1. Общая характеристика взаимоотношений Человека и Природы, их эволюция после начала «промышленной революции» (1750-2000 г)

Вид материала

Документы

Содержание Минимально значимая активность Минимально значимая удельная активность Удельная (объемная)активность Активность эквивалентная равновесная объемная Доза поглощенная Доза в органе или ткани ( Эффективная коллективная доза 63. Технология переработки и захоронения радиоактивных отходов (рао). экологические проблемы производства и уничтожения ядерного Классификация радиоактивных отходов Варианты окончательного удаления РАО Переработка и захоронение РАО Приповерхностное захоронение твердых и отвержденных средне- и низкоактивных отходов Глубинные захоронения жидких РАО Высокоактивные отходы [2, 4, 9] Глубокое захоронение твердых и отвержденных высокоактивных отходов в геологических формациях Проблемы обеспечения экологической безопасности при производстве, хранении и уничтожении ядерного оружия 64. Экологические ограничения использования атомной энергетики.

Подобный материал:

• Итоги развития советской психологии в предвоенные годы (в конце 30-х гг.) 13 Общая, 1927.8kb.
• Эрик хобсбаум. Век революции. Европа 1789-1848, 5544.43kb.
• Философские аспекты взаимоотношений человека и природы в условиях глобального экологического, 317.37kb.
• 1 Экологическая доктрина Российской Федерации, 739.58kb.
• Экологическая доктрина российской федерации, 271.42kb.
• Власть и мусульмане среднего поволжья: эволюция взаимоотношений. 1945 2000, 896.56kb.
• Преподаватель Титов Владимир Николаевич, 65.81kb.
• Колониальная политика Англии после буржуазной революции, 66.65kb.
• А. В. Чудинов 200 лет Великой французской революции, 301.1kb.
• Общая характеристика работы актуальность темы исследования, 1181.69kb.

61,62. Нормирование ионизирующих излучений

Ионизация - это процесс образования положительных и отри­цательных ионов и свободных электронов из электрически ней­тральных атомов и молекул. Из всех возможных видов ионизации на производстве чаще всего встречается ударная ионизация, свя­занная с применением ионизирующих излучений для технологи­ческих целей и автоматизированного контроля качества выпус­каемой продукции. Ионизирующими называют излучения, взаи­модействия которых со средой приводит в конечном счете к ионизации атомов и молекул. К ионизирующим излучениям от­носятся: электромагнитное излучение (например, рентгеновское с длиной волны X от 10^-3 до 10 нм); потоки ос-частиц, электронов, позитронов, протонов, нейтронов и других заряженных и ней­тральных частиц.

В машиностроении ионизирующее излучения применяют для выявления дефектов в отливках, поковках, сварных швах, для контроля качества изделий, при структурном анализе веществ, для контроля и автоматизации производственных процессов. Ис­точниками ионизирующих излучений являются промышленные аппараты для электронно-лучевой сварки, дефектоскопы, ис­пользующие радиоактивные вещества, стационарные и переносные рентгеновские аппараты, ускорители заряженных частиц и т.д. Ионизирующее излучение применяют в медицине, атомной энергетике и других отраслях промышленного производства.

Большая опасность ионизирующих излучений заключается в том, что они не обнаруживаются органами чувств человека. Чело­век в течение долгого времени может находиться под воздействи­ем опасной радиации, не испытывая никаких явных неприятных ощущений. Воздействуя на живой организм, ионизирующее излучение может иметь вредные последствия: малокровие, лейкемия, злокачественные опухоли, снижение длительности жизни. В зависимости от условий облучения поражение может быть ост­рым или хроническим. Могут возникать и генетические последст­вия (отдаленное воздействие на потомство).

Мера радиоактивности какого-либо количества радионукли­да, находящегося в данном энергетическом состоянии в данный момент времени, определяется его активностью A=dN/dt, где dN - ожидаемое число спонтанных ядерных превращений из данного энергетического состояния, происходящих за промежу­ток времени dt. Единицей активности является беккерель (Бк). Использовавшаяся ранее внесистемная единица активности кюри (Ки) составляет 3,7-10¹⁰ Бк.

Минимально значимая активность (МЗА) - активность откры­того источника ионизирующего излучения в помещении или на рабочем месте, при превышении которой требуется разрешение органов госсанэпидемнадзора на использование этих источников, если при этом также превышен показатель минимально значимой удельной активности.

Минимально значимая удельная активность (МЗУА) - удельная активность открытого источника ионизирующего излучения в помещении или на рабочем месте, при превышении которой тре­буется разрешение органов госсанэпидемнадзора на использова­ние этих источников, если при этом также превышен показатель минимально значимой активности.

Удельная (объемная)активность - отношение активности А ра­дионуклида в веществе к массе т (объему V) вещества: Единица удельной активности - беккерель на килограмм (Бк/кг). Единица объемной активности - беккерель на метр кубический (Бк/м³).

Активность эквивалентная равновесная объемная (ЭРОА) дочер­них продуктов изотопов радона ²²²Rn и ²²⁰Rn - взвешенная сумма объ­емных активностей короткоживущих дочерних продуктов изотопов радона ²¹⁰Ро(RаА); ²¹⁴Рb(RаВ); ²¹⁴Вi(RаС); ²¹²Рb(ThВ); ²¹²Вi(ThС) со­ответственно:

(ЭРОА)_Ra = 0,10A_RaA + 0,52A_RaB + 0,38A_RaC

(ЭРОА)_Th = 0,91A_ThB + 0,09A_ThC

где А_j - объемные активности дочерних изотопов радона. Для ко­личественной оценки действия, производимого любыми ионизи­рующими излучениями в среде; пользуются понятием дозы по­глощенная D.

Доза поглощенная - энергия ионизирующего излучения, пере­данная веществу: где de - средняя энергия, переданная излучением веществу, на­ходящемуся в элементарном объеме, а dт - масса вещества в этом объеме. Энергия может быть усреднена по любому определенному объему, и в этом случае средняя доза будет равна полной энергии, переданной объему, деленной на массу этого объема. В единицах СИ поглощенная доза измеряется в джоулях, деленных на кило­грамм (Дж/кг), и имеет специальное название - грей (Гр). Ис­пользовавшаяся ранее внесистемная единица рад равна 0,01 Гр.

Кроме дозы поглощения нормами радиационной безопасно­сти введены следующие специфические дозы поглощения иони­зирующих излучений.

Доза в органе или ткани ( Д) - средняя поглощенная доза в оп­ределенном органе или ткани человеческого тела:

Доза эквивалентная (Н_Т,R) - поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствущий взвешивающий коэффи­циент для данного вида излучения W_R:

где Д _T,R - средняя поглощенна я доза в органе или ткани.

Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения при расчете дозы W_R - используемые в радиационной защите множители поглощенной дозы, учитывающие относительную эф­фективность излучения различных видов в индуцировании биологических эффектов. Все значения W_R, приведенные в табл. 3.5, относятся к излучению, падающему на тело, а в случае внутреннего облучения - к испускаемому при ядерном превращении Значения взвешивающих коэффициентов для отдельных видов излученияВзвешивающие коэффициенты для тканей и органов при расчете эффективной дозы (№_Т) - множители, используемые при радиаци­онной защите и позволяющие учитывать чувствительность различ­ных органов и тканей при возникновении стохастических эффектов радиации. В табл. 3.6 в последней строке понятие «остальное» включает надпочечники, головной мозг, эстракторокальный отдел орга­нов дыхания, тонкий кишечник, почки, мышечную ткань, под­желудочную железу, селезенку, вилочковую железу и матку. Значения взвешивающих коэффициентов для органов и тканей В тех исключительных случаях, когда один из перечисленных органов или тканей получает эквивалентную дозу, превышающую самую большую дозу, полученную любым из 12 органов и тканей, для которых определены взвешивающие коэффициенты, следует приписать этому органу или ткани взвешивающий коэффициент, равный 0,025, а оставшимся органам или тканям - суммарный ко­эффициент, равный 0,025.

При воздействии различных видов излучения с различными взвешивающими коэффициенты эквивалентная доза определяет­ся как сумма эквивалентных доз для этих видов излучения

Единицей эквивалентной дозы является зиверт (Зв).

Эффективная доза Е - величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела че­ловека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувст­вительности, определяется как сумма произведений эквивалент­ных доз в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты: где H_т - эквивалентная доза в органе или ткани, а W_т - взвеши­вающий коэффициент для органа или ткани. Эквивалентная H_T(τ) или эффективная E(τ) доза, ожидаемая при внутреннем облучении, - доза за время τ, прошедшее после посту­пления радиоактивных веществ в организм: где t₀ - момент поступления, а H_T(τ) - мощность эквивалентной до­зы к моменту времени I в органе или ткани. Если это время не определено, его следует принять равным 50 годам для взрослых и 70 - t₀ для детей. Эффективная (эквивалентная) годовая доза - сумма эффектив­ных (эквивалентных) доз внешнего облучения, полученных за ка­лендарный год, и ожидаемой эффективной (эквивалентной) дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год.

Эффективная коллективная доза - мера коллективного риска возникновения стохастических эффектов облучения, равная сум­ме индивидуальных эффективных доз. Единица эффективной до­зы - человеко-зиверт (чел.-Зв). Нормами радиационной безопасности устанавливаются тре­бования к ограничению техногенного облучения в контролируе­мых условиях. Различают нормы для следующих категорий облу­чаемых лиц: персонал (группы А и Б); все население, включая лиц из персонала, вне сферы и ус­ловий их производственной деятельности.

Для категорий облучаемых лиц устанавливаются три класса нормативов: основные пределы доз (ПД), приведенные в табл. 3.7; допустимые уровни монофакторного воздействия (для од­ного радионуклида и одного пути поступления или одного вида об­лучения), производные основных пределов доз: пределы годового поступления (ПГП), допустимые среднегодовые объемные актив­ности (ДОА), среднегодовые удельные активности (ДУА) и др.; учитывающие достигнутый в организации уровень радиационной безопасности и обеспечивающие условия, при ко­торых радиационное воздействие будет ниже допустимого.

Основные пределы доз облучения не включают дозы природного и медицинского облучения, а также радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливают специальные ограничения.

Эффективная доза для персонала за период трудовой деятель­ности (50 лет) не должна превышать 1000 мЗв, а для населения за период жизни (70 лет) - 70 мЗв. Начало периодов было введено с 1 января 2000 г.

При одновременном воздействии на человека источников внешнего и внутреннего облучения годовая эффективная доза не должна превышать пределов доз, установленных в табл. 3.7.

В стандартных условиях монофакторного поступления радио­нуклидов через органы дыхания среднегодовая объемная актив­ность их во вдыхаемом воздухе не должна превышать числовых значений ПГП и ДОА.

При нестандартном поступлении радионуклидов значения ПГП и ДОА регламентируются методическими указаниями феде­рального органа Госсанэпиднадзора.

Нормирование виброакустических и электромагнитных загряз­нений приведены в соответствующих главах данного учебника.

63. ТЕХНОЛОГИЯ ПЕРЕРАБОТКИ И ЗАХОРОНЕНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ (РАО). ЭКОЛОГИЧЕСКИЕ ПРОБЛЕМЫ ПРОИЗВОДСТВА И УНИЧТОЖЕНИЯ ЯДЕРНОГО ОРУЖИЯПроизводство расщепляющихся ядерных материалов, реализация оборон­ных, энергетических и научно-исследовательских программ связаны с пробле­мой захоронения огромного количества радиоактивных отходов ([1], с. 11; [2], с. 3).

Основное требование при захоронении радиоактивных отходов (РАО) -их надежная изоляция от экосферы на время потенциальной опасности для человека. Это время зависит от времени распада радионуклидов, помещен­ных в хранилище до нормативных значений безопасной радиоактивности, что определяется примерно 1-30 периодами полураспада радионуклидов. Сооружение могильника РАО следует осуществлять одновременно с созда­нием искусственного «слепого месторождения» радиоактивных элементов, не проявляющегося геохимическими ореолами на горизонте поисков, не­смотря на большое время, прошедшее после их образования (единицы-сот­ни млн лет). Очевидно поэтому, что проблема захоронения радиоактивных отходов - прежде всего проблема геологическая [3].

Актуальность проблемы; РАО — как источник радиоэкологической опасно­сти. Обращение с РАО как с обычными промышленными отходами, приме­нявшееся на начальных этапах деятельности атомной промышленности как в нашей стране, так и за рубежом, показало, что опасность, связанная с РАО, была серьезно недооценена. Так, при создании ядерного оружия в 1949-51годах жидкие отходы радиохимического производства близ города Че­лябинска (ПО «Маяк») сливались непосредственно в речную сеть. За это время было сброшено отходов с суммарной активностью более 2,5 млн Ки¹, 70% со­держащихся в них радионуклидов было сорбировано донными отложениями.Единица активности - кюри (Ки). 1 Ки = 3,7-10 ядерных превращений за 1 секунду (бекерелей). Используют кратную единицу- мегакюри (Мки), 1 Мки = 1-10* Ки.; и доль­ные единицы: милликюри (мКи), 1 мКи = 110 ³Ки, микрокюри (мкКи), 1 мкКи = 110 ' Ки и нанокюри (нКи), 1 нКи = 110 ⁹Ки [1].Трагические последствия этих действий заставили прекратить неконтролиру­емый сброс жидких отходов. Отходы низкого и среднего уровней радиоактив­ности начали сливать в открытые замкнутые водоемы, а высокоактивные (ВАО), помещенные в специальные емкости, накапливались в заводских хра­нилищах. Устройство хранилищ я качество аппаратуры по контролю за со­стоянием отходов не отвечали уровню связанной с ними опасности.

В 1957 году произошел взрыв одной из 80-тонных емкостей, наполнен­ной жидкими ВАО, с общей радиоактивностью в 20 млн Ки. В результате взрыва радиоактивная взвесь в количестве около 2 млн Ки была поднята в воздух на высоту до 1 км и разнесена ветрами, загрязнив узкий (примерно 5 км), но протяженный (около 120 км) участок территории, получивший название «Восточно-Уральский след». После аварии технология хранения жидких ВАО была существенно модифицирована. Однако проблемы пере­работки ВАО, их концентрирования и захоронения так же, как и вопрос о локализации жидких отходов среднего и низкого уровня активности, оста­лись неразрешенными. Такая ситуация поставила развитие атомной про­мышленности в •зависимость от решения проблемы захоронения отходов.

Очевидно, что в условиях жесткой нацеленности руководства страны на достижение паритета с США в ядерном вооружении не могло быть и речи о замедлении или тем более приостановке ядерного производства.

Вместе с тем реальное экономическое положение страны Не позволяло использовать дорогостоящие зарубежные технологии по переработке, вре­менному хранению и захоронению отходов.

Ответом на указанную ситуацию явился разработанный в начале 60-х годов совместными усилиями специалистов ряда организаций простой и экономичный способ захоронения жидких отходов в глубокозалегающих водоносных горизонтах с замедленным водообменом.

Активное использование данного способа обеспечило возможность рабо­ты Сибирского химического комбината (городТомск), Горно-химического комбината (город Красноярск), Научно-исследовательского института атом­ных реакторов (город Димитровград).

К настоящему времени в водоносных горизонтах захоронено 50 млн м³ жидких отходов, в том числе и высокоактивных. Общий объем РАО, накоп­ленный в России - 6-Ю⁸ м³ с суммарной радиоактивностью порядка 1,5 млрд Ки. Кроме того, во временных хранилищах находятся 8500 т. отработавше­го ядерного топлива (ОЯТ) с общей радиоактивностью 4,5-Ю⁹ Ки, из кото­рых 2500 т с активностью 1,510^s Ки подлежат переработке и являются допол­нительным потенциальным источником РАО ([2], с. 3,4; [5], с. 77-84; [6]).

Как известно, требования МАГАТЭ не допускают захоронения отходов в жидком виде, а предусматривают обязательный их перевод в отвержден-ную форму. Особенно строг этот запрет в отношении отходов, содержащих долгоживущие радиоизотопы трансурановой группы, что обусловлено не­надежностью прогноза развития экосистем на длительный период.

Любые геологические или техногенные факторы, способные вызвать на­рушение гидродинамического режима, могут привести к проникновению радионуклидов в экосферу.

Признавая недостатки захоронения РАО в жидком виде, необходимо констатировать, что опасность, обусловленная РАО, находящимися в во­доносных горизонтах, намного меньше той, которая связана с отходами, находящимися на поверхности.

Позволив решить проблему захоронения РАО на ряде предприятий, ука­занный способ из-за особенностей геологического строения оказался не­приемлем для ПО «Маяк».

На данном предприятии продолжался начатый еще в 1951 году сброс РАО в открытые водоемы. С 1951 по 1990 годы в озере Карачай накоплено около 4 млн м^э отходов общей активностью 120 млн Ки, а в водоеме 17 - около 10 млн м³ с активностью порядка 20 млн Ки. Значительная доля низкоактив­ных отходов была локализована в других водоемах [4]. Хранение РАО в откры­тых водоемах находится в вопиющем противоречии с требованиями МАГАТЭ.

Интенсивный разнос аэрозолей во время сильных ветров, возможность заражения радионуклидами подземных питьевых вод, опасность смерчей и другие факторы являются причиной высокой вероятности радиоэкологических катастроф. Естественно, что последние не заставили долго себя ждать. Дон­ные илы и подстилающие их суглинки озера Карачай после насыщения радио­нуклидами перестали препятствовать их проникновению в подземные воды.

На загрязнение последних особенно повлияло непосредственное проник­новение вод из озера на глубину по трещинам кристаллических пород в 1961 году, когда из-за сильных дождей произошло значительное увеличение поверхности водоема.

В настоящее время загрязнено порядка 4,5 млн м³ подземных вод на пло­щади 14 км², в которых содержание радионуклидов на несколько порядков превосходит предельно допустимые концентрации.

Радиоактивные подземные воды распространяются в северном и южном направлениях со скоростью 80 м/год, создавая угрозу загрязнения водозабо­ров питьевой воды и речной сети.

В засушливом 1967 году в связи с уменьшением площади водоема Кара­чай на поверхность были выведены донные илистые осадки, насыщенные радионуклидами. В результате их ветрового разноса радиоактивному загряз­нению подверглась площадь 2700 км² с общей радиоактивностью 0,6 млн Ки.

Серьезнейшую опасность представляют смерчи, которые на Урале про­являются весьма часто, но по счастливой случайности ими до сих пор не были затронуты водоемы с РАО. В последние годы на ПО «Маяк» стало практиковаться отверждение отходов высокого и среднего уровня радиоак­тивности [4].

Классификация радиоактивных отходов

Существует ряд критериев, по которым производят классификацию ра­диоактивных отходов.

По критерию активности выделяют три основных группы РАО: высоко­активные (ВАО), среднеактивные (САО) и низкоактивные (НАО).

По агрегатному состоянию РАО являются жидкими, твердыми и газооб­разными.

Жидкие отходы считают радиоактивными, если их допустимая концент­рация превышает норму, установленную для воды открытых водоемов, кото­рая для РФ такова (Ки/л) [7]:

НАО - <10"⁵; САО - 10~⁵ - 1; ВАО - >1.

Классификация твердых РАО по активности приведена в табл. 2.2-5. 2.2-5
Классификация твердых радиоактивных отходов [8]Классификация РАО в разных странах различается по подходам. Заслу­живает внимания классификация РАО, предложенная МАГАТЭ в 1982—1984 годах, которая учитывает концепцию их окончательного захоронения. РАО подразделяются на пять категорий, причем предусматриваются две катего­рии среднеактивных и две категории низкоактивных отходов: с короткожи-вущими и долгоживущими нуклидами, и одна категория высокоактивных нуклидов (табл. 2.2-6). Характерно, что для разграничения категорий от­ходов не используются количественные характеристики (например, приве­денные выше).

Для переработки и захоронения РАО имеет значение не только их удель­ная активность и агрегатное состояние, но и элементный состав в отрабо­танном ядерном топливе (ОЯТ). Основной вклад в радиоактивность компо­нентов ОЯТ вносят короткоживущие осколочные нуклиды, поэтому удельная активность отходов со временем быстро уменьшается. Через 500— 600 лет после выгрузки из реактора она снижается до уровня, сравнимого с активностью природных радиоактивных минералов.

Однако наряду с короткоживущими изотопами при нейтронном облу­чении ядерного топлива образуются и долгоживущие радионуклиды акти­нидного ряда, обладающие повышенной радиотоксичностью, сохраняю­щейся в течение многих тысяч лет. Вред от них не может быть оценен лишь на основании создаваемой ими дозовой нагрузки ([1], с. 5—13). Поэтому период изоляции отходов, содержащих актиниды, должен быть значительно больше расчетного времени снижения суммарной радиоак­тивности [2, 9].

Основная часть образующихся в ОЯТ долгоживущих радионуклидов ак­тинидного ряда заключена в высокоактивных отходах, незначительное их количество может присутствовать в среднеактивных; в низкоактивных отхо­дах они обычно отсутствуют.

В целом выделяются три типа ВАО: жидкие, полученные различными путями, в том числе и остающиеся после извлечения из ОЯТ плутония и урана; отвержденные, образующиеся в результате концентрирования и ос­текления жидких ВАО; ОЯТ, не подлежащие переработке [3],..

Наконец, следует также отметить, что выбор способов захоронения жид­ких РАО конкретного источника определяется не только их химическими иди физическими характеристиками, но и объемами отходов, которые должны быть переработаны. Если, например, для небольших исследовательских цен­тров и производств с объемом образующихся НАО и САО до 10-20 м³ в сут­ки не представляет существенных трудностей переработать и утилизовать от­ходы, то для крупных промышленных производств с объемом жидких РАО

до нескольких сотен и тысяч кубических метров в сутки создание технологи­ческих схем переработки превращается в сложную задачу, которая не всегда может быть решена. Для ВАО существенные трудности вызывает переработ­ка и отверждение объемов даже в несколько кубических метров в сутки.

Различия в удельной радиоактивности, содержании радионуклидов ак­тинидного ряда, агрегатном состоянии и объеме различных категорий отхо­дов предопределяют способы обращения с ними.

Варианты окончательного удаления РАО для разных их категорий пред­ложены МАГАТЭ в 1982-1984 годах [3].

Для IV и V категорий (средне- и низкоактивные отходы с коротко-живущими нуклидами) допускается их захоронение в жидком виде (ин-жекция) в глубокие проницаемые формации и в виде твердеющих пульп в слабопроницаемые горные породы. Использование в качестве основно­го классифицирующего признака длительности распада нуклида при рас­смотрении вопросов захоронения РАО является вполне оправданным, поскольку требования к технологии захоронения, геологическим форма­циям, глубине и месту захоронения во многом определяются периодом времени, в течение которого отходы будут сохранять токсичность. Применительно к практике захоронения жидких РАО на предприятиях атомной промышленности России могут быть дополнительно рассмотре­ны категории «высокоактивных отходов» с короткоживущими и долгожи­вущими нуклидами.

Это предложение исходит из того обстоятельства, что принятая класси­фикация в соответствии с действующими нормами далеко не в полной мере отражает опасность отходов, особенно при рассмотрении их состояния в геологической формации в течение длительных периодов времени.

Например, высокоактивные отходы (с активностью более 1 Ки/л), со­держащие короткоживущие нуклиды типа трития, рутения, церия-144 и др. с периодом полураспада 1-2 года, существенно отличаются потенциальной опасностью и требуют иного обращения, чем отходы такой же активности, но содержащие долгоживущие нуклиды с периодом полураспада сотни, тысячи и более лет, в том числе изотопы плутония, америция, кюрия, нептуния и др.

Если первый тип высокоактивных отходов через несколько лет или де­сятков лет (в зависимости от начальной активности) может перейти в раз­ряд средне-, а затем и низкоактивных отходов, то отходы второго типа бу­дут оставаться высокоактивными в течение длительных периодов времени.

Переработка и захоронение РАО

Основной целью различных способов обращения с РАО является предуп­реждение какого-либо воздействия отходов на человека. Анализ имеющих­ся нормативных и методических материалов, научно-технических публикаций позволяет сформулировать следующие общие требования к окончательным стадиям обращения с РАО [5]:

- отходы должны быть изолированы от среды проживания и непосредствен­ной деятельности человека, обитания животных и развития растительности;- место хранения или захоронения отходов должно быть труднодоступн для случайного или преднамеренного проникновения; отходы не должн подвергаться воздействию природных катастрофических явлений, способ­
ных извлечь отходы из хранилища;

-границы сооружений, территории или геологической среды (недр), в которых находятся отходы, должны быть четко определены и устанавли­ваться с учетом возможных природных явлений. В пределах границ хране­ния или захоронения не допускается или ограничивается деятельность, не связанная с отходами; изоляция отходов в пределах установленных границ должна обеспечи­ваться в течение необходимого времени, пока нуклиды и другие компо­ненты будут представлять опасность для человека и окружающей среды, или в течение реально прогнозируемого периода времени; для уменьшения облучения персонала и населения должны быть сведе­ны до минимума предварительные операции по подготовке, переработке, транспортированию отходов, сопровождающиеся поступлением радиоактив­ности в окружающую среду, воздействием излучений; при хранении РАО или после их захоронения в объеме хранилища не дол­жны развиваться процессы, ухудшающие условия изоляции отходов и приво­дящие к выходу компонентов отходов за пределы хранилища, требующие про­ведения специальных работ по хранению или перезахоронению отходов; места хранения или захоронения РАО должны занимать минимально возможные площади и объемы, оказывать минимальное влияние на при­родные ресурсы и различные виды деятельности по их использованию на сопредельных территориях.

Более конкретные требования к обращению с РАО целесообразно уста­навливать, исходя из состава и свойств рассматриваемых отходов, суще­ствующих научно-технических, социальн экономических, гигиенических и экологических факторов, исторических традиций и т. д.

В составе этих требований могут быть условия хранения и захоронения в твердом или жидком виде тех или других типов отходов, количественные характеристики, конструкции оборудования и т. д. Эти требования могут рассматриваться в национальных нормативно-технических документах, раз­рабатываемых для конкретных периодов времени, с учетом технико-эконо­мических возможностей реализации и иных условий. Для условий России Н.П. Лаверовым и др. [4] предложены следующие основные положения для разработки концептуальной основы безопасного захоронения РАО: первоочередной задачей в обеспечении радиоэкологической безопас­ности в России является удаление радиоактивных отходов из экосферы и их надежная изоляция на требуемый период;

наиболее реальным способом захоронения РАО является их локализа­ ция в недрах Земли. Использование других альтернативных решений (за­ пуск в космическое пространство, опускание в верхнюю мантию путем про- плавления горных пород, трансмутация) в промышленных масштабах в обозримый период времени неосуществимо; основополагающими факторами в решении проблемы захоронения РАО являются надежная гарантия безопасности и экономическая эффективность; высокоактивные отходы захораниваются только в отвержденном виде; обеспечение гарантий безопасности и высокой экономической эффек­тивности при захоронении жидких отходов среднего и низкого уровня ак­тивности может быть достигнуто путем их закачки в водоносные горизонты с застойными водами, непригодными для бытового использования.

Факторами, определяющими задачи исследований и очередность их ре­шения на ближайшую перспективу, являются: наличие в Российской Федерации огромного количества РАО;
-тяжелое экономическое положение страны; отсутствие условий для безопасной транспортировки ВАО и оборудования с дистанционным управлением для проведения операций в горных выработках; высокая вероятность противодействия населения и местных властей со­оружению могильников ВАО за пределами территорий предприятий атом­ной промышленности.

Поэтому одной из важнейших задач на ближайшую перспективу является выбор оптимальных геологических условий для безопасного захоронения ВАО на территории конкретных предприятий атомной промышленности.

Наиболее реальным путем решения задачи является использование сква-жинных могильников, сооружение которых не требует больших капитальных затрат и позволяет начать захоронение ВАО относительно быстро в сравни­тельно небольших по размерам геологических блоках благоприятных пород [3].

Концептуальной основой предлагаемого авторами подхода к решению проблемы безопасного захоронения РАО является то, что в отличие от зару­бежных технологий, где важнейшим компонентом обеспечения безопаснос­ти является дорогостоящий коррозионностойкий контейнер, основная роль в нем отводится изоляционным свойствам геологической среды и сорбцион-ноемким природным минеральным смесям, используемым в качестве «бу­феров» и «забивок». Переработка и захоронение НАО и САО Основной объем низкоактивных отходов образуют хвосты горных пород после переработки урановых руд, из которых выделяется Rn, загрязняю­щий атмосферу. Но выход радона крайне мал, поэтому отходы горно-обо­гатительных предприятий размещают на открытых площадках, окруженных инженерными сооружениями в виде дамбы или плотины [9].

На АЭС и радиохимических заводах образуется большое количество жид­ких низко- и среднеактивных отходов. Жидкие отходы очищают с исполь­зованием термических, сорбционных и мембранных методов. Переработка РАО Традиционными способами обращения с низко- и среднеактивными жидкими РАО являются химическое осаждение, ионный обмен, выпарива­ние, фильтрование, мембранные методы, битумирование, остеклование и т.д. [7,9]. Очистка отходов от радиоактивности при использовании первого спосо­ба происходит за счет собственно осаждения, соосаждения и адсорбции нук­лидов на образующихся объемных осадках в системе отходы - осадитель, а также за счет физического захвата осадками суспензированных коллоид­ных частиц. Используются различные химические реагенты: гидроксиды же­леза, алюминия, титана, фосфаты, сульфаты и сульфиды, ферроцианиды меди, цинка, никеля и тд. В результате образуются ждакая и твердая фазы. Степень очистки жидкой фазы характеризуется значениями 50—100 и более. Твердая фаза обогащена нуклидами. Жидкая фаза может подвергаться до­полнительной очистке, после чего направляется для повторного использо­вания или сбрасывается в окружающую среду. Твердая фаза должна перера­батываться и направляться на хранение или захоронение. Осаждение применяется главным образом для низко-,и среднеактивных отходов.

Очистка жидких РАО по ионообменной технологии осуществляется с использованием неорганических природных и синтетических материалов, органических материалов. К неорганическим природным материалам отно­сятся глины и минералы: вермикулит, природные цеолиты и др. Органи­ческие ионообменные материалы представляют собой смолы, в их основу входят главным образом полистирол и фенолформальдегид, в которые вво­дятся функциональные группы. Ионообменные смолы дозволяют обеспе­чить высокую степень очистки вод от радионуклидов (10²—Ю⁴), однако предъявляют жесткие требования к подаваемым стокам: солесодержание до 1 г/л, суспензированные твердые взвеси до 4 мг/л, что обусловливает необг ходимость предварительной подготовки стоков. Вторичными отходами ионо­обменных установок являются растворы, полученные при промывке смол (регенерирующие растворы), содержащие значительные количества нукли­дов и солей и отработанные ионообменные материалы, которые требуют дальнейшей переработки, хранения или захоронения.

Выпаривание является широко распространенным методом переработки отходов, достигаемая степень очистки в среднем составляет 10⁴, а в некото­рых схемах достигает 10⁶. В связи с коррозией выпарных аппаратов, цено­образованием, образованием накипи отходы должны проходить предваритель­ную подготовку. Вторичными отходами являются кубовые остатки - растворы и пульпы с высоким содержанием нуклидов и солей. Часть нуклидов может оставаться в конденсате, что требует организации многостадийного процес­са выпаривания. Выпаривание является весьма энергоемким процессом, что снижает эффективность его использования для переработки больших объемов отходов.

Фильтрование обычно используется в качестве вспомогательного про­ цесса для подготовки жидких РАО к переработке различными методами. Применяются различные системы фильтров, центрифуги, гидроцикло­ны. Образующийся фильтровальный материал требует дальнейшей пере­ работки.К мембранным процессам относятся обратный осмос, электродиализ и ультрафильтрация, которые применяются, в основном, для низкоактивных отходов. В стадии разработки находятся электроосмос, электрохимический ионный обмен и др. Во всех этих процессах также получают вторичные отхо­ды, требующие специального обращения.

Завершающей стадией рассмотренных технологий является отверждение отходов и, прежде всего, высокоактивных, являющихся наиболее опасны­ми. Наибольшее развитие находит остекловывание высокорадиоактивных отходов — с получением боросиликатных, фосфатных, базальтовых, содо-известковых и других типов стекол. В некоторых процессах предварительно осуществляется дегидратация и кальцинация жидких отходов.

Процессы остекловывания осуществляются при высоких температурах, сопровождаются газоаэрозольными выбросами, что требует особых мер пре­досторожности,

Применяется цементирование высоко- и среднеактивных отходов с ис­пользованием специальных смесей на основе портландцемента. В стадии исследований находится получение минералоподобных, керамических и металлокерамических композиций. Битумирование применяется для низко-и среднеактивных отходов. Горючесть битумов является отрицательной ха­рактеристикой данной технологии.

Однако разработанные и применяющиеся технологии переработки жид­ких РАО не обеспечивают их полного обезвреживания, а лишь позволяют уменьшить объемы и перевести в более устойчивую форму (то есть заклю­чить их в стекло, бетон, битум и др.). При этом образуются «вторичные» отходы, требующие специального обращения. Обслуживание технологичес­ких систем требует сложных мер по защите людей от облучения.

В результате переработки РАО образуется концентрат и основной поток очищенных вод. Жидкий концентрат перед захоронением цементируют, битумируют, реже - полимеризуют. Твердые низко- и среднеактивные от­ходы обрабатывают или перерабатывают для уменьшения объема, после чего заключают в цемент, битум или полимерные материалы и захоранивают обычно в специально пройденных и обустроенных траншеях. В перспекти­ве предполагается использовать также приповерхностные туннели и глубо­кие подземные выработки ([7]; [10], с. 77).

Приповерхностное захоронение твердых и отвержденных средне- и низкоактивных отходов

Удельная активность твердых и отвержденных РАО и, соответственно, тепловыделение по сравнению с высокоактивными отходами намного мень­ше. Поэтому на захоронение этих отходов тепловыделение значительного влияния не оказывает. Общее требование к приповерхностным хранили­щам с такими отходами то же, что и к глубоким могильникам высокоак­тивных отходов, - минимизация утечки радионуклидов в окружающую сре­ду. При оценке риска, связанного с катастрофическими событиями, во внимание принимаются сейсмическая опасность, угроза наводнений, опол­зней, селевых потоков и др. При сравнительном изучении выбранных для захоронения участков оценивается влияние на миграцию нуклидов гидро­геологических, гидрологических, климатических и других условий. Одним из наиболее опасных процессов, угрожающих приповерхностным хранилищам, является их периодическое подтопление при сезонных колебаниях уровня свободной поверхности подземных вод. Поэтому хранилища реко­мендуется располагать или в зоне аэрации выше зеркала грунтовых вод, или ниже его в зоне полного водонасыщения. В обоих случаях хранилища ра­диоактивных отходов должны быть перекрыты сверху водоизолирующим ма­териалом, препятствующим проникновению поверхностных вод. При за­хоронении в зоне аэрации проницаемость вмещающих пород должна быть достаточно высокой для того, чтобы дренировать атмосферные (в том чис­ле ливневые) осадки.

В таком случае даже при частичной утечке отходов из хранилища траек­тория миграции радионуклидов направлена вниз к зеркалу грунтовых вод. Для захоронения ниже зеркала грунтовых вод выбираются плохо проницае­мые породы, обычно глины. При прогнозировании миграции отходов из приповерхностных хранилищ основное внимание уделяется разработке гид­рохимических моделей.

При этом следует учитывать, что на подвижность радионуклидов зна­чительное влияние могут оказывать биологические процессы. Как специ­фическую проблему, возникающую при загрузке приповерхностных храни­лищ, можно отметить их обводнение в результате конденсации атмосферной влаги.

Глубинные захоронения жидких РАО

Образуемые большие количества жидких НАО и САО на радиохимичес­ких предприятиях, вопреки указаниям МАГАТЭ о желательности захороне­ния РАО всех видов в отвержденном виде, захораниваются в жидком виде в глубокорасположенные водоносные горизонты. Однако опасность РАО, находящихся в водоносных горизонтах, намного меньше той, которая свя­зана с отходами, находящимися на поверхности в специальных емкостях и поверхностных водоемах (см. выше данные для ПО «Маяк»). Негативный характер последствий захоронения жидких РАО будет на несколько поряд­ков меньше, чем при оставлении отходов на поверхности Земли в бассей­нах, водоемах и хранилищах, неизбежно вызывающих облучение населения и возникновение генетических дефектов, исправление или нейтрализация которых вряд ли будут долгие годы выполнимыми и потребуют значительно больших усилий и затрат от наших потомков, чем ограничение пользования недрами в местах захоронения [3].

Глубинное захоронение жидких отходов непосредственно после их образо­вания на площадях, расположенных в пределах или поблизости от радиохи­мических заводов, требует существенно меньших затрат, снимает сложнос­ти вышеупомянутых процессов переработки и отверждения РАО.

Захоронению жидких отходов должна предшествовать их подготовка, обеспечивающая совместимость захораниваемых отходов с геологической средой пласта-коллектора. На основании лабораторных и эксперимен­тальных данных и опытно-промышленных работ были разработаны основ­ные требования к жидким РАО различного типа, направляемым на захо­ронение [3]:

— регламентирование содержания взвешенных веществ в зависимости от характеристик пласта—коллектора;

-регламентирование состава отходов с целью предотвращения процес­сов осадко- и газообразования¹ в прифильтровой зоне скважин установление «пороговых» концентраций компонентов отходов, агрес­ сивных по отношению к пласту-коллектору; ограничение содержаний долгоживущих и наиболее энерговыделяю-щих нуклидов с учетом возможного разогрева пласта.

Технология подготовки жидких РАО к подземному захоронению, обес­печивающая выполнение указанных требований, включает ряд таких при­емов, как отделение взвесей путем отстаивания или фильтрации, предвари­тельная химическая подготовка отходов, предварительная обработка прифильтровой зоны нагнетательных скважин [7].

Хранение отходов рассчитано на срок, определяемый временем распада нуклидов — продуктов деления до безопасных содержаний (примерно до 1 000 лет). Однако с учетом того, что РАО загрязнены солями (до 300 г/л) и неизвлекаемыми микроконцентрациями долгоживущих радионуклидов, период времени необходимой локализации оценивается до 10000 лет. Кон­цептуальные положения глубинного захоронения жидких РАО приведены I) табл. 2.2-7. Пласт-коллектор для их захоронения должен удовлетворять следующим требованиям² [3,5, 9]:

-иметь мощность, протяженность, пористость, проницаемость, обеспечивающие возможность закачки в него проектных объемов отходов перекрываться и подстилаться водоупорами; залегать на значительной глубине в зоне застойных вод или замедлен­ного водообмена. Многолетние наблюдения на опытно-промышленном полигоне, создан­ном в соответствии с этими требованиями, свидетельствуют о быстрой им­мобилизации жидких отходов в пласте-коллекторе. Они показали, что распространение радионуклидов в пласте соответствует прогнозам. В Окрид-жской национальной лаборатории (США) практиковался комбинированный метод закачки в толщу глинистых сланцев жидких среднеактивных отходов с их последующим отверждением на глубине. Для этого через нагнетательную скважину под избыточным давлением закачивали жидкую смесь отходов с портландцементом и глиной. Закачиваемая смесь образовывала пластообразную инъекцию в полость гидроразрыва пласта, которая при схватывании цемента отверждалась. Тем не менее прямое захоронение жидких отходов очевидным образом более опас­но, чем твердых.

Поэтому отверждение жидких НАО и САО - генеральная линия их под­готовки к подземному захоронению: НАО — в цементные и битумные мат­рицы, САО - в стеклоподобные композиции ([2], с. 5).

Образование пара за счет теплового воздействия радионуклидов В пласты-коллекторы удалено около 46 млн м . радиоактивных нуклидов НАО и САО с первоначальной активностью 2,2 млрд кюри. В результате радиоактивного распада ак­тивность уменьшилась к 1995 году и составила около 800 млн кюри ([5], с. 80).

Концептуальные положения глубинного захоронения жидких РАО [5]

Высокоактивные отходы [2, 4, 9]

Твердые высокоактивные отходы представлены отработавшим топливом и конструкционными материалами, жидкие - растворами, образующимися при регенерации отработавшего топлива на радиохимических заводах. Та­кие отходы переводят в твердую форму.

Для этого раствор обезвоживается, после чего образовавшиеся твердые отходы заключают в консервирующую матрицу, в качестве которой используют различные типы стекол (боросиликатные, фосфатные, алюмосиликатные), керамические, металлокерамические и стеклокерамические материалы.

Заключенные в матрицу высокоактивные отходы помещают в герметич­ный контейнер и захоранивают в подземном могильнике.

Суть технологии, принятой на ПО «Маяк», сводится к концентрированию и связыванию ВАО в составе алюмофосфатной матрицы в процессе плавле­ния последней в специальных печах. Жидкий расплав разливается в стальные цилиндрические контейнеры диаметром 60 и высотой 80 см. По три таких контейнера загружают в пеналы из нержавеющей стали диаметром 63 см и нысотой 3,4 м.

Пеналы содержат в заводских хранилищах с принудительной вентиляцией.

После выдержки в хранилище в течение 3-7 лет, за которые происходит распад короткоживущих радиоизотопов и понижение температуры, РАО можно направлять на захоронение.

В настоящее время при подготовке к захоронению предлагается приме­нить две новые технологии ([2], с. 5, 6):

технологию фракционирования, обоснованную ПО «Маяк», позволяющую селективно выделить из общей массы жидких ВАО актинидную, цезий-строн­циевую, редкоземельную и палладиевую фракции радионуклидов, разли­чающиеся продолжительностью существования, токсичностью, удельной радиоактивностью и физическими объемами;

технологию синтезирования новых высокоустойчивых минеральных матриц из минеральных смесей, содержащих титанаты, цирконо-титанаты и алюмо­силикаты для иммобилизации радиоизотопов путем их включения в кристал­лическую структуру на основе изоморфного замещения.

Эти технологии позволяют обеспечить индивидуальный подход к безопас­ности захоронения разных фракций ВАО. Так, захоронение долгоживущих высокотоксичных актинидов и близких к ним по продолжительности суще­ствования радионуклидов, составляющих малую часть общего объема ВАО и характеризующихся периодами полураспада не менее, чем в десятки тысяч лет, требуют надежной изоляции не менее, чем на многие тысячелетия пу­тем их включения в вышеупомянутые минеральные матрицы и захоронения в блоках земной коры, характеризующихся состоянием длительного тектони­ческого покоя и сложенных породами, обладающими эффективными защит­ными свойствами.

Жидкие ВАО цезий-стронциевой фракции требуют надежной изоляции от экосферы на меньшие сроки (около 1000 лет). Поэтому радионуклиды этой фракции можно закреплять в стеклоподобных матрицах и захорани­вать в могильниках на глубинах в первые сотни метров в вулканитах основ­ного состава, глинах, солях и других породах, обеспечивающих должную изоляцию.

Учитывая тектоническое строение геоблоков, скважинные могильники ВАО с диаметром скважин не менее 0,6 м более перспективны, чем шахт­ные варианты.

Региональные могильники предполагается создать в районах расположе­ния радиохимических заводов ([2], с. 6-10).

Глубокое захоронение твердых и отвержденных высокоактивных отходов в геологических формациях

Захоронение высокоактивных отходов представляет наиболее трудную проблему заключительного этапа ядерно-топливного цикла (ЯТЦ), так как даже незначительная по объему утечка из подземного могильника вследствие высокой удельной активности может представлять экологическую опасность. Поэтому при проектировании могильника в соответствии с рекомендациями Международной комиссии по радиационной защите возможность проникно­вения радионуклидов в биосферу должна быть сведена к разумному миниму­му, то есть должна быть настолько низкой, насколько это достижимо с уче­том социальных и экономических факторов.

Разработаны различные конструкции могильников. В качестве типово­го обычно рассматривается шахтное поле с регулярной системой горизонталь­ных выработок. В полу или стенках выработок проходятся вертикальные или горизонтальные скважины большого диаметра, в которые помещаются кани­стры с отходами. Пространство между канистрами и стенками скважины заполняется изолирующим материалом. После заполнения могильника сис­тема подземных горных выработок закладывается и бетонируется.

Концепция разумного риска при обеспечении радиационной безопасно­сти подземных могильников находит практическое воплощение в мультиба-рьерной стратегии, согласно которой изоляцию должны обеспечивать не­сколько барьеров. Первым является консервирующая матрица, в которую заключаются отходы. Степень надежности этого барьера оценивается по скорости выщелачивания радионуклидов в экспериментах, имитирующих взаимодействие матрицы с подземными водами. В настоящее время про-мышленно освоено изготовление консервирующих матриц из боросиликат-ного стекла¹. Продолжаются лабораторные и опытно-промышленные ис­следования по разработке других типов матриц, в том числе более устойчивых керамических и стеклокерамических с кристаллическими фазами, представ­ленными синтетическими аналогами природных минералов — носителей ра­диоактивных элементов.

Второй барьер - металлический контейнер, в который помещаются от­ходы. К контейнерам предъявляются требования химической совместимос­ти с заключенными в них отходами, прочности, коррозионной стойкости. Основная характеристика контейнера — время, в течение которого он со­храняет целостность и подземные воды не контактируют с заключенными в нем отходами. Поскольку удельная активность высокоактивных отходов со временем быстро уменьшается, срок службы контейнера является важным фактором безопасности могильника.

Роль третьего барьера играет материал, заполняющий пространство между контейнером и стенками подземной выработки (скважины), куда помещают контейнер. Таким материалом может быть, например, бентонит или специ­ально приготовленные минеральные смеси. Назначение заполняющего материала многоцелевое: уменьшить тепловое воздействие контейнера на вме­щающие породы, затруднить к нему доступ подземных вод, буферировать химический состав поровых растворов и способствовать перераспределению «округ контейнера механических напряжений, сорбировать выщелачиваемые радионуклиды.

Сорбционная емкость среды может быть повышена путем закладки сорб-ционно-емким материалом призабойной части скважины и значительного объема пространства, находящегося над контейнером с отходами.

При захоронении в шахтах таким материалом может заполняться все сво­бодное пространство горных выработок. Насыщаясь впоследствии водой, лот материал будет служить барьером, локализующим радионуклиды.

Изучение методами f-радиографии форм нахождения урана в природных условиях показало, что высокую сорбционную емкость по отношению к нему имеют углистое вещество, оксиды и гидроксиды железа, марганца и осо­бенно титана.

В качестве возможного материала-заполнителя могут быть использова­ны коры выветривания, развитые по породам повышенной основности, из той их зоны, которая обогащена лейкоксеном, гидроксидами железа, монт­мориллонитом, разнообразными гидрослюдами. Детальное изучение сорб-ционных свойств различных минералов позволит окончательно выбрать эф­фективные заполнители.

Консервирующую матрицу, контейнер и материал, заполняющий про­странство вокруг контейнера, принято объединять под названием инженер­ных барьеров.

Тем самым подчеркивается, что это специально создаваемые искусст­венные преграды на пути миграции радионуклидов. Но, будучи искусст­венными, инженерные барьеры имеют много общего с естественными гео­логическими образованиями.

Так, многие минералы керамических матриц являются синтетическими аналогами природных минералов-носителей радиоактивных элементов; стек­лянные матрицы, особенно алюмосиликатные, сходны с вулканическими стеклами; минеральная закладка вокруг контейнеров с отходами играет во многом ту же роль, что и природные глинистые водоупоры. Близость соста­ва и функций дает возможность использовать для прогноза поведения инже­нерных барьеров данные об их природных прообразах, например, наблюде­ния за гидротермальными преобразованиями радиоактивных минералов, различных типов вулканических стекол и др.

Последним и главным барьером, обеспечивающим экологическую безо­пасность подземного могильника с высокоактивными отходами, является толща горных пород, отделяющая их от биосферы.

В отличие от инженерных барьеров возможности целенаправленного воздействия на изолирующие свойства природных геологических массивов крайне ограничены.

Поэтому основная задача при выборе участков для строительства региональ­ных подземных хранилищ ВАО заключается в выявлении таких геологических массивов и геоблоков в них, которые находятся вне зон тектоническо и гидротермальной активности, что позволяет предположить малую вероят­ность вскрытия могильников природными процессами в течение проектного срока его существования.

Такие геоблоки для скважинных вариантов могильников с диаметром скважин 0,6 м подобрать проще, чем для горных вариантов.

Подобные скважинные варианты могильников для отвержденных жид­ких ВАО предполагается создать в России поблизости от действующего и строящегося радиохимического заводов ([2], с. 6-10).

Горный могильник запроектирован в США на горе Яка, штат Невада. Его стоимость свыше 40 млрд долл.; срок окончания строительства - 2010 год. Он рассчитан на 87 000 т ВАО. Могильник находится в зоне аэрации на 300 м выше уровня регионального водоносного горизонта, находящегося на глубине 400-500 м. Могильник должен был отвечать следующим требо­ваниям по охране окружающей среды:

1. вся система (вмещающая геологическая среда, могильник и упакован­ные отходы) должна удерживать отходы в течение 10 000 лет.
   
2. упаковка обеспечивает изоляцию отходов в период от 300 до 1 000 лет.
   
3. количество радионуклида, вынужденно покинувшего инженерную си­стему защиты, не должно превышать одну десятитысячную часть в год для каждого радионуклида после захоронения.
   
4. скорость прохождения подземных вод от могильника до экосферы не должна превышать 10 км за 1 000 лет.
   
5. система инженерных барьеров должна быть спроектирована таким образом, чтобы отходы можно было извлекать в течение 50 лет после начала содержания.
   

Исследования, проведенные в процессе строительства могильника, по­казали, что принятая при проектировании педогенная модель интерпретации эпигенетических силикат-карбонатных образований горы Яка противоречит результатам исследований. Была выдвинута новая палеогидрогеологическая модель, согласно которой зона аэрации горы Яка в течение 10 млн - 20 тыс. лет недавнего прошлого неоднократно подтоплялась низкотемпературными термальными водами. В связи с этим возникла проблема геологической при­годности площадки для строительства этого могильника ВАО ([9], с. 77-86). Таким образом, после 10 лет работ и затраты 2,5 млрд долларов, в результа­те проведенных исследований и полученных новых данных, темпы работ по строительству могильника, который планировали завершить к 2010 году, резко упали.

Проблемы обеспечения экологической безопасности при производстве, хранении и уничтожении ядерного оружия [11]

Проблема радиационной безопасности при работе с ядерными боеприпа­сами (ЯБП) и узлами из делящихся материалов определяется наличием плуто­ния, поскольку ружейный уран менее радиационно опасен, чем плутоний-239.

Экологические проблемы возникают лишь при возможных аварийных ситуациях, нарушающих ядерную, радиационную, пожарную, транспорт­ную безопасность, которые определяют воздействие ЯБП на ОС и человека.

64. Экологические ограничения использования атомной энергетики.

В атомной энергетике выделяют два направления получения энергии:

- деление атомных ядер тяжелых элементов, т.е. ядерная энергетика;

- синтез ядер легких элементов, т.е. термоядерная энергетика.

Более 17% от общей мировой выработки электроэнергии приходится на АЭС, при этом во Франции - 74,6%, в Бельгии - 66%, в Южной Корее - 53%, в Швеции - 50%, в Венгрии - 39%, в Финляндии - 37%. в Японии - 29%, в Великобритании и США -по 18% и в России - около 12% (21 ГВт). По данным МАГАТЭ, суммарная мощность АЭС к 2000 г. достигла 500 ГВт, а в России, по данным Министерства атомной энергетики, к 2010 г. мощность АЭС удвоится.

Накопленный опыт эксплуатации АЭС с реакторами деления показывает, что с точки зрения экологической безопасности они имеют следующие существенные недостатки: - непрерывное облучение населения малыми дозами; - загрязнение окружающей среды искусственными радионуклидами; - сильное тепловое воздействие на окружающую среду, особенно на естественные водоемы;

- необходимость длительного хранения на территории АЭС ядерного топлива, а затем переработки и захоронения высокотоксичных радиоактивных отходов.

Кроме того, установлено, что:

- большинство АЭС размещено вблизи крупных городов и в местах, где наблюдаются разломы земной коры:

- на сооружение АЭС требуется затратить примерно 25% электроэнергии того объема, который затем АЭС выработает за 25... 30 лет своей работы, а далее возникает весьма сложная проблема демонтажа и захоронения реакторов;

- по подсчетам экономистов, электроэнергия, выработанная на АЭС, в три раза дороже, чем выработанная на ТЭС, работающей на природном газе.

Кроме возможного катастрофического радиационного воздействия, ядерная энергетика даже при «нормальной работе» подвергает население непрерывному облучению малыми дозами, следствием которого является возникновение онкологических и генетических заболеваний. Считается, что любая сколь угодно малая доза облучения создает определенную вероятность заболевания, называемую риском.

Последствия воздействий на все живое естественных и искусственных радионуклидов нельзя сравнивать по радиационным нормам. Дело в том, что к естественным нуклидам живой мир эволюционно приспособился. Это выражается, например, в том, что естественные радионуклиды не концентрируются в растениях и животных. Растения имеют в 10...100 раз меньшую концентрацию естественных радионуклидов, чем в среднем в почве. Иная ситуация с нуклидами ядерной энергетики. Известно, что в своей жизнедеятельности растения и животные усваивают кальций и калий. Между тем весьма опасные для человека долгоживущие радиоактивные нуклиды ядерного цикла стронций-90 и цезий-137 по химическим свойствам эквивалентны соответственно кальцию и калию и потому усваиваются растениями и животными. В результате их концентрация в некоторых сельскохозяйственных растениях превышает концентрацию в зараженной почве в 70...100 раз. Еще более яркий пример: при радиоактивном заражении воды рыбы и водяные растения накапливают опасные радионуклиды до концентрации, в десятки и сотни тысяч раз превышающей их концентрацию в воде. Радионуклиды ядерной энергетики попадают через пищевой цикл внутрь тела человека, накапливаясь там и создавая самое опасное внутреннее облучение. Этого не происходит с естественными радионуклидами почвы. Таким образом, ядерная энергетика на уране запускает в биосфере Земли новый мощный ядерный процесс, который необратимо меняет химический состав веществ, накапливая в среде обитания крайне опасные новые источники облучения. Вследствие этого ядерная энергетика потенциально наиболее опасна из всех до сих пор известных человечеству. При так называемой нормальной работе ядерных энергетических установок влияние этого нового процесса в биосфере достаточно ослаблено принимаемыми мерами. Однако если эти меры нарушаются, то может возникнуть глобальная катастрофа типа чернобыльской. Общепризнано, что абсолютной гарантии от катастрофических аварий на АЭС пока не существует.

Получение тепловой энергии в ядерном реакторе происходит в результате деления ядер тяжелых элементов, таких как уран-235 и плутоний-239. Коэффициент использования топлива составляет около 5%, остальное идет в отходы. Поэтому к 2000 г. годовая выгрузка отработанного ядерного топлива из реакторов, используемых в мире, составила около 10 тыс. т, из которых 100 т — масса особо опасных отходов, в том числе около 8 т в России.

Сброс тепла в окружающую среду от АЭС в 1,5...1,8 раз больше, чем от ТЭС из-за разницы в коэффициентах полезного действия, равных 30...40%. Наибольшую опасность представляет охла­ждающая АЭС вода, сбрасываемая в водоемы при температуре 40...45°С, что приводит к изменению теплового режима рек и озер и, как следствие, к гибели водных организмов.

Чернобыльская катастрофа подорвала доверие человечества к надежности АЭС. В одних странах (США, Япония, Великобритания) притормозили строительство новых АЭС, в других (Швеция, Австрия) отказались от него совсем и даже закрывают уже действующие. В силу этих обстоятельств доля атомной энергетики в производстве энергии, вероятно, будет снижаться. Усилия мирового сообщества концентрируются на совершенствовании ядерных реакторов, повышении их безопасности, а также решении проблемы захоронения отходов АЭС.

Итак, по экологическим соображениям атомная энергетика не может и не должна играть роль масштабной, ее уровень, видимо, не должен превышать уже существующего.

Основным направлением в обеспечении безопасности АЭС является их размещение под землей, вместо защиты их реакторов прочными оболочками. Мировой положительный опыт в этом плане уже накоплен, поскольку под землей были размещены ядерные реакторы в Красноярске-26 (Россия), Чузе (Франция), Халдене (Норвегия), Агесте (Швеция), Луцерне (Швейцария), Гамболдте (США).

Значительная разница между демонтажом ЯБП и их производством при­водит к накоплению оружейного плутония и урана на предприятиях Мина-кша России.

Существует проблема совершенствования технологического цикла раз­борки ЯБП, заключающаяся в создании защитных контейнеров, отвечаю­щих требованиям МАГАТЭ, и принципиально новых заглубленных храни­лищ оружейных делящихся материалов (ДМ), обеспечивающих локализацию жологических последствий возможных аварийных ситуаций и хранение ДМ и течение 50-100 лет, строительство которых намечено на ПО «Маяк» и на ( ибирском химическом комбинате.

Возможным исходом аварии ядерного боеприпаса вследствие дисперги-|ювания плутона является радиоактивное загрязнение территории, которое может простираться по основному направлению розы ветров в контуре зна­чений, превышающих ПДК, на расстояние свыше 100 км.

Радиоактивное загрязнение при этом подразделяется на следующие три юны: немедленной эвакуации населения; плановой эвакуации населения; проведение дезактивационных работ без отселения населения.

Вместе с тем существует проблема оценки риска возникновения запроек-iпых аварийных ситуаций и разработки сценариев ликвидации таких аварий.

Преодоление существующих проблем сдерживается недостаточным финан-сированием Федеральной целевой программы по ликвидации и утилизации ядерных боеприпасов стратегических и тактических вооружений. В США выделено 155 млрд долларов на утилизацию ядерного оружия; затраты Мини­стерства энергетики США на эти цели в 1993 году составили 3,1 млрд долларов.

Повышению экологической безопасности ликвидации ЯБП будет спо­собствовать разработка и принятие закона РФ «Об обеспечении безопаснос­ти при создании, испытании, эксплуатации, транспортировании, хране­нии и утилизации ядерного оружия», а также разработка нормативных документов для обеспечения экологической безопасности всего комплекса работ по ликвидации ядерного оружия.