Тема 8 (частина 2). Проблеми і перспективи переробки радіоактивних відходів промисловості. Поводження з радіоактивними відходами і проблеми щодо закриття (ліквідації) АЕС.

Питання теми та основні терміни

Ø Поводження з радіоактивними відходами.

Ø Закриття (ліквідація) об’єктів атомноенергетичного комплексу.

Основні терміни теми: енергоблок, радіоактивні відходи, ліквідація, переробка, радіаційно-небезпечний, атомноенергетичний комплекс, поводження, демонтаж.

Інформаційні матеріали теми

Проблеми і перспективи переробки радіоактивних відходів промисловості.

Частина 2. Поводження з радіоактивними відходами і проблеми щодо

закриття (ліквідації) АЕС

Проблемна ситуація. Працюючі енергоблоки дають прибуток державі, а енергоблоки, які відпрацювали свій термін повинні бути в екологічному плані безпечні. Існуюча програма закриття або ліквідації АЕС повинна чітко дотримуватись відпрацьованих технологій, а також бути під постійним еколого-радіаційним контролем Міністерства екології та природних ресурсів України.

Знаючи технологію поводження з радіоактивними відходами екологічні служби спроможні виявити недоліки в цій роботі, устранити, забезпечити надійний захист населення країни.

1. н.п. Поводження з радіоактивними відходами

На різних стадіях атомноенергетичного циклу утворяться наступні види великотоннажних радіоактивних відходів:

• відходи видобутку і збагачення уранової руди;

• відходи виробництва палива для АЕС;

• відходи регенерації ядерного палива, що відробило;

• відходи, що утворяться при експлуатації АЕС;

•  устаткування і будівельні конструкції, що вилучаються при ремонті і ліквідації АЕС.

Поняття "поводження з радіоактивними відходами" включає витяг рідких і твердих радіоактивних відходів з технологічного процесу, їхню обробку, тимчасове збереження на території підприємства, остаточне видалення і безпечне поховання.

Обробка і видалення радіоактивних відходів, що утворяться на різних стадіях ядерноенергетичного паливного циклу, є в даний час однієї з головних проблем ядерної енергетики. З проблеми технологічний і економічної вона в останній час перетворилася в більшій ступені в міжнародну соціальну проблему, оскільки будь-яке невірне (або безвідповідальне) її рішення, прийняте в якій-небудь одній країні, може привести згодом до небезпечних і необоротних порушень у стані біосфери всієї Землі.

Тому в кожній країні в залежності від масштабів розвитку ядерної енергетики, економічного становища, а також природних і географічних умов розробляються свої технологічні і технічні концепції і приймаються відповідальні рішення. Багато країн, особливо в Європі, ведуть дослідження деяких аспектів цієї проблеми по об'єднаних програмах, що відповідають як національним, так і інтернаціональним інтересам.

У майбутньому багато проблем ядерноенергетичного паливного циклу і в першу чергу переробка опроміненого палива й остаточне видалення високоактивних відходів - будуть вирішуватися централізованим порядком у міжнародному масштабі.

Головним критерієм прийнятності того або іншого рішення є забезпечення надійної ізоляції радіоактивних відходів на весь період часу, протягом якого вони будуть становити небезпеку для біосфери.

Особливо це відноситься до високоактивних відходів, до складу яких входять трансуранові елементи (Np, Am, Cm), що утворяться в опроміненому паливі в процесі роботи реактора, практично всі продукти ділення, а також деяка кількість недовитягнутих у процесі переробки опроміненого палива U і Рu, зміст яких в опроміненому паливі складає - 0,5 %.

Крім того, велика кількість відходів (головним чином рідких) низької активності, що перед видаленням також повинні бути піддані відповідній обробці, утвориться в процесі робіт АЕС та інших ядерних установок. Велика кількість радіоактивних відходів утвориться при демонтажі АЕС та інших підприємств ядерного паливного циклу по закінченні встановленого терміну їхньої експлуатації.

Проблема обробки й ізоляції радіоактивних відходів усіх категорій активності стала в даний час практично одним з факторів, що визначають темпи і напрямок подальшого розвитку ядерної енергетики. У ряді країн уряд не дає дозволу на будівництво нових АЕС доти, поки не буде вирішене питання про переробку опроміненого палива і видаленні радіоактивних відходів.

Якщо на ранній стадії розвитку ядерної енергетики представлялося можливі і безпечним зберігати високоактивні відходи невизначено довгий час у вигляді рідких концентрованих розчинів у спеціальних ємностях, то в даний час у всіх країнах прийняте рішення про їх переведення в твердий стан (затвердіння). У ряді країн (Франція, США, Великобританія, ФРН) маються досить добре розроблені технологічні схеми затвердіння шляхом оскловання на основі боросилікатного скла, бітумірування, цементування й ін.

Якщо проблема затвердіння високоактивних відходів у даний час у достатньому ступені вирішена, то проблема їхнього остаточного видалення є дотепер предметом широких дискусій. З усіх наявних її альтернативних рішень єдиним методом, що у найближчому майбутньому може бути здійснений у промисловому масштабі з необхідним ступенем надійності, є видалення твердих високоактивних відходів у континентальні геологічні формації.

У США і країнах Західної Європи ведуться інтенсивні дослідження різних типів геологічних формацій, що вважаються потенційно придатними для видалення високоактивних відходів і забезпечать повну ізоляцію протягом усього часу, поки їхня активність не знизиться до безпечного рівня, обчислювального для високоактивних відходів сотнями тисяч і навіть мільйонів років. Розробляються критерії для оцінки надійності геологічних формацій, що передбачається використовувати для остаточного видалення високоактивних відходів, і оцінка ризику для навколишнього середовища.

У ФРН, починаючи з 1965р., що була промислова шахта Ассэ-11, що протягом майже 60 років експлуатувалася для видобутку поташу і кам'яної солі, використовується як національне сховище твердих радіоактивних відходів середнього і низького рівня активності. Одним з нових і досить перспективних напрямків, що також розробляється у ФРН, є створення спеціальних Центрів. Ідея ця полягає в тім, що всі підприємства кінцевої стадії паливного циклу: заводи по переробці опроміненого палива, заводи з виробництва змішаного U, Pu окісного палива, установки по обробці радіоактивних відходів і сховища відходів усіх рівнів активності, включаючи високоактивні, будуть розміщатися у виді єдиного комплексу на одній території.

Основним об'єктом геологічних досліджень по видаленню радіоактивних відходів, що проводилися в США протягом 20 років, були соляні формації. Результати досліджень дають підставу думати, що ці формації можуть бути використані для складування в них радіоактивних, у тому числі високоактивних, відходів.

Для демонстрації цієї концепції в штаті Нью-Мехіко (біля м. Карлсбад) наприкінці 70-х - на початку 80-х років почалося будівництво великомасштабного дослідного сховища (WIPP), призначеного в першу чергу для видалення так званих активних відходів, до яких відносять низькоактивні відходи, що містять альфа-випромінювачі, в основному Рu. Поряд із соляними формаціями в США ведуться дослідження інших потенційно придатних для цілей видалення радіоактивних відходів формацій, таких як граніти, вулканічні породи, глинисті сланці й ін. Роботи з дослідження цих формацій проводяться одночасно в 30 штатах США. Останнім часом у США початків обговорюватися питання про будівництво наземних сховищ (RSSF), що передбачається використовувати для довгострокового (порядку 100 років) збереження затверділих високоактивних відходів на випадок, якщо практична реалізація концепції видалення високоактивних відходів у геологічні формації зустрінеться з якими-небудь серйозними технічними або політичними труднощами.

У ряді країн: Бельгія, Великобританія, Нідерланди, ФРН, Індія, Італія, Канада, Франція, Швеція, Швейцарія і Японія - питання видалення високоактивних відходів у геологічні формації знаходяться на різних рівнях дослідження. У деяких країнах розглядається варіант остаточного видалення високоактивних відходів у геологічні формації дна океанів.

Ведуться дослідження з нейтралізації високоактивних відходів шляхом трансмутації при опроміненні нейтронами високоактивних і довгоживучих продуктів розподілу. Вони перетворюються в неактивні або слабоактивні і надалі не представляють серйозної небезпеки для навколишнього середовища. Для цієї мети на АЕС передбачається будувати реактори-супутники (реактори - "сміттєвими”), у яких буде створюватися висока щільність потоку нейтронів, як правило, у підкритичному стані реактора і відбуватися трансмутація радіоактивних нуклідів.

Обробка радіоактивних відходів інших рівнів активності складається в їхньому концентрації (для рідких відходів) і зменшенні обсягу (для твердих відходів) з наступним включенням отриманих концентрованих форм у матриці з цементу (бетону), бітуму (асфальту), а також різних пластичних матеріалів і смол. Складування їх здійснюється шляхом:

• збереження на (або біля) поверхні землі в бетонованих траншеях (колодязях) (Великобританія, Канада. США, Франція);

• поховання в глибокі порожнини (природного або штучного походження) (ФРН);

• скидання в море (ряд країн Західної Європи і Японія).

Особливим видом високоактивних твердих радіоактивних відходів є відпрацьоване паливо АЕС, що містить дуже велику кількість радіоактивних речовин, що, навіть після витягу з активної зони реактора, продовжують розпадатися з виділенням значних кількостей тепла. Крім цього, період напіврозпаду деяких продуктів розподілу, таких як ізотопи плутонію, америцію й ін. складають сотні і тисячі років. Тому поводження з такими відходами вимагає дотримання спеціальних запобіжних заходів. Питання остаточного поховання таких видів відходів дотепер однозначно не вирішений. Найбільше поширення одержала схема, що передбачає витримку що відробили твердих високоактивних речовин (ТВР) у спеціальних сховищах відходів ядерного палива (СВЯП), на площадці АЕС.

Проміжне (тимчасове) збереження відпрацьованого ядерного палива може бути передбачене в сховищах двох типів. Так називані "мокрі" СВЯП передбачають збереження ТВР в охолоджуваних водою басейнах, сховища "сухого" типу прохолоджуються повітрям.

Наприклад, СВЯП на Чорнобильської АЕС складається з 5 басейнів витримки: 4 робітників і 1 резервний. Збереження відпрацьованих касет передбачено поштучно в спеціальних трубчастих пеналах, залитих водою. Транспортування відпрацьованих ТВР у СВЯП з головних корпусів (блоків) здійснюється по залізниці промплощадки в спеціальному вагоні-контейнері. Завантаження в контейнер і вивантаження відпрацьованих ТВС здійснюється без зняття його з вагона, для чого контейнер повертається у вертикальне положення. Чохол із ТВС із вагона контейнера відправляється на вузол перевантаження, відкіля ТВС переміщаються в басейн витримки ХОЯТ. Проектом ХОЯТ передбачаються оборотні системи охолодження басейнів і очищення оборотної води. Переробка відпрацьованого ядерного палива здійснюється на спеціальних радіохімічних заводах з метою вилучення корисних елементів (наприклад, таких як плутоній-239), що можуть служити паливом для реакторів АЕС.

2. н.п. Закриття (ліквідація) об’єктів атомноенергетичного комплексу

При розробці стратегії ліквідації енергоблоку АЕС виникає можливість розвитку даної АЕС у частині продовження встановленого проектного ресурсу експлуатації енергоблоків, що залишаються, заміщення виведених з експлуатації енергоблоків новими, споруджуваними на даній площадці, обмеження потужності АЕС з обліком енергоблоку, що знімається з експлуатації, або повної ліквідації АЕС.

Закриття і припинення діяльності енергоблоку АЕС являє собою досить тривалий процес, що складається з чотирьох етапів:

• припинення експлуатації енергоблоку АЕС;

• консервація енергоблоку, знятого з експлуатації;

• витримка законсервованого енергоблоку;

• демонтаж енергоблоку.

Припинення експлуатації енергоблоку АЕС є завершальним етапом життєвого циклу енергоблоку. Стратегія зняття з експлуатації енергоблоків АЕС розробляється експлуатуючою організацією з урахуванням захисту персоналу, населення і навколишнього середовища від радіоактивного впливу.

Стан енергоблоку в початковий момент його зняття з експлуатації являє собою наступне:

• ядерне паливо, що відробило, вилучено з басейну витримки;

• з усіх технологічних систем енергоблоку, подальше використання яких у процесі зняття з експлуатації не передбачається, вилучена робоче середовище, при необхідності проведена дезактивація і заходи щодо захисту устаткування від корозії;

•  системи й елементи, функціонування яких необхідно для забезпечення безпеки при знятті з експлуатації і підтримки системи захисних бар'єрів у необхідному стані, включаючи і поводження з відходами, знаходяться в справному стані.

Кінцевий стан енергоблоку  після завершення процесу його зняття з експлуатації характеризується в такий спосіб:

• усі будинки і споруди, системи й елементи енергоблоку, наступне використання яких не передбачається, зносяться і демонтуються;

• радіоактивні відходи, утворені в процесі демонтажу, передані на переробку і захоронення;

•  нерадіоактивні відходи, що утворяться в процесі демонтажу, вилучені з території енергоблоку;

• будинки і спорудження енергоблоку, наступне використання яких передбачається, приєднуються до споруджуваним або експлуатованим енергоблоком, що знаходиться на площадці АЕС;

• реалізовано адміністративні й організаційні заходи, що відповідають стану нововведеної установки.

Метою етапу консервації є приведення енергоблоку в стан, що відповідає безпечному збереженню протягом визначеного періоду часу знаходяться в його межах джерел іонізуючого випромінювання.

На цьому етапі радіоактивні речовини і джерела іонізуючого випромінювання локалізуються в межах посилених захисних бар'єрів, а також у розташованих на території енергоблоку і станції сховищах, призначених для довгострокового збереження радіоактивних відходів. Системи й елементи енергоблоку, функціонування яких необхідно для здійснення безпечного збереження знаходяться в його межах джерел іонізуючого випромінювання, знаходяться в працездатному стані. "Чисті" системи й елементи енергоблоку, використання яких на етапі витримки не передбачається, демонтуються.

Тривалість етапу консервації складає 3-5 років.

Потім настає етап витримки. Метою етапу витримки є значне зменшення кількості радіоактивних речовин, що знаходяться на законсервованому енергоблоці. Тривалість етапу витримки складає 30 років.

Кінцевий стан, що досягає енергоблок після завершення етапу витримки, характеризується тим, що активність речовин, що знаходяться в його межах, істотно зменшується за рахунок природного розпаду радіонуклідів. Усі низько - і середньоактивні відходи, що знаходяться в межах енергоблоку, передані на збереження.

Метою етапу демонтажу є видалення з енергоблок джерел іонізуючого випромінювання, а також ліквідація будинків, споруд, систем і елементів, подальше використання яких не передбачається.

На етапі демонтажу виконуються наступні заходи і роботи:

• проведення радіаційного обстеження підлягаючому демонтажеві компонентів енергоблоку, а також зони спостереження і санітарно-захисної зони;

• витяг і видалення всіх систем і елементів енергоблоку, що є джерелами іонізуючих випромінювань;

•  знос будинків і споруд, наступне використання яких не передбачається;

• збір, кондиціонування і передача на збереження радіоактивних відходів, що утворилися при виконанні робіт на даному етапі зняття з експлуатації;

•  необмежене або обмежене повторне використання матеріалів і компонентів енергоблоку, що допускається діючими нормами;

• здійснення процедур, спрямованих на передачу не демонтованої частини енергоблоку до складу інших енергоблоків, що знаходяться на площадці АЕС;

• реалізація адміністративних і організаційних заходів, що відповідають станові установки, що змінився.

Тривалість етапу демонтажу може складати 5-10 років у залежності від тривалості етапу витримки, а також від наявності достатніх матеріальних і фінансових ресурсів.

Перелік і обсяг робіт і склад заходів щодо ліквідації енергоблоку АЕС визначається програмою, розроблювальною експлуатуючою організацією. Зміст програми, як правило, уточнюється після реалізації кожного етапу.

Рідкі радіоактивні відходи, що утворяться на етапах остаточного закриття, консервації і витримки , аналогічні відходам, що утворяться при промисловій експлуатації. Кількість кубового залишку випарних установок може бути оцінене як 18-20 м3 у рік виходячи з наступних розумінь:

• надходження трапних вод з реакторного відділення практично припиняється;

• середня продуктивність систем спецкорпуса знижується орієнтовно на 50 %, з обліком того, що виникне необхідність переробки відходів, що утворяться на етапі припинення експлуатації;

• надходження трапних вод із санітарно-побутового корпуса знизиться на 50 %

Середня кількість відпрацьованих іонообмінних смол і шламів, що утворилися протягом року на перших трьох етапах ліквідації, може бути також оцінене як 50 % від кількості, що створились при промисловій експлуатації.

На етапі демонтажу до джерел утворення рідких радіоактивних відходів можна додатково віднести дезактивацію устаткування, трубопроводів, окремих приміщень. Середньорічна кількість рідких радіоактивних відходів, що утворяться на цьому етапі, може бути порівнянне з аналогічною величиною при промисловій експлуатації енергоблоку.

Тверді радіоактивні відходи, що утворяться при знятті з експлуатації енергоблоку АЕС, являють собою:

• деталі реактора, устаткування і трубопроводи першого контуру і зв'язаних з ним технологічних систем;

• металеві відходи від демонтажу забруднених допоміжних систем;

• будівельні конструкції і їхні уламки;

• лицювальні матеріали;

• вторинні металеві відходи (інструменти і технічні пристосування, використовувані при демонтажі);

•  неметалічні відходи (фільтри, теплоізоляція, інші відходи);

•  бетон біологічного захисту реактора;

• будівельне і господарське сміття, спецодяг, обтиральний матеріал.

Кількість радіоактивно забрудненого устаткування на момент закінчення етапу остаточного закриття реактора складе близько 10000 т, загальна кількість радіоактивного бетону біологічного захисту реактора складає 12000 т. Однак кількість бетону, що після демонтажу буде радіоактивним значно більше і може бути визначене в процесі розробки програми ліквідації енергоблоку.

Радіаційний вплив на навколишнє природне середовище і населення при знятті з експлуатації підприємства атомноенергетичного комплексу значно нижче, ніж при промисловій експлуатації. При демонтажі систем, елементів і устаткування енергоблоків потенціал ризику радіаційного впливу може бути зіставимо з аналогічною величиною для промислової експлуатації.

Проблеми при закритті і ліквідації інших об'єктів атомно-енергетичного комплексу: підприємств по видобутку і збагаченню уранових руд, підприємство з виробництва палива для АЕС, тимчасових сховищ радіоактивних відходів і транспортних засобів вирішуються так само, як і для АЕС. У деяких країнах після ліквідації об'єкта потрібне приведення ландшафту місцевості в первозданний стан.

Узагальнення.  Питання поводження з радіоактивними відходами та закриття (ліквідація) об’єктів атомноенергетичного комплексу є і багато десятиліть будуть актуальними у всьому світі.

Одна країна уже не спроможна ефективно вирішити це питання самостійно. Радіаційна безпека була і залишається однією з головних завдань світового масштабу. Чорнобильська катастрофа, яка забрала життя у тисяч людей, показала на скільки важливі питання, що розглядалися, для світового співтовариства

Література для самоосвіти: 5, 7, 8, 10, 12, 14.

Питання для самоконтролю:

1. Які існують види великотоннажних радіоактивних відходів?

2. В чому полягає поняття "поводження з радіоактивними відходами"?

3. Що є однією з головних проблем ядерної енергетики?

4. Що є головним критерієм прийнятності того або іншого рішення щодо забезпечення надійної ізоляції радіоактивних відходів?

5. Які є етапи закриття і припинення діяльності енергоблоку АЕС?

6. Де і які тверді радіоактивні відходи утворяться при знятті з експлуатації енергоблоку АЕС?

7. Де і які рідкі радіоактивні відходи утворяться при знятті з експлуатації енергоблоку АЕС?

1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21  Наверх ↑