Odpady radioaktywne

Materiały Reaktorowe
Techniki immobilizacji odpadów
radioaktywnych
Prawo rozpadu promieniotwórczego
T1/2
8Be
– 6.7*10-17 s
11Li – 0.0087 s
16N – 7.2 s
90Y – 64.3 h
32P – 14.3 d
137Cs – 30 y
241Am – 432 y
239Pu – 24113 y
40K – 1.26*109 y
238U – 4.47*109 y
232Th – 1.4*1010 y
Odpady radioaktywne – przespisy
prawne
Kto ustala przepisy dotyczące postępowania z odpadami ?
• Międzynarodowa Agencja Energii Atomowej w Wiedniu
( International Atomic Energy Agency – IAEA )
• Państwowa Agencja Atomowa w Warszawie
( Prawo Atomowe, z dnia 3 grudnia 2002, Dz. U. Nr 230 )
Przetwarzanie i składowanie:
Zakład Unieszkodliwiania Odpadów Promieniotwórczych w Świerku
Podział odpadów promieniotwórczych
odpady wysokoaktywne ( High Level Waste – HLW ) – odpady
które ze względu na swą wysoką radioaktywność generują znaczne
ilości energii cieplnej od 2 do 20 kW/m3, odpowiada to aktywności
5*104 – 5*105 TBq/m3, wymagają stosowania osłon biologicznych
oraz rozpraszania generowanego ciepła,
odpady średnioaktywne ( Intermediate Level Waste – ILW ) –
odpady tego typu generują niewielkie ilości ciepła do 2 kW/m3 które
nie wymaga rozpraszania, ze względu na swą radioaktywność
wymagają stosowania osłon biologicznych,
odpady niskoaktywne ( Low Level Waste – LLW ) – ze względu na
niską zawartość radionuklidów nie wymagają stosowania
specjalnych osłon biologicznych w czasie ich przetwarzania i
transportu
odpady wyłączone
Podział odpadów promieniotwórczych
odpady średnio i niskoaktywne często kwalifikuje się do jednej grup
i nazywa ( LILW ), dzieli się na krótko ( < 30 lat ) i długożyciowe.
wszystkie z w/w odpadów mogą występować w formie gazowej,
ciekłej lub stałej, do składowania kwalifikują się tylko odpady stałe.
odpady mogą zawierać silnie toksyczne nieradioaktywne związki
dlatego IEAE zaleca wzięcie pod uwagę przed ich składowaniem ich
toksyczności chemicznej, zwłaszcza w przypadku odpadów typu
LILW ( metale ciężkie, kwasy, zasady, pestycydy, cyjanki, arsenki,
rozpuszczalniki organiczne, chlorki, aldehydy, oleje, związki
czyszczące, materiały skażone biologicznie, itp. ).
radiotoksyczność odpadów maleje z czasem
Jak długo odpady radioaktywne są
toksyczne ?
Główne źródła pochodzenia odpadów
radioaktywnych
Odpady
radioaktywne
Przemysł
Jądrowy
Energetyka
Jądrowa
Przemysł
Medycyna
Energetyka jądrowa
Ok. 18 % produkcji
światowej
energii elekt.
pochodzi z
EJ.
Energetyka jądrowa
Etapy cyklu paliwowego:
Wydobywanie rudy uranu
Wzbogacanie i obróbka uranu
Budowa elementów paliwowych
Wytwarzanie energii
Transport wypalonych prętów
paliwowych
Składowanie prętów
paliwowych
Zakłady przerobu paliwa
jądrowego
Transport odpadów
promieniotwórczych
Składowanie odpadów
promieniotwórczych
Przemysł
Przemysł
• Przemysł wydobywczy – analiza składu chemicznego, pomiar wilgotności
• Cementownie – pomiar koncentracji pyłu węglowego, pomiar cementu w
zbiornikach
• Huty metali – analiza składu chemicznego, mierniki grubości wyrobów hutniczych
• Kopalnie węgla – analiza jakości węgla, kontrola napełnienia zbiorników
• Przemysł chemiczny – pomiar stężenia kwasu siarkowego i azotowego
• Zakłady włókiennicze – neutralizacja ładunków elektrostatycznych
• Browary – kontrola napełnienia flaszek, butelek
• Przemysł metalowy, odlewnie, przemysł stoczniowy – radiografia
przemysłowa.
Medycyna
Ameryk – 241
Azot – 13
Brom – 76
Cez – 137
Chrom – 51
Fluor – 18
Fosfor – 32
Gal – 68
Iryd – 192
Jod – 123
Jod – 124
Jod – 125
Kaliforn – 252
Kobalt – 57
Kobalt – 60
Kseonon – 133
Miedź – 64
Nikiel - 63
Nikiel – 63
Fosfor – 32
Polon – 210
Sód – 24
Stront – 90
Technet – 99
Tlen – 15
Tryt
Wapń – 47
Węgiel – 11
Węgiel – 14
German – 68
Promet – 147
Kiur – 244
Tul – 170
Złoto – 198
Rad – 226
Selen - 75
Roczna produkcja odpadów
promieniotwórczych
Przeciętna roczna ilość odpadów powstająca
w Polsce:
150 m3 – niskoaktywnych odpadów ciekłych
100 m3 – niskoaktywnych odpadów stałych
0.5 m3 – średnioaktywnych odpadów ciekłych
2 m3 – średnioaktywnych odpadów stałych
1000 sztuk zużytych źródeł
promieniotwórczych
Źródła pochodzenia odpadów radioaktywnych
inne przemysłowe
11%
4%
czujniki dymu
11%
Całkowita ilość zeszkliwionych HLW
przypadająca na człowieka w czasie
jego życia potrzebna do wytworzenia
energii elektrycznej.
szpitalne
22%
laboratoryjne
52%
Schemat postępowania z odpadami
Użytkownik
Immobilizacja
Odbiór i
transport
Zmniejszenie
objętości
Ewidencjonowanie
i kwalifikacja do odpowiedniej
grupy
Składowanie
Redukcja objętości
Odpady
ciekłe
Sorpcja
Destylacja
Spalanie
Odwrócona
osmoza
Otrzymuje się tzw. koncentrat promieniotwórczy
( zużyty materiał sorpcyjny ) zawierający
ponad 99 % początkowej aktywności.
Prasowanie
Odpady
stałe
Fragmentacja,
cięcię
Średni skład chemiczny odpadów radioaktywnych [% mas. ]
Tlenek
%
Tlenek
%
Na2O
0 - 39
ZrO2
0 – 38
Fe2O3
2 – 38
SO4
0–6
Cr2O3
0–2
NO3
5 – 25
NiO
0–4
P2O5
b.d.
Al2O3
0 – 83
b.d.
MgO
0 – 36
MoO3
0 – 35
CaO
Produkty
rozszczepienia
(tlenki)
Tlenki
aktynowców
3 – 90
< 1.0
I. W. Donald, Waste Immobilization in Glass and Ceramic Based Hosts, Wiley, 2010.
Techniki immobilizacji odpadów
Bituminizacja
Cementowanie
Techniki immobilizacji
odpadów radioaktywnych
Witryfikacja
Synrock
Materiały
szkło –
ceramiczne
Cementowanie
Jedna z pierwszych i najbardziej rozpowszechnionych obecnie
metod zabezpieczania odpadów nisko- i średnioaktywnych.
Zalety:
- niskie koszty i łatwość dostępu różnego rodzaju cementów
- niskie koszty instalacji
- możliwość stosowana dla różnego typu odpadu ( ciekłe, stałe itp.)
- dobra stabilność termiczna, chemiczna i fizyczna
- niepalność
- niska wymywalność dla wielu radionuklidów
Wady:
- możliwość zachodzenia reakcji chemicznych pomiędzy
składnikami odpadów a cementem, które prowadzą do
korozji matrycy i znacznego wzrostu wymywanlności
radionuklidów ( rozpuszczalne borki, Pb, Zn, cukier, kwas
cytrynowy, związki organiczne ).
Cementowanie
Bituminizacja
Metoda ta stosowana jest do immobilizacji substancji radioaktywnych
od roku 1960. Ocenia się, że całkowita ilość odpadów jakie zostały
w ten sposób zabezpieczone przekracza 200 000 m3. Odpady radioaktywne są rozpraszane w stopionym bitumenie i fizycznie
„kapsułowane” przez zastygający bitumen. Procesowi temu poddaje
się najczęściej odpady w postaci szlamów. W wyniku procesu
następuje odparowanie wody. Powstały produkt jest homogeniczną
mieszaniną stałego
odpadu i bitumenu.
Bituminizacja
Zalety:
- brak rozpuszczalności w wodzie
- niska dyfuzja wody
- plastyczność
- wysoka zdolność do przyjmowania odpadów
- łatwa dostępność i niskie koszty
- możliwość immobilizacji odpadów ciekłych
Wady:
- palność
- niska odporność na uszkodzenia radiacyjne
Bituminizacja
Witryfikacja
Witryfikacja polega na topieniu odpadów z dodatkami szkłotwórczymi. Powstaje wtedy amorficzny produkt z wbudowanymi
składnikami odpadów w makro- i mikrostrukturę. W efekcie
składniki odpadów mogą się wbudowywać w strukturę szkła lub
też być „kapsułowane” przez szklistą matrycę.
Witryfikacja
Szklista
matryca
Inkluzje
24/19
Witryfikacja
Szkło uranowe – XIX/XX wiek ( 2 – 25 % mas. Na2U2O7 )
Witryfikacja
Kationy
więźbotwórcze
Tlenki
więźbotwórcze:
SiO2, As2O3,
B2O3, P2O5,
GeO2
Tlenki pośrednie:
Al2O3, BeO, MgO,
Fe2O3, ZrO2, FeO,
TiO2
Modyfikatory
Tlenki modyfikujące:
Na2O, K2O, Li2O, CaO,
Cs2O, PbO
•
obniżenie temperatury
topienia
• przyspieszanie
krystalizacji
• obniżenie odporności
chemicznej
Witryfikacja
Odpad
Dodatki
Kalcynacja
500 - 600oC
Dodatki
szkłotwórcze
lub
fryta
Topienie
1100 – 1300oC
Wylewanie do
pojemników
Składowanie
Odprężanie
Krystalizacja
Witryfikacja
Witryfikacja
KEP-A
R7/T7
GP98/17
K26
Składnik
Korea
Pd.
Francja
Niemcy
Rosja
SiO2
B2O3
Al2O3
Li2O
Na2O
CaO
MgO
TiO2
Fe2O3
56,0
15,0
5,0
--
53,5
19,1
9,8
1,2
12,0
4,4
-----
56,7
12,4
2,7
--
52,7
8,2
2,7
--
17,5
4,2
2,0
4,5
---
17,6
16,9
---
P2O5
21,0
---3,0
--
1,9
--
MW
U-Mo
Wl. Bryt. Francja
Defence
HLW
Rosja
61,8
21,9
--
61,1
25,1
--
--19,0
5,2
11,1
------
2,6
11,2
------
-21,0
---8,0
52,0
2. Szkła w immobilizacji
odpadów radioaktywnych.
Limity rozpuszczalności pierwiastków w szkłach krzemianowych
Składnik
Al, Si, P, Pb
Li, B, Na, Mg, K, Ca, Fe, Zn, Rb, Sr, Cs, Ba, Fr, Ra, U
% mas.
> 25
15 - 25
Ti, Cu, F, La, Ce, Pr, Nd, Gd, Th, Bi, Zr, Pu
5 -15
Mn, Cr, Co, Ni, Mo
3-5
C, S, Cl, As, Se, Tc, Sn, Sb, Te, Np
1-3
H, He, N, Ne, Ar, Br, Kr, Ru, Rh, Pd, Ag, I, Xe, Pt, Au,
Hg, Rn
< 0.1
Mo, S - usuwane ze stopu tworząc na powierzchni „żółtą fazę”
( łatwo rozpuszczalne siarczany, chromianów
i molibdenianów alkaliów )
odpady problematyczne – szkła oparte na fosforanach: żelaza,
glinu, ołowiu
Witryfikacja
Szkła borokrzemianowe
( R7T7, GP98/12.2, SL-1)
SiO2 56 – 58
B2O3 14 – 18
Na2O 9 –11
CaO 5
Li2O 4
Al2O3 3
MgO 3
TiO2 0 – 3
Witryfikacja
M. I. Ojovan, W. E. Lee, Glassy wasteforms for nuclear waste immobilization,
Metallurgical and Materials Transactions A, 42A(2011)837-851.
Witryfikacja.
Metody topienia wsadu:
• w piecu wannowym ciepłem Joula
• indukcyjnie - metoda „zimnego
tygla”
• plazmowe
Witryfikacja
JHCM
CCM
M. I. Ojovan, An introduction to nuclear waste immobilisation, Elsevier
Science, Oxford, UK, 2005.
Witryfikacja
Zalety procesu witryfikacji:
• duża odporność chemiczna
• znaczna redukcja objętości ( HLW – ok. 15%, LILW – ok. 45 % )
• niewielki stopień korozji
• odporność na uszkodzenia radiacyjne
• wysoka odporność termiczna ( temp. składowania do 7000C )
• nieznaczna wymywalność radionuklidów
• długi czas bezpiecznego składowania ( do 1 mln. lat )
Wady:
• skład szkieł uzależniony od składu chemicznego odpadów
• stosunkowo wysokie koszty instalacji
Immobilizacja
Witryfikacja
zeszklenie
Spiekanie
Zestaw:
SiO2 – 56 %; P2O5 – 56 %
Na2O – 21 %; Na2O – 25 %
B2O3 – 15 %; Al2O3 – 19 %
Al2O3 – 8 %;
odpad
60 %
Sproszkowane szkło:
SiO2-Na2O-B2O3-Al2O3
P2O5-Na2O-Al2O3
40 %
60 %
Mieszanie
Topienie
1200 – 14000C
Studzenie
Odprężanie
Zestaw:
SiO2 – 56 %; P2O5 – 56 %
Na2O – 21 %; Na2O – 25 %
B2O3 – 15 %; Al2O3 – 19 %
Al2O3 – 8 %;
40 %
Mieszanie
Prasowanie
Spiekanie
700 – 9000C
Synthetic Rock (Synroc)
Synthetic Rock (Synroc)
Synroc – C z
20 % HLW
SIA Radon
Materiały szkło – ceramiczne (GCM)
 Szkło – ceramika – szklista matryca w której zatopione są odporne
chemicznie fazy krystaliczne przyjmujące do swej struktury składniki
odpadu.
 Faza krystaliczna immobilizuje długożyciowe izotopy a faza amorficzna
krótkożyciowe.
 Faza krystaliczna:
-
cyrkon - ZrSiO4
hollandyt – (Ba,Cs)2(Mn,Ti,Fe,Cr,V)8O16
cyrkonalit – CaZrxTi(3-x)O7
perowskit – CaTiO3, CaZrO3
pirochlory – Gd2(Ti,Zr)2O7
Synroc
- monacyt - (Ce,La,Nd,Yh)PO4
- apatyty – (Ca,Pb,Ba)10(P,V,SiO4)6(F,Cl,OH,Br,I)2
- britolit – Ca9Nd(PO4)5(SiO4)
- NZP – NaZr2(PO4)3
39/19
Materiały szkło – ceramiczne (GCM)
Synroc - glass
GCM
Kapsułowanie wypalonego paliwa jądrowego
(SNF)
Składowanie
Składowisko Yucca Mountain ( USA )
Składowisko Yucca Mountain ( USA )
Krajowe Składowisko Odpadów
Promieniotwórczych Różan
W Polsce odpady promieniotwórcze umieszcza się w płytkim składowisku podziemnym
w miejscowości Różan. Konstrukcja dawnego fortu wojskowego (betonowe bunkry i
fosy) została przystosowana do przechowywania odpadów przez wiele lat.
Składowane są tam stałe i zestalone
odpady promieniotwórcze. Odpady te
zawierają izotopy krótkożyciowe (<30 lat) i
długożyciowe. Wśród zestalonych
odpadów znajdują się koncentraty
promieniotwórcze (szlamy postrąceniowe,
koncentraty powyparne, zużyte jonity,
pomoce filtracyjne itp.) przetworzone przy
wykorzystaniu asfaltu, cementu i żywic
jako materiałów wiążących.
Podstawowymi opakowaniami tych
odpadów są hoboki metalowe 50 i 70 dm3
oraz bębny stalowe o poj. 200 dm3.
Krajowe Składowisko Odpadów
Promieniotwórczych Różan
Wody gruntowe znajdują się pod
warstwą gliny o bardzo małej
przepuszczalności i warstwą
gleby o właściwościach
sorpcyjnych na głębokości
kilkunastu metrów poniżej
składowiska.
Skład podłoża przeciwdziała
migracji odpadów, które mogłyby
przeniknąć do gleby i
rozprzestrzenić się dalej
poprzez wody gruntowe.
1. OPG
2. Areva
3. OPG 2
Dziękuję za uwagę !!!!