Раздел 8. Нефть и газ

Проблема поводження з радіоактивними відходами є однією з найважливіших у промисловому використанні ядерної енергії. Головною відмінною особливістю атомної енергетики від інших джерел отримання енергії є накопичення значних обсягів радіоактивних відходів (далі – РАВ), які утворюються практично на всіх стадіях ядерно-паливного циклу.

До РАВ відносяться матеріальні об'єкти та субстанції, активність радіонуклідів або радіоактивне забруднення яких перевищують рівні, встановлені діючими нормативами, за умови, що використання цих об'єктів або субстанцій надалі не передбачається. Їх небезпечність обумовлюється насамперед тим, що радіонукліди, які містяться в них, можуть розсіюватися в біосфері та призводити до негативного радіаційного впливу на людину і навколишнє середовище.

РАВ – особливий вид радіоактивних матеріалів різного агрегатного стану (гази, розчини, матеріали та вироби, біологічні об'єкти). Вони класифікуються за різними ознаками: агрегатним станом, періодом напіврозпаду, питомою активністю, складом випромінювання і т.д. За агрегатним станом найбільше поширення мають рідкі РАВ, які утворюються у виробничих процесах АЕС, радіохімічних заводів, дослідних центрів.

На всіх етапах ЯПЦ також накопичуються значні кількості твердих РАВ, зокрема в реакторах АЕС загальною електричною потужністю 1 ГВт за рік утворюються 300–500 м3 твердих відходів, а від переробки опроміненого палива ще 10 м3 високоактивних РАВ, 40 м3 відходів середньої активності, 130 м3 відходів низької активності.

Для поводження з РАВ розробляються відповідні національні норми, правила і стандарти, засновані на рекомендаціях Міжнародної комісії з радіологічного захисту (МКРЗ) та Міжнародного агентства з атомної енергії (МАГАТЕ). У табл. 3.9–3.12 наведені класифікації РАВ, прийняті в Україні.

Для розділення РАВ на типи використовується критерій, що враховує допустимість їх поховання в поверхневих (приповерхневих) сховищах, альтернативою якому є захоронення РАВ у стабільних геологічних формаціях. За цим критерієм РАВ підрозділяють на два типи: короткоживучі та довгоживучі (див. табл. 3.9).

Довгоживучі РАВ – відходи, рівень звільнення яких від контролю з боку органу державного регулювання досягається через триста років і вище після їх поховання.

Короткоживучі РАВ – відходи, рівень звільнення яких від контролю з боку органу державного регулювання досягається раніше, ніж через триста років після їх поховання.

За показником «рівень вилучення», встановленим для різних груп радіонуклідів, всі РАВ підрозділяються на чотири групи (див. табл. 3.10).

У категорії гамма-випромінюючих РАВ з невідомою питомою активністю застосовується класифікація, яка підрозділяє їх на низько-, середньоі високоактивні за критерієм потужності поглиненої в повітрі дози на відстані 0,1 м від поверхні, на якій знаходяться РАВ (див. табл. 3.12).

У більшості країн, що мають АЕС та уранові об'єкти, накопичилися значні кількості РАВ. Багато відходів утворюється при переробці відпрацьованого ядерного палива (наприклад в Росії таких підприємств 16). Його переробка породжує безліч складних проблем, в першу чергу пов'язаних з радіаційною та екологічною небезпекою високоактивних відходів переробки.

Високоактивні РАВ від переробки палива так само, як і високоактивні відходи, що виникають при експлуатації АЕС, містять радіонукліди, отримані в процесі ядерних реакцій: продукти поділу і трансуранові елементи (ТУЕ), які утворюються з атомів 238U в активній зоні ядерного реактора при поглинанні ними нейтронів з подальшим β-розпадом. Ці високоактивні відходи складають за обсягом близько 3% всіх радіоактивних відходів, що утворюються в світі, але вони містять до 95% всієї активності. За рахунок високої активності РАВ характеризуються великим тепловиділенням, що вимагає додаткових заходів при їх зберіганні й захороненні.

Таблиця 3.9 Класифікація РАВ, що базується на критерії допустимості (недопустимості) їх поховання в сховищах різних типів

Тип РАВ	Дози потенційного опромінення через 300 років після поховання	Тип можливого звільнення в період до 300 років після поховання	Тип поховання РАВ
Короткоживучі	Нижче рівня Б	Повне, обмежене	Поверхневе або приповерхневе
Довгоживучі	Вище рівня А	Не розглядається	У стабільних геологічних формаціях

Примітка. Рівень А відповідає річній дозі 50 мЗв, рівень Б – 1 мЗв.

Таблиця 3.10 Класифікація твердих радіоактивних відходів за критерієм «рівень вилучення»

Група РАВ	Тверді РАВ	Рівень вилучення, кБк·кг-1
1	Трансуранові ?-випромінюючі радіонукліди	0,1
2	?-випромінюючі радіонукліди (за винятком трансуранових)	1
3	?-, ?-випромінюючі радіонукліди (за винятком трансуранових)	10
4	3H, 14C, 36Cl, 45Ca, 53Mn, 59Fe, 63Ni, 93mNb, 99Tc, 109Cd, 135Cs, 147Pm, 151Sm, 171Tm, 204Tl	100

Примітка: При наявності у складі радіоактивних відходів декількох радіонуклідів, які належать до однієї групи, їх питомі активності підсумовуються.

Таблиця 3.11 Класифікація твердих і рідких РАВ за критерієм питомої активності

Категорії РАВ	Інтервал значень питомої активності твердих РАВ, кБк·кг-1				Інтервал значень питомої активності рідких РАВ в одиницях кратності
	α-радіонукліди		β-, γ-радіонукліди
	Група 1	Група 2	Група 3	Група 4
Низькоактивні	> 10-1; < 101	>100; <102	> 101; < 103	> 102; < 104	> 1       < 102
Середньоактивні	≥ 101; < 105	≥ 102; < 106	≥ 103; < 107	≥ 104; < 108	≥ 102; < 106
Високоактивні	≥ 105	≥ 106	≥ 107	≥ 108	≥ 106

Примітки:

1. Розподіл на групи 1–4 відповідає класифікації у табл.3.10.

2. Для відходів, які є сумішю РАВ різних радіонуклідів, категорія встановлюється за найбільш високою компонентою, що входить в суміш.

3. Категорія високоактивних РАВ підрозділяється на дві підкатегорії: «низькотемпературні», питоме тепловиділення яких у місцях тимчасового зберігання або в похованнях не перевищує 2 кВт · м^-3; високоактивні РАВ, питоме тепловиділення яких становить 2 кВт · м^-3 і більше.

Таблиця 3.12 Класифікація РАВ з невідомим радіонуклідним складом (НРС) і невідомою питомою активністю за критерієм потужності поглиненої в повітрі дози на відстані 0,1 м від поверхні об'єкта (контейнера)

Категорія РАВ НРС	Потужність поглиненої в повітрі дози, мкГр·рік-1
Низької активності	> 1; ≤ 100
Середньої активності	> 100; ≤ 10000
Високої активності	> 10000

Радіонуклідний склад продуктів поділу дуже складний і залежить від часу опромінення та динамічної рівноваги їх утворення, вигоряння та α-розпаду. Поряд з продуктами поділу, відходи АЕС і відходи від переробки палива містять активовані продукти корозії оболонок палива та обладнання, реагенти, передбачені хіміко-технологічними процесами, а також трансуранові елементи – ізотопи урану, плутонію, нептунію, америцію тощо.

Наявність ТУЕ у відходах сильно ускладнює проблему їх безпечного захоронення. Радіаційна небезпека таких відходів обумовлена великими періодами напіврозпаду ТУЕ і високою радіоактивністю, що вимагає їх ізоляції на терміни понад 104 роки. Потенційну небезпеку таких відходів можна знизити шляхом перетворення ТУЕ у відносно короткоживучі продукти поділу. Для цього планується здійснювати їх нейтронне опромінення в реакторах на швидких нейтронах або на лінійних прискорювачах заряджених часток. Проте на сьогодні такі операції, які отримали назву «трансмутації», дуже дорогі й не використовуються в промислових масштабах.

Країни з розвиненою ядерною енергетикою дотримуються різних концепцій поводження з відпрацьованим ядерним паливом (ВЯП) та РАВ:

• Стабілізація – спеціальна переробка ВЯП з подальшою фіксацією радіонуклідів у нерозчинних матрицях, пристосованих для тривалого зберігання. Такі принципи поводження з РАВ прийняті у Великобританії, Франції та Японії.

• Захоронення – якщо ВЯП не піддається обробці й відповідно всі високорадіоактивні ізотопи залишаються в ньому. У цьому випадку поводження з ВЯП аналогічне технології поводження з високоактивними відходами (щодо ВЯП таке остаточне видалення називається «прямим» остаточним захороненням). При цьому передбачена певна витримка ВЯП і його подальше поховання в глибоких геологічних формаціях. Такий шлях розглядають США, Фінляндія, Швеція.

• Відкладене рішення – довгострокове зберігання ВЯП, що дозволяє прийняти рішення про їх подальше використання через певний час у разі позитивних передумов (наявність ефективних технологій, економічні фактори). Такий шлях обрали Аргентина, Данія, Іспанія, Канада, Литва, Німеччина, Норвегія, Південна Корея, Польща, Словаччина, Угорщина, Чехія, Хорватія. Україна також прийняла рішення про такий шлях поводження з ВЯП.

• Переробка ОВЯП для видобутку з нього компонентів і речовин, використання яких економічно доцільне. Однак для цього необхідна відповідна інфраструктура виробничих потужностей і відповідні кошти. Цей шлях реалізується в Росії. Виходячи з викладеного, видно, що проблема стратегії поводження з відпрацьованим ядерним паливом АЕС і високоактивними відходами залишається дискусійною. Багато фахівців вважають, що ВЯП не можна розглядати в якості радіоактивних відходів, а слід використовувати в майбутньому як енергетичну сировину для реакторів інших типів, які поки не знаходять комерційного застосування.

У даний час досить гостро стоїть проблема вибору місць поховання РАВ. Всесвітня організація з питань ядерної енергії (Global Nuclear Energy Partnership) проаналізувала ряд можливостей: захоронення РАВ на дні океану; їх переміщення в космос; вивіз РАВ на віддалені безлюдні острови; будівництво могильників у крижаних товщах Антарктиди або Гренландії; будівництво підземних сховищ в стабільних геологічних формаціях. Останньому варіанту в даний час віддається найбільша перевага. Пропонуються альтернативні підходи, в яких відходи АЕС захоронюються в уранових шахтах, тобто повертаються туди, звідки раніше видобували уран. Досвід Норвегії та Швеції вказує на доцільність захоронення РАВ в могильниках геологічного типу (в корінних скельних породах або «стабільних геологічних формаціях»).

 

а

б

Мал. 3.21. Контейнери для сухого зберігання ВЯП: а – сухі сховища ВЯП Запорізької АЕС; б – доставка контейнерів з ВЯП у зону зберігання

Як видно з наведеної вище інформації, проблеми РАВ та ВЯП поки що до кінця не вирішені. В Україні відпрацьоване ядерне паливо і високоактивні відходи довгий час вивозилися і в даний час вивозяться для переробки на заводи в Росію. Сьогодні є позитивний досвід створення сухих сховищ високоактивних відходів безпосередньо на проммайданчику АЕС (мал. 3.21) або в окремо розташованих сховищах, де «паливо» витримується, значно знижуючи свою радіоактивність. Подібний досвід уже реалізований для зберігання ВЯП в Україні (Запорізька АЕС). Надалі пропонується створення централізованого сховища ВЯП для інших діючих АЕС.

Стратегічно такий шлях розглядається і щодо подальшого розвитку атомної енергетики. Максимальний планований строк експлуатації централізованого сховища ВЯП – до 100 років. При цьому обов'язковою умовою є створення системи радіоекологічного моніторингу і контролю зони впливу сховища.

В Україні діяльність щодо поводження з РАВ підпадає під дію низки законодавчих актів, а саме законів України «Про використання ядерної енергії та радіаційну безпеку», «Про захист людини від впливу іонізуючого випромінювання», «Про видобування і переробку уранових руд», «Про поводження з радіоактивними відходами», «Про Загальнодержавну цільову екологічну програму поводження з радіоактивними відходами».

У процесі виробничої діяльності ЯПЦ України утворюються різні види РАВ (мал. 3.22, 3.23), їх номенклатура розміщена в табл. 3.13.

Порівняльні дані щодо питомих дозових навантажень, одержуваних персоналом і населенням на кожній стадії виробничих процесів ЯПЦ, у перерахунку на 1 ГВт електроенергії, наведено в табл. 3.14.

Мал. 3.22. Оціночні дані щодо накопичених обсягів РАВ в Україні з урахуванням джерел їх утворення

Таблиця 3.13 Номенклатура РАВ України за видами технологій атомної енергетики і позатехнологічних джерел

Виробництво і процеси	Види радіоактивних відходів
1. Підприємства ЯПЦ	Рідкі РАВ	Тверді РАВ
1.1. Видобуток і збагачення уранової руди	Шахтні води, маточні розчини	Відходи споживання, хвости після вилуговування
1.2. Збагачення урану і виготовлення тепловиділяючих елементів і зборок	Маточні розчини та промислові води	Відходи споживання, залишки від переробки
1.3. Виробництво електричної і теплової енергії на атомних станціях	Промислові води, контурні води, розчини дезактивації, регенератори, пульпа	Фільтри, обладнання, одяг, ізоляційні матеріали, обладнання першого контуру
1.4. Радіохімічні технології на перероблюючих підприємствах ЯПЦ	Промислові води, води санітарних пропускників і спецпралень, розчини дезактивації, регенератори, однохвостовий розчин, пульпа	Фільтри, обладнання, одяг, оболонки твелів
1.5. Вивід об'єктів атомної промисловості з експлуатації, утилізація блоків і конструкцій	Води санпропускників і спецпралень, промислові води, контурні води, розчини дезактивації, регенератори, пульпа	Одяг, засоби індивідуального захисту, обладнення, ізоляція, кабельна продукція, будівельне сміття, облицювання, обладнення першого контуру, деталі реактора
2. Реабілітація територій, забруднених в результаті експлуатації об'єктів і аварійних ситуацій
2.1. Території, які радіоактивно забруднені в результаті аварій (США – зона біля АЕС «ТриМайл-Айленд», Україна – зона відчуження ЧАЕС тощо)	Вода і мулові відкладення водойм-охолоджувачів і накопичувачів; забруднені грунти і підземні води, води басейнів витримки, гідроокиснювальні пульпи басейнів-сховищ	Радіоактивно забруднений грунт, тверді РАВ, відходи дезактивації сховищ
2.2. Об'єкт «Укриття»

Підводячи підсумок, необхідно підкреслити, що актуальність проблеми РАВ з кожним роком буде наростати. Обґрунтовується це прогнозними оцінками МАГАТЕ, згідно з якими в найближчі роки потрібно буде знімати з експлуатації більше 65 ядерних реакторів АЕС і 260 ядерних пристроїв, що використовуються в наукових сферах, термін експлуатації яких (30 років) прямує до завершення.

Мал. 3.23. Дані про оцінку обсягів довгоіснуючих РАВ в Україні

Таблиця 3.14 Оціночні показники дозових навантажень для різних етапів ЯПЦ

Основні етапи	Оцінки очікуваної колективної ефективної еквівалентної дози (люд.-Зв) на 1 ГВт електроенергії
Основні етапи	Персонал	Населення
Видобуток палива	0,9	0,5
Збагачення	0,1	0,04
Виготовлення твелів	1	0,0002
Реактори	10	4
Регенерація РАВ	10	1
Захоронення відходів	досвід відсутній	?