Концепция плана безопасного вывод из эксплуатации энергоблоков АЭС, выработавших проектный ресурс. Предложения общественных экологических организаций

О.В. Бодров, Общественная благотворительная экологическая организация «Зеленый мир», г. Сосновый Бор, Ленинградской области, Российская Федерация

В ближайшие годы российское общество будет вынуждено решать сложную системную проблему вывода из эксплуатации энергоблоков АЭС, выработавших ресурс. Нынешнее поколение потребителей атомной энергии не должно экспортировать решение проблем вывода будущим поколениям.
План вывода энергоблоков из эксплуатации должен обеспечить для России безопасность этого процесса с природоохранной, социальной и экономической моральной точек зрения. Необходимо, также, позаботиться о безопасности общих с соседними странами природных объектов и экосистем.
В России отсутствуют национальные и региональные хранилища ядерных и радиоактивных отходов, способные принимать их лавинообразно нарастающее количество при выводе энергоблоков из эксплуатации. Необходимо создание единой системы управления РАО и скорейшее принятие Федерального закона об обращении с РАО.
При выводе из эксплуатации российских энергоблоков, выработавших ресурс, целесообразно адаптировать к российским условиям опыт других стран, в частности, Германии и Литвы.
Планы вывода из эксплуатации необходимо строить из условия обеспечения сбалансированного развития регионов размещения АЭС и мест предполагаемого размещения (переработки) радиоактивных отходов (РАО) и отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Для этого целесообразно руководствоваться следующими принципами:
прозрачность принятия всех политических, технологических, экологических, социальных, экономических решений;
доступность участия заинтересованной общественности в процессе принятия решений;
независимость экологического, технологического и финансового мониторинга плана и проектов вывода из эксплуатации;
ядерная, радиационная и экологическая безопасность при демонтаже оборудования и обращении с ОЯТ и РАО;
социальная защищенность персонала, зависящего от работы энергоблоков, выводимых из эксплуатации, а также городов-спутников АЭС ;
социальная ответственность перед будущими поколениями граждан, которые будут проживать в местах расположения выводимых АЭС и местах долговременного размещения РАО и ОЯТ.
Необходимо создать прозрачный для общества и независимый от атомной индустрии экологический мониторинг регионов вывода из эксплуатации АЭС.
Контроль общества за ходом выполнения плана вывода из эксплуатации АЭС целесообразно осуществлять с помощью создания Регионального общественного совета. Он может играть роль консультативного органа для власти, атомной отрасли, а также информировать общественность.
Миссия Совета – обеспечение социальной, экологической, технологической приемлемости процесса вывода из эксплуатации АЭС, обеспечение прозрачности и гласности этого процесса. В состав Совета целесообразно включить представителей власти, атомной индустрии и общественности. Совет целесообразно наделить правом и финансовыми возможностями проведения независимых экспертиз принимаемых технологических решений и возможных социально-экологических последствий их принятия.

Содержание

СОДЕРЖАНИЕ

Предложение общественных экологических организаций
Введение
1 ВЫВОД ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГОБЛОКОВ АЭС
1.1 КРИТЕРИИ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ ВЫВОДА ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ АЭС.
1.2 ЦЕЛИ И ЭТАПЫ ВЫВОДА ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГОБЛОКОВ АЭС.
1.3 ПЛАНИРОВАНИЕ ВЫВОДА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ДЛЯ РОССИЙСКИХ АЭС.
1.4 ФИНАНСОВЫЕ АСПЕКТЫ ВЫВОДА ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
1.4.1 История формирования российского фонда по выводу из эксплуатации.
1.4.2 Предложения по модели Российского Фонда по выводу из эксплуатации энергоблоков АЭС.
1.4.3 Предложения по модели Российского Фонда по выводу из эксплуатации энергоблоков АЭС.
1.5 СОЦИАЛЬНЫЕ АСПЕКТЫ ВЫВОДА ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ
1.6 МОНИТОРИНГ (ЭКОЛОГИЧЕСКИЙ, СОЦИАЛЬНЫЙ И ФИНАНСОВЫЙ) ВЫВОДА ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЭНЕРГОБЛОКОВ РОССИЙСКИХ АЭС
2 ОБРАЩЕНИЕ С РАО И ОЯТ
2.1 НЕОБХОДИМОСТЬ УЧЕТА МЕЖДУНАРОДНОГО ОПЫТА ОБРАЩЕНИЯ С РАО И ОЯТ
2.2 РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ РЕАКТОРОВ ВВЭР И РБМК ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИИ АЭС.
2.3 РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ ПРИ ВЫВОДЕ АЭС ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ
2.4 НЕОБХОДИМОСТЬ СОЗДАНИЯ ЕДИНОЙ СИСТЕМЫ ОБРАЩЕНИЯ С РАО
2.5 ПРЕДЛОЖЕНИЯ ПО СОЗДАНИЮ РЕГИОНАЛЬНОГО МОГИЛЬНИКА РАО НА СЕВЕРО-ЗАПАДЕ РОССИИ
2.6 ПРАВОВОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ ОБРАЩЕНИЯ С РАО В РОССИИ
2.6.1 Доктрина обращения с радиоактивными отходами в Российской Федерации.
2.6.2 Проект Федерального закона «Об обращении с радиоактивными отходами» и Концепция Закона «Об обращении с радиоактивными отходами».
2.6.3 Примерная структура Федерального закона Специальный технический регламент "О требованиях к ядерной и радиационной безопасности при обращении с радиоактивными отходами".
3 КОМПЕНСАЦИИ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ МОЩНОСТЕЙ ПРИ ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЭНЕРГОБЛОКОВ АЭС.
ВЫВОДЫ

ПРИЛОЖЕНИЕ 1. НЕМЕЦКИЙ ОПЫТ ВЫВОДА ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ АЭС НОРД (ГРЕЙФСВАЛЬД)

ПРИЛОЖЕНИЕ 2. ПОЛОЖЕНИЕ ОБ ОБЩЕСТВЕННОМ СОВЕТЕ ПО ПРОБЛЕМАМ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ ЗЕМЛИ МЕКЛЕНБУРГ ПЕРЕДНЯЯ ПОМЕРАНИЯ, ГЕРМАНИЯ.

ПРИЛОЖЕНИЕ 3. ЛИТОВСКИЙ ОПЫТ ВЫВОДА ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИГНАЛИНСКОЙ АЭС

ПРИЛОЖЕНИЕ 4. ЛИТОВСКИЙ ОПЫТ ФОРМИРОВАНИЯ И РАСХОДОВАНИЯ ФОНДА ПО ВЫВОДУ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИГНАЛИНСКОЙ АЭС

ПРИЛОЖЕНИЕ 5. ЗАКОН О СОЦИАЛЬНЫХ ГАРАНТИЯХ РАБОТНИКОВ ЗАКРЫВАЮЩЕЙСЯ ИГНАЛИНСКОЙ АЭС

ПРИЛОЖЕНИЕ 6. ШВЕДСКИЙ ОПЫТ ВЫВОДА ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ АЭС

ПРИЛОЖЕНИЕ 7. ФРАНЦУЗСКИЙ ОПЫТ ВЫВОДА ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ АЭС

ПРИЛОЖЕНИЕ 8. НОРВЕЖСКИЙ ОПЫТ ПЕРЕСТРОЙКИ СОЦИАЛЬНОЙ ИНФРАСТРУКТУРЫ В ПОСЕЛЕНИИ С ГРАДООБРАЗУЮЩИМ ПРЕДПРИЯТИЕМ

Введение

Вывод из эксплуатации энергоблоков АЭС после выработки проектного срока службы – естественный и необходимый этап их жизненного цикла. Начиная с некоторого момента, модернизация и проведение ремонтных работ для продолжения безопасной работы реактора становятся экономически нецелесообразными. Таким образом, даже после продления эксплуатации энергоблока сверх установленного в первоначальном проекте ресурса наступает момент, когда его необходимо выводить из эксплуатации.

Сущность вывода из эксплуатации состоит в последовательной реализации комплекса административных и технических мер, направленных на прекращение всякой деятельности, связанной с функциональным предназначением объекта. Он переводится в экологически безопасное состояние, не требующее контроля со стороны надзорных органов. В соответствии с нормативным документом ОПБ-88/97 для энергоблока АЭС это означает проведение комплекса мероприятий, в результате которых после удаления ядерного топлива, исключается использование блока в качестве энергоисточника. При этом обеспечивается безопасность персонала и среды окружающей среды.

Вывод старых реакторов из эксплуатации – это сложный и продолжительный во времени процесс. Он требует решения технологических, экологических и социальных проблем. Поэтому готовиться к нему нужно еще на этапе проектирования.

Наиболее успешно задача вывода из эксплуатации старых энергоблоков может быть решена, если в этом процессе участвуют представители различных социальных групп (власти, атомные эксперты, заинтересованная общественность). Такой подход оправдан хотя бы потому, что выбор площадки для временного хранилища или окончательного захоронения радиоактивных отходов (РАО) часто затруднен именно из-за протестов местного населения, а не в силу технических причин.

В настоящее время в мире остановлены и находятся в разной стадии вывода из эксплуатации 110 энергоблоков АЭС, не считая экспериментальных, промышленных, исследовательских и транспортных реакторов.

Мировой опыт показывает, что вывод из эксплуатации энергоблоков требует значительных интеллектуальных, материальных затрат и тщательного планирования. Необходимо разработать специальную нормативно-правовую базу, создать инфраструктуру для решения этой системной проблемы, требующей инновационных инженерных решений. И, наконец, необходим хорошо организованный высококвалифицированный персонал, а также эффективный мониторинг безопасности этого процесса.

На российских АЭС сейчас находятся в эксплуатации 31 реактор. Остановлены по два реактора на Нововоронежской и Белоярской АЭС. На них выгружено отработавшее ядерное топливо (ОЯТ), обеспечивается ядерная и радиационная безопасность. Но вывод из эксплуатации, предполагающий демонтаж оборудования, очистка территории и т.д. отложены на неопределенный срок из-за отсутствия общей концепции и финансовых ресурсов.

Постепенно, по мере выработки ресурса, будут остановлены все работающие в настоящее реакторы. Этот процесс будет происходить поэтапно. Шаг за шагом необходимо будет решать проблемы замены энергоисточника. При выводе из эксплуатации необходимо будет обеспечивать безопасность персонала, населения, природной среды. При этом необходимо обеспечить смягчение негативных социальных последствий, связанных с потерей рабочих мест в городах-спутниках АЭС.

С 2004 года сеть неправительственных экологических организаций из России, Норвегии и Литвы работает над проектом связанными с анализом мирового опыта вывода из эксплуатации, выработавших проектный ресурс www.decomatom.org.ru . Собрана информация и изучен опыт вывода из эксплуатации АЭС в других странах. Были организованы поездки в Литву и Германию, чтобы познакомиться с опытом этих стран, выводящих энергоблоки АЭС, аналогичные тем, что эксплуатируются в России. В этих поездках участвовали эксперты, работающие в области атомной энергетики, представители атомных профсоюзов, муниципалитетов атомных городов и региональных властей.

Настоящий документ содержит анализ информации, собранной за годы работы над проектом. Он демонстрирует наиболее важные с точки зрения авторов уроки вывода из эксплуатации АЭС других стран, которые могут быть использованы в России.

Мы надеемся, что этот материал сыграет роль катализатора для подготовки стратегического плана вывода из эксплуатации ядерных энергоблоков в России.
Мы считаем, что необходим общий план вывода из эксплуатации всех реакторов. В ближайшей перспективе целесообразно разработать планы для энергоблоков первого поколения Кольской и Ленинградской АЭС.

В России (СССР) достаточное распространение получили и энергетические уран-графитовые реакторы, явившиеся развитием направления промышленных реакторов для наработки оружейного плутония. Всего был построен 21 реактор этого типа (17 реакторов типа РБМК и 4 ректора типа ЭГП-6). В мире это направление реакторостроения практически не получило развития. Поэтому международный опыт их эксплуатации отсутствовал.

Из 17 построенных энергоблоков АЭС с реакторами РБМК-1000 к настоящему времени действуют 12. В том числе 3 энергоблока I-го поколения, введенные в эксплуатацию в 1973-1976 годах. На них выполнены широкомасштабные мероприятия по модернизации с продлением ресурса на 15 лет.

Следует отметить, что если для реакторов ВВЭР существует технологическая возможность продления срока эксплуатации (в США срок продлен до 60 лет), то для реакторов РБМК такая возможность отсутствует. Это объясняется деградацией свойств графитовой кладки реактора под действием нейтронного облучения. Графит сохраняет свои свойства при эксплуатационных нейтронных потоках в течение 48 - 53 лет.

1.2 Цели и этапы вывода из эксплуатации ядерных энергоблоков АЭС

Конечной целью снятия с эксплуатации энергоблока АЭС является демонтаж и удаление его радиоактивных конструкций и доведение промплощадки до состояния, позволяющего в дальнейшем ее использование для сооружения новой установки либо для иных видов промышленной деятельности.
Процесс вывода из эксплуатации энергоблоков, выработавших ресурс, состоит из нескольких этапов:

1. Остановка реактора и прекращение производства электроэнергии.

2. Консервация под наблюдением.

Реализация проекта вывода энергоблока из эксплуатации начинается после его окончательного останова. Сначала идет подготовительный этап протяженностью от трех до пяти лет: реактор переводится в ядерно-безопасное состояние (из активной зоны, а потом и с территории блока, удаляется ядерное топливо), удаляются эксплуатационные радиоактивные отходы, проводится плановая дезактивация оборудования и еще целый перечень работ. В соответствии с требованиями надзорных органов, этот период не включен в процесс вывода из эксплуатации и блок АЭС все еще считается находящимся в эксплуатации и обслуживается в соответствии с основным регламентом.
Подготовительный период может занимать несколько лет (неопределенный срок) в зависимости от наличия региональных или федерального хранилищ ОЯТ и РАО для данного типа реакторов.
Может быть принято решение хранить облученное топливо на площадке АЭС при переводе его на сухое хранение.
Реакторы демонтируются после двухлетней выдержки. Крупное оборудование вывозится в неразобранном виде и используется как барьер для удержания радионуклидов (в качестве контейнера упаковки). Техника демонтажа базируется на существующей технологии. Дозы облучения при выполнении работ по снятию с эксплуатации должны быть сведены к минимуму. Работами по снятию с эксплуатации (в идеале) руководит эксплуатационный персонал АЭС. Помещения захоронения отходов от демонтажа сооружаются на территории станции, на определенной отметке, которая зависит от географического расположения АЭС.
Следует особо отметить важную роль выбора сроков начала работ по выводу из эксплуатации. Как упоминалось выше, по мере роста времени хранения и распада короткоживущих радионуклидов определяющими остаются радионуклиды со все большим периодом полураспада, объем радиоактивных отходов уменьшается. Через 10-30 лет этот эффект «самоликвидации активности» затухает.

3. Собственно вывод из эксплуатации:

Вариант «Хранение под наблюдением» означает, что реакторную установку, все системы и оборудование консервируют, изолируют от внешней среды и затем поддерживают в безопасном состоянии. При этом неактивное оборудование демонтируют для последующего использования или утилизации. Слабоактивное оборудование последовательно дезактивируют до уровня, который позволяет его неограниченное использование или утилизацию. Освобождаемые помещения, здания и сооружения можно демонтировать или повторно использовать для альтернативного бизнеса.
Вариант «Захоронение» радиационно-опасных узлов и конструкций. Реактор, оборудование первого контура и другое высокоактивное оборудование и конструкции консервируют. Например, заключают в бетонную оболочку бетона и производят выдержку пока радиоактивность не достигнет приемлемого уровня за счет естественного распада. При варианте «Захоронение» проявляется свойство самоликвидация активности;
Вариант «Ликвидация» подразумевает достижение одной из двух возможных стадий конечного состояния реакторной промплощадки:

• "Коричневая лужайка» предполагает демонтаж оборудования и освобождение зданий и сооружений, не предназначенных для дальнейшего использования, переработку и вывоз всех радиоактивных отходов с территории, и доведение ее до состояния, пригодного для нужд атомной энергетики, например, для строительства хранилища радиоактивных отходов или иной экономической деятельности, например, создание технопарка.
• "Зеленая лужайка" предполагает полный демонтаж сооружений реакторной установки, зданий, а также переработку, упаковку и удаление радиоактивных отходов с полной ликвидацией всех следов деятельности по эксплуатации радиационно-опасного объекта. Для неограниченного использования освободившейся территории проводят рекультивацию земель.
  В идеале конечной стадией процесса вывода из эксплуатации выработавшего свой ресурс реактора должна была бы стать «зеленая лужайка», на которой было бы безопасно разбить общественный парк для гуляний или построить детский сад. В России это вряд ли такой сценарий будет реализован в силу национальной специфики.
• Российская атомная энергетика имеет ряд особенностей:
  • Подавляющее большинство российских АЭС состоят из нескольких блоков, которые вводились и могут выводиться поэтапно.
  • Отсутствуют национальные, региональные хранилища ядерных и радиоактивных отходов, способные принять их при выводе из эксплуатации блоков.
  • АЭС построены одновременно с атомными городами с населением 30 – 100 тысяч жителей. Для таких городов-спутников атомная станция - градообразующее предприятие. Это означает, что обеспечение всех жизненных потребностей связаны с атомными технологиями и отсутствуют альтернативные возможности занятости.
  • В России принято считать, что в стране отсутствует дефицит территорий для промышленного развития, требующий полного освобождения территории после снятия с эксплуатации блока.

  Учитывая эти особенности, конечной стадией вывода из эксплуатации российских атомных энергоблоков АЭС можно считать ликвидация АЭС до состояния «коричневой лужайки». Это означает - доведение этой территории до состояния безопасности, позволяющего использовать ее для какой-либо иной промышленной или экономической деятельности без принятия специальных мер предосторожности по отношению к будущему персоналу.
  Стратегия “коричневой лужайки” целесообразна не только по технико-экономическим, но и по социальным причинам. Она позволяет использовать развитую инфраструктуру, обеспечить занятость высвобождаемого персонала, стимулирует социально-экономическое развитие территории и др. Это подтверждается международным опытом – созданием «Технопарка» на месте АЭС Грейфсвальд (Германия), строительством газотурбинной станции на месте АЭС Форт Сeнт-Врэйн, США и др.
  В «Технопарке» (Германия) оказалось возможным развивать различные виды экономической деятельности, помимо строительства и эксплуатации хранилища радиоактивных отходов. Это позволило создать рабочие места различного типа, не только связанные с обеспечением радиационной безопасности. Опыт Германии, также, продемонстрировал, что:
  • при выводе из эксплуатации выработавших ресурс энергоблоков целесообразно использовать инфраструктуру самой АЭС, т.к. это позволяет снизить финансовые затраты на ее демонтаж;
  • демонтаж загрязненного оборудования возможен без ожидания в течение 50-70 лет, необходимых для распада долгоживущих радионуклидов; при этом дозовая нагрузка на персонал, работающий на демонтаже, оказывается ниже, чем при эксплуатации станции.
  В России, в отличие от Германии, ведется переработка ОЯТ и это часть процедуры вывода из эксплуатации. На производственном объединении МАЯК в городе Озерск, Челябинской области, существуют мощности по переработке ОЯТ реакторов ВВЭР-440, а также ОЯТ реакторов для подводных лодок и бридера БН-600. Радиохимический завод РТ-1 по регенерации ОЯТ введен в 1977 году. Его производительность– 400 т/год.
  Хранение поступившего на комбинат ОЯТ осуществляется в буферном хранилище емкостью 1440 тонн. Конечной продукцией при переработке ОЯТ реакторов ВВЭР-440 являются:
  • плав гексагидрата нитрата уранила, являющийся сырьем для изготовления топлива реакторов РБМК;
  • диоксид плутония, поступающий на склад (ввиду отсутствия спроса).
  Переработка ОЯТ осуществляется по экстракционной технологии, что обуславливает большое количество РАО. Ежегодно в окружающую среду сбрасывается ~10 млн. м3 РАО. Это создает угрозу не только Челябинскому, но и соседним регионам. Это угроза морям Северного Ледовитого океана, в которые впадают реки имеющим водосбор на территории предприятий переработки ОЯТ.
  После модернизации технологии сбросы низко и средне-активных отходов в водную среду сократились на 10%. Тем не менее, для снижения воздействия на среду обитания законодательное собрание Челябинской области приняло решение об ограничении мощности завода РТ-1 на 50%. Это привело к накоплению ОЯТ на площадках временного хранения ПО «МАЯК» и создает проблемы обеспечения безопасного хранения.
  Поскольку при переработке ОЯТ требуется более безопасная и надежная локализации РАО, затраты на переработку ОЯТ в настоящее время не компенсируются реализуемым регенерированным ураном.
  Таки образом, при выборе стратегии «коричневой лужайки» для России, необходимо учитывать экологическую «чувствительность» не только региона, где происходит демонтаж блоков, но и рассматривать проблемы социально-экологической безопасности территории, где будет происходить долговременное хранение или переработка ОЯТ.
  В этом случае, к примеру, вывод из эксплуатации энергоблоков Ленинградской АЭС должен учитывать соблюдение не только российских стандартов безопасности, но и соблюдение международных нормативов. Ведь Ленинградская АЭС воздействует на Балтийское море - водоем международного значения. Его безопасность обеспечивается международными соглашениями (Эспоо конвенция и др.). Кроме того, планируемое перемещение ОЯТ с временного хранилища Ленинградской АЭС в национальное хранилище на берегу Енисея в Красноярском крае, требует рассмотрения рисков негативных последствий и для этого региона.
  Еще одна особенность связана с типом выводимого из эксплуатации реактора. При разработке стратегии вывода из эксплуатации ректоров РБМК существует неопределенность, трудно разрешимая в настоящее время. Она связана с необходимостью утилизации графита, являющегося замедлителем нейтронов в этих реакторах. Масса графитовой кладки реактора РБМК-1000 составляет 1700 тонн. Активность графитовой кладки реактора определяется долгоживущим изотопом 14С с периодом полураспада 5400 лет. Это 95 % всей активности графита. Поэтому облученный графит, как ТРО, будет иметь радиоэкологическую опасность в течение нескольких десятков тысяч лет. Учитывая горючесть графита, его хранение требует специальных мер безопасности. Кроме того, углерод – один из самых распространенных элементов живых систем. Поэтому, при попадании радиоактивного изотопа 14С в природную среду он включается в естественный кругооборот, может стать частью живых систем. Это означает, что организм, получивший этот элемент в качестве «кирпичика» своего тела будет подвергаться внутреннему облучению, приводящему к разным негативным последствиям.
  По оценкам НКАДР вклад 14С в техногенное облучение населения достигает 90% коллективной дозы, поэтому задача обращение с радиоактивным графитом имеет международное значение.
  Сжигание графита, как способа его утилизации, требует очистки отходящих газов и изоляции зольного остатка. Кроме того, при сжигании графит переходит в другие физические формы, требующие дополнительной утилизации. Существующие способы утилизации 14С в газообразной фазе основаны на улавливании СО2 и переводе его в твердые нерастворимые карбонаты. Это приводит к тому, что образуется по массе в 1,5 - 2 раза большее количество ТРО, чем было до сжигания радиоактивного графита.
  Таким образом, метод утилизации графита за счет сжигания имеет неблагоприятный материальный баланс и дорог.
  Помимо России энергетические, промышленные и исследовательские реакторы с графитовым замедлителем эксплуатируются в Великобритании, Франции и Японии. Суммарное количество реакторного графита в мире ~ 105 т. Ни в одной стране, эксплуатирующей уран-графитовые реакторы, не разработаны технологии кондиционирования реакторного графита до стадии захоронения. Во Франции такие реакторы остановлены и ожидают лучших времен появления технологических решений. Подробнее см. Приложение 7.
  Возможность кондиционирования облученного графита может быть основана на использовании монолитных технологий. Однако, эти технологии в настоящее время находятся на стадии научно-исследовательских и опытно-конструкторских разработок. Сущность данной технологии заключается в измельчении облученного графита и использовании графитовой крошки в качестве наполнителя для изготовления минеральных или шлакокаменных матриц.
  Успешность и безопасность вывода из эксплуатации зависит от наличия хранилищ РАО и ОЯТ, отвечающих всем современным требованиям безопасности.
  Таким образом, вопрос об обращении с РАО и ОЯТ при выводе из эксплуатации выработавших ресурс энергоблоков выходит на первое место. Более подробно об этом будет сказано в следующих разделах.
  Сравнивая вариант «ликвидация» для реакторов ВВЭР и РБМК, отметим, что в Литве время от начала вывода из эксплуатации по сценарию немедленного демонтажа до состояния «коричневой лужайки» оценено в 75 лет. Именно проблемы утилизации радиоактивного графита в ректорах РБМК создают дополнительные проблемы, неопределенности и делают этот процесс более длительным, чем для реакторов ВВЭР. Литовский опыт вывода из эксплуатации Игналинской АЭС более подробно изложен в Приложениях 3, 4, 5.
  В России, в качестве базового варианта вывода из эксплуатации реактора РБМК-1000 принят вариант долговременного (после выгрузки ОЯТ) хранения. При таком сценарии планируется использовать имеющиеся защитные барьеры на пути распространения радиоактивности в окружающую среду. Эти барьеры намечают усилить дополнительной герметизацией. При этом предполагается поэтапно ликвидировать энергоблок. Это, по мнению авторов такого сценария, позволяет принимать оптимальные, с точки безопасности, решения и корректировать их по мере развития новых технологий и международного опыта. В этом варианте продолжительность вывода из эксплуатации энергоблока неопределенна.
  Не оценены риски для экосистем Балтийского моря, которые могут возникнуть при неопределенно долгом хранении четырех остановленных энергоблоков в сотне метров от моря.
  Для реакторов ВВЭР период вывода из эксплуатации может быть короче. Опыт Грейфсвальда (Германия) показывает, что вывод из эксплуатации 6 блоков реакторов ВВЭР-440, построенных при содействии Советского Союза, и превращение реакторной площадки в «Технопарк» займет 45 лет. Подробнее о процедуре и мониторинге вывода из эксплуатации этой АЭС см. Приложения 1,2.
  Для принятия оптимального решения по сценариям вывода из эксплуатации энергоблоков АЭС России целесообразно учесть опыт Швеции. Он показывает, что общество может добиться наилучших результатов по условиям и процедуре вывода из эксплуатации энергоблоков, если поручит эту задачу независимому органу. В Швеции таким органом является «Суд по охране окружающей среды».
  Независимая организация в таких случаях будет принимать решения, лучше отражающие главные общественные ценности и нормы. В случае же, если решения принимаются организациями, тесно связанными с технологическим комплексом, то решения, чаще всего, будут основываться на ценностях и нормах научно-технического сообщества. В нашем случае – ядерной индустрии.
  Пока деньги из Фонда по выводу из эксплуатации энергоблока не используются для проведения работ по прямому назначению, они, находясь на банковском счете, приносят процентный доход. В шведском случае этот процент является доходом владельцев атомных реакторов. До тех пор, пока расходы на обслуживание остановленного атомного реактора, не будут превышать маржу от хранения средств Фонда в банке, владельцам этого фонда не выгодно начинать реальный вывод из эксплуатации остановленного реактора – демонтаж оборудования и т.д.
  При этом нельзя забывать, во что может обойтись для общества в целом такая отсрочка. Отсроченный старт вывода из эксплуатации энергоблока может привести к более крупным затратам общества, так как могут возникнуть расходы, за которые владельцы не несут ответственности.
  В случае реакторов Студсвик в Швеции «Суд по охране окружающей среды» предписал владельцам реактора начать вывод из эксплуатации непосредственно после их закрытия, поскольку в случае отсрочки обществу пришлось бы взять на себя более крупные расходы.
  Отсутствие постоянного хранилища РАО для обеспечения вывода из эксплуатации реакторов Студсвик и Барсебек было главной мотивировкой отсрочек начала процесса демонтажа, которые предъявили в суде владельцы.
  Для реактора в Студсвике Суд постановил, что эта причина не является достаточно веской для отсрочки реального вывода его из эксплуатации.
  Суд, отметил, также, что вывод из эксплуатации исследовательского реактора в Студсвике сразу же после его остановки позволит максимально использовать опыт и компетентность персонала, работающего на этом исследовательском реакторе. Более подробно шведский опыт изложен в Приложении 6.

1.3 Планирование вывода ядерных реакторов из эксплуатации для российских АЭС.

В конце девяностых годов прошлого века по инициативе международного сообщества была сделана классификация по уровню безопасности атомных реакторов в Восточной Европе. Согласно этой классификации, самыми небезопасными являются реакторы первого поколения - ВВЭР-440/230 и РБМК. Эти реакторы создавались по нормативной базе 60-х годов, и отсутствовал практический опыт по количественной оценке правильности принятых технических решений.
По мнению международных экспертов, отсутствуют экономически оправданные технологические решения доведения энергоблоков этого типа до требований международных стандартов безопасности.
Упомянутые реакторы первого поколения опасны, не только из-за старения ключевых узлов, но и из-за технически неустранимых недостатков, главным образом – отсутствие защитной оболочки (контайнмента). По мнению большинства экспертов, эти реакторы должны выводиться из эксплуатации в первую очередь.
Ко второй категории менее опасных энергоблоков относятся реакторы второго поколения - ВВЭР-440/213 и ВВЭР-1000, которые могут быть экономически оправданно модернизированы для эксплуатации ограниченное время. В течение этого времени можно найти замену энергоисточника и вывести блоки из эксплуатации, качественно решая социальные и природоохранные проблемы.
Последствия в случае аварии на этих реакторах могут иметь не только транснациональный характер, но и затрагивать интересы десятков будущих поколений людей в разных странах.
Общественные экологические организации поддерживают мнение международной общественности и призывают Правительство России немедленно начать подготовительные мероприятия для разработки Плана вывода из эксплуатации энергоблоки АЭС первого поколения.
Такой План целесообразно строить на основании критериев безопасности (см. раздел 1.1.) включив в него анализ:
• текущего состояния безопасности энергоблока и его воздействие на среду обитания;
• преимуществ и недостатков возможных стратегий вывода из эксплуатации энергоблока (немедленный или отложенный), его захоронение или ликвидация;
• ядерной, радиационной безопасности и воздействие на среду обитания работ по выводу из эксплуатации, и технологические решения по долговременной изоляции РАО и ОЯТ;
• возможные решение социальных проблем персонала АЭС и жителей атомных городов-спутников;
• энергетической ситуации в регионе при выводе из эксплуатации энергоблока и возможные варианты компенсации мощности выводимого энергоисточника;
• сроков и финансовые источники программы вывода из эксплуатации энергоблока;
Проект Плана должен соответствовать законодательству и международным обязательствам России, широко обсуждаться с заинтересованной общественностью региона, на который вывод из эксплуатации может оказать воздействие, включая регион размещения ОЯТ и РАО.
Целесообразно при разработке такого плана учесть международный опыт вывода из эксплуатации энергоблоков аналогичных российским.
После принятия План может уточняться с учетом реального опыта, приобретенного при выводе из эксплуатации.

1.4 -1.4.1 Финансовые аспекты вывода из эксплуатации ядерных реакторов

1.4.1 История формирования российского фонда по выводу из эксплуатации.

Все подлежащие в ближайшее время выводу из эксплуатации российские энергоблоки создавались в период централизованной плановой экономики. В те времена выводу АЭС из эксплуатации (особенно финансовым аспектам), равно как и утилизации РАО, не уделялось должного внимания. Предполагалось, что в будущем эти проблемы будут решены через централизованное планирование бюджетные средства.
Поэтому не создавались (в отличии от стран с рыночной экономикой) специальные фонды, аккумулирующие средства на вывод АЭС из эксплуатации.
Не была разработана концепция вывода из эксплуатации выработавших ресурс энергоблоков. Не были проведены оценки затрат на подготовку и вывод из эксплуатации реакторов различного типа.
По сути, вся концепция сводилась к длительному периоду (несколько десятилетий) консервации остановленных энергоблоков, к выжиданию, пока не распадутся все наиболее активные радионуклиды.
В 1996 г. в России, ставшей на путь развития рыночной экономики, был создан Фонд, позднее трансформированный в Резерв по выводу из эксплуатации энергоблоков АЭС, выработавших ресурс. В него поступают средства в размере 1,3% выручки от продажи электроэнергии, выработанной на АЭС. Этот резерв является общим для всех АЭС и расходуется по усмотрению эксплуатирующей организации (Росэнергоатом). Практически он расходуется на поддержание безопасности ранее остановленных блоков и другие цели. При этом не происходит накопления средств для вывода из эксплуатации реакторов, выработавших свой проектный ресурс, но продолжающих работать.
Существующий норматив отчислений в резерв недостаточен. Он основан на теоретических рекомендациях МАГАТЭ, не учитывающих современное состояние и уже имеющийся опыт вывода из эксплуатации АЭС.
По оценкам специалистов МАГАТЭ, проведенных в начале 90-х годов, затраты на снятие АЭС с эксплуатации составляют около 12 % от затрат на ее строительство . Уже имеющийся опыт по реализации проектов вывода из эксплуатации АЭС показывает, что данный показатель значительно занижен. Реальные затраты составляют не менее 37 %.
В феврале 2007 года на совместном заседании Научно-технических советов Федерального агентства по атомной энергии (Росатома) и концерна "Росэнергоатом" была признана необходимость скорейшего завершения разработки новой "Методики расчета затрат на подготовку и вывод из эксплуатации блоков АЭС". Было предложено подготовить проект Постановления Правительства РФ об его увеличении отчислений в Резерв по выводу из эксплуатации энергоблоков АЭС до 2,2 % от выручки за продаваемую электроэнергию.
Дополнительным источником пополнения Резерва предлагалось рассматривать продление срока эксплуатации энергоблоков, выработавших проектный ресурс. На заседании отмечалась, также, необходимость разработки "Концепции вывода из эксплуатации ядерных установок, радиационных источников и пунктов хранения", а также пересмотра нормативной документации по выводу из эксплуатации энергоблоков АЭС

1.4.2. Зарубежный опыт формирования и использования фондов по выводу из эксплуатации АЭС.

Способ управления фондом (резервом) для вывода из эксплуатации энергоблоков АЭС сказывается на эффективности его использования и соответствия заявленным целям.
Во Франции, Германии и России фонды находятся в управлении эксплуатирующих организаций. Это дает больше гибкости организациям, которые его контролируют, но не обеспечивает прозрачности его использования. Средства, предназначенные для вывода из эксплуатации, могут использоваться для других целей. Например, во Франции средства фонда использовались для погашения долгов и инвестиций в новые проекты, в России – на продление сроков эксплуатации.
В Чехии, Финляндии, Венгрии, Италии, Литве, Нидерландах, Словакии, Словении, Испании и Швеции фонды не находятся в управлении эксплуатирующих организаций АЭС. Это обеспечивает наибольшую прозрачность и наилучшие гарантии надлежащего расходования средств фонда.
В США дополнительным источником формирования фонда по выводу из эксплуатации рассматривают продление эксплуатационного ресурса. При затратах на модернизацию 8 -10 % от стоимости новых энергоблоков обеспечивается продление эксплуатационного ресурса в течение достаточно длительного времени. Особый случай представляют реакторы РБМК, срок продления ресурса для которых ограничен свойствами графита (см. об этом в следующих разделах).
Некоторые примеры стоимости работ по выводу из эксплуатации энергоблоков различных типов в разных странах приведены в таблице:

1.4.3 Предложения по модели Российского Фонда по выводу из эксплуатации энергоблоков АЭС.

Согласно российским нормативным документам (ОПБ-88/97), проект вывода из эксплуатации энергоблока АЭС должен быть представлен на согласование в надзорные органы за 5 лет до окончания проектного срока эксплуатации. Это должно делаться независимо от того будет или не будет продлеваться его проектный срок эксплуатации. Поэтому такие проекты были разработаны для энергоблоков с реакторами ВВЭР-440 первого поколения Кольской (1-й и 2-й блоки) и Нововоронежской АЭС (3-й и 4-й блоки).
Можно отметить, что российский и финский планы (для АЭС Ловиса-1, см. предыдущий параграф) по общему объему работ, по затратам на обращение с РАО, продолжительности демонтажа и другим практически совпадают. Снятие с эксплуатации с момента остановки энергоблока занимает 12,5 лет, численность персонала, занятого на подготовительных и непосредственных работах по снятию с эксплуатации - 370 человек, а общий объем работ оценивается в 2.920 чел.×лет. Структура затрат по выводу из эксплуатации энергоблока с реактором ВВЭР-440 приведена в таблице:

Структура затраты на вывод из эксплуатации энергоблока ВВЭР-440

Анализ современного опыта вывода из эксплуатации показывает, что средняя стоимость вывода из эксплуатации энергоблока с реактором ВВЭР-440 может составлять $ 350 млн. при немедленном демонтаже и $ 300 млн. при отложенном на 40 лет демонтаже. Эти данные включают большое количество неопределенностей, связанных с национальной политикой по обращению с РАО, уровнем технологий и т.п.
Таким образом, удельные затраты 750 $/кВт могут считаться первым приближением и являться ориентиром при разработке проектов по выводу из эксплуатации энергоблоков различных типов.
Следует учитывать, что опыт закрытия АЭС Грейфсвальд показывает (Приложение 1), что затраты в течение 35 лет на вывод из эксплуатации 6 построенных энергоблоков (эксплуатировались только 5) составляют €3.2 млрд. ($4.4 млрд.). Это существенно выше предполагаемых в России.
Если взять за основу немецкий сценарий и опыт вывода из эксплуатации, исключив затраты на 5-летний период ожидания и разработки планов, то закрытие четырех энергоблоков ВВЭР-440 Кольской АЭС можно грубо оценить в $ 1.8 млрд. (€1.3 млрд.)
Что касается энергоблоков типа РБМК, то, опираясь на опыт Литвы, принявшей концепцию демонтажа без ожидания, то стоимость закрытия четырех энергоблоков Ленинградской АЭС можно грубо оценить €2.3 млрд. ($3.1 млрд.) в течение 25 лет. Дальнейшие затраты после этого срока могут быть связаны с продолжением надежной изоляции ОЯТ содержащего плутоний Pu239 с периодом полураспада 24000 лет и графитовой кладки реакторов, каждый из которых содержит 1700 тонн графита, состоящего, в основном, из изотопа углерода C14 с периодом полураспада 5400 лет.
Экономически и экологически оправданных технологий переработки ОЯТ реакторов РБМК и радиоактивного углерода из графитовой кладки в настоящее время не существует.
Анализ предыдущего российского и зарубежного опыта работы с Фондом (Резервом) по выводу из эксплуатации энергоблоков АЭС показывает, что в России не происходит накопления средств для вывода из эксплуатации энергоблоков, выработавших проектный ресурс. Единый Резерв для всех российских станций, который существует и контролируется эксплуатирующей организацией Росэнергоатом, работает неэффективно.
По аналогии с литовским и немецким опытом, целесообразно создать Фонд по выводу из эксплуатации каждой российской АЭС, Целесообразно, чтобы он был независим от эксплуатирующей организации. Распорядителем такого фонда могли бы быть Министерство Регионального развития РФ или Министерство экономического развития.
Важно, чтобы Фонд контролировался независимым Попечительским Советом. В состав Совета необходимо включить представителей властей федерального, регионального, муниципального уровней, трудового коллектива АЭС, представителей политических партий, входящих в состав региональных законодательных собраний, а также заинтересованные общественные организации.
Миссия этого Совета – обеспечение прозрачности и эффективности финансирования процесса вывода из эксплуатации.
Тарифные отчисления в Фонд от продажи электроэнергии энергоблоков с продленным ресурсом должны быть достаточными, чтобы обеспечить их закрытие к моменту окончания эксплуатации.
Целесообразно, по аналогии с литовским опытом (см. Приложение 2) предусмотреть возможность перечисления средств этот Фонд от частных, юридических лиц, международных организаций и финансовых институтов.

1.5 Социальные аспекты вывода из эксплуатации

Решение социальных проблем при выводе из эксплуатации энергоблоков российских АЭС являются одной из наиболее важных и сложных задач. Ее острота обусловлена тем, что в российских атомных городах, АЭС, как правило, является градообразующим предприятием. Это означает, что вся социальная инфраструктура целиком зависят от поступления налогов с этого предприятия. Кроме того, в таких городах, чаще всего отсутствуют альтернативные рабочие места, соответствующие уровню квалификации работников закрывающегося энергоблока.
Большинство работников АЭС получили специальное образование в области ядерной физики и реакторных технологий и, если они не заняты на демонтаже реактора и работах по обращению с РАО, они испытывают трудности с трудоустройством и психологический дискомфорт.
Российские атомные города часто сохраняют традиции времен Советского Союза и закрыты для свободного въезда. Последнее время необходимость в этом обосновывается необходимостью защитить АЭС от возможных террористических атак.
Таким образом, закрытие энергоблока АЭС в таких городах – это не только потеря сотен высококвалифицированных рабочих мест, но и удар по социальной инфраструктуре города.
Эта ситуация требует для обеспечения социальной стабильности позаботиться о персонале, обслуживавшем закрывающегося энергоблока. Перед лицами, принимающими решения, социальными работниками, трудовыми коллективами и общественностью городов-спутников АЭС стоят 2 задачи:

Для решения социальных проблем на остановленных АЭС полезно использовать опыт других стран. В этом разделе рассмотрены некоторые шаги в этом направлении, которые опираются на опыт закрытия АЭС в Германии и Литве. Этот опыт ценен тем, что был приобретен в условиях закрытия АЭС, типы энергоблоков которых аналогичны российским. Так, Игналинская и Ленинградская АЭС имеют энергоблоки типа РБМК, а АЭС Норд (Грейфсвальд) и Кольская АЭС - блоки с реакторами ВВЭР-440. Кроме того, атомные города-спутники АЭС в Литве и Германии очень схожи по численности. Да и персонал станций в разных странах получал образование чаще всего в одних и тех же учебных заведениях бывшего СССР.
Таким образом, опыт решения социальных проблем в Литве и Германии можно рассматривать как модель, которую можно адаптировать к российским условиям.
Ключевым игроком при решении социальных проблем при выводе из эксплуатации энергоблоков российских АЭС может стать Совет трудового коллектива станции (СТК). Этот орган должен иметь право голоса при принятии социально значимых решений, а также имеет предъявлять свои претензии в суде, если администрация АЭС не согласна с его мнением.
Для принятия оптимальных решений по кадровой политике целесообразно разработать систему баллов, учитывающую социальную уязвимость работников в случае сокращения персонала (по примеру АЭС Грейфсвальд). При такой системе происходит распределение персонала на три группы:
- персонал, вовлеченный в процесс вывода АЭС из эксплуатации;
- персонал, направляемый на переквалификацию;
- персонал, отправляемый на пенсию.
До трети работников АЭС можно использовать на работах непосредственно по демонтажу энергоблоков. При этом до 95 % этих работ могут быть выполнены сотрудниками самой станции.
Целесообразно произвести реструктуризацию подразделений АЭС и создать самостоятельные предприятия, которые способны работать с клиентами за пределами АЭС:

Для лиц предпенсионного возраста необходимо предусмотреть возможность досрочного ухода на пенсию. Для социальной адаптации людей этой категории целесообразно открытие «Университета Третьего Возраста», который успешно работает в г. Висагинасе, рядом с закрывающейся Игналинской АЭС.
Эффективным инструментом решения социальных проблем может стать специальный закон о социальных гарантиях работников закрывающейся АЭС. Такой закон принят в Литовской республике (Приложение 3)
Важно также, чтобы города-спутники АЭС были открытыми.
Необходимо отказаться от статуса пограничной территории и других ограничений, тормозящих инвестиции в создание «неатомных» рабочих мест. При этом необходимо усилить физическую защиту конкретный ядерных объектов расположенных с такими городами.
Необходимо, чтобы в решение социальных проблем городов-спутников АЭС было вовлечено не только РОСАТОМ, но и Министерство регионального развития, а также органы местного самоуправления. Эффективным инструментом для системного мониторинга всего комплекса проблем, возникающих при выводе из энергоблока АЭС, может стать региональный общественный совет. Опыт работы такого совета есть в Германии и Литве.
Существует интересный опыт в Норвегии по социальной перестройке жизни в небольшом городе, жизнь которого целиком зависела от одного предприятия.

1.6 Мониторинг (экологический, социальный и финансовый) вывода из эксплуатации энергоблоков российских АЭС

Как показывает опыт Литвы и Германии, информационный вакуум и социальный стресс в процессе вывода из эксплуатации энергоблоков АЭС, может дестабилизировать жизнь вблизи этого ядерно-опасного объекта. Это приводит к распространению слухов, возникновению социальной напряженности, недоверию к властям всех уровней и к атомной отрасли в целом.
Негативные социальные последствия могут быть преодолены с помощью создания Регионального Общественного Совета, как консультативного органа для власти, атомной отрасли и информирования общественности.
Миссия Совета – обеспечение социальной, экологической, технологической приемлемости процесса вывода из эксплуатации; обеспечение прозрачности и гласности этого процесса.
В составе такого Совета в России целесообразно включить представителей:
- Росатома,
- Ростехнадзора
- Росэнергоатома (представителей выводимой из эксплуатации АЭС),
- региональных властей,
- муниципальных властей,
- политических партий, входящих в областные законодательные собрания,
- заинтересованных общественных организаций,
- профсоюзных организаций АЭС,
- представителей территорий где перерабатывается или хранится РАО и ОЯТ.
Результаты работы Совета целесообразно публиковать.
Многолетний опыт работы такого регионального Совета в Германии рядом с АЭС НОРД (Грейфсвальд) показывает его эффективность.
Финансовая поддержка деятельности Совета должна обеспечиваться за счет областного правительства. Работа членов Совета не должна оплачиваться. Должны покрываются лишь расходы на командировки и проживание на период работы в Совете.
Такой Совет целесообразно наделить правом инициировать проведение независимых экспертиз принимаемых технологических решений и оценки возможных социально-экологических последствий их принятия.
Регламент деятельности такого Совета в России может быть разработан на основе Устава Регионального Общественного Совета по выводу АЭС Грейфсвальд Приложение 6

2. Обращение с РАО и ОЯТ 2.1. Необходимость учета международного опыта обращения с РАО и ОЯТ

В своей деятельности по обращению с РАО Россия руководствуется международными договорами, участницей которых она является. В частности, в апреле 1996 го Постановлением Правительства РФ принята Конвенция о ядерной безопасности, подписанная в июне 1994 г. в Вене, а ее нормы стали применяться на территории РФ. В сентябре 1997 г. Россия подписала в Вене Объединенную конвенцию о безопасном обращении с ОЯТ и РАО, однако эта Конвенция до сих пор Россией не ратифицирована.

После 1994 г. в некоторых государствах-участниках Конвенции о ядерной безопасности уже было принято новое законодательство или улучшено существующее, в других странах этот процесс продолжается. Говоря о тенденциях совершенствования атомного права на территории Европейского Союза, следует отметить, что главными его темами являются улучшение обращения с РАО и укрепление независимости регулирующего органа, закрепленной законодательно. Большое внимание уделяется также снятию ядерных установок с эксплуатации, аварийной готовности и радиационной защите в соответствии с рекомендациями МКРЗ и с Международными основными нормами безопасности, опубликованными МАГАТЭ (ОНБ).

Основным из множества законодательных инструментов в Европейском сообществе являются Директивы Совета, или рамочные законы. Директивы связывают членов ЕС едиными целями, устанавливая таким образом однородность во всем сообществе. Однако каждая страна сама решает, каким способом она будет достигать поставленных целей. Другой законодательный инструмент - инструкции - должны быть четко сформулированы в законе во всех государствах-членах ЕС. Третий законодательный инструмент - рекомендации, решения Совета адресованы определенным государствам, юридическим и физическим лицам и касаются конкретных ситуаций.

После заключения Договора ЕВРАТОМ в марте 1957 г. многонациональным регулирующим органом в области радиационной защиты стала Европейская Комиссия. После реорганизации Комиссии в 2000 г. эти полномочия были переданы Генеральной дирекции по энергетике и транспорту, для которой основными принципами в данной области остаются защита человека и окружающей среды.

Все страны ЕС суммарно производят около 45 тыс. куб. м РАО в год. Из них примерно одна сотая относится к отходам высокого уровня активности (ВАО). Разные страны выбрали разные стратегии утилизации (окончательного захоронения) ВАО.
Италия, Великобритания и Нидерланды решили отложить решение этой проблемы на срок по крайней мере от 50 до 100 лет.

Другие страны (Германия, Швеция, Финляндия) считают аморальным перекладывать бремя решения проблемы ВАО на плечи будущих поколений и предпринимают для этого меры как законодательного, так и организационного и финансового характера. При этом исходят из принципа, что пользователи благ от "атомного электричества" должны нести ответственность за последствия от их потребления в виде РАО.

Однако попытки решения проблемы окончательного захоронения ВАО "здесь и сейчас" натыкаются на противодействие общественности тех регионов, где планируется создать могильник. Поэтому проблема захоронения ВАО носит не столько технический, сколько социальный характер.

Примерно 15% от всех средств, выделяемых в ЕС на исследования проблеме обращения с РАО, направляется на поиск новых технологий захоронения и уничтожения отходов. В соответствии со специальной программой уничтожения РАО каждое государство-член ЕС учредило агентства, ответственные за обращения с РАО. Эти агентства подконтрольны органам власти, уполномоченных в сфере ядерной безопасности.

В целом объемы РАО в ЕС уменьшаются не только в результате разработки новых технологий в области обращения с РАО, но и в результате отказа некоторых стран от АЭС, последовательного их закрытия и переходе к возобновляемым источникам энергии (ВИЭ). Ярким примером является Германия.

Россия, претендующая на то, чтобы считаться цивилизованной страной, должна учитывать тенденции Евросоюза в отношении обращения с РАО и следовать им.

2.2. Радиоактивные отходы реакторов ВВЭР и РБМК при эксплуатации АЭС.

Количество жидких и твердых РАО (ЖРО и ТРО), образующихся при эксплуатации АЭС, и их радионуклидный состав не зависят от типа и мощности реактора, установленного на АЭС, а химический состав ЖРО определяется тем, какая вода (морская или пресная) используется для охлаждения конденсаторов турбин.

При эксплуатации АЭС ЖРО образуются в результате очистки теплоносителя первого контура, процессов дезактивации и ремонта, стирки спецодежды и др. ЖРО от обработки фильтроматериалов и дезактивации первого контура составляют около 10 % общего объема эксплуатационных ЖРО. Активность этого вида отходов составляет от 1×10-5 до 1 Ки/л и согласно нормам ОСПОРБ-99 относятся к средне-активным.

ЖРО, образующиеся от дезактивации и ремонта, трапные воды и др., составляющие 90 % общего объема, имеют активность до 10-5 Ки/л и относятся к низкоактивным.
Все ЖРО, образующиеся при эксплуатации, поступают в специальное хранилище, в котором с целью снижения их объемов, производится их предварительная переработка и кондиционирование. После кондиционирования ежегодное накопление концентрированных ЖРО (в расчете на 1 энергоблок с реактором РБМК-1000) составляет 202 м3. В настоящее время на Ленинградской АЭС накоплено18 500 м3 ЖРО.

Количество ЖРО, образующихся при эксплуатации реакторов ВВЭР-440, значительно ниже, чем РБМК-1000. Это связано с различными технологиями и используемыми реактивами промывки контуров от отложений продуктов коррозии, а также значительно меньшим объемом контура. Количество отходов при промывке контура ВВЭР-440 ~150 м3, в отличие от РБМК-1000 – 1200 м3.

В 2008 г. будет введена новая малоотходная установка переработки гомогенных ЖРО производительностью 1000 м3/год, что позволит опережающими темпами перерабатывать не только вновь образующиеся, но и уже накопленные ЖРО.

Общее количество ЖРО, образующихся при эксплуатации четырехблочной АЭС, составляет ~ 1600 м3, а их средняя удельная активность – 1×10-4 Ки/л.

Ежегодно образующееся количество ЖРО на Кольской АЭС – 1520 м3, на Ленинградской – 1600 м3.

Основной источник образования ТРО – плановая замена оборудования, отходы, образующиеся при ремонте помещений и оборудования и др. Состав ТРО очень разнообразный. Это различные металлы, кабели, теплоизоляция, загрязненная спецодежда, пластикат, бумага и т.д.

С точки зрения обращения с ТРО они делятся на прессуемые, сжигаемые и металлические, а по уровню радиоактивной загрязненности – на 3 группы:
1 – до 30 мбэр/ч
2 – от 30 до 1000 мбэр/ч
3 – свыше 1000 мбэр/ч

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

При нормальной эксплуатации АЭС с четырьмя реакторами РБМК-1000 ежегодно образуется ~1200 м3 ТРО. Для снижения количества ТРО при реализации мероприятий по продлению срока эксплуатации энергоблоков была разработана и в настоящее время практически реализована программа по их кондиционированию, что позволило сократить их объем с 1200 до 300 м3.

К категории ТРО относятся и битумные компаунды, образующиеся при отверждении ЖРО на стадии их предварительной переработки. К настоящему времени на ЛАЭС его накоплено 23 518 м3. По программе TAСIS-94 ведутся работы по созданию установки цементирования ЖРО, что позволит более безопасно и эффективно отверждать ЖРО. Объем цементированных ЖРО по сравнению с битумированием сократится в 4 раза. После ввода в эксплуатацию этой установки в 2008 г. установка битумирования будет остановлена.
К особому виду отходов относится отработавшее ядерное топливо. С реакторов ВВЭР-440 оно вывозится на ПО «Маяк» для последующего хранения и переработки (объемы переработки зависят от разрешенной мощности завода РТ-1, проектная мощность которого 400 т/год). ОЯТ реакторов РБМК хранится в пристанционных хранилищах.

В настоящее время в России накоплено 9500 т ОЯТ реакторов РБМК-1000, почти половина которого составляет ОЯТ Ленинградской АЭС. Ежегодное заполнение мокрого временного хранилища составляло ~ 3000 ОТВС/год. С 2005 г. на ЛАЭС начали использовать уран-эрбиевое топливо с обогащением 2,8 %. Данное топливо имеет значительно больший ресурс выгорания, поэтому поступление ОТВС в хранилище сократится до 1000 ОТВС/год. Поэтому при продлении срока эксплуатации всех четырех энергоблоков на 15 лет поступление ОТВС составит ~15 000 шт.

В настоящее время на территории ЛАЭС заканчивается строительство цеха по разделению на 2 части каждой ОТВС и размещения их в метало-бетонных контейнерах на территории станции. Это будет промежуточное «сухое» хранилище ОЯТ. В дальнейшем при введении на ГХК в Красноярске пускового комплекса централизованного хранилища ОЯТ оно сможет принимать от ЛАЭС ежегодно 2300 ОТВС.

2.3. Радиоактивные отходы при выводе АЭС из эксплуатации

Количество РАО при выводе АЭС из эксплуатации значительно возрастет и самым серьезным образом отразится на общей ситуации с РАО. Поэтому создание единой эффективной системы обращения с РАО является ключевой задачей при выводе АЭС из эксплуатации.
Среди ТРО при выводе АЭС из эксплуатации можно выделить 3 группы отходов, характеризующихся большими объемами, различной активностью или рядом специфических свойств:
• металлические отходы;
• отходы строительных материалов;
• отходы, возникающие при демонтаже, связанные с разрушением защитных барьеров.
Активность конструкций выводимого из эксплуатации реактора ВВЭР-440, составляет ~ 2,5 млн. Ки, в том числе активность внутрикорпусных устройств – 1,2 млн. Ки. Масса реакторных конструкций и внутрикорпусных устройств составляет ~ 300 т. Металлические отходы, образующиеся при демонтаже трубопроводов, арматуры и др., относятся к средне- и низко-активным. Их активность определяется, в основном, продуктами коррозии и составляет от 1×10-8 до 1×10-4 Ки/кг.
Количество и активность ТРО при демонтаже энергоблока ВВЭР-440 приведены в таблице :

Всего при снятии с эксплуатации блока с реактором ВВЭР-440 образуется ~ 14 тыс. т металлических РАО и ~ 10 тыс. тонн загрязненного бетона и строительных конструкций. В состав металлических РАО помимо перечисленных в таблице реакторных конструкций и внутрикорпусных устройств входит оборудование установок переработки РАО, РАО, находящиеся в пристанционных хранилищах, строительные конструкции хранилищ РАО и др. вспомогательное оборудование.
Сложнее обстоит ситуация с ТРО при выводе из эксплуатации реакторов РБМК-1000. При демонтаже АЭС с реактором РБМК-1000 количество образующихся отходов, подлежащих захоронению, еще больше и составляет около 100 тыс. т бетона и 10 тыс. т стали, суммарной активностью 2,8 млн Ки (105 ТБк). Помимо металлических ТРО и отходов строительных конструкций, необходимо утилизировать 1700 т радиоактивного графита, технологии переработки которого в мире не существует.
К ЖРО, образующимися при выводе энергоблоков АЭС из эксплуатации, относятся:
• растворы от дезактивации и отмывки оборудования и помещений – 25 тыс. м3;
• воды от опорожнения реакторных систем – 1000 м3;
• воды санпропускников, саншлюзов, спецпрачечных – 30 тыс. м3;
• пульпы перлита, ионообменных смол, шламы – 200 м3;
• кубовые остатки, конденсат с установок упарки ЖРО – 20 тыс. м3.
Данные отходы относятся к низкоактивным. Удельная активность их основной массы составляет от 1×10-6 до 1×10-4 Ки/л, а общий объем этой группы отходов составляет до 100 тыс. кубометров .
Вопрос о РАО остается открытым, так как в настоящее время отсутствуют решения о создании могильников РАО.
Несовершенство действующей нормативно-правовой базы обращения с РАО, предстоящее увеличения их объемов диктуют необходимость создания единой государственной системы управления деятельностью по обращению с РАО и, в первую очередь, принятие Федерального закона об обращении с РАО.
В рамках единой системы необходимо предусмотреть создание региональных могильников РАО, что позволит эффективно и безопасно обеспечить работы по выводу из эксплуатации энергоблоков АЭС. Наиболее остро проблема срочного создания регионального могильника РАО стоит в Северо-Западном регионе России. Основной задачей, стоящей перед новым опытным полигоном станет отработка передовых технологических и организационных принципов, разработка типовых подходов к решению проблемы вывода из эксплуатации выработавших ресурс энергоблоков АЭС.

2.4. Необходимость создания единой системы обращения с РАО

Остаточный принцип финансирования системы обращения с РАО всегда лежал в основе развития ядерной энергетики. В отрасли отсутствуют типовые решения переработки и подготовки РАО к захоронению.
Технологии переработки и кондиционирования РАО, а соответственно, и установки по переработке, создавались с учетом специфики образующихся РАО на каждом предприятии и в большинстве своем не являются унифицированными и универсальными.
Существующие установки по переработке РАО неэффективны, имеют конструктивные и технологические недостатки. Большинство отходов находится во временных хранилищах различных типов, не удовлетворяющих современным требованиям безопасности и не оснащенных необходимым сервисным оборудованием. Это объясняется отсутствием концептуального подхода к обращению с РАО. Проблема становится все более актуальной в связи с предстоящим выводом АЭС из эксплуатации и лавинообразным увеличением количества РАО.
В действующей нормативно-правовой базе (атомном праве) безопасное обращение с РАО осталось за рамками правового регулирования в форме федерального закона. Необходимо создание единой государственной системы управления деятельностью по обращению с РАО и, в первую очередь, принятие Федерального закона об обращении с РАО. Это позволит решить многочисленные проблемы в деятельности по обращению с РАО, в том числе:

В рамках единой системы необходимо предусмотреть создание региональных могильников РАО, что позволит эффективно и безопасно обеспечить работы по выводу из эксплуатации энергоблоков АЭС.

2.5 Предложения по созданию регионального могильника РАО на Северо-западе России

Наиболее остро проблема срочного создания регионального могильника РАО стоит в Северо-Западном регионе России. Основной задачей, стоящей перед новым опытным полигоном, станет создание и внедрение системы передовых технологических и организационных принципов, разработка типовых подходов к решению проблемы вывода из эксплуатации выработавших ресурс энергоблоков АЭС. При этом формы управления процессами обращения с РАО, доказавшие свою эффективность, можно будет перенести в область обращения с другими видами опасных и токсичных отходов.
Наиболее эффективным и безопасным решением проблемы окончательного захоронения РАО, как признано МАГАТЭ, является их захоронение в могильниках на глубине не менее 300-500 м в глубинных геологических формациях с соблюдением принципа многобарьерной защиты и обязательным переводом ЖРО в отвержденное состояние.
Для изоляции РАО от биосферы рассматриваются геологические формации трех типов:
• магматические и метаморфические породы;
• глины;
• каменные соли.
Сравнение геомеханических, гидрогеохимических, теплофизических и других характеристик этих формаций показали, что по совокупности свойств соляные формации представляются наиболее предпочтительными. Характерной чертой соляных сред является и очень низкая скорость (возможно даже ее отсутствие) потока грунтовых вод, а также постепенное самоуплотнение выемок из-за ползучести соли. Кроме того, солевые формации являются необычайно стабильными, о чем свидетельствует возраст солевых месторождений, большинство из которых не моложе 200 миллионов лет.
Для создания регионального могильника на Северо-Западе России можно было бы использовать выработанные пространства месторождений каменной соли в республике Коми. Распространенность месторождений каменной соли в Северо-Западном регионе России, наличие объемных выработанных пространств позволяют реализовать пилотный проект по созданию регионального могильника РАО. В результате анализа горно-геологических, социально-демографических, транспортно-технологических условий месторождений каменной соли отобраны три участка, наиболее полно удовлетворяющие требованиям по радиационной и экологической безопасности, а также условиям достаточной удаленности и развитости транспортной и технологической инфраструктуры.

2.6 Правовое обеспечение обращения с РАО в России

В настоящее время обращение с радиоактивными отходами (РАО) регулируется положениями двадцати восьми Федеральных законов, включая Гражданский и Уголовный кодексы и Кодекс об административных правонарушениях, двадцатью Указами президента и сорока Постановлениями и Распоряжениями правительства Российской Федерации. Существуют, также, 18 ведомственных нормативно-правовых акта. Эти документы разработаны в соответствии с основополагающими документами МАГАТЭ – “Oбъединенной конвенцией о безопасности обращения с отработавшим ядерным топливом и обращением с радиоактивными отходами” и “Принципами обращения с радиоактивными отходами”.
За последние 15 лет в России были приняты меры по регламентированию атомной энергетики. Однако, одно из самых важных звеньев ядерного топливного цикла – безопасное обращение с РАО – осталось за рамками правового регулирования в форме федерального закона. Большинство специалистов признают необходимость принятия такого закона. В настоящее время проект федерального закона “Об обращении с радиоактивными отходами” находится на рассмотрении в Правительстве и к концу года его планируется направить в Государственную Думу.
В настоящее время в недрах Росатома (Федерального агентства по атомной энергии) разработаны 3 основополагающих документа:

2.6.1 Доктрина обращения с радиоактивными отходами в Российской Федерации.

Положения Доктрины служат основой для формирования государственной политики в области обращения с РАО; подготовки предложений по созданию единой государственной системы обращения с РАО; разработки и реализации целевых программ создания и устойчивого функционирования единой государственной системы обращения с РАО. Доктрина базируется на существующих законодательных актах и международных обязательствах РФ.
Доктрина учитывает рекомендации Конференции ООН в Рио-де-Жанейро 1992 г. В Доктрине признается, что "необходимость оптимизации работ по обращению с РАО приобретает особое значение в связи с расширением работ по выводу атомных объектов из эксплуатации".
В Доктрине также признается, что в дополнение к текущим расходам по обращению с РАО, которые должен нести заказчик работ, связанных с использованием атомной энергии или источников ионизирующей радиации, необходимы отчисления в специальный фонд (резерв) для оплаты капитальных вложений на проектирование и строительство объектов окончательной изоляции РАО и т.д. При этом отмечается лишь, что формирование специального фонда (резерва) должно носить накопительный характер, а контроль расходования средств специального фонда (резерва) осуществляется в соответствии с действующим законодательством.
Таким образом, участие общественности в таком контроле возможно, если положение о таком участии будет включено в законы, которые еще предстоит принять. В то же время одним из провозглашенных в Доктрине принципов единой государственной системы обращения с РАО является «открытость, гласность, полнота и достоверность информации в области обращения с РАО в соответствии с действующим законодательством». Отмечается важность «организации системной работы с общественностью по вопросам деятельности системы обращения с РАО». Но эти принципы носят декларативный характер и пока неясно, как они будут детализированы в законе об обращении с РАО и осуществлены на практике.

2.6.2 Проект Федерального закона "Об обращении с радиоактивными отходами" и Концепция Закона "Об обращении с РАО "

В соответствии с Концепцией, основной задачей разработчиков являлось создание реальных организационных и финансовых механизмов обеспечения деятельности по обращению с РАО. Важными положениями законопроекта являются:
a) введение единой государственной системы обращения с радиоактивными отходами;
b) определение специально уполномоченного президентом РФ или по его поручению правительством РФ органа исполнительной власти, осуществляющего государственное управление в области обращения с РАО (в других документах говорится, что это должен быть тот орган исполнительной власти, в результате деятельности которого образовалось наибольшее количество РАО; в компетенцию этого органа в том числе входит нормативно-правовое регулирование в сфере обращения с РАО, осуществление контроля за безопасным ведением работ при обращении с РАО, осуществление контроля за деятельностью, связанной с обращением с РАО (как видим, уже до принятия Закона «О безопасном обращении с РАО» эти функции выполняются Федеральным агентством по атомной энергии, т.е. если закон будет принят в данной концепции, специально уполномоченным органом по управлению РАО будет данное агентство или, скорее, отделившаяся от него часть);
c) определение специально уполномоченных президентом РФ или по его поручению правительством РФ органов государственного регулирования безопасности, осуществляющими регулирование ядерной, радиационной, технической и пожарной безопасности (Ростехнадзор). В компетенцию этих органов входит, в том числе:

• обращение в органы, обладающие правом законодательной инициативы;
• предложения по разработке законов по вопросам обеспечения безопасности при обращении с РАО;
• осуществление надзора за ядерной, радиационной, технической и пожарной безопасностью;
• проведение экспертизы безопасности объектов по обращению с РАО, в том числе с привлечением независимых экспертов;
• осуществление контроля в области охраны окружающей среды и пользования природными ресурсами при обращении с РАО;
• осуществление контроля за расходованием материальных и денежных средств, предназначенных для деятельности в области регулирования ядерной, радиационной и пожарной безопасности.

  Таким образом, возникает впечатление, что полномочия органа управления деятельностью по обращению с РАО и органа надзора пересекаются и возникает вопрос о возможном конфликте интересов.
  Важно, что в законопроекте требуется обеспечение условий для создания инфраструктуры промышленного вывода из эксплуатации объектов использования атомной энергии.
  В этой связи интересным представляется предложение по решению проблемы финансирования деятельности по обращению с РАО. Предполагается, что деятельность по обращению с РАО будет осуществляться специализированной организацией, которой должно стать государственное учреждение. В соответствии с Гражданским кодексом РФ государственное учреждение должно вести отдельный учет бюджетных и внебюджетных средств. Необходимыми условиями создания такой специализированной организации должны являться прозрачность ее деятельности, жесткий контроль со стороны государства и общественности, персональная ответственность лиц, осуществляющих управление. Для обеспечения общественного контроля предлагается создать в структуре специализированной организации Наблюдательный совет, состоящий из представителей органов государственной власти, производителей РАО и общественных организаций. К функциям Наблюдательного совета, в частности, отнесено:

  • осуществление контроля за правомерностью, эффективностью и целевым использованием денежных средств специализированной организации;
  • инициирование пересмотра тарифов на длительное хранение или захоронение РАО (в установленном уставом специализированной организации порядке);
  • выработка рекомендаций федеральному органу исполнительной власти, осуществляющему управление в области обращения с РАО, по планированию и организации исполнения федерального бюджета, управлению счетами бюджета и бюджетными средствами в части расходов на обращение с РАО.

  Неиспользованные в текущем году бюджетные средства направляются в специальный резерв. Наблюдательный совет принимает решение о размещении резерва, а во избежание растраты резерва члены Наблюдательного совета солидарно несут субсидиарную ответственность по возмещению убытков.
  В законопроекте также учтено, что в России накоплено огромное «историческое наследие» в виде РАО, образовавшихся от военных программ и многолетнего использования атомной энергии без должного финансового обеспечения деятельности по обращению с РАО. Правовое регулирование обращения с ранее накопленными отходами предлагается отличать от правового регулирования обращения с образующимися в настоящее время отходами. По отношению к последним должен действовать принцип «загрязнитель платит»: организация, в результате деятельности которой образуются радиоактивные отходы, должна нести финансовую ответственность за все операции по обращению с РАО, вплоть до их окончательного захоронения. При этом все операции по сбору, кондиционированию, переработке, временному хранению и транспортированию РАО «загрязнитель» может осуществлять самостоятельно, либо заключать договор на проведение этих операций со специализированной организацией. Все отходы, как образовавшиеся до введения в действие закона об обращении с РАО, так и вновь образуемые, должны в обязательном порядке передаваться в специализированную организацию. Финансирование деятельности по обращению с ранее накопленными радиоактивными отходами должно осуществляться за счет средств федерального бюджета, бюджетов субъектов Российской Федерации, местных бюджетов.
  Однако, бюджетными средствами проблему «исторического наследия» не решить, поэтому предлагается создать специализированный фонд – некоммерческую организацию. Средства, поступающие в фонд, могут добровольно перечисляться международными организациями, иностранными государствами, любыми организациями, в том числе являющимися производителями отходов, а также физическими лицами, из местных бюджетов и бюджетов субъектов РФ. Такой фонд для эффективной его деятельности должен быть прозрачен. Для предотвращения утечки средств фонда предлагается закрепить в тексте закона «О безопасном обращении с РАО» перечень видов деятельности, на которые могут направляться средства фонда, например, кроме длительного хранения и захоронения ранее накопленных РАО – на реконструкцию хранилищ РАО и на ликвидацию последствий аварий в хранилищах РАО. Средства фонда будут являться частью внебюджетной сметы специализированной организации.
  Для отделения «исторических» отходов от текущих предлагается создать специальную комиссию, основной задачей которой станет учет накопленных РАО и отделение их от текущих РАО на основании данных учета.
  Разработчики закона утверждают, что они стремились к тому, чтобы положения данного закона не противоречили положениям ранее принятых законов, регулирующих деятельность в области обращения с РАО. В то же время предлагается президенту и правительству РФ в 6-месячный срок со дня вступления закона в силу привести свои нормативно-правовые акты в соответствие с данным законом.

2.6.3. Примерная структура Федерального закона "О требованиях к ядерной и радиационной безопасности при обращении с РАО"

Этот закон регулирует технические требования к ядерной и радиационной безопасности при обращении с РАО. Разработка этого технического регламента оказалась необходимой, поскольку Федеральный закон "О техническом регулировании" не может охватить всю сложность технических проблем при обращении с РАО, которая намного превосходит сложность проблем при осуществлении других видов производственной деятельности. Разработка норм безопасности при использовании атомной энергии является одной из задач МАГАТЭ.
Специалистами Агентства по атомной энергии была проанализирована нормативная база Федерального закона Специальный технический регламент. В результате анализа всего комплекса действующих российских документов и документов МАГАТЭ они пришли к выводу, что в целом нормативные документы РФ гармонизированы с международными требованиями. Поэтому в соответствии с Законом от 1 мая 2007 г. N 65-ФЗ "О внесении изменений в Федеральный закон "О техническом регулировании" технические регламенты в областях, касающихся ядерной и радиационной безопасности сохранено все ныне действующие нормативные документы.

3 Компенсации энергетических мощностей при выводе из эксплуатации энергоблоков АЭС.

При выводе из эксплуатации энергоблоков, выработавших проектный ресурс, снижается генерирующая мощность в регионе. Вдобавок к этому остановленный энергоблок становится потребителем электроэнергии. Электроэнергия нужна, к примеру, для ОЯТ в приреакторных бассейнах выдержки или в бассейнах временного хранилища на территории станции.
Таким образом, вывод из эксплуатации энергоблока требует анализа энергетической безопасности региона и при необходимости принятия компенсационных мер.
Целесообразно, чтобы такая работа включала в себя оценки:
• Потенциал энергосбережения в регионе;
• Потенциала повышения производительности действующих генерирующих мощностей, в частности перевода ТЭЦ региона на парогазовые технологии;
• Потенциала возобновляемых энергоисточников;
• Потенциала импортных поставок электроэнергии;
• Будущих потребностей электроэнергии в регионе.
Принятие плана (стратегии) по компенсации выводимых атомных мощностей должно быть прозрачным, экономически оправданным, экологически приемлемым.

Выводы

1. В ближайшие годы российское общество должно будет решать сложную задачу вывода из эксплуатации энергоблоков, выработавших ресурс.
2. Вывод из эксплуатации приведет к лавинообразному нарастанию количества РАО.
3. Необходимо создание единой системы управления обращением с РАО и скорейшее принятие Федерального закона об обращении с РАО.
4. В решении проблем вывода из эксплуатации должны принимать участие представители различных структур общества, что приведет к повышению безопасности и устойчивости этого процесса.
5. При выводе из эксплуатации российских энергоблоков, выработавших ресурс, необходимо учитывать опыт социального партнерства других стран, в частности, Германии и Литвы.

Приложение 1. Немецкий опыт вывода из эксплуатации АЭС НОРД (Грейфсвальд)

Атомная электростанция НОРД близ города Грейфсвальд была построена по советскому проекту на берегу Балтийского моря. Первый энергоблок с реактором первого поколения ВВЭР-440/230 был пущен в эксплуатации в 1973 году. Позднее было построено еще 3 энергоблока с реактором этого типа. Были заложены еще четыре энергоблока второго поколения с реакторами ВВЭР-440/213. Но в эксплуатацию в 1989 году был введен только один из них, пятый по счету на этой АЭС.

В 1990 году после объединения восточной и западной Германии были публикованы секретные доклады по безопасности первых четырех энергоблоков этой станции. В них содержалась информация о неприемлемо высоком риске дальнейшей эксплуатации первых четырех энергоблоков. Основные проблемы – высокая степень нейтронного охрупчивания и коррозионные язвы корпуса реактора, конструктивные недостатки парогенераторов, неудачная ориентация турбин относительно реактора и ряд других.

Модернизация первых четырех энергоблоков была признана экономически нецелесообразной.
Пятый энергоблок с реактором ВВЭР-440/213 мог быть усовершенствован, и доведен до стандартов безопасности Западной Германии, поскольку принадлежал к следующему поколению. Но в первоначальную проектную документацию этого энергоблока в процессе строительства было внесено около 50.000 изменений. При этом не было единого документа, описывающего эти изменения. В результате, компания СИМЕНС, разработчик АЭС в Западной Германии, отказалась брать на себя ответственность по модернизации блока до стандартов, принятых в этой стране.

В результате в 1990 году было принято политическое решение об остановке всех пяти работающих энергоблоков. Была прекращена достройка трех остальных энергоблоков, находящихся в разной степени готовности.
Отсутствие предварительной проработки программ вывода из эксплуатации АЭС привело на первом этапе к высоким затратам (1.3 млрд. евро с 1990 по 1995 г.г.) на обеспечение социальной, технологической безопасности, ускоренной разработки стратегии, технологических регламентов и законодательных норм.

Федеральные власти инициировали создание регионально Общественного Совета для мониторинга вывода из эксплуатации АЭС. Он включил в себя представителей федеральных, региональных, муниципальных властей, экспертов, представителей трудового коллектива АЭС, политических партий и общественных организаций. Работа Совета (16 человек) организована на безвозмездной основе и регламентируется специальным Положением о Совете. Бюджет Совета составляет примерно 250 тыс. евро в год и покрывает транспортные расходы членов Совета для участия в его работе и организацию независимых экспертиз. Работа Совета открыта для средств массовой информации. Это обеспечило снятие социальной напряженности на старте работ по закрытию АЭС.

После анализа возможных сценариев вывода из эксплуатации (отложенный на десятки лет или немедленный вывод из эксплуатации) была принята концепция «немедленного вывода». Это решение позволило использовать на работах по выводу из эксплуатации около трети из 5564 (1990 г.) работников АЭС. Это смягчило социальный кризис одновременной потери тысяч рабочих мест, в случае ожидания десятки лет пока распадутся короткоживущие радионуклиды и можно будет демонтировать нерадиоактивное оборудования..

Другой аргумент в пользу немедленного вывода – возможность использования подъемно-транспортное оборудование действующих энергоблоков. Это оборудование утратит свои эксплуатационные возможности после периода ожидания в десятки лет, если работать по стратегии отложенного демонтажа. С другой стороны такое решение потребовало разработки высокотехнологичных методов демонтажа радиоактивного оборудования. Но это дало импульс развитию этих технологий, которые могут быть востребованы на других АЭС. При использовании этих технологий демонтажа персонал получал дозовые нагрузки меньше, чем работники действующей АЭС.

Была подготовлена программа работы с персоналом АЭС для сохранения на станции опытных специалистов, а также более уязвимых с социальной точки зрения. Были организованы курсы переквалификации.

В 2005 году после разработки законодательной и нормативной базы было получено разрешение на поэтапный демонтаж энергоблоков. Этот процесс был поручен государственной компании Энергеверке Норд ГмБх.

На территории АЭС было построено промежуточное хранилище РАО и ОЯТ, были внедрены высокотехнологичные методы разрезки радиоактивного оборудования. ОЯТ по мере остывания в приреакторных бассейнах выдержки перемещалось в контейнеры Кастор и перемещалось в промежуточное хранилище.

Высвобождающиеся после демонтажа оборудования цеха предлагались новому бизнесу. На территории бывшей АЭС сформировался технопарк, частично использующий ее инфраструктуру. Сбросной канал в Балтийское море, который использовался для охлаждения конденсаторов турбин, был переоборудован в морской порт. Он оказался востребованным новым бизнесом, развивающимся на территории освобождающихся цехов АЭС. Например, в турбинном зале длиной 1200 метров одной из фирм было организовано производство понтонов с возможной доставкой их через порт в сбросном канале.

С 1990 по 2035 год на вывод из эксплуатации 5 работавших энергоблоков ВВЭР-440 будет израсходовано 3.2 млрд. евро. К этому времени все корпуса реакторов, другое оборудование, часть зданий будут демонтированы, частично разрезаны и перемещены в промежуточное хранилище.

Вопрос об окончательном захоронении или долговременном контролируемом хранилище ОЯТ пока не решен и потребует дополнительных затрат.

Компенсирующие энергетические потребности Германии при закрытии АЭС Норд (Грейфсвальд) покрываются за счет стратегии преимущественного развития возобновляемой энергии (ветроэнергетики) и импорта газа из России по Балтийскому газопроводу «Нордстрим». Газовая труба из Балтийского моря выйдет на сушу рядом с закрытой АЭС. Здесь планируется сооружение газовой электростанции с парогазовым циклом и коэффициентом полезного действия около 50%..

Опыт Германии показывает, что использование инфраструктуры АЭС при выводе ее из эксплуатации позволяет снизить финансовые затраты на ее демонтаж. Демонтаж загрязненного оборудования возможен без ожидания 50-70 лет, пока распадется значительная часть радиоизотопов. При этом, дозовая нагрузка на персонал, работающий при демонтаже, оказывается ниже, чем при эксплуатации станции.

Вовлечение в процесс демонтажа АЭС работников станции позволяет снизить остроту потери рабочих мест по сравнению с вариантом отсроченного вывода из эксплуатации, когда после остановки энергоблоков теряет работу почти весь персонал. При этом не требуется обучать персонал, поскольку персонал АЭС хорошо знаком с ней. Это также снижает затраты по сравнению с вариантом ожидания в несколько десятилетий, который потребует обучения новых работников.

Опыт вывода из эксплуатации АЭС НОРД (Грейфсвальд) – крупнейший в мире проект подобного рода. Приобретенный технологический опыт оказывается востребованным в других странах.

Структура затрат на вывод из эксплуатации
АЭС НОРД с энергоблоками ВВЭР-440,
построенными по проекту и при содействии СССР:

Приложение 2. Положение об общественном совете по проблемам ядерной энергетики земли Мекленбург Передняя Померания, Германия.

1.ЗАДАЧИ

1.1. Совет является консультативным органом при Правительстве Земли, информирует общественность и разрешает спорные вопросы, связанные с отказом от использования ядерной энергетики, а также вопросами безопасности атомной техники в Земле Мекленбург Передняя Померания, в частности АЭС Любмин. Сюда, также, относятся технические и правовые вопросы, связанные с безопасностью установок, а также радиационной безопасностью, переработкой отработавшего ядерного топлива.
В задачи Совета не входит выдача разрешений и осуществление надзорных функций на законодательном уровне.
1.2. Консультационная деятельность осуществляется в форме рекомендаций и обмена мнениями с соответствующим министром - разрешающим и надзорным органом власти в данной области. Информирование общественности о рекомендациях и решениях Совета осуществляется через Председателя Совета или его заместителя.
1.3. Совет имеет право самостоятельно инициировать и заниматься рассмотрением вопросов в рамках задач, изложенных в пункте 1.1.
1.4. В ходе своей консультационной деятельности Совет может привлекать в качестве экспертов как своих членов, так и специалистов со стороны, исходя из возможностей своего бюджета.

2.СОСТАВ СОВЕТА И ПРЕДСЕДАТЕЛЬСТВО

2.1. Совет по вопросам ядерной энергетики состоит из 16 членов, у которых нет заместителей [дублеров]. Члены Совета независимы в своей деятельности и не связаны никакими директивами и распоряжениями.
2.2 Каждая фракция Ландтага [Парламента Земли] делегирует в Совет по два представителя. Глава администрации округа Любмин, горожане Грейфсвальда, Крайстаг [районное собрание депутатов] округа Восточная Передняя Померания, Общество Защиты Природы, Общество по Защите Природы и Окружающей Среды, Зелёная Лига, Совет Трудового Коллектива концерна Энергиеверке Норд и Гражданская Инициатива по Вопросам Ядерной Энергетики делегируют по одному представителю.
Правительство Земли делегирует в члены Совета двух независимых специалистов, которые не вовлечены ни в разрешительную, ни в надзорную деятельность по ядерным установкам.
2.3. Члены Совета утверждаются ответственным министром земли Мекленбург Передняя Померания по предложению организаций, перечисленных в пункте 2.2, на срок созыва Ландтага земли Мекленбург Передняя Померания и работают до его новых выборов.
2.4. Члены Совета работают на общественных началах. Все затраты, в частности командировочные расходы на проезд и проживание, связанные с необходимостью выполнять поручения Совета, возмещаются в соответствии с законом Земли о командировочных расходах. Расчеты осуществляются через канцелярию Совета.

3.ДЕЛОПРОИЗВОДСТВО

Делопроизводство Совета вменено в обязанности канцелярии Совета, которая функционирует при министре соответствующего ведомства земли Мекленбург Передняя Померания.

4.ПОРЯДОК РАБОТЫ СОВЕТА

Председатель письменно приглашает членов Совета на заседание и сообщает им повестку дня. К приглашению прикладываются все документы и материалы, необходимые для проведения заседания. В случае, если на заседании не удаёться принять какое-то решение, Председатель Совета назначает место и время проведения следующего заседания.
Заседания Совета проводятся не менее двух раз в год и проходят в закрытом режиме. Место и время оговариваются на предыдущем заседании. Собрание должно быть созвано в течение последующих 6 недель, если этого требуют, по меньшей мере, 6 членов.
В случае, если не удаёться обеспечить кворум, место и время проведения следующего заседания назначает Председатель Совета.
Срок между вручением приглашения и датой заседания составляет 14 дней. Данный срок выдерживается, если приглашения рассылаются за 17 дней до проведения заседания. Предложения по внесению вопросов для обсуждения в повестку дня от министра или членов Совета должны поступить Председателю Совета в письменном виде за 22 дня до проведения заседания. Заявки на внесение вопросов в повестку, пришедшие позже указанного срока или вносящиеся непосредственно на заседании, обсуждаются только в том случае, если на это дают согласие две трети присутствующих членов Совета.
Заседания проводит Председатель. В соответствии с установленным порядком он рассылает приглашения, готовит повестку дня и проверяет кворум для проведения заседаний.
В результате заседаний члены Совета формулируют и обосновывают свои рекомендации и мнения, которые направляются министру.
Председатель Совета ежегодно к 30.09 составляет письменный отчет о результатах предыдущей работы Совета за 12 месяцев. Отчет должен быть одобрен Советом.

5. МЕХАНИЗМ ПРИНЯТИЯ РЕШЕНИЙ

Кворум обеспечивается, если на собрании присутствует более половины членов Совета, среди которых Председатель Совета и его заместитель.
Совет выносит решения открытым голосованием большинством голосов. При равном количестве голосов “за” и “против” решающим является голос Председателя Совета. Воздержавшиеся от голосования включаются в кворум, но не учитываются в результате голосования.
Каждый член Совета вправе требовать того, чтобы в протоколе был прописано, каким образом принималось то или иное решение и указаны мнения несогласных с данным решением и оглашены в соответствии с пунктом 1.2.
Решения могут приниматься только в том случае, если предмет для обсуждения вынесен в повестку дня.

6.ПРОТОКОЛ

На каждом заседании составляется протокол, который отражает результаты заседания Совета. Решения и рекомендации Совета протоколируются дословно. Протокол печатается сотрудником канцелярии, подписывается председателем и рассылается членам Совета в течение 2 месяцев после заседания.

7. КОНФИДЕНЦИАЛЬНОСТЬ

Члены Совета обязаны соблюдать конфиденциальность в отношении информации, получаемой ими в ходе их деятельности в Совете. Это также распространяется и на протоколы заседаний Совета. Решения и рекомендации (см. п. 1.1 предложение 2) должны также формулироваться с соблюдением условия конфиденциальности.

8. ИНФОРМИРОВАНИЕ СОВЕТА

По решению Совета Правительство Земли предоставляет Совету в распоряжение всю информацию, необходимую Совету для выполнения задач, указанных в пункте 1.
Решение о способе информирования (справочная информация, ознакомление с документами или предоставление документов) по своему усмотрению принимает министр после заслушивания членов Совета, причём он обосновывает и предъявляет Совету своё решение в письменной форме.
Совет может также вынести решение о заслушивании экспертов, занятых в разрешительном и надзорном производстве, а также узких специалистов и представителей власти.

9. О ВНЕСЕНИИ ИЗМЕНЕНИЙ В ПОЛОЖЕНИЕ О СОВЕТЕ

Для внесения изменений в Положение о Совете необходимо две трети голосов членов Совета. Необходимо, также, утверждение Правительством Земли.

10.ВСТУПЛЕНИЕ В СИЛУ

Положение о Совете вступает в силу сразу после принятия решения Советом и утверждения Правительством Земли.
Совет по Вопросам Ядерной Энергетики Земли Мекленбург Передняя Померания [восточная Германия] на своём заседании 3 декабря 1999 года принял настоящее Положение, которое затем было утверждено Правительством Земли.

Перевод с немецкого

Приложение 3. Литовский опыт вывода из эксплуатации Игналинской АЭС

Первый энергоблок Игналинской АЭС начал работать 1983, а второй в 1987 году. Проектный ресурс работы энергоблоков с реакторами РБМК – 1500 составляет 30 лет. После выработки проектного ресурса и замены технологических каналов, технически возможно эксплуатировать реактор еще 30 лет.

Но после распада Советского Союза атомная энергетика в странах Восточной Европы стала объектом внимания международной общественности. В течение первого десятилетия после того, как Игналинская АЭС была передана в собственность Литовской республике, был выполнен ряд мероприятий для повышения ее безопасности.

Многие страны, имеющие значительный опыт в области ядерной энергетики, оказали значительную финансовую и технологическую поддержку программам повышения безопасности Игналинской АЭС. Конечной целью этой программы было обеспечение соответствия этой АЭС международным стандартам ядерной безопасности. В это время выполнен ряд детальных исследований безопасности с участием экспертов разных стран. В результате было выявлен ряд технически неустранимых конструктивных недостатков реакторов РБМК. Например, отсутствие защитной оболочки (контайнмента), дублирующей системы аварийной остановки реактора и других.

В середине девяностых годов прошлого века, по инициативе лидеров стран большой семерки (G-7) и Европейского Сообщества государственные организации Западных стран ответственные за ядерную безопасность, провели исследования ядерных объектов в бывшем Восточном Блоке, и распределили их по категориям. Для каждой из категорий были предложены рекомендации по внедрению мероприятии для повышения безопасности атомных электростанции до стандартов западных стран. Позднее классификация уровня безопасности ядерных энергоблоков АЭС Восточной Европы и рекомендации по ее повышению вышли на политический уровень. В 1997 году они были включены в стратегический документ Европейской Комисии связанный с расширением Европейского Союза. Этот документ, известный как «Agenda 2000», в частности гласил:

• К первой, наиболее опасной категории, были отнесены энергоблоки АЭС с реакторами первого поколения (ВВЭР-440/230 и РБМК). Эти реакторы не могут быть экономически оправданно модернизированы до приемлемого уровня безопасности, и таким образом, не может работать в долгосрочной перспективе. Это энергоблоки 1 и 2 на АЭС Богуницы (Словакия), Игналина 1 и 2 ( Литве) и АЭС Козлодуй , энергоблоки 1-4 в Болгарии.
• Во вторую категорию по степени опасности попали энергоблоки с реакторами второго поколения. Это ВВЭР-440/213 и ВВЭР-1000, которые за счет экономически целесообразных вложений, могли быть модернизированы до стандартов безопасности Западных стран. При этом, программа модернизации этих блоков должна быть осуществлена в течение десятилетия. В эту категорию попали АЭС Дукованы и Темелин в Чешской республике, АЭС Богуницы (блоки 2, 3) и Моховце в Словакии, Пакш в Венгрии и Козлодуй, блоки 5, 6 в Болгарии.
• К третьей, наименее опасной категории, были отнесены энергоблоки, построенные по проектам Западных компаний – АЭС Крско в Словении и АЭС Черновода в Румынии. Для них было предложено провести организационные мероприятия для обеспечения безопасной эксплуатации, соответствующей требованиям безопасности.
• Таким образом, Игналинская АЭС попала в категорию опасных и ее модернизация не была признана экономически оправданной для эксплуатации в течение продолжительного периода.

Учитывая это, власти Литвы приняли решения остановить первый энергоблок Игналинской АЭС до начала 2005года, а второй – к 2010 году. Руководясь этим решением, в 2000 году началась подготовка к выводу ее из эксплуатации. Был принят Закон о снятии с эксплуатации 1-ого блока Игналинской АЭС, а в следующем 2001 году была принята Программа снятия с эксплуатации 1-ого блока Игналинской АЭС (обновлена в 2005 г.).
Основными целями этой программы являются обеспечение безопасности, смягчение отрицательных социально-экономических последствий, а также обеспечение разработки и внедрения проектов, соответствующих мероприятиям программы.

Руководясь этой программой, в 2001-2004 годах администрация Игналинской АЭС разработала, а Министерство Хозяйства утвердило окончательный план снятия с эксплуатации 1-ого блока Игналинской АЭС.

Следующими шагами подготовки к снятию с эксплуатации была разработка Проекта снятия с эксплуатации, анализ безопасности этих процедур. Была проведена, также оценка воздействия на окружающую среду этого проекта.

Был проанализирован международный опыт, в котором применялись альтернативные стратегии вывода из эксплуатации АЭС без периода ожидания, с периодом ожидания и последующим захоронением.

При принятии окончательного решения была проанализирована общая социально-экономическая ситуации в Литве, технический потенциал и финансовые возможности страны. Критерием для окончательного выбора стратегии была минимизация тяжелых и долговременных социальных, экономических, финансовых и экологических последствий. В результате, в 2002 году Литовское Правительство приняло решение о выводе из эксплуатации первого энергоблока без периода ожидания.

Стратегия немедленного вывода из эксплуатации энергоблоков в сравнении с отложенным демонтажем, имеет свои недостатки. В этом случае работы по демонтажу выполняются на оборудовании, имеющем более высокие уровни радиоактивности. Это требует принятия более серьезных и дорогостоящих мер для защиты персонала, выполняющего эти работы.

С другой стороны, при немедленном выводе можно использовать персонал действующего энергоблока, что снижает социальные издержки, связанные с одномоментной потерей большого количества рабочих мест, для случая отложенного на десятки лет демонтажа. Кроме того, при немедленном выводе из эксплуатации может быть использованной подъемно-транспортное оборудование действующего энергоблока. Это оборудование утратит свои эксплуатационные возможности после периода ожидания в десятки лет если работать по стратегии отложенного демонтажа.

Время, в течение которого будет обеспечен демонтаж энергоблоков Игналинской АЭС до состояния «коричневой лужайки» для возможного последующего использования этой территории зависит от выбранной стратегии и составляет 30 лет для немедленного вывода и 75 лет для отложенного вывода из эксплуатации.

В конечном итоге, стратегия немедленного вывода из эксплуатации энергоблоков Игналинской АЭС была признана более выгодной с социальной, экономической и экологической точек зрения.

По выбранной стратегии немедленного демонтажа первого блока Игналинской АЭС, большинство работ, включая переработку радиоактивных отходов, выгрузку и транспортировку на временное хранилище отработавшего ядерного топлива, демонтаж оборудования, зданий и т. д., будет выполнено за первые двадцать пять лет. Далее будут выполняться работы, главным образом, связанные с наблюдением за радиоактивными отходами.

Наиболее опасные с точки зрения ядерной безопасности работы, связанные обращением с отработавшим ядерным топливом, дезактивация, изоляция радиоактивного оборудования и систем и т.п., будут выполнены в первые 10 лет после остановки реактора.




Стратегия “Коричневой лужайки” для энергоблоков РБМК-1500 Игналинской АЭС оказалась наиболее приемлемой по технико-экономическим и социальным причинам. Она позволяет использовать инфраструктуру действующей АЭС, обеспечивает занятость высвобождаемого персонала, стимулирует социально-экономическое развитие близлежащего города-спутника АЭС.

Приложение 4. Литовский опыт формирования и расходования фонда по выводу из эксплуатации Игналинской АЭС

Вывод из эксплуатации Игналинской АЭС финансируется Национальным фондом вывода из эксплуатации Игналинской АЭС (НФ), а также Международным фондом поддержки вывода из эксплуатации Игналинской АЭС (МФ).
НФ был создан в 1995 году по решению Литовского правительства. Он предназначен для накопления средств по выводу из эксплуатации Игналинской АЭС и обеспечения безопасного обращения с отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отходами. Администратором НФ является Совет Фонда. Он сформирован специальным решением Правительства Литвы. В НФ отчисляется 6 % от дохода, получаемого за проданную электроэнергию Игналинской АЭС. Эти отчисления вносятся ежеквартально на специально созданный банковский счет.
Кроме этого, в НФ перечисляются:

Средства НФ расходуются только для финансирования проектов, связанных с выводом из эксплуатации Игналинской АЭС. Программа вывода из эксплуатации Игналинской АЭС утверждена Парламентом Литвы. Юридическое лицо, ответственное за выполнение пункта этой Программы в следующем году обращается до 1 апреля текущего года в Совет Фонда с просьбой выделить бюджет для выполнения мероприятия на следующий год. Совет Фонда принимает решение до 1 июля текущего года. Руководствуясь этим решением, Министерство Хозяйства Литвы готовит годовую смету использования средств Фонда. Эта смета расходов НФ поступает в Министерство Финансов Литвы для оформления платежей исполнителям Программы в следующем году.
Исполнители конкретного пункта Программы ежеквартально в течение года посылают в Министерство Хозяйства подробный отчет по произведенным затратам средств Фонда.
Министерства Хозяйства и Финансов делает годовой отчет использования средств НФ вывода из эксплуатации Игналинской АЭС, согласовывает его с Советом Фонда и предъявляет его для утверждения Правительству Литвы.
МФ был создан в июне 2000 года по инициативе Европейской Комиссии. Административное управление этим фондом поручено Европейскому Банку Реконструкции и Развитие (ЕБРР). Европейская Комиссия и другие международные доноры обязались внести в этот фонд 210 миллионов евро.
МФ состоит из двух частей. Первая, так называемая "ядерной часть" предназначена непосредственно для финансирования проектов связанных с выводом из эксплуатации энергоблоков. Вторая, «неядерная часть», предназначена для финансирования проектов компенсации выводимых генерирующих мощностей, природоохранных проектов в энергетическом секторе, а также других проектов, не имеющих прямого отношения к выводу из эксплуатации энергоблоков.
МФ работает на основе Рамочного Договора между ЕБРР и Литовской Республикой. Управляет МФ Ассамблея Доноров.
В период подготовки к выводу из эксплуатации Игналинской АЭС было сделано несколько отчетов, чтобы оценить затраты необходимые для вывода из эксплуатации Игналинской АЭС. Предварительные оценки, сделанные различными Западные консалтинговыми компаниями, на основе разных методик, получили сильно отличающиеся результаты. Согласно этим данным затраты на вывод из эксплуатации Игналинской АЭС с двумя энергоблоками РБМК-1500 будет стоить от 1,5 до 6,0 миллиардов евро.
Окончательно принятый план вывода из эксплуатации Игналинской АЭС по сценарию немедленного демонтажа рассчитан на 25 лет. С учетом затрат на решение социальных проблем города Висагинаса, для которого АЭС станция является градообразующим предприятием, затраты на вывод из эксплуатации составят 1.134 млрд. евро ($1.5млрд.).
Таким образом, средние ежегодные затраты на этот проект составят 45 миллионов евро.
Планируемые ежегодные расходы средств для обеспечения вывода из эксплуатации Игналинской АЭС по сценарию немедленного демонтажа представлены в таблице.


На начальном этапе вывода из эксплуатации первого энергоблока Игналинской АЭС (2002 – 2006 годы) было потрачено свыше 280 миллионов евро. Часть этих средств (около 40 миллионов евро) пошли на внедрение организационных мер - реструктуризацию и усиление служб обеспечения вывода из эксплуатации энергоблока. На технические проекты, такие как строительство временного (на 50 лет) сухого хранилища ОЯТ, закупку оборудования для отверждения отработавших ионообменных смол, строительство новой котельной для теплоснабжения города и так далее было потрачено около 250 миллионов евро.
На разработку проектов и программ, связанных с социальными и природоохранными проблемами, было потрачено около 5 миллионов евро.
Предполагается, что НФ покроет 10% затрат на вывод из эксплуатации Игналинской АЭС. Остальные расходы обеспечит МФ.

Приложение 5. Закон о социальных гарантиях работников закрывающейся Игналинской АЭС

З АК О Н
ЛИТОВСКОЙ РЕСПУБЛИКИ
от 29 апреля 2003 г. № IX-1541
Вильнюс

О ДОПОЛНИТЕЛЬНЫХ ГАРАНТИЯХ ЗАНЯТОСТИ И СОЦИАЛЬНЫХ ГАРАНТИЯХ РАБОТНИКАМ ГОСУДАРСТВЕННОГО ПРЕДПРИЯТИЯ ИГНАЛИНСКОЙ АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ

ГЛАВА ПЕРВАЯ

ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ

Статья 1. Назначение Закона
1. Настоящим Законом устанавливаются дополнительные гарантии занятости и социальные гарантии работникам государственного предприятия Игналинской атомной электростанции (в дальнейшем – Игналинская АЭС), которые увольняются или уволены с работы в связи с выводом из эксплуатации ее первого и второго блоков, а также членам их семей. Подобным образом проявляется намерение смягчить отрицательные социальные последствия, с целью обеспечения безопасной и непрерывной работы Игналинской АЭС до вывода из эксплуатации.
2. Лица, принятые для осуществления работ по выводу из эксплуатации Игналинской АЭС, и лица, работающие на Игналинской АЭС после прекращения действия лицензии на эксплуатацию второго блока Игналинской АЭС, права на установленные настоящим Законом дополнительные гарантии занятости и социальные гарантии не имеют.

Статья 2. Основные понятия Закона
1. Увольняемые с работы работники – работники Игналинской АЭС, которые получили предупреждение о расторжении трудового договора на установленных в статье 129 Трудового кодекса основаниях в связи с выводом из эксплуатации первого и второго блоков Игналинской АЭС, за исключением работников, которые приняты для осуществления работ по прекращению эксплуатации Игналинской АЭС.
2. Члены семьи увольняемого или уволенного с работы работника – супруг (супруга), увольняемого или уволенного с работы работника, дети (приемные дети) в возрасте до 18 лет и старше не работающие не состоящие в браке учащиеся и студенты дневных отделений учебных заведений до достижения ими возраста 24 лет, а также совместно проживающие родители (приемные родители) работника или его супруга (супруги).
3. Уволенные с работы работники – работники Игналинской АЭС, с которыми расторгнуты трудовые договоры на установленных в статье 129 Трудового кодекса основаниях в связи с выводом из эксплуатации первого и второго блоков Игналинской АЭС.
4. Вывод Игналинской АЭС из эксплуатации – осуществление правовых, организационных и технических мер с целью безопасной дезактивации и демонтажа Игналинской АЭС, устранения радиоактивных веществ, отходов, компонентов и остатков.
5. Завершение эксплуатации первого и второго блоков Игналинской АЭС – процесс, началом которого является вступление в силу решения Правительства о дате остановки первого блока Игналинской АЭС, а завершением – окончание действия лицензии на эксплуатацию второго блока Игналинской АЭС, выданной Государственной инспекцией по безопасности атомной энергетики.
6. Компенсируемые рабочие места – рабочие места, в первую очередь в регионе Игналинской АЭС, для трудоустройства уволенных с работы работников, соответствующие их образованию и квалификации.
7. Дополнительные гарантии занятости и социальные гарантии – установленные настоящим Законом гарантии занятости и социальные гарантии, которые не установлены в регламентирующих занятость, трудовые отношения и социальные гарантии законах и других правовых актах.

ГЛАВА ВТОРАЯ

ГАРАНТИИ ЗАНЯТОСТИ

Статья 3. Поощрение занятости увольняемых и уволенных с работы работников
Для обеспечения гарантий занятости увольняемых и уволенных с работы работников, а также членов их семей осуществляются утвержденные Правительством меры и целевые программы занятости, развития региона Игналинской АЭС, использования человеческих ресурсов, а также поощрение предпринимательства.

Статья 4. Поддержка занятости увольняемых и уволенных с работы работников
1. Для увольняемого или уволенного с работы работника составляется индивидуальный план, в котором предусматриваются меры по обеспечению его занятости и социальные гарантии.
2. В отношении зарегистрировавшихся на территориальной бирже труда уволенных с работы работников применяются гарантии безработных, указанных в пунктах 2-7 части 2 статьи 7 Закона о поддержке безработных, получающих дополнительную поддержку на рынке труда.
3. Профессиональное обучение увольняемых и уволенных с работы работников в не рабочее время до 10 месяцев осуществляется в установленном Законом о поддержке безработных порядке. Профессиональное обучение более длительной продолжительности осуществляется по решению территориальной биржи труда.
4. В случае, если переквалификация или повышение квалификации увольняемых с работы работников для осуществления работ по выводу из эксплуатации Игналинской АЭС проводится в учебных заведениях в рабочее время, работникам предоставляется отпуск на обучение. Во время него выплачивается средняя заработная плата работника, а также оплачиваются расходы на дорогу до места обучения. Работники проходят переквалификацию или повышают свою квалификацию для осуществления работ по выводу из эксплуатации Игналинской АЭС в соответствии с индивидуальными планами.
5. Работодателям, создающим компенсируемые рабочие места, на которые в соответствии с индивидуальными планами трудоустраивают уволенных с работы работников, за каждое рабочее место выплачиваются компенсации в размере 24 минимальных месячных окладов (ММО):
1) после заключения трудового договора переводятся 12 ММО;
2) по истечении 12 месяцев со дня заключения трудового договора переводится по 1 ММО ежемесячно в течение периода работы трудоустроенных лиц.
6. Увольняемым и уволенным с работы работникам создается возможность в соответствии с их индивидуальными планами обучаться литовскому языку на курсах продолжительностью до 12 месяцев.

Статья 5. Гарантии занятости неработающим членам семьи
1. В отношении неработающих членов семьи увольняемых или уволенных с работы работников, которые зарегистрировались на территориальной бирже труда, применяются гарантии дополнительно поддерживаемых на рынке труда безработных, указанных в пунктах 2-7 части 2 статьи 7 Закона о поддержке безработных. Неработающим членам семьи увольняемых или уволенных с работы работников, которые зарегистрировались на территориальной бирже труда, не имеющим установленного стажа государственного социального страхования для получения пособия по безработице, пособие по безработице назначается и выплачивается в соответствии с пунктом 1 части 1 статьи 16 Закона о поддержке безработных.
2. Супругам увольняемых и уволенных с работы работников, а также детям (приемным детям) в возрасте до 24 лет, которые обучаются в высших учебных заведениях для приобретения профессий, необходимых для безопасной эксплуатации и осуществления работ по выводу из эксплуатации Игналинской АЭС, по решению администрации Игналинской АЭС после согласования с учредителем назначается и выплачивается стипендия. Перечень таких профессий после согласования с учредителем утверждает администрация Игналинской АЭС.

ГЛАВА ТРЕТЬЯ

СОЦИАЛЬНЫЕ ГАРАНТИИ

Статья 6. Особенности трудовых отношений
После утверждения технических планов вывода из эксплуатации Игналинской АЭС администрация Игналинской АЭС ежегодно информирует работников Игналинской АЭС, путем обнародования перечня должностей и профессий, которые могут быть сокращены в течение ближайших 12 месяцев. Увольняемый с работы работник о намеченном увольнении получает предупреждение в письменной форме за 10 месяцев.

Статья 7. Страхование работников
1. Ответственные за ядерную безопасность работники Игналинской АЭС, квалификация и работа которых особо важны для обеспечения безопасности и непрерывности работы Игналинской АЭС в установленном Правительством или уполномоченным им органом порядке на срок не менее 5 лет подлежат страхованию накопительным страхованием жизни на сумму в размере от 12 до 24 средних месячных заработных плат этих работников.
2. Перечень должностей работников, подлежащих страхованию накопительным страхованием жизни, утверждает администрация Игналинской АЭС после согласования с учредителем.
3. Страховая выплата выплачивается работнику. Работник, который по собственному желанию расторгнул трудовой договор с Игналинской АЭС в соответствии с частью 1 статьи 127 Трудового кодекса до окончания предусмотренного в страховом договоре срока или уволен с работы на установленных в пунктах 1, 2, 3 части 1 и в части 3 статьи 136 Трудового кодекса основаниях, лишается права на страховую выплату.

Статья 8. Назначение дополнительного выходного пособия
1. Уволенным с работы работникам назначаются выходные пособия, установленные в статье 140 Трудового кодекса, и дополнительные выходные пособия в установленном Правительством или уполномоченным им органом порядке с учетом непрерывного стажа работы этих работников на Игналинской АЭС:
1) если продолжительность стажа работы от 5 до 10 лет – в размере средней заработной платы за 3 месяца;
2) если продолжительность стажа работы от 10 до 15 лет – в размере средней заработной платы за 4 месяца;
3) если продолжительность стажа работы от 15 до 20 лет – в размере средней заработной платы за 5 месяцев;
4) если стаж работы более 20 лет – в размере средней заработной платы за 6 месяцев.
2. Если уволенному с работы работнику было выплачено дополнительное выходное пособие и он снова был принят на работу на Игналинскую АЭС, после следующего увольнения с работы дополнительное выходное пособие не назначается.
Статья 9. Назначение и выплата предпенсионной выплаты безработного
1. Уволенным с работы работникам, стаж государственного социального пенсионного страхования которых не менее 25 лет и непрерывный стаж работы на Игналинской АЭС не менее 10 лет и которые стали безработными, если со дня увольнения с работы до возраста пенсии по старости осталось не более 5 лет, в установленном Правительством или уполномоченным им органом порядке назначается предпенсионная выплата безработного до наступления возраста пенсии по старости.
2. Предпенсионная выплата безработного выплачивается один раз в месяц. Ее размер исчисляется путем сложения постоянной части, равной 100 процентам от размера поддерживаемых государством доходов, и изменяющейся части, которая составляет 20 процентов от размера средней месячной заработной платы лица. Предпенсионная выплата безработного за календарный месяц не может составлять более 70 процентов от подлежащих страхованию доходов текущего года, действовавших в тот месяц, за который выплачивается выплата.
3. К лицам, указанным в части 1 настоящей статьи применяются положения пункта 2 части 4 статьи 6 Закона о страховании здоровья.
4. В случае трудоустройства получателя предпенсионной выплаты безработного, с началом получения им пособия по безработице или отбытие на постоянное место жительства за границу, выплата предпенсионной выплаты безработного прекращается.

Статья 10. Условия трудоустройства на компенсируемых местах работы
Уволенные с работы работники, которые в соответствии с индивидуальными планами были трудоустроены или трудоустроились на компенсируемых местах работы, не имеют права на дополнительные социальные гарантии, предусмотренные в статьях 8 и 9 настоящего Закона.
Статья 11. Назначение выплаты на переселение
Уволенным с работы работникам, которые в течение срока не более 3 лет с момента увольнения с работы на Игналинской АЭС принимают решение о переселении на постоянное жительство в другой населенный пункт Литовской Республики или за границу в установленном Правительством или уполномоченным им органом порядке оплачиваются фактические расходы на переселение, но не более чем по 3 ММО на каждого члена семьи.

ГЛАВА ЧЕТВЕРТАЯ

ФИНАНСИРОВАНИЕ ГАРАНТИЙ ЗАНЯТОСТИ И СОЦИАЛЬНЫХ ГАРАНТИЙ

Статья 12. Финансирование гарантий занятости и социальных гарантий
1. Установленные в статье 4, в части 2 статьи 5, статьях 7, 8, 9, 11 гарантии занятости и социальные гарантии финансируются за счет средств фонда вывода из эксплуатации Игналинской АЭС, международной поддержки и из других источников.
2. Установленные в части 1 статьи 5 настоящего Закона гарантии занятости и социальные гарантии финансируются из средств Фонда занятости.
3. Указанные в статье 3 настоящего Закона программы занятости и социальные программы, а также проекты осуществляются за счет средств государственного бюджета Литовской Республики и бюджетов самоуправлений, органов Европейского Союза, международных организаций и из других источников.

ГЛАВА ПЯТАЯ

ЗАКЛЮЧИТЕЛЬНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ

Статья 13. Осуществление Закона
Правительство или уполномоченный им орган устанавливает:
1) порядок составления индивидуальных планов;
2) порядок страхования работников накопительным страхованием жизни;
3) порядок выплаты дополнительного выходного пособия;
4) порядок выплаты предпенсионной выплаты безработного;
5) порядок оплаты расходов на переселение.

Обнародую настоящий Закон, принятый Сеймом Литовской Республики.
ПРЕЗИДЕНТ РЕСПУБЛИКИ РОЛАНДАС ПАКСАС

Перевод с литовского

Приложение 6. Шведский опыт вывода из эксплуатации АЭС

Наиболее интересными аспектами шведского опыта по выводу из эксплуатации реакторов являются процедура принятия властями условий (сценариев) по выводу из эксплуатации атомных реакторов. Речь идет о двух энергоблоках АЭС Барсебек и двух исследовательских реакторах в Студсвике. Оба этих объекта находятся на побережье Балтики.
Разрешение, полученное владельцами частной АЭС в Барсебек, позволяет им отложить до 2017 года начало работ по демонтажу, хотя оба энергоблока были окончательно остановлены несколько лет назад. Такое решение по АЭС Барсебек было рекомендовано регулирующими органами страны и окончательно принято правительством Швеции. На АЭС топливные сборки изъяты из активной зоны и размещены во временном хранилище ОЯТ. Работы по демонтажу начнутся в 2017 и завершатся в 2030 году.
Решение по возможным альтернативным сценариям немедленного или отсроченного вывода из эксплуатации двух исследовательских реакторов в Студсвике, в 80 км к югу от Стокгольма, вызвало споры и рассматривалось в Шведском Суде по охране окружающей среды. В марте 2007 года Суд принял решение, что работы по выводу из эксплуатации этих реакторов и демонтаж должны начаться сразу же после их остановки и завершиться к 2015 году.

Аргументы в пользу отложенного вывода из эксплуатации АЭС Барсебек.

Отсрочка демонтажа реакторов Барсебека была вызвана технической причиной - отсутствием долговременного хранилища для РАО в Швеции. Пока не принято решение о том, когда и где такое хранилище будет построено. Что касается постоянного хранилища для ОЯТ, то здесь ситуация более продвинута, хотя окончательное решение тоже не принято.

Аргументы по поводу отсрочки вывода из эксплуатации реакторов Студсвика.

В Студсвике владельцы реакторов обратились за разрешением повременить с началом непосредственного демонтажа. Они аргументировали свою просьбу не только отсутствием постоянного хранилища для радиоактивных отходов, но и выдвигали экономические аргументы. Они сводились к тому, что процентные начисления по хранящемуся в банке Фонду для вывода из эксплуатации этих реакторов обеспечивают его хороший прирост. Это, по мнению держателей фонда и владельцев реакторов, позволило бы рассчитывать в будущем на более значительные материальные ресурсы для вывода из эксплуатации этих реакторов. Однако, Суд по охране окружающей среды, который рассматривал обращение владельцев реактора, не согласился с ними и постановил, что вывод из эксплуатации и демонтаж реакторов должен начаться сразу же после их остановки.

Аргументы в пользу немедленного демонтажа реакторов Студсвика.

Шведский директорат по радиационной безопасности был одной из сторон участвующих в природоохранном суде по реакторам в Студсвике. Директорат настаивал на выводе их из эксплуатации по сценарию немедленного демонтажа после остановки. При этом подчеркивалось, что это позволит в полной мере использовать компетентность и квалификацию персонала работавшего на этих реакторах. Этот аргумент был поддержан и несколькими другими государственными организациями. При этом справедливо предполагалось, что в случае отсрочки вывода из эксплуатации ведущий эксплуатационный персонал этих реакторов, найдет работу в другом месте и, таким образом, этот важный для обеспечения безопасности человеческий ресурс будет утрачен.
Во время судебных разбирательств Директорат обсудил и проблему размещения радиоактивных отходов с демонтированных реакторов. Владельцы Студвикских реакторов использовали отсутствие постоянного хранилища в качестве главного аргумента в пользу отсрочки демонтажа. Директорат предложил, чтобы радиоактивные отходы могут временно храниться на территории станции, пока строится постоянное хранилище. При этом не было возражений против хранения этих отходов в существующем временном хранилище, построенном в скале. Это предложение было поддержано Шведским Агентством Атомного Контроля, - другой правительственной организацией, отвечающей за безопасность работы Шведских атомных реакторов.
Суд по охране окружающей среды рассмотрел, также, экономический аргумент владельцев Студсвика в пользу отсрочки вывода из эксплуатации. По мнению Суда отсрочка вывода из эксплуатации может привести к более крупным расходам для общества в целом, так как могут возникнуть другие непредвиденные расходы, за которые владельцы не несут ответственности.
Поскольку Суд по охране окружающей среды решил в пользу немедленного демонтажа реакторов, владельцы Студсвика вынуждены следовать этому решению.

Обсуждение принятых решений.

Интересно отметить, что некоторые аргументы в пользу отсрочки демонтажа реакторов в Барсебеке были использованы и владельцами Студсвикских реакторов. Тем не менее, Суд по охране окружающей среды Швеции не согласился с ними и вынес решение по их немедленному демонтажу.
При этом стоит отметить, что решение по отложенному демонтажу реакторов Барсебека принималось на уровне органов ядерного контроля и правительства Швеции. Остается только гадать, каким могло бы быть решение, если АЭС Барсебек рассматривалась также в Суде по охране окружающей среды Швеции.
Тем не менее, интересно отметить, что в одной стране могут приниматься решения по различным сценариям вывода из эксплуатации.

Важность независимости рассмотрения заявок по возможному сценарию вывода из эксплуатации реакторов.

Студвикская заявка на вывод из эксплуатации была рассмотрена Судом по охране окружающей среды в Швеции. Это правительственная организация, независима от контролирующих организаций, отвечающих за регулярный мониторинг работы атомных реакторов.
Этот Суд принимает решения в тех случаях, где потенциальная нагрузка на окружающую среду особенно велика, и возможное негативное экономическое воздействие превышает определенный уровень.
Такая процедура принятия решений отражает ощутимую необходимость в противодействии тенденции постепенного сближения контролеров и контролируемых. Зачастую существует обмен персоналом между контролирующими организациями и подконтрольными предприятиями. Это может привести к созданию системы единых ценностей и норм между контролерами и контролируемыми. Это, в свою очередь, может повлиять на решения, принимаемые мониторинговыми организациями.
Хорошо известен факт, когда один из секторов общества, если для этого есть подходящие условия, может установить ценности и нормы, в значительной степени, отличающиеся от ценностей и норм всего общества. Поручив Суду (или другой независимой организации с подобной ролью) принятие решения по сценарию и механизмам вывода из эксплуатации энергоблоков, можно добиться наилучших решений для всего общества.
Независимая организация, в таких случаях, будет принимать решения, лучше отражающие главные общественные ценности и нормы.
В то же время, если такие решения принимаются организациями, тесно связанными с технологическим комплексом, существует риск, что такие решения будут основаны на ценностях и нормах научно-технического сообщества, каким, в данном случае является атомная отрасль.

Экономический аргумент в пользу отсрочки вывода из эксплуатации реакторов.

В случае Барсебека экономический аргумент в пользу отсрочки вывода из эксплуатации не был четко обозначен владельцами. Тем не менее, есть основания полагать, что это было для них мотивирующим фактором для отсрочки начала вывода из эксплуатации. Шведское правительство выделило средства в Фонд, который будет финансировать процесс вывода из эксплуатации энергоблоков АЭС Барсебек. Пока деньги этого Фонда находятся в банке и не расходуются на вывод из эксплуатации, они будут приносить доход его владельцам. В шведском случае это доход владельцев атомных реакторов.
Поэтому, пока расходы владельцев реакторов на организацию, обслуживающую остановленные атомные блоки, не будут превышать процентные начисления по деньгам Фонда, хранящегося в банке, владельцам будет выгодно откладывать насколько это возможно процесс демонтажа реакторов и зарабатывать на хранении этих денег в банке.
В случае Студсвика Суд постановил, что увеличение размера Фонда за счет роста доходного процента, не является достаточно веской причиной для отсрочки вывода из эксплуатации реакторов.
Необходимо взвесить процентный доход и расходы на отдельную организацию по техническому обслуживанию.
Суд решил, что отложенный вывод из эксплуатации этих реакторов в итоге может привести к более крупным расходам для общества из-за возможных непредвиденных расходов, за которые владельцы не несут ответственности. Поэтому в случае Студвикских реакторов в Швеции Суд по охране окружающей среды приказал владельцам реакторов начать демонтаж сразу же после остановки реакторов.

Отсутствие постоянного хранилища

Шведское правительство позволило владельцам Барсебека отсрочить процесс вывода из эксплуатации двух реакторов. Одним из официальных аргументов в пользу такого решения было отсутствие долговременного хранилища РАО для этих реакторов. В случае Студсвика Суд постановил, что этого аргумента недостаточно для отсрочки процесса. Суд решил, что существующие возможности временного хранилища на станции достаточно хорошие, чтобы начать процесс вывода из эксплуатации. Сложно сказать, каково было бы решение Суда в случае Барсебека.

Использование компетентности персонала

.
В своем решении по Студсвикским реакторам Суд принял во внимание аргументы Шведского директората по радиационной безопасности, по утверждению которого немедленный демонтаж реакторов позволит максимально использовать опыт обслуживающего персонала этих исследовательских реакторов в процессе вывода их из эксплуатации.
В случае Барсебека этот-же аргумент не стал решающим для выбора сценария вывода из эксплуатации. При этом, как отмечалось ранее, экономические выгоды от отсрочки процесса вывода из эксплуатации Барсебека не были главными для его владельцев.
Вероятно, в случае Студсвика будет непросто прибегнуть к помощи персонала с других атомных объектов для обеспечения вывода этих реакторов из эксплуатации. Это связано с тем, что эти реакторы являются исследовательскими, а, следовательно, имеют свои технические особенности. Использование персонала, хорошо знающего эти исследовательские реакторы, сократит время и расходы, которые пошли бы на обучение заново нанятых специалистов.
В случае, как это часто бывает, какие-либо изменения в проекте были плохо задокументированы, могут возникнуть дополнительные проблемы. В этом случае, эксплуатационный опыт и хорошее знание объекта, могут сыграть неоценимую роль в быстром и эффективном демонтаже энергоблоков и обеспечить высокий уровень безопасности, как для персонала, так и для природы.
Таким образом, опыт эксплуатационного персонала является важным для общества ресурсом. В то же время для владельцев реакторов этот ресурс, как видно, не имеет такого значения.

Примечания:

Приложение 7. Французский опыт вывода из эксплуатации АЭС

Франция, а также Бельгия, Швеция и Великобритания еще не определились со стратегией вывода АЭС из эксплуатации.
Во Франции остановлено и находится в стадии вывода из эксплуатации 11 энергоблоков. В основном это газоохлаждаемые реакторы с графитовым замедлителем (GСR), введенные в эксплуатацию в конце 50-х – начале 60 гг. прошлого века. Впоследствии Франция отказалась от данного типа реакторов и перешла на использование реакторов типа PWR.
Специалисты Комиссариата по атомной энергии считают более дешевым вариант, при котором вывод из эксплуатации откладывается до снижения уровня радиационной опасности. При выводе из эксплуатации реакторов GСR после дренажа проведен демонтаж первого и вспомогательных контуров энергоблоки переведены в режим контролируемого хранения.
При выводе из эксплуатации АЭС с газоохлаждаемым реактором с графитовым замедлителем (HWGCR) ведется контроль реактора, первого контура и парогенераторов, а полный демонтаж станции планируется провести в течение 40 лет.
Особняком стоит АЭС “Чуз”, первая французская АЭС с реактором PWR. Это одна из немногих в мире подземных АЭС. Для ее ликвидации планируется заполнить подземные помещения породой.

Приложение 8. Норвежский опыт перестройки социальной инфраструктуры в поселении с градообразующим предприятием

перевод не сделан