Вывод из эксплуатации ядерной установки — это процесс, ведущий к необратимому полному или частичному закрытию ядерного объекта, обычно ядерного реактора , с конечной целью прекращения действия лицензии на эксплуатацию. Процесс обычно проходит в соответствии с планом вывода из эксплуатации , включая полный или частичный демонтаж и дезактивацию объекта, в идеале приводя к восстановлению окружающей среды до состояния «зеленого поля» . План вывода из эксплуатации выполняется, когда достигается утвержденное конечное состояние объекта.
Обычно этот процесс занимает около 15–30 лет или много десятилетий больше, когда применяется промежуточный безопасный период хранения для радиоактивного распада . Радиоактивные отходы , которые остаются после вывода из эксплуатации, либо перемещаются в хранилище на месте, где они все еще находятся под контролем владельца, либо перемещаются в сухое контейнерное хранилище или пункт захоронения в другом месте. Окончательная утилизация ядерных отходов от прошлых и будущих выводов из эксплуатации является растущей все еще нерешенной проблемой.
Вывод из эксплуатации — это административный и технический процесс. Объект демонтируется до такой степени, что он больше не требует мер радиационной защиты. Он включает очистку от радиоактивных материалов. После полного вывода объекта из эксплуатации не должно оставаться никакой радиологической опасности. Действие лицензии прекращается, а объект выводится из-под регулирующего контроля. После этого лицензиат завода больше не несет ответственности за ядерную безопасность.
Расходы на вывод из эксплуатации должны покрываться за счет средств, предусмотренных в плане вывода из эксплуатации , который является частью первоначального разрешения на эксплуатацию объекта. Они могут быть сохранены в фонде вывода из эксплуатации, например, в трастовом фонде.
В мире также имеются сотни тысяч небольших ядерных устройств и установок медицинского, промышленного и исследовательского назначения, которые в какой-то момент придется вывести из эксплуатации. [1]
Вывод из эксплуатации ядерного объекта — это административный и технический процесс, ведущий к необратимому закрытию ядерного объекта, такого как атомная электростанция (АЭС), исследовательский реактор , завод по производству изотопов , ускоритель частиц или урановый рудник . Он относится к административным и техническим действиям, предпринимаемым для удаления всех или некоторых регулирующих средств с объекта, чтобы обеспечить возможность повторного использования его территории. Вывод из эксплуатации включает планирование, дезактивацию, демонтаж и управление материалами. [2]
Вывод из эксплуатации — это последний этап жизненного цикла ядерной установки. Он включает в себя действия от остановки и удаления ядерного материала до восстановления окружающей среды на объекте. [3] Термин «вывод из эксплуатации» охватывает все меры, принимаемые после того, как ядерной установке была выдана лицензия на вывод из эксплуатации, до тех пор, пока ядерный регулирующий надзор больше не будет необходим. Целью в идеале является восстановление естественного исходного состояния, существовавшего до строительства атомной электростанции, так называемого статуса «гринфилд» . [4]
Вывод из эксплуатации включает все шаги, описанные в плане вывода из эксплуатации , что приводит к освобождению ядерного объекта от регулирующего контроля. План вывода из эксплуатации выполняется, когда достигается утвержденное конечное состояние объекта. Установки для захоронения радиоактивных отходов закрываются , а не выводятся из эксплуатации . Использование термина вывод из эксплуатации подразумевает, что дальнейшее использование объекта (или его части) по его существующему назначению не предусматривается. Хотя вывод из эксплуатации обычно включает демонтаж объекта, он не обязательно является его частью, поскольку существующие конструкции повторно используются после вывода из эксплуатации и дезактивации. [5] , стр. 49-50
С точки зрения владельца, конечной целью вывода из эксплуатации является прекращение действия лицензии на эксплуатацию после того, как он убедится, что уровень радиации на объекте ниже установленных законом пределов, которые в США составляют ежегодное облучение в 25 миллибэр в случае предоставления объекта общественности для неограниченного использования. [6] Объект будет демонтирован до такой степени, что он больше не будет требовать мер радиационной защиты . После вывода объекта из эксплуатации радиоактивная опасность не сохраняется, и он может быть освобожден от регулирующего контроля.
Полный процесс обычно занимает около 20–30 лет. [3] В США вывод из эксплуатации должен быть завершен в течение 60 лет после прекращения работы завода, если только более длительный срок не требуется для защиты здоровья и безопасности населения; [6] до 50 лет отводится на радиоактивный распад и 10 лет на демонтаж объекта. [7]
Процесс вывода из эксплуатации включает в себя:
Под надзором МАГАТЭ государство -член сначала разрабатывает план вывода из эксплуатации, чтобы продемонстрировать осуществимость вывода из эксплуатации и гарантировать, что сопутствующие расходы будут покрыты. При окончательном закрытии окончательный план вывода из эксплуатации подробно описывает, как будет проходить вывод из эксплуатации, как будет безопасно демонтирован объект, обеспечивая радиационную защиту работников и населения, решая вопросы воздействия на окружающую среду, управляя радиоактивными и нерадиоактивными материалами и прекращая действие регулирующего разрешения. [2] В ЕС операции по выводу из эксплуатации контролируются Евратомом . Государствам-членам помогает Европейская комиссия . [3]
Постепенный снос зданий и удаление радиоактивных материалов является потенциально опасным с профессиональной точки зрения, дорогостоящим, трудоемким и представляет собой экологические риски, которые необходимо учитывать, чтобы гарантировать, что радиоактивные материалы будут либо вывезены в другое место для хранения, либо будут храниться на месте безопасным образом.
Радиоактивные отходы , которые остаются после вывода из эксплуатации, либо перемещаются в хранилище на месте, где они по-прежнему находятся под контролем владельца станции, либо перемещаются в сухое контейнерное хранилище или пункт захоронения в другом месте. [9] Проблема долгосрочного захоронения ядерных отходов все еще не решена. Пока не появятся геологические хранилища для долгосрочного захоронения, необходимо временное хранение. Поскольку планируемое хранилище ядерных отходов Yucca Mountain — как и в других местах мира — является спорным, хранение на месте или за его пределами в США обычно осуществляется в независимых хранилищах отработанного топлива (ISFSI). [10]
В Великобритании все одиннадцать реакторов Magnox находятся в стадии вывода из эксплуатации под ответственностью NDA. Отработанное топливо было вывезено и перевезено на площадку Селлафилд в Камбрии для переработки. [11] Установки для «временного» хранения ядерных отходов — в основном «среднеуровневых отходов» (ILW) — в Великобритании называются временными хранилищами (ISF). [12]
Вывод из эксплуатации ядерного реактора может быть осуществлен только после выдачи соответствующей лицензии в соответствии с соответствующим законодательством. В рамках процедуры лицензирования необходимо составить и предоставить компетентному органу различные документы, отчеты и экспертные заключения, например, отчет о безопасности, технические документы и оценка воздействия на окружающую среду (ОВОС). В Европейском союзе эти документы являются предварительным условием для выдачи такой лицензии, а именно заключением Европейской комиссии в соответствии со статьей 37 Договора о Евратоме . [13] На основе этих общих данных Комиссия должна иметь возможность оценить воздействие на референтные группы населения в ближайших соседних государствах.
Существует несколько вариантов вывода из эксплуатации:
Немедленный демонтаж (DECON в США; )
Вскоре после окончательного закрытия начинается демонтаж и/или дезактивация объекта. Оборудование, конструкции, системы и компоненты, содержащие радиоактивные материалы, удаляются и/или дезактивируются до уровня, который позволяет прекратить регулирующий контроль объекта и его выпуск либо для неограниченного использования, либо с ограничениями на его будущее использование. [5] ,стр. 50 Действие лицензии на эксплуатацию прекращается. [6]
Отложенный демонтаж ( SAFSTOR в США; «уход и обслуживание» (C&M) в Великобритании)
Окончательный вывод из эксплуатации откладывается на более длительный срок, обычно на 30–50 лет. Часто неядерная часть объекта демонтируется, а топливо немедленно удаляется. Радиоактивная часть поддерживается и контролируется в состоянии, позволяющем радиоактивности распасться. После этого завод демонтируется, а имущество дезактивируется до уровней, допускающих выпуск для неограниченного или ограниченного использования. [5] В США вывод из эксплуатации должен быть завершен в течение 60 лет. [6] При отложенном демонтаже затраты переносятся на будущее, но это влечет за собой риск роста расходов на десятилетия вперед и изменения правил. [14] Более того, площадка не может быть повторно использована до завершения вывода из эксплуатации, пока нет больше доходов от производства.
Частичное захоронение
В США введены так называемые закрытия In Situ Decommissioning (ISD). Все надземные конструкции демонтируются; все оставшиеся подземные конструкции захороняются путем заливки всех пространств цементным раствором. Преимуществами являются более низкие затраты на вывод из эксплуатации и более безопасное выполнение. Недостатками являются основные компоненты, остающиеся неразобранными и окончательно недоступными. Участок должен контролироваться бесконечно.
Этот метод был реализован на объекте Savannah River в Южной Каролине для закрытия реакторов P и R. При использовании этого метода стоимость вывода из эксплуатации каждого реактора составила около 73 миллионов долларов. Для сравнения, вывод из эксплуатации каждого реактора с использованием традиционных методов обошелся бы примерно в 250 миллионов долларов. Это привело к снижению стоимости на 71%. [15] Другими примерами являются ядерный реактор Hallam и экспериментальный реактор-размножитель II .
Полное захоронение
Объект не будет демонтирован. Вместо этого он захоронен и поддерживается в течение неопределенного срока, а наблюдение продолжается до тех пор, пока захороненные радиоактивные отходы не распадутся до уровня, разрешающего прекращение действия лицензии и неограниченный выпуск имущества. Лицензиат сохраняет ранее выданную лицензию. [16] Этот вариант, вероятно, является единственно возможным в случае ядерной катастрофы , когда реактор будет разрушен, а демонтаж невозможен или слишком опасен. Примером полного захоронения является реактор Чернобыля .
В терминах МАГАТЭ захоронение не считается приемлемой стратегией вывода из эксплуатации объекта после запланированного постоянного закрытия, за исключением исключительных обстоятельств, таких как ядерная катастрофа . В этом случае сооружение должно быть сохранено, а наблюдение должно продолжаться до тех пор, пока радиоактивный материал не распадется до уровня, допускающего прекращение действия лицензии и неограниченный выпуск сооружения. [5] , стр. 50
Расчет общей стоимости вывода из эксплуатации является сложной задачей, поскольку существуют большие различия между странами относительно включения определенных затрат, таких как хранение на месте топлива и радиоактивных отходов от вывода из эксплуатации, демонтаж нерадиоактивных зданий и сооружений, а также транспортировка и (окончательная) утилизация радиоактивных отходов. [17] , стр. 61
Более того, оценка будущих затрат на отложенный вывод из эксплуатации практически невозможна из-за длительного периода, когда инфляция и рост затрат непредсказуемы. Проекты по выводу из эксплуатации ядерных объектов характеризуются высокими и сильно изменчивыми затратами, длительным графиком и рядом рисков. По сравнению с неядерным выводом из эксплуатации дополнительные затраты обычно связаны с радиологическими опасностями и требованиями безопасности, а также с более высокой заработной платой для требуемого более квалифицированного персонала. Сравнительный анализ, сравнение проектов в разных странах, может быть полезен при оценке затрат на вывод из эксплуатации. Хотя, например, затраты на отработанное топливо и управление высокоактивными отходами существенно влияют на бюджет и график проектов по выводу из эксплуатации, необходимо прояснить, что является начальной и конечной точкой процесса вывода из эксплуатации. [18]
Эффективные мероприятия по выводу из эксплуатации начинаются после того, как все ядерное топливо будет удалено с территорий завода, которые будут выводиться из эксплуатации, и эти мероприятия являются критически важным компонентом предварительных операций по выводу из эксплуатации, поэтому должны быть учтены в плане вывода из эксплуатации. Выбранный вариант — немедленный или отложенный вывод из эксплуатации — влияет на общие затраты. На стоимость также влияют многие другие факторы. В статье KPMG 2018 года о расходах на вывод из эксплуатации отмечается, что многие организации не включают стоимость управления отработанным ядерным топливом, удаленным с территорий завода, которые будут выводиться из эксплуатации (в США обычно хранится в ISFSI). [19]
В 2004 году на встрече в Вене Международное агентство по атомной энергии оценило общую стоимость вывода из эксплуатации всех ядерных установок. Вывод из эксплуатации всех ядерных энергетических реакторов в мире потребует 187 миллиардов долларов США ; 71 миллиард долларов США для установок топливного цикла; менее 7 миллиардов долларов США для всех исследовательских реакторов; и 640 миллиардов долларов США для демонтажа всех военных реакторов для производства оружейного плутония , исследовательских топливных установок, установок химического разделения ядерной переработки и т. д. Общая стоимость вывода из эксплуатации ядерной промышленности в мире (с 2001 по 2050 год) оценивается в 1 триллион долларов США . [20] Market Watch оценил (2019) глобальные расходы на вывод из эксплуатации в ядерном секторе в диапазоне от 1 миллиарда до 1,5 миллиарда долларов США на 1000-мегаваттную установку. [21]
Огромные затраты на исследования и разработки в области (геологического) долгосрочного захоронения ядерных отходов коллективно покрываются налогоплательщиками разных стран, а не компаниями.
Расходы на вывод из эксплуатации должны покрываться за счет средств, предусмотренных в плане вывода из эксплуатации , который является частью первоначального разрешения на эксплуатацию объекта, до начала эксплуатации. Таким образом, гарантируется, что будет достаточно денег для оплаты возможного вывода из эксплуатации объекта. Это может быть, например, путем сбережений в трастовом фонде или гарантии материнской компании [22]
В Швейцарии есть центральный фонд для вывода из эксплуатации пяти ядерных энергетических реакторов и еще один для утилизации ядерных отходов . [23] В Германии также есть государственный фонд для вывода из эксплуатации заводов и управления радиоактивными отходами, за который должны платить владельцы реакторов. Правительство Великобритании (налогоплательщики) оплатит большую часть расходов как на вывод из эксплуатации ядерных объектов, так и на существующие отходы. [24] Вывод из эксплуатации всех реакторов Magnox полностью финансируется государством. [25]
С 2010 года владельцы новых атомных электростанций в Нидерландах обязаны создать фонд вывода из эксплуатации до начала строительства. [26]
Экономические затраты на вывод из эксплуатации будут расти по мере того, как все больше активов достигают конца своего срока службы, но лишь немногие операторы отложили достаточные средства. [21]
В 2016 году Европейская комиссия подсчитала, что обязательства Европейского союза по выводу из эксплуатации ядерных объектов были серьезно недофинансированы примерно на 118 миллиардов евро, при этом было выделено всего 150 миллиардов евро активов для покрытия 268 миллиардов евро ожидаемых расходов на вывод из эксплуатации, включающих как демонтаж атомных электростанций, так и хранение радиоактивных деталей и отходов. [27]
В феврале 2017 года комитет французского парламента предупредил, что контролируемая государством EDF недооценила расходы на вывод из эксплуатации. Франция выделила всего 23 млрд евро на вывод из эксплуатации и хранение отходов своих 58 реакторов, что составило менее трети от 74 млрд ожидаемых расходов, [27] в то время как NDA Великобритании подсчитало, что очистка 17 ядерных объектов Великобритании обойдется в сумму от 109 до 250 млрд евро. EDF оценила общую стоимость в 54 млрд евро. По данным парламентской комиссии, очистка французских реакторов займет больше времени, будет более сложной и обойдется гораздо дороже, чем ожидает EDF. Она заявила, что EDF проявила «чрезмерный оптимизм» в отношении вывода из эксплуатации. [24] EDF оценивает стоимость одного реактора примерно в 350 млн евро, тогда как европейские операторы рассчитывают на сумму от 900 млн до 1,3 млрд евро на реактор. Оценка EDF была основана в первую очередь на единственном историческом примере уже демонтированного реактора Chooz A. Комитет утверждал, что такие расходы, как восстановление объекта, вывоз отработанного топлива, налоги, страхование и социальные расходы, должны быть включены. [28]
Похожие опасения по поводу недостаточного финансирования существуют и в Соединенных Штатах, где Комиссия по ядерному регулированию США обнаружила явные недостатки в гарантиях финансирования вывода из эксплуатации и потребовала от 18 электростанций решить эту проблему. [29] Ожидается, что стоимость вывода из эксплуатации малых модульных реакторов будет в два раза выше, чем у больших реакторов. [30]
Во Франции вывод из эксплуатации атомной электростанции Бреннилис , довольно небольшой электростанции мощностью 70 МВт, уже обошелся в €480 млн (в 20 раз больше предполагаемой стоимости) и все еще не завершен спустя 20 лет. Несмотря на огромные инвестиции в обеспечение демонтажа, радиоактивные элементы, такие как плутоний , цезий-137 и кобальт-60, просочились в окружающее озеро. [32] [33]
В Великобритании вывод из эксплуатации гражданских ядерных объектов оценивался в 99–232 млрд фунтов стерлингов (2020 г.), ранее в 2005 г. недооценивался до 20–40 млрд фунтов стерлингов. Только на участок в Селлафилде (Колдер-холл, Уиндскейл и перерабатывающий завод) приходится большая часть расходов на вывод из эксплуатации и увеличение расходов; [21] по состоянию на 2015 г. расходы оценивались в 53,2 млрд фунтов стерлингов. [25] В 2019 г. оценка была еще выше: 97 млрд фунтов стерлингов. [34] Согласно оценке Управления по выводу из эксплуатации ядерных объектов Соединенного Королевства за 2013 г., расходы на вывод из эксплуатации 19 существующих ядерных объектов Соединенного Королевства составят не менее 100 млрд фунтов стерлингов. [35]
В Германии вывод из эксплуатации атомной электростанции Нидерайхбах мощностью 100 МВт обошелся в более чем 143 млн евро. [ необходима цитата ]
Литва увеличила прогноз расходов на вывод из эксплуатации с 2019 млн евро в 2010 году до 3376 млн евро в 2015 году. [21]
Вывод из эксплуатации может быть завершен только после того, как будет завершено хранение ядерных отходов на месте. В соответствии с Законом о политике в области ядерных отходов 1982 года был создан «Фонд ядерных отходов», финансируемый за счет налога на электроэнергию, для строительства геологического хранилища . 16 мая 2014 года сбор платы был приостановлен [36] после жалобы владельцев и операторов атомных электростанций. К 2021 году остаток средств в Фонде составил более 44 миллиардов долларов, включая проценты. Позднее Фонд был возвращен в общий фонд и используется для других целей. Поскольку план по хранению ядерных отходов в Юкка-Маунтин был отменен, Министерство энергетики объявило в 2021 году о создании временного хранилища ядерных отходов. [37]
Поскольку правительство не смогло создать центральное хранилище, федеральное правительство выплачивает коммунальным предприятиям около полумиллиарда долларов в год в качестве штрафа, чтобы компенсировать стоимость хранения на более чем 80 объектах ISFSI в 35 штатах по состоянию на 2021 год. [38] По состоянию на 2021 год правительство выплатило коммунальным предприятиям 9 миллиардов долларов за их расходы на временное хранение, которые могут вырасти до 31 миллиарда долларов и более. [37]
Ядерные отходы обходились американским налогоплательщикам через бюджет Министерства энергетики (DOE) по состоянию на 2018 год примерно в 30 миллиардов долларов в год, из которых 18 миллиардов долларов приходилось на ядерную энергетику, а 12 миллиардов долларов — на отходы от программ по созданию ядерного оружия. [38]
KPMG оценила общую стоимость вывода из эксплуатации ядерного флота США по состоянию на 2018 год в более чем 150 миллиардов долларов США. Около двух третей можно отнести к расходам на прекращение действия лицензии на эксплуатацию NRC; 25% на управление отработанным топливом; и 10% на восстановление площадки. [19] Вывод из эксплуатации только трех установок по обогащению урана будет иметь оценочную стоимость (2004) от 18,7 до 62 миллиардов долларов США, с дополнительными 2-6 миллиардами долларов США на демонтаж большого запаса обедненного гексафторида урана . В отчете GAO за 2004 год указывалось, что «расходы превысят доходы на 3,5-5,7 миллиарда долларов США (в долларах 2004 года)» для 3 установок по обогащению, запланированных к выводу из эксплуатации. [39]
Организации, которые содействуют международному обмену информацией, знаниями и опытом, связанными с выводом из эксплуатации ядерных объектов, включают Международное агентство по атомной энергии , Агентство по ядерной энергии Организации экономического сотрудничества и развития и Европейское сообщество по атомной энергии . [40] Кроме того, в рамках Министерства энергетики США была разработана онлайн-система под названием Deactivation and Decommissioning Knowledge Management Information Tool , которая была предоставлена международному сообществу для поддержки обмена идеями и информацией. Целями международного сотрудничества в области вывода из эксплуатации ядерных объектов являются снижение затрат на вывод из эксплуатации и повышение безопасности работников. [40]
Многие военные корабли и несколько гражданских судов использовали ядерные реакторы для движения . Бывшие советские и американские военные корабли были выведены из эксплуатации, а их силовые установки демонтированы или затоплены. Продолжается демонтаж российских подводных лодок и кораблей , а также американских подводных лодок и кораблей . У России есть флот атомных судов, находящихся в стадии вывода из эксплуатации, сброшенный в Баренцево море . Оценочная стоимость вывода из эксплуатации только двух подводных лодок К-27 и К-159 составила 300 миллионов евро (2019 г.) [41] или 330 миллионов долларов [42] . Морские электростанции, как правило, меньше наземных электростанций.
Крупнейшим американским военным ядерным объектом по производству оружейного плутония был объект в Хэнфорде ( штат Вашингтон ), в настоящее время выгруженный, но находящийся в медленном и проблематичном процессе дезактивации, вывода из эксплуатации и сноса. Есть «каньон», большое сооружение для химического извлечения плутония с помощью процесса PUREX . Есть также много больших контейнеров и подземных резервуаров с раствором воды, углеводородов и урана - плутония - нептуния - цезия - стронция (все высокорадиоактивные). Поскольку все реакторы в настоящее время выгружены, некоторые из них были помещены в SAFSTOR (со снесенными градирнями). Несколько реакторов были объявлены национальными историческими достопримечательностями .
На сегодняшний день выведен из эксплуатации широкий спектр ядерных объектов. Количество выведенных из эксплуатации ядерных реакторов из Списка ядерных реакторов невелико. По состоянию на май 2022 года около 700 ядерных реакторов были выведены из эксплуатации на нескольких ранних и промежуточных этапах (холодный останов, выгрузка топлива, SAFSTOR, внутренний снос), но только около 25 были полностью переведены в « зеленый статус ». [43] На многих из этих объектов по-прежнему хранится отработанное ядерное топливо в виде сухих контейнеров , вмонтированных в стальные бочки, заполненные бетоном. [44]
По состоянию на 2017 год большинство атомных станций, работающих в Соединенных Штатах, были рассчитаны на срок службы около 30–40 лет [45] и имеют лицензию на эксплуатацию в течение 40 лет от Комиссии по ядерному регулированию США . [46] [47] По состоянию на 2020 год средний возраст этих реакторов составлял около 39 лет. [47] Многие станции подходят к концу срока действия лицензии, и если их лицензии не будут продлены, они должны пройти процесс дезактивации и вывода из эксплуатации. [45] [48] [43]
Обычно не включаются расходы на хранение ядерных отходов, включая отработавшее топливо , и обслуживание хранилища в ожидании реализации площадок для долгосрочного захоронения [17] , стр. 246 (в США Независимые установки хранения отработавшего топлива (ISFSI's). [9] Таким образом, многие организации не включают расходы на управление отработавшим ядерным топливом, вывезенным с территорий станций, которые будут выведены из эксплуатации. [19] Однако существуют большие различия между странами в отношении включения определенных расходов, таких как хранение на месте топлива и радиоактивных отходов от вывода из эксплуатации, демонтаж нерадиоактивных зданий и сооружений, а также транспортировка и (окончательное) захоронение радиоактивных отходов. [17] , стр. 61
Год затрат может относиться к значению, скорректированному с учетом обменных курсов и инфляции до этого года (например, доллары 2020 года).
Предпочтительно, чтобы указанная в списке мощность была указана в расчетной чистой мощности (мощность условного блока) в МВт, аналогично Списку коммерческих ядерных реакторов .
Страна | Расположение | Тип реактора | Оперативная жизнь | Вывод из эксплуатации | Расходы на вывод из эксплуатации |
---|---|---|---|---|---|
Австрия | Цвентендорф | BWR 723 МВт | Никогда не активировался из-за референдума 1978 года [51] | Сейчас музей техники. | |
Бельгия | SCK•CEN – BR3 , расположен в Мол, Бельгия | ПВР (БР-3) | 1962–1987 (25 лет) | 2002- [52] | Пока неизвестно |
Болгария | Козлодуй Блоки 1, 2, 3, 4 [53] | PWR ВВЭР-440 (4 x 408 МВт) | Реакторы 1,2 закрыты в 2003 году, реакторы 3,4 закрыты в 2006 году. | Непрерывный | Пока неизвестно |
Канада | Gentilly Unit 1 ( Квебек ) | CANDU - BWR 250 МВт | 180 дней (между 1966 и 1973) | Непрерывный «Статическое состояние» с 1986 года [54] [55] [56] | Пока неизвестно второй этап: [ требуется разъяснение ] |
Канада | Gentilly-2 ( Квебек ) | CANDU - BWR 675 МВт | 1 октября 1983 г. — 28 декабря 2012 г. | Непрерывный | 1,8 млрд долларов (оценка) [57] |
Канада | Пикеринг NGS Units A2, A3 ( Онтарио ) | CANDU - PWR 8 x 542 МВт | 30 лет (с 1974 по 2004) | Непрерывный Два блока в настоящее время находятся в «холодном резерве». | Пока неизвестно рассчитано: [ необходимо уточнение ] 270–430 долл. США/кВтэ [ необходима ссылка ] |
Китай [60] | Пекин ( CIAE ) | HWWR 10 МВт (многоцелевой тяжеловодный экспериментальный реактор для производства плутония и трития ) | 49 лет (1958–2007) | САФСТОР до 2027 г. | Пока неизвестно предложено: 6 миллионов долларов на демонтаж, |
Франция [61] | Бреннилис | HWGCR 70 МВт | 12 лет (1967–1979) | Непрерывный Фаза 3 | Пока неизвестно уже потрачено 480 миллионов евро |
Франция | Буге, блок 1 | UNGG Газоохлаждаемый, графитовый замедлитель | 1972–1994 | Непрерывный перенесенный | Пока неизвестно |
Франция | Шинон Юниты 1, 2, 3 | Газо- графит | (1973–1990) | Непрерывный перенесенный | Пока неизвестно |
Франция | Chooz -A | PWR 300 МВт | 24 года (1967–1991) | 2007- Продолжается Отложенный демонтаж; [65] | Пока неизвестно |
Франция | Сен-Лоран | Газо- графит | 1969–1992 | Непрерывный Перенесенный | Пока неизвестно |
Франция | Рапсодия в Кадараше | Экспериментальный ядерный реактор на быстрых нейтронах ( с натриевым охлаждением) 40 МВт | 15 лет (1967–1983) | 1983- Текущий демонтаж запланирован на 2005 год; общая дезактивация запланирована на 2020 год [66] | Пока неизвестно |
Франция | Феникс в Маркуле | Экспериментальный ядерный реактор на быстрых нейтронах ( с натриевым охлаждением) 233 МВт | 36 лет (1973–2009) [67] | 2005- Продолжающийся | Пока неизвестно |
Франция | Суперфеникс в Крейс-Мальвилле | Быстрый ядерный реактор-размножитель ( с натриевым охлаждением) | 11 лет (1985–1996) [69] | Непрерывный 1) Обезврежено | Пока неизвестно |
Восточная Германия | Грайфсвальд, блоки 1, 2, 3, 4, 5, 6 | ВВЭР-440 5 x 408 МВт | Реакторы 1–5 закрыты в 1989/1990 гг., реактор 6: достроен, но никогда не эксплуатировался | Непрерывный Немедленный | Пока неизвестно |
Восточная Германия | Райнсберг, блок 1 | ВВЭР-210 70–80 МВт | 24 года (1966–1990) | Непрерывный В процессе демонтажа | Пока неизвестно |
Восточная Германия | Стендаль Единицы 1, 2, 3, 4 | ВВЭР-1000 (4 x 1000 МВт) | Никогда не активировался (1-й реактор завершен на 85%) | Не радиоактивно (градирни снесены; конструкция на выставке внутри промышленного парка) | Пока неизвестно |
Западная Германия | Гундремминген -А | BWR 250 МВт | 11 лет | Непрерывный Пилотный проект по немедленному | Пока неизвестно |
Индия [73] | Раджастханская атомная электростанция, блок 1 ( Раджастхан ) | PHWR 100 МВт (аналог CANDU ) | 44 года (1970–2014) | Непрерывный | Пока неизвестно |
Италия [74] | Каорсо | BWR 840 МВт [75] [76] | 3 года [ нужна ссылка ] (1978 – закрыт в 1987 после референдума 1986) | SAFSTOR : 30 лет (внутренний снос) | 450 млн евро (демонтаж) + 300 млн евро (переработка топлива) [77] [78] [79] [80] |
Италия | Гарильяно ( Казерта ) | BWR 150 МВт [81] | Закрыт 1 марта 1982 г. | Непрерывный | Пока неизвестно |
Италия | Латина ( Фосе Верде ) | Magnox 210 МВт Газо-графитовый [82] | 24 года (1962 – закрыт в 1986 после референдума) | SAFSTOR : 30 лет (внутренний снос) | Пока неизвестно |
Италия | Трино Верчеллезе | PWR Westinghouse , 270 МВт [83] | (Закрыт в 1986 году после референдума) | SAFSTOR : 30 лет (внутренний снос) | Пока неизвестно |
Япония | Фукусима Дай-Ичи, блок 1 | BWR 439 МВт | 17 ноября 1970 г. – 11 марта 2011 г. | Непрерывный После землетрясения Тохоку 2011 года и цунами 11 марта | Оценивается в 10 триллионов иен (100 миллиардов долларов США ) на дезактивацию Фукусимы и демонтаж всех реакторов в Японии, с учетом долгосрочного ущерба окружающей среде и экономике, включая сельское хозяйство, скотоводство, рыболовство, питьевую воду, туризм, потерю репутации в мире (без учета дальнейших расходов на здравоохранение и сокращения продолжительности жизни ). [89] |
Япония | Фукусима Дай-Ичи, блок 2 | BWR 760 МВт | 24 декабря 1973 г. - 11 марта 2011 г. | Непрерывный | Пока неизвестно |
Япония | Фукусима Дай-Ичи, блок 3 | BWR 760 МВт | 26 октября 1974 г. – 11 марта 2011 г. | Непрерывный | Пока неизвестно |
Япония | Фукусима Дай-Ичи, блок 4 | BWR 760 МВт | 24 февраля 1978 г. – 11 марта 2011 г. | Непрерывный С 11 марта 2011 г. Реактор выгружен из-за цунами. | Пока неизвестно |
Япония | Фукусима Дай-Ичи, блок 5 | BWR 760 МВт | 22 сентября 1977 г. – 11 марта 2011 г. | Плановый вывод из эксплуатации Холодный останов с 11 марта 2011 г. | Пока неизвестно |
Япония | Фукусима Дай-Ичи, блок 6 | BWR 1067 МВт | 4 мая 1979 г. – 11 марта 2011 г. | Плановый вывод из эксплуатации Холодный останов с 11 марта 2011 г. | Пока неизвестно |
Япония | Фукусима-Дайни, блок 1 [90] | BWR 1067 МВт | 31 июля 1981 г. – 11 марта 2011 г. | Плановый вывод из эксплуатации Холодный останов с 11 марта 2011 г. [91] | Пока неизвестно |
Япония | Фуген [92] | Усовершенствованный тепловой реактор ( активная зона с МОКС-топливом , тяжелая вода - BWR ) 165 МВт | 1979–2003 | Непрерывный С 11 марта 2011 г. Холодное отключение [93] [94] [95] | Пока неизвестно |
Япония | Токай, блок 1 | Магнокс ( GCR ) 160 МВт | 1966–1998 | отложенный демонтаж: 10 лет [96] [97] затем деконструкция до 2018 года | 93 млрд йен [98] (660 млн евро в 2003 году) |
Северная Корея | Йонбён | Тип Magnox (реактор для производства ядерного оружия методом PUREX ) | 1985–2005 (20 лет) Деактивирован после заключения договора [99] | отложенный демонтаж; градирня демонтирована | Пока неизвестно |
Нидерланды | Додевард | BWR Westinghouse 55 МВт | 1968–1997 (28 лет) | 2002-2100 + безопасное хранение; начало демонтажа в 2045 году; отдельное временное хранение высокоактивных отходов в COVRA в течение 100 лет или дольше [100] [17] , стр. 171 | предполагаемая стоимость 134 млн евро (1999); [26] 180 млн евро (2016) [17] , стр. 174 |
Россия | Маяк [101] ( Челябинск -65) | Завод PUREX по обогащению урана | 1946–1956 (10 лет) | Непрерывный | Пока неизвестно |
Россия | Северск [102] (Томск-7) | Три плутониевых реактора Завод по обогащению урана | Два реактора на быстрых нейтронах были закрыты (из трех) после заключения соглашений о разоружении с США в 2003 году. [103] | Непрерывный | Пока неизвестно |
Словакия | Ясловске Богунице Блоки 1, 2 [104] [105] | ВВЭР 440/230 2 X 440 МВт | (1978–2006) (1980–2008) | Непрерывный | Пока неизвестно |
Испания [106] | Хосе Кабрера | PWR 1 x 160 МВт (Westinghouse) | 38 лет (1968–2006) | 2010-2023 [107] [108] [109] | Пока неизвестно. Оценка увеличилась с 135 млн евро в 2003 году до 217,8 млн евро в 2014 году [110] |
Испания | Санта-Мария-де-Гаронья ( Бургос ) | BWR /3 1 x 466 МВт (голландская RDM) | 1966–2013 | Непрерывный Выгружено | Пока неизвестно |
Испания | Вандельос, блок 1 | УНГГ 480 МВт (газографитовый) | 18 лет Инцидент: пожар в турбогенераторе (1989) | SAFSTOR : 30 лет (внутренний снос) | Пока неизвестно Фазы 1 и 2: 93 млн евро |
Швеция | Barsebäck Units 1, 2 | BWR 2 x 615 МВт | Реактор 1: 24 года 1975–1999 Реактор 2: 28 лет 1977 – 2005 | SAFSTOR : снос начнется в 2020 году | Шведское управление по радиационной безопасности подсчитало, что затраты на вывод из эксплуатации и окончательную утилизацию для шведской атомной энергетики могут быть недооценены SKB как минимум на 11 миллиардов шведских крон (1,63 миллиарда долларов США) [111] |
Швеция | Оскарсхамн Блоки 1, 2 | BWR 1 x 473 МВт BWR 1 x 638 МВт | Реактор 1: 45 лет 1972–2017 Реактор 2: 41 год 1975 – 2016 | Непрерывный | Пока неизвестно |
Швеция | Рингхалы Блоки 1, 2 | BWR 1 x 881 МВт PWR 1 x 904 МВт | Реактор 1: 44 года 1976–2020 Реактор 2: 44 года 1975 – 2019 | Непрерывный | Пока неизвестно |
Швейцария [112] | ДИОРИТ | МВтэ CO2-газ-тяжелая вода (экспериментальный) | Списан [113] | Пока неизвестно | |
Швейцария | ЛУЦЕНС | 8,3 МВтэ CO2 2 -Газ-тяжелая вода (экспериментальная) | (1962–1969) Инцидент: пожар в 1969 году | Списан [114] | Пока неизвестно |
Швейцария | САПФИР | 0,01–0,1 МВт (бассейн с легкой водой) | 39 лет (1955–1994) (Экспериментальный демонстратор) | Списан [114] | Пока неизвестно |
Украина | Чернобыль -4 (110 км от Киева ) | РБМК-1000 1000 МВт | Взрыв водорода, затем возгорание графита (1986) ( ИНЕС 7 ) | Непрерывный ЗАХОРОНЕНИЕ | Пока неизвестное будущее: езда на саркофаге из стали [115] |
Расположение | Тип реактора | Оперативная жизнь | Вывод из эксплуатации | Расходы на вывод из эксплуатации |
---|---|---|---|---|
Беркли | Магнокс (2 x 138 МВт) | 1962–1989 (27 лет) | сохранить хранилище | Пока неизвестно |
Брэдвелл | Магнокс 2 x 121 МВт | 1962–2002 (40 лет) | 2002-2083 или более поздние версии сохраняют память [116] | Пока неизвестно |
Колдерхолл Селлафилд | Магнокс 4 x 60 МВт | 1956-2003 (44–46 лет) [117] [118] | сохранить хранилище [119] | Пока неизвестно |
Чапелкросс | Magnox 4 x 60 МВт («родственный реактор» Calderhall) | 1959–2004 (45 лет) | сохранить хранилище | Пока неизвестно |
Dounreay : DMTR (Исследовательский центр UKAEA) | Реактор на быстрых нейтронах | 1958–1969 | Непрерывный Контракт на снос заключен в декабре 2018 г. [120] | Пока неизвестно |
Dounreay : DFR (Исследовательский центр UKAEA) | Быстрый воспроизводитель петлевого типа . 14 МВт. [121] | 1959–1977 | Продолжается [122] | Пока неизвестно |
Dounreay : PFR (Исследовательский центр UKAEA) | Быстрый реактор -размножитель бассейнового типа , охлаждаемый жидким натрием , работающий на МОКС- топливе . Мощность 250 МВт. [123] | 1974–1994 (со средней нагрузкой 26,9%) [124] Задержки и проблемы с надежностью до выхода на полную мощность. [125] | Дистанционно управляемый робот « Реакторзаурус » будет отправлен на дезинфекцию оборудования, поскольку это слишком опасная задача для человека. [126] Панель управления была выделена для выставки в Лондонском музее науки (2016). [127] | Пока неизвестно |
Уинфрит Дорсет | SGHWR 92 МВт | 1968-1990 (22 года) | 1995- демонтирован; хранение отходов за пределами объекта [128] | Пока неизвестно |
[129] [130]
Расположение | Тип реактора | Оперативная жизнь | Вывод из эксплуатации | Расходы на вывод из эксплуатации |
---|---|---|---|---|
Коннектикут Янки Коннектикут | PWR 619 МВт | 1968–1996 (28 лет) | 1998-2007 DECON; хранение отходов ISFSI на месте [131] | 931 млн.; [132] дополнительно 575,5 млн. долл. США по решению суда от DOE за хранение отходов на 3 заводах [133] |
Crystal River 3 Флорида | PWR 825 МВт | 1977–2009 (32 года) | 2013-2037 (оценочно) DECON; хранение отходов ISFSI на месте [134] | В 2013 году оценивается примерно в ~$1,2 млрд [135] |
Дрезден, блок 1 ( Иллинойс ) | BWR 207 МВт | 1960–1978 (18 лет) | Топливо было безопасно выгружено в 1998 году, сейчас оно находится в SAFSTOR [136] . Топливо находится в сухих контейнерах на месте. [137] | Пока неизвестно |
Форт Сент-Врейн ( Колорадо ) | ВТГР ( гелий - графит ) 330 МВт | 1979–1989 (10 лет) [138] | 1989-1992 (3 года) демонтировано; внешняя утилизация отходов ISFSI; заменено обычной станцией [139] | 283 миллиона долларов [132] |
Pacific Gas & Electric – залив Гумбольдта, блок 3 | BWR 63 МВт | 1963–1976 (13 лет) [140] | 1988-2021 (33 года) Лицензия прекращена в октябре 2021 года; участок передан для неограниченного использования; новая лицензия на хранилище на участке для отработанного топлива. [141] | Неизвестно . Для вывода из эксплуатации хранилища требуется 53,3 млн долларов. [141] |
Мэн Янки | PWR 860 МВт | 24 года (закрыт в 1996 году) | DECON; хранение отходов ISFSI на месте [142] [143] | 635 миллионов долларов [144] |
Пикуа NGS ( Огайо ) | Реактор OCM (органически охлаждаемый/замедляемый) 46 МВт [145] | 2 года (закрыт в 1966 г.) | ENTOMB (конструкция теплоносителя не подходит для нейтронного потока) | Пока неизвестно |
Ранчо Секо NGS [146] (Калифорния) | PWR 913 МВт | 12 лет (Закрыт после референдума 1989 года) | SAFSTOR : 5–10 лет , завершено в 2009 г. [147] Топливо в долгосрочном сухом контейнерном хранилище на территории | 538,1 млн долларов США [148] |
Сан-Онофре, блок 1 NGS (Калифорния) | PWR 436 МВт Westinghouse Electric Corporation | 1967–1992 (25 лет) [149] | 1993-2032 (оценочно) демонтировано; на месте хранения отходов ISFSI для всего завода [150] | Пока неизвестно |
Сан-Онофре, энергоблоки 2, 3 (Калифорния) [151] | PWR 1070 МВт 1080 МВт | Раздел 2: 1983–2013 Раздел 3: 1984–2013 В 2011 году Эдисон завершил замену парогенераторов в обоих реакторах на улучшенные модели Mitsubishi, но новая конструкция имела ряд проблем: трещины, протечки и вибрации. [152] | в выгрузке топлива. Постоянное отключение – DECON скоро выгрузит топливо [153] | Пока неизвестно Прогноз затрат на 2014 год: |
Шиппингпорт ( Пенсильвания ) | BWR 60 МВт | 25 лет (закрыт в 1989 году) | Декон завершен демонтажем за 5 лет (первый небольшой экспериментальный реактор) | 98,4 млн долларов [156] |
Атомная электростанция Три-Майл-Айленд, блок 2 ( Пенсильвания ) | PWR 913 МВт | 1978–1979 гг. Инцидент с расплавлением активной зоны | Фаза 2 после выгрузки топлива (1979) | 805 миллионов долларов (оценка) [157] |
Троян ( Орегон ) | PWR 1180 МВт | 16 лет (Закрыт в 1993 году из-за близости к сейсмическому разлому) | SAFSTOR (градирня снесена в 2006 году) | [158] |
Вермонт Янки | BWR 620 МВт ( General Electric ) | 1972–2014 (42 года) | Продолжается 2015– | ~1,24 млрд долларов |
Янки Роу ( Массачусетс ) | PWR 180 МВт | 1961–1991 (30 лет) Стоимость строительства составила 45 миллионов долларов. | завершено в 2007 году [159] на месте хранения отходов ISFSI | 608 миллионов долларов (см. основную статью) |
Zion Units 1, 2 ( Иллинойс ) | 2 x PWR 1040 МВт ( Westinghouse ) | 1973/1974–1998 (25 лет) | 1998-2020 [160] после полного демонтажа SAFSTOR ; Новое на месте для хранения отработанного топлива | Стоимость SAFSTOR неизвестна; стоимость демонтажа и дезактивации оценивается в 2010 году в 1 миллиард долларов + миллионы долларов за снос; [161] стоимость оставшихся отходов неизвестна |
{{cite journal}}
: Цитировать журнал требует |journal=
( помощь ){{cite journal}}
: Цитировать журнал требует |journal=
( помощь )