Экономика ядерной энергетики: Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. 3-е изд. - Синев Н.М.
Скачать (прямая ссылка):
Капитальные вложения
Мошность, т/год
300
750
1500
3000
Проектирование и сооружение Набор и обучение штатного персонала, пусконаладочные работы на имитирующем топливе; «холодный пуск» в эксплуатацию
500
35
701 55
1000
75
1700 100
К ним добавлены затраты на подготовку персонала и холодный пуск завода (табл. 10.14)*.
Удельные капиталовложения в перерабатывающие заводы и хранилища отработавшего топлива и радиоактивных сбросов, отнесенные к 1 т их годовой производительности (считая по массе урана, содержащегося в перерабатываемом за 1 год топливе реакторов на тепловых нейтронах), в зависимости от производственной мощности составят 1,8—0,6 млн. дол/т в год, или 1800— 600 дол/кг U в год.
Приведем примерную структуру капиталовложений в сооружение радиохимического завода, %:
Стройплощадка................. 5
Технологические здания..............23
Хранилища отработавшего топлива и перегрузочные средства . . .5 Химическое оборудование..............15
fHTTHA (измерительные приборы, инструмент и приспособления, автоматика) 10 рубопроводы и коммуникации.............20
Утилизационные устройства..............5
Вентиляция..................10
Аналитические устройства .............. 7
Затраты на строительные работы составляют в целом 20— 25% общей суммы капиталовложений. Временные хранилища радиоактивных отходов и устройства по их обслуживанию и контролю в структуру расходов не включены.
Постоянная составляющая стоимости переработки за счет амортизационных отчислений, налогов и процентов на капитал (~20%) на каждый перерабатываемый килограмм урана в отработавшем топливе составит (для завода мощностью 1500 т/год) 120—180 дол/кг.
Эксплуатационные затраты на радиохимическую переработку отработавшего топлива АЭС включают затраты на его транспортирование от АЭС на завод, хранение в складах-хранилищах завода, химическую переработку (основная доля затрат), удаление отходов, их концентрирование, упаковку, долговременное хране-
* Таблицы 10.13 и 10.14 составлены (декабрь 1976 г.) экспертами МАГАТЭ и дают ориентировочные оценки. На горячий пуск и освоение проектной мощности завода отводится 3 года (1-й год —30 %, 2-й —60 %, 3-й — 100 %). Численность персонала 500, 800, 1100 и 1500 чел. для заводов производительностью 300, 750, 1500 и 3000 т/год соответственно.
ниє и окончательное захоронение в соответствующие геологические формации, возврат регенерированного урана в ЯТЦ после превращения его в гексафторид для дообогащения, получение плутония в форме, удобной для хранения или передачи на завод по изготовлению смешанного Ц—Ри-топлива.
Ниже приведены ежегодные эксплуатационные затраты (по данным экспертов МАГАТЭ):
Мощность завода, т/год Суммарные затраты, 10е дол. Удельные затраты, дол/кг U
300 20 - 67
750 30 40
1500 40 -V.27
3000 60 20
Структура эксплуатационных затрат следующая, %:
Стоимость рабочей силы.........................60
Постоянные эксплуатационные расходы..................35
Прочие расходы . . . . •........................ 5
Все это дает основание экономистам ведущих капиталистических стран прогнозировать стоимость переработки отработавшего в реакторах на тепловых нейтронах ядерного топлива после 1980 г., которая, по их оценкам, без учета затрат на локализацию и хранение отходов будет составлять 120—200 дол/кг. Большее значение относится к переработке смешанного U—Ри-топлива. Однако в настоящий период развития радиохимической технологии реальные цены на переработку топлива в несколько раз выше, чем указанные*.
Экономисты Западной Европы и США считают, что завод, перерабатывающий топливо, сможет приносить прибыль не ранее чем через 15—17 лет после принятия решения о его сооружении. В этих условиях в капиталистических странах строительство предприятий по переработке отработавшего топлива под силу только крупным монополиям при государственных субсидиях на исследования и разработки.
Считается, что сооружение завода экономически выгодно при его оптимальной годовой производительности не менее 1500 т/год (5 т/сут) и должно осуществляться последовательным введением в строй соответствующих модулей (производительностью 100, 300, 500, 800 т/год). Хотя это несколько и удорожает строительство, но повышает надежность и живучесть завода. На стоимость переработки топлива большое влияние оказывает производственная мощность радиохимического завода (рис. 10.24).
Срок сооружения и ввода в действие радиохимического завода по данным США (фирма «Экссон ньюклеар») составляет 10— 14 лет, в том числе на проектирование и разработки 3 года, стро-
* Для радиохимического опытного завода в Токай (Япония) определена по договоренности с правительственной корпорацией PNC стоимость переработки в 1981—1983 гг. первых 200 т отработавшего топлива 660 дол/кг U, в то время как стоимость переработки топлива японских АЭС на французском и английском заводах составит в 1982 г. более 980 дол/кг (включая транспортные расходы).
