Амебы

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

. 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

.2 Основні типи і фізико-хімічні особливості гірських порід для поховання радіоактивних відходів

.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:

.        Розглянути процес утворення радіоактивних відходів.

.        Ознайомиться з характеристикою та класифікацією радіоактивних відходів.

.        Описати технологічну схему процесу поховання радіоактивних відходів.

.        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:

) 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;

) 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;

) при експлуатації і знятті з експлуатації кораблів військово-морського і цивільного флотів з ядерними енергетичними установками і баз їх обслуговування;

) 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;

) 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:

) здобич уранової руди в руднику;

) переробка руди і отримання урану на гідрометалургійному заводі (як правило у вигляді природного з'єднання U₃О₈);

) конверсія U₃О₈ в газоподібну форму UF₆, необхідну в технології розділення ізотопів;

) збагачення урану на заводі по розділенню ізотопів;

) конверсія UF₆ в порошок UО₂ і виготовлення палива;

) транспортування палива між різними підприємствами початкової стадії.

Заключна стадія замкнутого ЯПЦ складається з наступних етапів:

) зберігання відпрацьованого палива (як правило, в спеціальних сховищах на території АЕС);

) транспортування відпрацьованого палива від АЕС до радіохімічного заводу (РХЗ);

) переробка опроміненого палива на РХЗ і обробка радіоактивних відходів;

) зберігання радіоактивних відходів;

) їх транспортування;

) 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 Т_1/2. Наприклад, для ⁹⁰Sr і ¹³⁷Cs Т_1/2 < 30 років, для ряду трансуранових нуклідів Т_1/2 > 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 Т_1/2), 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

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

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

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 (T_1/2 = 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;

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 <#"56404.files/image002.gif">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 єм <#"56404.files/image003.jpg">

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