Вопрос радиационной безопасности в экологическом образовании в средней школе

Технічна вода, що використовується в технологічних процесах, також містить радій і інші метали, присутність яких було б небажано в зовнішнім середовищі. Ця вода зберігається і випаровується таким чином, щоб метали, що містяться в ній, були безпечні, і не попадали в навколишнє середовище.
Технічна вода ніколи не скидається в природні стоки, а зберігається і випаровується в спеціальних дамбах.

Стік дощових опадів, відповідно до якості води, що міститься в них, здійснюється окремо по спеціальних дренажних системах. Металеві сульфіди в контакті з водою і повітрям у теплому кліматі мають тенденцію вступати в реакцію, особливо в присутності деяких бактерій. При цьому отримується сірчана кислота і токсично важкі метали (наприклад, мідь) можуть попадати через ґрунтові води у водойми. Вода поганої якості зберігається й обробляється.

2. Обробка і ліквідація радіоактивних відходів.

Одине з найбільш хвилюючих питань ядерного паливного циклу – це питання розміщення і збереження радіоактивних відходів. Найбільш важливим з них - це питання про високорівневі відходи. У роботі з ними існують два різних підходи: перший полягає в переробці вичерпаного палива для виділення високорівневих відходів і їхній наступне остекловування (чи бітумірування) і поховання, а другий – це в пряме поховання високорівневих відходів.

При "спалюванні" ядерного палива в реакторних установках утворюються продукти розпаду, це, наприклад, такі як ізотопи барію, стронцію, цезію, йода, криптону і ксенону (Ba, Sr, Cs, I, Kr, і Xe). Багато з ізотопів, що утворюються, накопичуються в межах самого палива. Вони високо радіоактивні, і відповідно, недовговічні.

Ці "малі" атоми формуються з частини палива, що розпадається, а ізотопи плутонію Pu-239, Pu-240 і Pu-241 (це той самий Pu-241, що перетворюється в америцій-241, використовуваний у побутових детекторах задимлення приміщень), а також і деякі ізотопи інших трансуранових елементів, які формуються з атомів урану-238 в активній зоні ядерного реактора при поглинанні ними нейтронів з наступним бета-розпадом. Усі ці ізотопи радіоактивні і крім плутонію, що розпадається, який "спалюється", залишаються у вичерпаному паливі, коли його видаляють з реактора. Більшість трансуранових ізотопів формує довгоживучу частину високорівневих відходів.

Радіоактивні відходи містять у собі різні матеріали, що вимагають окремих підходів по їхньому вмісту і збереження для запобігання впливу на людей і навколишнє середовище. Вони звичайно класифікуються як відходи низького рівня, проміжного рівня і високого рівня, відповідно до кількості і типу радіоактивності, що міститься в них.

Іншим фактором у роботі з відходами є час, протягом якого вони залишаються небезпечними. Цей час залежить від видів радіоактивних ізотопів, що містяться в них, і характеризується періодом напіврозпаду цих ізотопів. Період напіврозпаду – це час, протягом якого даний радіоактивний ізотоп утрачає половину своєї активності. Після чотирьох періодів напіврозпаду рівень активності знижується в 16 разів, а після восьми – у
256 разів.

Різні радіоактивні ізотопи мають періоди напіврозпаду від часток секунди до мільйонів років. Радіоактивність зменшується згодом унаслідок розпаду ізотопів і перетворення їх у стабільні, не радіоактивні елементи.

Швидкість розпаду ізотопів обернено пропорційна їхньому періоду напіврозпаду: чим менше період напіврозпаду, тим швидше дані ізотопи розпадаються. Отже, чим вище рівень радіоактивності в деякій кількості матеріалу, тим більша кількість короткоживучих ізотопів у ньому міститься.

Три основних принципи, що використовуються в роботі з радіоактивними відходами:
"Концентрувати й ізолювати"
"Розбавляти і розсіювати"
"Витримувати і розщеплювати".

Два перших принципи використовуються в роботі і з нерадіоактивними відходами. Відходи концентруються й ізолюються, чи розбавляються (у дуже малих кількостях) до прийнятних рівнів і потім розсіюються в навколишнім середовищі. Принцип "витримувати і розщеплювати" відноситься тільки до радіоактивних відходів і означає, що відходи зберігають протягом визначеного часу, протягом якого їхня радіоактивність зменшується завдяки природному розпаду ізотопів.

Основна увага приділяється високорівневим відходам, що містять продукти розподілу і трансуранові елементи, що утворяться в процесі роботи ядерного реактора.

Високорівневі відходи містяться безпосередньо у відпрацьованому ядерному паливі чи в продуктах його переробки. Так чи інакше, їхня кількість не занадто велика – щорічно приблизно 25-30 тонн вичерпаного палива (або три кубометри осклованих відходів) утвориться в результаті експлуатації типового легко-водяного ядерного реактора потужністю 1000 Мвт.
Така кількість може бути ефективно й ощадливо ізольовано. Рівень радіоактивності таких відходів швидко зменшується. Наприклад, відпрацьовані паливні елементи, витягнуті з легко-водяного реактора, настільки радіоактивні, що випускають кілька сотень кіловат теплової енергії, але рік по тому це випромінювання зменшується до п'яти кіловат, а після п'яти років
– всього один кіловат. Через 40 років рівень радіоактивності в них падає, приблизно, у тисячу разів.

Після спеціальної переробки відпрацьованого палива, приблизно 3% високорівневих відходів знаходяться в рідкому стані і містять "золу" від згорілого урану. Це високорадіоактивні довгоживучі продукти розпаду урану і деяких важких елементів. Вони виробляють значну кількість теплоти і вимагають спеціального охолодження. Такі відходи остекловивають спеціальними складами в невеликі капсули, закладають на проміжне збереження з наступним довгостроковим розміщенням глибоко під землею. Такі принципи звертання з радіоактивними відходами прийняті у Великобританії, Франції,
Німеччині і Японії.

З іншого боку, якщо відпрацьоване реакторне паливо не піддається обробці, то всі високо радіоактивні ізотопи залишаються в ньому. У цьому випадку з паливними елементами звертаються як з високорівневими відходами.
Такий прямий підхід до роботи з відпрацьованим ядерним паливом прийнятий у
США і Швеції.

Багато країн, включаючи Канаду, дотримуються різних концепцій, вибираючи між переробкою і прямим довгостроковим збереженням відпрацьованого ядерного палива.

Високорівневі відходи складають тільки 3 % від усіх радіоактивних відходів в усьому світі, але вони містять до 95 % усієї радіоактивності, що міститься в них.

[pic]

Мал. 4. Що відбувається в легко-водяному реакторі через три 3 роки?

Поряд з високорівневими відходами ядерної енергетики, робота з радіоактивними матеріалами приводить до виникнення відходів низького рівня
(засобу очищення устаткування, рукавички, спеціальний одяг, інструменти і т.д.). Такі відходи хоча і не представляють особливої небезпеки, але вимагають більш ретельного звертання ніж звичайне сміття. Відходи низького рівня надходять також з медичних установ, науково-дослідних лабораторій і промисловості. Вони можуть бути спалені. Але звичайно їх розміщають у спеціальних сховищах під землею. У будь-якому випадку, з них спочатку виділяють усі високо токсичні матеріали і включають у високорівневі відходи, що забезпечує безпеку й ефективність роботи з такими, відносно нешкідливими, матеріалами. Багато країн мають сховища для розміщення відходів низького рівня. Відходи низького рівня мають, приблизно, такий же рівень радіоактивності, як і низькосортна уранова руда, а їхня кількість, що утвориться щороку, майже в п'ятдесят разів більше, ніж кількість високорівневих відходів. В усьому світі вони складають 90 % від усіх радіоактивних відходів, але мають лише 1 % радіоактивності.

Відходи проміжного рівня головним чином виникають у ядерній промисловості. Вони більш радіоактивні і їх ізолюють від людей перед обробкою і розміщенням на збереження. Звичайно вони містять у собі різні смоли, хімічні опади, компоненти реакторного устаткування і забруднені матеріали від реакторів, що знімаються з експлуатації. Звичайно, такі відходи бітумують і розміщають у спеціальних сховищах. Короткоживучі відходи (головним чином, різні компоненти реакторного устаткування) зберігають у підземних сховищах, але довгоживучі відходи (від переробки ядерного пального) розміщають глибоко під землею. В усьому світі відходи проміжного рівня складають 7 % від усіх радіоактивних відходів і має 4 % радіоактивності.

Переробка відпрацьованого палива

Необхідність переробки вичерпаного ядерного палива викликається з однієї сторони можливістю відновлення невикористаного урану і плутонію у відпрацьованих тепловиділяючих елементах, а з іншого боку – можливістю зменшення кількості високорівневі радіоактивних відходів.

Переробка запобігає зайвій витраті коштовних ресурсів, тому що у своїй більшості відпрацьоване паливо містить до 1% ізотопу, що ділиться, урану-
235 і трохи меншу кількість плутонію. Переробка дозволяє повторювати ядерний цикл у тепловиділяючих елементах, зберігаючи, приблизно, до 30 % природного урану. Таке змішане оксидне паливо – важливий ресурс. Виділені при цьому високорівневі відходи, перетворюють в невеликі, стійкі, незруйновані тверді капсули, більш зручні для подальшого збереження, ніж об'ємні відпрацьовані тепловиділяючі елементи.

На сьогоднішній день більш 75000 тонн відпрацьованого ядерного палива від цивільних енергетичних реакторів уже піддано повторній обробці, а щорічний обсяг переробки складає, приблизно, 5000 тонн.

Відпрацьовані паливні зборки, вилучені з реактора, дуже радіоактивні і виділяють тепло. Тому їх поміщають у великі резервуари, наповнені водою
("басейни витримки"), що охолоджує їх, а трьох метровий шар води поглинає небезпечне випромінювання. У такому стані вони залишаються (безпосередньо в реакторному відділенні чи на переробному заводі) протягом декількох років, поки рівень радіоактивності значно зменшиться. Для більшості видів ядерного палива, його переробка починається, приблизно, через п'ять років після вивантаження з реактора.

Звичайний легко-водяний реактор потужністю 1000 МВт виробляє щорічно, приблизно, до 25 тонн вичерпаного палива. Після попереднього охолодження воно може транспортуватися в спеціальних захисних контейнерах, що вміщають лише п'ять-шість тонн відпрацьованого палива, але самі важать до 100 тонн.
Транспортування відпрацьованого палива й інших високорівневих відходів досить жорстко регламентуються.

Переробка відпрацьованого оксидного палива починається з розчинення тепловиділяючих елементів в азотній кислоті. Після цього роблять хімічний поділ урану і плутонію. Уран і плутоній можуть бути повернуті до початку паливного циклу – уран на конверсійний завод для дозбагачення, а плутоній безпосередньо на підприємства по виготовленню палива. Рідина, що залишається, після видалення урану і плутонію являє собою високорівневі відходи, що містять, приблизно, 3 % вичерпаного палива. Радіоактивність цих відходів висока, і вони продовжують виробляти багато теплоти.

Активна переробка ядерного палива вироблялася починаючи з 1940-их років, головним чином для регенерування плутонію у військових цілях. У
Великобританії, металеві тепловиділяючі елементи від реакторів першого покоління з газовим охолодженням були повторно оброблені в Селфилде приблизно 40 років тому. За цей час завод, що переробляє 1500 тонн у рік, був значно удосконалений для підтримки належного рівня безпеки. З 1969 по
1973 рік на заводі також повторно оброблялося оксидне паливо на спеціально виділеній і модифікованій для цієї мети ділянці. Новий завод по переробці оксидного палива потужністю 1200 тонн у рік був побудований у 1994 році.

В Франції один завод потужністю 400 тонн у рік по переробці металевого палива від реакторів з газовим охолодженням працює в Марселі. У Ла Гаазі з
1976 року відбувається переробка оксидного палива, і в даний час тут експлуатується два заводи потужністю по 800 тонн у рік. Індія має завод по переробці оксидного палива з продуктивністю 100 тонн у рік Японія будує великий завод у Рокакошо, хоча велика частина вичерпаного палива, повторно обробляється в Європі (це складає всього 100 тонн у рік). Росія має завод по переробці оксидного палива в Челябінську потужністю 400 тонн у рік.

Після переробки відновлений уран дозбагачується і відправляється на підприємство по виготовленню свіжого реакторного палива. Плутоній же повинен пройти технологічний цикл по виготовленню змішаного оксидного палива на спеціальному заводі, що часто інтегрується з переробним підприємством. В Франції, наприклад, для того щоб уникнути створення не використовуваних запасів плутонію, вихід продукції переробного підприємства строго погоджений із завантаженням потужностей заводу по виготовленню оксидного палива. Якщо плутоній зберігається протягом декількох років, то в ньому збільшується рівень вмісту, ізотопу Америцію-241, який створює труднощі при виробництві оксидного палива через підвищення рівня гама випромінювання.

Таблиця 5

Обсяг виробництва змішаного оксидного палива (т/рік)

|Рік: |1998|2005|
|Бельгія і Франція |175 |195 |
|Японія |10 |100 |
|Росія |- |60 |
|Великобританія |8 |120 |
|Усього для легко-водяних |193 |475 |
|реакторів | | |

Нові заводи, передбачені для введення в лад до 2005 року, знаходяться в стадії будівництва. За прогнозами МАГАТЕ їхня потужність до 2005 року складе від 430 до 610 тонн у рік.

Високорівневі відходи після переробки

Незважаючи на малі кількості, високорівневі відходи, що виникають після переробки відпрацьованого ядерного палива, вимагають великої обережності в звертанні, розміщенні і збереженні, тому що вони містять продукти розподілу і деяких трансуранових елементів, що активно випускають альфа, бета і гамма-випромінювання, а також виділяють багато теплоти.
Теплота виділяється, головним чином, від продуктів розпаду. Такі матеріали звичайно називають "ядерними відходами".

На кожного з нас щорічно приходиться, приблизно, по 20 мл високорівневих відходів від переробки. Після остекловування чи бітумування їх кількість займає об’єм не більше одного кубічного сантиметра.

Рідкі відходи, створені на переробних заводах, тимчасово зберігаються в охолоджуваних, багатостінних резервуарах з нержавіючої сталі, усередині залізобетонних захисних корпусів. Їх необхідно потім перетворити в компактні, хімічно інертні тверді частки перед остаточним похованням.

Досягається це за допомогою процедури, що називається остекловування.
Використання, так називаного, Австралійського "синтетичного каменю"
(синрок) є найкращим способом для ізоляції відходів, але це, однак, поки не одержало широкого застосування в ядерній енергетиці.

Технології на заводах по остекловуванню засновані на "кальцинуванні" відходів (випарюванні до одержання сухого порошку) з наступним перемішуванням у боросилікаті. Розплавлена скляна маса, змішана із сухими відходами, поміщається у великі резервуари, виготовлені з нержавіючої сталі і вміщають до 400 кг продукту. Кришка резервуара надійно приварюється.
Щорічні відходи від експлуатації одного реактора потужністю 1000 Мвт містяться в 5 тоннах такої скляної маси (це приблизно дванадцять резервуарів висотою 1,3 метри кожний і діаметром 0,4 метри). У
Великобританії, наприклад, вони зберігаються в бункерах глибоко під землею у вертикальному положенні.

Описані процеси були розроблені і перевірені на досвідчених заводах у
1960-их роках. До 1966 року кілька тонн високорівневих відходів від повторно обробленого палива були остекловані у Великобританії в Хоруіллі, однак дослідження були тоді припинені як непріоритетні через недостатню кількість високорівневих відходів. Високотемпературні випробування остеклованої маси показали, що вона залишається нерозчинною навіть у випадку фізичного руйнування скла. Подібні результати були отримані і на
Французьких підприємствах по остекловуванню відходів між 1969 і 1972 роками.

Остекловування високорівневих радіоактивних відходів вперше одержало індустріальні масштаби у Франції з 1978 року. Сьогодні такі роботи проводяться на п'ятьох підприємствах у Бельгії, Франції і Великобританії з продуктивністю до 1000 тонн остеклованих відходів у рік.

Остекловані відходи зберігають протягом деякого часу перед остаточним довгостроковим розміщенням, дозволяючи зменшитися радіоактивності і виділюваній теплоті. Узагалі говорячи, чим довше такий матеріал буде витриманий перед похованням, тим менше проблем з ним буде потім. У залежності від використовуваних методів розміщення, інтервал між вивантаженням палива з реактора й остаточним похованням остеклованих відходів може складати 50 років.

Обробка таких матеріалів вимагає обов'язкового використання спеціальних заходів, що гарантують безпеку персоналу. Як і у всіх виробництвах, де присутнє гамма-випромінювання, найпростіший і дешевий спосіб запобігання – це дистанція (збільшення відстані до джерела випромінювання в десять раз зменшує експозиційну дозу до одного відсотка).

[pic]
Мал. 5. Ізоляція високоактивних відходів. Такі покриті емаллю боросилікатні капсули, виготовляються на заводі по остекловуванню відходів у

Великобританії починаючи з 1960-их років. У такій капсулі міститься матеріал, хімічно ідентичний високорівневим відходам, після переробки відпрацьованого ядерного палива.

Страницы: 1, 2, 3, 4, 5, 6, 7