRNU MEPhI) with a

specialization

in

radioactive

materials. In 2001 he graduated from the graduate program at NRNU MEPhI, receiving the qualification of Candidate of Engineering Sciences.

nuclear fuel, developing new types From

1997

to

2007

he

worked

in the Nuclear Fuel Laboratory at the

of fuel, and integrating the components of the nuclear fuel cycle.

Kurchatov Institute National Research Centre, became head of the laboratory

Since May 2012 he has been Head of the

in 2004, specializing in the organization

Project Office «Development of the SNF

of scientific research into the properties

Management System» at ROSATOM

and efficacy of nuclear fuel and reactor

State

materials. In 2005 and 2006, he won the

directions of his work are working out

competition for scientific grants of the

the principles of government policy in

President of the Russian Federation.

the sphere of handling spent nuclear fuel,

Corporation.

updating

and

The

primary

implementing

He is author of around 50 publications

From June 2007 to May 2012 he worked

a

special-purpose

on scientific (material sciences, nuclear

as project manager at the Research and

program for handling spent nuclear

fuel) and technical (handling nuclear

Production Firm Sosny, leading various

fuel, and leading projects for dealing

fuel, project design, government policy)

projects connected with handling spent

with the «legacy» of spent nuclear fuel.

topics.

Expert Safety Assessment Department;

Currently, he is the head of Radiation

Head of Licensing Department; Head of

Safety Department, Research Centre for

Department of Supervision over Special

Nuclear and Radiation Safety.

Valery Bochkarev, Head of Radiation Safety Department, Research Centre for Nuclear and Radiation Safety

departmental

Radiation Hazardous Facilities and Fuel Cycle Companies.

of information on nuclear and radiation He worked as a Chief Engineer on

safety in nuclear companies; analysis of

Radiation Safety at Podzemgazprom LLC.

experience and results of the practice of

Valery Bochkarev was born on De-

2013

safety assessments; licensing activities; His function was to ensure licensing

preparation of proposals to improve their

of activities of operators and nuclear

efficiency; development of proposals to

In 1993, he graduated from Saratov

companies that deliver works and services

improve the system of public regulation;

State

and

for the operators, including arrangement of

radiation safety analysis (analysis to

Mechanics Department). He worked as

expert review of documentation in support

justify radiation safety) for nuclear power

a Public Inspector at Volzhskiy Inter-

of safety of nuclear power facilities and

facilities and (or) activities in the field

Regional Office of Nuclear and Radiation

quality of activities performed in the field

of nuclear power, including analysis of

Safety of Federal Service of Ecological,

of nuclear power, as well as arrangement

conformity of documents submitted by

Technological

and implementation of inspections to

an applicant for a license and justifying

ensure nuclear and radiation safety.

radiation safety.

cember 3, 1946 in the Saratov Region

№2 №3

The scope of activities covers the analysis

University

and

(Mathematics

Nuclear

Control;

Chief Public Inspector, Advisor, Head of


VII Annual International Forum AtomEco 2013

T

he main topic of the forum titled ÂŤAtomic Power Generation: A Strategy of Zero HarmÂť. Vigorous scrutiny was applied to questions of handling radioactive waste (RW) and spent nuclear fuel (SNF), ecological safety and public acceptance of the use of atomic energy, cooperation in the area of rehabilitating radioactively dangerous sites and many other questions as well.

The participation of leaders from ROSATOM State Corporation, the Ministry of Natural Resources and Environment of the Russian Federation, leading companies in the atomic sector and public environmental associations enabled discoveries to be made and topical dialog to take place between the government and society. Thousands of representatives from 18 governments took part in the forum.


№3

2013

62


Реклама Реклама


NUCLE ARSAFE T Y.RU

№3 2013

3

Мировые практики – Финляндия Полувековой опыт NUKEM Technologies Глава NEA Луис Эчаварри: «Безопасность при любых обстоятельствах»

Реклама

Мировые модели жизненного цикла ядерного топлива

NuclearSafety.ru #3 - 2013  

Журнал "NuclearSafety.ru - Вызовы и лучшие практики ядерной и радиационной безопасности" Magazine "NuclearSafety.ru - Nuclear and Radiatio...

Read more
Read more
Similar to
Popular now
Just for you