Управление на радиоактивни отпадъци



Дата14.03.2022
Размер46.53 Kb.
#113884
ТипРеферат
РАДИОАКТИВНИ ОТПАДЪЦИ
Свързани:
Uprajnenie1 (1), РЕФЕРАТ ОЛОВО И ЦИНК, Условия


РЕФЕРАТ

ТЕМА: Управление на радиоактивни отпадъци




УПРАВЛЕНИЕ НА
РАДИОАКТИВНИ ОТПАДАЦИ

Радиоактивните отпадъци са всички отпадъчни материали, които съдържат нуклиди на атоми на радиоактивни изотопи и нямат практическо приложение. Такива материали се получават при добив на радиоактивни руди, при производство на атомна енергия, както и в научноизследователски лаборатории. Радиоактивно замърсяване се нарича трайното замърсяване с радиоактивни частици, най-често вследствие на ядрен взрив. Тези частици се разнасят из атмосферата от експлозията и впоследствие падат на земята. Така образуваният радиоактивен прах е основният замърсител. Особено опасни за човека са радиоактивните отпадъци с радиоактивните изотопи на йода и стронция.


Причините за радиоактивното замърсяване могат да бъдат предизвикан по три начина: В резултат на авария с АЕЦ, при инцидент с радиоактивен източник, или от природен източник. Вероятността от реализиране на радиоактивно замърсяване, получено в резултат на ядрен инцидент с ядрено оръжие е много малка и неясна.

КЛАСИФИКАЦИЯ НА РАДИОАКТИВНИТЕ ОТПАДЪЦИ


Въведена е класификация на РАО, която се основава на разделянето на твърдите РАО на категории и подкатегории и е насочена към безопасното им дългосрочно управление и погребване.


ВИДОВЕ ОТПАДЪЦИ ПО ФИЗИЧНИТЕ ИМ СВОЙСТВА :


Твърди РАО - Пресуеми (текстил,гума,пластмаса) Непресуеми (бетон,метал,дърво)


Горими (дърво,текстил,платмаса,гума)
Течни РАО - Йонообменни смоли - Шламове и утайки - Кубов остатък

В съответствие с активността и специфичните им характеристики твърдите РАО се класифицират, както следва:


1.категория 1 - отпадъци, съдържащи радионуклиди с ниска активност, за които не се изисква прилагането на мерки за радиационна защита или не е необходимо високо ниво на изолиране и задържане; РАО от тази категория се подразделят допълнително на:
a) категория 1a - отпадъци, които отговарят на нивата за освобождаване от регулиране по ЗБИЯЕ;
б) категория 1б - много кратко-живеещи отпадъци, съдържащи предимно радионуклиди с кратък период на полуразпадане (не повече от 100 дни), чиято активност намалява под нивата за освобождаване от регулиране по ЗБИЯЕ, в резултат на подходящо съхраняване на площадката за ограничен период от време (обикновено не по-голям от няколко години);
в) категория 1в - много ниско-активни отпадъци с нива на специфичната активност, превишаващи минимално нивата за освобождаване от регулиране по ЗБИЯЕ и много ниско съдържание на дълго живеещи радионуклиди, които представляват ограничен радиологичен риск; за тази категория отпадъци не се изисква прилагането на специфични мерки за радиационна защита или за изолиране и задържане.
2. Категория 2 – ниско- и средно-активни отпадъци, съдържащи радионуклиди в концентрации, при които не се изискват специални мерки за отвеждане на топлоотделянето при съхранение и погребване; радиоактивните отпадъци от тази категория се категоризират допълнително на:
а) Категория 2а – кратко живеещи ниско- и средно-активни отпадъци, съдържащи главно кратко-живеещи радионуклиди (с период на полуразпадане, по-кратък или равен на периода на полуразпад на Cs-137), и дълго-живеещи алфа-активни радионуклиди със специфична активност, по-малка или равна на 4.106 Bq/kg за отделна опаковка и по-малка или равна на 4.105 Bq/kg в целия обем на РАО;
б) Категория 2б – дълго-живеещи ниско- и средно-активни отпадъци, съдържащи дълго-живеещи алфа-активни радионуклиди (с период на полуразпадане, по-дълъг от периода на полуразпадане на Cs-137) със специфична активност, надвишаваща границите за категория 2а. 1.
Категория 3 – високо-активни отпадъци, в които концентрацията на радионуклиди е такава, че топло-отделянето трябва да бъде взето предвид при съхранение и погребване. Класификацията на РАО е насочена към дългосрочна безопасност – крайните 38 точки на управлението им. Начинът на погребване се основава на класификацията на РАО:
Класификацията на РАО е насочена към дългосрочна безопасност – крайните 38 точки на управлението им. Начинът на погребване се основава на класификацията на РАО:
РАО от категория 1в могат да бъдат депонирани в повърхностни депа;
РАО категория 2а трябва да бъдат погребвани в повърхностни инженерни съоръжения за погребване на РАО;
РАО от категория 2б и 3 трябва а бъдат погребвани само в геоложки съоръжения за погребване на РАО

Класификацията се прилага и за течните и газообразните РАО в зависимост от характеристиките и формата на подходящите за погребване твърди РАО, които се очаква да бъдат получени след кондиционирането на течните и газообразните РАО. Когато в страната не е налична технология за кондициониране на течните или газообразните РАО, класификацията се извършва, като се отчитат най-добрите съвременни технологии за кондициониране.


Естественият радиационен гама-фон е физична характеристика на околната среда и представлява лъчевото поле, в което се намират всички живи организми на Земята. 155 Определя се от йонизиращите лъчения, източник на които са вторичното космично лъчение и естествените радионуклиди, намиращи се в атмосферния въздух, почвите, водите, храните и човешкото тяло. Мощността на дозата му е специфична за всеки пункт, област, регион. Данните за мощността на дозата гама-лъчение за страната се получават в реално време от 27 постоянни мониторингови станции на Националната автоматизирана система за непрекъснат контрол на радиационния гама-фон, администрирана от Изпълнителната агенция по околна среда (ИАОС). Автоматизираната система има за цел да осигурява оперативна информация в случай на инцидентно повишаване на радиационния фон, както при ядрена авария на територията на страната ни, така и при трансграничен пренос.

Основни принципи при управлението на отработеното ядрено гориво (ОЯГ) и радиоактивните отпадъци (РАО), които трябва да се спазват на територията на Европейския съюз, са:


 Предприемане на всички необходими мерки, за да се гарантира, че отработеното ядрено гориво и радиоактивните отпадъци се управляват по такъв начин, че отделните лица, обществото и околната среда са защитени от радиологичен риск;
Платформата на управлението на отработеното ядрено гориво и на радиоактивните отпадъци в Република България цели:
 да отговаря на изискванията за ядрена безопасност, радиационна защита и екологичните норми и стандарти за предотвратяване на потенциална опасност и рискове на всички етапи от управлението на отработеното ядрено гориво и на радиоактивните отпадъци и защита здравето на населението и опазване на околната среда.

Политиката на Република България в областта на управлението на ОЯГ и РАО


В Република България е установена единна национална рамка (законодателна, регулаторна и организационна) за дейностите по използване на ядрената енергия за мирни цели. Общоприетите изисквания и стандарти по безопасност в областта на управлението на ОГ и РАО са въведени в националното законодателство.
Държавното регулиране е възложено на независим компетентен орган – Агенция за ядрено регулиране.
Основните участници в процеса на управление на РАО и ОГ на национално ниво са Министерски съвет, отделни министерства в съответствие с компетенциите им, АЯР, АЕЦ “Козлодуй”, ДП “РАО”. Лицензиантите и титулярите на разрешения носят пълната отговорност за безопасността при управлението на отработено гориво и радиоактивни отпадъци, а крайната отговорност е на Държавата.
Законът за безопасно използване на ядрената енергия урежда обществените отношения, свързани с държавното регулиране на безопасното използване на ядрената енергия и йонизиращите лъчения и с безопасното управление на радиоактивните отпадъци и отработеното гориво, както и правата и задълженията на лицата, които осъществяват тези дейности. Ядрената енергия и йонизиращите лъчения трябва да се използват обосновано, в съответствие с изискванията и принципите на ядрената безопасност и радиационната защита и с цел осигуряване защитата на човешкия живот, здравето и условията на живот на сегашното и бъдещите поколения, околната среда и материалните ценности. При използването на ядрената енергия и йонизиращите лъчения се изисква прилагане на принципа на минимизиране и на оптимизиране на облъчването..

Политиката на Република България в областта на управлението на ОЯГ и РАО е определена в националното законодателство (основно в Закона за безопасно използване на ядрената енергия (ЗБИЯЕ), Закона за опазване на околната среда (ЗООС) и наредбите по тяхното прилагане) и се свежда основно до:


- управлението на РАО подлежи на държавно регулиране и се извършва само след получаване на разрешение и/или лицензия от Председателя на АЯР;
- постановяване на отговорност на лицата, генериращи РАО, за тяхното безопасно управление до предаването им на държавата в лицето на ДП „РАО“;
- учредяване на държавен монопол върху дейностите по управление на РАО управлението на РАО извън площадките, където те са генерирани, е възложено на ДП „РАО“;
- генераторите на РАО поемат разходите за тяхното управление, вкл. и погребване, на принципа “замърсителят плаща”;
- управлението на РАО, чийто собственик е неизвестен, е отговорност на държавата;
- забрана за внос на РАО в страната, освен в определените в ЗБИЯЕ случаи (при обратен внос на използвани закрити източници на йонизиращи лъчения, произведени в Република България и като радиоактивните отпадъци са получени от преработка на материали, извършена като услуга в полза на Република България или на българско юридическо лице);
- прилагане на принципа за връщане на определени категории радиоактивни източници на производителя след прекратяване на използването им;
- ОЯГ може да бъде обявено за РАО ако са налице условия за безопасно съхранение и погребване в съответно хранилище и ако експлоатиращият е заплатил съответната вноска във фонд РАО;
- своевременно обработване на РАО до привеждането им във форма, осигуряваща безопасното им съхраняване и погребването им във възможно най-кратък срок след тяхното генериране
Приетата с протоколно решение №49 от 23 декември 2004 от Министерския съвет, “Стратегия за управление на отработено ядрено гориво и на радиоактивни отпадъци” в изпълнение на чл. 74 от Закона за безопасно използване на ядрената енергия, представлява основен национален документ, формулиращ политиката и принципите за безопасното управление на дейностите свързани с отработеното ядрено гориво и радиоактивните отпадъци. Този документ включва стратегически план за реализация на целите, задачите и мерките по управление на радиоактивните отпадъци и отработеното ядрено гориво за периода до 2030г.
От момента на приемане от Министерския съвет на “Стратегията – 2004" досега са изминали повече от 5 години, като за този период настъпиха редица вътрешни и външни промени, сред които:
• Приемане на страната за пълноправен член на Европейския съюз на 1 януари 2007г.;
• Приемане и подготовка през последните две години от институциите на Общността. на редица нови решения, Директиви и Pегламенти , свързани с безопасното управление на ОЯГ и РАО;
• Спиране от експлоатация на 3 и 4 енергоблок на АЕЦ „Козлодуй” в края на 2006 г.;
• Решение №260 от 8 април 2005 г. на Министерския съвет за изграждане на ядрена централа на площадка “Белене”;
• Решение №683 от 25 юли 2005г. на Министерския съвет за изграждане на Национално хранилище за погребване на радиоактивни отпадъци;
• Решение №839 от 20 декември 2008 г. на Министерския съвет за обявяване на блокове 1 и 2 на “АЕЦ „Козлодуй” ЕАД за съоръжения за управление на радиоактивни отпадъци. Със същото решение блокове 1 и 2 на АЕЦ „Козлодуй”, заедно с необходимото движимо имущество, бяха обявени за частна държавна собственост и това имущество бе предоставено за управление на Държавното предприятие “Радиоактивни отпадъци”.

.

Национална рамка


Държавите-членки създават и поддържат национална законодателна, регулаторна и организационна рамка за управление на отработено гориво и радиоактивни отпадъци, с която се разпределя отговорността и се осигурява координацията между съответните компетентни органи. Националната рамка включва всички елементи, изброени по-долу: а) национална програма за прилагането на политиката за управление на отработено гориво и радиоактивни отпадъци;
б) национални мерки за безопасност на управлението на отработено гориво и радиоактивни отпадъци. Определянето на начина на приемането на тези мерки и на инструмента за прилагането им е от компетентността на държавите-членки;
в) система за лицензиране на дейности, съоръжения или на двете, за управлението на отработено гориво и радиоактивни отпадъци, включително за забраната на дейности за управление на отработено гориво или радиоактивни отпадъци или на експлоатацията на съоръжение за управление на отработено гориво или радиоактивни отпадъци без лицензия, или за забрана на двете, като установява по целесъобразност условия за по-нататъшното управление на дейностите, на съоръжението или на двете
г) система за подходящ контрол, система за управление, регулаторни инспекции, задължения за документиране и докладване за дейностите, съоръженията за управление на радиоактивни отпадъци и отработено гориво или за двете, включително подходящи мерки за периода след затваряне на съоръженията за погребване;
д) действия за осигуряване на изпълнението, включително прекратяване на дейности и изменение, изтичане на срока на валидност или отнемане на лицензия, ако е целесъобразно, заедно с изисквания за алтернативни решения, които водят до по-голяма безопасност;
е) разпределението на отговорностите на органите, участващи в различните етапи на управлението на отработено гориво и радиоактивни отпадъци. По-конкретно, националната рамка възлага основната отговорност за отработеното гориво и радиоактивните отпадъци на лицата, които са ги генерирали, или, при особени обстоятелства, на притежателя на лицензия, на когото тази отговорност е била възложена от компетентни органи;
ж) национални изисквания за информирането на обществеността и нейното участие;
з) схемата(ите) за финансиране на управлението на отработено гориво и радиоактивни отпадъци в съответствие с член 9. 2. Държавите-членки гарантират, че националната рамка се подобрява, когато е целесъобразно, при отчитане на експлоатационния опит, изводите, направени в процеса на вземане на решения, посочен в член 4, параграф 3, буква е), и развитието на съответните технологии и научни изследвания.

Национални програми


През 2015 г. Министерски съвет прие „Актуализирана Стратегия за управление на ОГ и РАО до 2030 г.“ (Националната стратегия се приема на основание на чл. 74 от ЗБИЯЕ, по предложение на Министъра на енергетиката и след публично обсъждане. По смисъла Член 11 Национални програми .
1. Всяка държава-членка прави необходимото за изпълнение на своята национална програма за управление на отработено гориво и радиоактивни отпадъци (наричана по-нататък „национална програма“), която се прилага за всички видове отработено гориво и радиоактивни отпадъци под нейна юрисдикция, както и за всички етапи на управлението на отработено гориво и радиоактивни отпадъци — от генерирането до погребването им.
2. Всяка държава-членка редовно прави преглед на своята национална програма и я актуализира, като отчита по целесъобразност техническия и научния напредък, както и препоръките, извлечените поуки и добрите практики от партньорски проверки. 35 на Директива 2011/70/Евратом този документ е Национална програма на Република България за управление на РАО и ОГ. и съдържа всички елементи съгласно чл. 12 от Директивата. Стратегията се актуализира на всеки 5 години. Стратегията представя информация за общите цели и принципи на националната политика, практиките и вариантите за управление на ОГ и РАО. В Стратегията е представена категоризация на отпадъците, настоящите и прогнозираните количества ОГ и РАО, осигуряването на човешки, икономически и финансови ресурси. Определени са важните етапи и показателите за изпълнение на планираните дейности до 2030 год. Стратегията съдържа плана за действие за постигане на поставените цели, включително критериите за успех за всяко действие. Специфичните стъпки и отговорностите в управлението на ОГ и РАО са определени в наредбите, издадени по ЗБИЯЕ: Наредба за безопасност при управление на РАО, Наредба за осигуряване безопасността при управление на ОГ и Наредба за условията и реда за предаване на радиоактивни отпадъци в ДП „РАО“.

Цели на стратегията


Основната цел на Националната стратегия е неперкъснатото подобряване на процеса на отговорно и безопасно управление на отработеното ядрено гориво и на радиоактивните отпадъци, без необосновано прехвърляне на отговорността към бъдещите поколения. Специфичните цели на Националната стратегия са:
- Определяне на адекватни национални мерки за отговорно управление a на отработеното ядрено гориво и на радиоактивните отпадъци, със спазване на изискванията за ядрена и радиоложка безопасност, установени от законодателната и регламентираща рамка на ядрената сфера
- Подобряване процеса на информиране и осигуряване на необходимото публично участие относно управлението на отработеното ядрено гориво и на радиоактивните отпадъци, при спазване на действащите правни регламенти относно класифицираната информация и принципа на поверителност. Целите на Националната стратегия ще бъдат следвани от всички титуляри на разрешително, които генерират или притежават радиоактивни отпадъци, във всички етапи на процеса на безопасното им управление, включително и по време на обезвреждането на ядрените и радологични инсталации. Сфера на приложение на Националната стратегия Нацоналната стратегия се прилага за:
- Дейностите по безопасно управление на отработеното ядрено гориво от работата на ядрените инсталации за производство на ел. енергия и на изследователските реактори e;
- Дейностите по безопасно управление отпадъцина радиоактивните отпадъци от работата, ремонта и обезвреждането на ядрените инсталации за произвеждане на ел. енергия, на изследователските реактори и от индустриал

Очаквани количества РАО до 2030 година




КАТЕГОРИЯ РАО

ОБЕМ, м 3



42000



90200



10

3

1100

Ядрени съоръжения ЯС в РБ :

2 енергийни реактора в експлоатация;
4 енергийни реактора в процес на извеждане от експлоатация;
2 хранилища за ОГ (в експлоатация);
1 спрян изследователски реактор;
Национално хранилище за погребване на ниско- и средно-активни кратко живеещи РАО (на етап строителство);
Хранилище за РАО от ядрени приложения „Нови Хан“ (в експлоатация);
Съоръжение за управление на РАО – СП „РАО – Козлодуй“ (в експлоатация);
Инсталация за плазмено изгаряне - на етап въвеждане в експлоатация.
Радиоактивните отпадъци се съхраняват по начин, осигуряващ подходяща изолация от околната среда и населението за целия планиран срок на съхраняване и улесняващ последващите етапи на управлението им.

Обработване на РАО


Намаляване на обема– по отношение на потоците твърди РАО се прилага суперпресоване за пресуемите РАО, раздробяване за непресуемите, както и е планирано изграждане на съоръжение за плазмено изгаряне.
По отношение на течните РАО се прилага изпарение; - Промяна на състава/химическа обработка- при необходимост, когато приетите РАО са с физико-химични характеристики затрудняващи или не позволяващи надеждното изпълнение на последващите технологични процеси се извършва промяна на състава или физико-химичните параметри на РАО с цел осигуряване на качеството на крайният продукт на технологичният процес. - Дезактивация- повърхностно замърсените метални РАО биват подлагани на химична или електрохимична дезактивация, с цел достигане на нива за освобождаване от регулаторен контрол на максимално достижимо количество метални РАО. - Имобилизация и опаковане– преработените твърди и течни РАО се имобилизират по метода на циментирането в специализирани стоманобетонни контейнери тип СтБК. 38 След изработването на опаковката, тя се разполага в съоръженията на ДП „РАО” за съхранение на отпадъците до освобождаване от регулаторен контрол (опаковки РАО, категория 1) или погребване в съоръжение за погребване на РАО (категория 2). Дезактивираните материали, който са постигнали критериите за освобождаване от регулаторен контрол биват освободен в съответствие на националната регулаторна рамка. Изпълнението на всеки един от технологичните процеси се осъщесвява от действащите специализирани поделения.
Радиоактивните отпадъци се съхраняват по начин, осигуряващ подходяща изолация от околната среда и населението за целия планиран срок на съхраняване и улесняващ последващите етапи на управлението им.
РАО се съхраняват при спазване на следните изисквания за пасивна безопасност:
1. радионуклидите да са в имобилизирано състояние;
2. формата на РАО и контейнерът за съхраняване да са физически и химически стабилни в средата на съхраняване.
Радиоактивните отпадъци, подлежащи на последващо освобождаване от регулиране , трябва да се съхраняват отделно от другите съхранявани РАО и се маркират по подходящ начин.

Критериите за приемане трябва да са обвързани с резултатите от оценката на безопасността на съоръжението и да съдържат като минимум изисквания към:



1. радионуклидния състав на опаковката на РАО, включително концентрацията на радионуклиди в опаковката;
2. мощността на еквивалентната доза гама-лъчение на повърхността и на определените разстояния от стените на контейнера;
3. химичните, физичните, механичните и биологичните свойства на формата на РАО;
4. размерите и способностите на контейнера да запазва механичната си цялост и да осигурява изолацията на РАО при нормални и аварийни условия и за предвидения период на съхраняване.
Радиоактивните отпадъци се приемат за съхраняване, ако отговарят на критериите за приемане при проверка на придружаващата ги документация.
Погребването на РАО трябва да осигури защитата на здравето на персонала и на населението и на околната среда по време на експлоатация на съоръжението за погребване и след неговото затваряне, като се предотврати неконтролируемо разпространение на радиоактивни вещества и се осигури тяхната изолация от биосферата. (2) Безопасността при погребване на РАО се осигурява чрез задържане на радионуклидите в опаковката и изолиране на РАО от околната среда за периода от време, през който отпадъкът остава опасен за населението. Задържането и изолирането на РАО от околната среда се осигурява чрез последователни инженерни и естествени бариери и средства за контрол на тяхната цялост и ефективност при максимално използване на пасивни средства. (3) Лицензиантът трябва да осигури запазването на главните функции на безопасност както при нормална еволюция на системата за погребване, така и за предвидените в проекта случаи на нарушаването на системата за погребване.
Съоръжение за управление на РАО от АЕЦ “Козлодуй“ От 2001 г. на площадката на АЕЦ „Козлодуй“ функционира отделно съоръжение за управление на РАО. Оператор на съоръжението за обработване и съхраняване на ниско- и средно активни твърди и течни РАО е ДП „РАО“. Обработването включва методи за намаляване на обема и кондициониране посредством опаковане и имобилизиране в циментна матрица. Кондиционираните РАО се съхраняват в склад.
Хранилище за РАО от ядрени приложения „Нови Хан“ е предназначено е за съхраняване на РАО от ядрените приложения от различни отрасли на промишлеността, медицината, селското стопанство и науката. В съоръжението се приемат за съхранение в необработен вид излезлите от употреба твърди РАО, биологични РАО, закрити източници на йонизиращи лъчения.
Национално хранилище за погребване на ниско- и средно-активни кратко живущи РАО (НХРАО) – при повърхностно, много бариерно инженерно съоръжение от модулен тип, което ще позволи последователно изграждане на отделните елементи и постепенното увеличаване на капацитета. Капацитетът на първия етап от изграждането му е 50 000 m3 . През 2017 г. председателят на АЯР е издал разрешение за строителство и е започнало изграждането на първия етап на хранилището
В изпълнение на задълженията на Република България по чл. 14.1 на Директива 2011/70/ЕВРАТОМ на Съвета от 19 юли 2011 година за създаване на рамка на Общността за отговорно и безопасно управление на отработено гориво и радиоактивни отпадъци (Директивата). Националният доклад следва общата рамка на представяне на информацията, в областта на управлението на отработеното гориво и радиоактивните отпадъци, имайки предвид, че Комисията ще докладва на Европейския парламент и на Съвета
В Република България се поддържа добре развита национална законодателна, регулаторна и организационна рамка за управление на отработено гориво и радиоактивни отпадъци. В тази рамка са разпределени отговорностите и е осигурена координацията между компетентните органи, създадена е инфраструктура за безопасно управление на ОГ и РАО и механизъм за разработване на национална програма за управление на ОГ и РАО

Матрици за имобилизиране и кондициониране на РАО


Познати меетоди са :


Циментиране ,остикляване , Битумиране, Имобилизиране в керамична матрица

Основни изисквания към матрицата:


Материалите на матрицата да притежават способност да се свързват и да задържат възможно най-голям брой радионуклиди и техните продукти на разпад за дълго време; Да е устойчива по отношение на физико-химично и атмосферно влияние в условията за дългосрочно съхранение и погребване; Да притежава термична стабилност при високо съдържание на радионуклиди; Да има механична якост, висока топлопроводимост, ниски коефициенти на термично разширение Да е радиационно устойчива; Да има устойчивост на микробиологично увреждане; Да се отличава със сравнително проста технология и относително евтини суровини и материали за производството.
Циментиранe

Циментирането е първата и все още най-широко използвана техника за преработка на ниско и средно-радиоактивни отпадъци. В сравнение с други техники за втвърдяване, циментирането е относително прост и евтин процес. Но качеството на крайната форма на циментираните отпадъци зависи много от състава на отпадъците и вида на използвания цимент. Циментирането на РАО е широко разпространено в редица страни като САЩ, Германия, Великобритания, Франция, Испания, Япония, Русия в т.ч. и България


Видове цимент:
Портланд-цимент - Всички реакции на хидратацията на портланд-цимента са екзотермични. Порестост – Диаметърът на порите варира от 10 mm до 0.0005 mm. Техният процентен обем се увеличава при хидратация и достига около 20-30% при втвърдения цимент.Порите в циментовия гел не са от съществено значение от гледна точка на пропускливостта и корозията. Водо-циментно съотношение – Съотношението вода/цимент е може би найважният самостоятелен елемент, определящ якостта и химическата устойчивост на втвърдената циментова смес. При приготвянето на циментовата паста обикновено е необходимо значително количество вода за да се гарантира че сместа е достатъчно пластична. Излишната вода, която не е необходима за хидратацията, може частично да се изпари, но порите в циментираните отпадъци остават запълнени с течна фаза, което е нежелателно. Пропускливост - Колкото е по-голямо съотношението вода/цимент, толкова по-изразена е пропускливостта. При съотношение вода/цимент над 0.5-0.6 пропускливостта на циментовата паста нараства изключително бързо. Цименти със съдържание на високопещна шлака - Тъй като по-голяма част от портланд-цимента в тези видове цимент е заменена от високопещна шлака, мощността на генерираната топлина е по-малка.Това е основно съображение в пълномащабното приложение за циментиране на радиоактивни отпадъци, където се използва 75-90% шлака за намаляване на екзотермичната температура при втвърдяване до по-малко от 100 С, и препоръчително до по-малко от 80 С. Пропускливост и размер на порите – Въпреки увеличаването на общата порестност, циментите със съдържание на високопещна шлака имат по-малка пропускливост от еквивалентните портланд-цименти, което се дължи на увеличения обем по-малки пори. По-малката пропускливост спомага за подобряване на устойчивостта на замръзване. Скорост на свързване – По-бавното свързване на циментите с високопещна шлака е предимство при производството на циментови разтвори, с които може да се работи по-дълго време преди да се втвърдят.(например циментиране на тв.РАО) Химическа не разтворимост - Водата в порите на циментите с високопещна шлака съдържа хидроксидни анйони, но и сяра, която им осигурява по-голямо pH и нисък окислителен потенциал. Тези свойства са благоприятни за намаляване на разтворимостта на повечето радионуклиди, и по-специално на актинидите, и за намаляване степента на корозия на стоманените контейнери

Предимства на циментирането:


Добре познат материал и технология, съвместими с много видове РАО; Повечето течни отпадъци се свързват химически с циментовия разтвор; Ниска цена на цимента; Добра самозащита(самоекраниране); Дълъг срок на съхранение на цимента на прах; Ниска пропускливост за някои радионуклиди; Бързо, контролирано втвърдяване без слягане или разпадане при престояването.
НЕДОСТАТЪЦИ НА ЦИМЕНТИРАНЕТО:
Някои радиоактивни отпадъци влияят на втвърдяването и се получава неподходящ вид на крайния продукт; Някои продукти се издуват и разчупват под въздействие на вода; При определени комбинации от цимент и отпадък, температурата по време на втвърдяването може да се повиши недопустимо; Оборудването за подаване на цимент на прах е трудно за поддържане;
Остъкляване на РАО
Способността на стъклото да включва в състава си широк спектър от елементи е свързана с неговият структура. Основният най-разпространен и практически важен клас са оксидните стъкла. Получават се от оксидистъклообразуватели, които лесно се превръщат в стъкло-SiO2,B2O3 и P2O3. Основните характеристики, които определят избора на стъкло, като матрица за имобилизиране на течни отпадъци включват: достатъчно висока химическа устойчивост към излужване ; механичната якост ; топлинна и радиационна стабилност, гарантиращи отсъствието на обгазяване и радионуклиден трансфер в газовата фаза; включване в структурата на стъклото отпадъци, които се различават по химичения си състав; способност за осигуряване на максимална концентрация по време на втвърдяване, като по този начин се осигурява намаляване обема на отпадъците; Наличието на добре развита технология за производство на стъкло. Най-голямо приложение за имобилизиране, както на високо- така и на ниско- и средноактвни РАО, имат боросиликатните стъкла, където борът играе ролята на модификатор, който понижава температурата на топене и увеличава якостта на натиск на стъклото. Процесът на включване на РАО в съклото предвижда предварително смесване на отпадъка във вид на суха маса или шлам със стъкло-образуващите материали (флюс). Стъклообразуващите добавки и отпадъка могат да се подават и отделно в разтопителя, като се поддържа съотношение обезпечаващо получаването на стъкло със зададеният химически състав. За разтопяване на матрицата (стъклото) обикновено се използва прав ток, протичащ през стопилката. Друг метод е нагряване на стопилката с индукционен ток с висока честота. Има и метод за нагряване на стъкломасата в керамичен разтопител, чрез топлината отделяна от електрод в стопилката, по който протича ток

Предимства на остъкляването:


Стъклото е по-малко чувствително към промяна в състава на отпадъка . Перспективна и стъклокерамична форма на отпадъка, позволява да се понижи температурата на втвърдяване, повишаваща гъвкавостта на матрицата по отношение на отпадъка, запазваща висока устойчивост.
Недостатъци:
Висока стойност на инсталациите за остъкляване и на самия процес; Трудна поддръжка на елементите на плавителя; Липсата на малки и дистанционно управлеми плавители, които да работят дълго време при високи температури;

Магнезиево-минерално-солева композиция ММСК


Тази сравнително нова технология е основана на нов състав на матрица за имобилизиране на РАО – магнезиев0- минерално - солеви. В резултат на втвърдяване с ММСК с включени в минералната матрица РАО се получава свръх плътен камък, на чиято повърхност се образува абсолютно неутрален микрослой, предотвратявщ всяква дифузия от матрицата навън. Този феномен е признат за научно откритие и е патентован. Това е така, защото се изготвя, в действителност, въз основа на компоненти на морската вода, и повърхностния слой действа като аналог на седеф. Използването на ММСК технология ни позволява да предложим съхранение или погребване на имобилизирани, опаковани отпадъци - в морето, на солни формации или отработени шахти . Наблюдение на стабилността на ММСК опаковка в морска вода показва само увеличаване на силата на микрослоя с времето. Технологията е приложима не само за радиоактивни, а и за токсични, химически или органични отпадъци.


Управление на радиоактивните отпадъци в контекста на устойчивото развитие на ядрената енергетика и ядрените приложения в страната може да се постигне само с въвеждане на съвременни високотехнологични методи на преработване на РАО, чрез които значително да се намали обема на отпадъците, подлежащи на погребване, и да се осигури безопасност, сигурност и икономическа ефективност в дългосрочен план. Предлаганите от ИнтерАтомЕнерго възможности за оптимизиране управлението на РАО се основават на технологии, които са разработени, изпробвани и експериментално доказани в преработването на ниско и средно активни отпадъци, аналогични по произход и характеристики на генерираните в страната. Внедряването на предлаганите технологии ще позволи да се решат редица съществуващи проблеми с обработването и погребването на натрупаните и очакваните радиоактивни отпадъци по един икономически и екологично ефективен начин. С технологичното оптимизиране на управлението на РАО ще се постигне по-пълно съответствие с изискванията на законодателството и с поетите от страната международни ангажименти, което от своя страна ще повиши социалната и политическа приемливост на управлението на радиоактивните отпадъци в страната в национален и в международен план.
В страната има две основни съоръжения за управление на радиоактивни отпадъци – Комплекс за РАО - Козлодуй, предназначен за обработване и съхранение на РАО от атомната централа, и Постоянно хранилище за РАО - Нови хан, предназначено основно за погребване (преди) и съхранение (понастоящем) на РАО от ядрените приложения. Проектът за изграждане на Национално хранилище за погребване на ниско и средноактивни отпадъци от ядрената енергетика и ядрените приложения е на етап избор на площадка на хранилището
Необходимостта от технологично оптимизиране на управлението на радиоактивните отпадъци от ядрената енергетика и ядрените приложения в страната е формулирана в Стратегията за управление на отработено ядрено гориво и на радиоактивни отпадъци, приета от Министерския съвет в края на миналата година. Въвеждането на нови технологии за обработване на РАО има за цел да реши съществуващи проблеми с управлението на радиоактивните отпадъци преди погребването им. В същото време, осигуряването на ефективни технологии за обработването на РАО ще позволи да се извършат адекватно основни дейности от етапа на избор на площадка на Национално хранилище за радиоактивни отпадъци, като развитие на концепция за погребване на РАО, възможни критерии за приемане на РАО в хранилището и общи технически изисквания към съоръжението.
Технологично оптимизиране на управлението на радиоактивните отпадъци от ядрената енергетика и ядрените приложения, може да бъде постигнато само чрез въвеждане на съвременни високотехнологични методи на обработване на РАО, които наред с другите нормативни изисквания да осигуряват съществено намаляване на обема на отпадъците, подлежащи на погребване, при условията за осигуряване на безопасност и сигурност в дългосрочен план. В тази връзка, предвид извършените досега предварителните проучвания и изразени намерения на заинтересовани организации в тази област, ИнтерАтомЕнерго предлага възможности за внедряване на технологии за плазмено преработване на РАО и за преработване на течни РАО чрез йоноселективна сорбция. Предлаганите технологии са разработени от Руския научен център “Курчатовски институт” и Московското научнопроизводствено обединение “Радон” и се основават на научно-изследователски и експлоатационен опит в областта на управлението на радиоактивни отпадъци, аналогични по произход и характеристки на тези в нашата страна. Предлаганата плазмена технология позволява преработване на твърди и течни ниско- и средно-радиоактивни отпадъци без задължително предварително сортиране и допуска частично преработване на отпадъци с по-висока специфична активност при условие, че усреднената по обема на реактора на инсталацията специфична активност на отпадъците във всеки момент не надхвърля определени граници. Относителният дял на течните радиоактивни компоненти в целия обем на постъпващите за преработка предимно твърди радиоактивни материали може да стига до няколко процента. Делът на неорганичните компоненти не бива да надхвърля 30% от общия обем на материалите, които се намират в реактора едновременно. Въпрос на разчети е подаването на различни по вид отпадъци (дървесина, пластмаса и гума, термоизолационни материали, метални отпадъци, строителни материали, пясък и пръст, отработени радиоактивни източници, отработени филтри, отработени сорбенти, масло и други органични течности, кубов остатък и пр.) с цел оптималното използване на възможностите на плазменатата технология за преработване на натрупаните отпадъци. Особеност на плазмената технология е, че осигурява възможност за протичането на физико-химични процеси в преработваната маса от материали в условията на недостиг на кислород и при много висока температура, която е непостижима при другите технологии за термична преработка на отпадъците. При това съществено се снижава или се изключва образуването на опасни продукти от изгарянето, на диоксини и фурани, и се постига висока степен на компактиране на всякакви неорганични компоненти в стъкловидна шлака, изключваща при последващото и погребване какъвто и да било съществен риск от замърсяване на почвата и водите в продължение на стотици и хиляди години.

Литература:



УИКИПЕДИЯ
САЙТ НА МИНИСТЕРСТВО НА ЕНЕРГЕТИКАТА


САЙТ “ ЕНЕРДЖИ РЕВЮ БГ “ ТЕХНИЧЕСКИ СТАТИИ. СЪХРАНЕНИЕ НА РАДИОАКТИВНИ ОТПАДЪЦИ


АКТУАЛИЗИРАНА СТРАТЕГИЯ ЗА УПРАВЛЕНИЕ НА ОТРАБОТЕНО ЯДРЕНО ГОРИВО И РАДИОАКТИВНИ ОТПАДЪЦИ ДО 2030 Г.


ПРАВИЛНИК ЗА УСТРОЙСТВОТО И ДЕЙНОСТТА НА ДЪРЖАВНО ПРЕДПРИЯТИЕ "РАДИОАКТИВНИ ОТПАДЪЦИ"
САЙТ НА МИНИСТЕРСТВОТО НА ОКОЛНАТА СРЕДА И ВОДИТЕ
ДОКЛАД НА ТЕМА МАТРИЦИ ЗА ИМОБИЛИЗИРАНЕ И КОНДИЦИОНИРАНЕ НА РАО

Сподели с приятели:




©obuch.info 2024
отнасят до администрацията

    Начална страница