Эффективность распределения и освоения инвестиций для вывода из эксплуатации ядерно и радиационно опасных объектов тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 08.00.13, кандидат экономических наук Емец, Павел Евгеньевич

• Емец, Павел Евгеньевич
• кандидат экономических наук
• 2011

Оглавление диссертации кандидат экономических наук Емец, Павел Евгеньевич

Оглавление

КРАТКАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

ВВЕДЕНИЕ

Проблема вывода из эксплуатации ядерно и радиационно опасных объектов

Некоторые оценки стоимости работ по выводу ЯРОО из эксплуатации

Необходимость осуществления оптимизации расходов при выводе из эксплуатации ЯРОО

ГЛАВА 1. КАТЕГОРИРОВАНИЕ ЯРОО

1.1. Подходы к определению системы показателей безопасности ЯРОО

1.2. Основные характеристики ЯРОО, принятые за основу при классификации

1.3. Общая характеристика предприятий ядерного топливного цикла России и их классификация

1.3.1 Ядерные установки

1.3.2 Пункты хранения

1.3.3 Радиационные источники

1.4. Сравнительная потенциальная опасность объектов ядерного топливного цикла

1.5. Выводы

ГЛАВА 2. КРИТЕРИИ ОЦЕНКИ УРОВНЯ ЯРБ ВЫВОДИМЫХ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЯРОО

2.1 Оценка уровня ЯРБ ЯРОО с помощью понятия риска

2.1.1 Понятие риска

2.1.2 Способы оценки частоты и последствий аварии

2.1.3 Матрицы риска

2.2. Оценка изменения уровня ЯРБ с применением экономических критериев эффективности использования инвестиций в вывод из эксплуатации ЯРОО

2.3. Математическая модель системного распределения в условиях неопределенности ограниченных финансовых ресурсов, направленных на вывод из эксплуатации пакета ЯРОО

2.4. Выводы

ГЛАВА 3. МЕТОДИКА ОЦЕНКИ ЭФФЕКТИВНОСТИ ФИНАНСИРОВАНИЯ ВЫВОДА ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЯРОО

Общая постановка задачи

3.1 Перечень критериев принятия решений при определении очередности и объемов финансирования работ по подготовке ЯРОО к выводу из эксплуатации

3.2 Схема динамической адаптационной коррекции весов показателей для выводимых из эксплуатации ЯРОО 56 3.3. Выводы

ГЛАВА 4. ЭКОНОМИЧЕСКИЙ АНАЛИЗ ЭФЕЕКТИВНОСТИ МЕРОПРИЯТИЙ ПО ВЫВОДУ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЯРОО

4.1. Расчет экономической эффективности вывода из эксплуатации радиохимического комплекса

4.2. Расчет экономической эффективности вывода из эксплуатации исследовательского реактора

4.3. Расчет экономической эффективности вывода из эксплуатации блока атомной электростанции

4.4. Расчет экономической эффективности вывода из эксплуатации ПУГР

4.5. Расчет комплексных критериев для анализируемых ЯРОО, выводимых из эксплуатации

4.6. Критерий, оценивающий в натуральном выражении величину суммарной активности радионуклидов, приходящихся на единицу средств, вкладываемых в вывод из эксплуатации ЯРОО

4.7. Пример численного решения задачи динамической коррекции показателей для выводимых из эксплуатации ЯРОО

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ

ПРИЛОЖЕНИЕ

КРАТКАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

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).

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.

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:

1. Определяются показатели экономической эффективности для выводимых из эксплуатации ЯРОО.

2. Производится расчет показателей экономической эффективности для выводимых из эксплуатации ЯРОО различных типов.

3. Производится расчет комплексных критериев для выводимых из эксплуатации ЯРОО различных типов.

4. Разрабатывается схема отбора и формирования эффективного пакета (портфеля) выводимых из эксплуатации ЯРОО на заданную инвестиционную сумму, основанная на решениях Парето.

5. 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

1. Предложены критерии эффективности инвестиций, направляемых на вывод из эксплуатации ЯРОО, и дано обоснование их введения и использования.

2. Предложен и обоснован новый перечень критериев принятия решений при определении очередности и объемов финансирования работ по выводу ЯРОО из эксплуатации.

3. Разработана схема отбора и формирования эффективного пакета выводимых из эксплуатации ЯРОО на заданную инвестиционную сумму;

4. 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.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Эффективность распределения и освоения инвестиций для вывода из эксплуатации ядерно и радиационно опасных объектов»

ВВЕДЕНИЕ

Проблема вывода из эксплуатации ядерно и радиационно опасных объектов

Предусмотренное «Энергетической стратегией России на период до 2020 года» [3] развитие атомной энергетики обусловливает 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 реабилитация радиационно загрязненных участков территорий (далее ядерно и радиационно опасные объекты -ЯРОО).

«Основы государственной политики в области обеспечения ядерной и радиационной безопасности Российской Федерации на период до 2010 года и дальнейшую перспективу» [4] (далее - Основы) относят вопросы вывода ЯРОО из эксплуатации и реабилитации загрязненных участков территории к приоритетным задачам. В Основах прямо указывается на необходимость решения задач по утилизации ядерно и радиационно опасных объектов и материалов и реабилитации территорий Российской Федерации и, в том числе, на важность обеспечения необходимых объемов устойчивого финансирования мероприятий по утилизации выведенных из эксплуатации ядерных установок различного назначения, являющихся источниками повышенной ядерной и радиационной опасности.

Анализ тенденций развития мировой атомной индустрии за последнее десятилетие показывает появление относительно новых, но динамично развивающихся направлений деятельности в области конечной стадии ядерного топливного цикла, к которым относятся и работы по выводу из эксплуатации ядерно и радиационно опасных объектов. Как отмечается в утвержденной Госкорпорацией «Росатом» «Концепции вывода из эксплуатации ядерных установок, радиационных источников и пунктов хранения» [5], «объективный характер необходимости развития данного вида деятельности, его важность с точки зрения практической демонстрации возможности успешного решения достаточно сложных технологических и экономических проблем и гарантированного обеспечения безопасности, явились значимыми предпосылками для определенного сближения позиций представителей различных государственных органов, коммерческих организаций и общественных институтов. Негативный опыт прошлых решений, вызванный отсутствием в ряде случаев на стадии создания масштабных ядерных объектов глубокого,

комплексного анализа будущих проблем, привел к переориентации сегодняшних приоритетов и ценностей от сугубо текущих коммерческих или военных целей к вопросам обеспечения глобальной безопасности, нераспространения ядерного оружия, установлению определенных пределов вмешательства в окружающую среду, общему осознанию обязательств перед будущими поколениями».

В настоящее время в России, равно как и в других странах, активно использующих ядерные технологии, наступает период массового вывода из эксплуатации ядерно и радиационно опасных объектов [18]. Этот процесс со временем будет активизироваться, сопровождаясь генерацией новых проблем, в первую очередь, в области обращения с радиоактивными отходами и облученным ядерным топливом (далее - РАО и ОЯТ), более сложных по составу, образующихся в больших количествах и с несравненно большей скоростью, учитывая планы и программы по развитию атомной отрасли России [103,104]. Правительство Российской Федерации охарактеризовало содержание проблемы следующим образом [2]: «В результате развития атомной промышленности и энергетики, атомного флота на предприятиях различных федеральных органов исполнительной власти накоплено радиоактивных отходов суммарной активностью около 1.5'109 Ки и отработавшего ядерного топлива суммарной активностью 4,65'109 Ки. При этом имеющиеся производственные мощности не обеспечивают переработку и надежную изоляцию накопленных и вновь образующихся радиоактивных отходов и отработавших ядерных материалов. Большое количество накопленных некондиционированных радиоактивных отходов, недостаточность технических средств для обеспечения безопасного обращения с этими отходами и отработавшим ядерным топливом, отсутствие надежных хранилищ для их длительного хранения и (или) захоронения повышают риск возникновения радиоактивных аварий и создают реальную угрозу радиоактивного загрязнения окружающей среды, переоблучения населения и персонала организаций и предприятий, деятельность которых связана с использованием атомной энергии и радиоактивных материалов». Проведение работ по выводу из эксплуатации ЯРОО приведет к усложнению решения данного вопроса.

Действительно, в настоящее время остановлена эксплуатация нескольких сотен ЯРОО, которые находятся в различных стадиях вывода из эксплуатации на предприятиях Госкорпорации «Росатом».

В ближайшие 50 лет планируется вывести из эксплуатации 35 энергоблоков АЭС, 13 промышленных реакторов, свыше 30 исследовательских ядерных установок, а также

ЯРОО ряда крупных предприятий ядерного топливного цикла [19]. Неотложные решения требуются по 20 открытым бассейнам-хранилищам жидких РАО. Практически исчерпан проектный срок эксплуатации 16 предприятий системы «Радон».

Существующие оценки, сделанные с участием российских и международных экспертов, показывают, что на вывод из эксплуатации только российских АЭС потребуется порядка 13-15 млрд. долл., а на решение вопроса «военного наследия» - также несколько десятков млрд. долл. Масштаб приведенных цифр, однозначно говорящий о проблеме национального уровня, усугубляется тем обстоятельством, что подавляющее большинство действующих ядерных объектов были созданы в СССР в условиях плановой экономики, когда вопрос проектного и ресурсного обеспечения последующего вывода объектов из эксплуатации не являлся существенным и неразрешимым. По этой причине к настоящему времени на предприятиях отрасли имеется большое число остановленных по различным причинам объектов, не обеспеченных проектно-сметной документацией по

выводу из эксплуатации.

Принятие Российской Федерацией обязательств по ряду международных Конвенций вовсе не означало наличия текущих реальных экономических возможностей у государства для быстрого решения данной проблемы. Вместе с тем, понимание сложившейся ситуации и поиск возможных эффективных решений актуален и необходим.

Определяющим условием видится создание системы государственного регулирования на основе ясных и общепризнанных принципов, включая не только принятие определенных организационных или технических решений, но и эффективных экономических механизмов их реализации.

Некоторые оценки стоимости работ по выводу ЯРОО из эксплуатации

При определении стратегии вывода ЯРОО из эксплуатации важнейшим вопросом является стоимость соответствующих работ и ее оптимизация.

Затраты на вывод из эксплуатации могут существенно варьироваться в зависимости от ряда факторов [4, 5]: размеров и сложности объекта, избранной стратегии вывода из эксплуатации, промышленных рамок, в которых осуществляется деятельность (например, уровень развития отрасли, наличие опытных подрядчиков и др.), общих промышленных условий (например, стоимость рабочей силы), общих технических условий (например, хорошо разработанные регулирующие рамки, наличие соответствующей инфраструктуры,

прошлый опыт, накопленный в области вывода из эксплуатации), вида и количества использованных радиоактивных материалов, регулирующего надзора и контроля и др.

На выбор стратегии вывода и демонтажа и, соответственно, на стоимость влияет и ряд других факторов. Так, общая стоимость включает все затраты, произведенные с момента начала вывода из эксплуатации до того, как площадка может быть использована для других целей. Очевидно, что страны, обладающие обширными территориями, могут не ставить целью скорейшее свободное использование площадки. В этом случае стоимость общего объёма работ будет меньше.

Обычно оценки стоимости основываются на предыдущем опыте демонтажа и дезактивации, на расходах на консервацию, наблюдения и замены компонентов, а также на стоимости аналогичных работ, проведенных на неядерных объектах. В оценку также входит минимальный период хранения загрязненных материалов в течение 30 лет (этот период также варьируется в разных странах) для того, чтобы уровень радиоактивности снизился в результате распада; а также период около 100 лет, после которого возможен доступ рабочих, как правило, без усиленной защиты, и нет необходимости в дистанционном управлении работами.

Согласно данным Комиссии по Атомному Надзору (Nuclear Regulatory Commission (NRC)) в США четыре фактора являются основными слагаемыми общей стоимости вывода из эксплуатации и демонтажа:

1. Удаление низкоактивных отходов.

2. Оплата труда.

3. Потенциальная необходимость наличия хранилища отработавшего ядерного топлива на площадке. Несмотря на то, что по положениям Комиссии стоимость хранения не обязательно входит в объём финансирования, некоторые компании вводят эти расходы в свои оценки, потому что не могут пользоваться федеральными объектами захоронения или хранения отходов. По этой причине им приходится предусматривать расходы на хранение отработавшего ядерного топлива на своей площадке.

4. Стоимость восстановления (рекультивации) площадки, не связанная с её дезактивацией.

В качестве некоторых примеров можно сослаться на опыт некоторых европейских стран, а также Японии, Канады и США, которые произвели оценки стоимости работ по выводу из эксплуатации различных ЯРОО. Однако следует отметить наличие разногласий между представителями атомной промышленности и независимыми экспертами.

Так, NRC и Агентство по атомной энергии (Nuclear Energy Agency (NEA)) оценили стоимость вывода из эксплуатации как 10 - 15 % от стоимости строительства объекта. Согласно данным World Information Service on Energy (WISE) [47], эта оценка явно занижена, поскольку данные по ядерным объектам, которые были выведены из эксплуатации и демонтаж которых был завершен или проводится в настоящий момент, говорят о затратах гораздо более высоких по сравнению с оценочными.

С другой стороны, австралийский Урановый Информационный Центр (Uranium Information Centre) утверждает, что многие эксплуатирующие организации США пересмотрели предполагаемые расходы в сторону их сокращения в свете последнего практического опыта; их оценки теперь составляют в среднем 325 млн. долл. на реактор [52]. Этот информационный центр финансируется компаниями, занимающимися разведкой, добычей и экспортом урана в Австралии.

Как сообщает французская организация "Друзья Земли" (Friends of the Earth, France), французская компания AREVA, занимающаяся утилизацией отходов, оценила стоимость вывода из эксплуатации своих заводов по переработке отходов в Ля Are и Маркуле (La Hague and Marcoule) как 30% от затрат на их строительство. Одна из французских компаний-операторов АЭС E.D.F., оценивает стоимость как 230 евро за киловатт энергии, что составляет 50% от затрат на строительство атомной части станции. Такие независимые эксперты как Флорентин Краузе (Florentin Krause) не согласны с E.D.F. По его оценке стоимость вывода из эксплуатации варьируется где-то между 308 и 954 евро на киловатт. Официальные французские источники предлагают оценку 258,86 евро за киловатт установленной мощности (1998). Это означает, что стоимость вывода примерно составляет 15% стоимости строительства. Расчет сделан исходя из предположения о сорокалетнем цикле эксплуатации объекта [53]. По официальным источникам [53] ожидаемая стоимость вывода из эксплуатации Игналинской АЭС в Литве составляет 1 млрд. евро. Но в соответствии с предварительными оценками, сделанными литовскими экономистами, общая стоимость вывода превысит 3 млрд. евро. [54].

Постепенное проведение работ по выводу из эксплуатации ЯРОО и временный отказ от приведения площадки в исходное состояние являются достаточно распространенными мерами для снижения расходов, в том числе и в западных странах. Например, в Великобритании законодательство разрешает отводить до 130 лет на период вывода из эксплуатации и ликвидации последствий.

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 шагов 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 совокупности 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 дальнейшей эксплуатации объекта,

то становится совершенно очевидным, что при осуществлении самих работ и их финансирования в первую очередь, с точки зрения государства, 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 отдельных территориях страны определены в действующем законодательстве 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 масштаб.

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 относятся 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.

Принципиально иная ситуация с показателями безопасности 2-4 (техническими показателями безопасности) относящимися исключительно к компетенции Ростехнадзора. Они относятся к безопасности человека не прямо, а косвенно (через безопасность объекта), взаимосвязь их с любыми непосредственно измеряемыми величинами в настоящее время не может быть выражена простыми и очевидными соотношениями.

Более того, способ проведения анализа состояния радиационной безопасности объекта с использованием этих показателей до настоящего времени не установлен, тем более не определены простые критерии безопасности, позволяющие судить о безопасности радиационно опасного объекта непосредственно по значениям этих показателей.

С учетом вышеизложенного на защиту диссертационной работы выносятся:

1. Определение критериев экономической эффективности использования инвестиционных средств, направляемых на вывод из эксплуатации ЯРОО, и обоснование их введения и использования.

2. Разработка и обоснование перечня критериев принятия решений при определении очередности и объемов финансирования работ по выводу ЯРОО из эксплуатации.

3. Разработка модификации методики парных сравнений Саати, используемой для объединения нескольких качественный частных критериев ЯРОО в один комплексный критерий.

4. Разработка схемы отбора и формирования эффективного пакета (портфеля) выводимых из эксплуатации ЯРОО на заданную инвестиционную сумму, основанную на решениях Парето.

5. Разработка схемы динамической адаптационной коррекции весов показателей для выводимых из эксплуатации ЯРОО.

Заключение диссертации по теме «Математические и инструментальные методы экономики», Емец, Павел Евгеньевич

Выводы по результатам расчета:

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).

4.5. Расчет комплексных критериев для анализируемых ЯРОО, выводимых из эксплуатации

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 ^го критерия для ¡-го объекта. Тогда сводный комплексный критерий К; ¡-го объекта рассчитывается по следующей формуле:

ЖГ- ■ V*» 4

Щ — 1 „ яшг ~крпт й),

4.1) где: Я

1гищ{К}1], = тах^К^}, I = Ь / = 1,. т, щ > 0, = 1, а- коэффициенты приоритета критериев.

Для нахождения коэффициентов приоритета критериев используют схемы, объединяющие экспертные оценки приоритетов критериев.

Стандартная схема парных сравнение критериев каждым экспертом:

Для к-ого эксперта, к = . М, матрица парных сравнений имеет следующий вид: к±2 к! ш ЙЯЖ

4.2) где:

1 ,.т И^ =

О, I/ = 1, 1

- числовое значение приоритета у го критерия перед J - ым критерием для к-го эксперта. Если I 1 (и, тем самым, j < 1), то для к-го эксперта } и критерий по значимости выше, чем- й критерии.

Согласно схеме парных сравнений необходимо решить задачу на нахождение собственного вектора, соответствующего максимальному собственному значению А,шах матрицы парных сравнений

Щ = Ьктах ' ^к (4-3)

Известно, что для любой матрицы парных сравнений ^ Щ, а после нормировки собственного ш вектора).

Компоненты вектора Щ являются искомыми коэффициентами приоритета критериев и находятся с применением численных методов и специальных компьютерных программ.

Упрощенная схема нахождения приближенных значений коэффициентов приоритета по матрице парных сравнений выглядит следующим образом:

1. Находятся суммы элементов каждой строки матрицы парных сравнений (4.2):

Щ =11Т=1Шкр, } = 1.ОТ (4.4)

2. Подсчитываются искомые оценки коэффициентов приоритета критериев согласно формуле:

Схема, предусматривающая анализ матрицы парных сравнений отдельно для каждой пары критериев:

Предлагается построить матрицы парных сравнений одного из критериев (например, первого) со всеми остальными: л 1/ \

I 1 /И4/ I - , 1 )

Тогда полная матрица всех парных сравнений имеет вид: 1 1« /и/

II щ2 1 1Шк2 1 ) (4.6)

Такая матрица парных сравнений совместима, максимальное собственное значение АП1ах = ш, а соответствующий ему ненормированный собственный вектор (»Уы, ,.Л¥кш)Т

Коэффициенты приоритета критериев определяются равенствами:

Ии = 1/( 1 + 1».,»%,) (4'7)

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 НИИ, 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: Таблица 4.1.

Наименование показателя Символьное обозначение Тип рассматриваемого ЯРС Ю

РХК ИР Блок АС ПУГР

Частные критерии (оценка по 100 балльной шкале) К1 50 65 90 80 к2 65 70 85 75

К3 60 75 85 80

К4 70 40 55 55 к5 60 45 65 65 к6 75 35 85 85

Коэффициенты ЛУ12 0,4 0,6 0,7 0,7

Наименование показателя сравнения степени важности первого критерия с остальными Символьное обозначение Тип рассматриваемого ЯРС Ю

РХК ИР Блок АС ПУГР

0,5 0,7 0,8 0,8

АУн 0,6 0,3 0,5 0,5

0,3 0,4 0,4 0,4

Wl6 0,7 0,5 0,9 0,8

Тогда, согласно формуле (4.6) матрицы парных сравнений дл РХК, ИР, энергоблока АЭС и ПУГР выглядят следующим образом: для РХК:

1,00 2,50 2.00 1,67 3,33 1,43

0,40 1,00 0,80 0,83 2,00 0,43

0,50 1,25 1,00 1,04 2,40 0,21

0,60 1,20 0,96 1,00 2,30 0,09

0,30 0,50 0,42 0,43 1,00 0,04

0,70 2,33 4,67 11,20 25,80 1,00 для ИР:

1,00 1,67 1,43 3,33 2,50 2,00

0,60 1,00 0,86 2,33 0,75 0,80

0,70 1,17 1,00 2,72 0,32 1,07

0,30 0,43 0,37 1,00 0,12 3,32

0,40 1,33 3,11 8,47 1,00 28,10

0,50 1,25 0,94 0,30 0,04 1,00 для энергоблока АЭС:

1,00 1,43 1,25 2,00 2,50 1Д1

0,70 1,00 0,88 1,60 1,25 0,44

0,80 1Д4 1,00 1,83 0,78 0,36

0,50 0,63 0,55 1,00 0,43 0,46

0,40 0,80 1,28 2,34 1,00 1,07

0,90 2,25 2,81 2,20 0,94 1,00 для ПУГР:

1,00 1,43 1,25 2,00 2,50 1,25

0,70 1,00 0,88 1,60 1,25 0,50

0,80 1Д4 1,00 1,83 0,78 0,40

0,50 0,63 0,55 1,00 0,43 0,51

0,40 0,80 1,28 2,34 1,00 1,20

0,80 2,00 2,50 1,95 0,83 1,00

Используя формулы (4.7) и (4.8) находим коэффициенты приоритета критериев и по (4.3) - соответствующий собственный вектор матрицы парных сравнений:

- для РХК: Щ = (0,29; ОД 1; 0Д4; ОД7; 0,09; 020)т

- для ИР: % = (0,2*9;0Д7; 0,20; 0,09? ОД 1; 014)г

- для энергоблока АЭС: = (0,23; 0,16; ОД 9; 0,12; 0,09; 021}т

- для ПУГР: щ = (0,2% 0Д7; ОД 9; ОД2,- ОД 0:019)г

Наконец, по формуле (4.1) находим сводный комплексный критерий:

- для РХК: К= 62,4

- для ИР: К= 59,1

- для энергоблока АЭС: К= 80,8

- для ПУГР: К= 75,7

В соответствии с проведенными численными расчетами, полученными в разделах 4.1.-4.5., в таблице 4.2. представлены итоговые результаты расчета критериев принятия решения о ВЭ ЯРОО.

Заключение

В рамках диссертационной работы в соответствии с поставленной задачей было осуществлено следующее:

1. Определены количественные показатели инвестиционной эффективности и рисков выводимых из эксплуатации ЯРОО различных типов.

2. В рамках этого введено понятие критерия экономической эффективности финансирования работ по выводу из эксплуатации ЯРОО, позволяющего оценивать эффективность реализации различных вариантов вывода из эксплуатации ЯРОО путем сравнения расходов на их реализацию. Кроме того, был осуществлен расчет реализации данного критерия для конкретных ЯРОО различного типа: радиохимического комплекса, блока атомной станции, исследовательского реактора, промышленного уран-графитового реактора.

В частности, анализ полученных результатов моделирования указанного критерия для ЯРОО «блок АЭС» и «промышленных уран-графитовый реактор» показал, что при рассмотрении вариантов их вывода из эксплуатации целесообразно отдавать предпочтение варианту немедленного вывода из эксплуатации, а не варианту длительного (в течение 50-ти и более лет) сохранения под наблюдением с последующим выводом из эксплуатации, поскольку в первом варианте достигается наибольшая экономическая эффективность реализации мероприятий по выводу из эксплуатации.

Полученный результат хорошо согласуется с принятыми в период 20092011 годов Госкорпорацией «Росатом» новыми концептуальными подходами к выводу из эксплуатации ПУГР-ов и блоков АЭС: вместо ранее рассматриваемых вариантов длительного, от 50 до 100 лет сохранения указанных объектов под наблюдением, принят вариант немедленного (порядка 10 лет) их ликвидации. Это еще раз подтверждает актуальность и практическую значимость полученных в диссертации результатов и позволяет, с учетом их многократного представления в Росатом в виде отчетов по результатам выполненных НИОКР, рассматривать их как часть научного обоснования принятых управленческих решений.

3. Предложена модификация метода парных сравнений и объединение частных критериев в один комплексный критерий. Введено понятие комплексного критерия опасности ВЭ ЯРОО, позволяющего проводить объединение частных качественных критериев, характеризующих различную информацию об объекте, в один показатель, выражаемый количественно, на основе построения матриц парных сравнений. На основе данной модифицированной схемы был произведен расчет комплексных критериев на примере конкретных ЯРОО различного типа: радиохимический комплекс, блок атомной станции, исследовательский реактор, промышленный уран-графитовый реактор.

4. Предложена схема формирования эффективного пакета выводимых из эксплуатации ЯРОО на заданную инвестиционную сумму с учетом всех учитываемых критериев.

5. Предложена схема динамической адаптационной коррекции весов показателей эффективности для выводимых из эксплуатации ЯРОО. На основе данной схемы был произведен численный расчет задачи динамической коррекции весов показателей для группы ЯРОО, выводимых из эксплуатации.

Полученные в рамках диссертационной работы результаты могут быть использованы при разработке и реализации отраслевых программ и мероприятий по выводу из эксплуатации ЯРОО.

Список литературы диссертационного исследования кандидат экономических наук Емец, Павел Евгеньевич, 2011 год

Список использованной литературы

1. Федеральный закон от 21.11.1995 № 170-ФЗ "Об использовании атомной энергии" с изменением и дополнением от 10.02.1997 № 28-ФЗ.

2. Постановление Правительства Российской Федерации от 23.10.1995 № 1030.

3. Энергетическая стратегия России на период до 2020 года. Утверждена распоряжением Правительства Российской Федерации № 1234-р от 28.08.2003.

4. Основы государственной политики в области обеспечения ядерной и радиационной безопасности Российской Федерации на период до 2010 года и дальнейшую перспективу. Утверждены Президентом Российской Федерации 04.12.2003 Пр-2196.

5. Концепция вывода из эксплуатации ядерных установок, радиационных источников и пунктов хранения. Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом». Утверждена генеральным директором Госкорпорации «Росатом» 26.02.2008

6. Общие положения обеспечения безопасности объектов ядерного топливного цикла (ОПБ ОЯТЦ), НП-016-2000, Госатомнадзор России, 2000.

7. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99), Минздрав России, 2000.

8. Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации промышленных реакторов, НП - 007 - 98.

9. Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации блока атомной станции, НП-012-99.

10. Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации исследовательских ядерных установок, НП-028-01.

11. Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации ядерных энергетических установок судов, НП-037-02.

12. Захоронение радиоактивных отходов. Принципы, критерии и основные требования безопасности, НП-055-04.

13. Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации ядерных установок ядерного топливного цикла, НП-057-04.

14. Приповерхностное захоронение радиоактивных отходов. Требования безопасности, НП- 069-06.

15. Безопасность атомных станций. М., ФГУП концерн «Росэнергоатом», 1994, 63с.

16. Обоснование мероприятий по выводу из эксплуатации ядерно и радиационно-опасных объектов, по реабилитации загрязненных объектов. Отчет ФГУП «СевРАО». 2007г., 472 стр.

17. Ю.Г. Вишневский, В.М. Ирюшкин, А.И. Кислов и др. О регулировании безопасности при обращении с жидкими радиоактивными отходами, накопленными в водоемах-хранилищах ПО «Маяк», Сибирского химического комбината и Горно-химического комбината. Вестник Госатомнадзора, 2002, №3, с. 3.

18. Агапов А.М., Архангельский Н.В., Ахунов В.Д., Казаков C.B., Линге И.И. Вывод ЯРОО из эксплуатации: состояние, проблемы, перспективы Препринт, М.: ИБРАЭ РАН, 2006,18 стр.

19. Методика укрупненной оценки стоимости работ по подготовке к выводу из эксплуатации ядерно и радиационно опасных объектов, обращению с ОЯТ и РАО, ВХВ, Отчет ИБРАЭ РАН, 2006

20. Кабакчи С.А., Кислов А.И., Ковалевич О.М. и др. Состояние и возможные подходы к нормированию безопасности предприятий ядерного топливного цикла, Атомная энергия, 1994, т. 76, вып.4, с.264-273

21. Емец П.Е., Крянев A.B. Математическое моделирование задач оптимального распределения ресурсов для обеспечения ядерной и радиационной безопасности выводимых из эксплуатации ядерно и радиационно опасных объектов. // Сборник научных трудов «Научная сессия МИФИ-2007». М.: МИФИ, 2007.

22. Емец П.Е., Крянев A.B. Схемы оценок эффективного финансового и материального обеспечения ядерной и радиационной безопасности выводимых из эксплуатации ядерно и радиационно опасных объектов. // Сборник научных трудов «Научная сессия МИФИ-2007». М.: МИФИ, 2007.

23. Емец П.Е., Ковалевич О.М., Крянев A.B., Шарафутдинов Р.Б. Математические модели расчета инвестиционной эффективности вывода из эксплуатации ЯРОО. // Препринт МИФИ 002-2007. М.: МИФИ, 2007., 27 стр.

24. Емец П.Е., Ковалевич О.М., Крянев A.B., Неретин В.А., Шарафутдинов Р.Б. Системный подход при финансировании мероприятий по выводу из эксплуатации ЯРОО,

классифицируемых в зависимости от категории их ЯРО. // Препринт МИФИ 005-2007. М.: МИФИ, 2007., 23 стр.

25. Емец П.Е., Крянев A.B. Методика оценки экономических рисков при выводе из эксплуатации ядерно и радиационно опасных объектов. // Налоговая политика и практика, 2008, №7/1, стр. 50-53.

26. Емец П.Е., Крянев A.B. Математическая модель оценки ядерной и радиационной безопасности ядерно и радиационно опасных объектов по нескольким частным критериям. // Сборник научных трудов «Научная сессия МИФИ-2008». М.: МИФИ, 2008., стр. 82-83.

27. Емец П.Е., Крянев A.B. Расчет эффективности инвестиционных вложений для выводимых из эксплуатации ЯРОО. // Сборник научных трудов «Научная сессия МИФИ-2008». М.: МИФИ, 2008.

28. Емец П.Е., Крянев A.B. Методика оценки экономической эффективности вывода из эксплуатации ядерно и радиационно опасных объектов. // Бюллетень по атомной энергии, 2008, №11, стр. 4-7.

29. Емец П.Е., Крянев A.B. Схемы классификации ядерно и радиационно опасных объектов. // Сборник научных трудов «Научная сессия МИФИ-2009». М.: МИФИ, 2009.

30. Емец П.Е., Крянев A.B. Математическое моделирование для расчета эффективности и риска при выводе из эксплуатации радиационно опасных объектов. // Тезисы и доклады «XLV Всероссийской конференции по проблемам математики, информатики, физики и химии». М.: Российский университет дружбы народов, 2009.

31. Емец П.Е., Крянев A.B. Экономическая эффективность вывода из эксплуатации ядерно и радиационно опасных объектов. // Сборник научных трудов «Научная сессия МИФИ-2009». М.: МИФИ, 2010.

32. Емец П.Е., Крянев A.B. Экономические критерии управления уровнем ядерной и радиационной безопасности выводимых из эксплуатации объектов. Фундаментальные физико-математические проблемы и моделирование технико-технологических систем. //Ежегодный сборник научных трудов. Московский государственный технологический университет «Станкин», Институт математического моделирования РАН. Вып. 13, т.2, 2010.

33. Емец П.Е., Крянев A.B. Подходы к категорированию ядерно и радиационно опасных объектов и обеспечению эффективного финансирования их вывода из эксплуатации. // Аудит и финансовый анализ. №2, 2010.

34. Емец П.Е., Крянев A.B. Схема системных оценок оптимального объема финансирования, направляемого на обеспечение ядерной и радиационной безопасности выводимых из эксплуатации ядерно и радиационно опасных объектов. // Аудит и финансовый анализ. №3, 2010.

35. Емец П.Е., Крянев A.B. Инвестиционная эффективность вывода из эксплуатации ядерно и радиационно опасных объектов (ЯРОО). // Ядерная и радиационная безопасность. 2011, №1 (59), с.10-19.

36. Емец П.Е., Крянев A.B. Управление выполнением программ по выводу из эксплуатации ядерно и радиационно опасных объектов. Труды «XLVII Всероссийской конференции по проблемам математики, информатики, физики и химии». М.: Российский университет дружбы народов, 2011, с.136.

37. Ковалевич О.М. Возможные модели системы компенсации и страхования ядерного ущерба. Проблемы безопасности и чрезвычайных ситуаций, ч.2. №3, 2003.

38. Крянев A.B. Основы финансового анализа и портфельного инвестирования в рыночной экономике. М.: МИФИ, 2001.

39. Шарп У., Александер Г., Бэйли Д. Инвестиции. М.: Инфра-М, 2001.

40. Крянев A.B., Лукин Г.В. Математические методы обработки неопределенных данных. М.: Наука, 2003 (Изд.2-е, 2006).

41. Лукин Г.В. Математическое моделирование задач распределения ресурсов на основе минимизации риска. Автореферат диссертации. М.: МИФИ, 2005.

42. «Белая книга ядерной энергетики». Под редакцией проф. Е. О. Адамова. Первое издание. М„ ГУП НИКИЕТ, 1998.

43. Совместное исследование альтернатив развития энергетики (СИАРЭ)", Итоговый доклад для Минатома России и Госдепартамента США. 1995.

44. А. Н. Кархов. «Методика динамического равновесного ценообразования». В сб. Материалов НТС Минатома «Экономика атомной отрасли», М., ФГУП «ЦНИИАТОМИНФОРМ», 2003, стр. 15-62.

45. А. Н. Кархов. «Экономическая эффективность АЭС и ТЭС в условиях рынка». Известия РАН, № 6, 2003, стр. 69-85.

46. Комплексная безопасность высшего учебного заведения. М.: РУДН, 2011// Под отв. редакцией Щесняка E.JI.

47. Wise 2003: "Decommissioning money wasted on financing expansions". Published by WISE/NIRS Nuclear Monitor on April 25, 2003 (reference number 586.5509). www.antenna.nl/wise

48. UIC 2004: Decommissioning Nuclear Facilities. Nuclear Issues Briefing Paper 13. Uranium Information Centre Ltd. August 2004 http://www.uic.com.au/nipl3.htm

49. Report on the use of financial resources earmarked for the decommissioning of nuclear power plants. Communication from the Commission to the European Parliament and the Council. The European Commission 26.10.2004, Com (2004) 719 final.

50. CEE 2002: Lithuanian NGO's Experiences on Decommissioning of Ignalina Nuclear Power Plant. CEE bankwatch network, the Energy Project. May 2002.

http://www.bankwatch.org/downloads/ignalina-study.pdf

51. Council Directive 96/82/EC of December 9, 1996 on the control of major-accident hazards involving dangerous substances, Official Journal of the European Communities, No L 10, 14.1.1997, pl3.

52. Saaty T.L. Decision making with dependence and feedback. The Analytic Network Process. The organization and prioritization of complexity. University of Pittsburgh, 1997.

53. Genetic intervention levels for protection the public in the event of a nuclear accident or radiological emergency, IAEA-TECDOC-A, IAEA, 2003.

54. Loschhom U., Birkhold U., Stasch W. Decommissioning of Germany's Niederaichbach NPP // Nucl. Europe. 1988. V. 8, № 10. p. 32.

55. Loschhom U. e.a. The Decommissioning of the German Nuclear Power Plant at Niederaichbach (KKN) // Extended synopses of Intern, conf. on nuclear power performance and safety. Vienna: 1987. 28 Sept. -2 Oct.

56. Dismantling of the JPDR begins: to demonstrate advance technology // Atoms in Japan. 1986. V. 30, № 12. p. 4.

57. Ishikawa M., Yanagihara S. Dismantling of JPDR internals gets under way using plasma arc cutting // Nucl. Engng Intern. 1988. July. p. 27.

58. http://www.ukaea.org.uk/wagr/wagr.htm Офицальный сайт UKAEA Massaut, V., H. Sterner, H. Steiner, P. Reynard, M. Campani and T. Benest (not dated): "Decommissioning Experience in the European Union to date". European website on Decommissioning of Nuclear Installation.

59. www.eu-decom.be. EWN 2004: Официальный сайт компании Energiewerke Nord GmbH (EWN), последнее обновление 10 ноября 2004. Информация публикуется на немецком и английском языках.

60. http://www.antenna.nl/wise/345/3451.html СЕЕ 2002: Опыт Литовских НКО по выводу из эксплуатации Игналинской АЭС (Lithuanian NGO's Experiences on Decommissioning of Ignalina Nuclear Power Plant). CEE bankwatch network, the Energy Project. May 2002.

61. http://www.bankwatch.org/downloads/ignalina-study.pdf COM 2004: Отчет об использовании финансовых ресурсов, предусмотренных для вывода из эксплуатации атомных станций. Отчет Европейской Комиссии Европарламенту и Совету ЕС. (Report on the use of financial resources earmarked for the decommissioning of nuclear power plants. Communication from the Commission to the European Parliament and the Council. The European Commission 26.10.2004, Com (2004) 719 final).

62. «Atomwirtschaft» for 2001

63. Inside NRC, February 14, 2000, pp. 11-13.

64. Nucleonics Week, v. 40, July 8, 1999, pp. 4-5.

65. Nuclear Engineering International, v. 45, July 2000, pp. 32-33.

66. CEE 2002: Lithuanian NGO's Experiences on Decommissioning of Ignalina Nuclear Power Plant. CEE bankwatch network, the Energy Project. May 2002. http://www.bankwatch.org/downloads/ignalina-study.pdf

67. COM 2004: Report on the use of financial resources earmarked for the decommissioning of nuclear power plants. Communication from the Commission to the European Parliament and the Council. The European Commission 26.10.2004, Com (2004) 719 final.

68. Atomwirtschaft 1999. Jg. 44, N 10. S. 466^71.

69. Тагильцева Л. ЭИ N 11 (1996), 2000 г. http://www.x-atom.ru/cniiatom/a-2000/exl0.htm

70. Les amis de la terre 1995: Demantelement des centrales nucleaires. February 1995. http://www.amisdelaterre.0rg/publicati0ns/publicati0ns_6.html#4

71. Oko-Instiut 1995: Mochovce. Document prepared by Felix Matthes, 1995

72. UIC 2004: Decommissioning Nuclear Facilities. Nuclear Issues Briefing Paper 13. Uranium Information Centre Ltd. August 2004 http://www.uic.com.au/nipl3.htm

73. Wise 1998: "Problems of decommissioning nuclear facilities". Published by WISE News Communique on January 23, 1998 (reference number 485.4813). www.antenna.nl/wise

74. Wise 2003: "Decommissioning money wasted on financing expansions". Published by WISE/NIRS Nuclear Monitor on April 25, 2003 (reference number 586.5509). www.antenna.nl/wise

75. Decontamination and decommissioning of nuclear facilities: IAEA-TECDOC-511, 1989. p.23.

76. Murray A.P. A chemical decontamination process for decontaminating and decommissioning nuclear reactors // Nucl. Techn. 1986. V. 74, № 3. p.324.

77. Decontamination of nuclear facilities to permit operation, inspection, maintenance, modification on plant decommissioning. Vienna: IAEA. 1985. (Technical reports series № 249).

78. Wilic H., Neeb K.H. Decontamination procedures, equipment and experiences // Kemtechnik. 1987. V. 51, № 4. p. 259.

79. MOP AC cleans its 100th reactor coolant pump //Nucl. Engng Intern. 1988. V. 33, № 408. p. 20.

80. Bradbury D. Facing the next hurdle: dealing with decommissioning wastes //Ibid. 1989. V. 34, № 420. p. 39.

81. Bradbury D. Facing the next hurdle: dealing with decommissioning wastes //Ibid. 1989. V. 34, № 420. p. 39.

82. Electropolishing reduces exposure levels // Ibid. № 416. p. 17.

83. ELPO cleans electrically // Ibid. 1988. V. 33, № 408. p. 21.

84. Alien R.P. Nonchemical decontamination techniques // Nucl. News. 1985. V.28, № 8. p. 112.

85. Saizgitter A.G., Rose K. Untersuchung und optimiering von filter-systemen zur absheildung von stauben und aerosolen bei der dekontamination von betonoberflaechen: EUR-11995,1989.

86. Lefhowitz S. Radiologically controlled decontamination of concrete // Health Phys. 1988. V. 54, №1. p. 59.

87. Funakawa N. Kinoshita Т., Tanaka T. New method for decontamination

88. Козлов П.В. Проблемы вывода из эксплуатации ядерных объектов. http://www.polar.mephi.ru/ru/conf/2002/kozlo.

89. Methodology and technology of decommissioning nuclear facilities. Vienna: IAEA. 1986. p. 66. (Technical report series № 267).

90. Maeda construction develops dismantling method for BWR plant shielding wall // Atoms in Japan. 1988. V. 32, №2. p. 23.

91. Abudaka M. ,Crofton P.S.J. Abrasive water jets for controlled demolition and dismantling // Decommissioning - 1988: Proc. of the first Internal, conf. on decommissioning offshore, onshore and nuclear works. London (UK): Thomas Telford Ltd., 1988.

92. http ://www.greencross-nuclear.ru/GC_Destr.htm

93. Cumo M., Tripputi I., Spezia U. Nuclear Plants Decommissioning. 2002, Roma, -480.

94. IAEA Technical Reports Series № 375, "Safe Enclosure of Shut Down Nuclear Installations", 1995.

95. «Nuclear Power International», v.38, № 465, 1993.

96. G. H. Stevens, «Comparative Assessment of the Economics of Nuclear Power and Other Options», Nuclear Energy Agency of the OECD. IAEA-SM-338/91P, p. 792, 1995.

97. E. Bertel and G. H. Stevens. «Factors Affecting the Cost and Competitiveness of Nuclear Electricity», Proceedings of the SFEN/ENS International Conference TOPNUX.1996, Vol. 2, p. 461-472.

98. IAEA. Rating of Transport and Radiation Source Events: Additional Guidance for the INES National Officers, Working Material, IAEA-INES WM 04/2006, IAEA, Vienna (2006).

99. IAEA. Clarification for Fuel Damage Events, Working Material, IAEA-INES WM 03/2004, IAEA, Vienna (2004).

100.IAEA. Dangerous Quantities of Radioactive Material (D-Values), Emergency Preparedness and Response, EPRD-Values-2006, IAEA, Vienna (2006).

101.IAEA. Development of an Extended Framwork for Emergency Response Criteria: Interim Report for Comment, IAEA-TECDOC-1432, IAEA, Vienna (2006).

102.IAEA. Diagnosis and Treatment of Radiation Injuries, Safety Rep. Ser. No.2, Vienna (1998)

103 .Шевелев Я.В., Клименко A.B. Эффективная экономика ядерного топливно-энергетического комплекса. М.: 1996.

104. Клименко А.В. Математическая модель оптимизации энергосистемы и ее применение. М.: Изд-во МИФИ. 2010.