Проблемы безопасности ядерной энергетики, захоронение отходов

Связывание отходов высокого уровня активности (HLW) требует формирования нерастворимых, твердых форм, которые останутся устойчивыми в течение многих тысяч лет. В основном в качестве среды для размещения HLW выбирается боросиликатное стекло. Стабильная сохранность стекла с античных времен на протяжении тысячелетий подтверждает мысль о пригодности боросиликатного стекла в качестве материала для такой матрицы.

Этот технологический процесс, называемый остекловыванием, также был применен для отходов низкого уровня активности, там, где тому соответствовали тип отходов или уровень экономики.

Наиболее высокоактивные отходы образуются в жидкой форме после переработки отработанного топлива. Чтобы внедрить эти отходы в стеклянную матрицу, их первоначально прокаливают (высушивают), переводя в твердую форму. В таком виде их затем добавляют в расплавленное стекло, находящееся в нержавеющем контейнере, и охлаждают, создавая твердую матрицу. Контейнеры затем закрываются сваркой и готовятся для хранения и окончательного удаления.

Остекловывание на месте (in-situ) было опробовано в качестве меры «фиксации» радиоактивности в загрязненной почве, а также для создания барьера, предотвращающего дальнейшее распространение загрязнения. Подобный процесс в настоящее время используется во Франции, Японии, ряде стран бывшего Советского Союза, Великобритании и США и считается предпочтительным процессом для обращения с отходами высокого уровня активности (HLW), возникающими при переработке отработанного топлива.

 

5.3 Способы хранения  ядерных отходов

Сегодня практика безопасного обращения осуществляется или планируется для всех категорий радиоактивных отходов.

1) Отходы очень низкого  уровня активности (LLW) и большая  часть отходов среднего уровня  активности (ILW), которые составляют  большую часть производимых отходов (97%), содержащих радионуклиды с  коротким периодом полураспада  безопасно удаляются в приповерхностные хранилища во многих странах, для того чтобы не причинять вреда или риска в долгосрочной перспективе.

Приповерхностные захоронения на уровне земли. Эти захоронения находятся на или ниже поверхности, где толщина защитного покрытия составляет примерно несколько метров. Контейнеры с отходами размещаются в построенных камерах для хранения, и когда камеры заполняются, они забутовываются (засыпаются). В конечном счете, они будут закрыты и покрыты непроницаемой перегородкой и верхним слоем почвы.

Приповерхностные захоронения в пещерах ниже уровня земли. Захоронение располагается на глубине нескольких десятков метров ниже поверхности земли и доступно через слабонаклонную горную выработку.

На эти захоронения могут воздействовать долгосрочные изменения климата (например оледенение), и этот эффект должен приниматься во внимание при рассмотрении аспектов безопасности, так как такие изменения способны вызывать разрушение этих захоронений.

2) Существуют технологии  для окончательного захоронения  наиболее высокоактивных отходов (HLW), и они успешно развиваются  в ряде стран. Отходы высокого  уровня активности (HLW) в настоящее  время безопасно помещаются в  контейнеры и размещаются во временных хранилищах, которые в настоящее время позволяет обеспечивать надлежащую безопасность окружающей среды.

Временные хранилища. Специально разработанные временные поверхностные или приповерхностные хранилища отходов используются, чтобы обеспечить безопасное хранение радиоактивных отходов до того момента, когда станет возможным долговременное обращение с отходами и их хранение.

3) В долгосрочной перспективе, однако, требуются соответствующие  меры по удалению HLW, обусловленные  их длительной радиоактивностью. Технологические решения по удалению, являются безопасными, экологически приемлемыми и допустимыми с точки зрения общественности. Одним из таких рассматриваемых является глубокое геологическое захоронение.

Глубокое геологическое захоронение. Продолжительный масштаб времени, в течение которого некоторые из отходов остаются радиоактивными, привел к идее глубокого геологического захоронения в подземных хранилищах в устойчивых геологических формациях. Изоляция обеспечивается комбинацией инженерных и естественных барьеров (горная порода, соль, глина), при этом никаких обязательств по активному обслуживанию такого захоронения не передается будущим поколениям. Этот метод часто называют многобарьерной концепцией с учетом того, что упаковка отходов, инженерное оборудование хранилища и сама геологическая среда – все это обеспечивает барьеры по предотвращению достижения радионуклидами людей и окружающей среды. Хранилище включает в себя пройденные в горных породах туннели или пещеры, в которых размещаются упакованные отходы.

Важнейшей гарантией безопасности при транспортировке ядерных материалов является способ их упаковки. Контейнеры, в которых хранятся отходы во время транспортировки, разработаны так, чтобы гарантировать экранирование от радиации и сдерживание отходов даже в условиях самых экстремальных аварий.

 

 

 

 

 

6.Заключение

Стремительное развитие техники и технологии остановить нельзя и внедрение атомной энергетики является неизбежным процессом в рамках настоящего исторического развития общества. Замена органического топлива ядерным решит еще одну глобальную экологическую проблему, связанную с нарастающим загрязнением окружающей среды, уменьшением доли кислорода в воздухе и парниковым эффектом, возникшей при использовании в качестве топлива нефти, мазута, угля.

Сегодня для ядерно-энергетического комплекса России характерным является наличие проблем в области экологии, таких, как накопление радиоактивных материалов, постоянно растущий объем отработанного ядерного топлива атомных электростанций и радиоактивных отходов, утилизация реакторов атомных подводных лодок и пр.

Все это заставляет направить все силы и средства на поиск новых технологий радиационной защиты человека, кардинального решения проблемы захоронения отходов атомных станций, разработки технологий добычи и производства для использования топлива на АЭС, поиск крупных научно-технических программ исследований по безопасности, в рамках которых анализируются возможные отказы оборудования АЭС, их последствия, а также способы их предотвращения.

Захоронение радиоактивных отходов должно осуществляться на специальных полигонах. Такие полигоны должны находиться в большом удалении от населенных пунктов и крупных водоемов. Очень важным фактором защиты от распространения радиации является тара, в которой содержатся опасные отходы, так как ее разгерметизация или повышенная проницаемость может оказывать отрицательное воздействие опасных отходов на экосистемы.

Важным условием является и разработка экономической технологии обезвреживания радиоактивных отходов, проблемы уменьшения тепловых выбросов в окружающую среду, уточнение количественных оценок последствий (риска) воздействия радиации на живой организм.

 

7. Список использованной литературы

 

1. Бадев В.В., Егоров Ю.А., Казаков С.В. «Охрана окружающей среды при эксплуатации АЭС». – М.: - Энергоатомиздат, 2002.
2. Израэль Ю.А. «Проблемы всестороннего анализа окружающей среды и принципы комплексного мониторинга». - Ленинград, 1999.
3. Карпенков С.Х. Концепция современного естествознания: Учебник для вузов. – М.: Культура и спорт. ЮНИТИ, 2000.
4. Кормилицын В.И., Цицкишвили М.С., Яламов Ю.И. «Основы экологии», изд-во «Интерстиль», М.: 1999.
5. Коробкин В.И., Передельский Л.В. Экология. – Ростов н/Д: изд-во «Феникс», 2000.
6. Никитин Д., Новиков Ю. «Окружающая среда и человек». – М, 1986.
7. Беляева А.М. Радиоэкология

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Радиоактивные отходы и отработавшее ядерное топливо в атомной энергетике России.

Каково реальное положение с РАО атомных электростанций России? АЭС являются местами хранилищ радиоактивных отходов, возникающих помимо отработавшего топлива. На территории АЭС России хранится около 300 тыс. м3 РАО общей активностью порядка 50 тыс. кюри. Ни на одной атомной электростанции нет полного комплекта установок для кондиционирования РАО. Производится упаривание жидких РАО, а полученный концентрат хранится в металлических емкостях, в некоторых случаях предварительно отверждается методом битумирования. Твердые РАО помещаются в специальные хранилища без предварительной подготовки. Только на трех АЭС имеются установки прессования и на двух станциях — установки сжигания твердых РАО. Этих технических средств явно недостаточно с позиций современного подхода к обеспечению радиационной и экологической безопасности. Очень серьезные трудности возникли в связи с тем, что хранилища твердых и отвержденных отходов на многих российских АЭС переполнены. На большинстве АЭС нет полного комплекта технических средств, необходимых с позиций современного подхода к обеспечению радиационной и экологической безопасности. Атомная энергетика не может существовать иначе, как нарабатывая всё новые и новые количества искусственных радионуклидов, в том числе плутония, которых до начала 40-х годов прошлого века природа не знала и к которым не адаптирована.К настоящему времени в результате эксплуатации энергоблоков АЭС с реакторными установками ВВЭР и РБМК в хранилищах различного типа и принадлежности находится около 14 тыс. т отработавшего ядерного топлива, его суммарная радиоактивность 5 млрд Ки (34,5 Ки на каждого человека). Большая его часть (около 80%) хранится в приреакторных бассейнах выдержки и станционных хранилищах ОЯТ, остальное топливо - в централизованных хранилищах завода РТ-1 на ПО «Маяк» и на Горно-химическом комбинате (ГХК) под г. Красноярском (ОЯТ ВВЭР-1000). Ежегодный прирост ОЯТ составляет около 800 т (от реакторов ВВЭР-1000 ежегодно поступает 135 т ОЯТ).

Спецификой ОЯТ российских АЭС является его разнотипность как по физико-техническим параметрам, так и по массогабаритным характеристикам ТВС, что определяет различия в подходе к дальнейшему обращению с ОЯТ. Нерешенным элементом в этой схеме является создание производства смешанного уран-плутониевого топлива из регенерированного плутония, накопленного на заводе РТ-1 ПО «Маяк» в объеме -30 т.

Для реакторов типа ВВЭР-1000 и РБМК-1000 вынужденным решением (по ряду причин) является промежуточное перед началом переработки длительное хранение ОЯТ этих отходов не включается в стоимость конечного продукта – электроэнергии

 

 

 

Радиоактивные отходы и отработавшее ядерное топливо в атомной энергетике России.

Каково реальное положение с РАО атомных электростанций России? АЭС являются местами хранилищ радиоактивных отходов, возникающих помимо отработавшего топлива. На территории АЭС России хранится около 300 тыс. м3 РАО общей активностью порядка 50 тыс. кюри. Ни на одной атомной электростанции нет полного комплекта установок для кондиционирования РАО. Производится упаривание жидких РАО, а полученный концентрат хранится в металлических емкостях, в некоторых случаях предварительно отверждается методом битумирования. Твердые РАО помещаются в специальные хранилища без предварительной подготовки. Только на трех АЭС имеются установки прессования и на двух станциях — установки сжигания твердых РАО. Этих технических средств явно недостаточно с позиций современного подхода к обеспечению радиационной и экологической безопасности. Очень серьезные трудности возникли в связи с тем, что хранилища твердых и отвержденных отходов на многих российских АЭС переполнены. На большинстве АЭС нет полного комплекта технических средств, необходимых с позиций современного подхода к обеспечению радиационной и экологической безопасности. Атомная энергетика не может существовать иначе, как нарабатывая всё новые и новые количества искусственных радионуклидов, в том числе плутония, которых до начала 40-х годов прошлого века природа не знала и к которым не адаптирована.К настоящему времени в результате эксплуатации энергоблоков АЭС с реакторными установками ВВЭР и РБМК в хранилищах различного типа и принадлежности находится около 14 тыс. т отработавшего ядерного топлива, его суммарная радиоактивность 5 млрд Ки (34,5 Ки на каждого человека). Большая его часть (около 80%) хранится в приреакторных бассейнах выдержки и станционных хранилищах ОЯТ, остальное топливо - в централизованных хранилищах завода РТ-1 на ПО «Маяк» и на Горно-химическом комбинате (ГХК) под г. Красноярском (ОЯТ ВВЭР-1000). Ежегодный прирост ОЯТ составляет около 800 т (от реакторов ВВЭР-1000 ежегодно поступает 135 т ОЯТ).

Спецификой ОЯТ российских АЭС является его разнотипность как по физико-техническим параметрам, так и по массогабаритным характеристикам ТВС, что определяет различия в подходе к дальнейшему обращению с ОЯТ. Нерешенным элементом в этой схеме является создание производства смешанного уран-плутониевого топлива из регенерированного плутония, накопленного на заводе РТ-1 ПО «Маяк» в объеме -30 т.

Для реакторов типа ВВЭР-1000 и РБМК-1000 вынужденным решением (по ряду причин) является промежуточное перед началом переработки длительное хранение ОЯТ этих отходов не включается в стоимость конечного продукта – электроэнергии.