приховати рекламу

Проблеми поховання радіоактивних відходів у геологічних формаціях

[ виправити ] текст може містити помилки, будь ласка перевіряйте перш ніж використовувати.

скачати

Зміст

1. Введення .. 2
2.Радіоактівние відходи. Походження та класифікація. 4
2.1 Походження радіоактивних відходів. 4
2.2 Класифікація радіоактивних відходів. 5
3. Поховання радіоактивних відходів. 7
3.1. Захоронення РАВ в гірських породах. 8
3.1.1 Основні типи і фізико-хімічні особливості гірських порід для поховання ядерних відходів. 15
3.1.2 Вибір місця поховання радіоактивних відходів. 18
3.2 Глибоке геологічне захоронення РАВ. 19
3.3 приповерхневе поховання. 20
3.4Плавленіе гірської породи 21
3.5Прямое закачування 22
3.6Другіе способи захоронення РАВ 23
3.6.1Удаленіе в морі 23
3.6.2 Видалення під морське дно .. 23
3.6.3 Видалення в зони зрушень. 24
3.6.4 Поховання в льодовикові щити .. 25
3.6.5 Видалення в космічний простір .. 25
4. Радіоактивні відходи і відпрацьоване ядерне паливо в атомній енергетиці Росії. 25
5. Проблеми системи поводження з РАВ у Росії та можливі шляхи її вирішення .. 26
5.1 Структура системи поводження з РАВ в РФ .. 26
5.2 Пропозиції щодо зміни доктрини поводження з РАВ .. 28
6. Висновок .. 29
7. Список використаної літератури: 30


1. Введення

Друга половина ХХ століття ознаменувалася різким загостренням екологічних проблем. Масштаби техногенної активності людства в даний час вже можна порівняти з геологічними процесами. До колишніх типів забруднень навколишнього середовища, які отримали екстенсивний розвиток, додалася нова небезпека радіоактивного зараження. Радіаційна обстановка на Землі за останні 60-70 років зазнала суттєвих змін: до початку Другої світової війни в усіх країнах світу було близько 10-12 г отриманого в чистому вигляді природного радіоактивного речовини-радію. У наші дні один ядерний реактор середньої потужності виробляє 10 т штучних радіоактивних речовин, велика частина яких, правда, відноситься до короткоживущим ізотопам.Радіоактівние речовини й джерела іонірующего випромінювання використовуються практично у всіх галузях промисловості, в охороні здоров'я, при проведенні найрізноманітніших наукових досліджень.
За останні півстоліття на Землі утворилися десятки мільярдів кюрі радіоактивних відходів, і ці цифри збільшуються з кожним роком. Особливо гострою проблема утилізації і захоронення РАВ атомних електростанцій стає в даний час, коли настає час демонтажу більшості АЕС у світі (за даними МАГАТЕ, це більше 65 реакторів АЕС і 260 реакторів, що використовуються в наукових цілях). Безсумнівно, що найзначніший об'єм РАВ утворився на території нашої країни в результаті реалізації військових програм протягом більше 50 років. Під час створення та вдосконалення ядерної зброї одним з головних завдань була швидка напрацювання ядерних подільних 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.
http://zab.chita.ru/admin/pictures/424.jpgВопрос поводження з радіоактивними відходами передбачає оцінку різних категорій і методів їх зберігання, а також різні вимоги щодо захисту навколишнього середовища. Метою ліквідації є ізоляція відходів від біосфери на надзвичайно тривалі періоди часу, забезпечення того, що залишкові радіоактивні речовини, що досягають біосфери, будуть у незначних концентраціях у порівнянні, наприклад, з природним фоном радіоактивності, а також забезпечення впевненості в тому, що ризик при недбалому втручанні людини буде дуже малий. Поховання в геологічне середовище, широко пропонується для досягнення цих цілей.
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, які виділяють тепло)
· Пряме закачування (підходить тільки для рідких відходів),
· Видалення в море,
· Видалення під дно океану,
· Видалення в зони зрушень,
· Видалення в льодовикові щити,
· Видалення в космос
Деякі пропозиції ще тільки розробляються вченими різних країн світу, інші вже були заборонені міжнародними соглашеніямі.Большінство вчених, які досліджують дану проблему, визнають найбільш раціональної можливість захоронення радіоактивних відходів у геологічекую середу.
Проблема РАВ - складова частина «Порядку денного на XXI століття» », прийнятої на Всесвітній зустрічі на вищому рівні з проблем Землі в Ріо-де-Жанейро (1992) і« Програми дій щодо подальшого здійснення Порядку денного на ХХI століття "», прийнятої спеціальною сесією Генеральної Асамблеї Організації Об'єднаних Націй (червень 1997 р.). В останньому документі, зокрема, намічена система заходів щодо вдосконалення методів поводження з радіоактивними відходами, щодо розширення міжнародного співробітництва в цій галузі (обмін інформацією і досвідом, допомога та передача відповідних технологій тощо), щодо посилення відповідальності держав за забезпечення безпечного зберігання і видалення РАВ.
У свій роботі я спробую проаналізувати і дати оцінку утилізації радіоактивних відходів у геологічному середовищі, а також можливих Наслідки такого поховання.

2. Радіоактивні отходи.Проісхожденіе і класифікація.

2.1 Походження радіоактивних відходів.

До радіоактивних відходів відносяться не підлягають подальшому використанню матеріали, розчини, газоподібні середовища, вироби, апаратура, біологічні об'єкти, грунт тощо, в яких вміст радіонуклідів перевищує рівні, встановлені нормативними актами. У категорію «РАО» може бути включено також відпрацьоване ядерне паливо (ВЯП), якщо воно не підлягає подальшій переробці з метою вилучення з нього компонентів і після відповідної витримки направляється на поховання. РАВ поділяються на високоактивні відходи (ВАВ), середньоактивні (САО) і низькоактивні (НАО). Розподіл відходів за категоріями встановлюється нормативними актами.
Радіоактивні відходи є суміш стабільних хімічних елементів та 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 c 5% урану-235) виробляється 10% (0.5 т) речовини, що ділиться і проводиться приблизно 0.5 т осколкових елементів. У масштабах країни щорічно тільки на енергетичних реакторах АЕС виробляється 100 т осколкових елементів. [1]
Основними і найбільш небезпечними для біосфери елементами радіоактивних відходів є Rb, Sr, Y, Zr, Mo, ​​Ru, Rh, Pd, I, Cs, Ba, La .... Dy і трансуранові елементи: Np, Pu, Am і Cm. Розчини радіоактивних відходів високої питомої активності за складом є суміші азотнокислих солей з концентрацією азотної кислоти до 2,8 моль / літр, в них присутні добавки HF (до 0,06 моль / літр) і H 2 SO 4 (до 0.1 моль / літр ). Загальний вміст солей конструкційних елементів і радіонуклідів в розчинах становить приблизно 10 мас%. Трансуранові елементи утворюються в результаті реакції нейтронного захоплення. У ядерних реакторах паливо (збагачений природний уран) у вигляді таблеток UO 2 поміщається в трубки з цирконієвої сталі (тепловиділяючий елемент - ТВЕЛ). Ці трубки розташовуються в активній зоні реактора, між ними поміщаються блоки сповільнювача (графіту), регулюючі стрижні (кадмієві) та трубки охолодження, по яких циркулює теплоносій - частіше за все, вода. Одна завантаження ТВЕЛів працює приблизно 1-2 роки.
Радіоактивні відходи утворюються:
• при експлуатації і зняття з експлуатації підприємств ядерного паливного циклу (видобуток і переробка радіоактивних руд, виготовлення тепловидільних елементів, виробництво електроенергії на АЕС, переробка відпрацьованого ядерного палива);
• у процесі реалізації військових програм зі створення ядерної зброї, консервації та ліквідації оборонних об'єктів і реабілітації територій, забруднених в результаті діяльності підприємств з виробництва ядерних матеріалів;
• при експлуатації і зняття з експлуатації кораблів військово-морського і цивільного флотів з ядерними енергетичними установками і баз їх обслуговування;
• при використанні ізотопної продукції в народному господарстві і медичних установах;
• в результаті проведення ядерних вибухів в інтересах народного господарства, при видобутку корисних копалин, при виконанні космічних програм, а також при аваріях на атомних об'єктах. []
При використанні радіоактивних матеріалів у медичних і інших науково-дослідних установах утворюється значно меншу кількість РАВ, ніж в атомній галузі промисловості та військово-промисловому комплексі - це кілька десятків кубічних метрів відходів на рік. Однак застосування радіоактивних матеріалів розширюється, а разом з ним зростає обсяг відходів.

2.2 Класифікація радіоактивних відходів

РАВ класифікують за різними ознаками (рис. 1): за агрегатним станом, за складом (виду) випромінювання, за часом життя (періоду напіврозпаду Т 1 / 2), за питомою активністю (інтенсивності випромінювання). Однак, у використовуваної в Росії класифікації РАВ за питомою (об'ємної) активності є свої недоліки і позитивні сторони. До недоліків можна віднести те, що в ній не враховується період напіврозпаду, радіонуклідної та 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 та захоронення головним завданням є запобігання забруднення навколишнього середовища і переопромінення населення, і поділ РАВ у залежності від рівня питомої (об'ємної) активності саме і визначається ступенем їх впливу на навколишнє середовище і людину . На міру радіаційної небезпеки впливає вид та енергія випромінювання (альфа-, бета-, гамма - випромінювачі), а також наявність хімічно токсичних сполук у відходах. Тривалість ізоляції від навколишнього середовища середньоактивних відходів становить 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; середньоживучі від року до ста років і довгоживучі більше ста років.
Рис.1 Класифікація радіоактивних відходів.

Серед РАВ найбільш поширеними по агрегатному стану вважаються рідкі та тверді. Для класифікації рідких РАВ був використаний параметр питомої (об'ємної) активності таблиця 1. Рідкими РАВ вважаються рідини, в яких допустима концентрація радіонуклідів перевищує концентрацію встановлену для води відкритих водойм. Щорічно на АЕС утворюється велика кількість рідких радіоактивних відходів (РРВ). В основному більшість РРВ просто зливається у відкриті водойми, так як їх радіоактивність вважається безпечною для навколишнього середовища. Рідкі РАВ утворюються також на радіохімічних підприємствах та дослідницьких центрах.
Таблиця 1. Класифікація рідких радіоактивних відходів
Категорії РАВ
Питома активність, Кі / л (Бк / кг)
Низкоактивні
нижче 10 -5 (нижче 3,7 * 10 5)
Середньоактивні
10 -5 - 1 (3,7 * 10 5 - 3,7 * 10 10)
Високоактивні
вище 1 (вища 3,7 * 10 10)
З усіх видів РАВ рідкі найбільш поширені, так як в розчини перекладають як речовина конструкційних матеріалів (нержавіючих сталей, цирконієвих оболонок ТВЕЛів і т.п.), так і технологічні елементи (солі лужних металів та ін.) Велика частина рідких РАВ утворюється за рахунок атомної енергетики. Відпрацювали свій ресурс ТВЕЛи, об'єднані в єдині конструкції - тепловиділяючі збірки, 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 разів. Потім ТВЕЛи відправляють на радіохімічні заводи, де їх подрібнюють механічними ножицями і розчиняють в гарячій 6-нормальної азотної кислоти. Утворюється 10% розчин рідких високоактивних відходів. Таких відходів виробляється близько 1000 т на рік по всій Росії (20 цистерн по 50 т.).
Для твердих РАВ був використаний вид домінуючого випромінювання і потужності експозиційної дози безпосередньо на поверхні відходів таблиця 2.
Таблиця 2. Класифікація твердих радіоактивних відходів
Категорії РАВ
Потужність експозиційної дози, Р / год
Вид домінуючого випромінювання
альфа-випромінювачі, Кі / кг
бета-випромінювачі, Кі / кг
Потужність дози гамма-випромінювання (0,1 м від поверхні), Гр / год
Низкоактивні
нижче 0,2
2 * 10 -7 - 10 -5
2 * 10 -6 - 10 -4
3 * 10 -7 - 3 * 10 -4
Середньоактивні
0,2 - 2
10 -5 - 10 -2
10 -4 - 10 -1
3 * 10 -4 - 10 -2
Високоактивні
вище 2
вище 10 -2
вище 10 -1
вище 10 -2
Тверді РАВ - це та форма радіоактивних відходів, яка безпосередньо підлягає зберіганню або захороненню. Існує 3 основних види твердих відходів:
залишки урану або радію, не ізвлеченниме при переробці руд,
штучні радіонукліди, що виникли при роботі реакторів і прискорювачів,
виробили ресурс, демонтовані реакторами, прискорювачами, радіохімічних і лабораторним обладнанням.
Для класифікації газоподібних РАВ також використовується параметр питомої (об'ємної) активності таблиця 3.
Таблиця 3. Класифікація газоподібних радіоактивних відходів
Категорії РАВ
Об'ємна активність, Кі / м 3
Низкоактивні
нижче 10 -10
Середньоактивні
10 -10 - 10 -6
Високоактивні
вище 10 -6
Газоподібні РАВ утворюються в основному при роботі АЕС, радіохімічних заводів з регенерації палива, а також при пожежах та інших аварійних ситуаціях на ядерних об'єктах.
Це радіоактивний ізотоп водню 3 Н (тритій), який не затримується нержавіючої сталлю оболонки твелів, але поглинається (99%) цирконієвої оболонкою. Крім того при поділі ядерного палива утворюється радіогенний вуглець, а також радіонукліди криптону і ксенону.
Інертні гази, в першу чергу 85 Kr (T 1 / 2 = 10,3 року), припускають вловлювати на підприємствах радіохімічної промисловості, виділяючи його з відхідних газів за допомогою кріогенної техніки та низькотемпературної адсорбції. Гази з тритієм окислюються до води, а вуглекислий газ, в якому присутній радіогенний вуглець, хімічно зв'язується в карбонатах.

3. Поховання радіоактивних відходів.

Проблема безпечного захоронення РАВ є однією з тих проблем, від яких значною мірою залежать масштаби і динаміка розвитку ядерної енергетики. Генеральною завданням безпечного захоронення РАВ є розробка таких способів їх ізоляції від біоцикла, які дозволять усунути негативні екологічні наслідки для людини і навколишнього середовища. Кінцевою метою заключних етапів всіх ядерних технологій є надійна ізоляція РАВ від біоцикла на весь період збереження відходами радіотоксичності.
В даний час розробляються технології іммобілізації РАВ та досліджуються різні способи їх поховання, основними критеріями при виборі якого для широкого використання є наступні: - мінімізація витрат на реалізацію заходів щодо поводження з РАВ; - скорочення утворюються вторинних РАВ.
За останні роки створено технологічний заділ для сучасної системи поводження з РАВ. У ядерних країнах є повний комплекс технологій, які дозволяють ефективно і безпечно переробляти радіоактивні відходи, мінімізуючи їх кількість. У загальному вигляді ланцюг технологічних операцій поводження з РРВ може бути представлена ​​в наступному вигляді: Проте ніде в світі не обрано метод остаточного захоронення РАВ, технологічний цикл поводження з РАВ, не є замкнутим: oтвержденние РРВ, так само як і ТРО, зберігаються на спеціальних контрольованих майданчиках, створюючи загрозу радіоекологічну обстановку місць зберігання.

3.1. Захоронення РАВ в гірських породах


На сьогоднішній день загально визнано (в тому числі і МАГАТЕ), що найбільш ефективним і безпечним вирішенням проблеми остаточного захоронення РАВ є їх захоронення в могильниках на глибині не менше 300-500 м в глибинних геологічних формаціях з дотриманням принципу многобарьерной захисту і обов'язковим перекладом РРВ на отверджене стан. Досвід проведення підземних ядерних випробувань довів, що при певному виборі геологічних структур не відбувається витоку радіонуклідів з підземного простору в навколишнє середовище.
Таким чином, при вирішенні проблеми знешкодження радіоактивних відходів використання "досвіду, накопиченого природою", простежується особливо наочно. Недарма саме фахівці в галузі експериментальної петрології виявилися чи не першими, хто опинився готовий вирішувати проблему, що виникла.
Вони дозволяють виділяти з суміші елементів радіоактивних відходів окремі групи, близькі за своїми геохімічним характеристикам, а саме:
· Лужні і лужноземельні елементи;
· Галогеніди;
· Рідкоземельні елементи;
· Актинідії.
Для цих груп елементів можна спробувати знайти породи та мінерали, перспективні для їх зв'язування.
Природні хімічні (і, навіть, ядерні) реактори, які виробляють токсичні речовини, - не новина в геологічній історії Землі. Як приклад можна навести родовище Окло, де ~ 200 млн. років тому протягом 500 тис. років на глибині ~ 3,5 км діяв природний реактор, прогрівали навколишні породи до 600 ° С. Збереження більшості радіоізотопів на місці їх утворення забезпечувалося їх ізоморфним входженням в уранініт. Розчинення ж останнього, перешкоджала відновлювальна обстановка. Проте близько 3 млрд. років тому на планеті зародилася, успішно співіснує поруч з дуже небезпечними речовинами і розвивається життя.
Розглянемо основні шляхи саморегуляції природи з точки зору їх використання в якості методів знешкодження відходів техногенної діяльності людства. Намічаються чотири таких принципу.
а) Ізоляція - шкідливі речовини концентруються в контейнерах і захищаються спеціальними бар'єрними речовинами. Природним аналогом контейнерів можуть служити шари водотривів. Однак, це - не надто надійний спосіб знешкодження відходів: при зберіганні в ізольованому обсязі небезпечні речовини зберігають свої властивості і при порушенні захисного шару можуть вириватися в біосферу, вбиваючи все живе. У природі розрив таких шарів призводить до викидів отруйних газів (вулканічна активність, що супроводжується вибухами та викидами газів, розжареного попелу, викиди сірководню при бурінні свердловин на газ - конденсат). При зберіганні небезпечних речовин у 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 многобарьерной захисту при їх похованні, одним із складових елементів цього захисту буде шар ізоляції.
б) Розсіювання - розведення шкідливих речовин до рівня, безпечного для біосфери. У природі діє закон загального розсіяння елементів В. І. Вернадського. Як правило, чим менше кларк, тим небезпечніше для життя елемент або його сполуки (реній, свинець, кадмій). Чим більше кларк елемента, тим він безпечніший - біосфера до нього "звикла". Принцип розсіювання широко використовується при скиданні техногенних шкідливих речовин в річки, озера, моря та океани, а також в атмосферу - через димові труби. Розсіювання використовувати можна, але мабуть, тільки для тих сполук, час життя яких у природних умовах невелика, і які не зможуть дати шкідливих продуктів розпаду. Крім того, їх не повинно бути багато. Так, наприклад, СО 2 - взагалі кажучи, не шкідливе, а іноді навіть корисне з'єднання. Однак, 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. Розсіювання до цих пір застосовується для видалення відходів малої активності і, виходячи з економічної доцільності, буде ще довго залишатися одним з методів для їх знешкодження. Однак у цілому в цей час можливості розсіювання в основному вичерпані і треба шукати інші принципи.
в) Існування шкідливих речовин у природі в хімічно стійких формах. Мінерали в земній корі зберігаються сотні мільйонів років. Поширені акцесорні мінерали (циркон, сфен та інші титано-і цірконосілікати, апатит, монацит і інші фосфати і т.д.) мають великий ізоморфної ємністю по відношенню до багатьох важким і радіоактивним елементам і стійкі практично у всьому інтервалі умов петрогенезису. Є дані про те, що циркони з розсипів, що випробували разом з вміщає породою процеси високотемпературного метаморфізму і навіть гранітообразованія, зберігали свій первинний склад.
г) Мінерали, в кристалічних гратах яких знаходяться підлягають знешкодженню елементи, в природних умовах знаходяться в рівновазі з навколишнім середовищем. Реконструкція умов древніх процесів, метаморфізму та магматизму, що мали місце багато мільйонів років тому, можлива завдяки тому, що в кристалічних гірських породах протягом тривалого за геологічними масштабами часу зберігаються особливості складу утворилися при цих умовах і які перебували між собою в термодинамічній рівновазі мінералів.
Описані вище принципи (особливо останні два) знаходять застосування при знешкодженні радіоактивних відходів.
Існуючі розробки МАГАТЕ рекомендують поховання сценарий радіоактивних відходів в стабільних блоках земної кори. Матриці повинні мінімально взаємодіяти з вміщає породою і не розчинятися в порових і тріщинних розчинах. Вимоги, яким повинні задовольняти матричні матеріали для зв'язування осколкових радіонуклідів і малих актинидов, можна сформулювати наступним чином:
· Здатність матриці пов'язувати і утримувати у вигляді твердих розчинів якомога більшу кількість радіонуклідів та продуктів їх розпаду протягом тривалого (за геологічними масштабами) часу.
· Бути стійким матеріалом по відношенню до процесів фізико-хімічного вивітрювання в умовах поховання (тривалого зберігання).
· Володіти термічної стійкістю при високих вмістах радіонуклідів.
· Володіти комплексом фізико-механічних властивостей, які необхідно мати будь-якому матричному матеріалу для забезпечення процесів транспортування, захоронення та пр.:
o механічною міцністю,
o високу теплопровідність,
o малими коефіцієнтами теплового розширення,
o стійкістю до радіаційним пошкоджень.
· Мати просту технологічну схему виробництва
· Вироблятися з вихідної сировини, порівняно низької вартості.
Сучасні матричні матеріали поділяються за своїм фазовому стану на скловидні (боросилікатне і алюмофосфатні скла) та кристалічні - як полімінеральні (сінрокі) так і мономінеральні (цирконій-фосфати, титанати, цирконати, алюмосилікати і т.п.).
Традиційно для іммобілізації радіонуклідів застосовували скляні матриці (боросилікатне і алюмофосфатні за складом). Ці скла за своїми властивостями близькі до алюмосилікатні, тільки в першому випадку алюміній замінений бором, а в другому - кремній фосфором. Ці заміни викликані необхідністю зниження температури плавлення розплавів і зменшення енергоємності технології. У скляних матрицях досить надійно утримується 10-13мас.% Елементів радіоактивних відходів. В кінці 70-х років були розроблені перші кристалічні матричні матеріали - синтетичні гірські породи (сінрок). Ці матеріали складаються з суміші мінералів - твердих розчинів на основі титанату і цирконату і набагато стійкіші до процесів вилуговування, ніж скляні матриці. Варто відзначити, що найкращі матричні матеріали - сінрокі - були запропоновані петрології (Рінгвуд та ін.) Способи остекловиванія радіоактивних відходів, що використовуються в країнах з розвиненою ядерною енергетикою (США, Франція, Німеччина), не відповідають вимогам їх тривалого безпечного зберігання в зв'язку зі специфікою скла як метастабільній фази. Як показали дослідження, навіть найбільш стійкі до процесів фізико-хімічного вивітрювання алюмофосфатні скла, виявляються малостабільнимі за умов поховання в земній корі. Що ж стосується боросилікатне стекол, то згідно експериментальні дослідження, в гідротермальних умовах при 350 о С і 1 кбар вони повністю кристалізуються з виносом елементів радіоактивних відходів у розчин. Тим не менш, склування радіоактивних відходів з наступним зберіганням скляних матриць у спеціальних сховищах є поки єдиним методом промислового знешкодження радіонуклідів.
Розглянемо властивості наявних матричних матеріалів. У таблиці 4 представлена ​​їх коротка характеристика.
Таблиця 4. Порівняльні характеристики матричних матеріалів
Властивості
(B, Si)-скла
(Al, P)-скла
Сінрок
NZP 1)
Глини
Цео-літи
Здатність фіксувати РН 2) і продукти їх розпаду
+
+
+
+
-
+
Стійкість до видужування
+
+
+ +
+ +
-
-
Термостійкість
+
+
+ +
+ +
-
-
Механічна міцність
+
+
+ +
?
-
+
Стійкість до радіаційним пошкоджень
+ +
+ +
+
+
+
+
Стійкість при розміщенні в породах земної кори
-
-
+ +
?
+
-
Технологія виробництва 3)
+
-
-
?
+
+
Вартість вихідної сировини 4)
+
+
-
-
+ +
+ +
Характеристики властивостей матричних матеріалів: "+ +" - дуже хороші; "+" - хороші; "-" - погані.
1) NZP - фази фосфатів цирконію з загальною формулою (I A x II B y III R z IV M v V C w) (PO 4) m; де I A x ..... V C w - елементи IV груп таблиці Менделєєва;
2) РН - радіонукліди;
3) Технологія виробництва: "+" - проста; "-" - складна;
4) Вихідна сировина: "+ +" - дешеве; "+" - середній; "-" - дороге.
З аналізу таблиці випливає, що матричних матеріалів, що задовольняють всім сформульованим вимогам немає. Скло і кристалічні матриці (сінрок і, можливо, насікон) є найбільш прийнятними за комплексом фізико-хімічних і механічних властивостей, однак, висока вартість як виробництва, так і вихідних матеріалів, відносна складність технологічної схеми обмежують можливості широкого застосування сінрока для фіксації радіонуклідів. Крім того, як уже говорилося, стійкість стекол недостатня для поховання в умовах земної кори без створення додаткових захисних бар'єрів.
Зусилля петрології і геохіміків - експериментаторів зосереджені на проблемах, пов'язаних з пошуком нових модифікацій кристалічних матричних матеріалів, більш придатних для захоронення радіоактивних відходів в породах земної кори.
Перш за все, в якості потенційних матриць - фіксаторів радіоактивних відходів були висунуті тверді розчини мінералів. Ідея про доцільність застосування твердих розчинів мінералів у якості матриць для фіксації елементів радіоактивних відходів була підтверджена результатами широкого Петрол - геохімічного аналізу геологічних об'єктів. Відомо, що ізоморфні заміщення в мінералах здійснюються, головним чином, за групами елементів таблиці Д. І. Менделєєва:
в польового шпату: Na K Rb; Ca Sr Ba; Na Ca (Sr, Ba);
в Олівін: Mn Fe Co;
в фосфатах: Y La ... Lu і т.п.
Завдання полягає в тому, щоб серед природних мінералів з високою ізоморфної ємністю підібрати тверді розчини, які здатні
концентрувати в собі зазначені вище групи елементів радіоактивних відходів. У таблиці 5 показані деякі мінерали - потенційні матриці для розміщення в них радіонуклідів. В якості матричних можуть застосовуватися як головні, так і акцесорні мінерали.
Таблиця 5. Мінерали - потенційні концентратори елементів радіоактивних відходів.
Мінерал
Формула мінералу
Елементи РАВ, ізоморфно фіксуються в мінералах
Головні породообразующие 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
Олівін
(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
Перовськіт
(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
Цірконоліт
CaZrTi2O7
Sr, Y, Zr, La ... Dy, Zr, Th, U
Циркон
ZrSiO4
Y, La ... Dy, Zr, Th, U
Список мінералів таблиці 5 може бути істотно доповнений. За відповідності геохімічних спектрів для іммобілізації радіонуклідів найбільш підходять такі мінерали, як апатит і сфен, а от у циркон концентруються в основному важкі рідкоземельні елементи.
Для реалізації принципу "подібне зберігати в подібному" найзручніше використовувати мінерали. Лужні і лужноземельні елементи можна розміщувати в мінералах групи каркасних алюмосилікатів, а радіонукліди групи рідкісноземельних елементів і актинидов - в акцесорних мінералах.
Зазначені 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 захоронення радіоактивних відходів. Так, наприклад, для полігонів комбінату "Маяк" (вулканогенно-осадові товщі, порфірити) як матричних матеріалів можна використовувати польові шпати, піроксени і акцесорні мінерали (циркон, сфен, фосфати та ін.)
Для створення і прогнозу поведінки мінеральних матричних матеріалів в умовах тривалого знаходження в породах необхідно вміти розраховувати реакції в системі матриця - розчин - вміщає порода, для чого необхідно знати їх термодинамічні властивості. У 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 петрології.
Надійною основою термодинамічних моделей може служити тільки експериментальне вивчення рівноваг мінералів - твердих розчинів.
Оцінка стійкості матриць для розміщення радіоактивних відходів до видужування також являє собою роботу, яку кваліфіковано виконують експериментатори петрології і геохімік. Існує методика тесту МАГАТЕ МСС-1 при 90 о С, в дистильованої воді. Певні по ній швидкості вилуговування мінеральних матриць зі збільшенням тривалості дослідів знижуються (на відміну від скляних матриць, в яких спостерігається сталість швидкостей вилуговування). Це пояснюється тим, що в мінералах, після виносу елементів з поверхні зразка, швидкості вилуговування визначаються внутрікристалічної дифузією елементів, яка дуже низька при 90 о С. Тому відбувається різке зниження швидкостей вилуговування. Скла ж при впливі води безперервно переробляються, кристалізуються, і тому зона переробки зміщується в глибину.
Дані дослідів показали, що швидкості вилуговування елементів з мінералів розрізняються. Процеси вилуговування, як правило, йдуть інконгруентной. Якщо розглядати граничні, найнижчі швидкості вилуговування (досягаються за 50 - 78 діб), то по збільшенню швидкості вилуговування різних оксидів намічається ряд: Al Na (Ca) Si.
Швидкості вилуговування для окремих оксидів зростають у наступних рядах мінералів:
для SiО 2: ортоклаз скаполіт нефелін лабрадор содаліт
0,008 0,140 (г / м 2 × добу)
для Na 2 О: лабрадор скаполіт нефелін содаліт;
0,004 0,110 (г / м 2 × добу) для CaО: апатит скаполіт лабрадор;
0,006 0,013 (г / м 2 × добу)
Кальцій і натрій займають в мінералах ті ж кристаллохимический позиції, що і стронцій і цезій, тому в першому наближенні можна вважати, що і швидкості вилуговування їх будуть подібні і близькі до таких з сінрока. У цьому відношенні каркасні алюмосилікати є перспективними матричними матеріалами для зв'язування радіонуклідів, оскільки швидкості вилуговування з них Cs і Sr на 2 порядки менше, ніж для боросилікатне стекол і порівнянні зі швидкостями вилуговування для сінрока-C, який в даний час є найбільш стійким матричним матеріалом.
Прямий синтез алюмосилікатів, особливо із сумішей, що містять радіоактивні ізотопи, вимагає такої ж складною і дорогої технології, як і приготування сінрока. Наступною сходинкою стала розробка і синтез керамічних матриць методом сорбції радіонуклідів на цеоліти з подальшим перетворенням їх у польові шпати.
Відомо, що деякі природні і синтетичні цеоліти мають високу селективність по відношенню до Sr, Cs. Однак, як легко вони сорбують ці елементи з розчинів, так само легко і віддають. Проблема полягає в тому, як утримати сорбовані Sr і Сs. Деякі з цих цеолітів повністю (за вирахуванням води) ізохімічни польовим шпату, більше того, процес іонообмінної сорбції дає можливість отримувати цеоліти заданого складу, причому процес цей відносно легко контролюється і управляється.
Використання фазових трансформацій має наступні переваги перед іншими методами затвердіння радіоактивних відходів:
· Можливість переробки розчинів осколкових радіонуклідів різної концентрації і співвідношення елементів;
· Можливість постійного контролю процесу сорбції та насичення цеолітового сорбенту елементами радіоактивних відходів відповідно до співвідношення Al / Si в цеоліті;
· Іонний обмін на цеолітах добре технологічно відпрацьований і широко застосовується в промисловості для очищення рідких відходів, що має на увазі гарне технологічне знання основ процесу;
· Тверді розчини польових шпатів і фельдшпатоїди, одержувані в процесі керамізації цеолітів, не вимогливі до суворого додержання Al / Si співвідношення у вихідній сировині, і результуючий матричний матеріал відповідає принципу фазового та хімічного відповідності для мінеральних асоціацій магматичних і метаморфічних порід земної кори;
· Відносно проста технологічна схема виробництва матриць за рахунок виключення стадії кальцинації;
· Легкість підготовки вихідної сировини (природних і штучних цеолітів) для використання в якості сорбентів;
· Дешевизна природних і синтетичних цеолітів, можливість використання відпрацьованих цеолітів.
Даний метод може бути використаний для очищення водних розчинів, що містять також радіонукліди цезію. Перетворення цеоліту в полешпатові кераміку дозволяє відповідно до концепції фазового та хімічного відповідності розміщувати полешпатові кераміку в породах, у яких польові шпати є головними породообразующими мінералами; відповідно вилуговування стронцію і цезію буде зведено до мінімуму. Саме такі породи (вулканогенно-осадового комплексу) розташовані в районах полігонів передбачуваного поховання радіоактивних відходів на підприємстві "Маяк".
Для рідкоземельних елементів перспективний цирконій-фосфатний сорбент, при трансформації якого утворюється кераміка, що містить цирконій-фосфати рідкісних земель (так звані фази NZP) - є дуже стабільними до видужування і стійкими в земній корі фазами. Швидкості вилуговування рідкоземельних елементів з такої кераміки на порядок нижче, ніж з сінрока.
Для іммобілізації йоду методом сорбції його на цеоліти NaX і СuX отримана кераміка, що містить фази йод-содаліта і CuI. Швидкості вилуговування йоду з даних керамічних матеріалів можна порівняти з такими лужних і лужноземельних елементів з боросилікатного скляних матриць.
Перспективним напрямком є ​​створення двухшарових матриць, заснованих на фазовому відповідно мінералів різного складу в субсолідусной області. Кварц, так само як і польові шпати, є породоутворюючих мінералів багатьох типів гірських порід. Спеціальні досліди показали, що рівноважна концентрація стронцію в розчині (при 250 о С і тиску насиченого пара) знижується в 6 -10 разів при додаванні кварцу в систему. Тому подібні двуслойниє матеріали повинні істотно підвищувати стійкість матриць до процесів вилуговування твердих розчинів.
. При низьких температурах тут існує велика область несмісимо. Напрошується створення двуслойной матриці з зерном цезієвого кальсіліта в центрі, покритим шаром звичайного кальсіліта. Таким чином, ядро ​​і оболонка будуть рівноважний один з одним, що повинно мінімізувати процеси дифузії цезію назовні. Сам кальсіліт стійкий в лужних магматичних породах калієвого ряду, в яких і можна буде розміщувати (відповідно до принципу фазового та хімічного відповідності) подібні "ідеальні" матриці. Синтез цих матриць також проводиться методом сорбції з подальшою фазової трансформацією. Все вищевикладене показує один із прикладів застосування результатів фундаментальних наукових досліджень до вирішення практичних завдань, що періодично виникають перед людством. [3]

3.1.1 Основні типи і фізико-хімічні особливості гірських порід для поховання ядерних відходів.

Міжнародні дослідження в нашій країні і за кордоном показали, що вмістищами РАВ можуть служити три типи гірських порід глини (алювій), скельні породи (граніт, базальт, порфіріт), кам'яна сіль. Всі ці породи в геологічних формаціях мають широке поширення, достатню площу і потужність шарів або магматичних тіл.
Кам'яна сіль.
Шари кам'яної солі можуть служити об'єктом для будівництва глибинних пунктів захоронення навіть високоактивних РАВ та 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 газоутворюючих домішок, вони пластичні, і порушення структури в них можуть самозалечивающихся, мають високу теплопровідність, так що в них можна поміщати РАВ більш високої активності, ніж в інші породи. Крім того, створення в кам'яній солі гірських виробок, відносно легко і недорого. При цьому в даний час, в багатьох країнах вже існують десятки і сотні кілометрів таких виробок. Тому, для невпорядкованого складування будь-яких відходів можуть бути використані порожнини середнього та великого об'єму (10 - 300 тис. м 3) у пластах кам'яної солі, створені в основному розмивом або ядерними вибухами. При зберіганні відходів низької та середньої активності температура біля стінки порожнини не повинна перевищувати геотермальну більш ніж на 50 °, так як при цьому не будуть відбуватися випаровування води і розкладання мінералів. Навпаки, виділення тепла високоактивними відходами призводить до плавлення солі і застиганню 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. Однак, в кам'яній солі в присутності вологи корозія металевих контейнерів йде досить інтенсивно, що ускладнює застосування технічних бар'єрів при похованні РАВ на тривалий термін у соляних масивах.
Перевагою солей є висока теплопровідність, у зв'язку з чим при інших рівних умовах температура в соляних могильниках буде нижче, ніж у сховищах, розташованих в іншому середовищі.
Недоліком солей є їх відносно висока плинність, яка ще більше зростає у зв'язку з тепловиділенням ВАО. З плином часу підземні виробки заповнюються сіллю. Тому відходи стають недоступними, а їх вилучення для переробки або перепоховання важко здійсненним. Разом з тим переробка та практичне використання ВАО в перспективі може виявитися економічно ефективним. Особливо це стосується 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 оторочек на межах зерен галита. Наведений в контакт з породою розсіл з Cs за 4 місяці проникав у глиб зразка тільки до найближчого глинистого шару. При цьому, міграцію радіонуклідів ускладнюють не тільки чітко виражені шари глин, по і менш контрастні виділення глинистих оторочек навколо окремих зерен галита. [4]
Таким чином, природна природна композиція галіт-глини має кращі ізоляційні і екрануючими властивостями в порівнянні з чистими галітовимі породами або галітом з домішкою ангідриту. Поряд з властивістю фізичного гідроізолюючого бар'єру, глинисті мінерали мають високі сорбційні властивості. Отже, у разі розгерметизації сховища і попадання в нього пластових вод галіт-глиниста формація обмежить і утримає міграціонноспособние форми основних похованих радіонуклідів. Крім того, залишається на дні ємності 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). [4]
Глини.
Глини більш придатні для влаштування приповерхневих сховищ або пунктів захоронення НАО і САО з порівняно короткоживучими радіонуклідами. Проте, в деяких країнах планується розміщення в них і ВАО. Перевагами глин є низька водопроникність і висока сорбційна ємність у відношенні радіонуклідів. Недоліком є ​​висока вартість проходки гірських виробок у зв'язку з необхідністю їх кріплення, а також знижена теплопровідність. При температурі вище 100 ° С починається дегідратація глинистих мінералів з втратою сорбирующих властивостей і пластичності, утворенням тріщин і іншими негативними наслідками. [1]
Скельні гірські породи.
Цим терміном охоплюється широкий спектр порід, цілком складаються з кристалів. Сюди відносять всі повнокристалічна вивержені породи, кристалічні сланці і гнейси, а також скловати вулканічні породи. Хоча солі або мармури є повнокристалічна породами, в це поняття їх не включають.
Перевагою кристалічних порід є їх висока міцність, стійкість до впливу помірних температур, підвищена теплопровідність. Гірничі виробки у кристалічних породах можуть зберігати свою стійкість протягом практично необмеженого часу. Підземні води в кристалічних породах зазвичай мають низьку концентрацію солей, слабощелочной відновлювальний характер, що в цілому відповідає умовам мінімальної розчинності радіонуклідів. При виборі місця в кристалічному масиві для розміщення ВАО використовуються блоки з найбільш високими характеристиками міцності порід і низькою тріщинуватістю.
Фізико-хімічні процеси, що відбуваються в системі ВАО - гірська порода - підземні води, можуть сприяти як підвищення, так і зниженню надійності могильника. Розміщення ВАО в підземних гірничих виробках викликає прогрів вміщуючих порід з порушенням фізико-хімічної рівноваги. У результаті поблизу контейнерів з ВАО починається циркуляція нагрітих розчинів, що призводить до мінералоутворення в навколишньому просторі. В якості сприятливих можна вважати такі породи, які в результаті взаємодії з нагрітими тріщинами водами будуть знижувати свою водопроникність і підвищувати сорбційні властивості.
Найбільш сприятливими для могильників є породи, в яких реакції мінералоутворення супроводжуються закупоркою тріщин і пор Термодинамічні розрахунки і природні спостереження показують, що чим вище основність порід, тим більшою мірою вони відповідають зазначеним вимогам. Так, гідратація дуніт супроводжується збільшенням обсягу новоутворених фаз на 47%, габро-16, діориту-8, гранодіорити-1%, а гідратація гранітів взагалі не призводить до самозаліку тріщин. У межах значень температур, що відповідають умовам могильника, реакції гідратації будуть протікати з утворенням таких мінералів, як хлорит, серпентин, тальк, гідрослюди, монтморилоніт, різноманітні смешанослойние фази. Характеризуючись високими сорбційними властивостями, ці мінерали перешкоджатимуть поширенню радіонуклідів за межі могильника.
Таким чином, ізоляційні властивості порід підвищеної основності під впливом ВАО будуть зростати, що дозволяє розглядати ці породи як переважні для будівництва могильника. До них можна віднести перідотіти, габро, базальти, кристалічні сланці підвищеної основності, амфіболіти та ін
Деякі фізико-хімічні властивості гірських порід та мінералів, важливі для захоронення РАВ.
Вивчення радіаційної та термічна стійкості гірських порід та мінералів показало, що взаємодія випромінювання з гірською породою супроводжується послабленням потоку випромінювання і появою радіаційних дефектів у структурі, що приводить до накопичення енергії в опроміненому матеріалі, локального підвищення температури. Ці процеси можуть змінити первісні властивості вміщуючих відходи порід, обумовлювати фазові переходи, приводити до газоутворення і впливати на цілісність стінок сховища.
Для кислих алюмосилікатних порід, що містять кварц і польові шпати в межах поглинених доз 10 6 -10 8 Гр мінерали не змінюють своєї структури. Для аморфізації поверхні алюмосилікатів і її оплавлення потрібні радіаційні навантаження: дози до 10 грудня Гр і одночасне термічний вплив 673 К. При цьому відбувається часткова втрата щільності матеріалів та розупорядкування в розташуванні алюмінію в кремнекислородних тетраедрах. При опроміненні глинистих мінералів на їх поверхні з'являється сорбированная вода. Тому для глинистих порід велике значення при опроміненні має радіоліз води як на зовнішній поверхні, так і в межслоевое проміжках.
Однак, радіаційні ефекти при похованні навіть високоактивних відходів мають, мабуть, не настільки велике значення, тому що навіть γ-випромінювання в основному поглинається в матриці РАВ, і лише невелика його частка проникає в навколишнє породу на відстань близько метра. Вплив випромінювання послаблюється і тим, що в цих же межах має місце найбільша термічний вплив, що викликає «отжиг» радіаційних дефектів.
При використанні алюмосилікатних порід для розміщення сховища відходів позитивно виявляються їх сорбційні властивості, зростаючі під дією іонізуючого випромінювання.
У Європі та Канаді при плануванні сховищ передбачена гранична температура в 100 ° С і навіть нижче, у США цей показник дорівнює 250 ° С. Деякі автори вважають, що недоцільно допускати підйом температури сховища вище 303 0, оскільки видалення сорбірованноі поди може призвести до порушення цілісності порід, появі тріщин і т.д. Проте інші вважають, що для виключення поверхневого накопичення плівок води найбільш раціональної в сховище слід вважати температуру не нижче 313-323 0 К. тому що при цьому буде оптимальним радіаційне газоутворення з виділенням водню.
Оскільки, в будь-якій геологічній породі присутній сорбированная вода, саме вона виступає в якості першого витравлюють агента. Будь-яка глиниста порода містить значну кількість води (до 12%), яка в умовах підвищених температур, характерних для могильників радіоактивних відходів, буде виділятися в окрему фазу і виступати в якості першого витравлюють агента. Таким чином, створення глинистих бар'єрів в могильниках спричинить за собою процеси вилуговування при будь-якому варіанті експлуатації, включаючи умовно сухою. [1]

3.1.2 Вибір місця поховання радіоактивних відходів.

Вибір місця (майданчики) для захоронення або зберігання радіоактивних відходів, залежить від ряду чинників: економічних, правових, соціально-політичних і природних. Особлива роль відводиться геологічному середовищі - останньому і найважливішому бар'єру захисту біосфери від радіаційно небезпечних об'єктів. [5-7]
Пункт захоронення 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 розташовані не ближче, ніж на відстані 3 радіусів зони від пункту захоронення. На поверхні ця зона носить назву санітарно-захисної, а під землею є відчужений блок гірського масиву.
Відчужений блок необхідно вилучити зі сфери людської діяльності на період розпаду всіх радіонуклідів, тому він повинен розташовуватися за межами родовищ корисних копалин, а також поза зоною активного водообміну. Проведені при підготовці до поховання відходів інженерні заходи повинні забезпечити необхідний обсяг і щільність розміщення РАВ, дію систем безпеки та нагляду, а тому числі довготривалий контроль за температурою, тиском та активністю в пункті захоронення 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 має бути оптимальним, тобто таким, що відповідає всім поставленим цілям, і перш за все гарантує безпеку. Воно повинно бути об'єктивним, тобто захищається перед усіма зацікавленими сторонами. Таке рішення має бути доступним для розуміння широкої громадськості.
Рішення має передбачити ступінь ризику при виборі території для захоронення РАВ, а також небезпека виникнення різних надзвичайних ситуацій. При оцінці геологічних джерел ризику забруднення навколишнього середовища необхідно враховувати фізичні (механічні, теплові), фільтраційні та сорбційні властивості гірських порід; тектонічну обстановку, загальну сейсмічну небезпеку, новітню активність розломів, швидкість вертикальних рухів блоків земної кори; інтенсивність зміни геоморфологічних характеристик: водообільность середовища, активність динаміки подземниhttp: / / zab.chita.ru/admin/pictures/426.jpgх вод, включаючи вплив глобальної зміни клімату, рухливості радіонуклідів у підземних водах; особливості ступеня ізоляції від поверхні водонепроникними екранами та утворення каналів гідравлічної зв'язку підземних і поверхневих вод; наявність цінних ресурсів і перспектив їх виявлення. Ці геологічні умови, що визначають придатність території для влаштування сховища, повинні оцінюватися незалежно, по представницькому параметру для всіх джерел ризику. Вони повинні забезпечити оцінку за сукупністю часткових 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 зменшена застосуванням оціночних шкал, ранжуванням ознак, єдиною формою опитувальних листів, комп'ютерною обробкою результатів експертизи. Відомості про тип, кількість, найближчій і довгостроковій динаміці надходження ВЯП нададуть можливість виконати районування території області, щоб оцінити придатність ділянок для розміщення сховища, пристрої (використання) комунікацій, розвитку інфраструктури та інших суміжних, але не менш важливих проблем.
3.2 Глибоке геологічне захоронення РАВ.
Тривалий масштаб часу, протягом якого деякі з відходів залишаються радіоактивними, привів до ідеї глибокого геологічного захоронення в підземних сховищах в стійких геологічних формаціях. Ізоляція забезпечується комбінацією інженерних і природних бар'єрів (гірська порода, сіль, глина), при цьому жодних зобов'язань щодо активного обслуговування такого поховання не передається майбутнім поколінням. Цей метод часто називають многобарьерной концепцією з урахуванням того, що упаковка відходів, інженерне обладнання сховища і сама геологічне середовище - все це забезпечує бар'єри щодо запобігання досягнення радіонуклідами людей і навколишнього середовища.
Сховище включає в себе пройдені в гірських породах тунелі або печери, в яких розміщуються упаковані відходи. У деяких випадках (наприклад, волога гірська порода) контейнери з відходами потім оточуються матеріалом типу цементу чи глини (зазвичай бентоніт), щоб забезпечити додатковий бар'єр (званим буфером або закладкою). Вибір матеріалів для контейнерів з відходами, а також проекту і матеріалів для буфера змінюється в залежності від типу відходів, які потрібно стримувати, і від характеру порід, в яких закладається це сховище.
Ведення прохідницьких і земляних робіт при спорудженні глибокого підземного сховища, що використовують стандартну технологію гірничих робіт або цивільного будівництва, обмежено доступними для цього місцями (наприклад, під ділянкою суші або під прибережною зоною), блоками гірської породи, що є досить стабільними і не містять великого потоку грунтових вод, і глибинами між 250 і 1000 метрами. При глибині понад 1000 метрів, виїмка грунту стає більшою мірою технічно важкою і, відповідно, більш витратною.
Глибоке геологічне захоронення залишається кращим варіантом поводження з радіоактивними відходами довгоживучими в багатьох країнах, включаючи Аргентину, Австралію, Бельгію, Чеську Республіку, Фінляндію, Японію, Нідерланди, Республіку Корея, Росію, Іспанію, Швецію, Швейцарію та США. Таким чином, досить доступної інформації з різних концепціям поховання; кілька прикладів наводяться тут. Єдине спеціально побудоване глибоке геологічне сховище для довгоіснуючих відходів середнього рівня активності, яке в даний час ліцензоване для операцій з поховання, знаходиться в США. Плани щодо захоронення відпрацьованого палива добре опрацьовані у Фінляндії, Швеції та США, причому введення в експлуатацію першого такого споруди заплановано до 2010 року. Політика по глибокому захороненню в даний час розглядається в Канаді та Великобританії.

3.3 приповерхневе поховання

МАГАТЕ визначає цей варіант як поховання радіоактивних відходів з інженерними бар'єрами або без них в:
1. Приповерхні поховання на рівні землі. Ці поховання знаходяться на або нижче поверхні, де товщина захисного покриття складає приблизно кілька метрів. Контейнери з відходами розміщуються в побудованих камерах для зберігання, і коли камери заповнюються, вони забутовиваются (засипаються). У кінцевому рахунку, вони будуть закриті і покриті непроникною перегородкою і верхнім шаром грунту. Ці поховання можуть включати деяку форму дренажу і, можливо, газову систему вентиляції.
2. Приповерхні поховання в печерах нижче рівня землі. На відміну від приповерхневого поховання на рівні землі, де виїмка грунту проводиться з поверхні, неглибокі поховання вимагають підземної виїмки грунту, але поховання розташовується на глибині декількох десятків метрів нижче поверхні землі і доступно через слабонаклонную гірничу виробку.
Термін '"приповерхневе поховання" заміщає терміни "поверхневе поховання" і "поховання у землю", але ці, більш старі, терміни все ще іноді використовуються, коли посилаються на цей варіант.
На ці поховання можуть впливати довгострокові зміни клімату (наприклад заледеніння), і цей ефект повинен прийматися до уваги при розгляді аспектів безпеки, так як такі зміни здатні викликати руйнування цих поховань. Проте цей тип поховання зазвичай використовується для відходів низького і середнього рівня активності, що містять радіонукліди з коротким періодом напіврозпаду (приблизно до 30 років).
Приповерхні поховання на рівні землі, що знаходяться в даний час в експлуатації:
Великобританія - Дрігг в Уельсі, управляється BNFL.
Іспанія - ЕльКабріл, управляється ENRESA.
Франція - Центр Аюбе, управляється Andra.
Японія - Роккасе Мура, управляється JNFL.
Приповерхні поховання в печерах нижче рівня землі, що знаходяться в даний час в експлуатації:
Швеція - Форсмарк, де глибина поховання становить 50 метрів під дном Балтійського моря.
Фінляндія - атомні електростанції Олкілуото і Ловііса, де глибина кожного поховання становить близько 100 метрів.

3.4 Плавлення гірської породи

Варіант плавлення гірської породи, розташованої глибоко під землею, передбачає плавлення відходів в суміжній породі. Ідея полягає в тому, щоб зробити стійку, тверду масу, яка включає в себе відходи, або запровадити відходи в розведеній формі в породу (тобто розосередити за великим обсягом породи), що не може легко вилуговується і переноситися назад до поверхні. Цей метод пропонувався, головним чином, для відходів, що генерують тепло, наприклад, осклованих, і для порід з відповідними характеристиками по зменшенню втрат тепла.
Високо активні відходи в рідкій або твердій формі могли б міститися в порожнину чи глибоку свердловину. Виділятимуться відходами теплота потім би акумулювалася, що в результаті призвело б до досягнення досить високих температур, для того щоб розплавити навколишнє породу і розчинити радіонукліди в зростаючій товщі розплавленого матеріалу. Коли гірська порода охолодиться, вона кристалізується і стане матрицею для радіоактивних речовин, таким чином, розсіюючи відходи за великим обсягом породи.
Прорахована різновид цього варіанту, при якому тепло, що генерується відходами, акумулювалося б у контейнерах, а порода плавилася б навколо контейнера. В якості альтернативи, в разі, якщо б відходи генерували недостатньо тепла, відходи фіксувалися б в нерухомому стані в матриці породи звичайним або ядерним вибухом.
Плавлення гірської породи ніде не було реалізовано для видалення радіоактивних відходів. Не було жодних прикладів практичної демонстрації здійсненності цього варіанту, крім лабораторних досліджень плавлення гірських порід. Нижче описуються деякі приклади цього варіанта і його варіацій.
В кінці 1970-х і початку 1980-х років варіант плавлення породи на глибині був просунутий до стадії інженерного проектування. Цей проект передбачав прокладення шахти або свердловини, які вели б у порожнину на глибину 2,5 кілометра. Проект був підданий експертизі, але не продемонстрував, що відходи будуть зафіксовані в нерухомому стані в обсязі породи в тисячу разів більше, ніж первинний обсяг відходів.
Ще одним раннім пропозицією був проект теплостійких контейнерів з відходами, генеруючими тепло в такій кількості, що вони змогли б розплавити підстилаючу породу, дозволяючи їм рухатися вниз на великі глибини, причому розплавлена ​​порода застигала б над ними. Ця альтернатива мала схожість з подібними методами самозахороненія, запропонованими для захоронення високоактивних відходів в льодових щитах.
У 1990-х роках відновився інтерес до цього варіанту, особливо для видалення обмежених обсягів спеціалізованих високо активних відходів, особливо плутонію, в Росії і у Великобританії. Була запропонована схема, згідно з якою зміст відходів у контейнері, композиція контейнера і план їх розміщення розроблялися для збереження контейнера та запобігання того, щоб відходи вбудовувалися в розплавлену породу. Вміщає порода була б розплавлена ​​тільки частково, і контейнер не рухався би на великі глибини.
Російські вчені запропонували, щоб високоактивні відходи, особливо з надлишком плутонію, розміщувалися б у глибокій шахті і фіксувалися б в нерухомому стані ядерним вибухом. Однак велике обурення маси породи і грунтової води при використанні ядерних вибухів, а також розгляд заходів контролю над озброєннями, призвели до загального відмови від цього варіанту. [8]

3.5 Пряме закачування

Цей підхід стосується закачування рідких радіоактивних відходів безпосередньо в пласт гірської породи глибоко під землею, який вибирається з-за своїх відповідних характеристик по утриманню відходів (тобто мінімізується будь-яке їх подальший рух після закачування).
Для цього потрібен ряд геологічних передумов. Повинен бути пласт гірської породи (пласт закачування) з достатньою пористістю, щоб розмістити відходи, і з достатньою проникністю, щоб дозволяти легке закачування (тобто діяти подібно до губки). Вище і нижче пласта закачування повинні бути непроникні пласти, які могли б діяти як природні затвори. Додаткові вигоди можуть забезпечувати геологічні характеристики, які обмежують горизонтальне або вертикальне переміщення. Наприклад, закачування в пласти гірської породи, що містить природну ропу грунтової води. Це пов'язано з тим, що висока щільність ропи (солона вода) зменшила б можливість руху, спрямованого вгору.
Пряме закачування могло б, у принципі, використовуватися для будь-якого типу радіоактивних відходів за умови, що вони будуть перетворені в розчин або гідросуміш (дуже дрібних часток у воді). Гідросуміші, що містять цементний розчин, який твердне під землею, також можуть використовуватися, щоб мінімізувати рух радіоактивних відходів.
Пряме закачування було реалізовано в Росії і США, як описано нижче.
У 1957 році в Росії почалися всебічні геологічні дослідження пластів, придатних для закачування радіоактивних відходів. Були знайдені три місця, все в осадових породах. У Красноярську-26 і Томську-7 закачування проводилося в пористі шари пісковика, блоковані глинами, на глибинах до 400 метрів. У Димитровград в даний час закачування зупинена, але вона вироблялася там в пісковик і вапняк на глибині 1400 метрів. Всього було закачано декілька десятків мільйонів кубічних метрів відходів низької, середньої і високої активності.
У Сполучених Штатах пряме закачування приблизно 7 500 кубічних метрів малоактивних відходів як цементних гідросумішей було зроблено в 1970-х роках на глибину близько 300 метрів. Воно проводилося протягом 10 років в Окриджській національної лабораторії, штат Теннесі, і було залишено через невизначеність з переміщення рідкого цементного розчину в навколишні гірські породи (сланці). Крім того, схема, що стосується закачування відходів високої активності в кристалічну корінну породу нижче виробничого комплексу Саванна Рівер в штаті Південна Кароліна в США, була застопорена перш, ніж була реалізована, через занепокоєння громадськості.
Радіоактивні матеріали, утворювані в якості відходів діяльності нафтогазової промисловості, загалом, відносяться до "природним радіоактивним матеріалами передових технологій - TENORM". У Великобританії велика частина цих відходів звільнена від необхідності поховання, що санкционировалось Законом Великобританії 1993 року про радіоактивних речовинах, з-за низького рівня їх радіоактивності. Однак деякі такі відходи мають більш високою активністю. В даний час є обмежене число доступних шляхів їх поховання, включаючи шлях зворотного закачування тому в бурову свердловину (тобто джерело), ​​який санкціонований Агентством по захисту навколишнього середовища Великобританії. [8]

3.6 Інші способи захоронення РАВ

3.6.1 Видалення в море

Видалення в море стосується радіоактивних відходів, що вивозяться на кораблях і скидаються в море в упаковках, спроектованих:
- Для того щоб вибухнути на глибині, у результаті чого відбувається безпосередній викид і розсіювання радіоактивного матеріалу в море, або
- Для занурення на морське дно і досягнення його в непошкодженому вигляді.
Через якийсь час фізична стримування контейнерів перестане діяти, і радіоактивні речовини будуть розсіюватися і розбавлятися в море. Подальше розведення призведе до того, що радіоактивні речовини будуть мігрувати від місця скидання під дією течій.
Кількість радіоактивних речовин, що залишаються в морській воді, далі знижувався б із-за природного радіоактивного розпаду і переміщення радіоактивних речовин у відкладення морського дна в процесі сорбції.
Метод видалення в море низько активних і середньо активних відходів практикувався протягом деякого часу. Було пройдено шлях від загальноприйнятого методу видалення, який був фактично реалізований низкою країн, до методу, який тепер забороняється міжнародними угодами. До країн, які в той чи інший час робили скидання РАВ у море, використовуючи вищезгадані методи, відносяться Бельгія, Франція, Федеративна Республіка Німеччина, Італія, Нідерланди, Швеція і Швейцарія, а також Японія, Південна Корея і США. Цей варіант не був реалізований для відходів високого рівня активності.

3.6.2 Видалення під морське дно

Варіант видалення передбачає поховання під морським дном контейнерів з радіоактивними відходами в відповідну геологічну середу нижче дна океану на великій глибині. Цей варіант був запропонований для відходів низького, середнього та високого рівня активності. Варіації цього варіанту включають:
- Сховище, розташоване нижче морського дна. Сховище було б доступне з землі, з невеликого нежилого острова або з споруди, розташованого на деякій відстані від берега;
- Поховання радіоактивних відходів у глибоких океанічних опадах. Цей метод заборонений міжнародними угодами.
Видалення під морське дно ніде не було реалізовано і не дозволено міжнародними угодами.
Видалення радіоактивних відходів у сховищі, створене нижче морського дна, розглядалося Швецією та Великою Британією. Якби концепція сховища нижче морського дна була б визнана бажаною, то проект такого сховища міг би бути розроблений так, щоб гарантувати можливість майбутнього повернення відходів. Контроль за відходами у такому сховищі був би менш проблематичний, ніж при інших формах видалення в море.
У 1980-х роках була досліджена можливість видалення відходів високого рівня активності в глибоких океанських відкладеннях, і офіційний звіт був представлений Організацією економічного співробітництва та розвитку. Для реалізації цієї концепції радіоактивні відходи планувалося упакувати в корозійно стійкі контейнери або скло, які містилися б, принаймні, на 4000 метрів нижче рівня води в стійкій глибокої геології морського дна, вибраного як з-за повільного припливу води, так із-за здатності затримувати переміщення радіонуклідів. Радіоактивні речовини, пройшовши через донні відкладення, потім зазнали б тим же самим процесам розведення, дисперсії, дифузії і сорбції, які впливають на радіоактивні відходи, вилучені в море. Цей метод видалення, отже, забезпечує додаткове стримування радіонуклідів, якщо порівнювати з похованнями радіоактивних відходів безпосередньо на морському дні.
Поховання радіоактивних відходів у глибоких океанських відкладеннях могло б бути виконано двома різними методами: за допомогою пенетратора (пристроїв для проникнення всередину відкладень) або бурінням свердловин для місць розміщення. Глибина поховання контейнерів з відходами нижче морського дна може змінюватися для кожного з двох методів. У разі використання пенетратора контейнери з відходами могли б міститися у відкладення на глибину близько 50 метрів. Пенетратора, важать декілька тонн, занурювалися б у воду, отримуючи достатній імпульс, щоб потрапити до відкладення. Ключовий аспект поховання радіоактивних відходів у відкладення морського дна полягає в тому, що відходи ізольовані від морського дна товщиною відкладень. У 1986 році деяку довіру цим методом забезпечили експерименти, вжиті на глибині води близько 250 метрів в Середземному морі.
Експерименти наочно показали, що шляхи входу, створені пенетратора, були закриті і знову заповнені повторно розпушену відкладеннями приблизно тієї ж самої щільності, що і навколишні непорушені відкладення.
Відходи також можливо поміщати під морське дно за допомогою бурового обладнання, що використовуються на великих глибинах протягом приблизно 30 років. За цим методом упаковані відходи можна було б розміщувати у свердловини, просвердлені на глибину 800 метрів нижче морського дна, з розташуванням самого верхнього контейнера на глибині близько 300 метрів нижче морського дна.

3.6.3 Видалення в зони зрушень

Зони зрушень - це області, в яких одна більш щільна плита земної кори переміщається нижче у напрямку до іншого, більш легкої, плити. Насування однієї літосферної плити на іншу приводить до утворення розлому (жолоба), що виникає на деякій відстані від морського берега, і викликає землетруси, що відбуваються в зоні похилого контакту плит земної кори. Край домінуючою плити мнеться і здіймається, формуючи ланцюг гір, паралельну розлому. Глибокі морські відкладення зіскоблюється з низхідній плити і вбудовуються в суміжні гори. Коли океанська плита опускається в гарячу мантію, її частини можуть почати плавитися. Так утворюється магма, мігруюча наверх, частина її досягає поверхні землі у вигляді лави, що викидається з кратерів вулканів. Як показано на що додається ілюстрації, ідея для цього варіанту полягала в тому, щоб ховати відходи в такій зоні розлому, щоб потім вони були захоплювалися вглиб земної кори.
Цей метод не дозволений міжнародними угодами, так як він є формою поховання в морі. Хоча зони зрушень плит є в ряді місць на поверхні Землі, географічно число їх дуже обмежена. Ніяка країна, що виробляє радіоактивні відходи, не має права розглядати варіант захоронення у глибокі морські жолоби без пошуку міжнародно прийнятного вирішення цієї проблеми. Втім, такий варіант не був ніде реалізований, оскільки він є однією з форм захоронення РАВ в море і тому не дозволено міжнародними угодами. [8]

3.6.4 Поховання в льодовикові щити

При цьому варіанті поховання контейнери з відходами, що випускають тепло, розміщувалися б у стабільних льодовикових щитах, наприклад, тих, що виявлені в Гренландії та Антарктиді. Контейнери розплавили б навколишній лід і опустилися б глибоко в льодовиковий щит, де лід зміг би рекрісталлізованних над відходами, створюючи потужний бар'єр.
Хоча видалення в льодовикові щити могло б технічно розглядатися для всіх типів радіоактивних відходів, воно було серйозно досліджено тільки для відходів високого рівня активності, де виділяється відходами тепло могло б з вигодою використовуватися для самозахороненія відходів в товщі льоду завдяки його плавлення.
Варіант видалення в льодовикових щитах ніде не був реалізований. Він був відкинутий країнами, які підписали Договір про Антарктиду або віддані ідеї забезпечення рішення щодо поводження зі своїми радіоактивними відходами всередині своїх національних кордонів. Починаючи з 1980 року не проводилося ніяких серйозних експертиз цього варіанту.

3.6.5 Видалення в космічний простір

Цей варіант ставить своєю метою видалення радіоактивних відходів з Землі назавжди, викидаючи їх у космос. Очевидно, що відходи при цьому повинні упаковуватися так, щоб залишатися неушкодженими при сценаріях самих немислимих аварій. Ракета або космічний човник могли б використовуватися для запуску запакованих відходів в космічний простір. Розглядалося кілька кінцевих пунктів призначення відправки відходів, включаючи направлення їх у бік Сонця, збереження на орбіті навколо Сонця між Землею і Венерою і викидом відходів взагалі за межі сонячної системи. Це необхідно через те, що розміщення відходів у космічному просторі на навколоземній орбіті загрожує можливим їх поверненням на Землю.
Висока вартість цього варіанту означає, що такий метод видалення радіоактивних відходів міг би бути придатним для відходів високого рівня активності або для відпрацьованого палива (тобто для долгоживущего високорадіоактивних матеріалу, який відносно малий за своїм обсягом). Переробка відходів могла б знадобитися, щоб відокремити найбільш радіоактивні матеріали для видалення в космічний простір і, отже, зменшити обсяг транспортованого вантажу .. Цей варіант не був реалізований, і подальші дослідження не проводилися через високу вартість і через аспектів безпеки, пов'язаних з можливим ризиком невдалого запуску.
Найбільш детальні дослідження цього варіанту були виконані в Сполучених Штатах NASA в кінці 1970-х і початку 1980-х років. В даний час NASA. запускаються в космос тільки термічні радіоізотопні генератори (ТРГ), що містять кілька кілограм Pu-238. [8]

4. Радіоактивні відходи і відпрацьоване ядерне паливо в атомній енергетиці Росії.

Яке реальне становище з РАВ атомних електростанцій Росії? АЕС є місцями сховищ радіоактивних відходів, що виникають крім відпрацьованого палива. На території АЕС Росії зберігається близько 300 тис. м3 РАВ загальною активністю близько 50 тис. кюрі. На жодній атомній електростанції немає повного комплекту установок для кондиціонування РАВ. Проводиться упарювання рідких РАВ, а отриманий концентрат зберігається в металевих ємностях, в деяких випадках попередньо отверждается методом бітуміровання. Тверді РАВ поміщаються в спеціальні сховища без попередньої підготовки. Тільки на трьох АЕС є установки пресування і на двох станціях - установки спалювання твердих РАВ. Цих технічних засобів явно недостатньо з позицій сучасного підходу до забезпечення радіаційної та екологічної безпеки. Дуже серйозні труднощі виникли у зв'язку з тим, що сховища твердих і сценарий відходів на багатьох російських АЕС переповнені. На більшості АЕС немає повного комплекту технічних засобів, необхідних з позицій сучасного підходу до забезпечення радіаційної та екологічної безпеки. Атомна енергетика не може існувати інакше, як напрацьовуючи все нові і нові кількості штучних радіонуклідів, в тому числі плутонію, яких до початку 40-х років минулого століття природа не знала і до яких не адаптована. До теперішнього часу в результаті експлуатації енергоблоків АЕС з реакторними установками ВВЕР і РБМК у сховищах різного типу й приналежності знаходиться близько 14 тис. т відпрацьованого ядерного палива, його сумарна радіоактивність 5 млрд Кі (34,5 Кі на кожну людину). Більша його частина (близько 80%) зберігається в приреакторних басейнах витримки і станційних сховищах ВЯП, інше паливо - у централізованих сховищах заводу РТ-1 на ВО «Маяк» і на Гірничо-хімічному комбінаті (ДХК) під м. Красноярському (ВЯП ВВЕР- 1000). Щорічний приріст ВЯП становить близько 800 т (від реакторів ВВЕР-1000 щорічно надходить 135 т ВЯП).
Специфікою ВЯП російських АЕС є його різнотипність як за фізико-технічних параметрах, так і по масогабаритні характеристики ТВЗ, що визначає відмінності в підході до подальшого поводження з ВЯП. Невирішеним елементом в цій схемі є створення виробництва змішаного уран-плутонієвого палива з регенерованого плутонію, накопиченого на заводі РТ-1 ПО «Маяк» в обсязі -30 т.
Для реакторів типу ВВЕР-1000 і РБМК-1000 вимушеним рішенням (по ряду причин) є проміжне перед початком переробки тривале зберігання ВЯП цих відходів не включається у вартість кінцевого продукту - електроенергії.

5. Проблеми системи поводження з РАВ у Росії та можливі шляхи її вирішення

5.1 Структура системи поводження з РАВ в РФ

Проблема поводження з РАВ є багатогранною і складною, носить комплексний характер. При її вирішенні необхідно враховувати різні фактори, в т.ч.возможное збільшення собівартості продукції або послуг підприємств внаслідок пред'явлення нових вимог щодо зберігання та поводження з РАВ, застосування спеціальних обов'язкових технологій поводження з РАВ, багатоваріантності способів поводження з РАВ в залежності від їх питомої активності , фізико-хімічного стану, радіонуклідного складу, обсягів, токсичності, та умов щодо безпечного зберігання та захоронення. Аналіз нормативної бази РФ, що регламентує поводження з РАВ на заключному етапі ЯПЦ, - структури нормативно-технічної документації, відповідності вимог до різних етапах поводження з РАВ у документах різних рівнів і т.д. показав, що в ній відсутні документи, що визначають:

• основи державної політики у сфері поводження з РАВ, в якій були б визначені права власності у сфері поводження з РАВ та джерела фінансування цієї діяльності, а також відповідальність підприємств - виробників РАВ;

• граничні обсяги і терміни тимчасового зберігання різних РАВ;

• порядок узгодження і прийняття рішень з розміщення пунктів остаточної ізоляції (похованню) РАВ;

• методи оцінки безпеки об'єктів остаточної ізоляції і методи отримання вихідних даних для проведення таких оцінок, а також цілий ряд інших важливих моментів. [2]

Крім того, діючі документи містять суперечності і також вимагають доопрацювання. Так, існуюча класифікація РАВ (за рівнем активності) не містить вказівок по необхідних термінів ізоляції відходів від біосфери і, як наслідок, способам їх поховання.

Сьогоднішня ситуація з РАВ характеризується наступними цифрами. За даними системи державного обліку та контролю радіоактивних речовин і РАВ за станом на 01.01.2004 в Російській Федерації їх накопичено понад 1.5 млрд.Кі (5.96Е +19 Бк), з яких більше 99% зосереджено на підприємствах Росатому.

Більшість відходів знаходиться у тимчасових сховищах. Однією з важливих причин накопичення у пунктах зберігання великих обсягів радіоактивних відходів є існуючий неефективний підхід до поводження з відходами. В даний час прийнято, що всі утворюються відходи слід зберігати протягом 30-50 років з можливістю продовження терміну зберігання. Цей шлях не веде до остаточного безпечного вирішення проблеми і вимагає значних витрат на експлуатацію сховищ без ясної перспективи ліквідації останніх. При цьому остаточне рішення проблеми накопичення РАВ перекладається на наступні покоління.

Альтернативою є впровадження принципу остаточної ізоляції РАВ, при якому ризики виникнення аварій та негативного впливу РАВ на людину і навколишнє середовище знижуються орієнтовно на 2-3 порядки. Отже, основним способом ізоляції має бути не тривале зберігання, а остаточне захоронення відходів. З огляду на кліматичні умови Росії, підземна ізоляція відходів більш безпечна, ніж приповерхнева.

Ситуація, що склалася ускладнюється застосовуються до недавнього часу на сховищах підприємств - джерел утворення РАВ, як правило, "навальний" розміщенням твердих радіоактивних відходів.

Пункти зберігання РАВ створювалися з урахуванням специфіки роботи підприємств і використовуваних технологій, внаслідок чого практично відсутні типові рішення по ізоляції відходів. Зберігання твердих РАВ здійснюється у сховищах більше 30 різних типів, представлених в основному спеціалізованими будівлями або внутрівиробничими приміщеннями, траншеями і бункерами, ємностями і відкритими майданчиками. Рідкі відходи розміщені в сховищах більше 18 різних типів, в основному представлених окремо розташованими ємностями, відкритими водоймами, пульпохраніліщамі та ін Проектами сховищ не передбачалися рішення щодо виведення їх з експлуатації і подальшої реабілітації територій. Все це значно ускладнює визначення радіонуклідного та хімічного складу зберігаються відходів і ускладнює або часто робить неможливим їх вилучення.

У галузі відсутні типові рішення переробки та підготовки РАВ до захоронення. Технології переробки і кондиціонування РАВ, а відповідно і установки переробки, створювалися з урахуванням специфіки утворюються РАВ на кожному підприємстві і в більшості своїй не є уніфікованими і універсальними.

Комплекс описаних проблем у сфері поводження з РАВ обумовлює необхідність модернізації діючої системи.

5.2 Пропозиції щодо зміни доктрини поводження з РАВ

Основи технічної політики для ефективного вирішення проблеми остаточної ізоляції наявних РАВ в РФ можна сформулювати наступним чином:
• зміна існуючого концептуального підходу до ізоляції відходів. У проектах по поводженню з РАВ основним способом ізоляції відходів має бути не тривале зберігання, а остаточне захоронення відходів без можливого вилучення;
• мінімізація створення нових поверхневих і приповерхневих сховищ РАВ на підприємствах;
• використання територій, прилеглих до підприємств - джерелами утворення та накопичення великих обсягів відходів і мають досвід і ліцензії по поводженню з ними для створення нових регіональних і локальних могильників РАВ, по можливості, з максимальним використанням існуючих підземних об'єктів, що виводяться з експлуатації;
• використання типових технологій поводження з РАВ для певних видів відходів і типів сховищ;
• розробка чи модифікація законодавчої та нормативно-технічної документації для реалізації захоронення всіх видів РАВ. [2]

6. Висновок

Таким чином можна зробити висновок про те, що найбільш реальним перспетівним способом утилізації радіоактивних відходів є їх зохороненіе геологічному середовищі. Складна економічна ситуація в нашій країні не дозволяє використовувати альтернативні дорогі способи поховання в промислових масштабах.
Тому найважливішим завданням геологічних досліджень буде дослідження оптимальних геологічних умов для безпечного захоронення РАВ, можливо на території конкретних підприємств атомної промисловості. Найбільш швидким шляхом вирішення завдання є використання свердловинних могильників, спорудження яких не вимагає великих капітальних витрат і дозволяє почати поховання ВАО в порівняно невеликих за розмірами геологічних блоках сприятливих порід.
Видається актуальним створення науково-методичного керівництва з вибору геологічного середовища для поховання ВАО і визначення на території Росії найбільш перспективних місць для спорудження могильників.
Досить перспективним напрямком геолого-мінералогічних досліджень російських вчених може бути вивчення ізоляційних властивостей геологічного середовища і сорбційних властивостей природних мінеральних сумішей.

7. Список використаної літератури:

1. Бєляєв А.М. Радіоекологія
2. За матеріалами конференції «Безпека ядерних технологій: економіка безпеки та поводження з ДІВ»
3. Кедровський О.Л., Шішіц Ю.І., Леонов Е.А., та ін Основні напрямки вирішення проблеми надійної ізоляції радіоактивних відходів у СРСР. / / Атомна енергія, т. 64, вип.4. 1988, с. 287-294.
4. Бюлетень МАГАТЕ. Т. 42. № 3. - Відень, 2000.
5. Кочкін Б.Т. Вибір геологічних умов для поховання високорадіоактивних відходів / / Дис. на соіск. д. г.-м. н. ІГЕМ РАН, М., 2002.
6. Лаверов Н.П., Омельяненко Б.І., Величкін В.І. Геологічні аспекти проблеми захоронення радіоактивних відходів / / Геоекологія. 1999. № 6.
Додати в блог або на сайт

Цей текст може містити помилки.

Екологія та охорона природи | Курсова
189.3кб. | скачати


Схожі роботи:
Методи і засоби радіаційно-технологічного контролю при сортуванню твердих радіоактивних відходів
Проблеми захоронення та утилізації відходів в Росії
Екологічні проблеми птахофабрик Росії і роль біотехнології в переробці органічних відходів
Поховання на полігонах
Давньогрецький обряд поховання
Соціальну допомогу на поховання
Перші поховання стародавніх єгиптян
Вогняне поховання кремація - обережно
Тренд-аналіз геологічних даних
© Усі права захищені
написати до нас
Рейтинг@Mail.ru