Загальні методи складування та поховання промислових відходів
Опис процесу утворення, характеристика і класифікація радіоактивних відходів. Вибір місця та опис технологічної схеми процесу їх складування та поховання. Основні типи і фізико-хімічні особливості гірських порід для поховання радіоактивних відходів.
| Рубрика | Экология и охрана природы |
| Вид | курсовая работа |
| Язык | украинский |
| Дата добавления | 03.04.2012 |
| Размер файла | 211,4 K |
Отправить свою хорошую работу в базу знаний просто. Используйте форму, расположенную ниже
Студенты, аспиранты, молодые ученые, использующие базу знаний в своей учебе и работе, будут вам очень благодарны.
Размещено на http://www.allbest.ru/
Размещено на http://www.allbest.ru/
КУРСОВА РОБОТА
з дисципліни: «Утилізація та рекуперація відходів»
на тему: «Загальні методи складування та поховання промислових відходів»
ЗМІСТ
Вступ
1. Опис процесу утворення радіоактивних відходів
2. Характеристика і класифікація радіоактивних відходів
3. Методи поховання відходів
4. Опис технологічної схеми процесу поховання радіоактивних відходів
4.1 Поховання радіоактивних відходів в стабільних блоках земної кори
4.2 Основні типи і фізико-хімічні особливості гірських порід для поховання радіоактивних відходів
4.3 Вибір місця поховання радіоактивних відходів
Висновки
Перелік посилань
Додаток
ВСТУП
В результаті інтенсивного використання радіоактивних речовин практично у всіх галузях промисловості на Землі утворилася величезна кількість радіоактивних відходів. Радіоактивні речовини і джерела іонізуючого випромінювання використовуються практично у всіх галузях промисловості, в охороні здоров'я, при проведенні найрізноманітніших наукових досліджень.
В зв'язку з цим актуальними проблемами в сфері охорони навколишнього середовища та охорони здоров'я стають питання складування і поховання радіоактивних відходів. Під час створення і вдосконалення ядерної зброї однією з головних задач було швидке напрацювання ядерних матеріалів, що дають ланцюгову реакцію. Такими матеріалами є високозбагачений уран і збройовий плутоній. На Землі утворилися найбільші наземні і підземні сховища РАВ, що представляють величезну потенційну небезпеку для біосфери на багато сотень років.
Ціль роботи: вивчити різні методи складування та поховання радіоактивних відходів.
Завдання:
1. Розглянути процес утворення радіоактивних відходів.
2. Ознайомиться з характеристикою та класифікацією радіоактивних відходів.
3. Описати технологічну схему процесу поховання радіоактивних відходів.
4. Проаналізувати і дати оцінку утилізації радіоактивних відходів в геологічному середовищі, а також можливих наслідків такого поховання.
1. ОПИС ПРОЦЕСУ УТВОРЕННЯ РАДІОАКТИВНИХ ВІДХОДІВ
До радіоактивних відходів відносяться не підлягаючі подальшому використовуванню матеріали, розчини, газоподібні речовини, вироби, апаратура, біологічні об'єкти, ґрунт і т.п., в яких зміст радіонуклідів перевищує рівні, встановлені нормативними актами.
Радіоактивні відходи утворюються:
1) при експлуатації і знятті з експлуатації підприємств ядерного паливного циклу:
- здобич і переробка радіоактивних руд;
- виготовлення тепловиділяючих елементів;
- виробництво електроенергії на АЕС (атомні електростанції);
- переробка відпрацьованого ядерного палива;
2) в процесі реалізації військових програм по створенню ядерної зброї, консервації і ліквідації оборонних об'єктів і реабілітації територій, забруднених в результаті діяльності підприємств по виробництву ядерних матеріалів;
3) при експлуатації і знятті з експлуатації кораблів військово-морського і цивільного флотів з ядерними енергетичними установками і баз їх обслуговування;
4) в результаті проведення ядерних вибухів на користь народного господарства, при видобутку корисних копалин, при виконанні космічних програм, а також при аваріях на атомних об'єктах;
5) при використанні ізотопної продукції в народному господарстві і медичних установах. У цьому разі утворюється значно менша кількість РАО, ніж в атомній галузі промисловості і військово-промисловому комплексі - це декілька десятків кубічних метрів відходів в рік.
Основним джерелом радіоактивних відходів є атомні електростанції. Вони є тільки частиною паливно-енергетичного комплексу, основне його підприємство на якому виходить кінцевий продукт енерговиробництва - тепло або електрика.
Всю послідовність виробничих процесів, що повторюються, в паливно-енергетичному комплексі, починаючи від здобичі палива, включаючи виробництво енергії і включаючи видаленням відходів, звичайно називають паливним циклом. Цикл включає такі стадії, як початкова (здобич, переробка і транспортування палива), основна (виробництво енергії у вигляді тепла або електрики на атомній станції), заключна (транспортування і переробка палива і відходів, видалення відходів). ЯПЦ ( ядерний паливний цикл) може включати також переробку відпрацьованого палива, повернення (рецикл) залишковий палива на повторне використовування, якого немає в енергетиці на органічному паливі.
Структура ЯПЦ в цілому, його окремих стадій, а також витрата ядерних матеріалів істотним чином залежать від типу ядерного реактора, виду ядерного палива і ряду інших чинників.
Джерелом енергії в ядерному реакторі служить ланцюгова реакція ділення важких ядер під дією нейтронів. В кожному акті розподілу поглинається один нейтрон, а утворюються, як правило, два уламки і в середньому від двох до трьох нейтронів. Повне енерговиділення на один акт рівно приблизно 200 МеВ, з них близько 5 МеВ припадає на вторинні нейтрони. Таке енерговиділення визначає величезну теплотворну здатність ядерного палива (в мільйони раз перевищуюча теплотворну здатність хімічного палива), а вторинні нейтрони підтримують ланцюгову реакцію [3].
Здатністю ділитися і брати участь в ланцюговій реакції розподілу володіють 233U, 235U, 239Pu, 241Pu і деякі інші нукліди трансуранових елементів. Тільки 235U зустрічається в природі, причому його вміст в природному урані невеликий - всього 0,7 %. Інші 99,3 % припадають на ізотоп 238U.
У взаємодії нейтронів з ядрами 238U реакція захоплення нейтрона без розподілу превалює над реакцією розподілу, тому в природному урані ізотоп 238U є в основному поглиначем нейтронів і перешкоджає протіканню ланцюгової реакції розподілу на ядрах 235U. Для її здійснення необхідно або збагатити природний уран, більш ніж на порядок збільшивши зміст 235U, або забезпечити в зоні реакції процес уповільнення нейтронів до теплових швидкостей, при яких перетин розподілу 235U зростає майже в 1000 разів в порівнянні з перетином розподілу швидкими нейтронами.
Перший спосіб застосовується для здійснення ланцюгової реакції розподілу в реакторі на швидких нейтронах, другий - в реакторі на теплових нейтронах, в активній зоні якого поміщається той або інший сповільнювач нейтронів. Паливом або паливним завантаженням такого реактора служить природний уран, але частіше всього уран, що збагатили до 1,8-4,4 %.
Проте перш ніж використовувати природний уран в реакторі, його піддають переробці, відповідній типу реактора. В більшості випадків уран збагачують ізотопом 235U на заводі по розділенню ізотопів, а потім переводять у відповідну фізико-хімічну форму на заводі по виготовленню палива (для найпоширеніших реакторів на теплових нейтронах уран перетворюють на порошок UО2 і потім зпікають його в паливні таблетки).
В процесі збагачення утворюються дві фракції урану - відвальний, або збіднений , і уран, що збагатився . Для ядерної енергетики з реакторами на теплових нейтронах перша фракція є відходами виробництва, а друга використовується для виготовлення палива.
Основна частина будь-якого ядерного реактора - активна зона, утворювана завантаженим ядерним паливом у вигляді тепловиділяючих елементів (твелів). В ній протікає ланцюгова реакція розподілу. Тепло, що виділяється в твелах, відводитися теплоносієм, безперервно циркулюючим через активну зону.
Важлива частина реактора - система управління і захисту реактора (СУЗ), за допомогою якого здійснюється управління роботою реактора, включаючи його запуск і виключення (у тому числі і аварійне), і регулювання потужності на різних стадіях його роботи. До СУЗ відносяться такі спеціальні стрижні, які містять речовини, сильно поглинаючі нейтрони (бір, кадмій і ін.). Введення цих стрижнів в канали СУЗ активної зони приводить до припинення ланцюгової реакції розподілу, а запуск реакції і управління її інтенсивністю здійснюється частковим або повним підняттям стрижнів СУЗ.
Особливість реактора на теплових нейтронах - наявність сповільнювача в активній зоні. Їм можуть бути спеціальні речовини, що поміщаються в активній зоні, або сам теплоносій. Сповільнювач повинен володіти достатньо малою атомною масою (щоб при зіткненні нейтронів з ядрами сповільнювача відбувалася ефективна передача енергії), малим коефіцієнтом поглинання нейтронів і слабою активаційною здатністю. Найширше застосування як сповільнювач знайшли звичайна вода, важка вода і графіт.
Особливість енергетичного реактора на швидких нейтронах - наявність зони відтворювання палива (бланкета), заповнюваної конвертованим важким елементом (природним або збідненим ураном, торієм), яка, як правило, оточує активну зону і поглинає нейтрони, що виходять з неї. Значне відтворювання відбувається і в активній зоні, де також знаходитися частина конвертованої речовини [3].
Схема ЯПЦ для АЕС з легководним реактором на теплових нейтронах приведена в додатку А. Начальна стадія цього циклу складається з наступних етапів:
1) здобич уранової руди в руднику;
2) переробка руди і отримання урану на гідрометалургійному заводі (як правило у вигляді природного з'єднання U3О8);
3) конверсія U3О8 в газоподібну форму UF6, необхідну в технології розділення ізотопів;
4) збагачення урану на заводі по розділенню ізотопів;
5) конверсія UF6 в порошок UО2 і виготовлення палива;
6) транспортування палива між різними підприємствами початкової стадії.
Заключна стадія замкнутого ЯПЦ складається з наступних етапів:
1) зберігання відпрацьованого палива (як правило, в спеціальних сховищах на території АЕС);
2) транспортування відпрацьованого палива від АЕС до радіохімічного заводу (РХЗ);
3) переробка опроміненого палива на РХЗ і обробка радіоактивних відходів;
4) зберігання радіоактивних відходів;
5) їх транспортування;
6) поховання.
На третьому етапі цієї стадії залишкове паливо і корисні радіонукліди відділяють від відходів, відходи ж переводять у фізико-хімічну форму, зручну для зберігання і поховання. Виділений з палива уран повертають назад в цикл. В результаті потреби в природному урані в закритому циклі приблизно на 16 % менше в порівнянні з відкритим циклом. Вивчаються дві можливості використання виділеного плутонію як ядерного паливо: 1) накопичення і використовування надалі в реакторах-розмножувачах на швидких нейтронах; 2) повернення в паливний цикл реакторів на теплових нейтронах [3].
Основна частина радіоактивних відходів ЯПЦ володіє високою питомою активністю. Крім того, деякі з присутніх в них радіонуклідів мають великі періоди напіврозпаду Т1/2. Наприклад, для 90Sr і 137Cs Т1/2 < 30 років, для ряду трансуранових нуклідів Т1/2 > 1000 років. Розпад 90Sr і 137Cs до прийнятної питомої активності відбувається приблизно за 600 років, для трансуранових елементів потрібно в сотні раз більше часу. У зв'язку з цим перед ядерною енергетикою стоїть дуже серйозна проблема видалення радіоактивних відходів, що забезпечуватиме їх ізоляцію від біосфери в перебігу вказаних вище періодів часу [5].
2. ХАРАКТЕРИСТИКА І КЛАСИФІКАЦІЯ РАДІАКТІВНИХ ВІДХОДІВ
Радіоактивні відходи є сумішшю стабільних хімічних елементів і радіоактивних осколкових і трансуранових радіонуклідів. Осколкові елементи з номерами 35-47; 55-65 є продуктами розподілу ядерного палива. За 1 рік роботи великого енергетичного реактора (при завантаженні 100 т ядерного палива з 5 % урану-235) виробляється 10 % (0.5 т) речовини, що ділиться, і проводиться приблизно 0,5 т осколкових елементів.
Основними і най небезпечнішими для біосфери елементами радіоактивних відходів є Rb, Sr, У, Zr, Mo, Ru, Rh, Pd, I, Cs, Ba, La....Dy і трансуранові елементи: Np, Pu, Am і Cm. Розчини радіоактивних відходів високої питомої активності по складу є суміші азотнокислих солей з концентрацією азотної кислоти до 2,8 моль/літр, в них присутні добавки HF (до 0,06 моль/літр) і H2SO4 (до 0,1 моль/літр). Загальний вміст солей конструкційних елементів і радіонуклідів в розчинах складає приблизно 10 мас % [5].
РАВ (радіоактивні відходи) класифікують по різних ознаках (рис. 2.1): за агрегатним станом, по складу (типу) випромінювання, за часом життя (періоду напіврозпаду Т1/2), по питомій активності (інтенсивності випромінювання). Проте, у тієї, що використовується в країнах СНГ класифікації РАВ по питомій (об'ємній) активності є свої недоліки і позитивні сторони. До недоліків можна віднести те, що в ній не враховується період напіврозпаду, радіонуклідний і фізико-хімічний склад відходів, а також наявність в них плутонію і трансуранових елементів, зберігання яких вимагає спеціальних жорстких заходів. Позитивною стороною є те, що на всіх етапах поводження з РАВ включаючи зберігання і поховання головною задачею є запобігання забруднення навколишнього середовища і переопромінення населення, і розділення РАВ залежно від рівня питомої (об'ємної) активності саме і визначається ступенем їх дії на оточуюче середовище і людину.
На міру радіаційної небезпеки впливає вигляд і енергія випромінювання (альфа-, бета-, гамма - випромінювачі), а також наявність хімічно токсичних з'єднань у відходах. Тривалість ізоляції від навколишнього середовища середньоактивних відходів складає 100-300 років, високоактивних - 1000 і більше років, для плутонію - десятки тисяч років. Важливо відзначити, що РАВ діляться залежно від періоду напіврозпаду радіоактивних елементів на: короткоживучі - період напіврозпаду менше року; средньоживучі - від року до ста років і довгоживучі - більше ста років [4].
Рисунок 2.1 - Класифікація радіоактивних відходів.
Серед РАВ найпоширенішими по агрегатному стану вважаються рідкі і тверді. Для класифікації рідких РАВ був використаний параметр питомої (об'ємної) активності таблиця 2.1.
Рідкими РАВ вважаються рідини, в яких допустима концентрація радіонуклідів перевищує концентрацію встановлену для води відкритих водоймищ.
Щорічно на АЕС утворюється велика кількість рідких радіоактивних відходів (РРВ). В основному більшість РРВ просто зливаються у відкриті водоймища, оскільки їх радіоактивність вважається безпечною для навколишнього середовища. Рідкі РАВ утворюються також на радіохімічних підприємствах і дослідницьких центрах.
Таблиця 2.1 - Класифікація рідких радіоактивних відходів
|
Категорії РАВ |
Питома активність, Ки/л (Бк/кг) |
|
|
Низькоактивні |
нижче 10-5 (нижче 3,7·105) |
|
|
Средньоактивні |
10-5 - 1 (3,7·105 - 3,7·1010) |
|
|
Високоактивні |
вище 1 (више 3,7·1010) |
Зі всіх видів РАВ рідкі найбільш поширені, оскільки в розчини переводять як речовину конструкційних матеріалів (неіржавіючих сталей, цирконієвих оболонок твелів і т.і.), так і технологічні елементи (солі лужних металів і ін.). Велика частина рідких РАВ утворюється за рахунок атомної енергетики. Відпрацьовані свій ресурс твели, з'єднані в єдині конструкції - тепловиділяючі складки, акуратно витягують і витримують у воді в спеціальних басейнах-відстійниках для зниження активності за рахунок розпаду короткоживучих ізотопів. За три роки активність знижується приблизно в тисячу раз. Потім твели відправляють на радіохімічні заводи, де їх подрібнюють механічними ножицями і розчиняють в гарячій 6-нормальній азотній кислоті. Утворюється 10 % розчин рідких високоактивних відходів [3].
За діючим Державним класифікатором ДК 005 - 96, який входить до державної системи класифікацій та кодування техніко-економічної та соціальної інформації та забезпечує інформаційну підтримку у вирішенні широкого кола питань державного управління відходами, вище вказані басейни-відстійники мають код 2330.2.9.07 - «Хвости водні, які містять уран та утворюються під час перероблення уранових концентратів». Згідно класифікатору відход - належить до відходів виробництва палива ядерного та джерел іонізівного випромінювання, які утворюються на стадії виробничо-технологічний іншій, не позначеній іншим способом, або до відходів від комбінованих процесів[2].
Для твердих РАВ був використаний вид домінуючого випромінювання і потужності експозиційної дози безпосередньо на поверхні відходів таблиця 2.2.
Таблиця 2.2 - Класифікація твердих радіоактивних відходів
|
Категорії РАВ |
Потужність экспозиціонної дози, Р/год. |
Вид домінуючого випромінення |
|||
|
альфа-випромінювачі, Ки/кг |
бета- випромінювачі, Ки/кг |
Потужність дози гамма- випромінення (0,1 м від поверхні), Гр/год. |
|||
|
Низько-активні |
нижче 0,2 |
2·10-7 - 10-5 |
2·10-6 - 10-4 |
3·10-7 - 3·10-4 |
|
|
Средньо-активні |
0,2 - 2 |
10-5 - 10-2 |
10-4 - 10-1 |
3·10-4 - 10-2 |
|
|
Високо-активні |
вище 2 |
вище 10-2 |
вище 10-1 |
вище 10-2 |
Тверді РАВ -- це та форма радіоактивних відходів, яка безпосередньо підлягає зберіганню або похованню. Існує 3 основні види твердих відходів :
- залишки урану або радію, не витягнуті при переробці руд;
- штучні радіонукліди, що виникли при роботі реакторів і прискорювачів;
- що виробили ресурс, що демонтуються реакторами, прискорювачами, радіохімічним і лабораторним устаткуванням.
Для класифікації газоподібних РАВ також використовується параметр питомої (об'ємної) активності таблиця 2.3.
Таблиця 2.3 - Класифікація газоподібних радіоактивних відходів
|
Категорії РАВ |
Об'ємна активність, Ки/м3 |
|
|
Низькоактивні |
нижче 10-10 |
|
|
Средньоактивні |
10-10 - 10-6 |
|
|
Високоактивні |
вище 10-6 |
Газоподібні РАВ утворюються в основному при роботі АЕС, радіохімічних заводів по регенерації палива, а також при пожежах і інших аварійних ситуаціях на ядерних об'єктах.
Це радіоактивний ізотоп водню 3Н (тритій), який не затримується неіржавіючою сталлю оболонки твелів, але поглинається (99 %) цирконієвою оболонкою. Крім того при розподілі ядерного палива утворюється радіогенний вуглець, а також радіонукліди криптону і ксенону.
Інертні гази, в першу чергу 85Kr (T1/2 = 10,3 роки), припускають уловлювати на підприємствах радіохімічної промисловості, виділяючи його з газів, що відходять, за допомогою криогенної техніки і низькотемпературної адсорбції. Гази з тритієм окислюються до води, а вуглекислий газ, в якому присутній радіогенний вуглець, хімічно зв'язується в карбонатах [4].
радіоактивний гірський поховання відходи
3. МЕТОДИ ПОХОВАННЯ ВІДХОДІВ
Проблема безпечного поховання РАВ є однією з тих проблем, від яких значною мірою залежать масштаби і динаміка розвитку ядерної енергетики. Генеральною задачею безпечного поховання РАВ є розробка таких способів їх ізоляції від біоциклу, які дозволять усунути негативні екологічні наслідки для людини і навколишнього середовища. Кінцевою метою заключних етапів всіх ядерних технологій є надійна ізоляція РАВ від біоциклу на весь період збереження відходами радіотоксичності.
В даний час розробляються технології імобілізації РАВ і досліджуються різні способи їх поховання, основними критеріями при виборі якого для широкого використовування є наступні: мінімізація витрат на реалізацію заходів щодо поводження з РАВ; скорочення вторинних РАВ, що утворюються [6].
За останні роки створений технологічний заділ для сучасної системи поводження РАВ. В ядерних країнах є повний комплекс технологій, що дозволяють ефективно і безпечно переробляти радіоактивні відходи, мінімізуючи їх кількість. В загальному вигляді ланцюг технологічних операцій поводженню з РРВ може бути представлений в наступному вигляді:
- мінімізація об'ємів відходів;
- селективне очищення від радіонуклідів Sr і Cs;
- концентрація;
- включення солей в тверду матрицю;
- підготовка до тривалого зберігання;
- поховання;
- експлуатаційний моніторинг;
Проте ніде в світі не вибраний метод остаточного поховання РАВ, технологічний цикл поводження з РАВ, не є замкнутим: стверджені РРВ (рідкі радіоактивні відходи), так само як і ТРВ (тверді радіоактивні відходи), зберігаються на спеціальних контрольованих майданчиках, створюючи загрозу радіоекологічній обстановці місць зберігання [5].
Проте, існує безліч різноманітних пропозицій щодо способів поховання радіоактивних відходів, наприклад:
- довготривале наземне сховище;
- глибокі свердловини (на глибині декілька км);
- плавлення гірської породи (пропонувалося для відходів, що виділяють тепло);
- пряме закачування(підходить тільки для рідких відходів);
- видалення в море;
- видалення під дно океану;
- видалення в зони переміщень;
- видалення в льодовикові щити;
- видалення в космос.
Деякі пропозиції ще тільки розробляються ученими різних країн світу, інші вже були заборонені міжнародними угодами. Більшість учених, що досліджують дану проблему, визнають найраціональнішою можливість поховання радіоактивних відходів в геологічне середовище [4].
4. ОПИС ТЕХНОЛОГІЧНОЇ СХЕМИ ПРОЦЕСУ ПОХОВАННЯ РАДІАКТІВНИХ ВІДХОДІВ.
4.1 Поховання радіоактивних відходів в стабільних блоках земної кори
На сьогоднішній день загально визнано (у тому числі і МАГАТЕ), що найефективнішим і безпечним рішенням проблеми остаточного поховання РАВ є їх поховання в могильниках на глибині не менше 300-500 м в глибинних геологічних формаціях з дотриманням принципу багатобар'єрного захисту і обов'язковим переводом РРВ в отверджений стан. Досвід проведення підземних ядерних випробувань довів, що при певному виборі геологічних структур не відбувається витоку радіонуклідів з підземного простору в оточуюче середовище.
Таким чином, при рішенні проблеми знешкодження радіоактивних відходів використання “досвіду, накопиченого природою”, простежується особливо наочно. Недаремно саме фахівці в області експериментальної петрології виявилися навряд чи не першими, хто були готові вирішувати виниклу проблему.
Вони дозволяють виділяти з суміші елементів радіоактивних відходів окремі групи, близькі по своїх геохімічних характеристиках, а саме:
- лужні і лужноземельні елементи;
- галогеніди;
- рідкоземельні елементи;
- актиніди.
Для цих груп елементів можна спробувати знайти породи і мінерали, перспективні для їх скріплення [7].
Природні хімічні (і, навіть, ядерні) реактори, токсичні речовини, що проводять, - не новина в геологічній історії Землі. Можна навести як приклад родовище Окло, де ~ 200 млн. років тому протягом 500 тис. літ на глибині ~ 3,5 км діяв природний реактор, що прогрівав навколишні породи до 600 °С. Збереження більшості радіоізотопів на місці їх утворення забезпечувалося їх ізоморфним входженням в ураниніт. Розчиненню ж останнього, перешкоджала відновне середовище. Проте близько 3 млрд. років тому на планеті зародилося, успішно співіснує поряд з дуже небезпечними речовинами і розвивається життя.
Розглянемо основні шляхи саморегуляції природи з погляду їх використання як методи знешкодження відходів техногенної діяльності людства. Намічаються чотири такі принципи.
а) Ізоляція - шкідливі речовини концентруються в контейнерах і захищаються спеціальними бар'єрними речовинами. Природним аналогом контейнерів можуть служити шари водотривів. Проте, це - не дуже надійний спосіб знешкодження відходів: при зберіганні в ізольованому об'ємі небезпечні речовини зберігають свої властивості і при порушенні захисного шару можуть вирватися в біосферу, вбиваючи все живе. В природі розрив таких шарів приводить до викидів отруйних газів (вулканічна активність, що супроводиться вибухами і викидами газів, розжареного попелу, викиди сірководня при бурінні свердловин та газ - конденсат). При зберіганні небезпечних речовин в спеціальних сховищах також іноді відбувається порушення ізолюючих оболонок з катастрофічними наслідками. Сумний приклад з техногенної діяльності людини - челябінський викид радіоактивних відходів в 1957 році через руйнування контейнерів - сховищ. Ізоляція застосовується для тимчасового зберігання радіоактивних відходів; в майбутньому необхідно реалізувати принцип багатобар'єрного захисту при їх похованні, одним з складових елементів цього захисту буде шар ізоляції.
б) Розсіяння - розбавлення шкідливих речовин до рівня, безпечного для біосфери. В природі діє закон загального розсіяння елементів В.І.Вернадського. Як правило, чим менше кларк, тим небезпечно для життя елемент або його з'єднання (реній, свинець, кадмій). Чим більше кларк елемента, тим він безпечніше - біосфера до нього "звикла". Принцип розсіяння широко використовується при скиданні техногенних шкідливих речовин в річки, озера, моря і океани, а також в атмосферу - через димарі. Розсіяння використовувати можна, але мабуть, тільки для тих з'єднань, час життя яких в природних умовах невелик, і які не зможуть дати шкідливих продуктів розпаду. Крім того, їх не повинно бути багато. Так, наприклад, СО2 - взагалі кажучи, не шкідливе, а іноді навіть корисне з'єднання. Проте, зростання концентрації вуглекислоти у всій атмосфері веде до парникового ефекту і теплового забруднення. Особливо страшну небезпеку можуть представляти речовини (наприклад, плутоній), одержувані штучно у великих кількостях. Розсіяння дотепер застосовується для видалення відходів малої активності і, виходячи з економічної доцільності, буде ще довгий час залишатися одним з методів для їх знешкодження. Проте в цілому в даний час можливості розсіювання в основному вичерпані і треба шукати інші принципи.
в) Існування шкідливих речовин в природі в хімічно стійких формах. Мінерали в земній корі зберігаються сотні мільйонів років. Поширені акцесорні мінерали (циркон, сфен і інші титано- і цирконосилікати апатит, монацит і інші фосфати і т.д.) володіють великою ізоморфною місткістю по відношенню до багатьох важких і радіоактивних елементів і стійкі практично у всьому інтервалі услового петрогенезиса. Є дані про те, що циркони з розсипів, що випробували разом з вміщаючою породою процессы высокотемпературного метаморфизма і навіть гранитоутворення, зберігали свій первинний склад.
г) Мінерали, в кристалічних ґратах яких знаходяться підлягаючі знешкодженню елементи, в природних умовах знаходяться в рівновазі з навколишнім середовищем. Реконструкція умов стародавніх процесів, метаморфізму і магматизму, мали місце багато мільйонів років тому, можливо завдяки тому, що в кристалічних гірських породах протягом тривалого по геологічних масштабах часу зберігалися особливості складу утворилися за цих умов і що знаходилися між собою в термодинаміченій рівновазі мінералів [6].
Описані вище принципи (особливо останні два) знаходять застосування при знешкодженні радіоактивних відходів.
Загальна схема підготовки до поховання та поховання радіоактивних відходів наведена в додатку Б. Нижче наводиться інформація про декілька головних стадій підготовки відходу, та на мій погляд, більш безпечного способу поховання радіоактивних відходів - поховання в геологічній структурі.
Існуючі розробки МАГАТЕ рекомендують поховання отверджених радіоактивних відходів в стабільних блоках земної кори. Матриці повинні мінімально взаємодіяти з вміщаючою породою і не розчинятися в парових і розчинах тріщин. Вимоги, яким повинні задовольняти матричні матеріали для скріплення осколкових радіонуклідів і малих актинідів, можна сформулювати таким чином:
1. Здатність матриці зв'язувати і утримувати у вигляді твердих розчинів можливо більше число радіонуклідів і продуктів їх розпаду протягом довгого (по геологічних масштабах) часу.
2. Бути стійким матеріалом по відношенню до процесам фізико-хімічного виветрення в умовах поховання (тривалого зберігання).
3. Володіти термічною стійкістю при високому змісті радіонуклідів.
4. Володіти комплексом физико-механічних властивостей, які необхідно мати будь-якому матричному матеріалу для забезпечення процесів транспортування, поховання і т.і.:
- механічною міцністю,
- високою теплопровідністю,
- малими коефіцієнтами теплового розширення,
- стійкістю до радіаційних пошкоджень.
5. Мати просту технологічну схему виробництва
6. Проводитися з початкової сировини, порівняно низької вартості.
Сучасні матричні матеріали підрозділяються по своєму фазовому стану на склообразні (боросилікатні і алюмофосфатні стекла) і кристалічні - як полімінеральні (синроки) так і мономінеральні (цирконій-фосфати, титанати, цирконати, алюмосилікати і т.п.) [1].
Традиційно для імобілізації радіонуклідів застосовували скляні матриці (боросилікатні і алюмофосфатні по складу). Ці стекла по своїх властивостях близькі до алюмосилікатних, тільки в першому випадку алюміній замінений бором, а в другому - кремній фосфором. Ці заміни викликані необхідністю зниження температури плавлення розплавів і зменшення енергоємності технології. В скляних матрицях достатньо надійно утримується 10-13 мас. % елементів радіоактивних відходів. В кінці 70-х років були розроблені перші кристалічні матричні матеріали - синтетичні гірські породи (синрок). Ці матеріали складаються з суміші мінералів - твердих розчинів на основі титанатів і цирконатів і набагато більш стійкі до процесів вилуговування, ніж скляні матриці. Варто відзначити, що якнайкращі матричні матеріали - синроки - були запропоновані петрологами (Рінгвуд і ін.). Способи склозамкнення радіоактивних відходів, що використовуються в країнах з розвинутою ядерною енергетикою (США, Франція, Німеччина), не відповідають вимогам їх тривалого безпечного зберігання у зв'язку із специфікою скла як метастабільної фази. Як показали дослідження, навіть найстійкіші до процесів фізико-хімічного вивітрювання алюмофосфатні скла, виявляються малостабільними за умов поховання в земній корі. Що ж до боросилікатних стекол, то згідно експериментальним дослідженням, в гідротермальних умовах при 350 оС і 1 кбар вони повністю кристалізуються з винесенням елементів радіоактивних відходів в розчин. Проте, осклянні радіоактивні відходи з подальшим зберіганням скляних матриць в спеціальних сховищах є поки єдиним методом промислового знешкодження радіонуклідів [7].
Матричних матеріалів, що задовольняють всім сформульованим вимогам немає. Стекла і кристалічні матриці (синрок і, можливо, насикон) є найприйнятнішими по комплексу фізико-хімічних і механічних властивостей, проте, висока вартість як виробництва, так і вихідних матеріалів, відносна складність технологічної схеми обмежують можливості широкого застосування синрока для фіксації радіонуклідів. Крім того, як вже мовилося, стійкість стекол недостатня для поховання в умовах земної кори без створення додаткових захисних бар'єрів.
Зусилля петрологів і геохіміків - експериментаторів зосереджені на проблемах, пов'язаних з пошуком нових модифікацій кристалічних матричних матеріалів, більш придатних для поховання радіоактивних відходів в породах земної кори [5].
Перш за все, як потенційні матриці - фіксаторів радіоактивних відходів були висунуті тверді розчини мінералів. Ідея про доцільність застосування твердих розчинів мінералів як матриці для фіксації елементів радіоактивних відходів була підтверджена результатами широкого петролого - геохімічного аналізу геологічних об'єктів. Відомо, що ізоморфні заміщеня в мінералах здійснюються, головним чином, по групах елементів таблиці Д.І. Менделеєва:
в польових шпатах: Na K Rb; Ca Sr Ba; Na Ca (Sr, Ba);
в оливінах: Mn Fe Co;
в фосфатах: Y La...Lu и т.і.
Задача полягає в тому, щоб серед природних мінералів з високою ізоморфною ємністю підібрати тверді розчини, які здатні концентрувати в собі вказані вище групи елементів радіоактивних відходів. В таблиці 4.4 показані деякі мінерали - потенційні матриці для розміщення в них радіонуклідів. Як матричні можуть застосовуватися як головні, так і акцесорні мінерали.
Таблиця 4.1 - Мінерали - потенційні концентратори елементів радіоактивних відходів.
|
Мінерал |
Формула мінералу |
Елементи РАВ, ізоморфно фіксовані в мінералах |
|
|
Головні породоутворюючі мінерали |
|||
|
Польовий шпат |
(Na,K,Ca)(Al,Si)4O8 |
Ge, Rb, Sr, Ag, Cs, Ba, La...Eu, Tl |
|
|
Нефелін |
(Na,K)AlSiO4 |
Na, K, Rb, Cs, Ge |
|
|
Содаліт |
Na8Al6Si6O24Cl2 |
Na, K, Rb, Cs, Ge, Br, I, Mo |
|
|
Оливін |
(Fe,Mg)2SiO4 |
Fe, Co, Ni, Ge |
|
|
Піроксен |
(Fe,Mg)2Si2O6 |
Na, Al, Ti, Cr, Fe, Ni |
|
|
Цеоліти |
(Na,Ca)[(Al,Si)nOm]k*xH2O |
Co, Ni, Rb, Sr, Cs, Ba |
|
|
Акцесорні мінерали |
|||
|
Перовскіт |
(Ce,Na,Ca)2(Ti,Nb)2O6 |
Sr, Y, Zr, Ba, La...Dy, Th, U |
|
|
Апатит |
(Ca,REE)5(PO4)3(F,OH) |
Y, La....Dy, I |
|
|
Монацит |
(REE)PO4 |
Y, La...Dy, Th |
|
|
Сфен |
(Ca,REE)TiSiO5 |
Mn,Fe,Co,Ni,Sr,Y,Zr,Ba,La...Dy |
|
|
Цирконоліт |
CaZrTi2O7 |
Sr, Y, Zr, La...Dy, Zr, Th, U |
|
|
Циркон |
ZrSiO4 |
Y, La...Dy, Zr, Th, U |
Список мінералів таблиці 4.1 може бути істотно доповнений. По відповідності геохімічних спектрів для іммобілізації радіонуклідів найбільш підходять такі мінерали, як апатит і сфен, а ось в цирконі концентруються в основному важкі рідкоземельні елементи.
Для реалізації принципу "подібне берегти в подібному" зручніше всього використовувати мінерали. Лужні і лужноземельні елементи можна розміщувати в мінералах групи каркасних алюмосилікатів, а радіонукліди групи рідкоземельних елементів і актинідів - в акцесорних мінералах.
Вказані мінерали поширені в різних типах магматичних і метаморфічних порід. Тому зараз можна вирішувати конкретну задачу про вибір мінералів - концентраторів елементів, специфічних до порід вже наявних полігонів, призначених для поховання радіоактивних відходів.
Для створення і прогнозу поведінки мінеральних матричних матеріалів в умовах тривалого знаходження в породах необхідно уміти розраховувати реакції в системі матриця - розчин - вміщаюча порода, для чого необхідно знати їх термодинамічні властивості. В породах майже всі мінерали є твердими розчинами, серед них найбільш поширені каркасні алюмосилікати. Вони складають близько 60 % об'єму земної кори, завжди привертали увагу і служили об'єктами вивчення для геохіміків і петрологів. Надійною основою термодинамічних моделей може служити тільки експериментальне вивчення рівноваг мінералів - твердих розчинів [6].
4.2 Основні типи і фізико-хімічні особливості гірських порід для поховання радіоактивних відходів
Міжнародні дослідження в нашій країні і за рубежем показали, що вмістищами РАВ можуть служити три типи гірських порід глини (алювій), скельні породи (гранує, базальт, порфірит), кам'яна сіль. Всі ці породи в геологічних формаціях мають широке розповсюдження, достатню площу і потужність шарів або магматичних тіл.
1. Кам'яна сіль. Пласти кам'яної солі можуть служити об'єктом для будівництва глибинних пунктів поховання навіть високоактивних РАВ і РАВ з довгоживучими радіонуклідами. Особливістю соляних масивів є відсутність в них мігруючих вод (інакше масив не міг би існувати 200--400 млн. років), майже немає включень рідини або газотвірних домішок, вони пластичні, і порушення структури в них можуть самовиліковуватися, володіють високою теплопровідністю, так що в них можна поміщати РАВ більш високої активності, ніж в інші породи. Крім того, створення в кам'яній солі гірських вироблень, відносно легко і недорого. При цьому в даний час, в багатьох країнах вже існують десятки і сотні кілометрів таких вироблень. Тому, для неврегульованого складування будь-яких відходів можуть бути використаний порожнини середнього і великого об'єму (10-- 300 тис. м3) в пластах кам'яної солі, створені в основному розмивом або ядерними вибухами. При зберіганні відходів низької і середньої активності температура біля стінки порожнини не повинна перевищувати геотермальну більш ніж на 50° С, оскільки при цьому не відбуватимуться випаровування води і розкладання мінералів. Навпаки, виділення тепла високоактивними відходами приводить до плавлення солі і застигання розплаву, що фіксує радіонукліди. Для поховання всіх видів РАВ в кам'яній солі можна використовувати не дуже глибокі шахти і штольні, при цьому середньо- і низькоактивні відходи в підземні камери можна засипати навалом або складати в бочках або каністрах. Проте, в кам'яній солі у присутності вологи корозія металевих контейнерів йде достатньо інтенсивно, що утрудняє застосування технічних бар'єрів при похованні РАВ на тривалий термін в соляних масивах.
Перевагою солей є висока теплопровідність, у зв'язку з чим за інших рівних умов температура в соляних могильниках буде нижчою, ніж в сховищах, розташованих в іншому середовищі.
Недоліком солей є їх відносно висока текучість, яка ще більш зростає у зв'язку з тепловиділенням ВАВ. З часом підземні вироблення заповнюються сіллю. Тому відходи стають неприступними, а їх витягання для переробки або перезахоронення важко здійсненним. Разом з тим переробка і практичне використовування ВАВ в перспективі може виявитися економічно ефективною. Особливо це торкається відпрацьованого ядерного палива, що містить значну кількість урану і плутонію.
Присутність в солях глинистих шарів різної потужності різко обмежує міграцію радіонуклідів за межі природних бар'єрів. Як показали спеціально проведені дослідження глинисті мінерали в цих породах утворюють тонкі горизонтальні шари або розташовуються у вигляді дрібних лінз і облямівок на межах зерен галита. Приведений в контакт з породою розсіл з Cs за 4 місяці проникав в глибінь зразка тільки до найближчого глинистого шару. При цьому, міграцію радіонуклідів утрудняють не тільки чітко виражені шари глин, та і менш контрастні виділення глинистих облямівок навкруги окремих зерен галита.
Таким чином, природна композиція галит-глини володіє кращими ізоляційними і екрануючими властивостями в порівнянні з чистими галитовими породами або галитом з домішкою ангідриту. Разом з властивістю фізичного гідролізуючого бар'єру, глинисті мінерали володіють високими сорбційними властивостями. Отже, у разі розгерметизації сховища і попадання в нього пластових вод галит-глиниста формація обмежить і утримає міграційно можливих основних похованих радіонуклідів. Крім того, що залишається на дні місткості після розмиву глина є додатковим сорбційним бар'єром, який здатний утримати в межах сховища цезій і кобальт у разі їх переходу в рідку фазу (аварійна ситуація) .6
2. Глини. Глини більш придатні для утворення приповерхневих сховищ або пунктів поховання РАВ і РРВ з порівняно короткоживучими радіонуклідами. Проте, в деяких країнах планується розміщення в них і ВАВ. Перевагами глин є низька водопроникність і висока сорбційна місткість відносно радіонуклідів. Недоліком є висока вартість проходки гірських вироблень у зв'язку з необхідністю їх кріплення, а також знижена теплопровідність. При температурі вище 100 °С починається дегідратація глинистих мінералів з втратою сорбційних властивостей і пластичності, утворенням тріщин і іншими негативними наслідками. 7
3. Скельні гірські породи. Цим терміном охоплюється широкий спектр порід, цілком що складаються з кристалів. Сюди відносять всі повнокристалічні вивержені породи, кристалічні сланці і гнейси, а також скловаті вулканічні породи. Хоча солі або мармури є повнокристалічними породами, в це поняття їх не включають.
Гідністю кристалічних порід є їх висока міцність, стійкість до дії помірних температур, підвищена теплопровідність. Гірські вироблення в кристалічних породах можуть зберігати свою стійкість протягом практично необмеженого часу. Підземні води в кристалічних породах звичайно мають низьку концентрацію солей, слаболужний відновний характер, що в цілому відповідає умовам мінімальної розчинності радіонуклідів. При виборі місця в кристалічному масиві для розміщення РАВ використовуються блоки з найвищими прочносними характеристиками складаючих порід і низькою тріщеноватістю.
Фізико-хімічні процеси, що відбуваються в системі РАВ -- гірська порода -- підземні води, можуть сприяти як підвищенню, так і пониженню надійності могильника. Розміщення РАВ в підземних гірських виробленнях викликає прогрівання вміщаючих порід з порушенням фізико-хімічної рівноваги. В результаті поблизу контейнерів з РАВ починається циркуляція нагрітих розчинів, що приводить до мінералоутворення в навколишньому просторі. Як сприятливі можна рахувати такі породи, які в результаті взаємодії з нагрітими водами тріщин знижуватимуть свою водопроникність і підвищуватимуть сорбційні властивості.
Найсприятливішими для могильників є породи, в яких реакції мінералоутворення супроводяться закупоркою тріщин і пір Термодинамічні розрахунки і природні спостереження показують, що чим вище за основністю породи, тим в більшій мірі вони відповідають вказаним вимогам. В межах значень температур, відповідних умовам могильника, реакції гідратації протікатимуть з утворенням таких мінералів, як хлорит, серпентин, тальк, гідрослюди, монтморилоніт, різноманітні змішанослойні фази. Характеризуючись високими сорбційними властивостями, ці мінерали перешкоджатимуть розповсюдженню радіонуклідів за межі могильника.
Таким чином, ізоляційні властивості порід підвищеної основності під впливом РАВ зростатимуть, що дозволяє розглядати ці породи як переважні для будівництва могильника. До них можна віднести перидотіти, габбро, базальти, кристалічні сланці підвищеної основності, амфіболіти і ін. [5].
4.3 Вибір місця поховання радіоактивних відходів
Вибір місця (майданчика) для поховання або зберігання радіоактивних відходів, залежить від ряду чинників: економічних, правових, соціально-політичних і природних. Особлива роль відводиться геологічному середовищу -- останньому і найважливішому бар'єру захисту біосфери від радіаційно-небезпечних об'єктів 5-7.
Пункт поховання повинен бути оточений зоною відчуження, в якій допускається поява радіонуклідів, але за її межами активність ніколи не досягає небезпечного рівня. Сторонні об'єкти можуть бути розташований не ближче, ніж на відстані 3 радіусів зони від пункту поховання. На поверхні ця зона носить назву санітарно-захисної, а під землею є відчуженим блоком гірського масиву.
Відчужений блок необхідно вилучити з сфери людської діяльності на період розпаду всіх радіонуклідів, тому він повинен розташовуватися за межами родовищ корисних копалин, а також зовні зони активного водообміну. Що проводяться при підготовці до поховання відходів інженерні заходи повинні забезпечити необхідний об'єм і густину розміщення РАВ, дія систем безпеки і нагляду, в тому числі довготривалий контроль за температурою, тиском і активністю в пункті поховання і відчужуваному блоці, а також за міграцією радіоактивних речовин по гірському масиву.
З позицій сучасної науки, рішення про конкретні властивості геологічного середовища на ділянці сховища повинне бути оптимальним, тобто відповідаючий всій поставленій меті, і перш за все гарантуючим безпеку. Воно повинне бути об'єктивним, тобто що захищається перед всіма зацікавленими сторонами. Таке рішення повинне бути доступним для розуміння широкої громадськості.
Рішення повинне передбачити ступінь ризику при виборі території для поховання РАВ, а також небезпека виникнення різних надзвичайних ситуацій. При оцінці геологічних джерел ризику забруднення навколишнього середовища необхідно враховувати фізичні (механічні, теплові), фільтрації і сорбційні властивості гірських порід; тектонічну обстановку, загальну сейсмічну небезпеку, новітню активність розломів, швидкість вертикальних рухів блоків земної кори; інтенсивність зміни геоморфологічних характеристик: водорясність середовища, активність динаміки підземних вод, включаючи вплив глобальної зміни клімату, рухливості радіонуклідів в підземних водах; особливості ступеня ізоляції від поверхні водонепроникними екранами і утворення каналів гідравлічного зв'язку підземних і поверхневих вод; наявність цінних ресурсів і перспектив їх виявлення. Ці геологічні умови, що визначають придатність території для будівництва сховища, повинні оцінюватися незалежно, по представницькому параметру для всіх джерел ризику. Вони повинні забезпечити оцінку по сукупності приватних критеріїв, пов'язаних з гірськими породами, гідрогеологічними умовами, геологічними, тектонічними і мінеральними ресурсами. Це дозволить експертам дати коректну оцінку придатності геологічного середовища. При цьому невизначеність, пов'язана з вузькістю інформаційної бази, а також і з суб'єктивізмом експертів, може бути зменшений застосуванням оцінних шкал, ранжируванням ознак, єдиною формою опитних листів, комп'ютерною обробкою результатів експертизи [6,7].
5. ОЦІНКА ПЕРСПЕТІВНОСТІ ПОХОВАННЯ ВІДХОДІВ ЯДЕРНОЇ ЕНЕРГЕТИКИ
Питання про те, як краще утилізувати РАВ, дотепер залишається відкритим. За оцінками Єврокомісії, щорічно країни Євросоюзу вимушені утилізувати 1 млрд. куб. метрів промислових відходів і 50 тис. кубометрів - радіоактивних. Проблема полягає в тому, що радіоактивне сміття залишається небезпечним протягом сотень і тисяч літ. Тому будь-які пошкодження сховищ здатні привести до найважчих наслідків.
Глобальне партнерство по ядерній енергії пропонує декілька варіантів рішення проблеми.
1) Ховати відходи можна на океанському дні. Недолік - такі могильники повинні знаходитися на значних глибинах, далеко від побережжя. Проте контейнери з відходами можуть бути легко пошкоджений, їх також складно виявити. Та і стежити за могильниками проблематично. В 1972 році була прийнята Міжнародна конвенція про попередження забруднення моря відходами, забороняюча такі досліди. Термін дії Конвенції закінчується в 2018 році. Радіоактивне сміття залишається небезпечним протягом сотень і тисяч років
2) Вивіз ядерних відходів в космос. Існує декілька розробок. Так, НАСА і Міністерство енергетики США розглядали можливість вивозу на навколосонячну орбіту контейнерів. Незаперечна гідність - радіоактивне сміття ліквідується з планети Земля. Ризик полягає в тому, що ніхто не може гарантувати, що можливе попадання цієї речовини на Сонці не приведе до негативних наслідків або що космічний сміттєвоз не зіткнеться з метеоритом або космічним кораблем. Головний аргумент супротивників ідеї - неймовірно висока вартість: щоб позбавити людство від відходів, буде потрібно декілька десятків тисяч запусків космічних апаратів.
3) Вивіз відходів на віддалений ненаселений острів. Проблеми: ядерний могильник може бути створений тільки в твердих геологічних породах, для нього потрібна значна територія. Острів повинен знаходитися далеко від густонаселених місць. Ділянок суші, що відповідають подібним вимогам, украй мало. Забезпечувати безпечне океанське транспортування і охорону сховища також складно. Втім, Фінляндія будує подібний могильник на невеликому гранітному острівці.
4) Будівництво могильників серед льодів Антарктиди або Гренландії. В цьому випадку достатньо побудувати шахту, яка буде накрита льодом. Гідність ідеї - в незаселеність цих територій і товщині материкового льоду. Недоліки також істотні: льоди можуть танути, завдяки чому радіоактивні води можуть потрапити в світовий океан. Доставка величезної кількості подібних вантажів в приполярні області, де немає комунікацій, також є найсерйознішою проблемою. До того ж Антарктичний договір забороняє розміщення радіоактивних відходів на території шостого континенту.
5) Будівництво підземних сховищ в скельних породах. Наприклад, Національна дослідницька рада США в 2001 році винесла наступний вердикт: «Подібний метод залишається єдиним науково і технічно обґрунтованим довготривалим рішенням проблеми радіоактивних відходів». Багато країн протягом десятиріч проводять дослідження, метою яких є перевірка безпеки місць, реально що використовуються або призначених для використання як подібні могильники. Наприклад, в Німеччині одне сховище (Ассе) досліджується з 1965 року, в Швейцарії (Грімсель) - з 1984-го.
Але людство не повинно зупинятися в пошуках можливих рішень цієї глобальної проблеми. Країни мають співпрацювати і вирішувати питання з забезпечення безпеки народів від радіаційної угрози разом [7].
ВИСНОВКИ
1. В даній роботі виявлено, що РАВ утворюються при експлуатації підприємств ядерного паливного циклу, при реалізації військових програм, при створенні ядерної зброї, при використанні ізотопної продукції в народному господарстві та медичних установах.
2. Аналізуючи досліджуваний матеріал можна зробити висновок про те, що найреальнішим перспективним способом утилізації радіоактивних відходів є їх поховання в геологічному середовищі. Складна економічна ситуація у всіх країнах світу не дозволяє використовувати альтернативні дорогі способи поховання в промислових масштабах.
3. Виявлено, що існує 4 принципи знешкодження відходів: ізоляція, розсіяння, поховання РАВ в блоках земної кори.
4. Також вияснено, що місце поховання РАВ залежить від особистостей геологічного середовища, природних та соціально - економічних показників.
5. Встановлено, що єдиним науково і технічно обґрунтованим довготривалим рішенням проблеми поховання РАВ є будівництво підземних сховищ в скельних породах.
ПЕРЕЛІК ПОСИЛАНЬ
1. Бюллетень МАГАТЭ. Т. 42. №3. -- Вена, 2000.
2. Класифікатор відходів економічної діяльності (КВЕД) (ДК 009:2005).
3. Ядерная энергетика, человек и окружающая среда /Н. С. Бабаев, В.Ф. Демин, Л. А. Ильин и др.; Под. Ред. Акад. А. П. Александрова. - М.: Энергоатомиздат, 1984. - 312 с.
4. Кедровский О.Л., Шишиц Ю.И., Леонов Е.А., и др. Основные направления решения проблемы надежной изоляции радиоактивных отходов в СССР // Журн. Атомная энергия, 1988. - Т. 64, вып.4. - С. 287-294.
5. Кочкин Б.Т. Выбор геологических условий для захоронения высокорадиоактивных отходов // Дис. на соиск. д. г.-м. н. ИГЕМ РАН, М., 2002.
6. Лаверов Н.П., Омельяненко Б.И., Величкин В.И. Геологические аспекты проблемы захоронения радиоактивных отходов // Геоэкология. 1999. - вып. 6. - С.185 - 199.
7. По материалам конференции «Безопасность ядерных технологий: экономика безопасности и обращение с РАО»
ДОДАТОК
Рисунок А.1 - Загальна схема поводження з радіоактивними відходами
Рисунок А.1 - Схема типового відкритого та замкнутого (з рециклом U та Pu) ЯПЦ для АЕС з реактором на теплових нейтронах
Размещено на Allbest.ru
Подобные документы
Аналіз наслідків забруднення природного середовища газоподібними, рідкими та твердими відходами. Джерела утворення промислових відходів, їх класифікація. Полігони по знешкодженню і похованню токсичних промислових відходів. Технологія складування відходів.
контрольная работа [132,5 K], добавлен 23.12.2015Поняття про відходи та їх вплив на довкілля. Проблема накопичення промислових та побутових відходів. Існуючі способи знешкодження, утилізації та поховання токсичних відходів. Шляхи зменшення небезпечності відходів. Альтернативне використання відходів.
доклад [147,2 K], добавлен 25.12.2013Поняття, сутність та класифікація відходів, а також шляхи їх знешкодження та утилізації. Загальна характеристика головних джерел промислових відходів в Україні. Аналіз основних методів очищення стічних вод. Правові аспекти ізоляції радіоактивних відходів.
реферат [22,5 K], добавлен 03.11.2010Класифікація відходів в залежності від токсичності. Методи видалення непотрібних або шкідливих матеріалів, що утворюються в ході промислового виробництва: переробка, термообробка, утилізація. Джерела радіоактивних відходів. Види вторинної сировини.
реферат [618,9 K], добавлен 30.07.2012В Україні найбільш високі абсолютні обсяги утворення та накопичення промислових відходів. Проблема захоронення побутових відходів. Закон України “Про відходи” та “Класифікатор відходів”. Небезпечні відходи – хімічні та радіоактивні, як довго існуючі.
реферат [11,5 K], добавлен 24.01.2009Здійснення державного контролю з питань утворення, розміщення знешкодження та захоронення відходів по Київській області, контроль підприємств по їх переробці. Стан полігонів, місць складування і захоронення промислових, побутових та інших відходів.
отчет по практике [70,0 K], добавлен 03.03.2013Визначення закономірностей поширення тритію у приземному шарі атмосфери внаслідок емісії парогазової суміші з аварійних сховищ РАВ. Оцінка небезпеки тритієвого забруднення атмосфери для населення в зоні впливу аварійного сховища радіоактивних відходів.
автореферат [607,6 K], добавлен 08.06.2013Екологічний стан підземних вод, механізм їх утворення. Види та джерела їх забруднення. Характеристика промислових відходів. Проблема ліквідації та утилізації твердих побутових відходів. Гігієнічний моніторинг впливу їх полігону на якість ґрунтових вод.
курсовая работа [138,6 K], добавлен 19.05.2013Збір, транспортування та утилізація відходів. Эфективність використання брухту і відходів металів. Система переробки промислового сміття в будівельні матеріали і комбіновані добрива. Зміст відходів деревини, пластмас. Переробка твердих побутових відходів.
контрольная работа [25,9 K], добавлен 29.03.2013Загальна характеристика та принципові теплові схеми будови атомних електростанцій. Вплив атомних станцій на навколишнє середовище. Вплив радіоактивних відходів на людину та навколишнє середовище. Знешкодження та переробка рідких радіоактивних речовин.
реферат [37,8 K], добавлен 21.02.2011
