Радиоактивті қалдықтарды көмуді әлемдік тәжірибеде талдау
КІРІСПЕ ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 4
1. РАДИОАКТИВТІ ҚАЛДЫҚТАР ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... .6
1.1. Радиоактивті қалдықтардың көздері, көлемі ... ... ... ... ... ... ... ... ... .6
1.2. Радиоактивті қалдықтарды жинау және сорттау ... ... ... ... ... ... ... . 10
2. РАДИОАКТИВТІ ҚАЛДЫҚТАРДЫ ТАЗАЛАП, ЖОЮ ШАРАЛАРЫ ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 12
2.1. Радиоактивті қалдықтарды көмуге дайындау ... ... ... ... ... ... ... ... ..23
3. РАДИОАКТИВТІ ҚАЛДЫҚТАРДЫ ЖЕР АСТЫНА КӨМУДІҢ ЖАЛПЫ МАҚСАТЫ ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 30
3.1. Радиоактивті қалдықтардың көмуіне қойылатын негізгі талаптар ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 37
3.2. Радиоактивті қалдықтарды көму әдістері мен тәсілдері ... ... ... ... .39
4. РАДИОАКТИВТІ ҚАЛДЫҚТАРДЫ ЖЕР АСТЫНА КӨМУДІҢ ҒЫЛЫМИ НЕГІЗДЕРІНІҢ ЕРЕКШЕЛІГІ ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 43
4.1. Зерттеудің этаптары және жалпы сипаты ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... . 43
4.2. Көму аудандарын таңдау ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ...46
4.3. Көму технологиясының элементерін зерттеу ... ... ... ... ... ... ... ... ... 51
5. РАДИОАКТИВТІ ҚАЛДЫҚТАРДЫ ӘЛЕМДІК ТӘЖІРЕБИЕДЕ ТАЛДАУ ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ...56
5.1. Радиоактивті қалдықтардың жер астындағы қоймалары мен қорымдарын құрудың қазіргі программалары мен жобалары ... ... ... ... 56
5.2. Солтүстік Еуропа территориясындағы радиоактивті қалдықтарды
көмудің тәжірибесі ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..62
5.3. Қазақстанда қалдықтарды орналастыру ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..68
5.3.1. Радиоактивті қалдықтарды орналастыру орындарының қазіргі жағдайы ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..70
ҚОРЫТЫНДЫ ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ...76
ПАЙДАЛЫНЫЛҒАН ӘДЕБИЕТТЕР ТІЗІМІ ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 78
1. РАДИОАКТИВТІ ҚАЛДЫҚТАР ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... .6
1.1. Радиоактивті қалдықтардың көздері, көлемі ... ... ... ... ... ... ... ... ... .6
1.2. Радиоактивті қалдықтарды жинау және сорттау ... ... ... ... ... ... ... . 10
2. РАДИОАКТИВТІ ҚАЛДЫҚТАРДЫ ТАЗАЛАП, ЖОЮ ШАРАЛАРЫ ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 12
2.1. Радиоактивті қалдықтарды көмуге дайындау ... ... ... ... ... ... ... ... ..23
3. РАДИОАКТИВТІ ҚАЛДЫҚТАРДЫ ЖЕР АСТЫНА КӨМУДІҢ ЖАЛПЫ МАҚСАТЫ ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 30
3.1. Радиоактивті қалдықтардың көмуіне қойылатын негізгі талаптар ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 37
3.2. Радиоактивті қалдықтарды көму әдістері мен тәсілдері ... ... ... ... .39
4. РАДИОАКТИВТІ ҚАЛДЫҚТАРДЫ ЖЕР АСТЫНА КӨМУДІҢ ҒЫЛЫМИ НЕГІЗДЕРІНІҢ ЕРЕКШЕЛІГІ ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 43
4.1. Зерттеудің этаптары және жалпы сипаты ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... . 43
4.2. Көму аудандарын таңдау ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ...46
4.3. Көму технологиясының элементерін зерттеу ... ... ... ... ... ... ... ... ... 51
5. РАДИОАКТИВТІ ҚАЛДЫҚТАРДЫ ӘЛЕМДІК ТӘЖІРЕБИЕДЕ ТАЛДАУ ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ...56
5.1. Радиоактивті қалдықтардың жер астындағы қоймалары мен қорымдарын құрудың қазіргі программалары мен жобалары ... ... ... ... 56
5.2. Солтүстік Еуропа территориясындағы радиоактивті қалдықтарды
көмудің тәжірибесі ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..62
5.3. Қазақстанда қалдықтарды орналастыру ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..68
5.3.1. Радиоактивті қалдықтарды орналастыру орындарының қазіргі жағдайы ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..70
ҚОРЫТЫНДЫ ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ...76
ПАЙДАЛЫНЫЛҒАН ӘДЕБИЕТТЕР ТІЗІМІ ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 78
Радиоактивті қалдықтар – бұл кендерді және табиғи байлықтарды өндіру және қайта өңдеу кезінде пайда болатын уран, торий, радий элементтерінің қалдықтары; реаторлар және үдеткіштер мен жұмыс кезінде пайда болатын жасанды радионуклидтер; реактордың мерзімі біткен, бұзуға жатқызылған; радиохимиялық қондырғылар және басқада құрал – жабдықтар.
Радиоактивті қалдықтар – бұл құрамында адамның техникалық әсер етуімен пайда болатын радионуклидтері бар және аз ғана көлемде игерілген жанама биологиялық немесе техникалық улы заттар. Радиоактивті қалдықтар қоршаған ортаға есепсіз түсіп отыратын және ыдырайтын ауаға тарайтын радиоактивті заттармен ерекшеленеді. Бұл қалдықтардың ерекшелігі олардың белсенділігі жер қойнауынан шығарып алынғанан кейінгі биосфераға түсетін табиғи радионуклидтермен емес, елеулі мөлшерде бұрын болмаған жасанды радионуклидтермен анықталынады.
Радиоактивті қалдықтар белсенділгіне байланысты жоғары белсенді, орта белсенді және төмен белсенді болып бөлінеді.
Радиоактивті қалдықтармен нақты жұмыстардың түрлері оларды практикалық игеру сатысынан бастап отандық және халықаралық (МАГАТЭ) ереже, норма және сипаттамаларымен реттейді.
Теориялық және практикалық маңыздылығы
Қазіргі ғылым мен техниканың даму деңгейінде пайдаланылмайтын және экологиялық көзқарастан қатер туғызатын әлемде радиоактивті қалдықтардың елеулі мөлшері жасақталған. Соңғы жиырма жыл радиоактивті қалдықтарды қалай мәселесін жария ету үнемі көтерілуде. Толық болмасада радиоактивті қалдықты жер астына көмуді шешу мәселесінің отандық нормативті құқықтық базасы жасалды.
Мақсаттар мен міндеттер
Диплом жұмысының негізгі мақсаты ол радиоактивті қалдықтарды көмуді әлемдік тәжірибеде талдауын зерттеп, соған байланысты келесі міндеттер қойылды:
• радиоактивті қалдықтардың көздері, көлемін және оларды жинау және сорттауын анықтау;
• радиоактивті қалдықтарды тазалап, жою шараларын қарастыру;
• радиоактивті қалдықтарды көму әдістері мен тәсілдерін зерттеу;
• радиоактивті қалдықтарды жер астына көмудің ғылыми негіздерінің ерекшелігін зерттеу,
• радиоактивті қалдықтарды әлемдік тәжіребиеде талдау.
Радиоактивті қалдықтар – бұл құрамында адамның техникалық әсер етуімен пайда болатын радионуклидтері бар және аз ғана көлемде игерілген жанама биологиялық немесе техникалық улы заттар. Радиоактивті қалдықтар қоршаған ортаға есепсіз түсіп отыратын және ыдырайтын ауаға тарайтын радиоактивті заттармен ерекшеленеді. Бұл қалдықтардың ерекшелігі олардың белсенділігі жер қойнауынан шығарып алынғанан кейінгі биосфераға түсетін табиғи радионуклидтермен емес, елеулі мөлшерде бұрын болмаған жасанды радионуклидтермен анықталынады.
Радиоактивті қалдықтар белсенділгіне байланысты жоғары белсенді, орта белсенді және төмен белсенді болып бөлінеді.
Радиоактивті қалдықтармен нақты жұмыстардың түрлері оларды практикалық игеру сатысынан бастап отандық және халықаралық (МАГАТЭ) ереже, норма және сипаттамаларымен реттейді.
Теориялық және практикалық маңыздылығы
Қазіргі ғылым мен техниканың даму деңгейінде пайдаланылмайтын және экологиялық көзқарастан қатер туғызатын әлемде радиоактивті қалдықтардың елеулі мөлшері жасақталған. Соңғы жиырма жыл радиоактивті қалдықтарды қалай мәселесін жария ету үнемі көтерілуде. Толық болмасада радиоактивті қалдықты жер астына көмуді шешу мәселесінің отандық нормативті құқықтық базасы жасалды.
Мақсаттар мен міндеттер
Диплом жұмысының негізгі мақсаты ол радиоактивті қалдықтарды көмуді әлемдік тәжірибеде талдауын зерттеп, соған байланысты келесі міндеттер қойылды:
• радиоактивті қалдықтардың көздері, көлемін және оларды жинау және сорттауын анықтау;
• радиоактивті қалдықтарды тазалап, жою шараларын қарастыру;
• радиоактивті қалдықтарды көму әдістері мен тәсілдерін зерттеу;
• радиоактивті қалдықтарды жер астына көмудің ғылыми негіздерінің ерекшелігін зерттеу,
• радиоактивті қалдықтарды әлемдік тәжіребиеде талдау.
1. Мельников Н.Н. и др. Подземное захоронение радиоактивных отходов. / Апатиты.-1994.
2. Трофименко А.П. Информационный анализ состояния работ в мире по обращению с радиоактивными отходами. // Атомная техника за рубежом.- 1991.- №1.
3. Есенаманова М.С. Способы и методы утилизации и захоронения радиоактивных отходов. Вестник Министерства образования и науки Национальной академии наук Республики Казахстан, №2, 2003.
4. Егоров Н.Н. Регенерация и локализиция радиоактивных отходов ядерного топливного цикла // Атомная энергия.-1993.
5. Никифоров А.С. Техническая политика обращения с радиоактивными отходами. // Теплоэнергетика.-1990.
6. Шербенок Г.У. Основные положения норм и правил по безопасной транспортиравке радиоактивных веществ. // Атомная техника за рубежом.-1989.
7. Трофименко А.П. Информационный анализ состояния работ в мире по обращению с радиоактивными отходами. // Атомная техника за рубежом.-1991.
8. Елагин Ю.П. Решение проблемы размещения радиоактивных отходов и отработавшего топлива в европейских странах. // Атомная техника за рубежом.-1996. №6.
9. Кочкин Б.Т. Выбор места размещения могильников высокорадиоактивных ядерных отходов. // Геоэкология.-1996. №3.
10. Методика оценки безопасного захоронения радиоактивных отходов низкого и среднего уровня активности: Научно-технический отчет.Алматы-1993.
11. Бабаев Н.С. Ядерная энергетика, человек и окружающая среда. / М.: Энергоатомиздат.-1984.
12. Марк И. Долгосрочное освоение радиоактивных отходов во Франции: Обзор.-1993.
13. Лаверов Н.П. Основные задачи радиоэклогии в связи с захоронением радиоактивных отходов. // Атомная энергия.-1991.
14. Обрашение с радиоактивными отходами атомных электростанций. Свод положений. // Серия изданий МАГАТЭ по безопасности №69. Нормы МАГАТЭ по безопасности.-1987.
15. Лисицын А.К. и др. Критерии выбра мест захоронения жидких радиоактивных и токсичных промышленных отходов в осадочном чехле. // Геоэкология.-1996. №1.
16. Дашко Р.Э. Инженерно-геологическая и геоэкологическая оценка нижнекембрийских синих глин как среды размещения радиоактивных отходов. / Геоэкология, инженерная геология, гидрогеология, геокрилогия. №3, 2006.
17. Радиоактивные загрязнения внешност среды. / Госатомиздат.-1962.
18. Интернет. Радиоактивті қалдықтарды көму.// http: //www.google. kz/
19. ПБТРВ-73. Правила безопасной транспортировки радиоактивных веществ.// М.: Энергоатомиздат.- 1983.
20. Санитарные правила обращения с радиоакттвными отходами. // Алматы.-1997.
21. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасностин. // М.: Энергоатомиздат.-1991.
22. Моисеев А.А. Справочник по дозиметрии и радиационной защите. // М.: Энергоатомиздат.-1990.
23. Учебно-методическое руководство по радиоэкологии и обращению с радиоактивными отходами для условий Казахстана./ Учебно-методическое руководство по радиоэкологии и обращению с радиоактивными отходами для условий Казахстана. Алматы.- 2002.
24. Экологические требования к использованию радиационных материалов, атомной энергии и обеспечению радиационной безопасности.// Экологический кодекс Республики Казахстан.-2007.
25. Қазақстан Республикасында радиоактивті қалдықтарды көмудің тәртібі туралы ереже./ Қоршаған ортаны қорғау нормативтік актілер жинағы. Алматы.-2005.
2. Трофименко А.П. Информационный анализ состояния работ в мире по обращению с радиоактивными отходами. // Атомная техника за рубежом.- 1991.- №1.
3. Есенаманова М.С. Способы и методы утилизации и захоронения радиоактивных отходов. Вестник Министерства образования и науки Национальной академии наук Республики Казахстан, №2, 2003.
4. Егоров Н.Н. Регенерация и локализиция радиоактивных отходов ядерного топливного цикла // Атомная энергия.-1993.
5. Никифоров А.С. Техническая политика обращения с радиоактивными отходами. // Теплоэнергетика.-1990.
6. Шербенок Г.У. Основные положения норм и правил по безопасной транспортиравке радиоактивных веществ. // Атомная техника за рубежом.-1989.
7. Трофименко А.П. Информационный анализ состояния работ в мире по обращению с радиоактивными отходами. // Атомная техника за рубежом.-1991.
8. Елагин Ю.П. Решение проблемы размещения радиоактивных отходов и отработавшего топлива в европейских странах. // Атомная техника за рубежом.-1996. №6.
9. Кочкин Б.Т. Выбор места размещения могильников высокорадиоактивных ядерных отходов. // Геоэкология.-1996. №3.
10. Методика оценки безопасного захоронения радиоактивных отходов низкого и среднего уровня активности: Научно-технический отчет.Алматы-1993.
11. Бабаев Н.С. Ядерная энергетика, человек и окружающая среда. / М.: Энергоатомиздат.-1984.
12. Марк И. Долгосрочное освоение радиоактивных отходов во Франции: Обзор.-1993.
13. Лаверов Н.П. Основные задачи радиоэклогии в связи с захоронением радиоактивных отходов. // Атомная энергия.-1991.
14. Обрашение с радиоактивными отходами атомных электростанций. Свод положений. // Серия изданий МАГАТЭ по безопасности №69. Нормы МАГАТЭ по безопасности.-1987.
15. Лисицын А.К. и др. Критерии выбра мест захоронения жидких радиоактивных и токсичных промышленных отходов в осадочном чехле. // Геоэкология.-1996. №1.
16. Дашко Р.Э. Инженерно-геологическая и геоэкологическая оценка нижнекембрийских синих глин как среды размещения радиоактивных отходов. / Геоэкология, инженерная геология, гидрогеология, геокрилогия. №3, 2006.
17. Радиоактивные загрязнения внешност среды. / Госатомиздат.-1962.
18. Интернет. Радиоактивті қалдықтарды көму.// http: //www.google. kz/
19. ПБТРВ-73. Правила безопасной транспортировки радиоактивных веществ.// М.: Энергоатомиздат.- 1983.
20. Санитарные правила обращения с радиоакттвными отходами. // Алматы.-1997.
21. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасностин. // М.: Энергоатомиздат.-1991.
22. Моисеев А.А. Справочник по дозиметрии и радиационной защите. // М.: Энергоатомиздат.-1990.
23. Учебно-методическое руководство по радиоэкологии и обращению с радиоактивными отходами для условий Казахстана./ Учебно-методическое руководство по радиоэкологии и обращению с радиоактивными отходами для условий Казахстана. Алматы.- 2002.
24. Экологические требования к использованию радиационных материалов, атомной энергии и обеспечению радиационной безопасности.// Экологический кодекс Республики Казахстан.-2007.
25. Қазақстан Республикасында радиоактивті қалдықтарды көмудің тәртібі туралы ереже./ Қоршаған ортаны қорғау нормативтік актілер жинағы. Алматы.-2005.
Пән: Экология, Қоршаған ортаны қорғау
Жұмыс түрі: Дипломдық жұмыс
Тегін: Антиплагиат
Көлемі: 81 бет
Таңдаулыға:
Жұмыс түрі: Дипломдық жұмыс
Тегін: Антиплагиат
Көлемі: 81 бет
Таңдаулыға:
ҚАЗАҚСТАН РЕСПУБЛИКАСЫНЫҢ БІЛІМ ЖӘНЕ ҒЫЛЫМ МИНИСТІРЛІГІ
Х.ДОСМУХАМЕДОВ АТЫНДАҒЫ АТЫРАУ МЕМЛЕКЕТТІК УНИВЕРСИТЕТІНІҢ
ЖАРАТЫЛЫСТАНУ ФАКУЛЬТЕТІ
ЭКОЛОГИЯ ЖӘНЕ ҚОРШАҒАН ОРТАНЫ ҚОРҒАУ КАФЕДРАСЫ
ҚОРҒАУҒА ЖІБЕРІЛЕДІ
кафедра
меңгерушісі,
___________
“_____”____________2007 ж.
ДИПЛОМДЫҚ ЖҰМЫС
Радиоактивті қалдықтарды көмуді әлемдік тәжірибеде талдау
Атырау 2007
ЖОСПАРЫ
КІРІСПЕ ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..
... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 4
1. РАДИОАКТИВТІ
ҚАЛДЫҚТАР ... ... ... ... ... ... .. ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 6
1.1. Радиоактивті қалдықтардың көздері,
көлемі ... ... ... ... ... ... ... . ... ... 6
1.2. Радиоактивті қалдықтарды жинау және
сорттау ... ... ... ... ... ... ... . 10
2. РАДИОАКТИВТІ ҚАЛДЫҚТАРДЫ ТАЗАЛАП, ЖОЮ
ШАРАЛАРЫ ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..
... ... ... ... ... ... ... ... ... .12
2.1. Радиоактивті қалдықтарды көмуге
дайындау ... ... ... ... ... ... ... ... ...23
3. РАДИОАКТИВТІ ҚАЛДЫҚТАРДЫ ЖЕР АСТЫНА КӨМУДІҢ ЖАЛПЫ
МАҚСАТЫ ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..
... ... ... ... ...30
3.1. Радиоактивті қалдықтардың көмуіне қойылатын негізгі
талаптар ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..
... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... .37
3.2. Радиоактивті қалдықтарды көму әдістері мен
тәсілдері ... ... ... ... .39
4. РАДИОАКТИВТІ ҚАЛДЫҚТАРДЫ ЖЕР АСТЫНА КӨМУДІҢ ҒЫЛЫМИ НЕГІЗДЕРІНІҢ
ЕРЕКШЕЛІГІ ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 43
4.1. Зерттеудің этаптары және жалпы
сипаты ... ... ... ... ... ... ... . ... ... ... 43
4.2. Көму аудандарын
таңдау ... ... ... ... ... ... ... . ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..
.46
4.3. Көму технологиясының элементерін
зерттеу ... ... ... ... ... ... ... ... ... 51
5. РАДИОАКТИВТІ ҚАЛДЫҚТАРДЫ ӘЛЕМДІК ТӘЖІРЕБИЕДЕ
ТАЛДАУ ... ... ... ... ... ... ... . ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..
... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..56
5.1. Радиоактивті қалдықтардың жер астындағы қоймалары мен
қорымдарын құрудың қазіргі программалары мен жобалары ... ... ... ... 56
5.2. Солтүстік Еуропа территориясындағы радиоактивті қалдықтарды
көмудің
тәжірибесі ... ... ... ... ... ... . ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..
... ... ... ... 62
5.3. Қазақстанда қалдықтарды
орналастыру ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..68
5.3.1. Радиоактивті қалдықтарды орналастыру орындарының қазіргі
жағдайы ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... .
... ... ... ... ... ... ... ..70
ҚОРЫТЫНДЫ ... ... ... ... ... ... .. ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..
... ... ... ... ... ... ... ... 76
ПАЙДАЛЫНЫЛҒАН ӘДЕБИЕТТЕР
ТІЗІМІ ... ... ... ... ... ... ... . ... ... ... ...78
КІРІСПЕ
Тақырыптың актуалдық негіздемесі
Радиоактивті қалдықтар – бұл кендерді және табиғи байлықтарды өндіру
және қайта өңдеу кезінде пайда болатын уран, торий, радий элементтерінің
қалдықтары; реаторлар және үдеткіштер мен жұмыс кезінде пайда болатын
жасанды радионуклидтер; реактордың мерзімі біткен, бұзуға жатқызылған;
радиохимиялық қондырғылар және басқада құрал – жабдықтар.
Радиоактивті қалдықтар – бұл құрамында адамның техникалық әсер
етуімен пайда болатын радионуклидтері бар және аз ғана көлемде игерілген
жанама биологиялық немесе техникалық улы заттар. Радиоактивті қалдықтар
қоршаған ортаға есепсіз түсіп отыратын және ыдырайтын ауаға тарайтын
радиоактивті заттармен ерекшеленеді. Бұл қалдықтардың ерекшелігі олардың
белсенділігі жер қойнауынан шығарып алынғанан кейінгі биосфераға түсетін
табиғи радионуклидтермен емес, елеулі мөлшерде бұрын болмаған жасанды
радионуклидтермен анықталынады.
Радиоактивті қалдықтар белсенділгіне байланысты жоғары белсенді, орта
белсенді және төмен белсенді болып бөлінеді.
Радиоактивті қалдықтармен нақты жұмыстардың түрлері оларды
практикалық игеру сатысынан бастап отандық және халықаралық (МАГАТЭ) ереже,
норма және сипаттамаларымен реттейді.
Теориялық және практикалық маңыздылығы
Қазіргі ғылым мен техниканың даму деңгейінде пайдаланылмайтын және
экологиялық көзқарастан қатер туғызатын әлемде радиоактивті қалдықтардың
елеулі мөлшері жасақталған. Соңғы жиырма жыл радиоактивті қалдықтарды қалай
мәселесін жария ету үнемі көтерілуде. Толық болмасада радиоактивті қалдықты
жер астына көмуді шешу мәселесінің отандық нормативті құқықтық базасы
жасалды.
Мақсаттар мен міндеттер
Диплом жұмысының негізгі мақсаты ол радиоактивті қалдықтарды көмуді
әлемдік тәжірибеде талдауын зерттеп, соған байланысты келесі міндеттер
қойылды:
• радиоактивті қалдықтардың көздері, көлемін және оларды жинау және
сорттауын анықтау;
• радиоактивті қалдықтарды тазалап, жою шараларын қарастыру;
• радиоактивті қалдықтарды көму әдістері мен тәсілдерін зерттеу;
• радиоактивті қалдықтарды жер астына көмудің ғылыми негіздерінің
ерекшелігін зерттеу,
• радиоактивті қалдықтарды әлемдік тәжіребиеде талдау.
1. РАДИОАКТИВТІ ҚАЛДЫҚТАР
1.1. Радиоактивті қалдықтардың көздері, көлемі
Осы күнгі радиоактивті қалдықтар және олардың пайда болу жағдайына
тоқталайық. Газ тәріздісі ядролық отын бөлшектенгенде және басқа
жағдайларда пайда болады. Жалпы көлем ішінде олар елеусіз бөлшегін құрайды.
Мол тараған түрі сұйық радиоактивті қалдық, олар радиоактивті заттармен
жұмыс істейтін әртүрлі өндірістерде үнемі жасақталады. Сұйық қалдықтарға
әртүрлі сұйық шламдарда жатады. Мысалы пайдаланылған отындарды қайта
өңдеудегі ертінділерді тазалауда пайда болатын ластанған пульпо тектес
перлит 1.
Қатты қалдықтар сұйық және газтәріздес радиоактивті қалдықтарды қайта
өңдеуде және бұдан басқа мекемелердің іс әрекетінің өнімі ретінде. Олар
әртүрлі байламдар түрінде, конструкциялардың бөлшегі, қою шламдар, қоқыс
және басқа түрлерінде болуы мүмкін.
Газтәрізді қалдықтардың құрамында тарағаны криптон-85, көміртегі-14,
водорол-3 (тритий) және иод-29. Бұл нуклидтер атмосфераға түскен кезде
ауаға араласады (ауада ериді). Әдетте мұндай қалдықтарды ары қарай көму
үшін газ түрінен қатты түрге айналдырады.
Ядролық энергетикалық қондырғылардың жұмысында радиоактивті заттармен
ластанған және құрамында орта белсенді стронций-90, цезий-137, кобальт-60
бар су және басқа сұйық қалдықтар пайда болады. АЭС отыны
регенерацияланғанда тансуранды және жерде сирек кездесетін элементті жоғары
белсенді қалдықтар шығарылады. Бұл қалдықтардың ішіндегі негізгі
радионуклидтер: америций-241, плутоний-238, плутоний-239, плутоний-240,
плутоний-237, кюрий-243 және кюрий-244 2. Нормативті документтерге сәйкес
5,6,9 су құрамында белгісіз нуклидтердің қосындысы 3(10-11 Kuл асқан
концентрация сұйық радиоактивті қалдық болып есептелінеді. Қатты қалдықтар
радиоактивті болып саналады, егер олардың үлес белсенділігі төмендегі
өлшемді құраса:
бета-белсенді заттар үшін – 74 кБккг (2·10-6 Kuкг) көп болса;
гамма-белсенді заттар үшін – 10-7 г экв. радия көп болса;
альфа-белсенді заттар үшін – 7,4 кБккг (2·10-7) Kuкг көп болса,
трансуранды элементтердің радионуклидтері үшін 0,37 кБккг (10-8)
Kuкг көп болса және де егер беткі ластану деңгейі 100 см² көлемге 5
альфа-бөлшексм² мин. немесе 50 бета-бөлшек см² мин. асса.
Белсенділігінің үлес деңгейі бойынша қатты радиоактивті қалдықтардың
классификациясы 1 кестеде берілген.
1 кесте
Белсенділігінің үлес деңгейі бойынша қатты радиоактивті қалдықтардың
классификациясы.
№ белсенділігі Белсенділік деңгейі, Kuкг беткі деңгейден 0,1 м
бойынша қашықтықтағы гамма
классификация сәулелену мөлшерінің
қуаты.
альфа–сәулелену бета-сәулеле
ну
1 ТБҚ 2·10-7-10-5 2·10-6-10-4 3·10-7-3·10-4
2 ОБҚ 10-5-10-2 10-4-10-1 3·10-4-10-2
3 ЖБҚ 10-2 10-1 10-2
Қалдықтардың қауіп қатерлі дәрежесі төмендегідей бірнеше факторларға
байланысты: белсенділік шамасынан, сәулеленудің түрі мен энергиясынан,
қалдықтағы радиоактивті заттардың токсинді дәрежесімен, қалдықтардың
физикалық күйінен, қалдықтардың ыдысының түрі мен күйі.
Ең ірі радиоактивті қалдық шығаратын біртұтас атом энергетикасы болып
табылады. Кейбір бөлек региондарда жағдай өзгеше болуы мүмкін. Радиоактивті
қалдықтардың өндірілуі тек ядролық энергетиканың жұмысынан ғана емес,
радиоактивті қалдықтар аз мөлшерде басқа өндірістерде және ғылыми
обьектілерде де пайда болады. Бұл уран рудасын өндіру мен қайта өңдеуде,
уранды байыту мен өңдеу, бөлінетін және синтез реакцияларының материалдары
пайда болғанда, плутоний мен тритийді өндіргенде. Және де ядролық двигатель
қондырғылары, экспериментальдық реакторлар, тездеткіштер радионуклидтерді
бөлінуі мен оларды алу, приборларға керекті әртүрлі изотоптардың
шығарылуында да радиоактивті қалдық пайда болады 2.. Радиоактивті
материалдармен байланысты апат және апатты жағдайларды да ескеру керек. Бұл
жағдайлар әртүрлі белсенділіктегі радиоактивті қалдықтардың пайда болуына
әкеліп соқтырады. 1 суретте радиоактивті қалдықтардың жалпы түрінің
классификациясы берілген 3.
1 сурет. Радиоактивті қалдықтардың жалпы түрінің классификациясы
Қондырғылардан радиоактивті қалдықтарды жою басталғанша дейін іс
қимылдың анық бағдарламасы болу керек екенін әлемдік тәжірибеде
көрсетілген. Халықаралық эксперттер бұл жөнінде радиоактивті қалдықтарды
өндіретін немесе қайта өңдейтіндерге радиоактивті қалдықтармен қалай жұмыс
жасау бағдарламасын жасау үшін алдын ала тәуелсіз эксперттерден кеңес алу
керек екендігін ұсынады. Атом өндірісінде шетел елдерде бұл қағиданы
елемегендіктен ондаған миллион доллар жұмсалады 4. Радиоактивті
қалдықтармен қалай жұмыс істеу керек екендігі жөніндегі ережелер
радиоактивті қалдықтар пайда болған жерінде басқа қоқыстардан бөлек
жинағанда мыналарды ескеріп отыруды талап етеді:
- физикалық күйі (қатты, сұйық);
- шыққан тегі (органикалық, бейорганикалық, биологиялық);
- қалдықтағы радионуклидтердің ыдырау мерзімі (15 тәулікке дейін, 15
тәуліктен көп);
- жарылу және жану қауіпсіздігі;
- қалдық шығаратындардың (алдын ала белгіленген) оны қайта өңдеу мен
сақтаудағы пайдалану принциптері.
2000 жылы Ұлыбританияда жоғары активті қалдық 5 мың м³, орта активті
қалдық 80 мың м³, төменгі активті қалдық 500 мың м³ құрады. 2000 жылы
Францияда 835 мың м³, Ресейде 1,5 млн. м³, АҚШ-та 3,6 млн. м³ орта және
төмен белсенді қалдықтар жинақталып және қайта өңделген. Швецияның ядролық
энергетикалық бағдарламасы бойынша 7800 т. пайдаланылған отын (уран), 90
мың м³ өндіріс қалдықтары және 130 мың м³ АЭС-н демонтаждағаннан шыққан
қалдықтар пайда болған 5. Осы уақытта ТМД елдерінде 160 т. әйнектелген
3,6·106 Ku жоғарғы белсенді қалдық сақталуда. АЭС алаңдарында 135 мың м³
сұйық (белсенділігі 35·10³ Ku), 80 мың м³ қатайтылған және 100 мың м³ қатты
қалдықтар сақталған. Төменгі және орта белсенді қалдықтар ядролық
қондырғылардағы белсенділіктен бар болғаны 0,1%-дан кем 5.
Радиоактивті қалдықтарды жер астына көмудің нақты жоспарлары мен
жобалары АЭС пайдаланудан алу мәселесін жоғарғы дәрежеде құптайтынын айта
кеткен жөн. Бірінші көңіл аударатын мәселе осы көлемдегі радиоактивті
қалдықтарды оңашалау (2 кесте).
2 кесте
1300 мвт қуатты PWR реакторы бір энергоблокты пайдаланудан
алғандағы көмуге жататын радиоактивті қалдықтардың көлемі
№ Компоненттер жалпы арнаулы қайта
саны, т сақтау пайдалану
орынында,т және тікелей
жою, т
1. Бақылау аймағының металл 10389 - -
компоненттері:
беттік ластану - 1411 5152
нейтронды-белсенді - 776 3050
2. Бетон 139090 562 138528
3. Темір арматура 5844 56 5788
4. Бақылау зонасындағы
қалдықтардың жалпы саны
Демонтаждан кейінгі қосымша 155323 2805 152518
5. қаолдықтар
- 409 -
1.2. Радиоактивті қалдықтарды жинау және сорттау
Жинау мен сорттау ядролық отынды тізбегінде және өнеркәсіптің басқада
салалары қатарында пайда болатын барлық қалдықтарды алады. Ядролық
энергетиканың түрлі этапы үшін бұл процестер өздерінің қасиеттеріне ие.
Уранның шыққан жерлерін қайта өңдеуде, әдетте, әуелі беткі жынысқа
көтерілген жынысты сорттайды: рудада уранның құрамына байланысты вагондар
әртүрлі үйінділерге бағытталады. Таза жыныс үйінділерінен бастап, үйіндіден
бай рудаларға дейін бағытталады. Одан әрі руда байтатын фабрикаларға қайта
жіберіледі. Одан қайта өңделіп, одан әрі гидрометаллургиялық зауыттарға
жіберіледі. Рудниктерде жұмыс біткеннен кейін, алдыңғы салыстырмалы
активтілігі 5 топқа жататын руда үйінділерін ережелерін сақтай отыра тау
бұрындысы шегіне көмеді.
Радиоактивті қалдықтардың келесі жиналуы мен сортталуы металл уранда
байыту мен шығару және отынды дайындау зауыттарында жүреді. Әдетте бұл
процесстер кезінде әртүрлі органикалық және неорганикалық ертінділер және
қайта өңдеуге дейін зауыт территорияларында сақталынатын, белсенділігі тек
табиғи радионуклидтерге негізделген сұйық қалдықтар пайда болады. Бұл сұйық
қалдықтар орташа және төмен белсенділерге жатады.
Қалдықтардың пайда болуының келесі тізбегі АЭС және зерттеу
реакторлар әрекеті жатады. Бұл тізбек бойынша отынның бөлінуі мен активация
процессі нәтижесінде және көлемі жағынан конструкциясы айтарлықтай емес,
бірақ өте жоғары белсенді жартылай ыдырау кезеңі 1 секундтан мың жыл және
одан жоғары (трансуранды элементтер) дейінгі техногенді радионуклидтері
пайда болады.
Газ тәрізді қалдықтар реакторлармен жұмыс кезінде үнемі пайда болатын,
құрамында игі газы және қатты радионуклидтердің жеткілікті жоғары
концентрациясының микро бірлігі бар иод пен аэролдардан тұрады. Бұл газдар
100-150м газ шығаратын түтін арқылы атмосфераға тасталмас бұрын тазалау
жүйесінен өтеді және әртүрлі сүзгілерде уақытша ұсталады. Отынның
регенерациясы кезінде радиоактивті қалдықтардың көлемі кемиді (кейбір
деректерде 10 есеге). АЭС концервациясы процесінде және отынды қайта өңдеу
кезінде белсенділігі жоғары қатты және сұйық қалдықтар пайда болады.
Категориялары және физикалық жағдайлары бойынша бөлінген бұл қалдықтар
жылдар бойы радиоактивтілігі төмендегенше сақталады.
2. РАДИОАКТИВТІ ҚАЛДЫҚТАРДЫ ТАЗАЛАП, ЖОЮ ШАРАЛАРЫ
Радиоактивті қалдықтардың тазалап, жою мәселесінің актуалдығы уақытша
сақтау орнындағы пайдаланылған қалдықтардың үлкен көлемінің жиналуымен және
бірнеше ядролық энергетикалық қондырғыларды пайдаланудан алып тастаумен
байланысты.
Мысалы, Францияда табиғаттың радиоактвті ластануы жөніндегі жаңа
маңызды мәліметтерді алу және оның механизмі, белсенділігін химиялық,
электрохимиялық, физикалық әдістермен жою және оларды ластанған материалдар
орналасқан жерлерде пайдалану, сұйық қалдықтарды қайта өңдеу проблемаларын
зерттеу және көшпелі станцияларды қайта өңдеуді құру жөніндегі зерттеу
проблемасын өңдеді және пайдаланады.
Радиоактивті қалдықтармен қатынас жасауды арнайы фирмалар мен ұйымдар
іске асырады (көму орнын). Халықаралық тәжірибеде осындай фирмалардың
жұмысында және олардың мемлекетпен және басқада фирмалармен қатынасы
бірінші орында радиоактивті қалдықтармен қатынасы программасын іске асыру
жауапгершілігі жөніндегі сұрақты шешеді.
Кейбір мемлекеттерде (Канада, Финляндия, Швейцария, Швеция,
Ұлыбритания) қалдықтарды көмуге энергетикалық мекемелерге жүктелген, бірақ
барлық жағдайда қойма жөніндегі сұрақтарды федералдық үкімет қарастырады
және шешеді немесе лицензиялайды.
Мысалы, неміс АЭС-ның қалдықтарын жою 1976 жылы енгізілген атомдық
заңдарға негіздеп жүргізеді. Федералды басшылар заңға сүйене отырып
радиоактивті қалдықтармен қатынасты стратегияны шығарды.
Радиоактивті қалдықтармен бай тәжірибесі бар радиоактивті заттармен
байланысты АЭС және басқада өндірістерде көптеген элементтер (тасымалдау
операциясы, қорғаныш әрекеттер және басқалар) бір типті немесе жақын
болғандықтан радиоактивті қалдықтарды жерастылық көмудің соңғы
технологиясын өңдеу кезінде белгілі бір қызығушылықтар туғызды.
— — — — — — — — — — — — — — — — — — — — Өңдеу — — — — — — — — — — — —
— — — — — —
— — — — — — — — — — — — — — — — — — — — Көму — — — — — — — — — — — —
— — — — — —
2 сурет. Радиоактивті қалдықтармен қатынасының нұсқаулары мен әдістері
2 суретте радиоактивті қалдықтармен қатынасының нұсқаулары мен
әдістері көрсетілген (негізінен төмен белсенді және орта белсенді
қалдықтар) 6.
Ленинград облысының ядролық объектілеріндегі радиоактивті қалдықтармен
қатынасының этап бойынша жүйесі 3 суретте көрсетілген. Санкт – Петербургтің
Радон арнайы комбинатындағы радиоактивті қалдықтарды қайта өңдеу жағдайы
мен технологиясына жауап беретін бұл жүйенің іске асыратын бөлігі 4 суретте
беріледі.
Радиоактивті қалдықтарды өндірілген жерінен мекемеден тыс жинау мен
тасымалдау үшін мыналар қолданылуы қажет:
қатты радиоактивті қалдықтар үшін – біріншілік бумалармен жабдықталған
жинақ-контейнерлер, сонымен бірге өзбеттік бума түріндегі пластикалық
немесе қағаз қаптар;
сұйық қалдықтар үшін – жинақ-контейнерлер немесе арнаулы цистерналар.
Жинақ контейнерлер бірнеше рет пайдаланылатын оптимальды мөлшерде және
үйлесімді пішінде болуы керек.
Жинақ-контейнерлердің шамасы мен конструкциясы радиоактивті
қалдықтардың типтері мен санымен, түрлерімен, радионуклидтердің
сәулеленуімен, белсенділігімен анықталынады. Олар механикалық мықты болуы
керек. Сұйық радиоактивті қалдықтарға арналған жинақ-контейнерлер
қалдықтарды ваккумдау әдісімен басқада сыйымдылыққа айдау үшін тетікті
қосуды қамтамасыз ететін герметикалық түрде және мойынымен жабдықталған
болуы керек.
Жинақ–контейнерлерді толтыру сұйық радиоактивті қалдықтарды бөліп құю
мүмкіншілігін болдырмау жағдайда жүргізіледі. Жинақ-контейнерден сәулелену
мөлшері қуаттылығы 100 мкЗвсағ. (10 мэбрсағ.) жоғары болмау керек.
Контейнерлердің сыртқы беті радиоактивті ластануы көрсетілген нормадан
жоғары болмауы керек.
Орта және төмен белсенді қалдықтарды әдетте траншейн типті қоймаға
немесе жер асты камерасына салады. Бұндай қоймаларға жарылғыш немесе
өздігінен тұтанатын қатты және сұйық радиоактивті қалдықтар көміледі.
Сурет 3. Радиоактивті қалдықтармен жұмыс жасау кезеңді схемасы
Сурет 4. Радиоактивті қалдықтарды өңдеу схемасы
Олар алдын ала қарастырылған қауіпсіз жағдайда пайда болған жерлерінде
болуы керек.
Радиоактивті қалдықтарды технологиялық көму жақсы дамыған. Ресей
территориясында, мысалға, көмуге дайындық кезінде радиоактивті қалдықтармен
қатынасты операциясын арнайы жасалған шамамен жасайды. Көмуге қабылдар
алдында радиоактивті қалдықтардың бумаларын келесі параметрлер бойынша
бақылау жасау қажет: бумалардың салмағы, сыртқы пішіні, маркеровкасы,
механикалық төзімділігі, бумалардың ішкі бетінде бирканың немесе
радиоактивті қалдықтардың бумалары мен құрамы туралы қосымша мәліметтері
жазылған басқада құжаттардың бар болуы, жер бетіндегі сәулелену мөлшерінің
күші, сыртқы ортаның радиоактивті заттармен ластануы мен оның көлемі,
сенімді бекітілгеніне және саңылаусыз болуы керек. Көму кезінде қысымына,
температурасына, ылғалдылығына, бөліну өнімінің құрамына және басқада
параметрлерге бақылаулар жасайды.
Көп жағдайда жоғары белсенді қалдықтарды отынды қайта өңдеуден кейін
жер бетілік немесе жай қазылған металды немесе темір бетонды сыйымдылыққа
салады. Мысалы, әскери өндірістерде жоғары белсенді қалдықтар уақытша (20-
30 жыл) арнайы сыйымдылық қоймаларында сұйық күйінде сақталады.
Битумдалған төмен белсенді қалдықтар және орта белсенді қалдықтар
өздігінен жану немесе қалдықтың жанғыштығымен жүреді. Битумды блоктар тек
350°С температурада ғана тұрақты болады. Битумды қоспа қабаттануы және
бактериальды ыдырауға ұшырауы мүмкін. Сіңірілген мөлшері 107 Гр битум
ісініп жарылғыш газ бөледі.
Бетонның құрамындағы судың радиолизінен шыққан сутегі радиоактивті
қалдықтарды цементтеген кездеде пайда болуы мүмкін 3. Бұдан басқа
радиациялық әсерден тыс сыртқы сулардың ықпалымен бетонның ыдырауы мүмкін
(коррозия) 7.
Радионуклидтердің альфа және бета ыдырауынан радиоактив қарқында
сәулеленеді. Бұның әсерінен биосфераға радионуклидтердің еніп кету қатері
тууы мүмкін. Мысалы, әйнектелген қалдықтарда құрылым және химиялық
өзгерістер пайда болуы мүмкін. Олар жабық энергиясын, механикалық
қасиеттерін өзгертуі, әйнектің еру жылдамдығын тездетулері мүмкін.
Пайдаланылған отынды сақтайтын контейнерлер (отынның өзі секілді) 100
рс дейін сәулеленуі мүмкін. Контейнерлердегі радионуклидтің пайда болу
жылдамдығын радиациялық коррозия мен отынның ыдырау жылдамдығына байланысты
өсуі мүмкін 8.
Челябинск-40 әскери өндірісіндегі сұйық қалдықтарды сақтауда ыдыстарды
салқындату жүйесі тоқтап қалды. Бір хабар бойынша қалдықтардың кебуінен
химиялық жарылғыш заттар концентрациясынан жарылу қауіпі пайда болған. Бұл
Орал мен Сібірдің елеулі территориясын радиоактивті қалдықтармен ластайтын
қуатты жарылысқа әкеліп соғуы мүмкін еді (журнал Энергия №1-3,10,11 1990
ж. Комсомольская правда 29.10.91).
Әртүрлі белсенді радиоактивті қалдықтар сақтау практикасы апатты
жағдайлар мен апаттар қалдықтарды орналастыру жерлерінің қауіпсіздігін шешу
керектігі жөніндегі келесі негізгі спецификалық мәселелерді шешу керектігін
көрсетті:
жоғары белсенді қалдықтар: салқындату, газ өткіздірмеу, судан
оңашалау, радионуклидтерді таратпау, бақылау;
орта белсенді қалдықтар: газ шығарттырмау, өткіздірмеу,
радионуклидтерді таратпау, бақылау;
төмен белсенді қалдықтар: судан оңашалау, радионуклидтерді таратпау,
бақылау.
Бұдан басқа, бөліну заттарының кретикалық салмағына, оның ішінде
трансуранды элементтер, байланысты түсінік – ядролық қауіпсіздік сақталу
керек. Германияның нормативі бойынша ядролық қауіпсіздік жағдай
радиоактивті қалдықтардағы бөлінгіш заттардың концентрациясы 100 л 50 г
аспау керек.
Радиоактивті қалдықтардың санының көп өсуіне байланысты оларды
адамзаттың жер бетінде өмір сүру және биологиялық процестердің ұзақтығынан
да асатын уақытқа жою керектігі туындап отыр.
Радиоактивті қалдықтарды көму бойынша МАГАТЭ комиссиялары сақтау
қоймаларын құру және жоба есебі кезінде келесі аспектілерге мән берген:
1. Қалдықтарды шығару принципі, егер жоспарланған болса;
2. Жерге орнату, қабылдау және өңдеу, тексеру, дезактивация және
қайта орау, көмекші қондырғылар, көтергіштер, желдеткіштер және басқалар.
3. Қоймалардың орналасуы және тереңдігі: су тұтқыш горизонттар мен
басқада аз көздердің арасындағы тәуелділік, негізгі формация шекарасының
тәуелділігі, ығысу мен басқада геологиялық құрылымның тәуелділігі.
4. Қоймаларға түсу кезіндегі барлық есептерін тексеру.
5. Радиациялық қорғаудың негізгі принциптері: контейнерлердегі
радиация мөлшері, қайта орауға берілген қорлар, қалдықтарға кірер жол.
Қоймаларды пайдалану кезінде келесі тәсілдерді пайдалану ұсынылады:
Пайдалану шаралары:
а) қабылдау, қарау және шартқа сәйкестендіруді қайталау;
б) қалдықтарды орналастыру;
в) ұңғымаларды және қуыстарды бітеу;
г) мәліметтерді тіркеу;
д) жұмысшыларды радиациядан қорғау.
Апат жағдайдағы шаралар:
а) жұмысшыларды қорғау, көшіру т.б.;
б) апат салдарын жою – активтілігін жою;
в) апат себебін жою бағдарламасы.
Қойманы тексеру:
а) қойма мен буфер аймағының радиологиялық, механикалық, жылу және
гидрологиялық сипаттамасы.
б) шеттетілген жердің биосфераға әсері.
Толық толтырылғаннан кейінгі шаралар:
а) сақтап қою тәртібі;
б) қойманың жұмысын тоқтату тәртібі;
в) қойманы таңбалау тәртібі;
г) қоршаған ортаны ұзақ уақыт тексеру тәртібі.
Қойма – қорымды толтырғаннан кейін оған бару жағдайын бағалаудың
әртүрлі тәсілдері бар. Кейбіреулер қорымды жапқаннан кейін оған қайта
барудың ешқандай реті жоқ дейді. Кейбіреулер қойманы жапқаннан кейін
бақылап тұру үшін оған кіру жолы болу керек дейді. Бұл мәселеде МАГАТЭ-нің
позициясы – қорымның қауіпсіздігі оны бақылау функциясына байланысты
болмауы.
Қорымның барлық ғылыми – техникалық негізделуі мен оның құрылысы оны
пайдалануға берместен бұрын жасақталуы керек 9. Қазіргі радиоактвті
қалдықтарды бөлектеу тәсілдері көму орындарын табу мәселелерінің
әртүрлілігін қарайды.
Әлем тәжірибесінде бір бірінен елеулі ерекшеленетін қалдықтарды көму
философиясы байқалады. Кейбір елдер төменгі және орта белсенділіктегі
қалдықтарды жердің жоғарғы қабаттарында көмуге болады десе, басқалары
қалдықтың барлық түрлерінде терең геологиялық формацияларға (жер қыртысы
қабаттары) көму керек дейді 10. Тереңге және терең емес көму
бағдарламасының айырмасына әртүрлі факторлар кіреді. Оның ішінде біршама
елдерде төмен белсенді қалдықтар мен орта белсенді қалдықтарды терең емес
көму жүйесі бойынша үлкен тәжірибе жинақталған және осы уақыт ішінде
лицензиялау мен реттеуде бастап сақтаудың аралық тәсілдері ретінде қабылдау
сияқты қиындықтар жеткілікті. Ал тереңге көмудің тәжірибесі жоққа жақын.
Қазіргі уақытта радиоактивті қалдықтардың барлық категорияларын сақтау
қоймалары құрылысының оптимизациясы, қауіпсіздікті жоғарлату, шығынды
азайтып сәулелену максимальдығын, қоршаған ортаға әсерін төмендетуі
бойынша жұмыстар жүргізілуде.
Шартқа сәкестендірілген жоғары белсенді қалдықтармен шығатын отындарды
соңғы көмудің бірінші толық масштабты технологиясы 2000-2020 жылдар
аралығында болатындығы күтілуде.
Радиоактивті қалдықтармен қатысы кезіндегі пайдаланылған технологиялар
қатарына радиоактивті қалдықтарды тасымалдау, сақтау (мысалы, қысқа уақытқа
және ұзақ уақытқа) және өңдеу кіреді.
Көп барьерлі қорғау принципіне негізделген биосферадан алыстату үшін
радиоактвті қалдықтарды келесі этаптар түрінде баяндауға болады:
1. Қалдықтарды жинау және сорттау;
2. Қалдықтарды уақытша сақтау;
3. Қалдықтарды шартқа сәйкестендіру, сақтауға ыңғайлы етіп сұйық және
біртіндеп қатты қалдықтарды формаға келтіру, тасымалдау және көму (сұйық
қалдықтар үшін шартқа сәйкестендіру, шеттету және контейнерге салу, қатты
қалдықтар үшін өртеу, тығыздау, белсенділігін азайту және контейнерге
салу);
4. Шартқа сәйкестендірген қалдықтарды уақытша көму;
5. Көму орнына қалдықтары бар бумаларды тасымалдау;
6. Радиоактивті қалдықтарды аймақтық қорымдарға көму.
Отынмен қарым-қатынас екі айрықша белгіленген бағытта белгіленген:
- шартқа сәйкес пайдаланылған отынды қалдық ретінде тікелей көму;
- пайдаланылған отынды қайта өңдеу үшін бөлінетін материалдарды
(плутоний-239 және уран-235) және отын шикізатын (уран-238) шығарып
алғаннан қалған қалдықты көму.
Пайдаланған отынды және басқада жоғары белсенді қалдықтарды қайта
өңдеу мен көму туралы әр мемлекеттердің ұлттық жоспары 3 кестеде
сипатталған, ал материалдарды көму жөнінде жұмыстардың жағдайы 4 кестеде
берілген 11.
Қазіргі уақытта көптеген мемлекеттерде отынды химиялық қайта өңдеп
ұзақ уақыт сақтау қарастырылған, яғни 5-50 жылға сақтау соңғы көмуге дұрыс
дайындауға мүмкіндік береді.
3 кесте
Пайдаланған отынды және жоғары белсенді қалдықтарды өңдеу мен көмуі
бойынша жасалған ұлттық жоспар
Елдер ГеологиялЖыныс түрі Қайта өңдеу Шартқа
ық сәкестендірілген
формацияд түрдегі қалдықтар
а көму
елде шет
елдерде
Аргентина + гранит + әйнек блоктар
Ұлыбритания + + + әйнек блоктар
Үндістан + гранит + әйнек блоктар
Испания + тұз, саз
АҚШ + туф контейнерге
салынған
пайдаланылған
отындар
Ресей + тұз, + + әйнек блоктар
кристаллит
саз,
Италия + кристаллит + әйнек блоктар
гранит
Швецария + шөгінді + әйнек блоктар
жыныстар
Жапония + кристалды + + әйнек блоктар
тақта тас,
туф
4 кесте
Пайдаланған отынды немесе жоғары белсенді қалдықтарды әлемнің әр
елдерінде жер астына көмуі бойынша кешенді жұмыстардың жағдайы
Елдер Өндіріс объектілері Жер асты зерттеу
лабораториялары
Аумақта Аумақты Жер асты Құрылыс Зерттеу
зерттеу таңдау қоймаларын
пайдаға асыру
(жоспарланған
жыл)
Аргентина +
Бельгия + + +
Бразилия +
Ұлыбритания +
Үндістан + + +
Испания + 2005
Канада + 2020 + +
Қытай +
АҚШ + + 2003 +
Франция + + 2009
Швецария + + 2020 + +
Швеция + + 2020 + +
Жапония + + 2020
2.1. Радиоактивті қалдықтарды көмуге дайындау
Қазіргі кезде соңғы көмуге белсенділігі түрлі деңгейдегі радиоактивті
қалдықтардың қатты түрлері жатады. Шын мәнінде бұл геологиялық құрылымның
тұрақтылық жағдайын ұзақтығымен шамалас келетін көп уақыт аралығында ішкі
әсер етушілікке тұрақты болады.
Газтәрізді және сұйық радиоактивті қалдықтарды өндірістік
пайдаланылмаған методика бойынша түрлі әдістермен қатты күйге келтіріп
алады, бірақ бұл кезде де қалдықтарды көмуге дайындау процессі үнемі
жетілдіріп отырады. Көп қолданылатыны келесі әдістер:
Радиоактивті газдар криогенді техникалармен төмен температуралы
адсорбция көмегімен жалпы массадан газтәрізді қалдықтарды бөледі.
Газтәрізді қалдықтар қосылған жеріндегі құрамында байланған күйінде
көміледі. Онда газ атомдары микроскопиялық тесіктері бар заттардың ішкі
молекулярлы күштерінің есебімен ұсталынып қалады.
Жоғары белсенді сұйық радиоактивті қалдықтарды буландыру арқылы
тазартады, содан кейін шыны тәрізді массаға енгізеді, ал шыны түйіршіктерді
жылу алмасуды жақсарту үшін металл матрицаларға жиі қосады. Сұйық орта
белсенді радиоактивті қалдықтарды бетонды блокқа немесе жасанды керамикада
қатайтады, ал төмен белсенді радиоактивті қалдықтарды битумдермен
араластырып жібереді немесе құрғатады.
Құрғатылған радиоактивті қалдықтарды (ылғалдылығы 20% дейін) таблетка
түріндегі формаға келтіреді немесе ұнтақ түрінде буады. Битумделген блокты
құрғақ радиоактивті заттармен 40-50%-н толтырады, олар 350°С температураға
дейін де тұрақты болады.
1 м³ сұйықтықтан шыққан боросиликатты шыныдағы радиоактивті
қалдықтардың қатаюы битумнан шыққан көлеміне сәкес келетін қатаюы кезінен
3,6 есеге, бетондағыдан 10 есеге төмен болатын 0,2-0,3 м³ қатты заттарды
шығарады. Ал радонуклидтердің сілтісізденуінің жылдамдығы 100 және 10000
есеге сәкес келеді. Боросиликатты және фосфатты шыныдан басқа басқада шыны
тәрізді жоғары температурада еритін қоспалар Синрок технологиясы бойынша
жасалған синтетикалық тастар, базальт, кеуекті керамика, металл негізіндегі
керамика және басқалар қолданылады.
Жоғары және орта белсенді радиоактивті қалдықтарды қалыпта
контейнерлерде буады. Қолайсыз түзілістерді кеседі, үлкен мөлшердегі
мономенттерді уатады. Төмен белсенді қалдықтарды тайлайды. Жоғары және орта
белсенді қатты радиоактивті қалдықтарды тотықтырғышқа айналдырады, шыны
блокқа, керамикалық блокқа қосады.
Осылайша, радиоактивті қалдықтарды көмуге дайындау кезіндегі
нәтижелерден кейде қалдықтардың көлемі айтарлықтай төмендейді. Сонымен
бірге қатайтылған сұйық және салқындатылған қатты қалдықтарды келесі
контейнерлерге салғанға дейін көмуге арналған радиоактивті қалдықтардың
физико – химиялық құрамы жиі белсенділік көрсетеді.
Радиоактивті қалдықтарды көму алдындағы дайындық этапында
технологиялық фракциялау әдісін қолданған. Ең қауіпті деген
радионуклидтерді (трансуранды элементтер, ыдырау кезеңі 1000 жылдан жоғары
ұзақ өмір сүретін өнімдер) жеке фракцияға бөледі, жартылай ыдырау кезеңі
бірнеше жылға дейінгі негізгі массадан бөлектейді. Жоғарғы белсенді
қалдықтардан бөлінген изотоптарды қосымша өңдеуге жібереді немесе
халықаралық шаруашылыққа қолданады. Қатайтылған қалдықтарды түпкілікті көму
алдында арнайы контейнерлерге, бөшкелерге, барабандарға, қораптарға буады.
Көмуі ұзаққа созылатын радиоактивті қалдықтарды дайындаудың қосымша
нақты мысалы ретінде мынаны қарастыруға болады: Три – Майл – Айленд АЭС-
да судағы өнімдерді бөлу адсорбциясы үшін бейорганикалық материал – цеолит
қолданылған. Адсорбциаланған радиоактивті өнімдерді жұмысқа қабілетті
қорларды соза отырып, цеолиттің бөлігін белгілі бір химиялық заттармен
араластырып, 1323К температураға дейін қыздырады және шыны блок пайда
болғанша салқындатады. Нәтижесінде тиімді байланысқан радиобелсенділік
пайда болатын цеониттің келесі бөлігін арнайы бетонды контейнерлерге салып,
көмуге жіберіледі. Бұл кезде тұтастығы жоғары контейнерлер қолданған.
Контейнер ішкі жағынан болаттан жасалып, коррозияға қарсы эпоксидті
жабылған құрыштан жасалған бетоннан жасалған биіктігі 2,1 м және ені 1,5 м
контейнер АҚШ-ның федеральды стандартына сәйкес жасалған. Қайта өңдеудің
және пайдаланған радиоактивті қалдықтарды оқшаулау әдістері:
а) Сұйық орта және төмен белсенді радиоактивті қалдықтар: ертінділерді
жинау және орташаланған ертіндіні құрамында 200-300 гл дейін тұз қалғанша
буландырады, тұздылығы 40-50% дейін кубтық қалдықты битумдау; қалыпқа дейін
конденсатты ион алмастыру арқылы тазалау; атмосфераға шығармас бұрын газ
фазаларын тазалау; көлемі 200 л бөшкеде битумды компандты өлшеп орайды;
б) Орта және төмен белсенді қатты радиоактивті қалдықтар: ластануына
қарай топқа және қайта өңдеу әдістері бойынша жинау және сорттау; жанатын
төменгі белсенді қалдықтарды өртеу; төмен белсенді қалдықтарды ыссы күйінде
тайлау; жанбайтын төмен белсенді қалдықтарды салқын күйінде айрықша тайлау;
өңделмейтін төменгі және орта белсенді қалдықтарды үзі және кесу; төменгі
және орта белсенді қалдықтарды көлемі 200 л бөшкеге өлшеп, орау; өңделген
және өңделмейтін төменгі және орта белсенді қалдықтарды контейнерлерге
салу; бір уақытта қорғаныс болатын салқындатылған және өңделмейтін
қалдықтары бар контейнерлерді көмуге жіберу;
в) Қатты жоғары белсенді қалдықтар: эксплуатациялық айналым
контейнерлеріне жинау; үзу және бөлу; үзілген қалдықтарды цемент
ерітінділерімен бірге ашық алаңдарда биологиялық қорғаныс функциясы
орындалмайтын металл контейнерлерде (бөшкелер) құйып, жамап орайды;
бөшкелерді қосымша контейнерлеу; контейнерлерді көмуге тасымалдау (5
кесте). АЭС-нан шығатын салқындатылған радиоактивті қалдықтардың барлық
түрлері үшін негізгі орауыш ретінде болаттан жасалған бөшкелер қолайлы.
Төменгі және орта белсенді қалдықтар үшін қосымша инженерлік барьерлер
ретінде темір бетонды контейнерлер (НЗК) қолданылады. Контейнерлерге төрт
салқындататын радиоактивті қалдықтар бөшкелер сиятындай етіп жасалған және
оның түзілісі толықтай биологиялық қорғаныспен қамтамасыз етеді. НЗК
контейнерлерді көму орындарына жеткізу үшін тасымал металл контейнерлер
қарастырылған (А типті). Төменгі және орта белсенді қалдықтар үшін
тасымалданатын оранған жинақтың жалпы салмағы шамамен 12 т құрайды.
Биологиялық қорғаныстың қосымша элементі ретінде темір бетонды БК
контейнерлері құрамында жоғарғы белсенді қалдықтар бар болаттан жасалған
бөшкелерге орналастыруға арналған. БК контейнерін көму орнына В типті
тасымалды айналым контейнерлерімен тасымалдайды. Жоғарғы белсенді қалдықтар
үшін жинақтың жалпы көлемі 7,5 т құрайды.
Сонымен бірге БК контейнерлерін орта белсенді қалдықтарды орналастыру
үшінде қолданады. Орта белсенді қалдықтар үшін транспортты – технологиялық
операцияның кейбір көлемін үлкейту мен қажетті биологиялық қорғанысты
қамтамасыз ету жүкті көтеруге, жүкті тиеу мен түсіру механизмдерінің
қажеттілігін төмендетуге көмектеседі.
5 кесте
Радиоактивті қалдықтардың жер астына көмуді жүзеге асыру үшін
ұсынылатын буылып тасымалданатын жинақтың (БТЖ) мінездемесі
ҚалдықтардБТЖ құрамыБТЖ-ң ұзындыені ммбиіктіқорғантолық
ың түрлері белгіленген ғы, гі, нмыс, ммтай
элементтері мм салма
ғы, т
Төмен жәнеБолатты Қатайтылға және 600 - 900 5 0,5
орта бөшке шартқа
белсенді сәкестендірілген
қалдықтар 0,2 м³ РАҚ-ды
орналастыру үшін
Қайта өңделген
НЗК темір қалдықтар 1350 1750 1750 200 6,7
бетонды салынған төрт
контейнер бөшкені
орналастыру үшін
НЗК контейнерін 1900
А типті орналастыру үшін
тасымал Шартқа 1450 1900 20 2,8
металл сәкестендірілген
контейнер ЖБҚ 0,2м³ -
Болатты орналастыру үшін
бөшке Қалдықтар 600 900 5 0,5
Жоғары салынған бір
белсенді бөшкені
қалдықтар орналастыру үшін -
(ЖБҚ) БК темір БК
бетонды контейнерлерін 1400 1700 20 1,8
контейнер орналастыру үшін
-
В типті 1500 4900 165 25,0
тасымал-ме
тал
контейнер
Сыртқы ені мен биіктігі және төменгі қабырғасының қалыңдығы 650 мм,
қақпағы 50 мм болатын бетон контейнер 300 кг дейін әйнектелген радиоактивті
қалдықтар сияды. Контейнерлердің ішкі жоғарғы қабаттары қалыңдығы 6 мм
болатын полиэтилен қабатымен жабылған. Себебі ісініп кететін жағдай
болғанда радиоактивті қалдықтардың әсерінен контейнерлердің материалына
(құрамына) әсер етуінің алдын алады.
Контейнерлерді су асты қабатында ұзақ уақыт орналастырып, радиоактивті
қалдықтардың қоршаған ортаға әсер етуін зерттейді. Белгілі бір уақыт
өткеннен кейін радиоактивті қалдықтарды көзбен шолып өлшеп және зерттеу
үшін контейнерлерден шығарады. Судың сынамаларына гамма – спектрлік және
химиялық анализдер жасайды. Химиялық анализ кезінде құрамындағы натрий,
калий, калций, темір, алюминий, магний, никель, хлор иондарын, сонымен
бірге күкірттің қалдығын және кремнийдің тотығын, судың электр құбырлары
мен сутегі көрсеткіштерін анықтайды. зерттеулер нәтижесінде контейнерлердің
салмағы мен көлемінің өзгермегені байқалады.
Қалдықтарды көмуге дайындық кезінде қалыпты пайдалану шарты үшін
радиациялық қауіпсіз анализді орындайды. Анализге орауыштан ішкі
сәулеленудің ауаға тарау қуатын, қоршаған ортаға газтәрізді заттардың
таралуын бақылау қуатының қабілетін бақылау кіреді. Шекті рауалы
қалдықтардың сандық белгісін қолдана отырып әртүрлі барьерлер есебімен
буылған радиоактивті заттардың мүмкін концентрациясын соның ішінде
қалдықтардың пішінін, пайдаланылған контейнерлердің типін, контейнерлер
арасындағы бос кеңістікті толтыратын адсорбциялау түрлерін есептеуге болады
12.
Қалдықтарды буып ораудың алдында ең әуелі олардың көлемі мен түрлеріне
ұқыпты есеп жүргізу, көму кезінде қалдықтардың бағытының барлық нұсқаларын
есепке алу қажет, сонымен бірге көму шартының тұрақтылығын бұза алатын ішкі
факторлардың әсерін болжау қажет.
Бүкіл әлемде радиоактивті заттармен жұмыс жасайтын мамандандырылған
фирмаларда радиоактивті қалдықтарды көмуге дайындаудың жаңа әдістерін
дамыту және қолданылып жүрген әдісті жарату бойынша кең масштабты
зерттеулер жүргізілуде. Көбіне сұйық қалдықтарды өңдеу әдістері дамуда,
яғни электрліфильтрлеу, құрғату және иондық алмасу процесстері
(Ұлыбритания) дамуда 13. 1991 жылы биотехнология негізінде толық
масштабты өндірістік құрылғы құрылды.
Осы қарастырылғаннан басқа көмуге дайындайтын спецификалық әдістерді
қарастыратын қалдықтардың басқа категориялары бар. Бұл – химиялық және
радиоактивті қалдықтардың қосындылары.
3. РАДИОАКТИВТІ ҚАЛДЫҚТАРДЫ ЖЕР АСТЫНДА КӨМУДІҢ ЖАЛПЫ МАҚСАТЫ
Соңғы жылдары Ресейде сұйық радиоактивті қалдықтар геологиялық
формацияда айдау үшін қолайлы жерлердің жоқтығынан табиғи суларға жіберу
туралы шешім қабылданды. Қалдықтарды бұлайша жою экологиялық қауіпті
туғызады және барлық елдер бұл тәсілден бас тарты.
Радиоактивті қалдықтарды жер астына орналастыру принципі көптеген
табиғи құрылыстарға сәкес келеді. Улы газдар, ертінділер, қышқылды және
негізді сулар біздің планетамыздың терең жерлеріне көмілген. Зиянды
химиялық ертінділер соның ішінде радиоактивті ертінділер адам үшін
потенциальды қауіпті элементтер қатары бар жерлерді құрайды. Бірақта мұндай
объектілердің жер астында орналасуы биосфера үшін қауіпсіз.
МАГАТЭ –нің радиоактивті қалдықтарды көму бойынша кеңес беру
топтарының сипаттамалары бойынша жер астында көму термині жер бетінен
төмен көмудің барлық түрлерін, терең емес бос жыныста көмуден бастап,
тереңде жатқан континентальды жыныста көмуге дейінгілердің барлығы кіру
қажет. Көмудің басты шарты мен негізгі мәні радионуклидтердің толықтай
ыдырау мен тұрақты жағдайына келгенше биосфераға түсуін болдырмау қажет.
Жер астында көмуге жарайтын радиоактивті қалдықтардың қатарына
кіретіндер 14:
а) отынды пайдаланғанда шығатын жоғары белсенді қалдықтар;
б) отынның қабығы және техникалық жабдықтар;
в) белсенділігі орта деңгейдегі қалдықтар;
г) төмен белсенді қалдықтар;
д) трансуранды қалдықтар;
е) бөлінген газдар;
ж) қондырғылардың зақымдалған бөлігі, сынақтар және приборлар;
з) пайдаланылған отындар (егер қалдық деп табылса).
Белсенділігі әртүрлі радиоактивті қалдықтарды айырып көму неғұрлым
мақсатқа сәйкес келеді. МАГАТЭ-нің комиссиясының белгіленген көмудің
негізгі әдістері мыналар:
а) қатты радиоактивті қалдықтарды терең емес жерлерде орналастыру;
б) қатты және сұйық қалдықтарды терең ұғымаларда ораналастыру;
в) қатты қалдықтарды жыныс сілемдерінің қуысында орналастыру;
г) сұйық қалдықтарды жыныс қабатында сумен басып тығыздау;
д) ұзақ өмір сүретін қатты қалдықтарды континентальды жыныс пайда
болған терең жерлерде орналастыру.
МАГАТЭ-нің ережелеріне сәкес көму тәсілдерін таңдау кезінде келесі
жағдайлар дәлелденуі керек:
а) алдына қойған мақсаттан бастап объектіні бітіргенге дейінгі
жұмыстардың барлық түрлері арасындағы әрекеттестік бойынша реттеу қызметті;
б) аймақты таңдау;
в) қалдықтардың жарамды критерилері;
г) жобалау және құрылысы;
д) пайдалану және жұмысты аяқтау.
Көму орындарын таңдау жөнінде сұрақтарды шешу кезінде екі тенденция
қолданылады. Олар: аймақтық және жергілікті 15. Барлық жерлерде
радиоактивті қалдықтарды көму үшін сәйкесті жағдайлар кездесе бермейді. Бір
орында радиоактивті қалдықтардың концентрациясы кезінде әртүрлі
өндірушілердің күрделі проблемасы үлкен көлемді радиоактивті қалдықтарды
қауіпсіз және үнемді етіп тасымалдау болып табылады. Мәселенің маңызды
құрамдас бөлігі радиоактивті қалдықтарды жер астына көмуді негіздеу бойынша
ғылыми – зерттеу кешені мен тәжірибелек – конструкциялық жұмыстар болып
табылады. Радиоактивті қалдықтарды қоймаға орналастыру кезінде жер
астындағы құрылысқа жер асты суының әсер ету есебі және объектегі судан
радионуклидтерді шығаруға қарсы шаралардың қолданылуы маңызды 16. Жер
суының көріну қаупі кезінде арнайы инженерлік шаралар қатары қарастырылады.
Қалдық сулар мен күресуде таңдалған әдістер ядролық энергетикада жер
асты объектілері үшін шет елдерде қабылданған. Әлемдік тәжірибеде
радиоактивті қалдықтарды жер асты қорымдарына көмуде керекті жағдайларды
қамтамасыз ету үшін қорғаудың көп барьерлі концепциясы жалпы қабылданған.
Ол көздердің айналасында сақтандыру барьерлер жүйесі радиациялық
қауіптіліктің пайда болуын бақылап отырады. Концепцияның жүзеге асыру
принциптері 5 суретте көрсетілген.
Өндірістің формасы
Кальциленген Қорғау барьері №1
Боросиликатты
Керамика
Контейнер
Бір қабырғалы Қорғау барьері №2
Коррозиялық қабатпен
Екі қабырғалы
Төгу материалы
Гидроизоляциялық Қорғау барьері №3
Сорбциялық
Тұнды
Грунтты сулардан
изоляциялық тежеу
Геология
Грунтты сы ағынды тежеу Қорғау барьері №4
Радионуклидті тоқтату
Радионуклидті орау
5 сурет Геологиялық формацияларда радиоактивті қалдықтарды
орналастыру көп барьерлі принципі
Барьерлер радионуклидтерді ұстап тұрады және олардың қорымдардан
миграцияланбауын қамтамасыз етеді. Неғұрлым барьерлер көп болса және
оралдың мөлшері және олардың ұстап тұру қасиеті жоғары болса, соғұрлым
радионуклидтердің топыраққа енуі төмен болады.
Барьерлер екі негізгі типке бөлінеді: инженерлік және табиғи (немесе
геологиялық). Инженерлік барьер – радиоактивті заттар, металл контейнері
және контейнер мен геологиялық (жер үсті немесе жер асты) орта аралығын
жасанды кеңістікпен толтырған матрицадан тұрады. Қатты қалдықтардан тұратын
консервілеуші (бұзылмайтындай ету) матрица бірінші барьер болып табылады.
Келесі барьер қалдықты матрица орналасқан металл контейнер. Контейнерлер
мен оларға салынған қалдықтардың химиялық сәйкестігі, контейнердің
мықтылығы, коррозиялық тұрақтылығы талапқа сай болу керек. Үшінші барьердің
рөлін орналастырылған контейнерлер мен жер асты өнімдерінің жаралары
арасындағы кеңістікті толтыратын материалдар атқарады.
Барьерлердің тиімділігі қорымдардың жойылғанға дейінгі уақытымен
анықталады. Әдетте құрастырылған материалдар геологиялық көлемінің
уақытынан бұрында бұзылуы мүмкін. Сондықтанда олар қорымдарды пайдаланғанға
деінгі уақытша барьер болып есептелінеді.
Ұзақ уақыт ішінде қалдықтардың физико – химиялық түріде бұзылуы
мүмкін, бірақ барьерлер ең болмағанда бірінші қуысқа дейін түрінің
өзгерпеуін қамтамасыз етеді.
Көбіне сенімді барьер деп геологиялық формацияны және табиғи құйылған
аралық матрицаларды есептейді. Өйткені олар жасанды материалдардан жасалған
барьерлерге қарағанда тұрақты болады.
Соңғы кезде ғылыми зерттеулерде табиғи материалдардан жасалған негізгі
барьерлерді түрлі жағдайда пайдалану көбейген. ... жалғасы
Сіз бұл жұмысты біздің қосымшамыз арқылы толығымен тегін көре аласыз.
Х.ДОСМУХАМЕДОВ АТЫНДАҒЫ АТЫРАУ МЕМЛЕКЕТТІК УНИВЕРСИТЕТІНІҢ
ЖАРАТЫЛЫСТАНУ ФАКУЛЬТЕТІ
ЭКОЛОГИЯ ЖӘНЕ ҚОРШАҒАН ОРТАНЫ ҚОРҒАУ КАФЕДРАСЫ
ҚОРҒАУҒА ЖІБЕРІЛЕДІ
кафедра
меңгерушісі,
___________
“_____”____________2007 ж.
ДИПЛОМДЫҚ ЖҰМЫС
Радиоактивті қалдықтарды көмуді әлемдік тәжірибеде талдау
Атырау 2007
ЖОСПАРЫ
КІРІСПЕ ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..
... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 4
1. РАДИОАКТИВТІ
ҚАЛДЫҚТАР ... ... ... ... ... ... .. ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 6
1.1. Радиоактивті қалдықтардың көздері,
көлемі ... ... ... ... ... ... ... . ... ... 6
1.2. Радиоактивті қалдықтарды жинау және
сорттау ... ... ... ... ... ... ... . 10
2. РАДИОАКТИВТІ ҚАЛДЫҚТАРДЫ ТАЗАЛАП, ЖОЮ
ШАРАЛАРЫ ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..
... ... ... ... ... ... ... ... ... .12
2.1. Радиоактивті қалдықтарды көмуге
дайындау ... ... ... ... ... ... ... ... ...23
3. РАДИОАКТИВТІ ҚАЛДЫҚТАРДЫ ЖЕР АСТЫНА КӨМУДІҢ ЖАЛПЫ
МАҚСАТЫ ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..
... ... ... ... ...30
3.1. Радиоактивті қалдықтардың көмуіне қойылатын негізгі
талаптар ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..
... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... .37
3.2. Радиоактивті қалдықтарды көму әдістері мен
тәсілдері ... ... ... ... .39
4. РАДИОАКТИВТІ ҚАЛДЫҚТАРДЫ ЖЕР АСТЫНА КӨМУДІҢ ҒЫЛЫМИ НЕГІЗДЕРІНІҢ
ЕРЕКШЕЛІГІ ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 43
4.1. Зерттеудің этаптары және жалпы
сипаты ... ... ... ... ... ... ... . ... ... ... 43
4.2. Көму аудандарын
таңдау ... ... ... ... ... ... ... . ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..
.46
4.3. Көму технологиясының элементерін
зерттеу ... ... ... ... ... ... ... ... ... 51
5. РАДИОАКТИВТІ ҚАЛДЫҚТАРДЫ ӘЛЕМДІК ТӘЖІРЕБИЕДЕ
ТАЛДАУ ... ... ... ... ... ... ... . ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..
... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..56
5.1. Радиоактивті қалдықтардың жер астындағы қоймалары мен
қорымдарын құрудың қазіргі программалары мен жобалары ... ... ... ... 56
5.2. Солтүстік Еуропа территориясындағы радиоактивті қалдықтарды
көмудің
тәжірибесі ... ... ... ... ... ... . ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..
... ... ... ... 62
5.3. Қазақстанда қалдықтарды
орналастыру ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..68
5.3.1. Радиоактивті қалдықтарды орналастыру орындарының қазіргі
жағдайы ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... .
... ... ... ... ... ... ... ..70
ҚОРЫТЫНДЫ ... ... ... ... ... ... .. ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..
... ... ... ... ... ... ... ... 76
ПАЙДАЛЫНЫЛҒАН ӘДЕБИЕТТЕР
ТІЗІМІ ... ... ... ... ... ... ... . ... ... ... ...78
КІРІСПЕ
Тақырыптың актуалдық негіздемесі
Радиоактивті қалдықтар – бұл кендерді және табиғи байлықтарды өндіру
және қайта өңдеу кезінде пайда болатын уран, торий, радий элементтерінің
қалдықтары; реаторлар және үдеткіштер мен жұмыс кезінде пайда болатын
жасанды радионуклидтер; реактордың мерзімі біткен, бұзуға жатқызылған;
радиохимиялық қондырғылар және басқада құрал – жабдықтар.
Радиоактивті қалдықтар – бұл құрамында адамның техникалық әсер
етуімен пайда болатын радионуклидтері бар және аз ғана көлемде игерілген
жанама биологиялық немесе техникалық улы заттар. Радиоактивті қалдықтар
қоршаған ортаға есепсіз түсіп отыратын және ыдырайтын ауаға тарайтын
радиоактивті заттармен ерекшеленеді. Бұл қалдықтардың ерекшелігі олардың
белсенділігі жер қойнауынан шығарып алынғанан кейінгі биосфераға түсетін
табиғи радионуклидтермен емес, елеулі мөлшерде бұрын болмаған жасанды
радионуклидтермен анықталынады.
Радиоактивті қалдықтар белсенділгіне байланысты жоғары белсенді, орта
белсенді және төмен белсенді болып бөлінеді.
Радиоактивті қалдықтармен нақты жұмыстардың түрлері оларды
практикалық игеру сатысынан бастап отандық және халықаралық (МАГАТЭ) ереже,
норма және сипаттамаларымен реттейді.
Теориялық және практикалық маңыздылығы
Қазіргі ғылым мен техниканың даму деңгейінде пайдаланылмайтын және
экологиялық көзқарастан қатер туғызатын әлемде радиоактивті қалдықтардың
елеулі мөлшері жасақталған. Соңғы жиырма жыл радиоактивті қалдықтарды қалай
мәселесін жария ету үнемі көтерілуде. Толық болмасада радиоактивті қалдықты
жер астына көмуді шешу мәселесінің отандық нормативті құқықтық базасы
жасалды.
Мақсаттар мен міндеттер
Диплом жұмысының негізгі мақсаты ол радиоактивті қалдықтарды көмуді
әлемдік тәжірибеде талдауын зерттеп, соған байланысты келесі міндеттер
қойылды:
• радиоактивті қалдықтардың көздері, көлемін және оларды жинау және
сорттауын анықтау;
• радиоактивті қалдықтарды тазалап, жою шараларын қарастыру;
• радиоактивті қалдықтарды көму әдістері мен тәсілдерін зерттеу;
• радиоактивті қалдықтарды жер астына көмудің ғылыми негіздерінің
ерекшелігін зерттеу,
• радиоактивті қалдықтарды әлемдік тәжіребиеде талдау.
1. РАДИОАКТИВТІ ҚАЛДЫҚТАР
1.1. Радиоактивті қалдықтардың көздері, көлемі
Осы күнгі радиоактивті қалдықтар және олардың пайда болу жағдайына
тоқталайық. Газ тәріздісі ядролық отын бөлшектенгенде және басқа
жағдайларда пайда болады. Жалпы көлем ішінде олар елеусіз бөлшегін құрайды.
Мол тараған түрі сұйық радиоактивті қалдық, олар радиоактивті заттармен
жұмыс істейтін әртүрлі өндірістерде үнемі жасақталады. Сұйық қалдықтарға
әртүрлі сұйық шламдарда жатады. Мысалы пайдаланылған отындарды қайта
өңдеудегі ертінділерді тазалауда пайда болатын ластанған пульпо тектес
перлит 1.
Қатты қалдықтар сұйық және газтәріздес радиоактивті қалдықтарды қайта
өңдеуде және бұдан басқа мекемелердің іс әрекетінің өнімі ретінде. Олар
әртүрлі байламдар түрінде, конструкциялардың бөлшегі, қою шламдар, қоқыс
және басқа түрлерінде болуы мүмкін.
Газтәрізді қалдықтардың құрамында тарағаны криптон-85, көміртегі-14,
водорол-3 (тритий) және иод-29. Бұл нуклидтер атмосфераға түскен кезде
ауаға араласады (ауада ериді). Әдетте мұндай қалдықтарды ары қарай көму
үшін газ түрінен қатты түрге айналдырады.
Ядролық энергетикалық қондырғылардың жұмысында радиоактивті заттармен
ластанған және құрамында орта белсенді стронций-90, цезий-137, кобальт-60
бар су және басқа сұйық қалдықтар пайда болады. АЭС отыны
регенерацияланғанда тансуранды және жерде сирек кездесетін элементті жоғары
белсенді қалдықтар шығарылады. Бұл қалдықтардың ішіндегі негізгі
радионуклидтер: америций-241, плутоний-238, плутоний-239, плутоний-240,
плутоний-237, кюрий-243 және кюрий-244 2. Нормативті документтерге сәйкес
5,6,9 су құрамында белгісіз нуклидтердің қосындысы 3(10-11 Kuл асқан
концентрация сұйық радиоактивті қалдық болып есептелінеді. Қатты қалдықтар
радиоактивті болып саналады, егер олардың үлес белсенділігі төмендегі
өлшемді құраса:
бета-белсенді заттар үшін – 74 кБккг (2·10-6 Kuкг) көп болса;
гамма-белсенді заттар үшін – 10-7 г экв. радия көп болса;
альфа-белсенді заттар үшін – 7,4 кБккг (2·10-7) Kuкг көп болса,
трансуранды элементтердің радионуклидтері үшін 0,37 кБккг (10-8)
Kuкг көп болса және де егер беткі ластану деңгейі 100 см² көлемге 5
альфа-бөлшексм² мин. немесе 50 бета-бөлшек см² мин. асса.
Белсенділігінің үлес деңгейі бойынша қатты радиоактивті қалдықтардың
классификациясы 1 кестеде берілген.
1 кесте
Белсенділігінің үлес деңгейі бойынша қатты радиоактивті қалдықтардың
классификациясы.
№ белсенділігі Белсенділік деңгейі, Kuкг беткі деңгейден 0,1 м
бойынша қашықтықтағы гамма
классификация сәулелену мөлшерінің
қуаты.
альфа–сәулелену бета-сәулеле
ну
1 ТБҚ 2·10-7-10-5 2·10-6-10-4 3·10-7-3·10-4
2 ОБҚ 10-5-10-2 10-4-10-1 3·10-4-10-2
3 ЖБҚ 10-2 10-1 10-2
Қалдықтардың қауіп қатерлі дәрежесі төмендегідей бірнеше факторларға
байланысты: белсенділік шамасынан, сәулеленудің түрі мен энергиясынан,
қалдықтағы радиоактивті заттардың токсинді дәрежесімен, қалдықтардың
физикалық күйінен, қалдықтардың ыдысының түрі мен күйі.
Ең ірі радиоактивті қалдық шығаратын біртұтас атом энергетикасы болып
табылады. Кейбір бөлек региондарда жағдай өзгеше болуы мүмкін. Радиоактивті
қалдықтардың өндірілуі тек ядролық энергетиканың жұмысынан ғана емес,
радиоактивті қалдықтар аз мөлшерде басқа өндірістерде және ғылыми
обьектілерде де пайда болады. Бұл уран рудасын өндіру мен қайта өңдеуде,
уранды байыту мен өңдеу, бөлінетін және синтез реакцияларының материалдары
пайда болғанда, плутоний мен тритийді өндіргенде. Және де ядролық двигатель
қондырғылары, экспериментальдық реакторлар, тездеткіштер радионуклидтерді
бөлінуі мен оларды алу, приборларға керекті әртүрлі изотоптардың
шығарылуында да радиоактивті қалдық пайда болады 2.. Радиоактивті
материалдармен байланысты апат және апатты жағдайларды да ескеру керек. Бұл
жағдайлар әртүрлі белсенділіктегі радиоактивті қалдықтардың пайда болуына
әкеліп соқтырады. 1 суретте радиоактивті қалдықтардың жалпы түрінің
классификациясы берілген 3.
1 сурет. Радиоактивті қалдықтардың жалпы түрінің классификациясы
Қондырғылардан радиоактивті қалдықтарды жою басталғанша дейін іс
қимылдың анық бағдарламасы болу керек екенін әлемдік тәжірибеде
көрсетілген. Халықаралық эксперттер бұл жөнінде радиоактивті қалдықтарды
өндіретін немесе қайта өңдейтіндерге радиоактивті қалдықтармен қалай жұмыс
жасау бағдарламасын жасау үшін алдын ала тәуелсіз эксперттерден кеңес алу
керек екендігін ұсынады. Атом өндірісінде шетел елдерде бұл қағиданы
елемегендіктен ондаған миллион доллар жұмсалады 4. Радиоактивті
қалдықтармен қалай жұмыс істеу керек екендігі жөніндегі ережелер
радиоактивті қалдықтар пайда болған жерінде басқа қоқыстардан бөлек
жинағанда мыналарды ескеріп отыруды талап етеді:
- физикалық күйі (қатты, сұйық);
- шыққан тегі (органикалық, бейорганикалық, биологиялық);
- қалдықтағы радионуклидтердің ыдырау мерзімі (15 тәулікке дейін, 15
тәуліктен көп);
- жарылу және жану қауіпсіздігі;
- қалдық шығаратындардың (алдын ала белгіленген) оны қайта өңдеу мен
сақтаудағы пайдалану принциптері.
2000 жылы Ұлыбританияда жоғары активті қалдық 5 мың м³, орта активті
қалдық 80 мың м³, төменгі активті қалдық 500 мың м³ құрады. 2000 жылы
Францияда 835 мың м³, Ресейде 1,5 млн. м³, АҚШ-та 3,6 млн. м³ орта және
төмен белсенді қалдықтар жинақталып және қайта өңделген. Швецияның ядролық
энергетикалық бағдарламасы бойынша 7800 т. пайдаланылған отын (уран), 90
мың м³ өндіріс қалдықтары және 130 мың м³ АЭС-н демонтаждағаннан шыққан
қалдықтар пайда болған 5. Осы уақытта ТМД елдерінде 160 т. әйнектелген
3,6·106 Ku жоғарғы белсенді қалдық сақталуда. АЭС алаңдарында 135 мың м³
сұйық (белсенділігі 35·10³ Ku), 80 мың м³ қатайтылған және 100 мың м³ қатты
қалдықтар сақталған. Төменгі және орта белсенді қалдықтар ядролық
қондырғылардағы белсенділіктен бар болғаны 0,1%-дан кем 5.
Радиоактивті қалдықтарды жер астына көмудің нақты жоспарлары мен
жобалары АЭС пайдаланудан алу мәселесін жоғарғы дәрежеде құптайтынын айта
кеткен жөн. Бірінші көңіл аударатын мәселе осы көлемдегі радиоактивті
қалдықтарды оңашалау (2 кесте).
2 кесте
1300 мвт қуатты PWR реакторы бір энергоблокты пайдаланудан
алғандағы көмуге жататын радиоактивті қалдықтардың көлемі
№ Компоненттер жалпы арнаулы қайта
саны, т сақтау пайдалану
орынында,т және тікелей
жою, т
1. Бақылау аймағының металл 10389 - -
компоненттері:
беттік ластану - 1411 5152
нейтронды-белсенді - 776 3050
2. Бетон 139090 562 138528
3. Темір арматура 5844 56 5788
4. Бақылау зонасындағы
қалдықтардың жалпы саны
Демонтаждан кейінгі қосымша 155323 2805 152518
5. қаолдықтар
- 409 -
1.2. Радиоактивті қалдықтарды жинау және сорттау
Жинау мен сорттау ядролық отынды тізбегінде және өнеркәсіптің басқада
салалары қатарында пайда болатын барлық қалдықтарды алады. Ядролық
энергетиканың түрлі этапы үшін бұл процестер өздерінің қасиеттеріне ие.
Уранның шыққан жерлерін қайта өңдеуде, әдетте, әуелі беткі жынысқа
көтерілген жынысты сорттайды: рудада уранның құрамына байланысты вагондар
әртүрлі үйінділерге бағытталады. Таза жыныс үйінділерінен бастап, үйіндіден
бай рудаларға дейін бағытталады. Одан әрі руда байтатын фабрикаларға қайта
жіберіледі. Одан қайта өңделіп, одан әрі гидрометаллургиялық зауыттарға
жіберіледі. Рудниктерде жұмыс біткеннен кейін, алдыңғы салыстырмалы
активтілігі 5 топқа жататын руда үйінділерін ережелерін сақтай отыра тау
бұрындысы шегіне көмеді.
Радиоактивті қалдықтардың келесі жиналуы мен сортталуы металл уранда
байыту мен шығару және отынды дайындау зауыттарында жүреді. Әдетте бұл
процесстер кезінде әртүрлі органикалық және неорганикалық ертінділер және
қайта өңдеуге дейін зауыт территорияларында сақталынатын, белсенділігі тек
табиғи радионуклидтерге негізделген сұйық қалдықтар пайда болады. Бұл сұйық
қалдықтар орташа және төмен белсенділерге жатады.
Қалдықтардың пайда болуының келесі тізбегі АЭС және зерттеу
реакторлар әрекеті жатады. Бұл тізбек бойынша отынның бөлінуі мен активация
процессі нәтижесінде және көлемі жағынан конструкциясы айтарлықтай емес,
бірақ өте жоғары белсенді жартылай ыдырау кезеңі 1 секундтан мың жыл және
одан жоғары (трансуранды элементтер) дейінгі техногенді радионуклидтері
пайда болады.
Газ тәрізді қалдықтар реакторлармен жұмыс кезінде үнемі пайда болатын,
құрамында игі газы және қатты радионуклидтердің жеткілікті жоғары
концентрациясының микро бірлігі бар иод пен аэролдардан тұрады. Бұл газдар
100-150м газ шығаратын түтін арқылы атмосфераға тасталмас бұрын тазалау
жүйесінен өтеді және әртүрлі сүзгілерде уақытша ұсталады. Отынның
регенерациясы кезінде радиоактивті қалдықтардың көлемі кемиді (кейбір
деректерде 10 есеге). АЭС концервациясы процесінде және отынды қайта өңдеу
кезінде белсенділігі жоғары қатты және сұйық қалдықтар пайда болады.
Категориялары және физикалық жағдайлары бойынша бөлінген бұл қалдықтар
жылдар бойы радиоактивтілігі төмендегенше сақталады.
2. РАДИОАКТИВТІ ҚАЛДЫҚТАРДЫ ТАЗАЛАП, ЖОЮ ШАРАЛАРЫ
Радиоактивті қалдықтардың тазалап, жою мәселесінің актуалдығы уақытша
сақтау орнындағы пайдаланылған қалдықтардың үлкен көлемінің жиналуымен және
бірнеше ядролық энергетикалық қондырғыларды пайдаланудан алып тастаумен
байланысты.
Мысалы, Францияда табиғаттың радиоактвті ластануы жөніндегі жаңа
маңызды мәліметтерді алу және оның механизмі, белсенділігін химиялық,
электрохимиялық, физикалық әдістермен жою және оларды ластанған материалдар
орналасқан жерлерде пайдалану, сұйық қалдықтарды қайта өңдеу проблемаларын
зерттеу және көшпелі станцияларды қайта өңдеуді құру жөніндегі зерттеу
проблемасын өңдеді және пайдаланады.
Радиоактивті қалдықтармен қатынас жасауды арнайы фирмалар мен ұйымдар
іске асырады (көму орнын). Халықаралық тәжірибеде осындай фирмалардың
жұмысында және олардың мемлекетпен және басқада фирмалармен қатынасы
бірінші орында радиоактивті қалдықтармен қатынасы программасын іске асыру
жауапгершілігі жөніндегі сұрақты шешеді.
Кейбір мемлекеттерде (Канада, Финляндия, Швейцария, Швеция,
Ұлыбритания) қалдықтарды көмуге энергетикалық мекемелерге жүктелген, бірақ
барлық жағдайда қойма жөніндегі сұрақтарды федералдық үкімет қарастырады
және шешеді немесе лицензиялайды.
Мысалы, неміс АЭС-ның қалдықтарын жою 1976 жылы енгізілген атомдық
заңдарға негіздеп жүргізеді. Федералды басшылар заңға сүйене отырып
радиоактивті қалдықтармен қатынасты стратегияны шығарды.
Радиоактивті қалдықтармен бай тәжірибесі бар радиоактивті заттармен
байланысты АЭС және басқада өндірістерде көптеген элементтер (тасымалдау
операциясы, қорғаныш әрекеттер және басқалар) бір типті немесе жақын
болғандықтан радиоактивті қалдықтарды жерастылық көмудің соңғы
технологиясын өңдеу кезінде белгілі бір қызығушылықтар туғызды.
— — — — — — — — — — — — — — — — — — — — Өңдеу — — — — — — — — — — — —
— — — — — —
— — — — — — — — — — — — — — — — — — — — Көму — — — — — — — — — — — —
— — — — — —
2 сурет. Радиоактивті қалдықтармен қатынасының нұсқаулары мен әдістері
2 суретте радиоактивті қалдықтармен қатынасының нұсқаулары мен
әдістері көрсетілген (негізінен төмен белсенді және орта белсенді
қалдықтар) 6.
Ленинград облысының ядролық объектілеріндегі радиоактивті қалдықтармен
қатынасының этап бойынша жүйесі 3 суретте көрсетілген. Санкт – Петербургтің
Радон арнайы комбинатындағы радиоактивті қалдықтарды қайта өңдеу жағдайы
мен технологиясына жауап беретін бұл жүйенің іске асыратын бөлігі 4 суретте
беріледі.
Радиоактивті қалдықтарды өндірілген жерінен мекемеден тыс жинау мен
тасымалдау үшін мыналар қолданылуы қажет:
қатты радиоактивті қалдықтар үшін – біріншілік бумалармен жабдықталған
жинақ-контейнерлер, сонымен бірге өзбеттік бума түріндегі пластикалық
немесе қағаз қаптар;
сұйық қалдықтар үшін – жинақ-контейнерлер немесе арнаулы цистерналар.
Жинақ контейнерлер бірнеше рет пайдаланылатын оптимальды мөлшерде және
үйлесімді пішінде болуы керек.
Жинақ-контейнерлердің шамасы мен конструкциясы радиоактивті
қалдықтардың типтері мен санымен, түрлерімен, радионуклидтердің
сәулеленуімен, белсенділігімен анықталынады. Олар механикалық мықты болуы
керек. Сұйық радиоактивті қалдықтарға арналған жинақ-контейнерлер
қалдықтарды ваккумдау әдісімен басқада сыйымдылыққа айдау үшін тетікті
қосуды қамтамасыз ететін герметикалық түрде және мойынымен жабдықталған
болуы керек.
Жинақ–контейнерлерді толтыру сұйық радиоактивті қалдықтарды бөліп құю
мүмкіншілігін болдырмау жағдайда жүргізіледі. Жинақ-контейнерден сәулелену
мөлшері қуаттылығы 100 мкЗвсағ. (10 мэбрсағ.) жоғары болмау керек.
Контейнерлердің сыртқы беті радиоактивті ластануы көрсетілген нормадан
жоғары болмауы керек.
Орта және төмен белсенді қалдықтарды әдетте траншейн типті қоймаға
немесе жер асты камерасына салады. Бұндай қоймаларға жарылғыш немесе
өздігінен тұтанатын қатты және сұйық радиоактивті қалдықтар көміледі.
Сурет 3. Радиоактивті қалдықтармен жұмыс жасау кезеңді схемасы
Сурет 4. Радиоактивті қалдықтарды өңдеу схемасы
Олар алдын ала қарастырылған қауіпсіз жағдайда пайда болған жерлерінде
болуы керек.
Радиоактивті қалдықтарды технологиялық көму жақсы дамыған. Ресей
территориясында, мысалға, көмуге дайындық кезінде радиоактивті қалдықтармен
қатынасты операциясын арнайы жасалған шамамен жасайды. Көмуге қабылдар
алдында радиоактивті қалдықтардың бумаларын келесі параметрлер бойынша
бақылау жасау қажет: бумалардың салмағы, сыртқы пішіні, маркеровкасы,
механикалық төзімділігі, бумалардың ішкі бетінде бирканың немесе
радиоактивті қалдықтардың бумалары мен құрамы туралы қосымша мәліметтері
жазылған басқада құжаттардың бар болуы, жер бетіндегі сәулелену мөлшерінің
күші, сыртқы ортаның радиоактивті заттармен ластануы мен оның көлемі,
сенімді бекітілгеніне және саңылаусыз болуы керек. Көму кезінде қысымына,
температурасына, ылғалдылығына, бөліну өнімінің құрамына және басқада
параметрлерге бақылаулар жасайды.
Көп жағдайда жоғары белсенді қалдықтарды отынды қайта өңдеуден кейін
жер бетілік немесе жай қазылған металды немесе темір бетонды сыйымдылыққа
салады. Мысалы, әскери өндірістерде жоғары белсенді қалдықтар уақытша (20-
30 жыл) арнайы сыйымдылық қоймаларында сұйық күйінде сақталады.
Битумдалған төмен белсенді қалдықтар және орта белсенді қалдықтар
өздігінен жану немесе қалдықтың жанғыштығымен жүреді. Битумды блоктар тек
350°С температурада ғана тұрақты болады. Битумды қоспа қабаттануы және
бактериальды ыдырауға ұшырауы мүмкін. Сіңірілген мөлшері 107 Гр битум
ісініп жарылғыш газ бөледі.
Бетонның құрамындағы судың радиолизінен шыққан сутегі радиоактивті
қалдықтарды цементтеген кездеде пайда болуы мүмкін 3. Бұдан басқа
радиациялық әсерден тыс сыртқы сулардың ықпалымен бетонның ыдырауы мүмкін
(коррозия) 7.
Радионуклидтердің альфа және бета ыдырауынан радиоактив қарқында
сәулеленеді. Бұның әсерінен биосфераға радионуклидтердің еніп кету қатері
тууы мүмкін. Мысалы, әйнектелген қалдықтарда құрылым және химиялық
өзгерістер пайда болуы мүмкін. Олар жабық энергиясын, механикалық
қасиеттерін өзгертуі, әйнектің еру жылдамдығын тездетулері мүмкін.
Пайдаланылған отынды сақтайтын контейнерлер (отынның өзі секілді) 100
рс дейін сәулеленуі мүмкін. Контейнерлердегі радионуклидтің пайда болу
жылдамдығын радиациялық коррозия мен отынның ыдырау жылдамдығына байланысты
өсуі мүмкін 8.
Челябинск-40 әскери өндірісіндегі сұйық қалдықтарды сақтауда ыдыстарды
салқындату жүйесі тоқтап қалды. Бір хабар бойынша қалдықтардың кебуінен
химиялық жарылғыш заттар концентрациясынан жарылу қауіпі пайда болған. Бұл
Орал мен Сібірдің елеулі территориясын радиоактивті қалдықтармен ластайтын
қуатты жарылысқа әкеліп соғуы мүмкін еді (журнал Энергия №1-3,10,11 1990
ж. Комсомольская правда 29.10.91).
Әртүрлі белсенді радиоактивті қалдықтар сақтау практикасы апатты
жағдайлар мен апаттар қалдықтарды орналастыру жерлерінің қауіпсіздігін шешу
керектігі жөніндегі келесі негізгі спецификалық мәселелерді шешу керектігін
көрсетті:
жоғары белсенді қалдықтар: салқындату, газ өткіздірмеу, судан
оңашалау, радионуклидтерді таратпау, бақылау;
орта белсенді қалдықтар: газ шығарттырмау, өткіздірмеу,
радионуклидтерді таратпау, бақылау;
төмен белсенді қалдықтар: судан оңашалау, радионуклидтерді таратпау,
бақылау.
Бұдан басқа, бөліну заттарының кретикалық салмағына, оның ішінде
трансуранды элементтер, байланысты түсінік – ядролық қауіпсіздік сақталу
керек. Германияның нормативі бойынша ядролық қауіпсіздік жағдай
радиоактивті қалдықтардағы бөлінгіш заттардың концентрациясы 100 л 50 г
аспау керек.
Радиоактивті қалдықтардың санының көп өсуіне байланысты оларды
адамзаттың жер бетінде өмір сүру және биологиялық процестердің ұзақтығынан
да асатын уақытқа жою керектігі туындап отыр.
Радиоактивті қалдықтарды көму бойынша МАГАТЭ комиссиялары сақтау
қоймаларын құру және жоба есебі кезінде келесі аспектілерге мән берген:
1. Қалдықтарды шығару принципі, егер жоспарланған болса;
2. Жерге орнату, қабылдау және өңдеу, тексеру, дезактивация және
қайта орау, көмекші қондырғылар, көтергіштер, желдеткіштер және басқалар.
3. Қоймалардың орналасуы және тереңдігі: су тұтқыш горизонттар мен
басқада аз көздердің арасындағы тәуелділік, негізгі формация шекарасының
тәуелділігі, ығысу мен басқада геологиялық құрылымның тәуелділігі.
4. Қоймаларға түсу кезіндегі барлық есептерін тексеру.
5. Радиациялық қорғаудың негізгі принциптері: контейнерлердегі
радиация мөлшері, қайта орауға берілген қорлар, қалдықтарға кірер жол.
Қоймаларды пайдалану кезінде келесі тәсілдерді пайдалану ұсынылады:
Пайдалану шаралары:
а) қабылдау, қарау және шартқа сәйкестендіруді қайталау;
б) қалдықтарды орналастыру;
в) ұңғымаларды және қуыстарды бітеу;
г) мәліметтерді тіркеу;
д) жұмысшыларды радиациядан қорғау.
Апат жағдайдағы шаралар:
а) жұмысшыларды қорғау, көшіру т.б.;
б) апат салдарын жою – активтілігін жою;
в) апат себебін жою бағдарламасы.
Қойманы тексеру:
а) қойма мен буфер аймағының радиологиялық, механикалық, жылу және
гидрологиялық сипаттамасы.
б) шеттетілген жердің биосфераға әсері.
Толық толтырылғаннан кейінгі шаралар:
а) сақтап қою тәртібі;
б) қойманың жұмысын тоқтату тәртібі;
в) қойманы таңбалау тәртібі;
г) қоршаған ортаны ұзақ уақыт тексеру тәртібі.
Қойма – қорымды толтырғаннан кейін оған бару жағдайын бағалаудың
әртүрлі тәсілдері бар. Кейбіреулер қорымды жапқаннан кейін оған қайта
барудың ешқандай реті жоқ дейді. Кейбіреулер қойманы жапқаннан кейін
бақылап тұру үшін оған кіру жолы болу керек дейді. Бұл мәселеде МАГАТЭ-нің
позициясы – қорымның қауіпсіздігі оны бақылау функциясына байланысты
болмауы.
Қорымның барлық ғылыми – техникалық негізделуі мен оның құрылысы оны
пайдалануға берместен бұрын жасақталуы керек 9. Қазіргі радиоактвті
қалдықтарды бөлектеу тәсілдері көму орындарын табу мәселелерінің
әртүрлілігін қарайды.
Әлем тәжірибесінде бір бірінен елеулі ерекшеленетін қалдықтарды көму
философиясы байқалады. Кейбір елдер төменгі және орта белсенділіктегі
қалдықтарды жердің жоғарғы қабаттарында көмуге болады десе, басқалары
қалдықтың барлық түрлерінде терең геологиялық формацияларға (жер қыртысы
қабаттары) көму керек дейді 10. Тереңге және терең емес көму
бағдарламасының айырмасына әртүрлі факторлар кіреді. Оның ішінде біршама
елдерде төмен белсенді қалдықтар мен орта белсенді қалдықтарды терең емес
көму жүйесі бойынша үлкен тәжірибе жинақталған және осы уақыт ішінде
лицензиялау мен реттеуде бастап сақтаудың аралық тәсілдері ретінде қабылдау
сияқты қиындықтар жеткілікті. Ал тереңге көмудің тәжірибесі жоққа жақын.
Қазіргі уақытта радиоактивті қалдықтардың барлық категорияларын сақтау
қоймалары құрылысының оптимизациясы, қауіпсіздікті жоғарлату, шығынды
азайтып сәулелену максимальдығын, қоршаған ортаға әсерін төмендетуі
бойынша жұмыстар жүргізілуде.
Шартқа сәкестендірілген жоғары белсенді қалдықтармен шығатын отындарды
соңғы көмудің бірінші толық масштабты технологиясы 2000-2020 жылдар
аралығында болатындығы күтілуде.
Радиоактивті қалдықтармен қатысы кезіндегі пайдаланылған технологиялар
қатарына радиоактивті қалдықтарды тасымалдау, сақтау (мысалы, қысқа уақытқа
және ұзақ уақытқа) және өңдеу кіреді.
Көп барьерлі қорғау принципіне негізделген биосферадан алыстату үшін
радиоактвті қалдықтарды келесі этаптар түрінде баяндауға болады:
1. Қалдықтарды жинау және сорттау;
2. Қалдықтарды уақытша сақтау;
3. Қалдықтарды шартқа сәйкестендіру, сақтауға ыңғайлы етіп сұйық және
біртіндеп қатты қалдықтарды формаға келтіру, тасымалдау және көму (сұйық
қалдықтар үшін шартқа сәйкестендіру, шеттету және контейнерге салу, қатты
қалдықтар үшін өртеу, тығыздау, белсенділігін азайту және контейнерге
салу);
4. Шартқа сәйкестендірген қалдықтарды уақытша көму;
5. Көму орнына қалдықтары бар бумаларды тасымалдау;
6. Радиоактивті қалдықтарды аймақтық қорымдарға көму.
Отынмен қарым-қатынас екі айрықша белгіленген бағытта белгіленген:
- шартқа сәйкес пайдаланылған отынды қалдық ретінде тікелей көму;
- пайдаланылған отынды қайта өңдеу үшін бөлінетін материалдарды
(плутоний-239 және уран-235) және отын шикізатын (уран-238) шығарып
алғаннан қалған қалдықты көму.
Пайдаланған отынды және басқада жоғары белсенді қалдықтарды қайта
өңдеу мен көму туралы әр мемлекеттердің ұлттық жоспары 3 кестеде
сипатталған, ал материалдарды көму жөнінде жұмыстардың жағдайы 4 кестеде
берілген 11.
Қазіргі уақытта көптеген мемлекеттерде отынды химиялық қайта өңдеп
ұзақ уақыт сақтау қарастырылған, яғни 5-50 жылға сақтау соңғы көмуге дұрыс
дайындауға мүмкіндік береді.
3 кесте
Пайдаланған отынды және жоғары белсенді қалдықтарды өңдеу мен көмуі
бойынша жасалған ұлттық жоспар
Елдер ГеологиялЖыныс түрі Қайта өңдеу Шартқа
ық сәкестендірілген
формацияд түрдегі қалдықтар
а көму
елде шет
елдерде
Аргентина + гранит + әйнек блоктар
Ұлыбритания + + + әйнек блоктар
Үндістан + гранит + әйнек блоктар
Испания + тұз, саз
АҚШ + туф контейнерге
салынған
пайдаланылған
отындар
Ресей + тұз, + + әйнек блоктар
кристаллит
саз,
Италия + кристаллит + әйнек блоктар
гранит
Швецария + шөгінді + әйнек блоктар
жыныстар
Жапония + кристалды + + әйнек блоктар
тақта тас,
туф
4 кесте
Пайдаланған отынды немесе жоғары белсенді қалдықтарды әлемнің әр
елдерінде жер астына көмуі бойынша кешенді жұмыстардың жағдайы
Елдер Өндіріс объектілері Жер асты зерттеу
лабораториялары
Аумақта Аумақты Жер асты Құрылыс Зерттеу
зерттеу таңдау қоймаларын
пайдаға асыру
(жоспарланған
жыл)
Аргентина +
Бельгия + + +
Бразилия +
Ұлыбритания +
Үндістан + + +
Испания + 2005
Канада + 2020 + +
Қытай +
АҚШ + + 2003 +
Франция + + 2009
Швецария + + 2020 + +
Швеция + + 2020 + +
Жапония + + 2020
2.1. Радиоактивті қалдықтарды көмуге дайындау
Қазіргі кезде соңғы көмуге белсенділігі түрлі деңгейдегі радиоактивті
қалдықтардың қатты түрлері жатады. Шын мәнінде бұл геологиялық құрылымның
тұрақтылық жағдайын ұзақтығымен шамалас келетін көп уақыт аралығында ішкі
әсер етушілікке тұрақты болады.
Газтәрізді және сұйық радиоактивті қалдықтарды өндірістік
пайдаланылмаған методика бойынша түрлі әдістермен қатты күйге келтіріп
алады, бірақ бұл кезде де қалдықтарды көмуге дайындау процессі үнемі
жетілдіріп отырады. Көп қолданылатыны келесі әдістер:
Радиоактивті газдар криогенді техникалармен төмен температуралы
адсорбция көмегімен жалпы массадан газтәрізді қалдықтарды бөледі.
Газтәрізді қалдықтар қосылған жеріндегі құрамында байланған күйінде
көміледі. Онда газ атомдары микроскопиялық тесіктері бар заттардың ішкі
молекулярлы күштерінің есебімен ұсталынып қалады.
Жоғары белсенді сұйық радиоактивті қалдықтарды буландыру арқылы
тазартады, содан кейін шыны тәрізді массаға енгізеді, ал шыны түйіршіктерді
жылу алмасуды жақсарту үшін металл матрицаларға жиі қосады. Сұйық орта
белсенді радиоактивті қалдықтарды бетонды блокқа немесе жасанды керамикада
қатайтады, ал төмен белсенді радиоактивті қалдықтарды битумдермен
араластырып жібереді немесе құрғатады.
Құрғатылған радиоактивті қалдықтарды (ылғалдылығы 20% дейін) таблетка
түріндегі формаға келтіреді немесе ұнтақ түрінде буады. Битумделген блокты
құрғақ радиоактивті заттармен 40-50%-н толтырады, олар 350°С температураға
дейін де тұрақты болады.
1 м³ сұйықтықтан шыққан боросиликатты шыныдағы радиоактивті
қалдықтардың қатаюы битумнан шыққан көлеміне сәкес келетін қатаюы кезінен
3,6 есеге, бетондағыдан 10 есеге төмен болатын 0,2-0,3 м³ қатты заттарды
шығарады. Ал радонуклидтердің сілтісізденуінің жылдамдығы 100 және 10000
есеге сәкес келеді. Боросиликатты және фосфатты шыныдан басқа басқада шыны
тәрізді жоғары температурада еритін қоспалар Синрок технологиясы бойынша
жасалған синтетикалық тастар, базальт, кеуекті керамика, металл негізіндегі
керамика және басқалар қолданылады.
Жоғары және орта белсенді радиоактивті қалдықтарды қалыпта
контейнерлерде буады. Қолайсыз түзілістерді кеседі, үлкен мөлшердегі
мономенттерді уатады. Төмен белсенді қалдықтарды тайлайды. Жоғары және орта
белсенді қатты радиоактивті қалдықтарды тотықтырғышқа айналдырады, шыны
блокқа, керамикалық блокқа қосады.
Осылайша, радиоактивті қалдықтарды көмуге дайындау кезіндегі
нәтижелерден кейде қалдықтардың көлемі айтарлықтай төмендейді. Сонымен
бірге қатайтылған сұйық және салқындатылған қатты қалдықтарды келесі
контейнерлерге салғанға дейін көмуге арналған радиоактивті қалдықтардың
физико – химиялық құрамы жиі белсенділік көрсетеді.
Радиоактивті қалдықтарды көму алдындағы дайындық этапында
технологиялық фракциялау әдісін қолданған. Ең қауіпті деген
радионуклидтерді (трансуранды элементтер, ыдырау кезеңі 1000 жылдан жоғары
ұзақ өмір сүретін өнімдер) жеке фракцияға бөледі, жартылай ыдырау кезеңі
бірнеше жылға дейінгі негізгі массадан бөлектейді. Жоғарғы белсенді
қалдықтардан бөлінген изотоптарды қосымша өңдеуге жібереді немесе
халықаралық шаруашылыққа қолданады. Қатайтылған қалдықтарды түпкілікті көму
алдында арнайы контейнерлерге, бөшкелерге, барабандарға, қораптарға буады.
Көмуі ұзаққа созылатын радиоактивті қалдықтарды дайындаудың қосымша
нақты мысалы ретінде мынаны қарастыруға болады: Три – Майл – Айленд АЭС-
да судағы өнімдерді бөлу адсорбциясы үшін бейорганикалық материал – цеолит
қолданылған. Адсорбциаланған радиоактивті өнімдерді жұмысқа қабілетті
қорларды соза отырып, цеолиттің бөлігін белгілі бір химиялық заттармен
араластырып, 1323К температураға дейін қыздырады және шыны блок пайда
болғанша салқындатады. Нәтижесінде тиімді байланысқан радиобелсенділік
пайда болатын цеониттің келесі бөлігін арнайы бетонды контейнерлерге салып,
көмуге жіберіледі. Бұл кезде тұтастығы жоғары контейнерлер қолданған.
Контейнер ішкі жағынан болаттан жасалып, коррозияға қарсы эпоксидті
жабылған құрыштан жасалған бетоннан жасалған биіктігі 2,1 м және ені 1,5 м
контейнер АҚШ-ның федеральды стандартына сәйкес жасалған. Қайта өңдеудің
және пайдаланған радиоактивті қалдықтарды оқшаулау әдістері:
а) Сұйық орта және төмен белсенді радиоактивті қалдықтар: ертінділерді
жинау және орташаланған ертіндіні құрамында 200-300 гл дейін тұз қалғанша
буландырады, тұздылығы 40-50% дейін кубтық қалдықты битумдау; қалыпқа дейін
конденсатты ион алмастыру арқылы тазалау; атмосфераға шығармас бұрын газ
фазаларын тазалау; көлемі 200 л бөшкеде битумды компандты өлшеп орайды;
б) Орта және төмен белсенді қатты радиоактивті қалдықтар: ластануына
қарай топқа және қайта өңдеу әдістері бойынша жинау және сорттау; жанатын
төменгі белсенді қалдықтарды өртеу; төмен белсенді қалдықтарды ыссы күйінде
тайлау; жанбайтын төмен белсенді қалдықтарды салқын күйінде айрықша тайлау;
өңделмейтін төменгі және орта белсенді қалдықтарды үзі және кесу; төменгі
және орта белсенді қалдықтарды көлемі 200 л бөшкеге өлшеп, орау; өңделген
және өңделмейтін төменгі және орта белсенді қалдықтарды контейнерлерге
салу; бір уақытта қорғаныс болатын салқындатылған және өңделмейтін
қалдықтары бар контейнерлерді көмуге жіберу;
в) Қатты жоғары белсенді қалдықтар: эксплуатациялық айналым
контейнерлеріне жинау; үзу және бөлу; үзілген қалдықтарды цемент
ерітінділерімен бірге ашық алаңдарда биологиялық қорғаныс функциясы
орындалмайтын металл контейнерлерде (бөшкелер) құйып, жамап орайды;
бөшкелерді қосымша контейнерлеу; контейнерлерді көмуге тасымалдау (5
кесте). АЭС-нан шығатын салқындатылған радиоактивті қалдықтардың барлық
түрлері үшін негізгі орауыш ретінде болаттан жасалған бөшкелер қолайлы.
Төменгі және орта белсенді қалдықтар үшін қосымша инженерлік барьерлер
ретінде темір бетонды контейнерлер (НЗК) қолданылады. Контейнерлерге төрт
салқындататын радиоактивті қалдықтар бөшкелер сиятындай етіп жасалған және
оның түзілісі толықтай биологиялық қорғаныспен қамтамасыз етеді. НЗК
контейнерлерді көму орындарына жеткізу үшін тасымал металл контейнерлер
қарастырылған (А типті). Төменгі және орта белсенді қалдықтар үшін
тасымалданатын оранған жинақтың жалпы салмағы шамамен 12 т құрайды.
Биологиялық қорғаныстың қосымша элементі ретінде темір бетонды БК
контейнерлері құрамында жоғарғы белсенді қалдықтар бар болаттан жасалған
бөшкелерге орналастыруға арналған. БК контейнерін көму орнына В типті
тасымалды айналым контейнерлерімен тасымалдайды. Жоғарғы белсенді қалдықтар
үшін жинақтың жалпы көлемі 7,5 т құрайды.
Сонымен бірге БК контейнерлерін орта белсенді қалдықтарды орналастыру
үшінде қолданады. Орта белсенді қалдықтар үшін транспортты – технологиялық
операцияның кейбір көлемін үлкейту мен қажетті биологиялық қорғанысты
қамтамасыз ету жүкті көтеруге, жүкті тиеу мен түсіру механизмдерінің
қажеттілігін төмендетуге көмектеседі.
5 кесте
Радиоактивті қалдықтардың жер астына көмуді жүзеге асыру үшін
ұсынылатын буылып тасымалданатын жинақтың (БТЖ) мінездемесі
ҚалдықтардБТЖ құрамыБТЖ-ң ұзындыені ммбиіктіқорғантолық
ың түрлері белгіленген ғы, гі, нмыс, ммтай
элементтері мм салма
ғы, т
Төмен жәнеБолатты Қатайтылға және 600 - 900 5 0,5
орта бөшке шартқа
белсенді сәкестендірілген
қалдықтар 0,2 м³ РАҚ-ды
орналастыру үшін
Қайта өңделген
НЗК темір қалдықтар 1350 1750 1750 200 6,7
бетонды салынған төрт
контейнер бөшкені
орналастыру үшін
НЗК контейнерін 1900
А типті орналастыру үшін
тасымал Шартқа 1450 1900 20 2,8
металл сәкестендірілген
контейнер ЖБҚ 0,2м³ -
Болатты орналастыру үшін
бөшке Қалдықтар 600 900 5 0,5
Жоғары салынған бір
белсенді бөшкені
қалдықтар орналастыру үшін -
(ЖБҚ) БК темір БК
бетонды контейнерлерін 1400 1700 20 1,8
контейнер орналастыру үшін
-
В типті 1500 4900 165 25,0
тасымал-ме
тал
контейнер
Сыртқы ені мен биіктігі және төменгі қабырғасының қалыңдығы 650 мм,
қақпағы 50 мм болатын бетон контейнер 300 кг дейін әйнектелген радиоактивті
қалдықтар сияды. Контейнерлердің ішкі жоғарғы қабаттары қалыңдығы 6 мм
болатын полиэтилен қабатымен жабылған. Себебі ісініп кететін жағдай
болғанда радиоактивті қалдықтардың әсерінен контейнерлердің материалына
(құрамына) әсер етуінің алдын алады.
Контейнерлерді су асты қабатында ұзақ уақыт орналастырып, радиоактивті
қалдықтардың қоршаған ортаға әсер етуін зерттейді. Белгілі бір уақыт
өткеннен кейін радиоактивті қалдықтарды көзбен шолып өлшеп және зерттеу
үшін контейнерлерден шығарады. Судың сынамаларына гамма – спектрлік және
химиялық анализдер жасайды. Химиялық анализ кезінде құрамындағы натрий,
калий, калций, темір, алюминий, магний, никель, хлор иондарын, сонымен
бірге күкірттің қалдығын және кремнийдің тотығын, судың электр құбырлары
мен сутегі көрсеткіштерін анықтайды. зерттеулер нәтижесінде контейнерлердің
салмағы мен көлемінің өзгермегені байқалады.
Қалдықтарды көмуге дайындық кезінде қалыпты пайдалану шарты үшін
радиациялық қауіпсіз анализді орындайды. Анализге орауыштан ішкі
сәулеленудің ауаға тарау қуатын, қоршаған ортаға газтәрізді заттардың
таралуын бақылау қуатының қабілетін бақылау кіреді. Шекті рауалы
қалдықтардың сандық белгісін қолдана отырып әртүрлі барьерлер есебімен
буылған радиоактивті заттардың мүмкін концентрациясын соның ішінде
қалдықтардың пішінін, пайдаланылған контейнерлердің типін, контейнерлер
арасындағы бос кеңістікті толтыратын адсорбциялау түрлерін есептеуге болады
12.
Қалдықтарды буып ораудың алдында ең әуелі олардың көлемі мен түрлеріне
ұқыпты есеп жүргізу, көму кезінде қалдықтардың бағытының барлық нұсқаларын
есепке алу қажет, сонымен бірге көму шартының тұрақтылығын бұза алатын ішкі
факторлардың әсерін болжау қажет.
Бүкіл әлемде радиоактивті заттармен жұмыс жасайтын мамандандырылған
фирмаларда радиоактивті қалдықтарды көмуге дайындаудың жаңа әдістерін
дамыту және қолданылып жүрген әдісті жарату бойынша кең масштабты
зерттеулер жүргізілуде. Көбіне сұйық қалдықтарды өңдеу әдістері дамуда,
яғни электрліфильтрлеу, құрғату және иондық алмасу процесстері
(Ұлыбритания) дамуда 13. 1991 жылы биотехнология негізінде толық
масштабты өндірістік құрылғы құрылды.
Осы қарастырылғаннан басқа көмуге дайындайтын спецификалық әдістерді
қарастыратын қалдықтардың басқа категориялары бар. Бұл – химиялық және
радиоактивті қалдықтардың қосындылары.
3. РАДИОАКТИВТІ ҚАЛДЫҚТАРДЫ ЖЕР АСТЫНДА КӨМУДІҢ ЖАЛПЫ МАҚСАТЫ
Соңғы жылдары Ресейде сұйық радиоактивті қалдықтар геологиялық
формацияда айдау үшін қолайлы жерлердің жоқтығынан табиғи суларға жіберу
туралы шешім қабылданды. Қалдықтарды бұлайша жою экологиялық қауіпті
туғызады және барлық елдер бұл тәсілден бас тарты.
Радиоактивті қалдықтарды жер астына орналастыру принципі көптеген
табиғи құрылыстарға сәкес келеді. Улы газдар, ертінділер, қышқылды және
негізді сулар біздің планетамыздың терең жерлеріне көмілген. Зиянды
химиялық ертінділер соның ішінде радиоактивті ертінділер адам үшін
потенциальды қауіпті элементтер қатары бар жерлерді құрайды. Бірақта мұндай
объектілердің жер астында орналасуы биосфера үшін қауіпсіз.
МАГАТЭ –нің радиоактивті қалдықтарды көму бойынша кеңес беру
топтарының сипаттамалары бойынша жер астында көму термині жер бетінен
төмен көмудің барлық түрлерін, терең емес бос жыныста көмуден бастап,
тереңде жатқан континентальды жыныста көмуге дейінгілердің барлығы кіру
қажет. Көмудің басты шарты мен негізгі мәні радионуклидтердің толықтай
ыдырау мен тұрақты жағдайына келгенше биосфераға түсуін болдырмау қажет.
Жер астында көмуге жарайтын радиоактивті қалдықтардың қатарына
кіретіндер 14:
а) отынды пайдаланғанда шығатын жоғары белсенді қалдықтар;
б) отынның қабығы және техникалық жабдықтар;
в) белсенділігі орта деңгейдегі қалдықтар;
г) төмен белсенді қалдықтар;
д) трансуранды қалдықтар;
е) бөлінген газдар;
ж) қондырғылардың зақымдалған бөлігі, сынақтар және приборлар;
з) пайдаланылған отындар (егер қалдық деп табылса).
Белсенділігі әртүрлі радиоактивті қалдықтарды айырып көму неғұрлым
мақсатқа сәйкес келеді. МАГАТЭ-нің комиссиясының белгіленген көмудің
негізгі әдістері мыналар:
а) қатты радиоактивті қалдықтарды терең емес жерлерде орналастыру;
б) қатты және сұйық қалдықтарды терең ұғымаларда ораналастыру;
в) қатты қалдықтарды жыныс сілемдерінің қуысында орналастыру;
г) сұйық қалдықтарды жыныс қабатында сумен басып тығыздау;
д) ұзақ өмір сүретін қатты қалдықтарды континентальды жыныс пайда
болған терең жерлерде орналастыру.
МАГАТЭ-нің ережелеріне сәкес көму тәсілдерін таңдау кезінде келесі
жағдайлар дәлелденуі керек:
а) алдына қойған мақсаттан бастап объектіні бітіргенге дейінгі
жұмыстардың барлық түрлері арасындағы әрекеттестік бойынша реттеу қызметті;
б) аймақты таңдау;
в) қалдықтардың жарамды критерилері;
г) жобалау және құрылысы;
д) пайдалану және жұмысты аяқтау.
Көму орындарын таңдау жөнінде сұрақтарды шешу кезінде екі тенденция
қолданылады. Олар: аймақтық және жергілікті 15. Барлық жерлерде
радиоактивті қалдықтарды көму үшін сәйкесті жағдайлар кездесе бермейді. Бір
орында радиоактивті қалдықтардың концентрациясы кезінде әртүрлі
өндірушілердің күрделі проблемасы үлкен көлемді радиоактивті қалдықтарды
қауіпсіз және үнемді етіп тасымалдау болып табылады. Мәселенің маңызды
құрамдас бөлігі радиоактивті қалдықтарды жер астына көмуді негіздеу бойынша
ғылыми – зерттеу кешені мен тәжірибелек – конструкциялық жұмыстар болып
табылады. Радиоактивті қалдықтарды қоймаға орналастыру кезінде жер
астындағы құрылысқа жер асты суының әсер ету есебі және объектегі судан
радионуклидтерді шығаруға қарсы шаралардың қолданылуы маңызды 16. Жер
суының көріну қаупі кезінде арнайы инженерлік шаралар қатары қарастырылады.
Қалдық сулар мен күресуде таңдалған әдістер ядролық энергетикада жер
асты объектілері үшін шет елдерде қабылданған. Әлемдік тәжірибеде
радиоактивті қалдықтарды жер асты қорымдарына көмуде керекті жағдайларды
қамтамасыз ету үшін қорғаудың көп барьерлі концепциясы жалпы қабылданған.
Ол көздердің айналасында сақтандыру барьерлер жүйесі радиациялық
қауіптіліктің пайда болуын бақылап отырады. Концепцияның жүзеге асыру
принциптері 5 суретте көрсетілген.
Өндірістің формасы
Кальциленген Қорғау барьері №1
Боросиликатты
Керамика
Контейнер
Бір қабырғалы Қорғау барьері №2
Коррозиялық қабатпен
Екі қабырғалы
Төгу материалы
Гидроизоляциялық Қорғау барьері №3
Сорбциялық
Тұнды
Грунтты сулардан
изоляциялық тежеу
Геология
Грунтты сы ағынды тежеу Қорғау барьері №4
Радионуклидті тоқтату
Радионуклидті орау
5 сурет Геологиялық формацияларда радиоактивті қалдықтарды
орналастыру көп барьерлі принципі
Барьерлер радионуклидтерді ұстап тұрады және олардың қорымдардан
миграцияланбауын қамтамасыз етеді. Неғұрлым барьерлер көп болса және
оралдың мөлшері және олардың ұстап тұру қасиеті жоғары болса, соғұрлым
радионуклидтердің топыраққа енуі төмен болады.
Барьерлер екі негізгі типке бөлінеді: инженерлік және табиғи (немесе
геологиялық). Инженерлік барьер – радиоактивті заттар, металл контейнері
және контейнер мен геологиялық (жер үсті немесе жер асты) орта аралығын
жасанды кеңістікпен толтырған матрицадан тұрады. Қатты қалдықтардан тұратын
консервілеуші (бұзылмайтындай ету) матрица бірінші барьер болып табылады.
Келесі барьер қалдықты матрица орналасқан металл контейнер. Контейнерлер
мен оларға салынған қалдықтардың химиялық сәйкестігі, контейнердің
мықтылығы, коррозиялық тұрақтылығы талапқа сай болу керек. Үшінші барьердің
рөлін орналастырылған контейнерлер мен жер асты өнімдерінің жаралары
арасындағы кеңістікті толтыратын материалдар атқарады.
Барьерлердің тиімділігі қорымдардың жойылғанға дейінгі уақытымен
анықталады. Әдетте құрастырылған материалдар геологиялық көлемінің
уақытынан бұрында бұзылуы мүмкін. Сондықтанда олар қорымдарды пайдаланғанға
деінгі уақытша барьер болып есептелінеді.
Ұзақ уақыт ішінде қалдықтардың физико – химиялық түріде бұзылуы
мүмкін, бірақ барьерлер ең болмағанда бірінші қуысқа дейін түрінің
өзгерпеуін қамтамасыз етеді.
Көбіне сенімді барьер деп геологиялық формацияны және табиғи құйылған
аралық матрицаларды есептейді. Өйткені олар жасанды материалдардан жасалған
барьерлерге қарағанда тұрақты болады.
Соңғы кезде ғылыми зерттеулерде табиғи материалдардан жасалған негізгі
барьерлерді түрлі жағдайда пайдалану көбейген. ... жалғасы
Сіз бұл жұмысты біздің қосымшамыз арқылы толығымен тегін көре аласыз.
Ұқсас жұмыстар
Пәндер
- Іс жүргізу
- Автоматтандыру, Техника
- Алғашқы әскери дайындық
- Астрономия
- Ауыл шаруашылығы
- Банк ісі
- Бизнесті бағалау
- Биология
- Бухгалтерлік іс
- Валеология
- Ветеринария
- География
- Геология, Геофизика, Геодезия
- Дін
- Ет, сүт, шарап өнімдері
- Жалпы тарих
- Жер кадастрі, Жылжымайтын мүлік
- Журналистика
- Информатика
- Кеден ісі
- Маркетинг
- Математика, Геометрия
- Медицина
- Мемлекеттік басқару
- Менеджмент
- Мұнай, Газ
- Мұрағат ісі
- Мәдениеттану
- ОБЖ (Основы безопасности жизнедеятельности)
- Педагогика
- Полиграфия
- Психология
- Салық
- Саясаттану
- Сақтандыру
- Сертификаттау, стандарттау
- Социология, Демография
- Спорт
- Статистика
- Тілтану, Филология
- Тарихи тұлғалар
- Тау-кен ісі
- Транспорт
- Туризм
- Физика
- Философия
- Халықаралық қатынастар
- Химия
- Экология, Қоршаған ортаны қорғау
- Экономика
- Экономикалық география
- Электротехника
- Қазақстан тарихы
- Қаржы
- Құрылыс
- Құқық, Криминалистика
- Әдебиет
- Өнер, музыка
- Өнеркәсіп, Өндіріс
Қазақ тілінде жазылған рефераттар, курстық жұмыстар, дипломдық жұмыстар бойынша біздің қор #1 болып табылады.
Ақпарат
Қосымша
Email: info@stud.kz