NuclearSafety.ru 3

3

Мировые модели жизненного цикла ядерного топлива

Глава NEA Луис Эчаварри: «Безопасность при любых обстоятельствах»

Полувековой опыт NUKEM Technologies

Мировые практики – Финляндия

NU

CL

EA

RS

AF

ET

Y.R

U

№

3 20

13

Реклама

Реклама

Реклама

1 Тема номера

Представляем третий но-

мер журнала «NuclearSafety.ru – Вызовы и лучшие практики ядернои

и радиационнои безопасности».

По оценкам Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ)

к 2020 году количество хранящегося отработавшего ядерного топлива

(ОЯТ) по всему миру составит более 300 000 тонн.

В связи с этим развитие ядерной энергетики с замкнутым ядерным то-

пливным циклом является стратегической линией не только Госкорпора-

ции «Росатом», но и без исключения всех стран, эксплуатирующих атом-

ные электростанции.

Весь мир стоит перед необходимостью повышения эффективности ис-

пользования природного урана, путем ввода в структуру новых ядерно-

энергетических систем, а также необходимостью снижения объемов хра-

нящегося ОЯТ.

Поиск и анализ оптимальных вариантов развития ядерной энергетики

с реакторами на тепловых нейтронах и реакторами на быстрых нейтронах

с замыканием ядерного топливного цикла является первостепенной зада-

чей отрасли ¤

≈ NuclearSafety.ru

От редакции

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

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

Генеральный директор: Дмитрий Чудесников

Куратор проекта Владимир Толстиков

Руководитель проекта Денис Морозов [email protected]

Главный редактор Варвара Нефедьева [email protected]

Выпускающий редактор Надежда Гольст

Научный редактор Валерий Арабкин

Редактор Сергей Панов

Эксперты: Смирнов В.М., Стецюк В.Н.

Арт-директор Андрей Кудрявцев

Корректор Ольга Решетникова

Тема номера«Росатом» решает вопросы

накопления и переработки

ОЯТ ..........................................32

Мировые тенденции обраще-

ния с отработавшим ядерным

топливом ................................ 34

ЗаконыРешение существующих

проблем в области

проектирования работ

по ВЭ ОИАЭ ......................... 24

Закон об обращении с ОЯТ

в России ............................... 28

ЭкспертыЛуис Эчаварри, глава

Агентства по ядерной энергии:

«Безопасность при любых

обстоятельствах» ................. 6

Ульф Кучер, исполнительный

директор NUKEM Technologies.

Три вопроса эксперту .........15

ПрактикиNUKEM Technologie ............10

Финляндия: STUK, Posiva,

«Онкало» ............................ 46

ИнфосистемыПланирование и эффективное

управление проектами

по ВЭ ...................................... 18

ПрограммыГосударственная политика

по обращению с РАО

в России ...................................16

Уникальная перевозка ОЯТ

с Билибинской АЭС ...............30

32

24

6

10

18

16

2013

3

№3

2013

Тираж 2000 экземпляров

Распространяется бесплатно

Электронная версия на сайте www.NuclearSafety.ru/Magazine

Подписано в печать 29.11.2013 г.

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

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

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

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

Перевод ООО «Бюро переводов «Экспримо»

При оформлении издания использованы материалы из общедоступных источников

Адрес редакции: 119017, г. Москва, Пыжевский пер., д. 6 тел./факс +7 495 967 3068 www.NuclearSafety.ru

ISSN 2310-1121

ИнновацииИзотопы для быстрых реакторов .. 44

ПартнерствоРадиоэкологическая безопасность

Северо-Запада и Дальнего Востока

России ............................................... 54

ФотообзорПлавтехбаза «Володарский»

и АТО ТНТ-50 ..................................... 52

VII Международный форум

«АтомЭко 2013» ................................. 61

Кто есть Кто.............................................................58

4454

58

52

2013

3

№3

2013

The main topicsROSATOM Resolves Issues of the

Accumulation and Processing

of Spent Nuclear Fuel ...........90

Global Trends in Spent Fuel

Management .......................... 92

LawsSolution of Current Problems

in Design of Decommissioning

of Nuclear Facilities .............. 82

Federal Law on

SNF Handling .......................86

ExpertsLuis E. ECHÁVARRI Director-

General Nuclear Energy Agency

(NEA): «Safety at all times and

under all circumstances» ... 64

Ulf Kutscher, Managing Director

of NUKEM Technologies. Three

question to expert ................73

PracticesNUKEM Technologies .........68

Finland: STUK, Posiva,

Oncalo ............................... 104

IT-SystemsPlanning and Efficient Manage-

ment of Decommissioning

Projects .................................. 76

ProgramsState Policy on Radioactive Waste

Management in Russia ............ 74

Unique Transportation of SNF

from Bilibino NPP ..................88

90

82

64

68

76

74

Content

Innovations Isotopes for Fast Reactors ............102

PartnershipRadiological Safety of North West and

Far East of Russia .......................... 112

PhotoreviewVolodarsky, TNT-50 ......................... 110

VII Annual International Forum

AtomEco-2013 ................................. 119

Who is who..........................................................116

102112

116

110

Луис ЭЧАВАРРИГенеральныи директор Агентства по ядернои энергии (АЯЭ)

Организации экономического сотрудничества и развития (ОЭСР)

6

№3

2013

7 ЭксперТ

– Г-н Эчаварри, какие основные задачи необходимо

решить в области развития атомнои энергетики,

чтобы укрепить доверие общественности к ядер-

ным технологиям и занять лидирующие позиции

в энергетическом секторе?

– Приоритетной задачей на протяжении всего пе-риода развития атомной энергетики является обе-спечение постоянной безопасности при любых обстоятельствах. После аварии на АЭС «Фукуси-ма» по всему миру были приняты меры по модер-низации существующих систем безопасности и установке дополнительного оборудования и кон-трольно-измерительных приборов с целью повы-шения устойчивости станции к воздействию при-родных явлений, приводящих к сбоям в работе энергетической системы, нарушению подачи ко-нечного поглотителя тепла и, как следствие, от-казам системы охлаждения, в течение длительно-го периода времени. Кроме того, приняты меры по обеспечению независимости и технической компе-тенции надзорных органов, контролирующих над-лежащее выполнение операторами АЭС требований и стандартов ядерной безопасности. помимо обеспечения ядерной безопасносТи, пе-ред аТомной ЭнергеТикой Также сТояТ за-дачи по созданию перспекТивных конку-ренТоспособных решений, сТроиТельсТву новых Энергоблоков в указанные сроки, а Также выполнение Требований по за-щиТе окружающей среды, как во время

ЭксплуаТации сТанции, Так и при обраще-нии с радиоакТивными оТходами.

– Каким образом в странах, обладающих ядерными тех-

нологиями, решаются вопросы по обращению с РАО?

– Были предприняты значительные усилия по соз-данию решений по переработке радиоактивных от-ходов и реабилитации могильников. Агентство по ядерной энергии (АЯЭ) играет центральную роль в международном сотрудничестве по разработке проектов подземных хранилищ ВАО, размещаемых в геологических формациях, включая проведение исследований, подготовку отчета об обосновании безопасности и консультации с общественными заинтересованными сторонами. Каждая страна должна работать в соответствии со своими кон-кретными обстоятельствами, но при этом суще-ствует ряд общих решений и подходов.

– Какова оценка выработки электроэнергии с помо-

щью АЭС? Расскажите о промышленнои безопасно-

сти и развитии технологии для атомнои энергетики.

– Промышленная безопасность и охрана труда со-вершенствуются с каждым днем, как в части экс-плуатации АЭС, так и при выводе их из эксплуата-ции и демонтажа. Для обеспечения дальнейшего безопасного и устойчивого развития атомной энер-гетики была создана Международная программа по оценке новых проектов АЭС (MDEP), для кото-

«Безопасность при любых обстоятельствах»

Агентство по ядерной энергии (АЯЭ) – для безопасного, экологически чистого и экономичного использования ядерной энергии в мирных целях{Беседовала:

Варвара Нефедьева

8

№3

2013

рой Агентство по ядерной энергии ОЭСР (АЯЭ) выполняет функции Технического секретариата. Данная программа объединяет в себе ядерные регуляторы 13 стран, включая Россию, и предназначена для усиления многостороннего взаимодействия в рамках существующей нормативно-правовой базы, приведения в соответствие стандартов, норм и правил, а также исполнения программы MDEP для содействия в получении лицензии на строительство новых реакторов. В будущем данные принципы могут применяться для технологий, развиваемых в рамках международного форума Generation IV (GIF), для которого Агентство по ядерной энергии (АЯЭ) также выполняет функции Техни-ческого секретариата. международный форум GIF создан для развиТия ядерно-ЭнергеТических сисТем с улучшенными харакТерисТиками усТойчивосТи, ЭкономичносТи, безо-пасносТи, надежносТи, защищенносТи оТ распросТране-ния и физической защиТы.

– Насколько безопасны современные методы захоронения РАО?

– После многолетних исследований, проводимых несколькими страна-ми-участницами Агентства по ядерной энергии (АЯЭ), международное сообщество пришло к согласию, что подземные хранилища РАО, распо-ложенные в геологических формациях, представляют собой технически достижимый и безопасный способ для долгосрочного обращения с РАО. Посредством системы многочисленных искусственных и природных ба-рьеров хранение радиоактивных отходов становится безопасным без ка-ких-либо негативных воздействий на население или окружающую среду в течение всего времени радиоактивного распада. Кроме того, предус-матривается программа обращения с РАО для обеспечения возможности их перезахоронения, если это будет необходимо в будущем.

– Какие основные мероприятия проводит Агентство по ядернои энер-

гии (АЯЭ) по обеспечению ядернои и радиационнои безопасности?

– Агентство по ядерной энергии (АЯЭ) сосредоточено на проведении исследований по ядерной и радиационной безопасности и оказывает содействие в проведении международных исследований с учетом по-следних событий на АЭС «Фукусима». ключевыми рекомендаци-ями по вопросам ядерной и радиационной безопасносТи являеТся обеспечение независимосТи, ТехнологичносТи и прозрачносТи надзорных органов, а Также ЭффекТив-ная реализация операТорами аЭс глубоко-Эшелониро-ванной защиТы, принимая во внимание кульТуру ядерной безопасносТи. Новым участникам на рынке атомной энергетики не-обходимо разработать нормативно-правовую базу, финансовую и тех-нологическую инфраструктуру для обеспечения безопасного использо-вания атомной энергии.

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

8

9 ЭксперТ

агентство по ядерной энергии

Агентство по ядерной энергии (АЯЭ)

является специализированным уч-

реждением в рамках Организации

экономического сотрудничества

и развития (ОЭСР), межправитель-

ственной организации промыш-

ленно развитых стран со штаб-

квартирой в Париже, Франция.

цели и задачи аяЭ«Оказывать своим странам-участ-

ницам помощь в поддержании

и дальнейшем развитии, посредством

международного сотрудничества,

научной, технологической и право-

вой базы, необходимой для безопас-

ного, экологически чистого и эко-

номичного использования ядерной

энергии в мирных целях. Предо-

ставлять экспертные оценки и спо-

собствовать выработке общего по-

нимания по ключевым вопросам

в качестве основы для решений, при-

нимаемых правительствами по поли-

тике в области ядерной энергетики,

и для более широкого анализа по-

литики ОЭСР в таких областях, как

энергетика и устойчивое развитие».

В настоящее время АЯЭ насчиты-

вает 31 страну-участницу в Европе,

Северной Америке и Азиатско-Тихо-

океанском регионе. Около 85% миро-

вой установленной мощности АЭС

приходится на эти страны. На долю

ядерной энергетики приходится поч-

ти четверть электроэнергии, произ-

водимой в странах-участницах АЯЭ.

Штат АЯЭ составляет 82 сотрудни-

ка. Бюджет Главного секретариата

на 2013 г. составляет 11,1 млн евро,

а бюджет Банка данных – 3,1 млн

евро. Эти бюджеты дополняются до-

бровольными взносами.

направления работы аяЭ

n Ядерная безопасность и регули-

рование

n Развитие атомной энергетики

n Обработка и утилизация радио-

активных отходов

n Радиационная защита и здраво-

охранение

n Ядерное право и контроль над

ядерными материалами и установками

n Ядерная физика

n Банк данных

n Информация и связь

АвстралияАвстрияБельгияКанадаЧешская РеспубликаДанияФинляндияФранцияГерманияГрецияВенгрияИсландияИрландияИталияЯпонияЛюксембургМексика

НидерландыНорвегияПольшаПортугалияРеспублика Корея

Российская Федерация

Словацкая РеспубликаСловенияИспанияШвецияШвейцарияТурцияВеликобританияСоединенные Штаты Америки

Участники АЯЭ:

АЭС Неккарвестхайм, Германия

№3

2013

Компания NUKEM Technologies

охватывает широкий диапазон де-

ятельности: от концептуального

планирования до разработки и по-

ставки отдельных установок, цемен-

тирующих агрегатов либо прессов

высокого давления, а также проек-

тирования, строительства и ввода

в эксплуатацию комплексных цен-

тров переработки отходов.

Компания учитывает сложные вза-

имосвязи между инженерными про-

цессами и объединяет под одной

крышей зачастую противоречивые

технические требования: пожарная

охрана, вентиляция, статический

расчет конструкций, защита от об-

лучения, эффективность и компакт-

ность производства и оборудования,

сроки строительных работ, безопас-

ность эксплуатации, минимизация

резерва запасных частей и высокой

степени надежности.

Кондиционирование материалов,

повторное использование которых

невозможно по техническим или

экономическим причинам, является

важным этапом технологического

процесса при переработке радио-

активных отходов. Для того, чтобы

захоронение или временное хране-

ние отходов осуществлялось над-

лежащим образом, конечные про-

дукты кондиционирования должны

удовлетворять высоким критериям

безопасности. Специальные техно-

логии для сокращения объема нака-

пливаемых отходов позволяют более

эффективно использовать ограни-

ченные складские площади, а также

снижать стоимость захоронения или

промежуточного хранения отходов.

Качественное кондиционирование

и складирование радиоактивных от-

ходов также вносит существенный

вклад в охрану окружающей среды

и здоровья будущих поколений.

Полувековой опыт развития технологий ядерного инжиниринга от NUKEM Technologies

Управление радиоактивными отходами, образующими-ся как в процессе эксплуатации ядерной установки, так и в результате ее закрытия – одно из приоритетных направлений деятельности NUKEM Technologies.

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

в 1960 г. была основана компания-предшественник NUKEM Nuklear und Chemiemetallurgie, ставшая одним из первых ядерных предприятий в Германии. Изначально предприятие занималось производством ядерного топлива для самых разнообразных типов реакторов. Уже на протяжении 1970-х годов были освоены новые отрасли деятельности, а именно ядерная инженерия и строительство ядерных установок.

начиная с 2009 г., NUKEM является стопроцентным дочерним предприятием российской компании ЗАО «Атомстройэкспорт» (инжиниринговая компания Госкорпорации «Росатом»). В центральном офисе фирмы, расположенном в г. Альценау (округ Нижняя Франкония), работают около 250 сотрудников. За пределами Германии у NUKEM Technologies существует ряд различных филиалов сбыта и проектных бюро, действующих на территории России, Китая, Литвы, Франции и Болгарии.

{Подготовлено:Варвара Нефедьева

10

№3

2013

проекТы

компетенции по обращению с рао

Один из проектов NUKEM Technologies – ценТр для перерабоТки оТ-ходов на чернобыльской аТомной ЭлекТросТанции в украине. Проект по переработке радиоактивных отходов на территории Чернобы-

ля был сдан в 2009 г. В настоящее время ведутся подготовительные рабо-

ты для ввода объекта в эксплуатацию. Строительство «под ключ» центра

переработки твердых радиоактивных отходов (ICSRM – промышленный

комплекс для управления ядерными отходами) финансировалось пре-

имущественно в рамках программы TACIS (Technical Assistance for the

Commonwealth of Independent States, Техническая помощь Содружеству Не-

зависимых Государств) Европейской комиссии при финансовой поддержке

со стороны правительства Украины.

В центре производится кондиционирование твердых отходов, образующих-

ся в ходе эксплуатации электростанции или оставшихся после закрытия ее

блоков 1-3. Переработка отходов подразделяется на три стадии: прежде всего

из бункеров на территории Чернобыльской АЭС извлекаются временно хра-

нящиеся в них твердые РАО. Далее эти отходы, наряду с твердыми РАО из

выведенных из эксплуатации блоков 1-3, подвергаются обработке с целью

Чернобыльская АЭС

11 пракТики

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

Чернобыльская АЭС

придания им формы, подходящей

для окончательного захоронения.

При переработке низко– и среднера-

диоактивных отходов применяются

следующие технологии: сортировка

на воспламеняемые/прессуемые/не-

прессуемые виды отходов, сжигание,

прессование под высоким давлени-

ем, цементирование.

Помимо этого, выполняется отсо-

ртировка высокоактивных и долго-

живущих твердых отходов, которые

подлежат промежуточному хране-

нию на отдельном складе в пределах

Чернобыльской АЭС. На последней,

третьей стадии, кондиционирован-

ные твердые отходы помещаются в

контейнеры, предназначенные для

окончательного захоронения.

В конце 2007 г. NUKEM Technologies

передала в пользование техноцентра

приповерхносТный могильник, построенный в рамках данного про-

екта. Он используется для захороне-

ния короткоживущих РАО, накапли-

вающихся на Чернобыльской АЭС,

после их предварительного конди-

ционирования. Могильник «Вектор»

расположен на расстоянии 17 км от

электростанции. Вместимость мо-

гильника составляет 55 000 м3 перера-

ботанных отходов. Он предусматри-

вает возможность радиологического

наблюдения за отходами на протяже-

нии 300 лет после их захоронения.

NUKEM Technologies внедряет ин-

новационные решения для перера-

ботки производственных отходов

также в рамках проектов по строи-

тельству новых АЭС. Полное пере-

осмысление процесса утилизации

отходов было воплощено не только

при эксплуатации существующих

станций, но и при проектирова-

нии новых АЭС с энергоблоками

типа ВВЭР на территории России.

на смену хранения оТходов поблизосТи ЭлекТросТанции приходиТ более прямой и дей-

сТвенный меТод перерабоТ-ки оТходов различных каТе-горий, образующихся в ходе ЭксплуаТации. возможносТь кондиционирования оТходов с целью промежуТочного или окончаТельного захоронения, а Также сокращение склад-ских площадей служаТ неоТъ-емлемыми аргуменТами при продвижении реакТорной Тех-ники на зарубежных рынках.

компетенции по обращению с ояТ

Еще одним ключевым пунктом дея-

тельности NUKEM Technologies яв-

ляется утилизация отработавшего

ядерного топлива (ОЯТ). Сюда входит

разработка различных концепций

хранения, погрузочно-разгрузочных

устройств, а также технологий для

радиологической характеризации от-

работанных топливных элементов.

12

№3

2013

Недавно была завершена работа над проектом по

обусТройсТву хранилища для ядерного Топли-ва на аЭс «козлодуй» в болгарии, построенного

NUKEM Technologies в консорциуме с GNS Gesellschaft

für Nuklear-Service mbH. Данный объект предназначен

для безопасного захоронения остатков ОЯТ от шести

реакторных блоков электростанции.

Работы в пределах консорциума были распределены

следующим образом: компания GNS поставляла резер-

вуары типа CONSTOR, NUKEM Technologies занима-

лась планированием и сооружением складских поме-

щений, а также несла ответственность за транспортное

оборудование на месте работ. Финансирование проекта

осуществлялось на средства Международного фонда за-

крытия АЭС «Козлодуй», управляемого Европейским

банком реконструкции и развития (ЕБРР). Объект рас-

считан на хранение остатков ОЯТ в течение 50 лет. Пре-

дохранительные механизмы и вся арматура установок

соответствуют действующим законодательным нормам

Европейского союза и Болгарии. Открытие объекта со-

стоялось в мае 2011 г.

компетенции по выводу из эксплуатацииДезактивация и демонтаж ядерных установок – комплексная задача, требую-

щая наличия обширного ноу-хау в области технологий и разрешительного пра-

ва. Она подразумевает разработку универсальных и индивидуальных концеп-

ций решения.

Актуальным примером в области дезактивации и демонтажа ядерных установок

является проект, выполняемый NUKEM Technologies совместно с ее француз-

ским партнером по консорциуму на территории Франции.

Бреннилис – атомная электростанция, расположенная в коммуне Бреннилис в департаменте Финистер на западе Франции.

На АЭС использовался один тяжеловодный газоохлаждаемый реактор (HWGCR) мощностью 70 МВт.

Ввод в эксплуатацию – 1967 г.Окончательный останов – 1985 г.Текущий статус – демонтаж станции

АЭС «Козлодуй», Болгария

Проект на АЭС «Бреннилис»

13 пракТики

дисТанционно управляемая разборка аТомной ЭлекТросТан-ции «бреннилис» в провинции

Бретань является первым проектом

по выводу из эксплуатации француз-

ских АЭС первого поколения.

Стоимость вывода из эксплуата-

ции в настоящее время оценивается

в 482 млн евро, что значительно пре-

вышает первоначальные оценки

Данный проект поможет накопить

ценный опыт для последующих про-

ектов по демонтажу АЭС не только

в пределах Франции. Программа про-

екта включает в себя разборку корпуса

ядерного реактора вместе с внутрикор-

пусным оборудованием и периферий-

ными системами, а также демонтаж

и снос биологического щита реактора.

Как и у большинства реакторов пер-

вого поколения, при строительстве

АЭС «Бреннилис» не принималась

в расчет возможность ее последую-

щего сноса. Поэтому технические

трудности, связанные с выполнением

проекта, заключаются не только в вы-

сокой мощности излучения реактора,

но и в крайне сложном устройстве его

конструктивных деталей.

Инженеры NUKEM Technologies

разработали решения, впервые на-

шедшие себе применение в миро-

вой практике, поскольку с подоб-

ными задачами никто и никогда

ранее не сталкивался. Чтобы обе-

спечить как можно более эффек-

тивное и безопасное проведение

дистанционно управляемых работ,

все демонтажные приспособления

и инструменты поначалу проходят

проверку на испытательном стенде,

который имитирует реальные усло-

вия проекта в отношении габаритов

и свойств материала. Кроме того,

особое внимание при реализации

проекта уделяется сведению объема

образующихся РАО к возможному

минимуму.

14

АЭС «Бреннилис», Франция

№3

2013

– Г-н Кучер, Германия приняла решение полно-стью отказаться от атомнои электроэнергети-ки. Как Вы относитесь к тому, что Ваш отече-ственныи рынок попросту исчезнет?

– Это правда, Германия планирует полно-стью отказаться от производства атомной энергии, начиная с 2022 г. Однако это совсем не означает, что наш отечественный рынок должен исчезнуть. Именно сейчас для нас начинают вырисовываться перспективы активной деятельности по демонтажу ста-рых ядерных установок в Германии, которая обещает продлиться не одно десятилетие. Кроме того, NUKEM Technologies работает не только на территории Германии, но осу-ществляет значительную часть своих про-ектов за пределами родной страны.

– Расскажите о компетенциях компании при строительстве новых атомных электростанции.

– Процедура обращения с радиоактивными отходами в корне изменилась за последние годы. Если раньше РАО просто «склады-вались в одну кучу» поблизости ядерного объекта, и при этом никто особо не заду-мывался, что делать с ними в будущем, то сегодня концепция по утилизации отходов разрабатывается, к счастью, уже на стадии планирования новой атомной электростан-ции. И именно здесь NUKEM Technologies проявляет свои знания технологий. Мы предлагаем испытанные временем и ин-новационные технологии для любых видов работ, связанных с РАО – от их сортировки до переработки.

– Как Вы оцениваете перспективы развития NUKEM Technologies в будущем?

– Компания NUKEM Technologies занимает авторитетную позицию в таких сферах дея-тельности, как дезактивация ядерных уста-новок, утилизация РАО и обращение с ОЯТ. Помимо этого, наша постепенная интеграция в состав Госкорпорации «Росатом» ведет

к увеличению количества совместно выпол-няемых проектов как по демонтажу старых, так и по строительству новых объектов.

С 2009 г. наша компания входит в состав Го-скорпорации «Росатом». Благодаря этому у нас в резерве имеется стратегический ин-вестор, который хорошо понимает наши по-требности и оказывает нам всевозможную поддержку для дальнейшего стратегиче-ского развития. В особенности это касает-ся освоения новых сфер деятельности – например, предоставления услуг по руко-водству проектами, выполняемыми участ-никами нашего концерна.

Три вопроса ЭксперТу

Ульф Кучер, исполнительный директор

компании NUKEM Technologies GmbH

15 пракТики

16

№3

2013

Государственная политика в области обращения с радиоактивными отходами. Программа обращения с РАО в Российской Федерации

Программа ориентирована на дости-жение в течение 15-18 лет состояния лучших мировых практик, включая:• полное отверждение, кондициониро-вание и захоронение всех видов РАО во всех организациях отрасли (страны);• проведение первоочередных работ по консервации накопленных РАО, в том числе по всем приповерхностным хранилищам ЖРО, кроме ТКВ;• ТКВ переведен в режим управления уровнем воды на безопасных отметках.

целью программы обращения с рао являеТся создание Техниче-ски современной, Экономически ЭффекТивной и Экологически безопасной сисТемы обраще-ния с рао посредсТвом Эволюци-онного развиТия объекТов ин-фрасТрукТуры обращения с рао, включая пункТы захоронения, Технологий перерабоТки рао и формирования рынка услуг по обращению с рао.

Уточненными стратегическими целя-ми является:• формирование единой Государствен-ной Системы обращения с РАО;• создание прозрачной экономики об-ращения с РАО;• решение проблем наследия;• создание региональных комплексов подготовки РАО к захоронению;

• инжиниринг технологий обогащения;• реализация проектов (в том числе по извлечению удаляемых накопленных РАО и захоронению особых РАО).

Возможные риски:• неготовность одной из компонент ЕГС РАО к функционированию (например, пунктов захоронения, системы транс-портирования РАО и логистики);• несбалансированное развитие мощ-ностей переработки РАО;• негативное влияние дополнительной финансовой нагрузки на экономические показатели деятельности организаций;

• несвоевременное решение вопроса размещения пунктов захоронения;• вынужденное создание избыточных мощностей хранения готовых к захороне-нию РАО (в случае задержек с созданием пунктов захоронения) и/или мощностей хранения некондиционированных РАО (в случае несвоевременного развития мощностей по переработке РАО);• вынужденное сворачивание практи-ки закачки ЖРО;• резкий рост обязательств по наследию вследствие необоснованного отнесения большого количества накопленных РАО к категории удаляемых.

n Без ввода мощностей переработки РАО хранилища будут заполнены к 2022 г.n С учетом ввода мощностей переработки и снижения объемы РАО хранилища будут заполнены к 2037 г.n С 2020 г. объем захоронения сравняется с объемом наработки РАО предприятиями отрасли.n К 2025 году система выйдет на объем заполнения хранилищ РАО на уровне 2013 г. и начнется освобождение хранилищ от накопленного РАО.

Расчетная динамика заполнения пунктов храниения твердых радиоактивных отходов

Программа в целом направлена на обеспечение устойчивого развития атомной отрасли и ее конкурентоспособности на мировом рынке.

{Составитель:Денис Морозов

По данным ГК «Росатом»

17 программы

Сроки реализации планируемых мероприятий по технологическому и инфраструктурному развитию – 2030 г. В период 2025-2030 гг. про-грамма должна быть пересмотрена в части обращения с РАО от перера-ботки ОЯТ по результатам работ по новой технологической платформе.

Направления программы

Программа предусматривает следую-щие направления деятельности:• завершение первого этапа создания единой государственной системы об-ращения с РАО;• выполнение работ по решению про-блем ядерного наследия в части обра-щения с РАО;• технологическое и инфраструктурное развитие;• оптимизация финансовых затрат;• формирование общественной приемле-мости деятельности по обращению с РАО.

Основные этапы реализации и детализации программы

В ходе реализация программы дости-гаются основные этапные результаты, в том числе:

В 2013 году:n Конкретизирование и синхронизи-рование планов организаций по соз-данию мощностей переработки РАО и созданию региональных центров пере-работки РАО.n Начало формирования специаль-ного резервного фонда Госкорпорации «Росатом» по захоронению РАО и реа-лизация инвестиционной программы Национального оператора по обраще-нию с РАО.

В 2014 году:n По результатам первичной регистра-ции определение переченя объектов с накопленными РАО и характер будущих работ (удаление или консервация).n Завершение разработки ФЦП ЯРБ-2 на период до 2025 г.

n Принятие решения по размеще-нию трех пунктов захоронения РАО.

В 2015 году:n Завершение первого этапа форми-рования ЕГС РАО. Действуют все нор-мативно-правовые акты, необходимые для ЕГС РАО. На предприятиях разде-лены потоки ОНРАО и РАО. Обращение с ОНАО ведется по упрощенным схемам. Кондиционируется и упаковывается в соответствии с критериями приемлемо-сти не менее 35% от образующихся РАО.n Создание реестра РАО и кадастра пунктов хранения РАО.n Завершение работы по проекти-рованию создания мощностей перера-ботки РАО на период до 2023 г.n Конкретизирование и синхронизи-рование с ФЦП ЯРБ-2 планов организа-ций по обращению с накопленными РАО.n Детализирование мероприятий на-правлений 1-5 Программы на период 2016-2020 гг.

В 2016 году:n Лицензирование и производство упаковки типового ряда.n Начало пилотных перевозок РАО к местам будущего захоронения.n Функционирование не менее 10 ре-гиональных центров переработки РАО.

В 2017 году:n Создание отраслевой системы транспортирования достаточной для обеспечения роста перевозок РАО на переработку и захоронение.

В 2018 году:n Начало захоронения РАО во вновь созданные пункты захоронения.n Прекращение сброса ЖРО в приповерхностные водоемы – хранилища ЖРО на ФГУП «ПО Маяк».

В 2020 году:n Определение системы обращения с отработавшими источниками.n Функционирование не менее 5 ре-гиональных центров переработки РАО

n Кондиционирование и упаковыва-ние в соответствии с критериями при-емлемости не менее 80% от образую-щихся РАО.n Уточнение содержания направле-ний программы и мероприятий про-граммы на период 2020-2030 гг.

В 2025 году:n Функционирование всех систем ЕГС РАО, в том числе пункта захороне-ния глубинного типа.n Функционирование не менее 10 ре-гиональных центров переработки РАО.n Кондиционирование и упаковыва-ние в соответствии с критериями при-емлемости не менее 100% от образую-щихся РАО.n Разработка и утверждение ФЦП ЯРБ-3.

Эффект от реализации программы создания ЕГС РАО

Реализация программы в кратко-срочной перспективе позволит: • переломить негативные тенденции в области обращения с РАО, заклю-чающиеся в их накоплении;• исключить вероятность оценки рос-сийских экспортных ядерных техноло-гий как не обеспеченных по бэкенду;• минимизировать издержки пере-ходного периода за счет взаимоучета требований ЕГС РАО и возможностей предприятий отрасли (технологиче-ских, организационных, финансовых);• практически продемонстрировать возможность решения накопленных проблем в области ЯРБ;• снизить затраты предприятий на хранение накопленных РАО;• повысить занятость путем привле-чения квалифицированного персона-ла к реализации новых переделов об-ращения с РАО.

Дополнительные информационные материалы на сайте www.NuclearSafety.ru

№3

2013

18

В настоящее время деятельность по выво-ду из эксплуатации ядерно и радиацион-но опасных объектов (ЯРОО) принимает промышленный масштаб. Создание уни-фицированных информационных систем

по выводу из эксплуатации ЯРОО и их объедине-ние в рамках Отраслевой информационной систе-мы вывода из эксплуатации ядерно и радиационно опасных объектов (ОИС ВЭ ЯРОО) позволит Госкор-порации «Росатом» более эффективно управлять как инженерно-техническими, так и организаци-онно-экономическими аспектами процесса вывода из эксплуатации.

Планирование и эффективное управление

проектами по выводу из эксплуатации

Фото: МАГАТЭ

{Автор:Денис Морозов

оТраслевая информационная сисТема по выводу из Эксплуа-Тации ядерно и радиационно опасных объекТов – многоуровне-

вая распределенная информационная система, обеспечивающая эффек-

тивное управление проектами по ВЭ, интегрирующая для каждого ЯРОО

или их групп необходимый объем инженерно-технической информации

по всем аспектам ВЭ, обеспечивающая доступ к информации организаци-

ям – участникам работ по ВЭ объекта, и организующая обмен технологи-

ческим и методическим опытом по ВЭ для организаций Госкорпорации

«Росатом».

В соответствии с программой деятельности Госкорпорации «Росатом»

на долгосрочный период (Постановление Правительства Российской Феде-

рации от 20 сентября 2008 г. №705) должны быть решены следующие основ-

ные задачи:

•поэтапное решение накопленных проблем в сфере вывода из эксплуата-

ции объектов использования атомной энергии;

•создание и обеспечение функционирования отраслевой системы вывода из

эксплуатации, исключающей возможность существования в будущем объ-

ектов, подлежащих ВЭ, но не обеспеченных проектными решениями по ВЭ;

•внедрение современных методов управления проектом ВЭ на всех уров-

нях корпоративных структур, связанных с выводом ЯРОО из эксплуатации,

формирование механизмов обмена опытом, технологиями и методиками по

выводу из эксплуатации ЯРОО.

целями создания оис вЭ яроо являюТся:• обеспечение долгосрочного корпоративного планирования работ по вы-

воду из эксплуатации ЯРОО;

• аккумуляция и сохранение знаний, эффективное управление ими в целях

реализации завершающих этапов вывода из эксплуатации ЯРОО;

• безусловное обеспечение безопасности при ВЭ ЯРОО;

• снижение издержек при выполнении работ по выводу из эксплуатации ЯРОО;

• создание и развитие рынка инжиниринговых услуг в сфере вывода из экс-

плуатации и экспорта технологий.

основными задачами оис вЭ яроо являюТся:• внедрение современных методов управления проектами ВЭ на всех уровнях;

• накопление и систематизация опыта выполнения работ по выводу из

эксплуатации, в том числе, для получения адекватных оценок временных,

финансово-ресурсных затрат на реализацию будущих проектов по выводу

из эксплуатации;

• информационное обеспечение планирования, проектирования и реали-

зации работ по выводу из эксплуатации ЯРОО, в том числе, при проведении

КИРО, разработке объектовых концепций, программ, проектов ВЭ;

• накопление и длительное сохранение инженерно-технической информации

с обеспечением наглядных средств представления состава и структуры ЯРОО,

основанных, в том числе, на использовании трехмерных инженерных моделей

объектов и признанных форматах передачи информации иным участникам,

привлекаемым к работам по ВЭ на различных стадиях жизненного цикла;

• создание реальных возможностей для обмена опытом, технологиями и ме-

тодиками по выводу из эксплуатации между эксплуатирующими и проектно-

конструкторскими организациями, инжиниринговыми компаниями.

В рамках ФЦП «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 г. и на период до 2015 г.» (ФЦП ЯРБ) в 2015 году будет:

Подготовлено к выводу из эксплуатации – 188 ЯРОО

Ликвидировано – 42 ЯРОО

Реабилитировано – 1 482 000 кв.м радиационно загрязненных территорий

В разрабатываемой ФЦП ЯРБ на период 2015-2020 гг. (условно названной «ФЦП ЯРБ-2») вывод из эксплуатации ЯРОО будет выделен в отдельное направление.По данным: ГК «Росатом»

19 инфосисТемы

№3

2013

сТрукТура оис вЭ яроо. уровни оис вЭ ярооОтраслевую информационную систему вывода из экс-

плуатации ЯРОО (ОИС ВЭ ЯРОО) предполагается соз-

дать в виде взаимосвязанной трехуровневой информа-

ционной системы. В качестве уровней ОИС ВЭ ЯРОО

рассматриваются:

• Корпоративный уровень, функционирующий в ин-

тересах структурных подразделений Госкорпорации

«Росатом», являющихся заказчиками и участниками

организации работ по выводу из эксплуатации и осу-

ществляющих контроль за реализацией работ по ВЭ.

• Интеграционный уровень, на котором происходит

аккумулирование инженерной и технологической ин-

формации по основным аспектам вывода из эксплуата-

ции однотипных групп объектов. Предполагается вне-

дрение ИС Интеграционного уровня в организациях

– Управляющих компаниях Дивизионов и центрах кон-

солидации компетенций по выводу однотипных объек-

тов (например, ОАО «ОДЦ УГР», филиал ОАО «Концерн

Росэнергоатом» «ОДИЦ»).

• Локальный уровень для организации непосредствен-

ного информационного обеспечения планирования,

проектирования и реализации инженерно-техниче-

ских и иных работ по выводу из эксплуатации конкрет-

ных ЯРОО.

организационный объем внедренияПользователями Корпоративного уровня ОИС ВЭ ЯРОО

являются структурные подразделения и организации:

•Структурное подразделение «Управление по выводу из

эксплуатации ЯРОО» Госкорпорации «Росатом».

•Управляющая компания Дивизиона «Заключительная

стадия жизненного цикла» Госкорпорации «Росатом»

открытое акционерное общество «Федеральный центр

ядерной и радиационной безопасности» (ОАО «ФЦЯРБ»).

•Организации и подведомственные предприятия Го-

скорпорации «Росатом», а также их филиалы (в режиме

доступа к собственным данным).

•Пользователи сети интернет (в режиме доступа к об-

щедоступной информации).

в сосТав сисТемы входяТ следующие подсисТемы:• Объектовый банк данных по ВЭ ЯРОО

•Планирование и контроль ВЭ ЯРОО

•Электронный документооборот и архив по ВЭ ЯРОО

•База данных технологий по ВЭ ЯРОО

•Оценка стоимости ВЭ ЯРОО

•Геоинформационное представление данных по ВЭ ЯРОО

•Экспертно-информационный портал

•Информационно-управляющий портал

Общая структурная схема Корпоративного уровня ОИС ВЭ ЯРОО и смежных систем

20


Название подсистемы Описание функциональности подсистемы Назначение подсистемы

Объектовый банк данных ВЭ ЯРОО (ОБД ВЭ ЯРОО)

Накопление и предоставление сведений об объ-ектах предметной области ВЭ, включая:

• реестр ЯРОО и загрязненных территорий с со-путствующей инженерно-технической инфор-мацией,

• реестр государственных контрактов на реали-зацию мероприятий по ВЭ;

• реестр мероприятий ФЦП ЯРБ;

• общероссийские классификаторы и норматив-но-справочную информацию и пр.

Является базовой подсисте-мой – содержит все реестры, справочники и классифика-торы предметной области ВЭ ЯРОО.

Решает задачу сохранения и накопления критичных данных по ВЭ ЯРОО.

Формирует основу для органи-зации единого информацион-ного пространства в области ВЭ ЯРОО.

Планирование и контроль ВЭ ЯРОО (ПК ВЭ ЯРОО)

• Функциональность по приоритизации ЯРОО и проектов ВЭ ЯРОО с точки зрения ЯРБ;

• Вариантное планирование стратегических программ в области ВЭ ЯРОО.

• Формирование, сценарное моделирование и корректировка стратегического (перспективно-го) плана ВЭ ЯРОО.

• Формирование предложений для мероприятий ФЦП ЯРБ.

Обеспечивает информацион-ную поддержку процесса при-нятия управленческих реше-ний в области ВЭ ЯРОО.

Обеспечивает планирование, формирование и контроль исполнения стратегических программ в области ВЭ ЯРОО.

Утверждение концептуального проекта Системы.Описание базовой функциональности КУ ОИС ВЭ ЯРОО


Электронный документооборот и архив ВЭ ЯРОО (ЭДА ВЭ ЯРОО)

Формирование электронного архива документов по проектам ВЭ ЯРОО и РЗТ.

Предназначена для повыше-ния эффективности оператив-ной деятельности за счет бы-строго доступа к документам с помощью классификаторов, библиотек, поиска (по атри-бутивному составу и облаку меток).

Оценка стоимости ВЭ ЯРОО (ОС ВЭ ЯРОО)

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

Обеспечивает предваритель-ную оценку стоимости проек-тов ВЭ ЯРОО и РЗТ на ранних этапах планирования при формировании стратегических программ ВЭ ЯРОО.

База данных технологий ВЭ ЯРОО (БДТ ВЭ ЯРОО)

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

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


22

№3

2013


Геоинформационное представление данных по ВЭ ЯРОО (ГПД ВЭ ЯРОО)

Представление тематических карт для отобра-жения информации о ЯРОО, зоне наблюдения и санитарно-защитной зоне ЯРОО, населенных пунктов, расположенных вблизи ЯРОО, просмо-тра схемы площадки размещения ЯРОО и пр.

Обеспечивает информаци-онную поддержку процесса принятия управленческих решений по ВЭ ЯРОО за счет возможности формирования различных аналитических отчетов и проведения ГИС-анализа.

Экспертно- информационный портал (ЭИП)

Реализует функциональность по:

• информационному обеспечению участников сферы ВЭ ЯРОО – организаций поставщиков и потребителей услуг, экспертного сообщества, прочих заинтересованных лиц в области ВЭ ЯРОО;

• публикации информации о специализирован-ных технологиях из подсистемы БДТ ВЭ ЯРОО.

Предназначения для фор-мирования общедоступного ресурса для накопления и ис-пользования знаний о пред-метной области ВЭ ЯРОО и РЗТ и информации о специ-ализированных технологиях по ВЭ ЯРОО.

Информационно- управляющий портал (ИУП)

Создание, редактирование, отображение, управле-ние, поиск данных подсистем Системы с помощью различных интерфейсных решений.

Обеспечивает управление всеми подсистемами Систе-мы с помощью единого поль-зовательского интерфейса.

Планируется использование подсистемой ОБД ЯРОО ин-

терфейсов для обмена данными с информационной систе-

мой государственного учета и контроля радиоактивных

веществ и радиоактивных отходов (СГУК РВ и РАО) в ча-

сти получения сведений о перечне пунктов хранения и пе-

реработки РВ и РАО (классификация, вид деятельности,

географическое расположение, объемы хранения, мощно-

сти переработки) для использования при планировании

мероприятий по ВЭ и передачи данных о фактических

и прогнозных объемах РАО, образующихся при ВЭ ЯРОО.

На текущий момент проект P-BS1-2 «Трансформация

СГУК РВ и РАО» находится на этапе эскизного проекти-

рования, возможность и формат интеграции уточняются.

светлана седунова, руководитель проектов

направления промышленной автоматизации зао «гринатом» –

общий центр обслуживания госкорпорации «росатом»:

«На данном этапе командой проекта с привлечением

экспертов в области ВЭ был проведен детальный анализ

нынешнего положения дел, собран большой объем ин-

формации о существующих процессах. Собранные ма-

териалы легли в основу проектируемой ОИС ВЭ ЯРОО

(отраслевой информационной системы по выводу

из эксплуатации ядерных и радиационно-опасных объ-

ектов). Были определена предметная область, описаны

бизнес-процессы, сформулированы функциональные

требования, даны предложения по автоматизируемым

бизнес-процессам.

Команда проекта, в которую входят представители, как

заказчиков ИС, так и исполнителей работ, оказалась

в достаточно непростых условиях на этапе бизнес-про-

ектирования ОИС ВЭ ЯРОО. Это было обусловлено

большим количеством различных факторов, которые

оказывали существенное влияние на работы по созда-

нию данной ИС.

Наибольшую сложность вызывали вопросы, связанные

с формированием требований к проектируемой ИС.

Это было связано с тем, что процессы в области ВЭ на-

ходятся с настоящий момент в стадии становления.

Другим существенным моментом, оказываемым влияние

на формирование ОИС ВЭ ЯРОО, является тот факт, что

данная система будет являться частью Корпоративной

информационной системы Госкорпорации «Росатом»


и при ее создании обязательным условием является вы-

полнение всех требований, предъявляемых к корпоратив-

ным ИТ-системам. В связи с этим, при проектировании

системы, исполнителю работ совместно со специалиста-

ми отраслевого ИТ-центра ЗАО «Гринатом» пришлось

уделить большое внимание вопросам, связанным с ин-

теграцией ОИС ВЭ ЯРОО и других отраслевых инфор-

мационных систем – необходимо было глубоко прора-

ботать вопросы разделения функциональных объемов

различных ИС для исключения дублирования работ, не-

обходимо было соблюдать принцип однократности ввода

данных, хранимых в различных системах и их непротиво-

речивости. Все это накладывало много различных требо-

ваний и требовало учета большего количества факторов».

иннокентий линге, ведущий специалист управления по

выводу из эксплуатации яроо госкорпорации «росатом»:

о бизнес-логике сисТемы«Основной проблемой нашего проекта, которая впро-

чем не нова для проектов автоматизации в организа-

циях с неструктурированной системой управления –

отсутствие утвердившегося порядка принятия реше-

ний и управления, или, по-другому, несформирован-

ная структура бизнес-процессов. Отсутствие не только

формальной организационно-распорядительной базы,

но и не формальных практик принятия решения или

управления выводом из эксплуатации ОИАЭ послужи-

ло огромной проблемой при обследовании заказчика.

Именно во взаимодействии с функциональным заказ-

чиком, а прежде всего с руководством среднего звена

Госкорпорации «Росатом», отвечающего за вывод из

эксплуатации ОИАЭ – Управления по ВЭ ЯРОО, и была

проведена в рамках ИТ-проекта трудозатратная рабо-

та по анализу бизнес-процессов и определения логики

предметной области вывода из эксплуатации ОИАЭ.

И здесь необходимо отметить, что не смотря на прора-

ботку бизнес-процессов, автоматизируемых или затра-

гиваемых при автоматизации Управления по ВЭ ЯРОО,

важным риском для дальнейшей эксплуатации ИС КУ

ОИС ВЭ ЯРОО, как информационной системы под-

держки принятия управленческих решений, является

стабильность определенной в Системе бизнес-логики.

Данный риск изменения бизнес-логики Системы был

принят Функциональным заказчиком информацион-

ной системы в рамках ИТ-проекта. К сожалению, на

сегодняшний день возможно разработать программу

ИТ-проектов, но без привязки к показателям, требова-

ниям и значениям общей бизнес-программы это не даст

эффекта автоматизации».


№3

2013

Решение существующих проблем в области проектирования работ

по выводу из эксплуатации объектов использования

атомной энергии

№3

2013

В Госкорпорации «Росатом» прошел круглый стол, посвященный анализу проблематики изменения требований к разработке и со-ставу проектно-сметной документации на вывод из эксплуатации объектов исполь-

зования атомной энергии.

24

{Автор:Денис Морозов

24

Фото: МАГАТЭ

Специалисты из Госкорпорации «Росатом», ФБУ «НТЦ ЯРБ», ОАО «ВНИИАЭС», ИБРАЭ РАН, ОАО «РАОПРОЕКТ», ОАО «ГИ ВНИПИЭТ», ОАО «РОСОЦЕНКА», ОАО «ОДЦ УГР», ОАО «НИКИЭТ», ЗАО «ЭКОМЕТ-С», ОАО «ТВЭЛ» и ОАО «ЦПТИ» выде-лили основные направления, которые требуют решения:n Перечень задач/проектов, необходимых для эффективного планирования, разработки проектов вывода из эксплуатации ОИАЭ, расчета стоимости работ по ВЭ ОИАЭ и управления выводом из эксплуатации.n Проблемы разработки, согласования и прохождения экспертизы проектно-сметной документации на вывод из эксплуатации (ВЭ) объектов использования атомной энергии (ОИАЭ).

итоги

По результатам круглого стола сформирован и подготовлен к защите проект «Разработка отраслевых нормативных и организационно-распорядительных до-кументов по расчету и учету стоимости работ и услуг по выводу из эксплуатации, реабилитации загрязненных территорий (РЗТ) и обращению с РАО от ВЭ ОИАЭ».

Проект направлен на разработку единого отраслевого классификатора работ по ВЭ и справочника отраслевых единичных расценок на работы по ВЭ ОИАЭ и РЗТ. В настоящее время проект находится на защите у директора по государственной политике в области РАО, ОЯТ и ВЭ ЯРОО Госкорпорации «Росатом» для согласо-вания вынесения на инвестиционный комитет Госкорпорации «Росатом».

Также была сформирована межведомственная рабочая группа по подготовке предложений по совершенствованию законодательства Российской Федерации по выводу из эксплуатации ОИАЭ.

владимир константинович зимин, руководитель научно-технического центра

по выводу из эксплуатации атомных электростанций в оао «внииаЭс»:

системы планирования вывода из эксплуатации

«Реальное планирование ВЭ возникает в настоящее время за 5 лет до оконча-тельного останова блока и фактического начала работ по подготовке к ВЭ. Однако согласно современным представлениям МАГАТЭ тщательное и четко организо-ванное планирование, направленное на облегчение последующих работ по ВЭ должно иметь место на всех стадиях жизненного цикла блока АС.

В зарубежной практике непрерывное планирование ВЭ на всех стадиях жизнен-ного цикла, как отдельных блоков АС, так и всей площадки многоблочной АЭС в целом, осуществляется именно на основе текущих планов ВЭ, что пока отсутству-ет в российской практике.

план вывода из эксплуатации

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

Изменение требований к составу и содержанию проектов ВЭ ОИАЭ необходимо для решения двух задач: первая – соблюдать законодательство, вторая – создать эффективную систему управления проектом ВЭ.

Внедрение отраслевых единичных расценок на работы по ВЭ, обращению с РАО и РЗТ позволят снизить ошибку при расчете затрат на эти работ примерно на 40%

25 законы

№3

2013

с учетом условий площадки атомной электростанции. Для этого взамен су-ществующих документов необходимо ввести новый документ – План вывода из эксплуатации, который бы эволюционно изменялся при переходе от одной стадии жизненного цикла блока АС к другой (проектирование, эксплуатация, вывод из эксплуатации).

План ВЭ необходим для обеспечения постоянной актуализации мероприятий по подготовке и ВЭ текущему состоянию нормативной, законодательной, тех-нологической и научно-технической базы в области использования атомной энергии, а также состоянию блока АС и наличию финансовых средств в специ-альном Фонде».

александр анатольевич собко, генеральный директор оао «раопроекТ»:

«Заключительный этап жизненного цикла ОИАЭ направлен на обеспечение экологически приемлемого состояния объекта после завершения его эксплуа-тации. Результатом этапа должна быть либо ликвидация объекта, либо приве-дение его в состояние, исключающее какую-либо ядерную или радиационную опасность.

От возможности прогнозировать реальные затраты на этапе вывода из эксплу-атации во многом зависит успешность атомной отрасли в целом. В настоящее время сформирована методическая база по укрупненной оценке стоимости ра-бот по ВЭ, обращению с РАО и реабилитации загрязненных территорий (РЗТ), определен состав работ и их стоимостные показатели в рамках выбранных концепций вывода из эксплуатации и реабилитации, позволяющие укрупненно оценить стоимость работ по выводу из эксплуатации, обращению с образующи-мися при ВЭ РАО, реабилитации загрязненных территорий.

Развитие методологии оценки стоимости ВЭ необходимо продолжить в на-правлении детализации специфических видов работ, связанных с ВЭ, оценки стоимости отдельных операций, отсутствующих в нормативных справочниках. Это чрезвычайно трудоемкая работа, требующая привлечения большого кол-лектива специалистов: технологов, проектировщиков, экономистов, сметчи-ков, производственников, строителей, представителей Ростехнадзора. В ре-зультате должны быть разработаны единый отраслевой классификатор работ по ВЭ и справочник единичных расценок по ВЭ ОИАЭ и РЗТ, предназначенных для проектирования ВЭ».

валерий вячеславович бочкарев, начальник отдела радиационной

безопасности фбу «нТц ярб»:

«Затронутые на круглом столе вопросы имеют важное значение, в первую оче-редь, для понимания специфики проектирования ВЭ ОИАЭ, как процесса раз-работки совокупности документов, предусматривающих порядок и меры по обеспечению ВЭ, и его отличия от разработки проектной документации для обе-спечения строительства, реконструкции объектов капитального строительства, их частей, капитального ремонта в рамках Градостроительного кодекса РФ.

№3

2013

26

Специалисты, принявшие участие в круглом столе, едины во мнении, что предус-мотренные постановлением Правительства РФ № 87 состав разделов проектной документации и требования к их содержанию не распространяются на проектную документацию, разрабатываемую для ВЭ ОИАЭ, тем не менее, было отмечено, что единых требований к проекту ВЭ в настоящее время не содержится в действу-ющих нормативных правовых актах. Разработка таких требований должно быть определено как одно из основных направлений совершенствования нормативно-правовой базы по ВЭ ОИАЭ.

Мне представляется наиболее целесообразным обязательные требования к со-ставу и содержанию проектной документации по ВЭ ОИАЭ разрабатывать в виде федеральных норм и правил в области использования атомной энергии. При этом отдельные положения могут быть более детально раскрыты в соответствующих Руководствах по безопасности при использовании атомной энергии, разработан-ных в целях содействия соблюдению обязательных требований к составу и со-держанию проектной документации по ВЭ ОИАЭ, в том числе направленные на реализацию дифференцированного подхода к разработке проекта вывода из экс-плуатации в зависимости от сложности, специфики ОИАЭ и степени его потенци-альной ядерной и радиационной опасности, соответственно, объему комплексно-го инженерного и радиационного обследования, результаты которого являются информационной основой для разработки проектной документации ВЭ, с учетом того же дифференцированного подхода.

Вполне возможно, потребуется некий унифицированный классификатор по видам работ при подготовке и выводе из эксплуатации ЯРОО. При его разработке можно использовать международный опыт, например, опыт OECD Nuclear Energy Agency (NEA), разработки The International Structure for Decommissioning Costing (ISDC)».

27 законы

№3

2013

Отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) является ценным про-дуктом. Оно содержит в себе множество уникальных изото-пов, имеющих огромный экономический потенциал для ядер-ной энергетической системы. Рентабельность их извлечения из ОЯТ повышается с каждым годом, соответственно растет и ценность ОЯТ. Однако ОЯТ – это еще и опасный продукт: делящиеся материалы, цезий, кобальт и прочие источники излучения делают ОЯТ крайне неудобным в обращении: оно и радиоактивно, и греется, и, если хранится в воде, то на-рабатывает водород. Сочетание этих качеств делает задачу обращения с ОЯТ довольно сложной: механизмы обращения с ним должны быть продуманны и четко зафиксированы.

Традиционно ОЯТ в СССР и России находилось в собствен-ности государства. Однако 5 февраля 2007 г. вступил в силу Федеральный закон № 13-ФЗ «Об особенностях управления и распоряжения имуществом и акциями организаций, осущест-вляющих деятельность в области использования Атомной Энергии», который переформулировал статью 5 Федераль-ного закона № 170-ФЗ «Об использовании атомной энергии» в следующей редакции: «Ядерные материалы могут находить-ся в федеральной собственности или в собственности юриди-ческих лиц... ...Право собственности на указанные в настоящей статье объекты приобретается и прекращается по основаниям, предусмотренным гражданским законодательством».

Так в России появилось ОЯТ, находящееся в собственности юридических лиц (не государства).

Таким образом, принципиально изменились подходы к орга-низации обращения с ОЯТ: если раньше это было исключи-тельной прерогативой государства, то сейчас думать о том, что с ним делать и на какие деньги упаковывать, перевоз-ить, хранить, перерабатывать должен наработчик (владелец ОЯТ). При этом в российском законодательстве сегодня за-фиксирован лишь один принцип обращения с ОЯТ: (в ред. Федерального закона от 02.07.2013 № 188-ФЗ, ст.15, раздел 1, п.11) Госкорпорация «Росатом» для достижения целей, уста-новленных настоящим Федеральным законом, организует обращение с отработавшим ядерным топливом и радиоак-тивными отходами, в том числе их утилизацию.

сегодня среди нарабоТчиков ояТ в россии: оао «концерн «росЭнергоаТом» (97% нарабоТки), ис-следоваТельские инсТиТуТы, ледокольный и во-енно-морской флоТ. Все они, так или иначе, подконтроль-ны государству, и действуют по регламентам, согласованным с органом государственного управления (ГК «Росатом»). В отсутствие контролирующей структуры в сфере обращения с ОЯТ каждый может принять выгодные в данный момент ус-ловия: один наработчик решит построить перерабатывающий завод, другой начнет захоранивать ОЯТ, третий разместит его в сухих контейнерах на своей площадке. Вполне возможен также и вариант, при котором никто ничего делать с ОЯТ не будет: дожидаясь каких-либо новых, дешевых технологиче-ских решений, ОЯТ будет храниться в бассейнах выдержки, постепенно ржаветь и разрушаться.

Закон об обращении с ОЯТ в России

Отработавшее ядерное топливо является уникальным материалом, неизбежно образующимся при работе любого ядерного реактора. Россия не собирается отказываться

от атомной энергетики, от ядерной медицины и т.п., значит поиск решения проблем обращения с ОЯТ остается актуальным.

28

Кроме того, изменились принципы обеспечения эколо-гической безопасности: сейчас – это главная цель любой деятельности, связанной с ОЯТ. Любое крупное действие в отношении ОЯТ должно быть оценено с точки зрения дол-госрочных рисков, получить оценку государственной эко-логической экспертизы, пройти общественное обсуждение. В противном случае это действие не будет разрешено.

Наконец, российские предприятия ядерно-топливного цикла работают сейчас в открытой рыночной среде, планируя свои долгосрочные доходы и затраты. Для обеспечения их эффек-тивной деятельности необходимы сформулированные и за-

крепленные правила игры: допустимые способы обращения с ОЯТ, тарифы, гарантии и т.д. Тем более это важно, когда российские предприятия выходят на международный рынок: диссонанс между четкими регламентами «там» и отсутствием их «тут» может негативно сказаться и на экономике, и на эко-логии, и на безопасности.

ЭТо являеТся определяющими факТорами для разрабоТки и приняТия федерального закона об обращении с ояТ в россии.

Говорить о том, что в России отсутствует законодательная база в области обращения

с ОЯТ, нельзя. В отсутствие единого за-кона законодательно закрепление прин-ципов обращения с ОЯТ происходит че-рез «косвенные» федеральные законы:n Закон о Государственной корпо-рации по атомной энергии «Росатом» (от 1 декабря 2007 г. № 317-ФЗ)

n Закон об использовании Атомной Энергии (от 21 ноября 1995 г. № 170-ФЗ)n Закон о радиационной безопас-ности населения (от 9 января 1996 г. № 3-ФЗ)n Закон о санитарно-эпидемиоло-гическом благополучии населения (от 30 марта 1999 г. № 52-ФЗ)n Закон о специальных социально-экономических и экологических про-граммах (от 10 июля 2001 г. № 92-ФЗ)n Закон об охране окружающей среды (от 10 января 2002 г. № 7-ФЗ)

Кроме федеральных законов есть еще постановления правительства, регули-рующие отдельные аспекты обращения с ОЯТ: например, по вопросу организа-ции ввоза ОЯТ из-за границы – Поста-новления Правительства: от 14 июня 2002 г. № 421, от 11 июля 2003 г. № 418, от 22 сентября 2003 г. № 587, от 22 сентя-бря 2003 г. № 588.

И есть еще межправительственные со-глашения о ввозе ОЯТ, оговаривающие условия взаимодействия в области об-ращения с ОЯТ с каждым из партнер-ских государств.

Да, работать с таким количеством до-кументов не вполне удобно, но в общем

можно. Необходимость федерального закона об ОЯТ, на мой взгляд, дикту-ется другим. Обращение с ОЯТ должно быть, прежде всего, предсказуемым. То есть еще до того, как свежее ядер-ное топливо будет загружено в реактор, мы должны знать, что с ним будет по-сле того, как оно из реактора будет вы-гружено: где оно будет выдерживать-ся, куда будет направлено: сразу ли на переработку или сначала на хранение, сколько будет храниться, как перера-батываться, где все это будет проис-ходить, что станет с продуктами пере-работки и т.п.

Это правило позволит нам избежать проблем, подобных тем, которые мы решаем сейчас с ОТВС АМБ, ОТВС Би-либинской АЭС, ОТВС некоторых транс-портных установок: это топливо давно отработало свой ресурс и уже не форми-рует выручки, а мы только сейчас реша-ем его судьбу и разрабатываем техноло-гии его транспортировки и переработки.

Чтобы избежать этого в будущем, не-обходимо законодательно закрепить понятие технологической схемы обра-щения с ОЯТ и запретить к использова-нию топливо, для которой эта схема не разработана.

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

«

»

{От редакции

29 законы

30

№3

2013

Проектный срок службы энергоблоков Билибинской

АЭС с графито-водными реакторами ЭГП-6, введен-

ными в эксплуатацию в 1974-1976 гг., составлял 30 лет.

В результате проведения соответствующих работ срок

эксплуатации энергоблоков 1-4 Билибинской АЭС был

продлен до 2019-2020 гг.

В проекте Билибинской АЭС отсутствовали технология

и транспортные средства для перемещения ОТВС в пре-

делах площадки и для вывоза ОЯТ с территории АЭС.

Основным вариантом обращения с отработавшими те-

пловыделяющими сборками (ОТВС) в настоящий мо-

мент является их длительное «сухое» хранение на пло-

щадке АЭС в существующих бассейнах выдержки.

В соответствии с Приказом ГК «Росатом» от 7.12.2012

№ 1/1175-П «Об окончательной концепции об-

ращения с ОЯТ Билибинской АЭС» – оконча-Тельной сТадией обращения с ояТ ру Эгп-6 приняТа радиохимическая перерабоТка. Переработка будет осуществляться на радиохимиче-

ском заводе ФГУП «ПО «Маяк» в создаваемом в на-

стоящее время отделении разделки и пеналирования

(ОРП). Ввод ОРП в эксплуатацию намечен на 2016 г.

Переработка ОЯТ Билибинской АЭС начнется после

переработки ОЯТ реакторов АМБ (до 2021 г.) и соответ-

ствующей модернизации оборудования в ОРП с 2023 г.

Для обеспечения вывоза ОЯТ за пределы станции, необ-

ходимого для вывода из эксплуатации энергоблоков АЭС,

требуется создание нового оборудования и технологий по

обращению с ОТВС и образующимися при этом РАО.

Для реализации приказа Госкорпорации «Росатом» от

7.12.2012 № 1/1175-П «Об окончательной концепции об-

ращения с ОЯТ Билибинской АЭС» в 2013 г. была созда-

на рабочая группа, разработавшая «Программу обеспе-

чения вывоза ОЯТ Билибинской АЭС и переработки его

на ФГУП «ПО «Маяк». В соответствии с разработанной

программой для подготовки к перевозке и вывозу нако-

пленного ОЯТ реакторов ЭГП-6 для обеспечения вывода

из эксплуатации Билибинской АЭС необходимо решить

следующие задачи:

1. Разработать и изготовить необходимое количество

транспортно-упаковочных контейнеров (ТУК) для транс-

портирования ОЯТ РУ ЭГП-6 и вспомогательное обору-

дование для обращения с ТУК в процессе перевозки.

Уникальная перевозка ОЯТ с Билибинской АЭС

Разработана программа по подготовке к вывозу ОЯТ для обеспечения вывода из эксплуатации Билибинской АЭС, которая находится в труднодоступном

районе в зоне вечной мерзлоты, что накладывает ограничения на доступные варианты вывоза ОЯТ.

{Подготовила:Варвара Нефедьева

По материалам Проектного офиса «Формирование системы обращения с ОЯТ», ГК «Росатом»

Билибинская АЭС сооружена

в 1974-1976 гг. и состоит

из четырех энергоблоков ЭГП-6

с установленной электрической

мощностью АЭС – 48 МВт.

АЭС производит около 80%

электроэнергии, вырабатываемой

в изолированной Чаун-Билибинской

энергосистеме, и является

безальтернативным источником

теплоснабжения г. Билибино.

Место расположения: Чукотский

автономный округ, расстояние

до города-спутника (г. Билибино) –

4,5 км; до административного

центра округа (г. Анадырь) – 610 км.

Cрок эксплуатации энергоблоков

1-4 Билибинской АЭС продлен

до 2019–2020 гг.

2. Разработать проектную и рабо-

чую документацию на сооруже-

ние Участка подготовки пеналов

(УПП) и реконструкцию централь-

ного зала (ЦЗ), разработать техно-

логию, оборудование и обосновать

безопасность. Получить положи-

тельное заключение Главгосэк-

спертизы.

3. Создать УПП и выполнить рекон-

струкцию ЦЗ на Билибинской АЭС,

произвести монтаж, пусконаладку

и ввод в эксплуатацию технологиче-

ского оборудования комплекса раз-

делки и пеналирования ОЯТ на Би-

либинской АЭС.

4. Выполнить подготовку инфра-

структуры ФГУП «ПО «Маяк»,

включая инфраструктуру по обра-

щению с РАО.

5. Выполнить подготовку инфра-

структуры для транспортирования

ОЯТ РУ ЭГП-6, включая:

n строительство автомобильной

дороги до аэропорта Кепервеем;

n модернизацию аэропорта Кепер-

веем для приема самолетов большой

грузоподъемности;

n строительство (при необходимо-

сти) пунктов перегрузки и оснаще-

ние их необходимым оборудовани-

ем и системами;

n приобретение (создание при не-

обходимости) средств транспорти-

рования ТУК.

6. Подготовить ОТВС РУ ЭГП-6

на Билибинской АЭС к транспор-

тированию, выполнить перевозку

с Билибинской АЭС во ФГУП «ПО

«Маяк» и осуществить радиохими-

ческую переработку ОЯТ.

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

Билибинская АЭСФото: Департамент коммуникаций ГК «Росатом»


Развитие ядерной энергетики с замкнутым ядер-ным топливным циклом является стратегиче-ской линией Госкорпорации «Росатом». Это обусловлено необходимостью повышения эф-

фективности использования природного урана путем ввода в структуру ядерной энергетической системы (ЯЭС) реакторов на быстрых нейтронах с воспроизвод-ством топлива и необходимостью снижения объемов хранящегося отработавшего ядерного топлива.

В октябре 2013 г. в Госкорпорации «Росатом» состоялось совместное заседа-

ние тематических научно-технических советов (НТС) № 1 – «Ядерно-энер-

гетические установки и атомные станции», № 5 – «Завершающая стадия

ядерного топливного цикла» и № 8 – « Новая технологическая платформа

атомной энергетики», посвященное вопросам рециклирования делящихся

материалов в тепловых реакторах (многократный рецикл РЕМИКС-топли-

ва) с целью решения проблемы накопления ОЯТ.

Основные выводы:Компоненты ЯЭС: реакторы, генерирующие энергию и воспроизводящие

топливо, и элементы структуры ЯТЦ – хранение, переработка, производ-

ство топлива, обращение с РАО – тесно связаны между собой физическими,

технологическими и экономическими показателями. Приоритетной ведом-

ственной задачей является создание оптимальной связанной структуры

ядерных генерирующих мощностей и замкнутого ядерного цикла на основе

разработки и внедрения новых реакторных технологий, технологий пере-

работки ОЯТ, производства смешанного уран-плутониевого топлива и его

«Росатом» решает вопросы накопления и переработки ОЯТ

{Подготовил:Денис Морозов

По материалам Проектного офиса «Формирование системы обращения с ОЯТ», ГК «Росатом»

32

Балаковская АЭС Фото: Департамент коммуникаций ГК « Росатом»

№3

2013


использования в энергетических реакторах на быстрых и тепловых нейтро-

нах. Поиск и анализ оптимальных вариантов реализации стратегической

линии развития ядерной энергетики с реакторами на тепловых нейтронах

и реакторами на быстрых нейтронах с замыканием ЯТЦ является первосте-

пенной задачей.

Одним из вариантов замыкания ЯТЦ является концепция использования

РЕМИКС-топлива, разрабатываемая ФГУП НПО «Радиевый институт им.

В.Г. Хлопина» совместно с НИЦ «Курчатовский Институт», которая пред-

полагает использование схемы переработки ОЯТ ВВЭР без разделения U

и Pu и применение совместно выделенных диоксидов в качестве одной из

составляющих топливной композиции.

Решение НТС: Рекомендовать директору по Госполитике в области РАО, ОЯТ и ВЭ Госкор-

порации «Росатом», ОАО «Концерн Росэнергоатом» и ОАО «ТВЭЛ» разрабо-

тать и реализовать программу научно-исследовательских работ технологии

переработки ОЯТ и обоснования работоспособности РЕМИКС-топлива,

а также научных вопросов, требующих проработки, высказанных в процес-

се заседания НТС.

Источник ГК «Росатом»

34

№3

2013

Мировые тенденции обращения с отработавшим ядерным топливом

По прогнозам Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) уже к 2020 году коли-чество хранящегося (не пере-

работанного) отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), выгруженного из ядерных энергоблоков по всему миру, составит более 300 000 тонн. Таким образом, проблема завершающей стадии жизненного цикла ОЯТ встает как никогда остро перед всеми без исключения странами, эксплуа-тирующими АЭС.

{Составитель:Сергей Панов

Фото: МАГАТЭ, ГК «Росатом»

34

Реализуемые варианты обращения с ОЯТ в мире

динамика наработки ояТ в мире

По данным МАГАТЭ

прямое захоронение (швеция, канада, сша* и др.)

Прямое захоронение подразумевает под собой хранение топлива в течение

не менее 40 лет и последующее захоронение его в специализированном под-

земном могильнике. При этом практикуется создание государственного

накопительного фонда, формируемого за счет регулярных отчислений на-

работчиков ОЯТ (операторов АЭС) от проданного кВт•ч, из которого фи-

нансируются все работы по обращению с ОЯТ. Этот вариант обращения

с ОЯТ пока нигде в мире не реализован в полной мере.

Этапы обращения с ОЯТ в случае прямого захоронения включают в себя:

n Временное хранение ОЯТ

n Перемещение ОЯТ на промежуточное хранение

n Промежуточное хранение

n Осушка, упаковка и герметизация ОЯТ в капсулах

n Захоронение капсул в геологической формации

* Последнее время в США наблюдается активизация исследований в области переработки ОЯТ (замыкания ЯТЦ)


№3

2013

36

переработка (франция, великобритания,

россия, китай, индия, япония*)

Переработка ОЯТ подразумевает под собой регенера-

цию (радиохимическую переработку) отработавшего

топлива, повторное использование урана и плутония

в реакторах на тепловых нейтронах (однократное) или

реакторах на быстрых нейтронах (многократное) с по-

следующим захоронением высокоактивных и долго-

живущих отходов в подземном могильнике. Подраз-

умевается полная оплата наработчиком ОЯТ услуг

по обращению с ОЯТ (транспортировка, хранение и пе-

реработка) при его передаче специализированной орга-

низации. Дополнительно оплачиваются услуги по захо-

ронению ВАО. Делящиеся продукты переработки идут

на изготовление нового (регенерированного) топлива.

Обращение с ОЯТ в случае радиохимической переработки

включают в себя следующие этапы:

n Временное хранение

n Регенерация

n Повторное применение делящихся материалов

в MOКС-топливе (в тепловых или в быстрых реакторах)

или в ТВС на регенерированном уране

n Обращение с отработавшим MOКС-топливом

(повторная переработка и использование в случае

быстрых реакторов или захоронение после временного

хранения в случае тепловых реакторов) и ТВС на реге-

нерированном уране (повторная переработка)

n Промежуточное хранение высокоактивных (ВАО)

и среднеактивных (САО) отходов

n Захоронение отходов в геологических формациях

При этом обеспечение безопасности требуется на не-

сколько большем количестве транспортных операций

с участием ядерных материалов между объектами ЯТЦ.

Следует отметить, что переработка ОЯТ в промышлен-

ных масштабах осуществляется на действующих радио-

химических заводах только на территории Франции,

Великобритании и России. Развивают технологии радио-

химической переработки ОЯТ Япония, Индия и Китай.

Подавляющее большинство стран (около 20), эксплуа-

тирующих АЭС, практикует отложенное решение, так

называемый вариант «wait and see» или «подождем, по-

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

шведский открытый яТц (прямое захоронение ояТ)Источник: SKB

*Имеются в виду японская стратегия развития ЯТЦ, к настоящему времени пока не реализуемая.


смотрим». Важным элементом в этом случае является

технология промежуточного хранения ОЯТ.

Французский ЯТЦ (однократное рециклирование плутония в тепловых реакторах)

При реализации варианта радиохимической перера-

ботки ОЯТ (замыкание ЯТЦ):

n Долгоживущие ВАО и САО не будут содержать

значимых количеств делящихся ядерных матери-

алов, что сделает их геологическое захоронение

ядерно безопасным.

n Однократное рециклирование плутония

в ректорах на тепловых нейтронах помимо эконо-

мии урана обеспечивает сокращение объема хра-

нящегося ОЯТ в 8 раз. В случае рециклирования

плутония в реакторах на быстрых нейтронах объ-

ем ОЯТ сократится в 20 раз.

Существующие развилки на различных стадиях обращения с ОЯТРазвилки хранения ОЯТ:

n «Мокрое» пристанционное

n «Сухое» пристанционное

n Централизованное («мокрое» или «сухое»)

n «Вечное»

При этом существуют риски потери компетенций, тех-

нологий, информации, целостности отработавших

ТВС (аварии вследствие коррозионного разрушения

конструкционных материалов, в т.ч. с возникновением

СЦР). Кроме того, «вечное» хранение подразумевает под

собой «вечные расходы».

Развилки захоронения ОЯТ:

n Политические риски, имеющие экономические послед-

ствия (новая администрация принимает новые решения)

n При сохранении существующего масштаба развития

атомной энергетики в случае США каждые 50 лет будут

требоваться новые объекты типа «Юкка-Маунтин»

n Негативное восприятие общества

n Необходимость длительного (вечного) мониторинга

Развилки замкнутого ЯТЦ с переработкой ОЯТ:

n Различные вариации замкнутого ЯТЦ для тепловых

и быстрых реакторов

n Новые виды топлива (урановое оксидное, МОКС,

нитрид, металл) тянут за собой новые технологии пере-

работки (водные и неводные)

n Чему отдается приоритет: экономике (проще – зна-

чит дешевле), безопасности (сложно – значит дорого),

дополнительным ресурсам (рециклирование делящих-

ся материалов)

Сопоставление вариантов обращения с ОЯТ по экономике и ядерной безопасности

ГК «Росатом»

Переработка, ПУРЕКС +, третье поколение (выделение и рецикл U, U+Pu, MA), захоронение РАО

Переработка, ПУРЕКС, второе поколение заводов (UP-2, UP-3), МОКС, захоронение ВАО и САОПереработка, ПУРЕКС, первое поколение (РТ 1, сбросы)

Открытый циклПрямое захоронение

Источник: EDF

№3

2013

38

Сравнение моделей организации полного жизненного цикла ядерного топлива

«французская модель» жизненного цикла ядерного топлива подразумевает под собой следующее:

n Единый поставщик «свежего» ядерного топлива на АЭС Франции (AREVA)

n Единый поставщик услуг по обращению с ОЯТ (AREVA)

n Группа AREVA – поставщик технологий и оборудования для зарубеж-

ных АЭС и центров рециклирования ОЯТ

n Продукты переработки французского ОЯТ остаются в зоне ответствен-

ности организации эксплуатирующей все АЭС страны – EDF

n Для зарубежных поставщиков ОЯТ единственный предлагаемый вари-

ант – это возврат высокоактивных отходов, образующихся при переработке

ОЯТ, т.к. захоронение зарубежных ВАО во Франции исключено

основные риски и ограничения полного жизненного цикла ядерного топлива для «французской модели»:

n На сегодня модель не обеспечивает полного жизненного цикла для ОЯТ

зарубежного происхождения

n Существует риск накопления «невостребованных» регенерирован-

ных ядерных материалов от переработки зарубежного ОЯТ на территории

Франции или стран-заказчиков

n С учетом планов по строительству к 2025 году объекта окончательного

захоронения долгоживущих ВАО и САО модель обеспечивает полный жиз-

ненный цикл ОЯТ французских АЭС

n С учетом планов по строительству парка быстрых реакторов после 2040 года

модель обеспечит полный жизненный цикл регенерированных ядерных

материалов (в первую очередь энергетического плутония)

«американской модель» жизненного цикла ядерного топлива подразумевает под собой следующее:

n Диверсификация поставок урана, конверсии, обогащения, «свежего»

ядерного топлива на любые АЭС

n Диверсификация технологий временного хранения ОЯТ

n Ответственность правительства за окончательное удаление ОЯТ (без

реально осуществляемого проекта)

n Контроль США за обращением с ОЯТ «американского происхождения»

за рубежом

n Никакой законодательной ответственности США за дальнейшую судьбу

зарубежного ОЯТ (исключая высокообогащенное топливо исследователь-

ских реакторов)

основные риски и ограничения полного жизненного цикла ядерного топлива для «американской модели»:

n Закрытие проекта «Юкка-Маунтин» и отсутствие технологической пер-

спективы переработки, рециклирования и захоронения ВАО оставляют энер-

гокомпаниям единственный вариант – неопределенно длительное временное

хранение ОЯТ на площадках АЭС, сопровождающееся следующими рисками

• деградация отработавших ТВС и временных хранилищ ОЯТ в перспективе

• неопределенно высокие затраты на окончательное захоронение ОЯТ

(рост Фонда на обращение с ОЯТ)

• снижение привлекательности атомной энергетики и услуг ядерной про-

мышленности США для американских и зарубежных энергокомпаний

n Контроль США за ядерными материалами в зарубежном ОЯТ «американ-

ского происхождения» в целях нераспространения крайне затрудняет реци-

клирование ОЯТ и регенерированных ядерных материалов в третьих странах

n Отказ США от ранее высказанной идеи глобального партнерства

(GNEP) не оставляет пространства для обеспечения полного жизненного

цикла зарубежного ядерного топлива, произведенного в США


40

«российская модель» жизненного цикла ядерного топлива

подразумевает под собой следующее:

n Единый поставщик «свежего» ядерного топлива на российские и зару-

бежные АЭС (ОАО «ТВЭЛ»)

n Два поставщика услуг по обращению с ОЯТ (ФГУП «ПО «Маяк» и ФГУП

«ГХК»), находящихся в контуре управления Госкрпорации «Росатом»

n Продукты переработки остаются в зоне ответственности ФГУП «ПО

«Маяк» и ФГУП «ГХК» (в данный момент только хранение ОЯТ, а в пер-

спективе и переработка)

n Для зарубежных поставщиков ОЯТ «российского производства» воз-

можны варианты как с возвратом продуктов переработки (РАО), так и с их

захоронением в России

n Практики ввоза в Россию ОЯТ «зарубежного производства» не суще-

ствует, хотя законодательно это не запрещено

основные риски и ограничения полного жизненного цикла

ядерного топлива для «российской модели»:

n При условии реализации утвержденных планов по строительству

в 2020–2025 гг объекта окончательного захоронения долгоживущих ВАО

и САО (Нижнеканский массив, Красноярский край), развития масшта-

бов переработки ОЯТ и создания промышленного производства МОКС-

топлива модель обеспечивает полный жизненный цикл ОЯТ российских

АЭС

n Российское законодательство и инфраструктура в принципе позволяют

обеспечить полный жизненный цикл зарубежного ОЯТ российского про-

изводства

n Перспектива строительства парка быстрых ректоров открывает по-

тенциальную возможность утилизации энергетического плутония, как из

российского, так и из зарубежного ОЯТ российского производства

n Жесткая связь приема зарубежного ОЯТ на переработку с поставкой

«свежего» ядерного топлива для зарубежных АЭС, обеспечивает полный

жизненный цикл, но при этом несет следующие риски:

• монополизм поставщика «свежего» ядерного топлива и связанных ус-

луг (закупка урана, конверсия, обогащение, фабрикация) влечет за со-

бой слабое управление ценой поставки «свежего» ядерного топлива

• риск срыва поставок в случае аварии и останова производства (напри-

мер, фабрикации)

• монополизм поставщика услуг по обращению с ОЯТ способен вызвать

неконтролируемый рост расценок на услуги по обращению с ОЯТ

• политические риски, связанные с изменением российского законода-

тельства или позиции региональных властейФГУ

П «

ПО

«М

аяк»

40

№3

2013

Экономика вариантов обращения с ояТ

Представляется затруднительным более-менее точно

оценить расходы на конечную стадию жизненного цик-

ла ядерного топлива из-за существенной новизны тех-

нологий, планируемых к применению, а также отдален-

ных сроков реализации.

неопределенности при сравнении стоимости вариантов возникают,

прежде всего, из-за различных оценок:

n стоимости регенерации/повторного использования

и захоронения ОЯТ

n цены на природный уран

n ценности плутония в случае его использования в те-

пловых или быстрых реакторах

n прогнозов экономического развития

n инфляции и ставки дисконтирования

Экономика конечной стадии жизненного цикла ядер-

ного топлива сильно зависит от принятой националь-

ной политики, а также наличия соответствующих тех-

нологий.

Многочисленные исследования авторитетных миро-

вых организаций, специализирующихся на вопросах

ядерной энергетики, проведенный в 2000-2011 гг, по-

казали, что затраты на прямое захоронение составля-

ют 40-80% от затрат на обращение с ОЯТ в замкнутом

ЯТЦ. Справедливости ради, следует отметить, что

сравнение проводилось для варианта замыкания ЯТЦ

с использованием МОКС-топлива в тепловых реакто-

рах (проводить подобную оценку для замыкания ЯТЦ

с использованием быстрых реакторов преждевременно,

в силу большой неопределенности с технико-экономи-

ческими показателями соответствующих технологий).

Полученные оценки сильно зависят от прогнозируе-

мых цен на уран, стоимости регенерации и вариантов

обращения с отработавшим MOКС-топливом, а также

от ставок дисконтирования. К примеру, при стоимости

радиохимической переработки ОЯТ в $1000 за кг урана

цена на природный уран должна находиться на уровне

$370 за кг (сейчас ~ $90), чтобы регенерация была без-

убыточной.

При этом расходы на конечную стадию жизненного цикла

ядерного топлива составляют лишь небольшую часть от

стоимости выработки электроэнергии на АЭС (<5%). Таким

образом, не исключено, что экономические соображения

не будут решающими при выборе конечного варианта об-

ращения с ОЯТ.

Основным источником средств для специализированных

фондов по обращению с ОЯТ за рубежом являются от-

числения от тарифа на электроэнергию, производимую

на АЭС. Дополнительно к этим отчислениям источником

средств фонда также могут быть целевые государственные

инвестиции. Так, например, 75% фонда ядерных отходов

в Финляндии образуется за счет отчислений, включаемых

в стоимость электроэнергии АЭС, а 25% – за счет государ-

ственных инвестиций. Размер этих отчислений в разных

странах свой и может периодически корректироваться

в зависимости от уточнений необходимых средств фонда на

покрытие затрат полного цикла обращения с ОЯТ.

В США взносы АЭС в фонд ОЯТ составляют 0,1 цент США

на 1 кВт•ч произведенной на АЭС энергии – примерно 3-5%

от средних издержек на ее производство. Типы взносов:

n разовые взносы в размере 0,1 цент США на 1 кВт•ч

электроэнергии, произведенной АЭС до даты образования

Фонда ядерных отходов (07.04.1983 г.);

n постоянные взносы (ежеквартальные) в размере 0,1

цент США на 1 кВт•ч электроэнергии, произведенной за

отчетный период.

Во Франции взносы в накопительные фонды (фонды обра-

щения с ОЯТ, РАО и вывода из эксплуатации) устанавли-

ваются по рекомендации счетной палаты в виде надбавки к

стоимости электроэнергии. До 2004 г. размер этой надбавки

к цене электроэнергии для эксплуатирующей организации

ЕDF составлял 5%, а после 2004 г. – 10%.

В Швеции взносы в национальный фонд ядерных от-

ходов составляли до 1996 г. 0,019 шведских крон (~0,266

центов США) за 1 кВт•ч электроэнергии, произве-

денной на АЭС, а в последние годы они уменьшились

до 0,011-0,008 крон за 1 кВт•ч (~0,15-0,11 центов США).

В Финляндии операторы АЭС вносят платежи в фонд ядер-

ных отходов путем надбавки к цене на производимую элек-

троэнергию в размере ~10%.


№3

2013

основные принципы обращения с ояТ в россии

Система обращения с ОЯТ, создаваемая в настоящее время в России, позво-

лит обеспечить безопасную утилизацию ОЯТ на всех стадиях обращения

с ним: от бассейнов выдержки при АЭС до захоронения РАО после радио-

химической переработки. Кроме того, четко работающая и понятная всем

участникам система позволит создать благоприятный инвестиционный

климат вокруг объектов утилизации ОЯТ.

главная цель реализуемой концепции по обращению с ОЯТ – это раз-

витие атомной энергетики и промышленности России.

основные задачи реализуемой концепции по обращению с ОЯТ в России:

n Решение проблем исторического наследия при обращении с ОЯТ с от-

ложенным решением.

n Создание инфраструктуры, обеспечивающей экономически эффективное

и экологически безопасное обращения с ОЯТ и продуктами его переработки.

n Правовое обеспечение, регламентирующее безопасное обращение

с ОЯТ и учитывающее рекомендации МАГАТЭ.

высшие приориТеТы реализуемой концепции по обращению с ОЯТ

в России – это ядерная, радиационная и экологическая безопасность, фи-

42


зическая защита и сохранность делящихся материалов,

а также не возложение чрезмерного бремени на будущие

поколения.

основной принцип государственной политики при

обращении с ОЯТ – это переработка ОЯТ для обеспе-

чения экологически приемлемого обращения с продук-

тами деления и возврата в ЯТЦ регенерированных ядер-

ных материалов.

способом реализации концепции по обращению с

ОЯТ является создание в Российской Федерации еди-

ной государственной системы обращения с ОЯТ, вклю-

чающей законодательные, нормативные, организаци-

онно-финансовые механизмы, а также необходимые

трудовые ресурсы и объекты инфраструктуры.

действующие нормы обращения с ояТ в россии представлены в следующих

законодательных актах:

n Закон об использовании Атомной Энергии (от 21 но-

ября 1995 г. № 170-ФЗ).

n Закон о радиационной безопасности населения

(от 9 января 1996 г. № 3-ФЗ).

n Закон о санитарно-эпидемиологическом благопо-

лучии населения (от 30 марта 1999 г. № 52-ФЗ).

n Закон о специальных социально-экологических

программах (от 10 июля 2001 г. № 92-ФЗ).

n Закон об охране окружающей среды (от 10 января

2002 г. № 7-ФЗ).

n Закон о Государственной корпорации по атомной

энергии «Росатом» (от 1 декабря 2007 г. № 317-ФЗ).

сТраТегическое направление реализуемой кон-

цепции – замыкание ЯТЦ, в результате которого долж-

ны обеспечиваться более полное использование при-

родного ядерного топлива и делящихся материалов,

образующихся при работе ядерных реакторов, мини-

мизация образования РАО от переработки ОЯТ, а также

окончательная изоляция (захоронение) РАО.

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

№3

2013

На изотопную продукцию у предприятий Госкорпорации «Росатом» и многих внеотраслевых организаций имеется устойчивый спрос, удовлетворяемый сейчас большей ча-стью за счет импортных поставок.

Сфера интересов изотопного центра «ВНИИНМ» в настоящее время пока ограничивается изотопами легких элементов.

Это связано, во-первых, с тем, что именно в этой области имеется ряд существенных проблем, которые до сих пор должным образом не решены, а во-вторых, в НИИ сейчас ра-ботают специалисты в области получения изотопов легких элементов – выпускники одноименной кафедры РХТУ им. Д.И. Менделеева, способные развивать это направление.

Одним из наиболее важных и востребованных из всех изо-топов легких элементов является бор-10. Он применяется в реакторах на быстрых нейтронах как безальтернативный поглотитель, прекрасно работающий во всем диапазоне энергий нейтронов.

В мире работает пока только один промышленный энергетиче-ский реактор на быстрых нейтронах (БН-600) – на Белоярской АЭС. Первый этап физического пуска (начало загрузки топли-ва) второго реактора на быстрых нейтронах БН-800 ожидается в конце 2013 г. там же. Энергетический пуск энергоблока (на-чало выработки электроэнергии) запланирован на 2014 г.

Материалы, включающие в себя бор-10 в виде борирован-ных сталей и борсодержащих алюминиевых сплавов в не-которых странах, например в США и Японии, применяют при изготовлении контейнеров для транспортировки и хранения ОЯТ. Россия же из-за отсутствия производства бора-10 не может пока себе позволить такое производство, используя для этого в пять раз менее эффективный бор природного изо-топного состава. Помимо применения в ядерной энергети-ке, изотоп бор-10 используется в ядерной медицине–в виде фармпрепаратов для проведения бор-нейтронозахватной терапии (БНЗТ) раковых опухолей.

До распада СССР бор-10 обогащали на единственном пред-приятии Минсредмаша – в Институте стабильных изотопов в Грузии. В последние годы его поставляли в Россию именно

Изотопы для быстрых реакторов

Во «Всероссийском НИИ неорганических материалов» (ВНИИНМ) создан центр компетенций по изотопным технологиям,

который в будущем может стать основой для создания российского производства стабиль-ных изотопов: бора-10, азота-15 и других.

44

{Автор:Варвара Нефедьева

оттуда. Но в настоящее время производство в Грузии нахо-дится на грани закрытия.

Еще один из стабильных изотопов, от которого может за-висеть развитие новых направлений атомной энергети-ки – это азоТ-15. Он перспективен в качестве компонента высокоплотного ядерного топлива – нитридного, которое разрабатывается сейчас в рамках проекта «Прорыв», объ-единившего основные положения по замыканию ядерно-го топливного цикла и новой технологической платформы. Нитридное топливо имеет очень много плюсов, но его ис-пользование связано с потенциально высоким экологиче-ским риском. Замена азота природного изотопного состава на азот-15 позволяет исключить наработку в ядерном цикле радиоактивного изотопа углерода-14. Ключевой элемент парирования рисков развития этого направления ядерной энергетики – разработка высокопроизводительной техноло-гии получения изотопа азот-15, а в перспективе – создание его полномасштабного промышленного производства.

Другие перспективные изотопы легких элементов, производ-ство которых в России когда-то было, но сейчас отсутствует – это кислород-18 и углерод-13. Они востребованы в первую очередь медицинскими центрами, для проведения диагностических исследований различными методами.

Стоимость элементарного бора с обогащением 95% в Ceradyne, Inc (США)

Начало 2013 г. – $16 000 за 1 кг

Конец 2013 г. – $42 000 за 1 кгПо данным «ВНИИНМ»

Семенов Александр Александрович,директор отделения разработки технологий и оборудования специальных неядерных материалов и изотопной продукции, ОАО «ВНИИНМ»:«Организация центра компетенций по изотопным техно-логиям является существенным событием, поскольку это стратегически важное и весьма наукоемкое направление существенно пострадало в последние десятилетия из-за отсутствия масштабных проектов. Очень важно, что инициатива «ВНИИНМ» в этой области встретила поддержку cо стороны Топливной компании «ТВЭЛ». Если говорить о наиболее масштабных и пер-спективных направлениях в области производства изото-пов легких элементов, то в первую очередь они касаются атомной энергетики, а именно – проблем ядерного топли-ва, систем управления и защиты, вопроса транспортиров-ки и хранения отработавшего топлива, то есть тех вопро-сов, которыми занимаются предприятия «ТВЭЛ», ОАО».

Иванов Валентин Борисович, генеральный директор ОАО «ВНИИНМ»:«Единого отраслевого центра, который возглавил бы все работы по изотопам, до сих пор не было. Сейчас есть со-вершенно четко понятные сферы применения, требующие значительные количества стабильных изотопов, произ-водства которых в России нет. Например, в рамках проек-та «Прорыв» при активном участии «ВНИИНМ» создается уникальный реактор на быстрых нейтронах с нитридным топливом. Но необходимо решить проблему наработки высокотоксичного радиоуглерода. И единственным вы-ходом, радикально решающим проблему, является ис-пользование в составе топлива азота-15. Наш институт в прошлом году инициировал и провел работы в этом на-правлении совместно с РХТУ им. Д.И. Менделеева.Инициативу ученых «ВНИИНМ» по созданию отраслевого центра поддержало ОАО «ТВЭЛ», но пока это только де-кларация. К сожалению, сегодня в российской атомной отрасли нет системного маркетинга. Область применения стабильных изотопов – это серьезный и интересный рынок. Напри-мер, в перспективе потребителями обогащенного бора-10 могут стать вообще все АЭС, которые используют бор-ную кислоту для регулирования реактивности реакторов на тепловых нейтронах».

45 инновации

По данным «ВНИИНМ»

46

№3

2013

Одна из задач Управления состоит в том, чтобы обеспечить выполнение требований техники безопасности при переработке и утилизации ядерных от-ходов. Основанием регламентирующим деятельность Управления являются требования безопасности, определен-ные в Законе и постановлении по ядер-ной энергии и постановлениях прави-тельства Финляндии.

Более подробные требования безопас-ности представлены в Руководстве по ядерной безопасности (YVL), разра-ботанном Управлением. Это Руковод-ство также описывает работу по ана-лизу, оценке и проверке, выполняемую Управлением. Руководство описывает требования к проверке на соответ-ствие требованиям законодательства и контрольные точки/этапы для плани-рования, строительства, эксплуатации и вывода из эксплуатации атомных электростанций или для закрытия, в случае очистных сооружений.

контроль за рао и ояТУправление осуществляет контроль за переработкой и утилизацией ядерных отходов в Финляндии. Это включает в себя переработку и утилизацию от-ходов низкой и средней активности,

хранение отработанного ядерного то-плива, планирование для захоронений отработанного топлива и вывод атом-ных электростанций из эксплуатации. Очистные сооружения АЭС эксплуати-руются с 1990-х годов. Основное вни-мание в сфере переработки и утилиза-ции ядерных отходов уделяется заявке на получение разрешения на строи-тельство хранилища отработанного ядерного топлива «Онкало» в Олкилу-ото, которую экспертная организация Posiva Oy представила финскому пра-вительству в конце 2012 г.

финансирование Управление является правительствен-ной организацией, и его работа финан-сируется из государственного бюджета. Однако регламентирующая деятель-ность Управления в сфере переработки и утилизации ядерных отходов финан-сируется напрямую из средств облада-телей лицензий. Такая система хорошо зарекомендовала себя в течение не-скольких лет и позволяет осуществлять

АТОМНыЕ ЭЛЕКТРО-СТАНцИИ ФИНЛЯНДИИ

4 реактора на 2-х АЭС

Управление по ядерной и радиационной без-опасности Финляндии

(STUK) является независимой правительственной службой надзора за безопасностью. Задачи и полномочия Управ-ления определяются специ-альным законодательством. Главная цель работы Управ-ления – защита населения, общества, окружающей среды и будущих поколений от вред-ного воздействия радиации.

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


47 пракТики

атомная энергетика финляндии

Атомные электростанции: в на-стоящее время в Финляндии экс-плуатируется две АЭС, каждая из которых имеет по два реактора

Доля электроэнергии, произве-денной на АЭС Финляндии, со-ставляет примерно 27%

АЭС «Ловииса» принадлежит го-сударственной компании Fortum

На АЭС два советских водо-во-дяных реактора ВВЭР-440

Первый реактор начал работу в феврале 1977 г., второй – в но-ябре 1980 г.

АЭС «Олкилуото» принадлежит компании Teollisuuden Voima Oyj (TVO). 43% акций TVO владеет государство

На АЭС два реактора BWR

Первый энергоблок был подклю-чен к национальной энергосисте-ме в сентябре 1978 г., второй – в феврале 1980 г.

В настоящее время в Финляндии на АЭС «Олкилуото» французская компания Areva ведет строитель-ство пятого промышленного ре-актора (EPR-1600).

Сейчас разрабатываются планы по строительству шестого реак-тора. Строительством и эксплуа-тацией которого будет занимать-ся финский ядерный консорциум Fennovoima. Начало работ наме-чено на 2015 г.

более гибкое управление ресурсами. Это дало возможность Управлению адаптировать свои ресурсы в соответ-ствии с увеличивающимся объемом ре-гламентирующей деятельности по но-вым проектам АЭС и хранилищ отходов.

законодательство Политика Финляндии в сфере перера-ботки и утилизации ядерных отходов описана в Законе и постановлении о ядерной энергии и постановлении Правительства по безопасности захо-ронения ядерных отходов. Эта полити-ка предписывает захоронение ядерных отходов в материковых породах Фин-ляндии. Закон о ядерной энергии также определяет, что производитель ядер-ных отходов несет полную ответствен-ность за их переработку и утилизацию, включая захоронение и финансиро-вание всех мероприятий. Это означа-ет, что в Финляндии нет специальных сборов на переработку и утилизацию, но при этом компании платят непосред-ственно за управленческие действия.

Владельцы лицензий, имеющие обя-зательства по переработке и утилиза-ции отходов, несут также финансовую ответственность за мероприятия, не-обходимые для хранения, транспор-

тировки, приведения в соответствие с установленными нормами и захоро-нения ядерных отходов. Для гарантии, компании, имеющие обязательства по переработке и утилизации отходов, обязаны выплачивать установленную необходимую сумму в Фонд финанси-рования расходов на захоронение ра-диоактивных отходов, контролируемый государством. Определение целей фи-нансирования производится ежегодно.

Те же принципы применяются для других радиоактивных отходов (РАО). Однако поскольку производители ра-диоактивных отходов не имеют воз-можностей по переработке и утилиза-ции отходов, данный вопрос решает правительство Финляндии. Произво-дители обязаны делать единовремен-ную выплату за финансирование пере-работки и утилизации отходов.

связи с общеcтвенностью Работа Управления открыта и прозрач-на для общественности. Его полити-ка заключается в том, чтобы служить обществу и оказывать ему помощь в получении необходимой информации. Работа Управления открыта для СМИ.

Управление принимает активное уча-стие в международных мероприятиях в области ядерной безопасности, а так-же в области безопасности утилизации ядерных отходов. Его работа направ-лена, главным образом, на разработку и согласование международных требо-ваний в МАГАТЭ и в Ассоциации запад-ноевропейских органов регулирования ядерной безопасности (WENRA). Буду-чи правительственной организацией государства-члена Европейского сою-за, Управление также активно участву-ет в форуме Объединения европейских атомных регуляторов (ENSREG).

Общий бюджет Управления составляет около 40 миллионов евро в год, при этом половину из этой суммы Управление получает в виде сборов за осуществление регламентирующих функций.

48

принципы деятельности Компания Posiva Oy была учреждена в 1995 г. для управления окончательной утилизацией отработавшего ядерного топлива, производимого энергетиче-скими компаниями Teollisuuden Voima Oyj (TVO) и Fortum Oy. Согласно прин-ципам ответственного производства энергии, производитель отходов также обязан позаботиться об их безопасной и эффективной утилизации.

Компания Posiva принадлежит ком-паниям Teollisuuden Voima Oyj (60%) и Fortum Power & Heat Oy (40%), обе компании совместно несут расходы по управлению ядерными отходами в Финляндии.

Основная задача компании Posiva Oy – окончательная утилизация отработав-шего ядерного топлива, производимо-го на финских атомных станциях «Ло-вииса» и «Олкилуото».

размеры пошлин на рао и ояТ в финляндии

В Финляндии не существует фиксиро-ванного размера пошлин, так как по-шлины на управление ядерными отхо-дами оцениваются и устанавливаются

на основании того количества ядерных отходов, которое образуется ежегодно.

Например, в 2012 г. компании в сфере атомной энергетики, в общей слож-ности, уплатили в Государственный фонд управления ядерными отходами 83 млн евро.

Компания Posiva ежегодно оценивает стоимость управления ядерными отхо-дами на основании объема этих отходов. С учетом этой информации составляет-ся схема, в которой расходы расписаны по отдельным мероприятиям, осущест-вляемым для управления различными видами ядерных отходов. Министерство занятости и экономики утверждает эту схему. Она впоследствии служит осно-вой для расчета размера пошлин.

Пошлины основаны на ежегодных схе-мах, в которых расходы на управление отходами разбиты по категориям, на-пример, стоимость строительства уста-новки по инкапсуляции радиоактивных отходов, подземного хранилища, про-изводства медных емкостей, оборудо-вания, закрытия и вывода из эксплуа-тации предприятия по окончательной утилизации.

Финансирование инфраструктуры для временного хранения и захоронения РАО и ОЯТ ведется с учетом схемы управления отходами.

Технологии компании PosivaОсновная задача исследований и раз-работок Posiva – создать безопасное постоянное решение для управления отработавшим ядерным топливом. В первую очередь, это поиск данных, которые подтверждают, что коренные породы в Олкилуото, где строится хра-нилище «Онкало», подходят для утили-зации отходов. Во-вторых, разработка системы утилизации, которая может безопасно применяться в условиях ко-ренных пород Олкилуото.

Технические усилия в сфере исследо-ваний и разработок сконцентрирова-ны на системе утилизации – емкости для утилизации, бентонитовая глина,

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

№3

2013

Posiva – совместная ответственность за ядерные отходы

в которую помещены емкости, а также закладочный материал туннелей – все это играет важную роль в безопасной утилизации.

Компания Posiva работает совместно со шведской компанией, занимающей-ся управлением ядерными отходами, – SKB (Svensk Kärnbränslehantering Ab). Технологии, изучаемые для произ-водства внешних медных емкостей, включают метод прошивки и раскат-ки, экструзию и горячую обработку металла. Электронно-лучевая сварка и перемешивающая сварка трением те-стируются как альтернативные методы для запечатывания емкостей. Разраба-тываются различные неразрушающие методы проверки емкостей.

Помимо емкостей, технические иссле-дования и разработки включают в себя изучение свойств бентонита, исполь-зуемого в качестве защитного матери-ала при хранении радиоактивных отхо-дов, а также в качестве закладочного материала для туннелей. В отношении бентонита изучается влияние на этот материал тепловых, водных и механи-ческих воздействий. Производство и установка бентонитовых блоков для скважин для захоронения – важное на-правление разработок Posiva.

работа с общественностьюСвязи с общественностью играют важ-ную роль для деятельности компании Posiva. В основном, деятельность в об-ласти связей с общественностью со-средоточена на местном уровне, она охватывает территорию муниципали-тета Эурайоки и его окрестности. Тем не менее, связями с общественностью в компании Posiva занимаются всего три сотрудника, поэтому время от вре-мени руководство и специалисты дру-

гих отделов также принимают участие в этой деятельности. Налажено взаимо-действие с местными муниципалитета-ми, например, в комитете по связям, где представлены компании TVO и Posiva.

международная деятельность компании

Компания Posiva вовлечена в между-народное сотрудничество посредством двусторонних соглашений о сотрудни-честве и многосторонних исследова-тельских проектов.

Сотрудничество со шведской компани-ей SKB занимает особое место вслед-ствие осуществления схожих решений и схожей почвенной структуры в Швеции.

В последние годы технологическое со-общество, созданное европейскими ор-ганизациями по управлению ядерными отходами, «Осуществление геологи-ческой утилизации – Технологическая платформа» (Implementing Geological Disposal – Technology Platform (IGDTP)), стало основным направлением в сфере сотрудничества и играет важную роль в планировании проведения исследо-ваний в области управления ядерными отходами, которые проводятся в рамках соответствующих программ Евросоюза.

Помимо европейских организаций по управлению ядерными отходами, компания Posiva тесно сотрудничает с учеными Канады и Японии, которые занимаются исследованиями в сфере управления ядерными отходами. Ком-пания Posiva также принимает активное участие в проектах, запущенных Агент-ством по ядерной энергии Организа-ции экономического сотрудничества и развития (АЯЭ ОЭСР), и имеет своего представителя в комитете Организации по вопросам ядерных отходов.

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

49 пракТики

50

До 1996 г. отработавшее ядерное то-пливо АЭС «Ловииса» (построенной по советскому проекту) возвраща-лось в Россию на ФГУП «ПО «Маяк». В Государственный Акт о ядерной энергии Финляндии в 1994 г. были внесены поправки, согласно которым все ядерные отходы, произведенные в Финляндии, должны быть утилизи-рованы на территории страны.

В 2000 г. из более 100 мест в Финляндии было выбрано одно для долговремен-

ного подземного хранилища отработав-шего ядерного топлива финских АЭС.

Еще раньше в 1995 г. для решения проблемы окончательного захоро-нения ОЯТ финские энергетические компании TVO и Fortum создали со-вместное предприятие Posiva Oy. В 2001 г. парламент Финляндии про-голосовал за строительство могиль-ника «Онкало».

Хранилище отработавшего ядерно-

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

Схема геологического захоронения «Онкало» Фото: Posiva Oy

№3

2013

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

го топлива «Онкало» – глубокое (на глубину 455 м) окончательное захо-ронение ОЯТ в гранитной коренной породе в общине Эурайоки, на запад-ном побережье Финляндии рядом с АЭС «Олкилуото». Планируемое время функционирования – 100 000 леТ. Его строительство и дальнейшее обслужи-вание возложено на компанию Posiva.

Прокладка туннелей производится в гранитной коренной породе на участ-ке Олкилуото вблизи Ботнического залива, в пяти км от АЭС. Община Эу-райоки выдала разрешение на стро-ительство в августе 2003 г. В 2004 г. начались строительные работы.

«Онкало» будет состоять из одного туннеля и трех шахт: шахты для пер-сонала и двух вентиляционных шахт.

Наклон тоннеля составляет 1:10; 5,5 м в ширину и 6,3 м в высоту.

Процесс утилизации будет включать помещение двенадцати топливных сборок в канистру из борсодержащей стали и ее запечатывание в медную капсулу. Каждую капсулу затем поме-стят в отдельное отверстие в ответвле-нии хранилища и зальют бентонитом.

инкапсуляцию и захоронение планируюТ начаТь около 2020 г. хранилище «онкало» будеТ досТаТочно большим, чТобы принимаТь пеналы с оТрабо-Тавшим Топливом около сТа леТ, То есТь примерно до 2120 г. после последней инкапсуля-ции и захоронения, вход в Тун-нель будеТ забеТонирован.

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

По данным Posiva Oy

51 пракТики

Хранилище «Онкало»

№2

2013

Плавтехбаза «Володарский»8 ноября 2013 г. в Северо-Западном центре «СевРАО» (филиал ФГУП «Рос-РАО») завершилась уникальная доко-вая операция по постановке плавтех-базы «Володарский» на стапельную плиту пункта долговременного хране-ния реакторных отсеков (ПДХРО) «Сай-да Губа».

Операция по подъему ПТБ «Володар-ский» связана с комплексом работ, выполняемым СЗЦ «СевРАО» в 2013 г. в рамках Федеральной целевой про-граммы «Обеспечение ядерной и ра-диационной безопасности на 2008 г. и период до 2015 года».

52

Фото: «РосРАО», ФГУП

№3

2013

АТО ТНТ-50

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

53 фоТообзор


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

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

главные проекты и достижения кЭг

в 2013 г.:

В пункте временного хранения ОЯТ и РАО в губе Андреева на Северо-За-паде России осуществляется широкий спектр инфраструктурных проектов для подготовки к вывозу ОЯТ и РАО. Эти работы включают финансируемое Ита-лией строительство комплекса по обра-щению с РАО. Проектная документация площадки временного хранения полу-чила положительное заключение Глав-

ной госэкспертизы России. Заключение на комплекс по обращению с жидки-ми радиоактивными отходами (ЖРО) должно быть получено к концу 2013 г. Швеция и Норвегия также финансиру-ют развитие различных элементов ин-фраструктуры в губе Андреева.

Завершен этап строительства нако-пительной площадки для контейне-ров с ОЯТ в губе Андреева, а также ведутся подготовительные работы по строительству укрытия над блоками сухого хранения (БСХ) – оба проек-та осуществляются под управлением

Радиоэкологическая безопасность Северо-Запада и Дальнего Востока России

54

№3

2013

Европейского банка реконструкции и развития (ЕБРР). Подписаны кон-тракты на изготовление перегрузоч-ной машины для ОЯТ, рельсовых теле-жек и кранов. Начало выгрузки ОЯТ из БСХ запланировано на 2016 г.

на дальнем восТоке ДВЦ «Даль-РАО» – филиал ФГУП «РосРАО», обе-спечил вывоз всего кондиционного топлива на переработку. Вывоз дефект-ного ОЯТ будет проводиться благодаря применению технологии ремонта раз-работанной для ОЯТ Гремихи.

Обращение с дефектным ОЯТ водо-водяных реакторов заканчивается на ФГУП «ПО «Маяк». Для этого при содействии Франции проводится мо-дернизация горячей камеры. Работы будут закончены в конце 2013 г. Это по-зволит решить проблемы переработки ОЯТ, хранящегося в губе Андреева.

в пункТе гремиха разобра-на первая активная зона реактора

с жидкометаллическим теплоноси-телем (ЖМТ) АПЛ класса Альфа зав. № 900. Его вывоз из пункта Гремиха состоялся пока на территорию ФГУП «Атомфлот» в конце 2012 г. В текущем году начата подготовка к разборке зоны очередной активной зоны АПЛ зав. № 910. Оба проекта являются ре-зультатом совместной работы России и Франции. Для обеспечения вывоза разобранных отработавших выемных частей (ОВЧ) за средства США мо-дернизированы контейнеры TУK-108 и его транспортировку из базы гремиха на ФГУП «ПО «Маяк».

За средства Италии ведется изго-товление 10 контейнеров TУK-143 для хранения и транспортировки ОВЧ АПЛ класса «Альфа». Доставка в Рос-сию планируется в 2014 г. Как вариант доставки может быть использовано судно «Россита».

За средства Германии продолжается строительство Регионального центра

по кондиционированию и временно-му хранению РАО в пункТе сайда губа, Завершение работ будет в кон-це 2014 г. В настоящее время заверша-ется изготовление технологического специализированного оборудования (для разборки, фрагментации, прес-сования, дезактивации, измерения) на предприятиях донора.

ФГУП «Атомфлот» ведет работы по развитию своей инфраструктуры по безопасному обращению и транспор-тировке ОЯТ на северо-западе россии. В частности, при содействии Франции завершатся установка нового крана грузоподъемностью 100 тонн.

На построенном в Италии судне-кон-тейнеровозе «Россита» завершена установка системы физической защи-ты. Судно готово к началу перевозок контейнеров с ОЯТ и РАО. Швеция фи-нансирует установку физической защи-ты на судне обеспечения «Серебрянка» и на судоремонтном заводе «Нерпа».

На Сайде Губе в Мурманской области реализовали передовой опыт многих стран мира

Фото: ФГУП «РосРАО»

55 парТнерсТво

56

К концу 2013 г. из 198 выведенных из ЭксплуаТации апл только четыре АПЛ на Дальнем Востоке ожидают ути-лизации. Италия финансирует утилизацию последней АПЛ ядерного наследия на Северо-Западе России.

54 из 120 реакторных блоков АПЛ на Северо-Западе на-ходятся на хранении в Пункте длительного хранения ре-акторных отсеков (ПДХ РО) в Сайде Губе. Размещение на длительное хранение реакторных отсеков началось и на Дальнем Востоке при финансировании из бюджета России и техническом содействии Японии. На сегодняшний день два блока сформировано и поставлено в ПДХ РО на мысе Устричный. Завершается строительство цеха очистки и окраски реакторных блоков при финансовом содействии Японии.

Несмотря на значительные достижения, международным партнерам предстоит еще много работы:– Выгрузка и вывоз ОЯТ из хранилищ в губе Андреева– Разборка ОВЧ АПЛ типа «Альфа» и вывоз ОЯТ на ФГУП «ПО «Маяк»– Вывоз некондиционного ОЯТ с Дальнего Востока и Северо-Западного региона России– Обращение с РАО на бывших базах военно-морского флота и его кондиционирование для долговременного хранения в Региональном Центре в Сайде Губе – Обращение со стержнями СУЗ – высокоактивные отходы

– Экологическая реабилитация Арктических морей от зато-пленных и затонувших объектов с ОЯТ и РАО (при условии принятия политического решения о подъеме)– Утилизация судов атомного технологического обслужива-ния (АТО), включая суда «Лепсе» (в 2014 г. планируется раз-мещение на утилизацию судна «Володарский» и плавучей технологической базы ВМФ – ПМ-80)– Формирование одноотсечных реакторных блоков для их длительного хранения на берегу– Доставка многоотсечных блоков реакторных отсеков с Кам-чатки в Приморье

дальнейшие работы в рамках кЭг магаТЭ:

Члены КЭГ выразили заинтересованность продолжения со-вместного решения проблем ядерного наследия на террито-рии России. Некоторые участники завершили и планируют завершение своих программ в ближайшем будущем (Велико-британия, Канада, Франция, Евросоюз). Россия предложила продолжить работу КЭГ в 2014 г. Дальнейшая деятельность группы требует обсуждения в течение года. Было принято решение создать рабочую группу для оценки потенциала деятельности КЭГ после 2014 г. Эта группа подготовит пред-ложения для рассмотрения членами КЭГ. Председатель КЭГ и секретариат предложат формат группы и будут содейство-вать ее работе.

№3

2013

Фото: ГК «Росатом»

Несмотря на завершение своей про-граммы в 2013 г., Франция будет уча-ствовать в КЭГ как наблюдатель.

Кроме этого участники КЭГ были про-информированы о работе Глобального партнерства «Группы восьми» под пред-седательством Великобритании. Новые приоритеты ГП «Группы восьми» стали шире по направлениям деятельности и географическому охвату. В сфере ядерных вопросов в начале 2013 г. была создана рабочая подгруппа. Ее задача – содействовать установлению партнер-

ских связей. Важно отметить, что группа не дублирует работу других существую-щих форумов, таких как КЭГ, или Группы МАГАТЭ по радиоактивным источникам.

Члены КЭГ отметили тесную связь меж-ду деятельностью Экологического пар-тнерства Северного измерения (ЭПСИ) и КЭГ вследствие схожести задач и подчеркнули необходимость более тесного взаимодействия между ними.

Принято решение о проведении семи-нара и пленарного заседания в 2014 г.

Семинар, посвященный наиболее важ-ным вопросам обращения с ОЯТ и РАО на Северо-Западе и Дальнем Востоке России, планируется провести в Нор-вегии ориентировочно в апреле 2014 г. Италия рассмотрит возможность про-ведения у себя пленарного заседания осенью 2014 г.

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

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

Великобритания и Дания, и представители из двух международных организаций – ЕБРР и Еврокомиссия.

Председателем КЭГ был Ингар Амундсен из Norwegian Radiation Protection Authority (NRPA). В заседании КЭГ приняла участие Марина Ковтун, губернатор Мурманской области.

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


Кто есть кто

Луис Эчаварри родился в 1949 г. в городе Бильбао (Испания).

Окончил Высшую техническую школу при Университете

Бильбао, а также Мадридский университет (факультет ин-

формационных наук), получив соответствующие магистер-

ские степени. Также окончил Школу организации промыш-

ленного производства в Мадриде (факультет менеджмента).

Член научного общества при Колледже инженеров-техно-

логов в Мадриде.

Он начал свою карьеру инженером в городе Бильбао. В 1975 г.

перешел работать в компанию Westinghouse Electric в Ма-

дриде, где в дальнейшем руководил проектами по строи-

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

В 1985 г. он занял должность технического директора Сове-

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

его комиссаром. Данная должность требует утверждения

парламентом Испании.

В июле 1985 г. Луис Эчаварри стал генеральным директором

объединенной атомной отрасли Испании.

С 1997 г. представляет Агентство по ядерной энергии Орга-низации экономического сотрудничества и развития (ОЭСР) в Совете управляющих МАГАТЭ. В 2003 г. стал членом Меж-дународной консультативной группы по вопросам ядерной безопасности МАГАТЭ. Также является членом Междуна-родной академии по ядерной энергии (INEA). В 2010 г. был удостоен награды Союзом электроэнергетической промыш-ленности (EURELECTRIC) за значительный вклад в развития энергетического сектора.

Луис Эчаварри был назначен генеральным директором

Агентства по ядерной энергии (АЯЭ) Организации экономи-

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

мает данный пост по настоящее время.

читайте интервью с луисом Эчаварри на стр. 6

Луис ЭЧАВАРРИГенеральныи директор Агентства

по ядернои энергии (АЯЭ) Организации

экономического сотрудничества

и развития (ОЭСР)

58

№3

2013

Ульф Кучер родился 6 января 1963 г. в г. Штольберг, Герма-ния. В 1988 г. окончил Московский энергетический инсти-тут, получив диплом инженера со специализацией в про-ектировании ядерных установок различного назначения.

Начал свою карьеру в отрасли атомной энергетики в 1988 г. в качестве ведущего инженера-проектировщи-ка в Kraftwerks – und Anlagenbau, г. Берлин. В тот период времени он занимался проектированием установок для обработки радиоактивных отходов и очистки воды для атомных станций российского типа.

В мае 1990 г. перешел работать в группу компаний NUKEM в качестве управляющего по маркетингу и продажам, за-нимался, главным образом, международным маркетин-гом продукта, разработанного с использованием ядерных технологий NUKEM, в особенности – в Азии и в Восточной Европе (Словакия, Чешская Республика, Венгрия, Болга-рия). В последующие годы занимал различные должности

в этой группе компаний. Помимо других обязанностей, от-вечал за налаживание работы отдела по маркетингу и про-дажам в дочерней компании NUKEM в Великобритании, а также за привлечение новых клиентов в США, в особен-ности – по программам Министерства энергетики США.

С 2000 г. был директором по внешнеэкономической деятель-ности, отвечая за международную деятельность NUKEM в сфере маркетинга и продаж их ядерных технологий, а так-же за осуществление всех международных проектов.

С 2007 г. он работает в должности исполнительного ди-ректора NUKEM Technologies GmbH и отвечает за всю деятельность компании, в особенности – за текущие опе-рации. Уделяет много внимания поддержке отрасли атом-ной энергетики в целом, например, является членом со-вета директоров Немецкого атомного форума.

читайте интервью с ульфом кучером на стр. 15

Ульф Кучер, исполнительныи

директор NUKEM

Technologies GmbH

59 кТо есТь кТо

60

№2

2013

Родился в 1975 году. В 1998 г. окончил факультет технической физики Мо-сковского инженерно-физического института (НИЯУ МИФИ) по специ-альности радиационное материало-ведение. В 2001 г. окончил аспиран-туру в НИЯУ МИФИ, получив степень кандидата технических наук.

С 1997 по 2007 г. работал в Лабора-тории Твэлов НИЦ «Курчатовский институт», с 2004 г. – начальником лаборатории, специализируясь на орга-низации научных исследований свойств и работоспособности ядерного топлива и реакторных материалов. Является победителем конкурса научных гран-тов Президента РФ 2005 г., 2006 г.

С июня 2007 г. по май 2012 г. рабо-тал менеджером проектов в Научно-производственной фирме «Сосны», руководя различными проектами, связанными с обращением с ОЯТ, с разработкой новых типов топлива,

с интеграцией составляющих ядер-ного топливного цикла.

С мая 2012 г. по настоящее время – ру-ководитель Проектного офиса «Фор-мирование системы обращения с ОЯТ» Госкорпорации «Росатом». Основными направлениями деятельности явля-ются: выработка принципов государ-ственной политики в области обраще-ния с ОЯТ, актуализация и выполнение ведомственной целевой программы формирования инфраструктуры обра-щения с ОЯТ, руководство проектами обращения с ОЯТ «наследия».

Автор около 50 публикаций на научные (материаловедение ядерного топлива) и технические (обращение с ядерным топливом, проектная деятельность, го-сударственная политика) темы.

Родился 3 декабря 1946 г. в Саратов-

ской области.

Окончил в 1993 г. механико-математи-

ческий факультет Саратовского госу-

дарственного университета. Работал

в Волжском межрегиональном терри-

ториальном управлении по надзору за

ядерной и радиационной безопасно-

стью Федеральной службы по экологи-

ческому, технологическому и атомному

надзору государственным инспекто-

ром, главным государственным инспек-

тором, советником, начальником от-

дела экспертной оценки безопасности,

начальником отдела лицензирования,

начальником отдела по надзору за осо-

бо радиационно-опасными объектами

и предприятиями топливного цикла.

Работал в ООО «Подземгазпром» веду-

щим инженером по радиационной без-

опасности.

Занимался вопросами обеспечения

лицензирования деятельности экс-

плуатирующих организаций, а также

организаций, выполняющих работы

и предоставляющих услуги для эксплу-

атирующих организаций в области ис-

пользования атомной энергии.

В настоящее время начальник отдела

радиационной безопасности ФБУ «На-

учно-технический центр по ядерной

и радиационной безопасности». В сфе-

ру деятельности входят анализ инфор-

мации о состоянии ядерной и радиаци-

онной безопасности в организациях,

осуществляющих деятельность в об-

ласти использования атомной энергии,

анализ опыта и результатов практики

оценок безопасности, лицензионной

деятельности, подготовка предложе-

ний по повышению их эффективности,

разработка предложений по совер-

шенствованию системы государствен-

ного регулирования, экспертиза ра-

диационной безопасности объектов

использования атомной энергии и ви-

дов деятельности в области использо-

вания атомной энергии.

Бочкарев Валерии Вячеславович, начальник отдела

радиационнои безопасности

ФБУ «НТЦ ЯРБ»

Барышников Михаил Владимирович, руководитель Проектного

офиса «Формирование

системы обращения с ОЯТ»

Госкорпорации «Росатом»

60

№3

2013

Главная тема форума – «Атомная энергетика – стратегия нулевого ущерба». На мероприятии рассматривались вопросы по обращению с ра-диоактивными отходами (РАО) и отработавшим

ядерным топливом (ОЯТ), экологической безопасности и общественной приемлемости использования атомной энергии, сотрудничества в области реабилитации ради-ационно-опасных объектов и многие другие.

Участие руководителей Госкорпорации «Росатом», Мини-стерства природных ресурсов и экологии, ведущих ком-паний атомной отрасли и общественных экологических объединений позволило провести открытый и предмет-ный диалог между государством и обществом.

В форуме приняли участие порядка тысячи представите-лей из 18 государств.

VII Международный форум «АтомЭко 2013»

120

№2

2013

№3

2013

120


This is the third edition

of the «NuclearSafety.ru – Nuclear and Radiation Safety: Challenges and Best

Practices».

According to IAEA estimates, by 2020 the total amount of the stored spent fuel

generated worldwide will be more than 300,000 tons.

Therefore, the development of nuclear power plants with closed fuel cycle is

a top priority not only for Rosatom State Corporation, but also for all countries

producing nuclear power.

The global world faces today the need to enhance an efficient use of natural

uranium by introducing the advanced nuclear power systems, as well as the

need to reduce the quantity of the stored spent fuel.

Given the above, defining the best practices for development of nuclear power

with thermal and fast reactors with closed fuel cycle is of high concern for

nuclear industry¤

≈ NuclearSafety.ru

Editorial

64

№3

2013

– Mr. Echávarri, what are the main challenges facing

the nuclear technologies in order to obtain public trust

and a position of technological leadership in energy

systems?

– The absolute priority and constant challenge for nuclear energy relates to ensuring safety at all times and under all circumstances. Following the Fukushima Daiichi nuclear power plant accident, a number of actions have been taken worldwide to upgrade existing safety systems or to install additional equipment and instrumentation so as to enhance the ability of each plant to withstand a natural event that disrupts access to the electrical power grid and/or ultimate heat sink, and thus cooling, for an extended period. Efforts have also been made to ensure the independence and strong technical competence of the regulatory authorities responsible for making sure that nuclear power plant operators are effectively implementing the necessary high-level nuclear safety practices and concepts in place. In addItIon to nuclear safety, the nuclear Industry wIll need to be able to propose economIcally competItIve solutIons, buIldIng new plants to schedule and budget, and to provIde assurance that

envIronmental concerns are taken Into account, both durIng the operatIon of the plant and for the management of the radIoactIve waste generated.

– How are questions of nuclear waste legacies being

solved in countries with nuclear technologies?

– Considerable efforts have been made to develop solutions for the disposal of radioactive waste and to clean up legacy waste sites. The NEA has taken the lead in international co-operation for the development of deep geological repositories for high-level radioactive waste, including research, the preparation of the safety case and consultation with public stakeholders. Each country must work as a function of its specific circumstances, but a number of common solutions and approaches exist.

– What is the assessment of generating electricity from

nuclear power plants? Tell us about industrial safety and

the development of technologies for the development of

the nuclear industry.

– Industrial and worker safety continues to improve

«Safety at all times and under all circumstances»

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

Varvara Nefedieva

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

65 эксперТ

66

№3

2013

over the years as related to both the operation of nuclear power plants and their subsequent decommissioning and dismantling. To further strengthen the safe and economic development of nuclear power plants, the Multinational Design Evaluation Programme (MDEP), for which the NEA acts as Technical Secretariat, brings together the nuclear regulatory authorities of 13 countries, including the Russian Federation, to enhance multilateral co-operation within existing regulatory frameworks, to encourage multinational convergence of codes, standards and safety goals, and to implement MDEP products in order to facilitate the licensing of new reactors. In the future, these principles could be applied to the technologies being developed by the Generation IV International Forum (GIF), for which the NEA also provides the Technical Secretariat. the gIf Is aImIng to develop nuclear energy systems that offer Improved sustaInabIlIty, economIcs, safety and relIabIlIty, prolIferatIon resIstance and physIcal protectIon (further detaIls on both programmes can be found at www.oecd-nea.org/mdep and www.gen-4.org respectIvely.

– How safe are modern methods of final disposal of radioactive waste?

– After many years of research in several NEA member countries, the international consensus is that deep geological repositories for radioactive waste provide a technically feasible and safe option for the long-term management of radioactive waste. Through a system of multiple barriers, both engineered and natural, the radioactive waste is kept in safe disposal conditions which prevent any harm to the surrounding population or the environment for the length of time that radioactivity persists. Dispositions are also being built into the current systems under study to enable reversibility and retrievability should such steps be considered necessary or desirable at some point in the future.

– What is the global NEA agenda for nuclear and radiation safety?

– The NEA is concentrating on carrying out in-depth analyses of nuclear and radiation safety, and facilitating corresponding international research, taking into account the recent lessons learnt from the Fukushima Daiichi accident. ensurIng the Independence, technIcal capabIlIty and transparency of the regulatory authorIty, as well as the effectIve ImplementatIon of nuclear safety defence-In-depth by nuclear power plant operators wIth a strong safety culture, fIgure among some of the key recommendatIons for nuclear and radIatIon safety. For new entrants to the nuclear sector, it will be essential to develop a complete basis and infrastructure – human, regulatory, legal, financial and technological – to enable the safe use of nuclear power.

«At the beginning of 2013,

the Russian Federation

became a full member of

the NEA and I am very

pleased to say that co-

operation is increasing

and becoming stronger

in a number of key areas.

I see this as being very

important for the safe,

environmentally friendly

and economical use of

nuclear energy in the

years to come. Russia is

the major player today for

developing nuclear power

in emerging countries».

66

67 эксперТ

the nuclear energy agency

The Nuclear Energy Agency (NEA)

is a specialised agency within the

Organisation for Economic Co-

operation and Development (OECD),

an intergovernmental organisation of

industrialised countries based in Paris,

France.

the nea mission«To assist its member countries in

maintaining and further developing,

through international co-operation, the

scientific, technological and legal bases

required for a safe, environmentally

friendly and economical use of nuclear

energy for peaceful purposes. To provide

authoritative assessments and to forge

common understandings on key issues

as input to government decisions on

nuclear energy policy and to broader

OECD policy analyses in areas such

as energy and sustainable development».

The NEA's current membership consists

of 31 countries in Europe, North America

and the Asia-Pacific region. Together

they account for approximately 85%

of the world’s installed nuclear capacity.

Nuclear power accounts for almost

a quarter of the electricity produced

in NEA member countries.

The NEA has a staff of 82. The 2013

budget for the Main Secretariat is EUR

11.1 million and that of the Data Bank

EUR 3.1 million. These budgets are

supplemented by voluntary contributions.

nea areas of workn Nuclear safety and regulation

n Nuclear energy development

n Radioactive waste management

n Nuclear law and liability

n Radiological protection and public

health

n Nuclear science

n The Data Bank

n Information and communication

AustraliaAustriaBelgiumCanadaCzech RepublicDenmarkFinlandFranceGermanyGreeceHungaryIcelandIrelandItalyJapanLuxembourg

MexicoNetherlandsNorwayPolandPortugalRepublic of KoreaRussian FederationSlovak RepublicSloveniaSpainSwedenSwitzerlandTurkeyUnited KingdomUSA

Members of NEA:

Gös

gen

Nuc

lear

Pow

er P

lant

, Sw

itze

rlan

d

№2

2013

№2

2013

NUKEM Technologies offers a wide

range of activities from conceptual design

to development and supply of individual

facilities (e.g. cementation and high-

pressure pressing equipment), as well as

design, construction and commissioning

of integrated reprocessing plants. The

company with due account of the

sophisticated engineering processes

brings together quite controversial

technical requirements for fire

prevention, ventilation, static analysis

of structures, radiation protection,

efficiency and compactness of production

and equipment, construction schedule,

safe operation, minimisation of spare

part stock, and outstanding reliability.

Conditioning of wastes that cannot

be reused for technical or economic

reasons is an important process stage of

radioactive waste reprocessing. In order

to ensure proper radwaste disposal or

interim storage, the final products of

conditioning should meet strict safety

criteria. The special technologies that

make it possible to reduce the quantity

of the increasing wastes provide for

an efficient use of limited storage

capacities and reduce the costs of

disposal or interim storage. Proper

conditioning and storage of radioactive

wastes significantly contributes to the

protection of environment and future

generations as well.

NUKEM: Over 50 Years of Development of Nuclear Technologies

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

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

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

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

68

№3

2013

{Create:Varvara Nefedieva

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

proJects

competence in radioactive waste management

One of NUKEM Technologies projects is waste reprocessing plant at Chernobyl

nuclear power plant in the Ukraine. The Chernobyl radioactive waste reprocessing

plant was completed in 2009. Nowadays it is being prepared for commissioning. The

turnkey construction of Industrial Complex for Solid Radioactive Waste Management

(ICSRM) was mainly funded by TACIS (Technical Assistance for the Commonwealth

of Independent States) program of the European Commission supported by the

Government of the Ukraine.

ICSRM performs conditioning of solid wastes arising from operation of nuclear power

plant or decommissioning of units 1-3. The reprocessing has three stages. First of

all, the solid radioactive wastes temporarily stored in Chernobyl pools are removed.

Afterwards, these wastes together with the radioactive wastes from decommissioning

of units 1-3 are subject to reprocessing for permanent storage. The technologies used for

reprocessing of low and intermediate-level wastes include such as sorting (combustible/

Chernobyl NPP, Ukraine

69 пракТики

70

№2

2013

compressible/non-compressible wastes),

combustion, high-pressure pressing,

cementing.

Sorting is also performed for long-lived

high-level wastes that are subject to

interim storage at Chernobyl nuclear

power plant. Finally, the conditioned

solid wastes are packaged in casks for

permanent storage.

Within the scope of this project,

NUKEM Technologies handed over

a near-surface reposItory

to Technocenter in late 2007. This

repository is intended for storage of

short-lived radioactive wastes from

Chernobyl after their pre-conditioning.

VEKTOR repository is located at the

distance of 17 km from the nuclear power

plant. Its storage capacity is 55,000 m3

of reprocessed wastes. The repository

provides for radiation monitoring for a

period of 300 years after their disposal.

NUKEM Technologies also offers

innovative solutions for reprocessing of

industrial wastes within the project for

construction of new nuclear power plants.

the approach for radIoactIve waste management has been completely reconsIdered not only durIng operatIon of nuclear power plants, but also durIng desIgn of vver proJect. the on-sIte storage of solId radIoactIve wastes Is replaced now wIth reprocessIng of wastes of dIfferent categorIes produced durIng operatIon. condItIonIng of wastes for InterIm or permanent storage, as well as optImIzatIon of storage capacItIes are key factors when marketIng reactor technologIes In overseas markets.

competency in spent fuel management

Spent fuel management is another key

activity of NUKEM Technologies..

This includes development of various

storage concepts, handling equipment

and technologies for the radiological

characterization of spent fuel assemblies.

NUKEM Technologies has recently

completed the project for development

of spent fuel storage facIlIty for kozloduy nuclear power plant (bulgarIa) built in

consortium with GNS Gesellschaft für

Nuklear-Service mbH. This facility is

intended for safe disposal of spent fuel

discharged from six power units.

The division of works within the

consortium was as follows: GNS supplied

CONSTOR containers, whilst NUKEM

Chernobyl NPP, Ukraine

№3

2013

Technologies was involved in design and construction of

storage premises and was responsible for providing transport

facilities on site. The project was financed by the International

Decommissioning Support Fund managed by the European

Bank for Reconstruction and Development (EBRD). The

facility is designed to store spent fuel for at least 50 years. The

safety appliances and valves comply with the current codes and

standards established by the European Union and Bulgaria.

The facility was officially launched in May 2011.

decommissioning competencies

decommIssIonIng and dIsmantlIng of nuclear facIlItIes Is a sophIstIcated task that demands comprehensIve know-how In the fIeld of technologIes and lIcensIng rIght. It assumes the development of extensIve and customIsed solutIons.

The most recent example in the field of decommissioning and

dismantling of nuclear facility is a project implemented by

NUKEM Technologies together with its French consortium

Design Waste Treatment Center

Kozloduy NPP, Bulgaria

71 пракТики

№2

2013

partner. The remote dismantling of Brennilis in the province of Brittany is one of

the first decommissioning projects for the French nuclear power plants of the first

generation.

This project will make it possible to gain a valuable experience needed for future

decommissioning projects implemented in France and in other countries. The project

involves disassembly of the reactor pressure vessel with its core internals and peripheral

systems, as well as the dismantling and removal of its biological shield. As with most

first-generation reactors, subsequent dismantling was not considered at the Brennilis

construction phase. Therefore, the project-related technical challenges were not only

due to high radiation but also due to extremely complex design of its components.

The engineers from NUKEM Technologies have developed the solutions that have

never been applied before. To ensure efficient and safe remote dismantling, all

decommissioning tools and appliances are tested at test bench that simulates the

actual project conditions in terms of dimensions and material properties. Moreover,

the project has to be implemented with emphasis on reduction of quantity of the

produced radioactive waste as low as possible.

brennIlIs is a nuclear power plant located in the commune of Brennilis in Finistère, France.

The nuclear power plant had one heavy-water moderated gas-cooled reactor (HWGCR) with output power of 70 MWe.

Commissioning: 1967

Decomissioning: 1985

Current status: plant dismantling

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

72

Brennilis NPP, France

№3

2013

– Mr. Kutscher, Germany has decided to withdraw from its nuclear energy program. How do you feel that your domestic market will just disappear?

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

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

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

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

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

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

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

three QuestIons to expert

Ulf Kutscher, Chairman of the Executive

Management Board of NUKEM Technologies GmbH

73 пракТики

74

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

The Program is targeted to reach the level of the best world practices within 15-18 yrs, including:• complete solidification, conditioning and disposal of all types of RAW in all enterprises of the industry (country);•carrying out of top-priority works on conservation of accumulated RAW, including all near-surface storages of LRW, except for TRC (Techensky reservoir cascade)• TRC is switched to water level management per safe marking.

the purpose of the raw management program Is to establIsh a technIcally modern, economIcally effIcIent and ecologIcally secure system of raw management by means of evolutIonary development of raw management Infrastructure facIlItIes, IncludIng dIsposal poInts, raw processIng technologIes, and creatIon of a market of raw management servIces.

Specific strategic purposes are:• creation of a Unified State System of RAW;• creation of transparent economy of RAW management;• solving legacy problems;

• creation of regional complexes for preparation of RAW for disposal;• enrichment technology engineering;• implementation of projects (including the ones on extraction of disposed RAW and disposal of specific RAW);

Possible risks:• non-availability of one of the components of the RAW Management USS (for example, disposal points, RAW transportation and logistics system);• non-balanced development of RAW processing capacities;

• negative impact of additional financial stress on economic activity indicators of enterprises;• untimely decision on placement of disposal points;• forced creation of excessive storage capacities for RAW which are ready for disposal (in cases when there are delays with creation of disposal points) and/or storage capacities for non-conditioned RAW (in cases of untimely development of RAW processing capacities);• forced closing up of LRW pumping;• fast growth of legacy obligations due to

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

Estimated dynamics of loading of storage facilities with solid radioactive waste

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

{Create:Denis Morozov

By ROSATOM State Corporation

№3

2013


unreasonable marking of a considerable volume of accumulated RAW as ready for disposal.

The terms for implementation of the planned events on technology and infrastructure development – by 2030. In the period 2025-2030, the Program shall be reconsidered in part of RAW management from SNF processing, based on the results of working on the new technological platform.

Program Directions:

The Program stipulates the following directions of activities:• completion of the first stage of creation of a Unified State System of RAW Management;• works on solving the issues of nuclear legacy in part of RAW management;• technology and infrastructure development;• financial optimization;• development of social acceptance of RAW management activities;

Program Implementation and Details: Key Stages

In the course of implementation of the Program, certain stage results are achieved, including:

In 2013:n The plans for creation of RAW processing capacities and establishment of regional RAW processing centers have been specified and synchronized.n The development of a special reserve fund of ROSATOM State Corporation for RAW disposal has started; the Investment Program of a National Operator for RAW management is being implemented.

In 2014:n Based on the results of the initial registration, the list of facilities with accumulated RAW and the nature of future works (disposal or conservation) is defined.

n The development of the FTP NRB-2 for the period up to 2025 is completed.n The decisions on placement of 3 RAW disposal points are made.

In 2015:n The first stage of developing of the RAW Management USS is completed. All regulatory acts required for the RAW Management USS are in force. On enterprises, RAW and LLRAW are separated. ONRAW management is performed according to the simplified procedures. Not less than 35% of RAW is conditioned and packed under the acceptance criteria.n The RAW Register and RAW Storage Register are created.n The works on designing of RAW processing capacities for the period up to 2023 are completed.n The plans of enterprises on accumulated RAW management are specified and synchronized with FTP NRB-2.n The events of Directions 1-5 of the Program for the period 2016-2020 are specified.

In 2016:n The packaging of a typical range are licensed and manufactured.n The pilot transportation of RAW to the places of future disposal start.n Not less than 10 regional RAW processing centers are functioning.

In 2017:n The industry transportation system capable of growing capacity of RAW transportation for processing and disposal is established.

In 2018:n The RAW disposal at the newly created disposal points starts.n The dumping of LRW into near-surface water bodies – storages of LRW at PA Mayak FSMC ends.

In 2020:n The system of spent source management is defined.n Not less than 5 regional RAW processing centers are functioning.

n Not less than 80% of RAW is conditioned and packed under the acceptance criteria.n The content of the directions and events of the Program for the period of 2020-2030 are specified.

In 2025:n All systems of the RAW Management USS are functioning, including a deep-earth disposal point.n Not less than 10 regional RAW processing centers are functioning.n Not less than 100% of RAW is conditioned and packed under the acceptance criteria.n The FTP NRB-3 is developed and approved.

Effect of Implementing оf the Program for Creation

of the RAW Management USS

Implementation of the Program will allow, in short term: • breaking negative tendencies in the sphere of RAW management leading to its accumulation;• exclude a possibility of assessing the Russian export nuclear technologies as ones with no back-end;• minimize actual costs in the transitional period at the expense of netting the requirements of the RAW Management USS and capabilities of the industry enterprises (technological, organizational, financial);• make a practical demonstration of dealing with problems accumulated in the sphere of NRB;• lower costs of enterprises on storage of accumulated RAW;increase employment by engaging high-skilled staff into implementation of the new ways to manage RAW.

See additional information www.NuclearSafety.ru

76

№3

2013 Decommissioning of nuclear facilities is now

an industrial scale activity. The development of uniform decommissioning information systems within the Integrated Management System (IMS) for Decommissioning

of Nuclear Facilities will let ROSATOM ensure an efficient management of engineering, organizational and economic aspects of decommissioning process.

Planning and Efficient Management of

Decommissioning Projects

{Author:Denis Morozov

Photo: IAEA

Integrated management system (Ims) for decommIssIonIng of nuclear facIlItIes is a multi-level distributed information system that

ensures an efficient management of decommissioning project and integrates

the necessary scope of engineering and technical information encompassing all

decommissioning aspects and applicable for each nuclear facility or group of facilities.

IMS ensures access to information for all participants involved in decommissioning,

as well as exchange of technologies and experience in decommissioning between all

companies integrated in ROSATOM State Atomic Energy Corporation.

In accordance with the long-term program of ROSATOM State Atomic Energy

Corporation (Decree No. 705 of the RF Government dated 20 September 2008), the

following shall be solved:

• Step-by-step solution of the inherited problems in the field of decommissioning

of nuclear facilities

• Establishment and assurance of Integrated Management System for

Decommissioning of Nuclear Facilities that makes it possible to decommission

nuclear facilities with no design solutions for decommissioning provided

• Introduction of advanced methods for decommissioning project management

at all stages of corporate structures related to decommissioning of nuclear facilities,

establishment of mechanisms for exchange of experience, technologies, and methods

of decommissioning.

the purpose of Integrated management system Includes as follows:• Provide long-term corporate planning of decommissioning works

• Collect and keep knowledge, and ensure its efficient management to implement

the final stages of decommissioning of nuclear facilities

• Ensure safety during decommissioning of nuclear facilities

• Reduce costs during decommissioning of nuclear facilities

• Create and develop the market of engineering services in the field

of decommissioning and export of technologies.

the maIn obJectIves of Integrated management system are as follows:• Introduce modern management methods for decommissioning project at all

levels

• Collect and systematize the experience in decommissioning in order to properly

estimate temporal, financial, and resource costs for implementation of future

decommissioning projects

• Provide information support for planning, design and implementation

of decommissioning works, including works during comprehensive engineering

and radiation safety audit, development of decommissioning concepts, programs,

projects

• Collect and keep engineering and technical information providing means

of representation, content and structure of nuclear facilities based on use of three

dimensional engineering models and approved data transfer formats to other

participants involved in decommissioning at different life cycle stages

• Create viable opportunities for the exchange of experience, technologies and

methods of decommissioning between operators and design bureaus, engineering

companies.

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

188 nuclear facilities prepared for decommissioning

42 nuclear facilities decommissioned1,482,000 sQ. m. of contaminated area rehabilitated.

The Federal Target Program «Nuclear and Radiation Safety in 2015-2020» (FTP NRS-2) being under development considers decommissioning of nuclear facilities as a separate activity.Based on the information provided by ROSATOM


Ims structure. Ims levelsIntegrated Management System (IMS) for Decommissioning

of Nuclear Facilities shall be created in the form

of interconnected three-level information system. IMS levels

include as follows:

• Corporate level that includes ROSATOM central office and

departments, Atomenergoprom managing structures acting

as decommissioning customers and participants and involved

in decommissioning supervision.

• Integrated level that assumes accumulation of engineering and

process information on the main aspects of decommissioning

of facilities of the same group.

• Local level that assumes direct information support for

planning, engineering, and implementation of engineering

and other works related to decommissioning of nuclear

facilities.

organIzatIonal volume ImplementatIonThe IMS corporate level (hereinafter referred to as Systems)

shall be adopted at the following structural departments and

divisions:

• Directorate of Decommissioning of Nuclear Facilities

of ROSATOM State Corporation

• Federal Centre for Nuclear and Radiation Safety, managing

company of back-end management division of ROSATOM

State Corporation

• Entities and subordinated companies of ROSATOM State

Corporation, as well as their subsidiaries (access to proprietary

information).

• Internet users (open access information).

lIst of subsystems the system consIsts of the followIng subsystems:• Data bank of facilities subject to decommissioning

• Decommissioning planning and supervision

• Decommissioning electronic document management and

record keeping

• Database of decommissioning technologies

• Estimation of decommissioning of power facilities

• Decommissioning GIS data representation

• Expert information portal

The data bank of facilities subject to decommissioning uses the

interfaces for data exchange with information system of state

control and supervision of radioactive substances and radioactive

wastes in terms of storage and reprocessing facilities (classification,

activity, geographical position, storage capacity, reprocessing

capacity) that is required for planning of decommissioning

activities and transfer of data regarding the actual and estimated

radwaste quantity. As of today, P-BS1-2 Project for information

system of state control and supervision of radioactive substances

and radioactive wastes has been developed. The possibility and

format of integration are being detailed.

78

№3

2013

General structure of IMS Corporate Level and interfaced systems

By ROSATOM SC

Description of subsystem Description of function of subsystems

Purpose of subsystem

Data bank of facilities subject to decommissioning

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

• register of nuclear and radiation hazardous facilities and contaminated areas with relevant engineering and technical information

• register of state contracts for decommissioning

• register of FTP NRS activities

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

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

Storing and collecting the critical data on decommissioning of nuclear facilities

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

Decommissioning planning and control

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

• Optional planning of strategic programs in the field of decommissioning

• Development, modelling and amendment of strategic (perspective) decommissioning plan

• Development of proposals for decommissioning activities

Information support of management decision-making process in the field of decommissioning

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

Approval of System Conceptual DesignDescription of basic functions of IMS Corporate Level



Decommissioning electronic document management and record keeping

Generation of electronic document archive for decommissioning projects

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

Estimation of decommissioning of power facilities

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

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

Database of decommissioning technologies

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

Provides possibility to select the most optimal technology to perform decommissioning activities

Aimed at foundation of knowledge base in the applicable field


80



Decommissioning GIS data representation

Present charts for representation of data on nuclear and radiation hazardous facilities, control area and sanitary protection zone of nuclear facilities, communities located nearby nuclear facilities, review of nuclear facility arrangement

Provides information support of decommissioning management decision-making process by generating analytical reports and performing GIS analysis

Expert information portal Ensures following functions:

• Information support of participants involved in decommissioning, i.e. companies, suppliers and consumers of services, expert community, other concerned parties in the field of decommissioning of nuclear facilities

• Publication of information regarding technologies from the database of decommissioning technologies

Designed to form open-access data resource to collect and use the information on decommissioning of nuclear facilities and rehabilitation of contaminated area, as well as information on special decommissioning technologies

Information Management Portal

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

Ensures management of all subsystems using single user interface

svetlana sedunova, head of Industrial automation

projects, greenatom Jsc, rosatom common

service centre

«At this stage the Project Team involving the experts

in the field of decommissioning has performed the detailed

analysis in the present context and collected a huge amount of

information on the current processes. The collected data have

provided the basis for the Integrated Management System for

Decommissioning of Nuclear Facilities being developed today.

These data has make it possible to defined the application

environment, describe business processes, establish the

functional requirements, and provide for the proposals for

automated business processes.

The project team that involves the representatives of IMS

customers and contractors had to work in quite difficult conditions

at the stage of business engineering of Integrated Management

System (IMS) for Decommissioning of Nuclear Facilities. This

was due to many different reasons that had a significant impact

on the development of this management system.

The most difficult part was establishing the requirements

for the developed management system. This was due to the

fact that the processes in the field of decommissioning are

currently being in its infancy (i.e. there are no classification

or regulatory framework available so far).

Another significant impact on the IMS development is deemed

to be the fact that this system will be part of the ROSATOM

corporate information system, i.e. all requirements for the

corporate IT systems are to be considered in its design. In this

regard, during the system design the Contractor together with

the experts of Greenatom IT centre had to pay much attention

to the issues related to integration of IMS with other corporate

information systems. Therefore, it was necessary to deeply

analyse the functional scope of different information systems

in order to avoid repetition of works. It was also necessary

to ensure a single input of the data stored in different systems

to ensure their consistency. All the above have stipulated

additional requirements and demanded many factors

to be considered».

Innokentiy linge, directorate of decommissioning

of nuclear facilities of rosatom state corporation

system busIness logIc«The main problem of this project that is, however, typical

for automation projects in companies with no structured

control system is that there is no established decision model

№3

2013

By ROSATOM SC


and management, or, in other words, it has an incomplete

business structure. The unavailability of organizational and

administrative documents, decision model or established

decommissioning management practice has become a huge

problem during inspection of the customer. The analysis

of business processes and definition of decommissioning

domain logic have been performed within IT Project

in cooperation with end customer, first of all, with ROSATOM

middle management that is responsible for decommissioning

of nuclear facilities (i.e. Directorate of Decommissioning

of Nuclear Facilities).

It should be noted here that, despite the analysis of the business

processes that are automated or involved in automation

of Directorate of Decommissioning of Nuclear Facilities,

an important risk for further operation of CMS Corporate

Level acting as an information system to support management

decisions is deemed to be a stability of business logic defined

in the system. The end customer of information system within

the IT project has adopted this risk of the change of the System

business logic».


82

№2

2013

Solution of Current Problems in Design of Decommissioning

of Nuclear Facilities

ROSATOM State Corporation has hosted a panel discussion that has reviewed the problems arising due to amendment of the requirements for the development and content of design

and estimate documentation for nuclear facility decommissioning.

82

№3

2013

{Author:Denis Morozov

Photo: IAEA

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

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

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

results:

According to the results of panel discussion, there has been established and presented the project for the development of industry-related codes and organisational and administrative documents for cost estimation and accounting for decommissioning and rehabilitation of contaminated area and radioactive waste management.

This project is aimed at establishing a unified industry-related classifier of decommissioning works and reference document of industry-related unit prices for nuclear facility decommissioning and rehabilitation of contaminated area. Currently this project is being approved by the Director for Public Policy, on RAW, SNF Management, and Nuclear Decommissioning, ROSATOM to present for the review by Investment Committee of ROSATOM State Corporation.

Besides, there has been established an interagency workshop for preparation of proposals to enhance the legislation of the Russian Federation in terms of nuclear facility decommissioning.

vladimir zimin, head of the research & development centre

for nuclear power plant decommissioning, vnIIaes oJsc

decommissioning planning systems

«Decommissioning planning actually starts five years before the reactor is permanently shut down. However, according to the modern IAEA considerations, there shall be a thorough and clearly organized planning provided at all stages of NPP life cycle to facilitate further decommissioning activities.

All around the globe the continuous planning of decommissioning at all stages of a life cycle of either a particular power unit or nuclear power plant in the whole is based on the established decommissioning plans that are unavailable so far in the Russian practice.

Amendment of the requirements for the scope and content of nuclear facility decommissioning projects is necessary for two reasons, i.e. to ensure compliance with the Russian laws and development of efficient decommissioning management system.

Introduction of industrial unit prices for decommissioning works, radioactive waste management and rehabilitation of contaminated area will make it possible to avoid mistakes in cost estimation of the works to be performed by approximately 40%.

83 законы

84

№2

2013

decommissioning plan

According to Federal Law No. FZ-170, decommissioning planning should be performed for each power unit starting from its design. Subsequently, with due account of the site conditions there shall be introduced the Decommissioning Plan that will replace the current documents and be subject to modification at each stage of NPP life cycle (i.e. design, operation, decommissioning).

The decommissioning plan is essential to keep preparation for decommissioning and decommissioning itself constantly updated considering the available rules, legal framework, technology and scientific knowledge in the field of nuclear power use, as well as considering the state of power unit and availability of financial resources in the special fund».

alexander sobko, general director of raoproJect

«The back-end management shall ensure proper environment of nuclear facility after it has been decommissioned. It assumes either a closedown of nuclear facility or ensuring such a state that prevents any nuclear or radiation hazard whatsoever.

A success in nuclear power development in general is much dependant on the possibility to forecast the actual costs related to decommissioning. Today, there has been established a procedural framework aimed at providing the detailed cost estimation for decommissioning, radioactive waste management, and rehabilitation of contaminated area. There has also been defined a list of works with their cost breakdown as a function of the selected decommissioning and rehabilitation concept to allow for the detailed cost estimation for decommissioning, radioactive waste management, and rehabilitation of contaminated area.

Decommissioning cost estimation should be developed further by detailing specific types of activities associated with decommissioning, as well as cost estimation of particular operations that are unavailable in the applicable reference documents. This is an extremely difficult activity that requires a huge number of specialists to be involved including process engineers, designers, economists, budget officers, production team, construction team, and Rostechnadzor representatives. As a result of this activity there will be established a unified classifier of decommissioning works and reference document of decommissioning and rehabilitation unit prices to be used for decommissioning design».

valery bochkarev, head of radiation safety department, research centre for nuclear and

radiation safety

«The issues that have been addressed at the panel discussion are of great importance, first of all, to understand the particulars of decommissioning of nuclear facilities in terms of development of documents establishing the decommissioning procedures and its difference from the development of design documentation intended for construction, retrofit of capital structures and their parts, and major overhaul under the Town Planning Code of the Russian Federation.

84

№3

2013

The experts who have taken part in the panel discussion are at one in thinking that, according to Decree No. 87 of the RF Government, the content of the design documentation and requirements for its content are not applicable for the design documentation developed for decommissioning of nuclear facilities. Nevertheless, it has been noted that there are no codes and standards so far that contain the unified requirements for decommissioning process. The development of these requirements shall be deemed as one of the main activities aimed at enhancing the legal framework in terms of decommissioning.

I find it more reasonable to develop the mandatory requirements for the scope and content of design documentation for decommissioning in the frame of the Federal Codes in the field of nuclear power use. However, some provisions can be given in detail in the corresponding Safety Guides for the use of nuclear power. This will guide towards the compliance with the mandatory requirements for the scope and content of design documentation for decommissioning, as well as towards the fulfilment of differentiated approach for the development of decommissioning project as a function of nuclear facility complexity, specifics and level of nuclear and radiation hazard considering the scope of engineering and radiation survey, which results are the basis for the development of design documentation for decommissioning with due account of differentiated approach.

It may result in establishment of some unified classifiers of works for preparation for decommissioning and decommissioning of nuclear and radiation hazardous facilities. Such document can be developed with due account of the international experience, e.g. experience obtained by OECD Nuclear Energy Agency (NEA) and International Structure for Decommissioning Costing (ISDC)».

85 законы

№3

2013

Spent nuclear fuel (SNF) is a valuable product. It contains a lot of valuable isotopes that have great potential for the nuclear energy system. The rate of return in regard to extracting isotopes from SNF is increasing every year, with the value of SNF increasing accordingly. However, SNF is also a hazardous product with fission products, cesium, cobalt and other sources of radiation making it heavy to handle. It both, it emits radiation and produces heat, and also produces hydrogen if stored in water.

The combination of these properties makes SNF handling a most difficult task that involves developing and establishing elaborate procedures.

As a rule, SNF has been owned by the state in the USSR and Russia. However, Federal Law 13-FZ «On the Specifics of Management and Handling of Assets and Shares of the Organizations Performing Activities in the Field of Nuclear Energy and on Making Amendments in Some Legal Acts of the Russian Federation» came into effect on February 5, 2007 and restated Article 5 of Federal Law 170-FZ «On the Use of Atomic Energy» to read as follows: «Nuclear materials can be owned by the state or legal entities... The right of ownership for the property specified in this article shall be granted and terminated on the grounds provided for in the civil legislation».

This is how we now have in Russia the SNF owned by legal entities (not the state).

Therefore, the approach to managing SNF handling has changed greatly: it used to be the prerogative of the state but now the SNF producer (owner) is supposed to think how to handle SNF and how to finance packing, transporting, storing and processing of SNF. Furthermore, the Russian legislature currently has only one provision concerning SNF handling (Federal Law 188-FZ dated 02.07.2013, Article 15, section 1, clause 11): The State Corporation for Atomic Energy ROSATOM, for the purposes stipulated by this Federal Law, shall manage spent nuclear fuel and radioactive wastes including their disposal.

fortunately, there are not so many snf producers In russIa today: fIrst of all, It Is rosenergoatom concern oJsc (97% of productIon) as well as research InstItutes, Icebreaker fleet and the mIlItary-marItIme feet. All of them are, to a certain extent, controlled by the state and perform their activities in compliance with the established rules approved by the state administrative body (State Corporation for Atomic Energy ROSATOM). If this were not the case, one can easily

Federal Law on SNF Handling

Spent nuclear fuel is a unique material that is inevitably produced when operating any nuclear reactor.

And since Russia does not intend to stop using nuclear power, nuclear medicine, etc., we will have to deal with SNF.

86

imagine the chaos in the SNF handling sphere: one producer may decide to build a processing plant and other producers may start burying SNF or pack it in dry containers and store them at the site. Also there is a quite possible situation when nobody does anything in regard to SNF handling: waiting for some new cost effective technology solutions to be developed, SNF will be stored in SNF pools, corrode and decay.

Moreover, the principles of environmental compliance and enforcement have been changed, they now being the primary objective of any SNF activity. Any large-scale SNF activity is subject to long-term risks analysis, approval by the state environmental expert board and public debate. Otherwise it will not be allowed.

And finally, Russian nuclear fuel cycle enterprises operate in an open market environment planning their long-term profit and loss. In order to ensure their effective performance, the basic rules of the game are required: allowable SNF handling methods, tariffs, guarantees, etc. It is even more important for the Russian enterprises entering the international market: the striking difference between the elaborate rules being in effect «there» and there being no rules «here» can have an adverse impact on economy, on environment and on safety.

all the saId above suggests that russIa needs the federal law on snf handlIng.

We can say that Russia does not have the legal framework in regard to

SNF handling. In the absence of the single law, the SNF handling principles are stipulated in «indirect» federal laws: n Federal Law «On the State Corporation for Atomic Energy ROSATOM» (No. 317-FZ dated 01.12.2007)

n Federal Law «On the Use of Nuclear Energy» (No. 170-FZ dated 21.11.1995)n Federal Law «On the Radiological Safety of the Population» (No. 3-FZ dated 09.01.1996)n Federal Law «On Sanitary and Epidemiological Well-Being of the Population» (No. 52-FZ dated 30.03.1999)n Federal Law «On Special Ecological Programs of Rehabilitation of the Soil subject to Radioactive Contamination» (No. 92-FZ dated 10.07.2001)n Federal Law «On Environmental Protection» (No. 7-FZ dated 10.01.2002)

Apart from the federal laws, there are government decrees regulating certain aspects of SNF handling: for example, the issue of SNF import is addressed in Government Decrees No. 421 dated 14.06.2002, No. 418 dated 11.07.2003, No. 587 dated 22.09.2003 and No. 588 dated 22.09.2003.

In addition, there are intergovernmental agreements on SNF import that specify the terms and conditions for cooperation with each of the partner states in the sphere of SNF handling.

Indeed, it is not quite convenient to work

with this number of documents, but in general it is possible. The need for the Federal Law on SNF handling is driven, in my opinion, by another reason. In the first place, SNF handling must be predictable. Even before the nuclear fuel is loaded into the reactor, we should know what will happen after it is removed from the reactor: where it will be conditioned, whether it will be sent directly for processing or for storage, how long it will be stored, how it will be processed, where it will take place, how the products derived after processing will be used, etc.

This rule will make it possible for us to avoid the problems similar to those that we are trying to resolve now in regard to SNF of Beloyarsk and Bilibinsk NPP and SNF of some transport nuclear installations: this fuel has outlived its useful life and does not earn profit any longer, but we are trying to find the solution what to do with it and developing the methods for its transportation and processing only now.

In order to avoid such situations in the future, it is necessary to formalize the SNF handling procedure in the legislation and prohibit to use the fuel, for which such procedure was not developed.

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

«

»

{By Editor

87 законы

88

№3

2013

The design lifetime of Bilibino NPP units with EGP-6 graphite-water reactors,

commissioned in 1974-1976, was 30 years. Due to relevant measures, the term in

commission of Units 1-4 of Bilibino NPP was prolonged up to 2019-2020.

The design of Bilibino NPP did not provide for any technology and transportation

means to move radiated fuel assembly (RFA) within the plant territory or remove SNF

from the plant territory. Currently, the key option to manage RFA is long-term «dry»

storage within the plant territory in the existing cooling ponds.

According to the Order by ROSATOM SC dated 7.12.2012 №1/1175-P «On final concept

of SNF management at Bilibino NPP», the fInal stage of managIng snf from egp-6 Is radIochemIcal processIng. The processing will be carried out at the

PA Mayak FSMC radiochemical plant in the section for stripping and penalling (SPS)

which is currently being created. SPS is planned to be commissioned in 2016. Processing

of SNF from Bilibino NPP will start after processing of SNF from the AMB reactors (up

to 2021) and corresponding modernization of the SPS equipment from 2023.

To ensure SNF transportation from the plant territory of the plant units required to be

removed from operation, it is necessary to develop new equipment and technologies to

manage RFA and RAW produced in the result.

To get ready for transportation of accumulated SNF from the reactors EGP-6 to remove

Bilibino NPP from operation, it is necessary to solve the following issues:

1 Develop and manufacture the required number of containers for transportation and

packaging (TPC) to transport SNF of EGP-6; service equipment to manage TPC

during the transportation.

Unique Transportation of SNF from Bilibino NPP A program has been

developed to prepare transportation of

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

{Create:Varvara Nefedieva

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

Bilibino NPP was built in 1974-1976, and consists of 4 units EGP-6, NPP rated electric power – 48 MWt. The NPP makes about 80% of electric power produced in the isolated Chaun-Bilibino power system and is the single option for heat supply of Bilibino.

Location: Chukotsky Autonomous Region, distance to the satellite city (Bilibino) – 4.5 km; to the regional administrative center (Anadyr) – 610 km.

The working lifetime of Units 1-4 of Bilibino NPP has been prolonged up to 2019-2020.

2 Develop the design and working documentation for building of land preparation

canisters and reconstructing the central hall; develop a technology and equipment;

prove safety of the above. Get a favorable conclusion from the State Expert Evaluation

Department.

3 Build IPA and reconstruct the CH of Bilibino NPP; install, setup and commission

technological equipment of the complex cutting and installation SNF canister.

4 Prepare the infrastructure of PA Mayak FSMC, including the infrastructure to

manage RAW.

5 Prepare the infrastructure to transport SNF of EGP-6, including:

n construction of a road to Keperveyem Airport;

n modernization of Keperveyem Airport to land heavy planes;

n construction (if necessary) of reloading points and equipping them with the required

mechanisms and systems;

n purchase (creation, if necessary) of transportation means for TPC.

6 Prepare RFA of EGP-6 at Bilibino NPP for transportation; transport them from

Bilibino NPP to PA Mayak FSMC and carry out radiochemical processing of SNF.

Financing for the program is assumed by the Federal Budget and Rosenergoatom Concern, OJSC

Bilibino NPP Photo: ROSATOM Communications Department


№2

2013

The development of nuclear power generation with a closed nuclear fuel cycle is the strategic direction being taken by the ROSATOM State Corporation. This is conditional both upon the need to increase

the efficiency of use of natural uranium by including fast neutron reactors with fuel reprocessing in the structure of nuclear power-generating structures and upon the need to reduce the amounts of spent nuclear fuel that is retained.

In October 2013, a joint meeting took place at ROSATOM State Corporation

of topical science and engineering councils No. 1 – Nuclear Power Generating

Installations and Atomic Power Stations, No. 5 – Back End Stage of the Nuclear

Fuel Cycle, and No. 8 – New Technological Platform of Atomic Power Generation;

this meeting was dedicated to questions of recycling fissile material in thermal

reactors (repeated recycling of REMIX fuel) with the goal of resolving the issue of

accumulation of spent nuclear fuel.

Primary conclusions:The components of a nuclear power-generating structure: reactors, which generate

energy and reprocess fuel, and elements of the structure of the nuclear fuel cycle –

storage, processing, production of fuel, and handling of radioactive waste – are closely

tied by physical, technological and economic indicators. The priority departmental

task is creation of an optimal linked structure for nuclear power-generating capacity

and the closed nuclear cycle on the basis of the development and implementation of

new reactor technologies, technologies for the processing of spent nuclear fuel and

production of mixed uranium-plutonium fuel and its utilization in fast neutron and

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

{Create:Denis Morozov

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

Balakovo NPP Photo: ROSATOM Department

№3

2013

90


thermal power-generating reactors. The search for and analysis of optimal variants

for the realization of this strategic direction, the development of nuclear power

generation with both thermal and fast neutron reactors and with a closed nuclear fuel

cycle, is a top-priority goal.

One of the variants for closing the nuclear fuel cycle is the concept of utilizing

REMIX fuel, developed by the V.G. Khlopin Radium Institute together with the

Kurchatov Institute National Research Center, which proposes both using a scheme

for processing spent nuclear fuel from Voda Voda Energo Reactors without fission of

uranium and plutonium and also simultaneously using isolated dioxides as one of the

components of the fuel composition.

Decision of the Scientific and Engineering Council: To recommend to the Director on State Policy in the field of radioactive waste,

spent nuclear fuel and nuclear decommissioning of ROSATOM State Corporation

and JSC Rosenergoatom and JSC TVEL, that there be developed and implemented

a program for the scientific research of technologies for processing spent nuclear

fuel and verification of the usability of REMIX fuel, as well as for scientific issues

that need to be worked out, which were voiced in the process of the meeting of the

scientific and engineering councils.

ROSATOM State Corporation

92

Global Trends in Spent Fuel Management

According to IAEA estimates, by 2020 the total amount of stored (i.e. not reprocessed) spent fuel generated worldwide will

be more than 300 000 tons what makes the problem of back end management of a much higher concern for all countries producing nuclear power.

{Create:Sergey Panov

Fotos: IAEA, ROSATOM

92

№3

2013

Worldwide Options for spent fuel managment

By IAEA

direct disposal of spent fuel (sweden, canada, usa* etc.)

Direct disposal of spent fuel means storage of spent fuel for more than 40 years

and its further disposal in underground repository. This option assumes setting up

a state fund with regular contributions made by originators of spent fuel (i.e. NPP

operators) on account of sold power. This fund will be used for financing all activities

related to spent fuel management. Nowhere in the world this option has been fully

implemented so far.

The direct disposal of spent fuel includes the following stages:

n Temporary storage of spent fuel

n Transfer of spent fuel to interim spent fuel storage facility

n Interim spent fuel storage

n Drying, packaging and confinement of spent fuel

n Disposal of casks in geological formations.

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


94

reprocessing (france, uk, russia, china, India, Japan*)

Reprocessing means spent fuel regeneration (radiochemical

reprocessing), reuse of uranium and plutonium in slow (single

use) or fast (multiple use) reactors with further disposal of

high-level long-lived wastes in the underground repository. It

assumes that the originator of the spent fuel will cover all the

expenses related to spent fuel management (transportation,

storage and reprocessing) until it is transferred to specialized

facility. The services on disposal of high-level wastes are

covered additionally. The fission products are used for

producing new (regenerated) fuel.

The radiochemical reprocessing of spent fuel includes the

following stages:

n Temporary storage

n Regeneration

n Reuse of fission products in MOX-fuel (for thermal or fast

reactors) or fuel assemblies with regenerated uranium

n Spent MOX-fuel management (further reprocessing

and reuse if it has been used in fast reactors or disposal after

temporary storage if it has been used in thermal reactors) and

fuel assemblies with regenerated uranium

n Interim storage of high-level and intermediate-level wastes

n Disposal of wastes in geological formations

However, there is a need for more container transfer operations

between nuclear fuel cycle facilities.

It should be noted that only France, UK and Russia has the

industrial practice of reprocessing spent fuel at their radiochemical

plants. The technologies of spent fuel reprocessing are being also

developed in Japan, India, and China.

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

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

№3

2013

swedish open nuclear fuel cycle (direct disposal of spent fuel)

By SKB


Most countries (nearly twenty of them) producing nuclear

power have postponed the decision to be made later (the so

called «wait and see» position). A key element in this case is

deemed to be an interim storage of spent fuel.

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

During spent fuel reprocessing (closing nuclear fuel cycle):

n Long-term high-level and intermediate-level wastes

will not contain significant amount of fission products

what mill make their disposal nuclear safe

n Single plutonium recycling in thermal reactors along with uranium effectiveness reduces the quantity of the stored spent fuel by 8 times. When plutonium is recycled in fast reactors, the quantity of spent fuel will decrease by 20 times

Possible Assumptions for Different Spent Fuel Management Stages Assumptions for spent fuel storage:

n On-site wet storage

n On-site dry storage

n Centralized storage (wet and dry)

n Eternal storage.

However, there are some risks of losing the competences,

technologies, information, integrity of the spent fuel assemblies

(accidents due to corrosion on construction materials,

including self-sustaining chain reaction). Besides, “eternal»

storage means never-ending expenses.

Assumptions for spent fuel disposal:

n Political risks with economic impacts (when new

administration takes new decisions)

n If nuclear power in countries like the USA is developed at

the same pace, then each 50 years it will require the advent of

new repositories like the one in Yucca Mountain

n Negative attitude by the public

n Demand for long-term (constant) monitoring

Assumptions for closed nuclear fuel cycle with spent fuel reprocessing:

n Different options of closed nuclear fuel cycle for thermal

and fast reactors

n New types of fuel (uranium oxide, MOX, nitride, metal)

lead to new reprocessing technologies (water and non-water)

n The priority is given to economics (the easier the cheaper),

safety (the more sophisticated, the more expensive), and

additional resources (recycling of fission products)

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

Reprocessing, Purex+, third generation (separation and recycle U,U+Pu, MA), radioactive waste disposal

Reprocessing, Purex+, second generation (UP-2, UP-3), MOX, disposal of HLW and ILW

Reprocessing, Purex+, first generation (РТ 1, discharges)

Open cycleDirect disposal

By EDF

Comparison of Full Nuclear Fuel Cycle Models

the french nuclear fuel cycle includes the following:

n One supplier of fresh fuel for the French nuclear power plants (AREVA).

n One supplier of spent fuel management services (AREVA)

n AREVA Group is the supplier of technologies and equipment for overseas

nuclear power plants and spent fuel recycling facilities

n The reprocessed spent fuel products are in the scope of EDF, an entity that

operates all nuclear power plants in France

n The only option offered for overseas suppliers of spent nuclear fuel is when high-

level wastes of spent fuel are returned back since the disposal of high-level wastes

received from other countries is prohibited in France

the main risks and restrictions of french model of full nuclear fuel cycle

are as follows:

n Today, the model does not provide a full cycle for overseas spent fuel

n There is a risk of accumulation of «unclaimed» nuclear products of reprocessed

overseas spent fuel in France or in customer countries

n In view of the plans to construct by 2025 a long-lived HLW and ILW final

disposal facility, the French model provides a full spent fuel cycle for the French

nuclear power plants

n In view of the plans to build fast reactors after the 2040, the French model will

provide for a full cycle of regenerated nuclear materials (primarily plutonium)

96

№3

2013

the us nuclear fuel cycle includes the following:

n Diversification of uranium supplies, conversion, enrichment of fresh fuel for any

nuclear power plants

n Diversification of technologies for temporary spent fuel storage

n Government responsibility for final disposal of spent nuclear fuel (without

ongoing project)

n US supervision over management of US-produced spent fuel abroad

n No legal responsibility of the United States for further future of spent nuclear

fuel from abroad (excluding highly enriched fuel for research reactors)

the main risks and restrictions of the us model of full nuclear fuel cycle

are as follows:

n Termination of Yucca Mountain Project and no prospects for processing,

recycling and disposal of high-level wastes leaves the only option, i.e. indefinite

interim storage of spent nuclear fuel at NPP that has the following risks:

• degradation of spent fuel assemblies and interim spent fuel repositories

in future

• high expenditures on final disposal of spent nuclear fuel (growth of the Nuclear

Waste Fund for Spent Fuel Management)

• low appeal of the US nuclear power and services for US and foreign energy

companies

n US supervision over nuclear products contained in US spent fuel for the purpose

of non-proliferation makes it extremely difficult to recycle spent nuclear fuel and

regenerated nuclear products in the third countries

n Refusal of USA from previous idea of a global partnership (GNEP) leaves no

space to ensure full cycle of foreign nuclear fuel produced in the United States


№2

2013

the russian nuclear fuel cycle includes the following:

n Single supplier of fresh fuel for Russian and foreign nuclear power plants

(TVEL JSC)

n Two suppliers of spent fuel management services (PA Mayak and Mining

& Chemical Combine) integrated in ROSATOM State Corporation

n The reprocessed products are in the scope of PA Mayak and Mining & Chemical

Combine (as of now only in terms of spent fuel storage, but in future they will have

capacity for its reprocessing)

n For foreign suppliers of spent fuel produced in Russia there are options for return

of reprocessed products (radioactive wastes) and their disposal in Russia

n There is no practice of importing overseas spent fuel to Russia, though it provides

no legal restrictions for doing so

the main risks and restrictions of the russian model of full nuclear fuel cycle are as follows:

n The model provides for full spent fuel cycle providing Russia fulfils its plans for

construction of long-lived HLW and ILW final disposal facility (in Nizhnekansk

mass rock of the Krasnoyarsk Territory) within the period of 2020-2025, as well

as enhances the scale of spent fuel reprocessing and producing MOX fuel

n The Russian legislation and infrastructure makes it possible to ensure full life

cycle of overseas spent fuel produced in Russia

n The prospects for development of fast reactors open up the opportunities for

disposal of plutonium from both Russian and overseas spent nuclear fuel produced

in Russia

n Interrelation between reception of overseas spent fuel for reprocessing and

delivery of fresh fuel for overseas nuclear power plants provides a full life cycle, but it

encompasses the following risks:

• monopoly of a supplier of fresh fuel and associated services (procurement

of uranium , conversion, enrichment, fabrication) entails a weak control

of delivery price for fresh nuclear fuel

• risk of failure to deliver the products in event of an accident or hold points

(e.g. fabrication)

• monopoly of a supplier of spent fuel management services may cause

an uncontrolled growth of price for the services related to spent fuel management,

• political risks associated with changes in the Russian legislation or positions

of regional authoritiesPA M

ayak

, Rus

sia

financial aspects of spent fuel

management optionsIt seems difficult to estimate the precise costs of back-end

management due to novelty technologies to be used and long

dates of their implementation.

the uncertainty when comparing the options arises

primarily due to different estimation of the following:

n Cost of regeneration (reuse) and disposal of spent

nuclear fuel

n Cost of natural uranium

n Cost of plutonium in case it is used in thermal or fast

reactors

n Forecasts of economic development

n Inflation and discount rates

The back-end management economy is strongly dependent

on the adopted national policy and availability of the relevant

technologies.

numerous studIes held by the InternatIonal atomIc energy organIzatIons In 2000 and 2011 showed that the dIrect dIsposal costs amount to 40-80% of the cost of spent fuel management In closed fuel cycle. In all fairness it has to be said

that the comparison assumed closed nuclear fuel cycle with

MOX fuel to be used in thermal reactors (it is deemed to be

too premature to perform same analysis for closed nuclear fuel

cycle with fast reactors due to high uncertainty in technical

and economic characteristics of the relevant technology). The

estimates obtained are strongly dependent on the projected

uranium prices, cost of fuel regeneration, spent MOX fuel

management, as well as discount rates. For example, if the

cost of radiochemical reprocessing of spent fuel is $1000 per

kg of uranium, the price for natural uranium shall be $370 per

kg (the current rate is ca $90) making regeneration process

break-even.

The costs of back-end management amount to a small fraction

of generation cost of nuclear power plants (less than 5%). Thus,

it is quite possible that the economic considerations will not

be determinant when finalising the spent fuel management

option.

the maIn source of funds for spent fuel management abroad Includes allocatIons from the nuclear power electrIcIty rate. The

target public investment can be applied in addition to these

allocations. Thus, for example, 75% of the nuclear waste funds

in Finland are formed by charges included in the nuclear power

electricity rate, and 25%, by public investment. Each country

defines the amount of these charges by itself. The amount of

the charges may be subject to adjustment from time to time

as a function of the required amount of funds to cover the full

spent fuel cycle costs.

In the US the allocations to the nuclear waste fund assume

0.1 cent per 1 kWh of energy produced by nuclear power plants.

It is approximately 3-5% of the average cost of its production.

Nuclear power contributions in the US are of two types:

n One-time contribution in the amount of 0.1 cent per

1 kWh of electricity produced by nuclear power plants before

establishment of Nuclear Waste Fund (7 April 1983)

n Permanent contributions (quarterly) in the amount

of 0.1 cent per 1 kWh of electricity produced during the

reporting period

In France, the contributions to savings fund (spent fuel

management, radioactive waste and decommissioning funds)

are established by the Accounting Chamber and considered an

electricity rate premium. Prior to 2004, this premium for EDF

operator was 5%. Since 2004 it has been 10%.

In Sweden, the national contributions to the Nuclear Waste

Fund amounted to 0.019 SEK in 1996 (~ $0.266) per 1 kWh

of electricity produced by nuclear power plants, and in recent

years they have been reduced up to 0.011-0.008 SEK per 1 kWh

(~ 0.15-0.11 cent).

In Finland, the NPP operators make contributions to the

Nuclear Waste Fund by electricity rate premium in the amount

of approximately ~10%.


№3

2013

main principles of spent fuel management in russia

Spent fuel management system being established now in Russia will make it possible

to ensure safe disposal of spent nuclear fuel at all stages from spent fuel storage in

NPP ponds to disposal of radioactive wastes after radiochemical reprocessing. In

addition, a clear system that all participants can understand will create a favourable

investment climate for spent fuel disposal facilities.

the maIn purpose of the spent fuel management concept is attributed to the

development of nuclear power and nuclear industry in Russia.

the maIn obJectIves of the spent fuel management concept include as follows:

n Dealing with issues of historic preservation in view of spent fuel management

with a deferred decision

n Establishing infrastructure for cost-effective and environmentally friendly

management of spent nuclear fuel and its products

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

recommendations.

100

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

the top prIorIty of the spent fuel management concept

implemented in Russia is to ensure nuclear, radiation and

environmental safety, physical protection and safety of fission

products, as well as to ensure no burden on future generations.

the maIn prIncIple of state policy in the field of spent

fuel management is spent nuclear fuel reprocessing to ensure

environmentally friendly management of fission products to

return the regenerated nuclear materials into nuclear fuel cycle.

the way to implement the spent fuel management concept

is to set up a state system of spent fuel management system

in the Russian Federation that includes legal, administrative

and financial mechanisms, as well as the necessary human

resources and infrastructure.

the current codes & standards for spent nuclear management in russia are outlined in

the following legal acts:

n Federal Law No. 170-FZ on use of atomic energy dated 21

November 1995

n Federal Law No. 3-FZ on radiation safety of population

dated 9 January 1996

n Federal Law No. 52-FZ on public sanitation and disease

control dated 30 March 1999

n Federal Law No. 92-FZ on special environmental

programs dated 10 July 2001

n Federal Law No. 7-FZ on environment protection dated

10 January 2002

n Federal Law No. 317-FZ on ROSATOM State Atomic

Energy Corporation dated 1 December 2007.

The strategic activity of the implemented concept is

attributed to closed nuclear fuel cycle to ensure exhaustive

use of natural nuclear fuel and fission materials generated

by reactor and minimize radioactive wastes and isolate

(dispose) radioactive wastes.


102

№3

2013

Enterprises of the ROSATOM State Corporation and many out-of-the-industry organizations have a strong demand for isotope production, now satisfied mainly due to imports.

The scope of interests of VNIINM Isotope Center is currently

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

The most important and popular of all the isotopes is the boron-10. It is used in fast neutron reactors as a single-source absorber that works perfectly throughout the neutron energy range.

Currently there is only one fast neutron reactor (FN-600) that works across the globe: the Beloyarsk nuclear plant (NPP). The first stage of physical start-up (start of fuel charging) of the second neutron reactor (FN-800) on the Beloyarsk nuclear plant is expected in late 2013. Power start-up of the generating unit (start of the power generation) is planned for 2014. It is expected that over time, similar generating units will also be built at other nuclear plants.

Materials that include Boron-10, in the form of boronated steel and borated aluminum alloys, are used in some countries, USA and Japan, in the manufacture of containers for transport and storage of burnt fuel elements.

Russia, because of lack of the Boron-10 production, can not yet afford such production, and uses boron from natural isotopic composition which is five times less efficient.

Also Boron-10 is used in nuclear medicine, for example, in equipment for boron neutron capture therapy (BNCT) of cancer.

Isotopes for Fast Reactors

The Competence Center of Isotope Technology at the Research and Development Institute of Inorganic Materials (VNIINM) was

created, and in the future it might become the basis for domestic production of stable isotopes of Boron-10, Nitrogen-15 and others.

{Author:Varvara Nefedieva

Before the USSR collapsed, enrichment of Boron-10 took place at a single enterprise of Minsredmash (Ministry of Engineering Industry), at the Institute of Stable Isotopes in Georgia. In recent years it was supplied to Russia from there. But at present, production in Georgia has virtually stopped.

Another isotope, which may promote development of new directions of nuclear power engineering, is nItrogen-15. It is promising as a component for high-density nuclear fuel – a nitride fuel, which is now being developed within the Breakthrough project that combines the basic provisions for the nuclear fuel cycle closure and new technological platform. Nitride fuel has a lot of advantages, but its use is associated with environmental risk. Replacing its component, the natural nitrogen, to the Nitrogen-15 will help to eliminate the breeding of carbon radioactive isotope in the nuclear cycle. The key element for avoiding risks in development of this direction of nuclear power engineering is to work out the isotope Nitrogen-15 high technology project, and to create its full-scale production in the future.

Other promising isotopes of light elements which used to be produced in Russia once (but no longer) are oxygen-18 and carbon-13. They are in demand primarily in medical centers.

Cost of enriched boron in Ceradyne, Inc (USA)

Beginning of 2013 – $16,000 for 1 kg

End of 2013 – $42,000 for 1 kgAccording to VNIINM

Alexander Semenov, Director of the branch of engineering and performance of special non-nuclear materials and isotope products, VNIINM:

«Organization of the Competence Center of Isotope Technologies is a significant event, as this strategically important and very high-tech direction was strongly affected in recent decades due to the absence of large-scale projects.It is very important that the initiative of VNIINM in this area has been supported and understood by TVEL Fuel Company. After all, if we talk about the largest and most promising directions in the field of isotopes of light elements production, firstly, they relate to nuclear power engineering, namely to the issues of nuclear fuel, control and protection systems, transportation and storage of burnt fuel elements – the activities of TVEL Fuel Company».

Valentin Ivanov, General Director of VNIINM:

«A united industry center, which would be able to lead all the works on isotopes, still does not exist. Nowadays it is abundantly clear where a significant amount of stable isotopes, which are not produced in Russia, can be applied. For instance, there is a fast reactor with nitride fuel assemblies developed within the Proryv Project with an active participation of VNIINM. Yet, it is essential to deal with the high-toxic radiocarbon production. And there is only one way to deal with this problem, i.e. to use nitrogen-15 in the nitride fuel. Last year VNIINM commenced its research activities in this field together with Mendeleyev University of Chemical Technology.The initiative of VNIINM scientists to establish an industry expertise center is supported by TVEL Fuel Company, but so far it is only a declaration. Unfortunately, today the Russian nuclear industry does not have a marketing system. Scope of application of stable isotopes is a serious and interesting market. It is a subject to all market rules; before starting production, first you need to justify it, calculate the potential internal and external consumers who should get on return the final integrated product. All the nuclear power plants that use boric acid for thermal neutron reactors can be consumers».

According to VNIINM

103 инновации

№2

2013

104

№3

2013

One of STUK’s tasks is to assure that nuclear waste management and disposal is performed safely and according to safety regulations. The basis of STUK’s regulatory work is given in safety requirements issued in Nuclear energy act and decree and in Government decrees. More detailed safety requirements are given In YVL regulation prepared by STUK.

The YVL regulation also describes the re-view and assessment and inspection work that STUK performs. In other words, the YVL regulation describes the requirements for regulatory review and witness/hold-points for nuclear facility planning, con-struction, operation and decommissioning or closure in case of disposal facilities.

control of rw and snf

STUK is regulating all nuclear waste management in Finland. This includes management and disposal of operation low and intermediate waste (LILW), stor-age of spent nuclear fuel, planning for spent fuel disposal and decommissioning of nuclear facilities. The disposal facili-ties of NPP have been in operation since 1990’s. The main focus of waste manage-ment is in Olkiluoto spent nuclear fuel re-

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

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


Photo: Posiva Oy - Onkalo

pository construction license application, which Posiva submitted to government in the end of year 2012.

finansing STUK works budgetary as part of gov-ernment. The regulatory work needed for waste management and disposal is, however, charged directly from licensees. This has been a well functioning system for several years and enabled more flexi-ble resource management. It has allowed STUK to adapt its resources to increasing regulatory work load from new NPP and repository projects.

legislation

Finland’s policy for nuclear waste man-agement is described in Nuclear energy act and decree and in Government decree for safety of nuclear waste disposal. The policy is disposal of nuclear waste in Finn-ish bedrock. The Nuclear energy act also defines that nuclear waste producer is

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

responsible for waste management in its entirety including implementation of dis-posal and financing of all activities. This means that in Finland don’t have specific waste management fees, but companies are paying directly for management ac-tivities. The licensees having waste man-agement obligation are also financially responsible for activities needed for stor-age, transport, conditioning and disposal of nuclear waste. For a guarantee, the companies having waste management obligation are required to pay the esti-mated amount of money needed to a state controlled waste fund. Funding targets are estimated and decided yearly.

The same principles are valid also for other radioactive waste. However, since many of the producers of institutional radioactive waste don’t have capabilities for waste management and disposal, gov-ernment takes care of the waste. Produc-ers are obligated to settle a lump sum for financing the waste management.

work with public relations STUK is open and transparent to public. STUK’s policy is to serve public and help them get information they need. STUK is also transparent towards media and ex-

nuclear power in finland

Finland has four nuclear

reactors in two power plants.

They providing nearly 27 % of

its electricity.

Loviisa NPP has two reactors

type VVER-440 / V-213.

It is operated by Fortum

Corporation.

Olkiluoto NPP has two

reactors type BWR. It is

operated by Teollisuuden

Voima Oyj.

The fifth reactor (European

Pressurized Water Reactor

— EPR) is now under

construction on Olkiluoto NPP

by French company Areva.

And the sixth reactor is

planned in 2015.

105 пракТики

The nuclear power plants in Finland

4 reactors at 2 sitesperts are encouraged to give interviews about their own areas of interest when asked.

STUK is taking actively part in interna-tional activities in area of nuclear safety and also nuclear waste safety. Work is mostly focused for development and har-monization of international requirements in IAEA and WENRA. As a member state of European Union STUK participates also actively in European regulators forum ENSREG.

106

№3

2013

106

main principles of work

Posiva Oy was established in 1995 to manage the final disposal of the spent nuclear fuel produced by its owners, Teollisuuden Voima Oyj and Fortum Oy. The principles of responsible energy production require that the producer of the waste also takes care of its disposal in a safe and practical manner.

Posiva is owned by Teollisuuden Voima Oyj (60%) and Fortum Power & Heat Oy (40%), both of which share the cost of nuclear waste management.

Posiva Oy's main task is the final disposal of spent nuclear fuel generated at the nuclear power plants of Loviisa and Olkiluoto.

finland's policy on nuclear energy

and nuclear legacyThe responsibility for nuclear waste management lies with the nuclear power companies, who must take care

of the measures associated with the management of the nuclear waste they have generated, and bear the costs for these measures. According to the Finnish Nuclear Energy Act, all nuclear waste must be treated, stored and disposed of within the Finnish borders, and no nuclear waste from other countries shall be imported into Finland.

The Finnish power companies take care of their own reactor waste as well as of the decommissioning waste from nuclear power plants. Both reactor waste and decommissioning waste are disposed of in the reactor waste repository. The power companies takes also care of the interim storage of spent nuclear fuel.

the fees for rw and snf

in finlandThere are no fixed fees, since the nuclear waste management fees are assessed and set based on the amount of nuclear waste that has arisen each year.

For instance, in 2012, nuclear power companies TVO and Fortum, paid altogether 83 million euro to the State Nuclear Waste Management Fund.

The costs for the waste management are estimated annually by Posiva, based on the amount of waste that has arisen. With this regard, Posiva compiles waste management scheme, where the costs are specified for different waste management measures. Ministry of the economy and employment approves the scheme, which is basis for the annual fees.

The fees are based on the annual schemes, where the management costs are broken down, consisting of, e.g. the construction cost of encapsulation

The COST OF eleCTRICITy OF nUCleAR POweR PlAnTS

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

Onkalo Photo: Posiva Oy

Posiva – collective responsibility for nuclear waste

Posiva submitted the construction license of the final disposal facility in 2012 and the goal is to start the final disposal of spent nuclear fuel in 2022

The investigations, the development of the final disposal technology, the detailed design of the final disposal facility and the construction of the underground characterisation facility ONKALO are all focused on accomplishing this on schedule.

plant, underground repository, copper canisters, machinery, closing and decommissioning of the final disposal facility.

posiva's technologiesThe main goal of the research and development is to ensure a safe permanent solution for spent fuel management. Firstly, suffi cient information for confirming the suitability of the Olkiluoto bedrock for disposal is being obtained. Secondly, the disposal system is being developed to perform safely in the Olkiluoto bedrock conditions.

Technical R&D efforts focus on the disposal system. The disposal system – the disposal canisters, the bentonite clay in which the canisters are enclosed as well as the backfill material of the tunnels – play an essential role in safe disposal. The research and development efforts focusing on the disposal system is to a great extent carried out in cooperation with the Swedish nuclear fuel management company SKB (Svensk Kärnbränslehantering Ab). The techniques studied for the fabrication of the external copper canister include pierce and draw-method, extrusion and forging. Electron beam welding and friction stir welding are tested as alternative methods for sealing the canister. Various non-destructive methods are developed for the inspection of the canisters. Apart from the canisters, technical R&D efforts encompass also the bentonite used as buffer material in the deposition holes as well as the clay used as backfilling material in the tunnels. For bentonite, it is important to study the impact of heat, water and mechanical stresses on the material. The manufacture and

installation of the bentonite blocks for the deposition holes are also important development areas.

work with public relations

Public relations play, of course, important part of company's operations. The main focus of PR is on the local level, covering the area of the siting municipality Eurajoki and its surroundings. There are however, only three persons working within Posiva's communications and therefore also management and experts are involved in PR activities at different occasions. Interaction with local municipalities takes place, for instance, in liaison committees, where TVO and Posiva are present.

the international activities of posiva

Posiva is involved in international cooperation both through bilateral cooperation agreements and multilateral research projects. Bilateral cooperation with the Swedish SKB has a special position due to their similar implementation solution and the similar rock conditions in Sweden. In recent years, the technology community established by European nuclear waste organisations, 'Implementing Geological Disposal – Technology Platform' (IGDTP), has become a major focus for cooperation with an important role in planning the nuclear waste research carried out under the EU's framework programmes. In addition to European nuclear waste organisations, Posiva has close contacts with nuclear waste research in Canada and Japan. Posiva also takes an active role in the projects launched by the OECD's nuclear energy agency NEA and has a representative in the organisation's nuclear waste committee.

Schematic of the geologic repository Onkalo


108

№2

2013

Prior to 1996 spent nuclear fuel Loviisa nuclear power plant returned (USSR-designed) to Russia to Plant «Mayak». Amendment 1994 to the Finnish Nuclear Energy Act stipulated that the spent fuel must remain within the country.

In 2000, more than 100 locations in Finland was chosen one for long-term underground storage of spent nuclear fuel.

To solve the problem of the final disposal of spent nuclear fuel energy companys Teollisuuden Voima (TVO) and Fortum established in 1995 a joint venture Posiva Oy. After research conducted by May 2001 , the Finnish Parliament for the construction of the repository in the municipality Eurayoki. It is planned that this store is having a name Onkalo.

The Onkalo spent nuclear fuel repository

Onkalo Spent Nuclear Fuel Repository – Finland's Option for 100,000 years

Onkalo Photo: Posiva Oy

№3

2013

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

is a deep geological repository (455 meters) for the final disposal of spent nuclear fuel. It is currently under construction at the Olkiluoto Nuclear Power Plant in the municipality of Eurajoki, on the west coast of Finland, by the company Posiva. Finland's nuclear waste repository time of operation is 100 000 years.

It is being built in the granite bedrock at the Olkiluoto site, about five km from the power plants. The municipality of Eurajoki issued a building permit for the facility in August 2003 and excavation began in 2004.

Onkalo consists of one access tunnel and three shafts: a personnel shaft and two ventilation shafts. The slope of the tunnel is 1:10. It is 5.5 m wide and 6.3 m high.

Once in operation, the disposal process would involve putting twelve fuel assemblies into a boron steel canister and enclosing it into a copper capsule. Each capsule would then be placed in its own hole in the repository and packed with bentonite clay.

the encapsulatIon and burIal of areas fIlled wIth spent fuel, Is proJected to begIn around 2020. the onkalo reposItory Is expected to be large enough to accept canIsters of spent fuel for around one hundred years, untIl around 2120. at thIs poInt, the fInal encapsulatIon and burIal wIll take place, and the access tunnel wIll be backfIlled and sealed.

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

By Posiva Oy


Schematic of the geologic repository Onkalo

Volodarsky Floating Maintenance Base On November 8, 2013, at North west Center SevRAO, a filial of Federal State Unitary Enterprise RosRAO, a unique docking operation was performed for placing the Volodarsky floating maintenance base (FMB) on a slipway platform at the Sayda-Bay long-term storage facility for reactor compartments (LSFRC).

The operation of raising the Volodarsky FMB is connected with a series of projects being carried out by SevRAO in 2013 as part of the Federal Target Program «Nuclear and Radiation Safety in 2008 and until 2015».

Photos: RosRAO

№3

2013

110

TNT-50 Nuclear Service ShipFor the first time in Russia, an unprecedented operation was performed at DalRAO, a filial of Federal State Unitary Enterprise RosRAO, in which a TNT-50 nuclear service ship was raised and placed on the shore for scrapping. The operation of raising the ship was fulfilled with the help of the floating dock Sakura, which was furnished by the Japan as part of the Global Partnership plan.

111 фоТообзор

№2

2013

ceg Iaea key projects and achievements

in 2013:

At Andreeva Bay – North West of Russia, a wide range of infrastructure projects aimed at preparation for removal of spent nuclear fuel (SNF) and radioactive wastes (RAW) is being implemented. The works include construction of radioactive waste management facility, funded by Italy. The project has been approved and

the design documentation for temporary storage ground passed the State Expert Evaluation. A license for liquid radioactive waste facility is to be received by the end of 2013. Sweden and Norway also fund the development of various infrastructure elements at Andreeva Bay.

The construction of storage facility for spent fuel containers at Andreeva Bay has been completed; the preparatory works for construction of a shelter over the dry storage units (DSU) are being

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


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

112

№3

2013

performed. Both projects are managed by the European Bank for Reconstruction and Development (EBRD). The contracts for production of a spent fuel handling vehicle, rail trolleys and cranes have been signed. The spent fuel will be discharged from DSU in early 2016.

In the Far East, DalRAO transported all conditioned fuel for reprocessing. The spent fuel will be transported next year.

In cooperation with France retrofitting has been almost completed for hot chamber for dismantling of defective canisters with spent fuel and for non-conditioned fuel management for reactors with pressurized water coolant at Mayak PA reprocessing plant.

SNF from the first reactor with liquid metal coolant (LMC) of NPS 900 has been unloaded and transported from Gremikha. The NPS 910 disassembly

and fuel unloading are being performed. Both projects have been jointly implemented by Russia and France.

In 2014, Italy is planning to produce ten TUK-143 casks for storage and transportation of spent pull-out part (SPP) with LMC of the Alfa Class NPS to be delivered to Russia. The USA funds the project for modernization of TUK-108 casks for SPP fuel to be transported from the Gremikha base to Mayak PA reprocessing plant.

The construction of the Regional Centre on RAW Conditioning and Long-Term Storage at Saida Bay, funded by Germany, is close to completion. Currently, the production of special process equipment for RAW reprocessing caissons is been completed, including cutting, conditioning, decontamination and final radiation measurement equipment. Their transportation and erection of

RAW Conditioning and Storage Facility were commenced in autumn 2013. The project is to be completed by mid-2015.

Atomflot has performed works aimed at development of their infrastructure for safe spent fuel management and transportation in the North West of Russia. In this regard a new 100 T crane has been installed in cooperation with France.

The works on installation of physical protection systems were completed on the Rossita containership built by Italy. The vessel is ready for transportation of SNF and RAW containers. Sweden has assisted with installation of physical protection on the Serebryanka support vessel and at the Nerpa Ship Repair Facility.

By the end of 2013, only four out of the 196 decommissioned nuclear power

At Saida Bay (Murmansk region) collected the best practices of many countries

Photo: «RosRAO»


114

№2

2013

№3

2013

submarines are to be disposed in the Far East. Italy has funded recycling of the last nuclear legacy NPS in the North West.

As many as 54 out of 120 submarine reactors in the North West are kept at the Long-Term Storage Facility for nuclear power submarine reactors at Saida Bay. Similar works with the technical assistance of Japan have started in the Far East funded by Russia and. As of today, three units have been delivered to PLS RU at Ustrichny. With the financial assistance of Japan, being completed is the construction of a shop for cleaning and painting of reactor units.

In spite of all significant achievements, the international partners have a lot of work in front of them: – Disassembling of spent pull-out parts of Alfa Class NPSs and transportation of SNF to Mayak PA – Transportation of spent fuel from Far East and the North-West region of Russia– RAW management at former navy bases; RAW conditioning for long-term storage at the Regional Centre at Saida Bay– Management of cores of reactor control and protection systems (RCPS) (highly active waste) – Ecological recovery of the Arctic seas from submerged and drowned objects with SNF and RAW (subject to political decision)

– Recycling of ships of nuclear technological service (NTS) including the ships Lepse ( In 2014 – ships Volodarsky and TNT-50)– Forming of one-chamber reactor units for long-term storage onshore– Delivery of a lot of chambers reactor units from Kamchatka to Primorуe

the further activities of ceg Iaea:

In the course of discussion, a few members informed CEG on their intentions to continue joint work on solving the nuclear legacy issues in Russia. Several members are to finish their programs in the near future (Great Britain, Canada, France, The European Union). Russia offered CEG to keep on working in 2014 . However, any further activities of the Group require additional discussion.

It was decided to establish a workshop to estimate the potential of CEG activities after 2014. The Group will prepare proposals for consideration of the CEG members. The CEG Chairman and Secretariat will propose the Group format and will do everything to ensure its work.

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

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

for Reconstruction and Development, European Commission.

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

France is about to finish its program in 2013 and will take part in CEG as an observer.

The CEG members were informed of the activities by the G8 Global Partnership under the chairmanship of Great Britain. The new G8 priorities cover a wider range of activities and involve more participants. A new workshop to cope with nuclear issues has been created in early 2013. Its purpose is to facilitate the partnership relations. It should be noted that the Group does not do the same activities as CEG, IAEA Workshop on Radioactive Sources.

The CEG members noted a close connection between the

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

The CEG members agreed to hold a seminar and a plenary meeting in 2014. The seminar to be held in Norway in order to review the most important issues of SNF and RAW management in the North West and Far East of Russia is scheduled for April 2014. Italy will consider a possibility to hold the plenary meeting in autumn 2014.

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


116

№2

2013

Who is who

Mr. Echávarri, who is of Spanish nationality, was born in 1949 in Bilbao, Spain. Mr. Echávarri obtained Masters’ degrees from the Superior Technical School of Industrial Engineering of Bilbao University and from the Faculty of Information Sciences of the Complutensis University of Madrid. He obtained a post-graduate degree in Management from the Industrial Organisation School of Madrid, and is a Fellow of the College of Industrial Engineers of Madrid.

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

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

become Project Manager of the Lemoniz, Sayago and Almaraz

nuclear power plants, for Westinghouse, in Spain. In 1985,

Mr. Echávarri became Technical Director of the Spanish Nuclear

Safety Council (CSN). He was named Commissioner of the CSN

in 1987, a position which requires the approval of the Spanish

Parliament.

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

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

Mr. Echávarri represents the OECD/NEA at the Governing Board of the International Energy Agency (IEA) since 1997 and he became a member of the International Nuclear Safety Group (INSAG) of the International Atomic Energy Agency (IAEA) in 2003. He is also a member of the International Nuclear Energy Academy (INEA). In 2010, he was the recipient of the EURELECTRIC award, which distinguishes outstanding contributions in the electricity sector.

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

the interview with luis echávarri, see page 64

Luis E. ECHÁVARRIDirector-General,

OECD Nuclear Energy Agency (NEA)

№3

2013

116


Ulf Kutscher was born on 6 January 1963 in Stollberg, Germany. Today he is living together with his family in Alzenau, the home of NUKEM Technologies’ headquarters.In 1988 he graduated from the Moscow Power Engineering Institute as Master of Science in Nuclear Engineering.He started his career in the nuclear industry in 1988 as Project Engineer at Kraftwerks– und Anlagenbau, Berlin. During that time, he was involved in the design of radioactive waste treatment and water treatment plants for Russian type nuclear power stations.

In May 1990, he changed to the NUKEM Group starting to work as Manager for Marketing and Sales, primarily being responsible for marketing of NUKEM’s nuclear technologies product around the world, especially to Asia and Eastern Europe (Slovak, Czech Republic, Hungary, Bulgaria).In the following years he held different positions within the group of companies.

Beside other activities he was responsible for setting up a Marketing & Sales Department in NUKEM’s subsidiary in the United Kingdom or generating business development activities in the USA, especially in the US DoE programs. Since 2000 he served as Director International Operations, being responsible for all world-wide marketing and sales activities of NUKEM’s nuclear technologies business, as well as, for the delivery of all international projects

Since 2007, Ulf Kutscher as Managing Director of today’s NUKEM Technologies GmbH is overall responsible for the company and especially for its operational business. He is very engaged in supporting the activities of the nuclear industry beside his own company, i.e. serving as in the board of the German Atomic Forum.

the interview with ulf kutscher, see page 73

Ulf Kutscher,

Managing Director

of NUKEM

Technologies GmbH

117 кТо есТь кТо

№2

2013

Mikhail Baryshnikov was born in 1975. In 1998 he graduated from the applied physics department at the Moscow Engineering and Physics Institute (NRNU MEPhI) with a specialization in radioactive materials. In 2001 he graduated from the graduate program at NRNU MEPhI, receiving the qualification of Candidate of Engineering Sciences.

From 1997 to 2007 he worked in the Nuclear Fuel Laboratory at the Kurchatov Institute National Research Centre, became head of the laboratory in 2004, specializing in the organization of scientific research into the properties and efficacy of nuclear fuel and reactor materials. In 2005 and 2006, he won the competition for scientific grants of the President of the Russian Federation.

From June 2007 to May 2012 he worked as project manager at the Research and Production Firm Sosny, leading various projects connected with handling spent

nuclear fuel, developing new types of fuel, and integrating the components of the nuclear fuel cycle.

Since May 2012 he has been Head of the Project Office «Development of the SNF Management System» at ROSATOM State Corporation. The primary directions of his work are working out the principles of government policy in the sphere of handling spent nuclear fuel, updating and implementing a departmental special-purpose program for handling spent nuclear fuel, and leading projects for dealing with the «legacy» of spent nuclear fuel.

He is author of around 50 publications on scientific (material sciences, nuclear fuel) and technical (handling nuclear fuel, project design, government policy) topics.

Mikhail Baryshnikov, Head of the Project Office

«Development of the SNF

Management System» at

ROSATOM State Corporation

Valery Bochkarev, Head of Radiation Safety

Department, Research Centre

for Nuclear and Radiation

Safety

Valery Bochkarev was born on De-cember 3, 1946 in the Saratov Region

In 1993, he graduated from Saratov State University (Mathematics and Mechanics Department). He worked as a Public Inspector at Volzhskiy Inter-Regional Office of Nuclear and Radiation Safety of Federal Service of Ecological, Technological and Nuclear Control; Chief Public Inspector, Advisor, Head of

Expert Safety Assessment Department; Head of Licensing Department; Head of Department of Supervision over Special Radiation Hazardous Facilities and Fuel Cycle Companies.

He worked as a Chief Engineer on Radiation Safety at Podzemgazprom LLC.

His function was to ensure licensing of activities of operators and nuclear companies that deliver works and services for the operators, including arrangement of expert review of documentation in support of safety of nuclear power facilities and quality of activities performed in the field of nuclear power, as well as arrangement and implementation of inspections to ensure nuclear and radiation safety.

Currently, he is the head of Radiation Safety Department, Research Centre for Nuclear and Radiation Safety.

The scope of activities covers the analysis of information on nuclear and radiation safety in nuclear companies; analysis of experience and results of the practice of safety assessments; licensing activities; preparation of proposals to improve their efficiency; development of proposals to improve the system of public regulation; radiation safety analysis (analysis to justify radiation safety) for nuclear power facilities and (or) activities in the field of nuclear power, including analysis of conformity of documents submitted by an applicant for a license and justifying radiation safety.

№3

2013

118

The main topic of the forum titled «Atomic Power Generation: A Strategy of Zero Harm». Vigorous scrutiny was applied to questions of handling radioactive waste (RW) and spent nuclear fuel (SNF),

ecological safety and public acceptance of the use of atomic energy, cooperation in the area of rehabilitating radioactively dangerous sites and many other questions as well.

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

Thousands of representatives from 18 governments took part in the forum.

VII Annual International Forum Atomeco 2013

62

№3

2013

62

Реклама

Реклама

3

Мировые модели жизненного цикла ядерного топлива

Глава NEA Луис Эчаварри: «Безопасность при любых обстоятельствах»

Полувековой опыт NUKEM Technologies

Мировые практики – Финляндия

NU

CL

EA

RS

AF

ET

Y.R

U

№

3 20

13

Реклама

Leadership & Management

NuclearSafety.ru 3