Идет загрузка документа (14 kByte)
Главный правовой
портал Украины
Главный правовой
портал Украины
Остаться Попробовать

Об установлении сроков переработки некоторых товаров за пределами таможенной территории Украины

Пояснительная записка к проекту закона Украины от 02.02.2015 № 1917
Дата рассмотрения: 02.02.2015 Карта проходжения проекта

ПОЯСНЮВАЛЬНА ЗАПИСКА
до проекту Закону України "Про встановлення строків переробки деяких товарів за межами митної території України"

1. Обґрунтування необхідності прийняття акта

Проект нормативного акта розроблено з урахуванням необхідності створення належних умов для вивезення на технологічну витримку та послідуючу переробку відпрацьованих (опромінених) паливних елементів (твелів) ядерних реакторів, а також вивезення уранового оксидного концентрату (УОК) на переробку за межі митної території України та повернення готової продукції - у вигляді тепловидільних зборок.

Необхідність прийняття законодавчого акта викликана прийняттям нового Митного кодексу України від 13.03.2012 N 4495-VI, який набрав чинності 01.06.2012 р. Відповідно до статті 166 "Строки переробки товарів за межами митної території України" Митного кодексу України загальний строк переробки не може перевищувати 365 днів. Інший строк переробки товарів може визначатися законами України.

До набрання чинності новим Митним кодексом це питання було врегульоване розпорядженням Кабінету Міністрів України від 16.12.2004 N 924-р, згідно з яким строк переробки відпрацьованих (опромінених) паливних елементів (твелів) ядерних реакторів за межами митної території України встановлений 30 років, а також розпорядженням Кабінету Міністрів України від 22.10.2008 N 1343-р, згідно з яким строк переробки УОК за межами митної території України встановлений не більше 2 років 9 місяців.

2. Мета та шляхи її досягнення

На сьогодні на території України експлуатуються 4 атомні електростанції (АЕС) з 15 енергоблоками типу ВВЕР, у тому числі 13 енергоблоків типу ВВЕР-1000 и 2 енергоблоки типу ВВЕР-440. Усі чотири АЕС України - Запорізька, Рівненська, Хмельницька та Южно-Українська АЕС входять до складу ДП НАЕК "Енергоатом" та є його відокремленими підрозділами.

2.1. Забезпечення АЕС ядерним паливом, виробленим з української сировини

Для виробництва електроенергії на АЕС у якості енергоресурсу використовується ядерне паливо, що являє собою тепловидільні збірки (ТВЗ). ТВЗ забезпечують отримання теплової енергії в ядерному реакторі за рахунок контрольованої ядерної реакції. Конструкція ТВЗ складається з таких основних елементів, як пучок твелів (герметичних трубок, виготовлених з цирконієвого сплаву, в яких розміщені паливні таблетки зі збагаченого двоокису урану), технологічних каналів, призначених для переміщення поглинаючих стержнів системи управляння та захисту, дистанціонуючих решіток, головки та хвостовика.

Виробництво ядерного палива являє собою складний, багатоступеневий та тривалий процес, який складається з таких основних стадій.

Видобування та переробка уранових руд - технологічний процес, що передбачає вилучення уранових руд з родовищ з подальшою їх гідрометалургійною переробкою, кінцевою метою якого є отримання уранового оксидного концентрату (УОК), що являє собою концентрат двоокису та триокису урану U3O8 (закис-окис урану).

На сьогодні в Україні щорічно виробляється орієнтовно 900 т U, що становить 35 - 40 % від потреби АЕС України.

Конверсія - технологічний процес, що передбачає перетворення закису-окису урану в гексафторид природного урану (UF6) для очистки від домішок та подальшого його використання на стадії збагачення. (тривалість процесу - орієнтовно 3 місяці).

На сьогодні основними потужностями з конверсії урану володіють такі держави: Росія (32 % світових потужностей з конверсії урану), США та Франція (по 20 %), Канада (18 %), Великобританія (9 %).

Збагачення - технологічний процес, що передбачає розділення гексафториду природного урану на дві фракції - збагачену фракцію, в якій вміст ізотопу U235 більше, ніж в природному урані (0,711 ваг. %), та збіднену фракцію, в якій вміст ізотопу U235 менше, ніж в природному урані (так звані "хвости"). (тривалість процесу - орієнтовно 3 місяці).

Світовими лідерами з надання послуг зі збагачення урану є Росія (47 % ринку послуг по збагаченню), Франція (21 %), Німеччина, Голландія та Великобританія (сумарно 17 %), США (11 %).

Фабрикація ядерного палива (фабрикація ТВЗ) - технологічний процес, що передбачає отримання у якості кінцевого продукту ТВЗ та включає такі етапи, як перетворення збагаченого гексафториду урану UF6 у порошок двоокису урану UO2, пресування паливних таблеток та їх спікання у керамічне паливо, спорядження твелів, виготовлення конструкційних елементів ТВЗ та безпосередньо збирання (фабрикацію) ТВЗ. (тривалість процесу - орієнтовно 6 місяців).

Світовими лідерами з проектування та фабрикації ядерного палива є США (Westinghouse, General Electric), Франція та Німеччина (AREVA), Росія (ВАТ "ТВЕЛ"), Японія (MNF, NFI, GNF).

Таким чином, орієнтовна тривалість технологічного циклу виготовлення ядерного палива з використанням УОК становить один рік. Але розрахунок мінімальної тривалості циклу виготовлення ядерного палива не враховує інші чинники, які впливають на загальний термін переробки УОК за межами території України, а саме:

- при розрахунку тривалості необхідно враховувати проведення митного оформлення, транспортування сировини між підприємствами та виробничі плани різних підприємств, які можуть знаходиться у різних країнах;

- особливі вимоги до поводження з ядерними матеріалами, у тому числі до перевезення та зберігання;

- складність технологічних процесів конверсії урану, його збагачення та фабрикації ядерного палива. Так наприклад, на підприємствах з фабрикації ядерного палива виробництво порошку двоокису урану UO2, пресування та спікання паливних таблеток, спорядження твелів можливе лише окремо для кожного збагачення. Тобто спочатку виконується зазначений обсяг робіт для одного збагачення для усіх замовників, а потім для переходу на виробництво продукції іншого збагачення здійснюється зупинка, замивання та зачищення технологічного обладнання. Відповідно, у зв'язку з тим, що в ТВЗ використовуються твели різного збагачення (від двох збагачень і вище), фабрикація ТВЗ із споряджених твелів для конкретного споживача згідно з виробничими планами може бути здійснена через кілька місяців після виготовлення твелів;

виникнення перехідних залишків ввезеного урану при виробництві ТВЗ. Залишки урану від попередніх постачань сировини використовуються при виготовлені наступної партії ТВЗ.

З урахуванням представлених чинників загальний термін переробки може бути додатково збільшений.

Враховуючи зазначене, строк переробки уранового оксидного концентрату (U3O8) за межами митної території України може складати до 2 років 9 місяців.

2.2 Вивезення на переробку відпрацьованих (опромінених) паливних елементів (твелів) ядерних реакторів

Поводження з відпрацьованим ядерним паливом (ВЯП), що утворюється в процесі експлуатації АЕС та являє собою опромінені в активній зоні реактора і остаточно з неї вилучені ТВЗ, подальше використання яких не передбачається, здійснюється згідно зі Стратегічними напрямами поводження з ВЯП АЕС України в рамках Енергетичної стратегії України на період до 2030 року та відповідним Планом заходів щодо їх реалізації, затвердженим наказом Міністерства палива та енергетики України від 13 квітня 2008 року N 261.

Відповідно до зазначених стратегічних напрямків ВЯП реакторів типу ВВЕР-440 Рівненської АЕС і ВЯП реакторів типу ВВЕР-1000 Рівненської, Хмельницької та Южно-Української АЕС зберігається протягом встановленого технологічного строку в приреакторних басейнах витримки, після чого вивозиться для зберігання та наступної переробки до Російської Федерації. Вивезення ВЯП до Російської Федерації здійснюватиметься до моменту введення в дію централізованого сховища ВЯП.

ВЯП реакторів типу ВВЕР-1000 Запорізької АЕС зберігається в приреакторних басейнах витримки, після чого вивозиться у сховище ВЯП "сухого" типу, введене в експлуатацію на майданчику Запорізької АЕС.

Співробітництво у галузі поводження з ВЯП українських АЕС здійснюється між ДП НАЕК "Енергоатом" та російськими підприємствами у рамках Угоди між Урядом України і Урядом Російської Федерації про науково-технічне та економічне співробітництво в галузі атомної енергетики, яка підписана у Москві 14 січня 1993 року.

Необхідно зазначити, що переробка ВЯП реакторів типу ВВЕР являє собою специфічний та довготривалий процес. На сьогодні вивезення ВЯП до Російської Федерації для технологічної витримки та подальшої переробки залишається єдиною можливістю для вирішення проблеми поводження з ВЯП для більшості ядерних енергоблоків з реакторами ВВЕР-1000 та обох енергоблоків ВВЕР-440.

На даний час вивезення до Російської Федерації на довготривале зберігання та переробку ВЯП з АЕС України здійснюється на підставі довгострокових зовнішньоекономічних контрактів, укладених між ДП НАЕК "Енергоатом" і російськими заводами-переробниками, а саме ФДУП "Гірничо-хімічний комбінат" (ВЯП реакторів типу ВВЕР-1000) і ФДУП "ВО "Маяк" (ВЯП реакторів типу ВВЕР-440).

Технологічна схема організації поводження з ВЯП включає такі технологічні операції: підготовка ВЯП на АЕС, завантаження ВЯП у спеціальні контейнери, транспортування в контейнерах на територію Російської Федерації, проміжне зберігання ВЯП у сховищах на підприємствах Російської Федерації, підготовка до переробки, переробка, витримка продуктів переробки (насамперед високоактивних радіоактивних відходів) до їх відправлення в Україну протягом тривалого терміну - до 20 - 25 років.

Виходячи з цих технологічних особливостей поводження з ВЯП, загальний термін, необхідний для переробки ВЯП, складає до 30 років.

У зв'язку з набранням чинності новим Митним кодексом України виникає необхідність прийняття відповідного документа про встановлення таких строків переробки ВЯП за межами митної території України, які відповідатимуть тривалості технологічного циклу його переробки.

3. Правові аспекти

Основним нормативно-правовим актом у даній сфері є Митний кодекс України.

4. Фінансово-економічне обґрунтування

Реалізація проекту Закону не потребує додаткових фінансових витрат.

5. Позиція заінтересованих органів

Проект акта стосується інтересів Міністерства енергетики та вугільної промисловості України, Державного підприємства "Національна атомна енергогенеруюча компанія "Енергоатом".

6. Регіональний аспект

Проект акта не стосується питань розвитку адміністративно-територіальних одиниць.

7. Громадське обговорення

Обговоренню не підлягає, оскільки не зачіпає інтересів громадськості, а відноситься до діяльності суб'єктів господарювання.

8. Прогноз результатів

Прийняття акта забезпечить законні підстави для встановлення митними органами України термінів переробки за межами митної території України відпрацьованих (опромінених) паливних елементів (твелів) ядерних реакторів та уранового оксидного концентрату, які відповідають тривалим технологічним циклам їх переробки.

 

Народні депутати України:

Домбровський О. Г.

Бандуров В. В.

Опрос