Содержание к диссертации
Введение
Глава 1. Категорирование яроо 16
1.1. Подходы к определению системы показателей безопасности яроо 16
1.2. Основные характеристики яроо, принятые за основу при классификации 17
1.3. Общая характеристика предприятий ядерного топливного цикла россии и их классификация
1.3.1 ядерные установки 22
1.3.2 пункты хранения 22
1.3.3 радиационные источники
1.4. Сравнительная потенциальная опасность объектов ядерного топливного цикла 25
1.5. Выводы 29
Глава 2. Критерии оценки уровня ярб выводимых из эксплуатации яроо 30
2.1 Оценка уровня ярб яроо с помощью понятия риска 30
2.1.1 Понятие риска 30
2.1.2 Способы оценки частоты и последствий аварии 31
2.1.3 Матрицы риска 34
2.2. Оценка изменения уровня ярб с применением экономических критериев эффективности использования инвестиций в вывод из эксплуатации яроо 37
2.3. Математическая модель системного распределения в условиях неопределенности ограниченных финансовых ресурсов, направленных на вывод из эксплуатации пакета яроо 44
2.4. Выводы 46
Глава 3. Методика оценки эффективности финансирования вывода из эксплуатации яроо .47
3.1 Перечень критериев принятия решений при определении очередности и объемов финансирования работ по подготовке яроо к выводу из эксплуатации 53
3.2 Схема динамической адаптационной коррекции весов показателей для выводимых из эксплуатации яроо 56
3.3. Выводы 57
Глава 4. Экономический анализ эфеективности мероприятий по выводу из эксплуатации яроо 58
4.1. Расчет экономической эффективности вывода из эксплуатации радиохимического комплекса 58
4.2. Расчет экономической эффективности вывода из эксплуатации исследовательского реактора 64
4.3. Расчет экономической эффективности вывода из эксплуатации блока атомной электростанции 68
4.4. Расчет экономической эффективности вывода из эксплуатации пугр 70
4.5. Расчет комплексных критериев для анализируемых яроо, выводимых из эксплуатации 73
4.6. Критерий, оценивающий в натуральном выражении величину суммарной активности радионуклидов, приходящихся на единицу средств, вкладываемых в вывод из эксплуатации яроо 78
4.7. Пример численного решения задачи динамической коррекции показателей для выводимых из эксплуатации яроо 79
Заключение 83
Список использованной литературы
- Общая характеристика предприятий ядерного топливного цикла россии и их классификация
- Способы оценки частоты и последствий аварии
- Схема динамической адаптационной коррекции весов показателей для выводимых из эксплуатации яроо
- Расчет экономической эффективности вывода из эксплуатации исследовательского реактора
Введение к работе
Актуальность исследования. В результате развития атомной промышленности и энергетики, выполнения оборонных программ, в Российской Федерации существует значительное количество ядерно и радиационно опасных объектов (далее - ЯРОО), которые, в соответствии с их жизненным циклом, рано или поздно подлежат выводу из эксплуатации. Все ЯРОО, подлежащие на сегодняшний день выводу из эксплуатации, создавались в период государственного хозяйствования и плановой централизованной экономики. При этом должного внимания вопросам финансового обеспечения работ по выводу ЯРОО из эксплуатации не уделялось. Предполагалось, что эти вопросы в условиях централизованного планирования и ресурсного обеспечения могут быть решены позже. С конца 1980-х и до 2008 года вопросы финансового обеспечения работ по выводу ЯРОО из эксплуатации по известным причинам решались в недостаточном объеме.
Нехватка средств не позволяла до последнего времени полномасштабно и планомерно приступить к выводу из эксплуатации уже остановленных ранее ЯРОО. Наличие таких объектов, по которым не ведутся работы по выводу из эксплуатации, существенно повышает риск возникновения радиационных аварий, создает реальную угрозу радиоактивного загрязнения окружающей среды, облучения населения и персонала, приводит к нерациональному использованию выделяемых средств.
В настоящее время остановлена эксплуатация нескольких сотен ЯРОО, которые сегодня находятся в различных стадиях вывода из эксплуатации на предприятиях Госкорпорации «Росатом». В России, как и в других странах, активно использующих ядерные технологии, наступает период массового вывода из эксплуатации ЯРОО. Этот процесс со временем будет активизироваться, учитывая планы и программы по развитию атомной отрасли России, сопровождаясь генерацией новых проблем, в первую очередь, в области обращения с радиоактивными отходами (РАО) и облученным ядерным топливом (ОЯТ) [18-21,23, 26, 27].
Предусмотренное «Энергетической стратегией России на период до 2020 года» развитие атомной энергетики предопределяет необходимость комплексного обеспечения ядерной, радиационной и экологической безопасности. Одним из важнейших направлений деятельности в этой области является вывод из эксплуатации ядерных установок, радиационных источников и пунктов хранения, а также рекультивация радиационно-загрязненных участков территорий. При определении стратегии вывода ЯРОО из эксплуатации важнейшим вопросом является стоимость соответствующих работ и ее минимизация не в ущерб объему и качеству самих необходимых работ [23].
Затраты на вывод из эксплуатации ЯРОО могут существенно варьироваться в зависимости от ряда факторов: характеристик и сложности объекта, избранной стратегии вывода из эксплуатации, промышленных рамок осуществления деятельности (уровень развития отрасли, наличие квалифицированных подрядчиков и др.), общих промышленных (стоимость рабочей силы, наличие подходящих технологий на отечественном рынке в сравнении с зарубежными технологиями), нормативно-правовых и технических условий (хорошо разработанные регулирующие рамки, наличие соответствующей инфраструктуры, регулирующего надзора и контроля, прошлый опыт, накопленный в области вывода из эксплуатации), вида и количества накопленных радиоактивных материалов и др.
Согласно оценкам Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) полная стоимость вывода из эксплуатации российских объектов использования атомной энергии (ОИАЭ) составляет, по меньшей мере, 200 млрд. долларов. При этом реальные затраты могут в несколько раз превышать эту оценку в зависимости от выбора стратегии вывода из эксплуатации и реализации реабилитационных работ. Ясно, что подобные суммы не могут быть выделены единовременно. Это означает, что средства будут выделяться планомерно, их явно не будет хватать на решение всего комплекса задач по выводу из эксплуатации всей совокупности ЯРОО. При этом необходимо четко понимать, что основной проблемой, которую придется решать, будет обеспечение социально приемлемой, экологически безопасной и экономически оптимальной деятельности по выводу из эксплуатации ядерных установок, радиационных источников и пунктов хранения, а также рекультивации радиационно-загрязненных территорий с максимальным учетом всех нормативных требований, наличия технологий и оборудования, а также финансовых возможностей.
Решение данной проблемы, в том числе, определяет необходимость разработки научно обоснованных принципов и численных критериев, оценивающих эффективность распределения и освоения инвестиций, направляемых на финансирование вывода из эксплуатации ЯРОО. В данной работе термин «инвестиция» понимается в общепринятом смысле слова. В то же время надо отчетливо понимать, что при выводе из эксплуатации ЯРОО возможно как создание нового объекта, так и полная ликвидация существующего, вплоть до так называемой «зеленой лужайки».
Таким образом, объектом исследований диссертации являются выводимые из эксплуатации ЯРОО атомной отрасли, а предметом исследований выступают экономические процессы, связанные с выводом из эксплуатации ЯРОО.
Целью диссертационной работы является создание математических моделей для оценки эффективности распределения и использования финансирования, направляемого на вывод из эксплуатации ЯРОО. Для
реализации указанной цели в рамках диссертационной работы решаются следующие основные задачи:
Определяются показатели экономической эффективности для выводимых из эксплуатации ЯРОО.
Производится расчет показателей экономической эффективности для выводимых из эксплуатации ЯРОО различных типов.
Производится расчет комплексных критериев для выводимых из эксплуатации ЯРОО различных типов.
Разрабатывается схема отбора и формирования эффективного пакета (портфеля) выводимых из эксплуатации ЯРОО на заданную инвестиционную сумму, основанная на решениях Парето.
Разрабатывается схема адаптационной динамической коррекции весов показателей для выводимых из эксплуатации ЯРОО.
Методы исследований
Методы оптимизации позволяют ставить и решать задачи оптимального распределения инвестиционных ресурсов, выделяемых для вывода из эксплуатации ЯРОО.
Методы анализа иерархических процессов дают возможность получить обоснованную итоговую оценку объекта (процесса) при наличии нескольких оценок (критериев) объекта.
С помощью методов Монте-Карло разыгрываются варианты неопределенных ситуаций, что дает возможность оценивать доверительные интервалы рассматриваемых характеристик и оценивать риски различного содержания.
Научная новизна
Предложены критерии эффективности инвестиций, направляемых на вывод из эксплуатации ЯРОО, и дано обоснование их введения и использования.
Предложен и обоснован новый перечень критериев принятия решений при определении очередности и объемов финансирования работ по выводу ЯРОО из эксплуатации.
Разработана схема отбора и формирования эффективного пакета выводимых из эксплуатации ЯРОО на заданную инвестиционную сумму;
Разработана схема динамической адаптационной переоценки значимости выводимых из эксплуатации объектов.
Практическая значимость результатов
Предложенные в диссертационной работе схемы и алгоритмы численного решения задач оптимального распределения и освоения ресурсов в условиях неопределенности могут быть применены для решения
актуальных задач по выводу из эксплуатации ЯРОО атомной энергетики Российской Федерации.
Разработанные в рамках диссертационной работы математические модели были применены для оценки эффективности распределения и освоения ресурсов, выделяемых для вывода из эксплуатации конкретных ЯРОО различного типа. Полученные в диссертации результаты согласуются с вновь принятыми Госкорпорацией «Росатом» концепциями вывода из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов и блоков АЭС.
Обоснованность и достоверность полученных результатов
Обоснованность полученных результатов следует из того, что при аналитических и численных исследованиях в диссертации использовались строгие и обоснованные методы оптимизации, методы анализа иерархических процессов, методы Монте-Карло. В то же время в диссертации проведены сравнения численных результатов с результатами, полученными с помощью апробированных классических схем и сравнением с реальными экспериментальными данными.
Апробация результатов
Полученные в рамках диссертационной работы результаты докладывались и обсуждались на Всероссийской конференции «Фундаментальные физико-математические проблемы и моделирование технико-технологических систем» (2008, 2009 гг.); Всероссийской конференции по проблемам математики, информатики, физики и химии (2009, 2010, 2011 гг.); Научных сессиях МИФИ (2007, 2008, 2009, 2010, 2011 гг.); на научно-технических семинарах различного уровня и рабочих и отраслевых совещаниях в Федеральном агентстве по атомной энергии и Госкорпорации «Росатом».
Личный вклад соискателя
Все результаты диссертации, выносимые на защиту, получены автором. В работах, отражающих содержание диссертации и выполненных в соавторстве, автору принадлежит равный вклад в разработку математических моделей, алгоритмов численных решений рассматриваемых задач и их программную реализацию.
Публикации. По теме диссертации представлено 16 публикаций, включая 5 статей в журналах, из них 4 - в журналах, включенных в перечень рецензируемых ВАК Российской Федерации изданий.
Структура и объем диссертационной работы. Диссертационная работа состоит из введения, четырех глав, заключения и приложения.
Список литературы содержит 104 наименования. Общий объем диссертации 113 страниц.
Общая характеристика предприятий ядерного топливного цикла россии и их классификация
Во Франции разрешено растягивать этот процесс на 50 лет и более. Результатом этого является то, что фонды вывода из эксплуатации пока располагают очень небольшими суммами. Здесь надеются на то, что, благодаря банковским процентам, эти суммы за пол столетия вырастут и будут достаточными для проведения работ.
Компании, эксплуатирующие ядерные объекты в Великобритании, также предполагают, что в будущем вывод и демонтаж будут стоить дешевле, поскольку робототехника и технологии дезактивации постоянно совершенствуются. Финансовым недостатком такого подхода является то, что стоимость охраны и мониторинга площадки в течение 100 лет или более достаточно высока; и эту площадку нельзя продать или использовать для других целей. Это важное соображение для такой страны как Великобритания, имеющей относительно мало свободного места и, соответственно, достаточно высокую стоимость земли. Однако для России стоимость земли вряд ли окажется существенным фактором.
Оценки стоимости вывода из эксплуатации и демонтажа в Западной Европе, США и Японии не могут использоваться для соответствующих расчетов в России. Некоторые обстоятельства говорят о том, что эти работы в российских условиях могут быть и будут гораздо дешевле.
Во-первых, стоимость рабочей силы и материалов в России ниже, чем в других странах, что сказывается на общих затратах. Во-вторых, наличие свободного пространства является большим преимуществом России по сравнению с Западной Европой и особенно Японией. Это означает, что площадку не обязательно возвращать в исходное состояние.
Для России важным является выполнение самых первых щагов выведения из эксплуатации, а именно: удаление отработавшего топлива и высокоактивных компонентов реактора. В российских условиях основными экономическими задачами, которые необходимо решить, являются: проблема отработавшего ядерного топлива и радиоактивных отходов; социальные и экономические программы для бывших ядерных зон.
Фактор, который может увеличить стоимость вывода из эксплуатации старых реакторов в России по сравнению с западными странами - это отсутствие адекватных хранилищ. В зависимости от этого стоимость вывода из эксплуатации установки конкретного вида может меняться в 2 - 3 раза. Для России полная стоимость вывода из эксплуатации всех ЯРОО оценивается МАГАТЭ в более чем 200 млрд, долларов. Следует сказать, что указанная оценка МАГАТЭ может рассматриваться как нижняя граница. Реальные суммы для преодоления с учетом необходимости проведения реабилитационных работ, в первую очередь в районах расположения крупных предприятий ЯТЦ («ПО «Маяк», «СХК», «ГХК», предприятий по добыче урана) могут в 1,5 - 2,0 раза превысить эту оценку в зависимости от выбора стратегии и реализации реабилитационных работ.
Необходимость осуществления оптимизации расходов при выводе из эксплуатации ЯРОО
Совершенно очевидно, что указанные выше суммы не могут быть выделены единовременно. Это означает, что средства будут выделяться планомерно, их явно не будет хватать на решение всего комплекса задач по выводу из эксплуатации всей еовокупности ЯРОО. При этом необходимо четко понимать, что основной проблемой, которую придется решать, будет обеспечение социально приемлемой, экологически безопасной и экономически эффективной деятельности по выводу из эксплуатации ядерных установок, радиационных источников и пунктов хранения, а также реабилитация радиационно-загрязненных территорий с максимальным учетом всех современных взглядов, условий и возможностей.
С другой стороны, если проанализировать основные причины вывода ЯРОО из эксплуатации, которыми являются; невозможность обеспечения современных нормативных требований по безопасности; наличие неустранимых причин потенциальной опасности объекта для персонала, населения и окружающей среды; исчерпание проектного или физического срока службы объекта; дальнейшая нецелесообразность производства продукции или оказания услуг на данном объекте по экономическим причинам; аварии и катастрофы техногенного или природного характера (например, авария в Тримаил-Айленд, на Чернобыльской АЭС и АЭС Фукусима-1), приводящие к появлению условий, препятствующих возможности далънейшей эксплуатации объекта, то становится совершенно очевидным, что при осущеетвлении самих работ и их финансирования в первую очередъ, е точки зрения государетва, одним из основных критериев принятия решения при распределении ограниченных ресурсов становится снижение общего. интегрального по стране, уровня ядерной и радиационной безопасности (ЯРБ). Следовательно, необходимо иметь механизм оценки и сравнения между собой состояний ЯРБ различных объектов.
Основные современные показатели состояния радиационной безопасности на различных радиационно опасных объектах и на отделъных территориях страны определены в действующем законодателъстве Российской Федерации и федеральных нормах и правилах в области обеспечения радиационной безопасности. Согласно Федеральному закону от 09.01.1996 №3-Ф3 “О радиационной безопасности населения” такими показателями являются: 1. Значения характеристик радиоактивного загрязнения окружающей среды. 2. Результаты анализа проводимых мероприятий по обеспечению радиационной безопасности и соблюдению норм, правил и гигиенических нормативов в области радиационной безопасности. 3. Вероятность возникновения радиационных аварий и их масщтаб. 4. Степень готовности к эффективной ликвидации радиационных аварий и их последствий. 5. Значения доз облучения, получаемых персоналом и населением от всех основных источников ионизирующего излучения. 6. Число лиц, подвергающихся облучению выше установленных пределов доз. Данные показатели имеют совершенно различные смысл и структуру. Показатели 1, 5 и 6 непосредственно отноеятся к воздействию излучения на человека и окружающую среду, большей частью поддаются непосредственным измерениям, в ряде случаев определяются по результатам прямых измерений с последующими вычислениям по относительно несложным методикам. Использование этих показателей для анализа состояния радиационной безопасности не представляет трудностей, поскольку существуют установленные нормативными документами в области использования атомной энергии критерии радиационной безопасности, непосредственно основанные на значениях этих показателей.
Способы оценки частоты и последствий аварии
Понятие риска [26] используется для измерения опасности и обычно относится к индивидууму или группе людей (производственного персонала и населения), имуществу (материальным объектам, собственности) или окружающей среде. Чтобы подчеркнуть, что речь идет об измеряемой величине, используют понятие "степень риска" или "уровень риска".
Под риском в общем смысле этого слова понимается рассчитываемая или интуитивно оцениваемая вероятность возникновения того или иного неблагополучного результата тех или иных действий отдельной личности, группы лиц, организации, государства и т.д. Рекомендации Всемирной организации здравоохранения (ВОЗ, 1978) определяют риск как "ожидаемую частоту нежелательных эффектов, возникающих от заданного воздействия загрязнителя". Согласно Глоссарию Американского Агентства Охраны Окружающей Среды (US ЕРА), риск есть "вероятность повреждения, заболевания или смерти при определенных обстоятельствах. Количественно риск выражается величинами от нуля (отражающего уверенность в том, что вред не будет нанесен) до единицы (отражающей уверенность в том, что вред будет нанесен)". При решении практических задач чаще всего количественно риск определяется как математическое ожидание величины ущерба. В общем случае риск измеряется единицами этого ущерба, а при точно оговоренном виде (размере) ущерба не исключается вероятностное или частотное его выражение. При постоянном действии источника опасности (вероятность неблагоприятного воздействия равна единице) риск количественно определяется величиной ущерба.
При нормальной эксплуатации объекта оценка радиационных рисков производится по имеющейся информации по облучению персонала, активности выбросов и сбросов объекта и активности и объему образующихся РАО. Источник информации -данные ИЦК контроля персонала (внешнее облучение), данные о концентрации радионуклидов в рабочих помещениях (внутреннее облучение), данные об активности выбросов и сбросов и данные об активности и объеме РАО. На основе анализа собранных данных возможна выработка корректирующих мероприятий по совершенствованию систем нормальной эксплуатации, инструкций по ведению технологического процесса и т.д.
Радиационные риски при авариях на ядерных и радиационно-опасных предприятиях определяются расчетным путем на основе данных о вероятности и радиационных последствиях аварий, оцениваемых на основании прогнозируемых дозовых затратах на ликвидацию последствий аварий.
Каждая авария характеризуется исходным событием, путями протекания, последствиями и вероятностью события. Под последствиями аварии обычно понимают только радиационные последствия (облучение персонала и населения, загрязнение оборудования, зданий, окружающей среды и т. д.).
На современном этапе развития знаний о человеке и окружающей социально-природно-техногенной среде в мировой и отечественной практике уровень их безопасности характеризуется показателем риска. Риск (R) определяется вероятностью (W) возникновения нежелательного еобытия и размером его последствий (X). При таком определении риск характеризуется как минимум двумя величинами — вероятностью события и его последствиями: R={W,X}. Часто, однако, для показателя риска используется скалярная величина — математическое ожидание последствий: R=W X.
Для целей ранжирования важен такой показатель риска, как статистически ожидаемая величина ущерба в стоимостном выражении (величина, определяемая произведением частоты аварии на ущерб).
Ниже представлены несколько таблиц, показывающие способы оценки частоты и последствий аварии. В таблице 2.1 показана шкала последствий, которая может использоваться для предприятий с опасными производствами. В таблице 2.2 приведена международная шкала ядерных событий ONES), разработанная МАГАТЭ для оценки категории любого события, связанного с радиоактивными веществами и/или радиацией [50]. Обе таблицы 2.1 и 2.2 имеют две общие особенности классификации последствий. Первой является то, что они используют несколько критериев для оценки последствий. В таблице для опасных производств последствия для населения и персонала объединены в одной шкале. В шкале INES последствия определяются по воздействию за пределами площадки, на площадке, а также степени повреждения барьеров безопасности. Иногда можно увидеть четыре или пять типов воздействий на окружающую среду, помещенных в одну таблицу последствий. Шкалы дополнительных воздействий включаются в таблицу добавлением столбцов. Если при заполнении столбца последствий было определено, что по одному из критериев сценарий соответствует категории 5, а но другому - 3, дoкументируетcя и то и другое, но в качестве уровня последствий для оцениваемого сценария рассматривают наибольщий достигнутый уровень. Второй общей оеобенностью щкал. приведенных в таблицах 2.1, 2.2, является то, что они часто позволяют оценить уровень последствий на основе качественного описания без проведения полного детального анализа.
Матрица рисков с уровнями последствий по одной оси и частотой по другой стала распространенным методом установления того, какие аварии представляют собой максимальный риск, позволяя, таким образом, руководству предприятия нринягь квалифицированные решения о необходимости снижения уровней рисков. После того, как необходимость снижения уровней рисков установлена, с помощью той же самой матрицы можно оценить оборудование и программы, которые либо уменьшают тяжесть последствий, либо снижают частоту аварий.
Матрица рисков двумерна и состоит из двух частей: по оси У отложена тяжесть последствий, по оси X - частота возникновения нежелательных событий (частота отказов). Если риск для сценариев требуется оценить количественно, то и единицы измерений на обеих осях должны быть численными. Использование логарифмической шкалы позволяет разместить на одном рисушке все выбранные аварии от наиболее частых до наиболее тяжелых (рисунок 2.1).
Схема динамической адаптационной коррекции весов показателей для выводимых из эксплуатации яроо
Как видно из вышеизложенного, установленный в нормативных правовых документах порядок подготовки к выводу ЯРОО из эксплуатации и вывода ЯРОО из эксплуатации требует реализации комплекса технических и организационных мероприятий направленных на достижение конечного состояния выводимого из эксплуатации ОИАЭ. По мере реализации этих мероприятий должен снижаться уровень потенциальной опасности выводимого из эксплуатации ОИАЭ.
Исходя из вышеуказанного, масштаб подлежащих выполнению работ по выводу ОИАЭ из эксплуатации и обеспечение требуемого уровня безопасности этих работ, требует привлечения для их реализации значительных финансовых ресурсов.
Исходя из требований нормативных документов, изложенных ранее, критериями принятия решений при определении очередности и объемов финансирования работ по подготовке ЯРОО к выводу из эксплуатации могут быть предложены: 1. Тип ЯРОО (ядерная установка, радиационный источник, пункт хранения ЯМ (ОЯТ), пункт хранения РВ, пункт хранения РАО, пункт захоронения РАО). 2. Суммарная накопленная активность на ЯРОО и ее характеристика (радионуклидный состав). Эффективная потенциальная опасность ЯРОО, выраженная в количестве активности и других опасных материалов сосредоточенных на объекте с дифференциальными характеристиками согласно пп. 4-19 3. Количество и состав персонала, требуемого для безопасной подготовки к выводу ЯРОО из эксплуатации. 4. Количество и состав систем, требуемых для обеспечения безопасной подготовки ЯРОО (энергоснабжение, сжатый воздух, азот, пар, техническое водоснабжение, вентиляция, спецгазоочистка, система дезактивации, система сбора трапных вод, система обращения е ЖРО, система обращения с ТРО и др.). 5. Количество и состав радиоактивных технологических сред, подлежащих удалению из систем (элементов) ЯРОО. 6. Наличие (отсутствие) ядерно-опасных делящихся материалов. Возможность возникновения СЦР. 7. Количество и состав ядерных материалов, подлежащих удалению из систем (элементов) и помещений ЯРОО. 8. Количество и состав ядерных материалов, подлежащих размещению на временное хранение в хранилища ядерных материалов на площадке ЯРОО после удаления из систем (элементов) и помещений. 9. Количество и состав ядерных материалов, подлежащих транспортированию за границы площадки ЯРОО на хранение и (или) переработку (использование) после их удаления из систем (элементов) и помещений. 10. Количество систем (элементов) ЯРОО, подлежащих дезактивации после их освобождения от технологических растворов. 11. Количество помещений, требующих дезактивации, после удаления из них ядерных материалов. Величины снимаемой (нефиксированной) поверхностной загрязненности помещений, подлежащих дезактивации. 12. Количество твердых радиоактивных отходов, накопленных на ЯРОО в период его эксплуатации, подлежащих переработке и кондиционированию. Затраты на переработку и кондиционирование ТРО. 13. Количество жидких радиоактивных отходов, накопленных на ЯРОО в период его эксплуатации, подлежащих переработке и кондиционированию. Затраты на переработку и кондиционирование ЖРО. 14. Количество твердых, радиоактивных отходов, накопленных на ЯРОО в период его эксплуатации, подлежащих размещению после переработки и кондиционирования в существующем на ЯРОО хранилище ТРО. 15. Количество твердых радиоактивных отходов, накопленных на ЯРОО в период его эксплуатации, подлежащих после переработки и кондиционирования транспортированию за границы площадки на хранение или захоронение. Расходы на передачу ТРО на хранение в хранилище, включая транспортные расходы. 16. Количество радиоактивных веществ и радиоактивных отходов, подлежащих проведению учета и контроля. 17. Количество ядерных материалов, подлежащих проведению физической инвентаризации, учета и контроля ядерных материалов. 18. Количество ядовитых и токсичных веществ. Расходы на передачу ядовитых и токсичных веществ на утилизацию, включая транспортные расходы. 19. Количество взрыво- и пожароопасных веществ. Расходы на передачу взрыво- и пожароопасных веществ на утилизацию, включая транспортные расходы. Исходя из того, что Федеральным законом от 27.12.2002 № 184-ФЗ "О техническом регулировании" установлены требования анализа риска и безопасности ко всем объектам технического регулирования, в качестве определяющих параметров безопасности на законодательном уровне предложено использовать критерии риска.
На данном этапе работы в качестве критериев опасности ЯРОО на различных стадиях подготовки к выводу из эксплуатации и вывода из эксплуатации могут быть приняты: 1) Величина активности на объекте Q (удельная активность, поверхностное загрязнение). 2) Вероятность W чрезвычайного события на объекте с ущербом V населению и окружающей среде (на первоначальном этапе определяется методом экспертных оценок). 3) Риск К=У X W.
В качестве критериев приведения в безопасное состояние ЯРОО могут быть приняты: 1) Величина допустимой величины активности, оставляемой на объекте. 2) Снижение вероятности W причинения ущерба У до допустимого значения Wдoп. 3) Снижения риска К до допустимого значения Кдоп По критериям опасности может быть установлена первоочередная группа объектов для дальнейшего рассмотрения. Далее определяется оптимальное с точки зрения минимальных затрат приведение в безопасное еостояние каждого из объектов, группы из п объектов одинакового или разного типа. 3.2 Схема динамической адаптационной коррекции весов показателей для выводимых из эксплуатации ЯРОО
Каждый выводимый из эксплуатации ЯРОО характеризуется в конце каждого отчетного периода с точки зрения обеспечения ЯРБ и выполнения программы вывода его из эксплуатации несколькими показателями (мероприятиями) Pih i=l,...,n, k=l,...,N, i-номер показателя, п - число показателей, к - номер отчетного периода, N - число отчетных периодов.
Расчет экономической эффективности вывода из эксплуатации исследовательского реактора
Полученные результаты расчета и сравнения двух вариантов вывода из эксплуатации показывают, что с учетом существующих исходных данных вариант немедленного вывода ПУГР из эксплуатации (вариант №2) является предпочтительнее варианта вывода из эксплуатации ПУГР с длительным сохранением под наблюдением (вариант №1).
Постановка задачи оценивания ЯРБ ЯРОО по нескольким частным критериям с учетом методики, изложенной в [52], выглядит следующим образом.
Рассматривается п ЯРОО объектов, каждый из которых оценивается совокупностью т критериев. Пусть Ку - значение ]-ro критерия для 1-го объекта. Тогда сводный комплексный критерий Kj 1-го объекта расечитывается по следующей формуле: _ V»s
Для нахождения коэффициентов приоритета критериев используют объединяющие экспертные оценки приоритетов критериев. Гтянлартная схема парных сравнение критериев каждым экспертом: Для к-ого эксперта, к = 1,... N, матрица парных сравнений имеет следующий Wfcti - числовое значение приоритетаJ- го критерия передJ - ым критерием для к-го эксперта. и Если Ityf 1 (и, тем самым, tt /j 1), то для к-го эксперта ] критерий по значимости выше, чем J - й критерии. Согласно схеме парных еравнений необходимо решить задачу на нахождение собственного вектора, соответетвующего максимальному собственному значению Хтах матрицы парных сравнений Wk:
Известно, что для любой матрицы парных сравнений %ктах — ш а й =(тк1 ..,ткт)Т, mkJ О, 2і =1 (после нормировки собственного вектора). Компоненты вектора Щ являются искомыми коэффициентами приоритета критериев и находятея с применением численных методов и специальных компьютерных программ. Упрощенная ехема нахождения приближенных значений коэффициентов приоритета по матрице парных сравнений выглядит следующим образом: 1. Находятся суммы элементов каждой строки матрицы парных сравнений (4.2): Щ = S і Wkji, і = і. -т (4.4) 2. Подсчитываются искомые оценки коэффициентов приоритета критериев согласно формуле: = —Ш± ЩІ— . = t (4_5) feJ Щх %f=±wm,J Схема, предусматривающая анализ матрипы парных сравнений отдельно для каждой пары критериев: Предлагается построить матрицы парных сравнений одного из критериев (например, первого) со всеми остальньми: /i Vw \ Тогда полная матрица веех парных сравнений Wk имеет вид: wh = (4.6) Н / пкгп ion hfWk2 1 Такая матрица парных сравнений совместима, максимальное собственное т, соответствующий ему ненормированный собственный вектор значение X,n Wi Коэффициенты приоритета критериев определяются равенствами: й) -1, й)ц = Чгл , vm , j = 2,...m / U + Lj=2 Wkj) (4.7) (4.8) С учетом вышеизложенного в целях расчета комплексного критерия для анализируемых ЯРОО был сформирован следующий список критериев оценки их потенциального уровня ЯРБ: 1. Возможность развития самоподдерживающейся цепной реакции деления (СЦР)-Кь 2. Наличие и количество ядерно опасных делящихся материалов (с учетом их радиотоксичности) - К2. 3. Величина удельных активностей РВ, РАО и ИИИ, вовлеченных в технологические процессы - К3. 4. Наличие дополнительных факторов нерадиационного свойства (высокого давления образования взрывоопасных и/или пирофорных соединений, коррозионно-активных веществ и т.д.) - К4. 5. Уязвимость к ошибкам персонала ЯРОО - К5. 6. Экологические последствия в случае тяжелой аварии (возможная площадь загрязнения)-Кб. По итогам экспертной оценки для анализируемых радиохимического комплекса (РХК), исследовательского реактора (ИР), энергоблока АЭС, и ПУГР определены следующие показатели:
На рисунке 4.5. представлен численный расчет задачи (2.13) многокритериальной оптимизации на основе VaR схемы применительно к рассматриваемым ЯРОО с учетом критериев, представленных в таблице 4.2. Как следует из рисунка, при заданной сумме финансирования работ по ВЭ ЯРОО наиболее оптимальным с точки зрения принятия решения об очередности ВЭ является вариант ВЭ блока АЭС. Вместе с тем, с учетом наличия ограничений по качественным критериям, характеризующим степень ЯРО ЯРОО, очередность ВЭ рассматриваемых ЯРОО может быть следующей (по убыванию): блок АЭС, ПУГР, РХК,
В качестве еще одного критерия, позволяющий проводить сравнительный анализ эффективности проводимых работ по выводу из эксплуатации группы ЯРОО может быть выбран критерий, оценивающий удельную величину суммарной активности радионуклидов, находящихся на площадке выводимого из эксплуатации 1-ого ЯРОО, приходящихся на единицу денежных средств, вкладываемых в соответствующие мероприятия по выводу из эксплуатации данного ЯРОО.
При расчете данного критерия необходимо учитывать ряд важных факторов, оказывающих влияние на точность расчета его величины, в числе которых: концентрация радионуклидов, находящихся на площадке, характер их распределения по площадке, категория их активности (высокоактивные, среднеактивные, низкоактивные), изотопный состав и некоторые др. Детальная проработка вопроса требует разработки соответствующей методики расчета данного критерия.
