Переработка отработанного топлива

"кальцинировании" отходов (выпаривании до получения сухого порошка) с

последующим перемешиванием в боросиликате. Расплавленная стеклянная масса,

смешанная с сухими отходами, помещается в большие резервуары, изготовленные

из нержавеющей стали и вмещающие до 400 кг продукта. Крышка резервуара

надежно приваривается. Ежегодные отходы от эксплуатации одного реактора

мощностью 1000 МВт содержатся в 5 тоннах такой стеклянной массы (это

приблизительно двенадцать резервуаров высотой 1.3 метра каждый и диаметром

0.4 метра). В Великобритании, например, они хранятся в бункерах глубоко под

землей в вертикальном положении.

Описанные процессы были разработаны и проверены на опытных заводах в

1960-ых годах. К 1966 году несколько тонн высокоуровневых отходов от

повторно обработанного топлива были остеклованы в Великобритании в

Хоруилле, однако исследования были тогда приостановлены как неприоритетные

из-за недостаточного количества высокоуровневых отходов.

Высокотемпературные испытания остеклованной массы показали, что она

остается нерастворимой даже в случае физического разрушения стекла.

Подобные результаты были получены и на Французских предприятиях по

остекловыванию отходов между 1969 и 1972 годами.

Остекловывание высокоуровневых радиоактивных отходов впервые получило

индустриальные масштабы во Франции с 1978 года. Сегодня такие работы

проводятся на пяти предприятиях в Бельгии, Франции и Великобритании с

производительностью до 1000 тонн остеклованных отходов в год.

В 1996 году два подобных завода были открыты в США. Один, в Вест Уилле

(штат Нью-Йорк), должен обрабатывать 2.2 миллиона литров высокоуровневых

отходов от гражданских ядерных реакторов, накопившихся от переработанного

ядерного топлива за 25 лет их работы, а другой - в Саванна Ривер,

предназначен для остекловывывания большого количества военных ядерных

отходов.

Остеклованные отходы хранят в течение некоторого времени перед

окончательным долговременным размещением, позволяя уменьшиться

радиоактивности и выделяемой теплоте. Вообще говоря, чем дольше такой

материал будет выдержан перед захоронением, тем меньше проблем с ним будет

потом. В зависимости от используемых методов размещения, интервал между

выгрузкой топлива из реактора и окончательным захоронением остеклованных

отходов может составлять 50 лет.

Обработка таких материалов требует обязательного использования

специальных мер, гарантирующих безопасность персонала. Как и во всех

производствах, где присутствует гамма-излучение, самый простой и дешевый

способ предохранения - это дистанция (увеличение расстояния до источника

излучения в десять раз уменьшает экспозиционную дозу до одного процента).

[pic]

Рисунок 15. Изоляция высокоактивных отходов

Такие покрытые эмалью боросиликатные капсулы, изготавливаются на

заводе по остекловыванию отходов в Великобритании начиная с 1960-ых годов.

В такой капсуле содержится материал, химически идентичный высокоуровневым

отходам, после переработки отработанного ядерного топлива, затраченного на

производство электроэнергии для одного человека.

Для транспортировки высокоуровневых отходов (или отработанных

топливных сборок) используются специальные прочные контейнеры. Они

разработаны таким образом, что выдерживают все возможные аварийные

ситуации, сохраняют свою целостность и защищают от радиоактивного

излучения. В ситуациях, при которых такие контейнеры были вовлечены в

серьезные инциденты, они ни разу не создали никакой опасности

радиоактивного загрязнения. Высокие требования, предъявляемые к

конструкциям таких контейнеров, делают практически невозможным их

повреждение даже с использованием взрывчатых веществ и поэтому они

совершенно непривлекательны для попыток террористического нападения.

4. Размещение и хранение отработанного топлива

Принцип прямого захоронения отработанного ядерного топлива принят в

США Швеции, хотя в последнем случае предполагается его регенерация в

будущем. С 1988 года Швеция имеет действующее централизованное хранилище

для отработанного ядерного топлива (CLAB) емкостью 5000 тонн. Отработанное

топливо отправляется на это хранилище после, примерно, их годичного

хранения в реакторах в бассейнах выдержки.

В CLAB для охлаждения и защиты от ионизирующих излучений отработанное

топливо будет храниться под водой в течение, примерно, сорока лет. К 2020

году это хранилище будет полностью заполнено, и к этому времени должно быть

готово новое хранилище для окончательного захоронения, хотя уже сегодня

строятся и несколько больше емкости.

[pic]

Рисунок 16A

Уменьшение уровня радиоактивности продуктов деления в одной тонне

отработанного ядерного топлива PWR реактора

В то время как выделенные высокоактивные отходы остекловывают для

придания им физической устойчивости к разрушению, отработанное топливо,

предназначенное для прямого размещения и хранения, всегда изготавливается в

очень устойчивой керамической форме UO2. При непосредственной работе с

отработанным ядерным топливом или извлекаемыми из него отходами, важная

роль принадлежит степени их охлаждения и радиоактивного распада. Спустя

сорок лет после выгрузки топлива из реактора, в нем остается менее одной

тысячной доли начального уровня радиоактивности, и с таким материалом

намного легче обращаться (см. Рисунок 16A). Эта особенность отличает отходы

атомной промышленности от химических отходов, которые всегда остаются

опасными. Чем более длительному сроку хранения подвергаются отходы атомной

промышленности, тем менее опасными они становятся, и тем более проще их

подвергать последующей обработке.

[pic]

Рисунок 16B

Радиоактивность высокоактивных отходов, выделенных из одной тонны

ядерного топлива PWR реактора (приведено сравнение с активностью того

количества руды из которого эта тонна топлива была получена)

В США все отработанное топливо хранится в месте расположения реактора

и в настоящее время это является частью топливного цикла. В дальнейшем

отработанное топливо перемещают из бассейнов выдержки или сухих хранилищ на

государственные склады промежуточного хранения. Здесь отработанное топливо

ожидает своего окончательного захоронения. Заказчики этих операций по

хранению и размещению отработанного топлива оплачивают дополнительно,

примерно, 0.1 цента за киловатт час затраченной электроэнергии на эти

процедуры. К концу 1999 года эти расходы составили почти 16 миллиардов

долларов США.

5. Размещение и хранение остеклованных отходов

Независимо от того остеклованы ли высокоактивные отходы после

переработки или они находятся в отработанных топливных сборках, с ними, в

конечном счете, необходимо распорядиться самым безопасным образом. В

дополнение к концепциям безопасности, применяемым к ядерному топливному

циклу, это означает, что после захоронения отходы не должны подвергаться

каким-либо дополнительным процедурам. Хотя конечное размещение

высокоактивных отходов не будет производится еще в течение нескольких

ближайших лет, но все приготовления уже сделаны с учетом природных условий

хранения и количества таких отходов.

Комитет по управлению радиоактивными отходами при Агентстве по ядерной

энергии Организации экономического сотрудничества и развития (OECD) указал

принципы геологического размещения радиоактивных отходов исходя из

экологических и этических перспектив. При этом особенно подчеркивались

интересы последующих поколений. В 1995 году Комитет установил "что

геологическая стратегия размещения отходов должна разрабатываться и

осуществляться с учетом фундаментальных этических и экологических

аспектов", и состоит в том, чтобы:

... "сбалансировано учитывая экологические и этические принципы, продолжать

разработку геологических хранилищ для долгоживущих радиоактивных отходов,

которые должны быть изолирована от биосферы в течение более нескольких сот

лет", и

... постепенная " реализация схем геологического размещения отходов давала

возможность их адаптации, в свете научного прогресса и развития социальной

терпимости, в течение нескольких десятилетий, и не исключала бы возможности

применения иных технологий, которые могли бы появиться на более поздних

стадиях".

Конечное размещение высокоактивных отходов должно осуществляться с

очень высокими гарантиями безопасности. Вопрос в том, насколько мы можем

быть уверены в долговременной безопасности, до того как это не предпринято

в больших масштабах? Очевидно, что высокий уровень доверия может быть

достигнут на основе продолжения тщательных научных и проектных

исследований, которые осуществляются в настоящее время. Решаемые задачи при

этом не являются ни очень большими, ни исключительно сложными.

Во-первых, выделенные радиоактивные отходы (или отработанное ядерное

топливо) находятся в устойчивой и нерастворимой форме. Во-вторых, они

помещаются в массивные сосуды, изготовленные из нержавеющей стали, или

коррозионно-стойкие резервуары (например, стальные или медные). В-третьих,

они геологически изолируются.

Степень опасности иллюстрируется на Рисунке 16B (подобная картина

имеет место и для отработанного ядерного топлива). Из приведенных данных

можно сделать два важных вывода. Первый состоит в том, что степень

радиационной опасности уменьшается в тысячу раз за период времени от 10 до

1000 лет, с относительно небольшим последующим изменением. Это связано с

тем, что почти все короткоживущие продукты деления распадаются за это время

до незначительных концентраций.

Их концентрация становится меньше малых количеств очень тяжелых

"трансурановых" элементов типа америция и нептуния, которые имеют намного

большие периоды полураспада. Хотя промежуток времени в тысячу лет

достаточно велик с точки зрения человеческой жизни, тем не менее,

размещение таких материалов должно осуществляться в устойчивых

геологических формированиях, где геологическое время становится более

значимым фактором. Даже время, необходимое для распада плутония, мало по

сравнению с геологическими масштабами времени.

Второй важный вывод, который следует из Рисунка 16B, состоит в том,

что относительная радиоактивность отходов по прошествию 1000 лет является

почти такой же, как и активность соответствующего количества урановой руды.

При этом, токсичные компоненты урановой руды, выходя на поверхность земли,

попадают в человеческий организм через пищевые цепочки. Остеклованные же

отходы, которые хранятся глубоко под землей (до километра ниже уровня

моря), в устойчивых геологических образованиях, не имеют никакого мыслимого

шанса попасть в организм человека. (Это, однако, не означает, что

поверхностные залежи урана опасны, поскольку количества, которые попадают в

наш организм, очень малы.)

Большинство стран, имеющих собственные ядерные программы, осуществляют

активную работу, нацеленную на поиск и исследование соответствующих мест

для размещения отходов. Цель этой работы состоит в том, чтобы найти такие

места размещения, которые имели бы множество барьеров до среды обитания

человека. Некоторые из барьеров, как естественные, так и искусственные,

состоят в следующем:

. Нерастворимая форма отходов (стекло, "синрок" или UO2 , см. 5.3 и

5.4).

. Герметичное хранение в коррозионно-стойких емкостях.

. Бетонирование отходов для исключения воздействия на них грунтовых вод

и возможных разрушений при подвижках земной коры.

. Размещение глубоко под землей (на глубине более 500 метров) в

стабильных геологических структурах.

Для возможного размещения отходов широко изучаются два типа

геологических пород - твердые кристаллические скальные породы и залежи

каменной соли. Такие места имеются в нескольких странах, и в настоящее

время осуществляется их детальная оценка. Большинство подходов предполагают

использование обычной горнодобывающей техники для строительства

соответствующих подземных шахт. Они должны иметь достаточно площади для

размещения резервуаров в отделенных друг от друга полостях на различных

уровнях или каким-либо иным способом. Одно их таких глубоких подземных

хранилищ действует в США, но оно предназначено для хранения долгоживущих

отходов военной промышленности.

Задачи, которые решаются для выполнения такой работы, по существу

технические. Существующая техника в горнодобывающей промышленности, методы

инженерного проектирования вместе с контролем температурных режимов и

напряжений грунта, обеспечивают выполнение подобных работ с очень высоким

качеством, обеспечивающим требуемый уровень безопасности. Кроме того,

инженерные и организационные задачи обеспечения эффективной изоляции

опасных материалов не являются новыми.

Вопрос геологической стабильности земных пород очень важен для

обеспечения долгосрочной целостности хранилища отходов. На земном шаре

имеется множество геологических структур, которые устойчивы уже на

протяжении более 4,5 миллиардов лет, и вероятность существенных смещений

пород в течение периода хранения (а это более тысячи лет) в таких местах

близка к нулю.

Хотя и предполагается, что глубокое геологическое размещение отходов

атомной промышленности будет постоянным, тем не менее, при возникновении

необходимости их восстановления и использования будущими поколениями нет

принципиальных проблем для того, чтобы сделать это возможным.

Уместно сравнить токсичность отходов атомной промышленности с

ядовитыми отходами и газами, возникающими на современных индустриальных

предприятиях каждый день. Мышьяк, например, обычно распределяется в

окружающей среде в составе гербицидов и в обработанной древесине. В отличие

от отходов атомной промышленности он имеет бесконечный срок токсичности.

Далее, барий и хлор, который достаточно широко используется. Учитывая их

реальные количества, можно утверждать, что они представляют гораздо большую

опасность, чем отходы атомной промышленности.

Можно утверждать, что придет время, когда хранение высокоактивных

отходов будет совершенно безопасным. Радиоактивные отходы, хотя и очень

токсичны в момент своего появления, но, во-первых, их количество мало, а во-

вторых, они не более опасны, чем другие, более знакомые нам, материалы. Но

несмотря на это, они породили синдром современного общества "где угодно, но

только не у меня во дворе". Мы с легкостью принимаем экономическую выгоду и

пользу от современных технологий, но при этом предпочитаем чтобы кто-то

другой имел дело с сопутствующими отходами, пусть даже и безопасными.

Хотя сегодня каждая страна ответственна за хранение и переработку

своих собственных отходов всех видов, тем не менее, рассматривается

возможность создания международного хранилища отходов атомной

промышленности. Австралия - это одна из немногих стран, в которой

существуют очень благоприятные геологические условия для создания такого

предприятия.

Природный аналог: Окло

Хотя высокоактивные отходы современной ядерной энергетики еще не

хранились настолько долго, чтобы наблюдать результаты такого хранения, этот

процесс фактически уже происходил в естественных условиях, по крайней мере,

в одном месте на земном шаре. В местечке Окло в Габоне (на западе Африки),

около двух миллиардов лет назад, по крайней мере, 17 естественных ядерных

реакторов начали работать в богатой залежами урановой руды местности.

Каждый из них имел, приблизительно, по 20 кВт тепловой мощности. В то время

концентрация U-235 в естественном уране составляла, примерно, 3.7 процента

(вместо 0.7 процентов сегодня)*.

|*U-235 распадается намного быстрее чем U-238, период полураспада |

|которого, примерно, такой же, как и возраст нашей планеты. |

Естественные цепные реакции, которые начались спонтанно благодаря

присутствию воды, действующей как замедлитель, продолжались,

приблизительно, два миллиона лет пока, наконец, не затухли. В течение этого

времени в руде образовалось, приблизительно, 5.4 тонн продуктов деления, а

также 1.5 тонны плутония вместе с другими трансурановыми элементами.

Радиоактивные продукты деления давно распались и превратились в

стабильные элементы, а детальное изучение их количества и локализации

показало, что имелось небольшое перемещение радиоактивных отходов, как в

процессе, так и после прекращения ядерных реакций. Плутоний же и другие

трансурановые элементы остались неподвижны. Это примечательно ввиду того,

что грунтовые воды имели полный доступ к продуктам деления, а сами они не

находились в химически инертной форме (т.е., говоря современным языком, не

были остеклованы). Таким образом, продукты деления не перемещаются свободно

в земной поверхности, даже в присутствии воды, из-за их адсорбции в

глиняных породах.**

|**Утечки из емкостей для хранения военных отходов в США также |

|продемонстрировали способность глинистых почв к удержанию продуктов |

|деления и трансурановых элементов. |

Таким образом, единственное известное "испытание" подземного хранилища

отходов атомной промышленности в Окло оказалось успешным, несмотря на

неблагоприятные характеристики этого места. Хотя глинистые почвы и играют

важную роль в удержании отходов, такое затопленное, с песчаной структурой

грунта место, даже не рассматривалось бы для размещения на нем современного

хранилища каких-либо токсичных и, тем более, ядерных отходов.

Однако, пример Окло побудил ученых более детально изучать поведение

двуокиси урана в грунтовых водах вместе с другими химическими элементами,

присутствующими в руде (которые не подвергаются расщеплению). Эти

исследования помогут в оценке длительной безопасности хранилищ для

высокоактивных отходов. Аналогичные исследования проводятся вблизи залежей

в Кунгарра (на севере Австралии).

Стоимость

Наконец, важный вопрос о стоимости. Организация экономического

сотрудничества и развития опубликовала оценки затрат на размещение и

хранение отходов с использованием известных технологий, описанных выше.

Согласно этим оценкам стоимость размещения и хранения отходов, вероятно,

будет составлять от 0.03 до 0.17 центов за произведенный киловатт час

электроэнергии для остеклованных высокоактивных отходов и от 0.04 до 0.18

центов для отработанного топлива (в ценах 1993 года). В США суммарные

расходы (0.1 цента за киловатт час) на финансирование хранения

отработанного топлива составили на конец 1999 года 16 миллиардов долларов

США. Канадские производители собирают плату на будущее финансирование

хранения отработанного топлива из расчета, приблизительно, 0.1 центов за

киловатт час, и в 1997 году этот фонд составил 1.25 миллиардов канадских

долларов. В Швеции это налог составляет, приблизительно, 0.3 центов за

киловатт час, и идет на финансирование нормально функционирующего

государственного хранилища радиоактивных отходов, и исследования в этой

области.

В заключении можно с очевидностью отметить, что безопасное хранение

радиоактивных отходов - это существующая норма, что технологии хранения

хорошо разработаны, что затраты приемлемы и что полномасштабная

демонстрация этого вскоре будет возможна в нескольких странах.

6. Снимаемые с эксплуатации реакторы

Пока только более 300 ядерных реакторов были сняты с эксплуатации,

включая около 80 гражданских энергетических реакторов. В недавние годы были

закрыты лишь некоторые из больших реакторов, и только малые и средние

реакторы (с мощностью до 330 МВт) были полностью уничтожены с

использованием специального оборудования с дистанционным управлением.

Отдельные их части были размещены на хранение вместе с другими отходами

среднего уровня активности.

Международное агентство по атомной энергии выделяет три подхода при

снятии реакторов с эксплуатации, которые приняты во всем мире:

. Немедленный демонтаж (в США называют "Decon"): так называют

мероприятия, которые следуют непосредственно после прекращения работы

реактора. Обычно, дезактивация и демонтаж оборудования начинаются

после нескольких месяцев или лет, в зависимости от типа оборудования.

В последующем территория расположения атомной станции становится снова

доступна для повторного использования.

. Безопасная консервация (или "Safestor"): предполагает, что до

окончательного демонтажа оборудования должен пройти значительно

больший период времени, обычно от 40 до 60 лет. Оборудование при этом

находится в условиях безопасной консервации.

. Захоронение: означает, что демонтированное оборудование размещают на

неограниченное специальное хранение, которое полностью исключает

возможность утечек радиоактивности. При этом материалы, содержащие

радиоактивные элементы, минимизируются в объеме и размещаются в

бетонных структурах, исключающих какое либо попадание радиоактивности

в окружающую среду.

Нет никаких критериев, по которым можно было бы отдать предпочтение

какому-либо из этих подходов: каждый из них имеет свои выгоды и неудобства.

В конечном счете, национальная политика государства определяет, какому

подходу следовать. В случае немедленного демонтажа ответственность за

последствия снятия с эксплуатации реакторов не перекладывается на плечи

будущих поколений. Более того, в течение снятия с эксплуатации может

использоваться опыт и навыки действующего штата станции. С другой стороны,

безопасная консервация (или "Safestor") позволяет существенно уменьшить

уровень остаточной радиоактивности и, таким образом, снизить радиационную

опасность при процедурах демонтажа оборудования. Новые будущие технологии,

несомненно, будут способствовать не только уменьшению рисков, но и

стоимости проводимых работ.

Приблизительно 99 % радиоактивности в выработавшем свой ресурс ядерном

реакторе, находится в отработанном топливе, которое удалятся на первой

стадии. Наряду с возможными радиоактивными загрязнениями оборудования,

имеется также наведенная активность, обусловленная воздействием нейтронных

потоков на стальные конструкции реактора. В них появляются различные

радиоактивные изотопы, такие как железо-55, кобальт-60, никель-63 и углерод-

14. Первые два из них достаточно радиоактивны и их распад сопровождается

испусканием гамма-излучения. Однако, период полураспада этих изотопов

таков, что по прошествию 50 лет после завершения работы реактора, их

радиоактивность уменьшается до безопасного уровня. В целом, через 100 лет

после завершения работы реактора, уровень радиоактивности уменьшается в

100000 раз.

Для снятия с эксплуатации реакторов с газовым охлаждением на атомных

станциях в Шиньоне, Багги и Cен-Лоране, Франция осуществляет частичный

демонтаж на второй стадии, а окончательный (на третьей стадии) будет

произведен через 50 лет. Поскольку в местах их размещения продолжают

функционировать другие реакторы, то контроль над состоянием оборудования не

увеличивает стоимости производимых работ.

Германия выбрала более быстрый способ прямого демонтажа для закрытия

атомной электростанции в Грейфсвальд (бывшая Восточная Германия), на

которой эксплуатировались пять реакторов. Аналогичным образом территория

расположения атомной электростанции мощностью 100 МВт в Баварии была

обещана в середине 1995 года для передачи в неограниченное

сельскохозяйственное использование. Последующее удаление всех ядерных

систем, систем радиационной защиты и некоторых материалов, содержащих

наведенную активность, показало, что радиоактивность оставшихся объектов не

превысило установленных пределов, и правительство одобрило окончательный

демонтаж и очистку территории.

США имеют различный опыт в этой области. Четырнадцать энергетических

реакторов снимаются с эксплуатации по схеме "Safstor", в то время как еще

шесть демонтируются по принципу "Decon". Все выполняемые при этом процедуры

установлены Комиссией по ядерному регулированию США.

Для реактора в Трое (1180 МВт, PWR), процедуры "Safstor" были

объединены с промежуточным демонтажем, но временной масштаб работ, тем не

менее, не изменился и все задачи были выполнены непосредственно

переработчиками. Атомная станция была закрыта в 1993 году, а в 1995 году

были удалены парогенераторы и размещены на хранение в Хенфорде. Затем, в

1999 году туда же был доставлен на хранение и демонтированный корпус

реактора. Со всех строений удаляются возможные загрязнения, но полная

очистка территории не планируется вплоть до 2018 года.

На атомных электростанциях, содержащих несколько энергоблоков, после

консервации первого энергоблока, остальные продолжают работать до полной

выработки своего ресурса, и последовательно снимаются с эксплуатации. Это

оптимизирует использование как человеческих, так и технических ресурсов,

задействованных в демонтаже оборудования, и таким образом, дает некоторую

экономию в затратах.

Так, после комплексных мероприятий на втором аварийном энергоблоке

(1979 год) атомной электростанции Три Майл Айленд, потребовавших 14 лет и

включивших в себя выгрузку топлива, демонтаж разрушенных конструкций и

т.д., он был законсервирован до 2014 года, т.е. до истечения срока действия

лицензии на эксплуатацию первого энергоблока. По истечению этого времени

оба блока будут сняты с эксплуатации. Аналогичные процедуры были

осуществлены на первом энергоблоке атомной электростанции Сан-Онофр,

который был остановлен в 1992 году до истечения срока лицензии на работу

второго и третьего энергоблоков в 2013 году. Но после решения Комиссии по

ядерному регулированию демонтаж начался в 1999 году.

Процедуры по схеме "Decon" были применены к реактору в Шипингпорте

мощностью 60 МВт, который успешно проработал с 1957 по 1982 год. Пример

этого реактора продемонстрировал возможность безопасного и рентабельного

демонтажа атомной электростанции промышленного масштаба и быстрой

реабилитации территории. Демонтаж был закончен в течение двух лет, а пять

лет спустя, в 1989 году, было разрешено использовать территорию без каких-

либо ограничений. Из-за небольших размеров реактора, его корпус мог быть

удален без дополнительного расчленения, чего нельзя сделать для больших

энергоблоков.

По ускоренной схеме "Decon" также снимался с эксплуатации

высокотемпературный реактор с газовым охлаждением в Форте Cан-Врэйн

мощностью 330 МВт, который был закрыт в 1989 году. Стоимость контракта по

снятию с эксплуатации этого реактора составила 195 миллионов долларов США,

что, несмотря на малый срок службы реактора, составляет менее одного цента

на киловатт час выработанной электроэнергии. Проект был завершен в

соответствии с планом реабилитации территории в 1997 году. Это был первый

большой энергетический реактор в США, который был снят с эксплуатации в

такие сроки.

Общая стоимость операций по снятию с эксплуатации реакторов зависит от

последовательности и длительности различных стадий программы. Так, отсрочка

в выполнении какой-либо стадии приводит, с одной стороны, к уменьшению

стоимости, что связано с уменьшающимся уровнем радиоактивности, но с другой

- к увеличению затрат на хранение и контроль за состоянием оборудования.

Даже учитывая неопределенность в оценках стоимости, можно утверждать,

что затраты по снятию реакторов с эксплуатации составляют менее 5% от

затрат на производство электроэнергии. В США, например, накопленный опыт по

проведению таких работ позволил снизить затраты на их выполнение, и по

современным оценкам они составляют в среднем 325 миллионов долларов на

реактор. Методы финансирования также различны в разных странах. Наиболее

общими являются:

. Предварительная оплата, при которой резервируются соответствующие

суммы на специальных счетах еще до начала эксплуатации реактора, и они

могут использоваться только для целей снятия реакторов с эксплуатации.

. Налог на использование ядерной энергии, использование которого

позволяет накопить соответствующие суммы путем сборов с потребителей

электроэнергии. Доходы от сборов находятся в специальном трастовом

фонде. Такая система действует в США, которая позволяет в течение

срока функционирования реакторов накопить достаточные средства для

покрытия расходов по снятию их с эксплуатации.

. Гарантии или страхование, которые в любом случае обеспечивают

переаботчикам покрытие их расходов на снятие реакторов с эксплуатации.

Для финансирования процедур по снятию реакторов с эксплуатации в США

взимается налог на использование ядерной энергии, который составляет от 0.1

до 0.2 центов за киловатт час электроэнергии. За состоянием соответствующих

фондов регулярно следит Комиссия по ядерному регулированию. В 1998 году эти

фонды составили 22.5 миллиардов долларов США.

Страницы: 1, 2