WYDZIAŁ INśYNIERII ŚRODOWISKA. Zakład Ochrony i Kształtowania Środowiska Zespół Gospodarki Odpadami. PRACA DYPLOMOWA INśYNIERSKA.

Transkrypt

1 POLITECHNIKA WARSZAWSKA WYDZIAŁ INśYNIERII ŚRODOWISKA Zakład Ochrony i Kształtowania Środowiska Zespół Gospodarki Odpadami PRACA DYPLOMOWA INśYNIERSKA Justyna Damuć Nr albumu: Kierunek: InŜynieria Środowiska Ocena gospodarki odpadami promieniotwórczymi w Polsce na podstawie Zakładu Unieszkodliwiania Odpadów Promieniotwórczych w Otwocku Świerku. Evaluation of the radioactive waste management in Poland under the Radioactive Waste Management Plant in Otwock Swierk. Promotor: dr inŝ. Krystyna Lelicińska-Serafin Warszawa 2011

2 Oświadczam, Ŝe praca jest oryginalnym dziełem autora. Warszawa, dnia

3 Podziękowania Mojej promotor, Pani dr inŝ. Krystynie Lelicińskiej-Serafin za okazaną wyrozumiałość, serdeczność oraz za udzielenie wielu cennych wskazówek przy pisaniu pracy. Prof. dr inŝ. Andrzejowi Strupczewskiemu za okazaną Ŝyczliwość i udostępnienie wielu pomocnych materiałów. 3

4 Spis treści 1. Wstęp Cel i zakres pracy Podstawowe akty prawne w zakresie gospodarki odpadami promieniotwórczymi Klasyfikacja i źródła powstawania odpadów promieniotwórczych Klasyfikacja odpadów promieniotwórczych Źródła powstawania odpadów promieniotwórczych Postępowanie z odpadami promieniotwórczymi i wypalonym paliwem jądrowym Przetwarzanie odpadów promieniotwórczych Przetwarzanie odpadów gazowych Przetwarzanie odpadów ciekłych Przetwarzanie odpadów stałych Przerób wypalonego paliwa jądrowego Transport odpadów promieniotwórczych i wypalonego paliwa Przechowywanie odpadów promieniotwórczych i wypalonego paliwa jądrowego Przechowywanie odpadów promieniotwórczych Opakowania do przechowywania odpadów Przechowywanie wypalonego paliwa jądrowego Składowanie odpadów promieniotwórczych i wypalonego paliwa jądrowego Składowiska Wymagania w zakresie przygotowania odpadów do składowania Krajowe Składowisko Odpadów Promieniotwórczych Charakterystyka Zakładu Unieszkodliwiania Odpadów Promieniotwórczych Stan prawny ZUOP Źródła i rodzaje odbieranych odpadów promieniotwórczych Podstawowe zasady postępowania z odpadami promieniotwórczymi System multibarier Metody unieszkodliwiania odpadów promieniotwórczych Charakterystyka Krajowego Składowiska Odpadów Promieniotwórczych w RóŜanie Rozmieszczenie obiektów na terenie KSOP Objętości odpadów składowanych na terenie KSOP

5 7.3. Monitoring prowadzony na terenie KSPO Postępowanie z wypalonym paliwem jądrowym w Polsce Technologia postępowania z wypalonemu paliwem opracowana i wdroŝona w Instytucie Energii Atomowej Globalna Inicjatywa Redukcji ZagroŜeń Planowane działania w zakresie gospodarki odpadami promieniotwórczymi w Polsce Ocena stanu gospodarki odpadami promieniotwórczymi w Polsce Podsumowanie i wnioski Literatura Spis rysunków Spis tabel Spis wykresów

6 1. Wstęp Problem zagospodarowania odpadów promieniotwórczych w Polsce pojawił się w roku 1958 wraz ze zbudowaniem pierwszego na terenie kraju reaktora badawczego EWA. Wybudowanie reaktora spowodowało równieŝ rozwój wykorzystania izotopów promieniotwórczych w takich dziedzinach, jak medycyna czy przemysł, co wiązało się z powstawaniem coraz większej ilości odpadów. W celu prawidłowego zagospodarowania powstających odpadów promieniotwórczych w roku 1960 utworzono instytucję działającą w ramach Instytutu Badań Jądrowych pn. Centrala Odpadów Promieniotwórczych, a rok później oddano do eksploatacji Centralną Składnicę Odpadów Promieniotwórczych w RóŜanie. Centrala Odpadów Promieniotwórczych po kilku przekształceniach od roku 2001 nosi nazwę Zakładu Unieszkodliwiania Odpadów Promieniotwórczych (ZUOP) i od roku 2006 jest pod nadzorem Ministra Skarbu Państwa. Centralna Składnica Odpadów Promieniotwórczych obecnie nosi nazwę Krajowego Składowiska Odpadów Promieniotwórczych i podlega pod ZUOP. Jest to jedyne składowisko odpadów promieniotwórczych Polsce [Madaj, 2010]. Doświadczenia z ponad 50 lat unieszkodliwiania odpadów promieniotwórczych w Polsce wpływają na wprowadzanie coraz to nowszych technologii i metod unieszkodliwiania poszczególnych kategorii odpadów. JednakŜe obecnie, wraz z planem wprowadzenia energetyki jądrowej na terenie kraju oraz zapełnianiem się jedynego składowiska odpadów promieniotwórczych istnieje konieczność wprowadzenia nowych rozwiązań, a takŝe stworzenie długoterminowych planów działania. 6

7 2. Cel i zakres pracy Celem pracy jest przedstawienie aktualnego stanu gospodarki odpadami promieniotwórczymi w Polsce wraz z jego oceną. Dodatkowo, w związku z planami wprowadzenia energetyki jądrowej w Polsce, która będzie wiązać się ze zwiększoną ilością powstających odpadów promieniotwórczych w niniejszej pracy przedstawiono równieŝ wyzwania stojące przed Polską w najbliŝszych latach. Praca składa się z części literaturowej oraz koncepcyjnej. W części literaturowej zostały przedstawione obowiązujące przepisy prawne, źródła powstawania i klasyfikacja odpadów promieniotwórczych wraz z metodami ich przetwarzania oraz unieszkodliwiania. W tej części zamieszczono równieŝ metodykę postępowania z wypalonym paliwem jądrowym. Część koncepcyjna obejmuje charakterystykę Zakładu Unieszkodliwiania Odpadów Promieniotwórczych wraz z omówieniem bilansu odpadów oraz stosowanymi technologiami i metodami ich dalszego zagospodarowania. 7

8 3. Podstawowe akty prawne w zakresie gospodarki odpadami promieniotwórczymi Akty prawne dotyczące odpadów promieniotwórczych wykorzystane w niniejszej pracy są następujące: - Ustawa z dnia 29 listopada 2000r. Prawo atomowe (tekst jednolity: Dz. U. 2007, Nr 42, poz. 276 z późn. zm.); Ustawa określa działalność w zakresie pokojowego wykorzystania energii atomowej, która jest związana z rzeczywistym i potencjalnym naraŝeniem na promieniowanie jonizujące m.in. poprzez odpady promieniotwórcze i wypalone paliwo jądrowe. Podane są równieŝ poszczególne organy i jednostki organizacyjne działające w zakresie wykorzystywania energii atomowej wraz z nałoŝonymi na nie obowiązkami bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej. Ustawa ponadto określa zasady postępowania z materiałami jądrowymi, odpadami promieniotwórczymi oraz wypalonym paliwem jądrowym z uwzględnieniem ich przywozu, transportu i wywozu z terytorium Rzeczypospolitej Polskiej. - Rozporządzenie Rady Ministrów z dnia 3 grudnia 2002 r. w sprawie odpadów promieniotwórczych i wypalonego paliwa jądrowego (Dz. U. 2002, Nr 230, poz. 1925); Rozporządzenie określa sposoby kwalifikowania odpadów promieniotwórczych do kategorii oraz podkategorii. Dodatkowo przedstawiony jest sposób ewidencji i kontroli tychŝe odpadów. Kolejnym opisanym zagadnieniem są warunki przechowywania i składowania zarówno odpadów promieniotwórczych jak i wypalonego paliwa jądrowego. W tym zakresie podane są równieŝ warunki i wymogi, jakim powinny odpowiadać poszczególne rodzaje składowisk, przechowalniki wypalonego paliwa oraz obiekty, pomieszczenia i opakowania przeznaczone do przechowywania poszczególnych kategorii odpadów promieniotwórczych. - Rozporządzenie Rady Ministrów z dnia 4 października 2007 r. w sprawie dotacji podmiotowej i celowej, opłat oraz gospodarki finansowej przedsiębiorstwa państwowego 8

9 uŝyteczności publicznej Zakład Unieszkodliwiania Odpadów Promieniotwórczych (Dz. U. 2007, Nr 185, poz. 1311). Rozporządzenie określa sposób ustalania wysokości oraz rozliczania dotacji podmiotowej i celowej wraz z zasadami tworzenia oraz podawania do wiadomości publicznej cennika usług Zakładu. Ponadto podany jest sposób prowadzenia gospodarki finansowej Zakładu. Do odpadów promieniotwórczych w rozumieniu przepisów prawa atomowego nie stosuje się przepisów ustawy z dnia 27 kwietnia 2001r. o odpadach (tekst jednolity: Dz.U. 2010, Nr 185, poz. 1243). 9

10 4. Klasyfikacja i źródła powstawania odpadów promieniotwórczych 4.1. Klasyfikacja odpadów promieniotwórczych Przyjęty w Polsce na podstawie rozporządzenia Rady Ministrów w sprawie odpadów promieniotwórczych i wypalonego paliwa jądrowego (Dz. U. 2002, Nr 230, poz. 1925) sposób klasyfikowania odpadów promieniotwórczych przedstawia rys. 1: Rys 1. Klasyfikacja odpadów promieniotwórczych w Polsce [opracowanie własne na podstawie Dz. U. 2002, Nr 230, poz. 1925]. W wymienionym powyŝej rozporządzeniu określone zostały sposoby kwalifikacji odpadów promieniotwórczych oraz zuŝytych zamkniętych źródeł promieniotwórczych do poszczególnych kategorii (niskoaktywne, średnioaktywne, wysokoaktywne) i podkategorii (przejściowe, krótkoŝyciowe, długoŝyciowe) wraz z ich definicjami. 10

11 W krajach Unii Europejskiej istnieje wiele róŝnic w klasyfikacji odpadów promieniotwórczych w tym równieŝ rozbieŝności liczbowych warunkujących podział odpadów na dane grupy, dlatego teŝ na rys. 2 przedstawiona jest ilustracja obrazująca klasyfikację odpadów promieniotwórczych według MAEA (Międzynarodowej Agencji Energetyki Atomowej). Klasyfikacja dotyczy odpadów stałych i jest opracowana pod kątem ich składowania. Rys 2. Klasyfikacja stałych odpadów promieniotwórczych pod kątem ich składowania wg MAEA (Międzynarodowa Agencja Energetyki Atomowej) [International Atomic Energy Agency, 2009]. W klasyfikacji wg MAEA przyjęto następujące kategorie odpadów ze względu na sposoby ich składowania (rys.2): - Odpady wysokoaktywne HLW (High Level Waste) składowane w głębokich składowiskach geologicznych. 11

12 - Odpady średnioaktywne ILW (Intermediate Level Waste) składowiska średniej głębokości. - Odpady niskoaktywne LLW (Low Level Waste) składowiska przypowierzchniowe. - Odpady bardzo niskoaktywne VLLW (Very Low Level Waste) składowane na powierzchni. - Odpady bardzo krótko Ŝyciowe VSLW (Very Short Lived Waste) przechowywane. - Odpady wyłączone EW (Exempt waste) wyłączone/zwolnione. Na podaną powyŝej klasyfikację naleŝy patrzeć równieŝ poprzez pryzmat polskiego prawodawstwa, w którym wyróŝnione są jedynie dwa typy składowisk odpadów promieniotwórczych: powierzchniowe i głębokie. Dokładny opis unieszkodliwiania odpadów poprzez składowanie znajduje się w rozdziale 5.5. Składowanie odpadów promieniotwórczych i wypalonego paliwa jądrowego. Dodatkowo odpady promieniotwórcze klasyfikowane są ze względu na [Skalmowski, 2010]: - stan skupienia (odpady w postaci stałej, ciekłej i gazowej), - rodzaj emitowanego promieniowania (α-, β-, γ-promieniotwórcze), - rodzaj źródła promieniotwórczego (otwarte lub zamknięte), - palność (palne i niepalne), - podatność na ściskanie (prasowalne i nieprasowalne), - rodzaj materiału (nieorganiczny, organiczny, biologiczny) - specyficzne właściwości (np. materiały ulegające samozapłonowi, trucizny) Źródła powstawania odpadów promieniotwórczych Podstawowe źródła powstawania i rodzaje odpadów promieniotwórczych są następujące [IEA POLATOM, 2010], [Dobrzyński, 2007]: 1. Kopalnie rud uranu lub toru oraz zakłady przerobu tych rud powstają hałdy promieniotwórcze z procesów przerobu rudy. 2. Produkcja paliwa reaktorowego oraz przerób paliwa wypalonego przy procesie wzbogacania powstaje zuboŝony uran. W procesach przerobu wypalonego paliwa powstaje 12

13 pięć róŝnych rodzajów materiałów: uran, pluton, pomniejsze aktynowce, produkty rozszczepienia i napromieniowany materiał osłonowy. ZuboŜony uran oraz uran i pluton z przerobu wypalonego paliwa nie muszą być odpadem nadają się do dalszego wykorzystania [Kaniewski, 2010]. 3. Eksploatacja reaktorów energetycznych i badawczych - przede wszystkim wypalone paliwo jądrowe (moŝe podlegać procesom recyklingu), filtry wody w reaktorach oraz zuŝyte jonity, materiały i narzędzia wykorzystywane w pracach przy obiektach i instalacjach jądrowych (fartuchy, buty, ręczniki papierowe, zawory, części pomp itp.), a takŝe odpady powstające przy produkcji radioizotopów wykorzystywanych następnie w medycynie czy przemyśle. 4. Likwidacja reaktorów jądrowych odpady podekontaminacyjne, materiały konstrukcyjne czy elementy instalacji. 5. Stosowanie radioizotopów w medycynie, przemyśle i badaniach naukowych. Powstające odpady promieniotwórcze to m. in. materiały biologiczne wykorzystywane w badaniach naukowych, filtry uŝywane do kontroli zanieczyszczenia powietrza materiałami promieniotwórczymi oraz odzieŝ ochronna, ampułki, strzykawki, wata i inne przedmioty mające styczność z materiałami promieniotwórczymi wykorzystywanymi w medycynie. Na terenie Polski nie powstają odpady z wymienionych powyŝej grup: 1 i 2. Źródłem odpadów promieniotwórczych naleŝącym do grupy 3 jest reaktor badawczy MARIA. Do kolejnej grupy moŝna zakwalifikować reaktor EWA (eksploatowany w latach , obecnie w fazie likwidacji). Pozostałe źródła w Polsce to przemysł i medycyna [Madaj, 2010]. Dokładne ilości oraz kategorie odpadów promieniotwórczych powstających na terytorium Polski zaprezentowano w dalszych rozdziałach. 13

14 5. Postępowanie z odpadami promieniotwórczymi i wypalonym paliwem jądrowym Na podstawie Prawa atomowego (Dz. U. 2007, Nr 42, poz. 276 z późn. zm.) postępowanie z odpadami promieniotwórczymi i wypalonym paliwem to wszelkie działania związane z przetwarzaniem (w przypadku odpadów) lub przerobem (w przypadku wypalonego paliwa) oraz przemieszczaniem, przechowywaniem lub składowaniem włącznie z likwidacją obiektu. Dodatkowo w przypadku odpadów promieniotwórczych są to równieŝ wszelkie działania związane z usuwaniem skaŝeń promieniotwórczych. Właściwe postępowanie skutecznie zabezpiecza środowisko przed negatywnym oddziaływaniem, dlatego teŝ niezmiernie waŝne jest stosowanie określonych, opisanych w tym rozdziale zasad. Pierwszym elementem postępowania z odpadami promieniotwórczymi jest minimalizacja ich powstawania. Poprzez odpowiednie działania w zakresie analizy wykorzystywanego materiału promieniotwórczego oraz stosowanej technologii moŝna uzyskać redukcję w zakresie od kilku do kilkudziesięciu procent. [Skalmowski, 2009] Następne działania prowadzone na terenie jednostki organizacyjnej, w której powstały odpady promieniotwórcze powinny dotyczyć kwalifikacji odpadów do odpowiedniej kategorii i podkategorii oraz ich segregacji Przetwarzanie odpadów promieniotwórczych Na podstawie art. 3 ust. 39 ustawy Prawo atomowe (Dz. U. 2007,. Nr 42, poz. 276 z późn. zm.) przetwarzanie odpadów promieniotwórczych to proces lub działanie zmierzające do minimalizacji objętości odpadów, segregacji odpadów według kategorii oraz przygotowanie ich do transportu lub składowania. Metody stosowane do przetwarzania odpadów zaleŝą od ich stanu skupienia oraz kategorii i podkategorii. 14

15 Przetwarzanie odpadów gazowych Stosowane procesy i operacje: - wysokoefektywna filtracja filtry HEPA (z ang. High Efficiency Particulate Arrestance) filtry opracowane przez Komisję Energii Atomowej zapewniające usuwanie z powietrza cząsteczek o średnicach od 0,3µm z wydajnością nie mniejsza niŝ 99,97%. - adsorpcja, - chemisorpcja, - absorpcja, - techniki kriogeniczne [Zakrzewska-Trznadel, 2009] Przetwarzanie odpadów ciekłych Stosowane procesy i operacje: - procesy wyparne, chemiczne (zatęŝanie), - precypitacja (wytrącanie osadu), - ekstrakcja (rozdzielenie składników mieszaniny na dwie nie mieszające się ze sobą fazy), - techniki membranowe, - oczyszczanie z zastosowaniem sorbentów nieorganicznych, - zestalanie (asfaltowanie, cementowanie, zestalanie w tworzywach sztucznych: Ŝywicy epoksydowej), - zeszkliwienie (witryfikcja) [Zakrzewska-Trznadel, 2009]. Przetwarzanie odpadów w stanie ciekłym polega przede wszystkim na ich zatęŝeniu bądź oczyszczeniu. W przypadku zatęŝania polegającego na odparowywaniu dalszej obróbce podlegają szlamy i koncentraty powyparne. RównieŜ w przypadku oczyszczania dalsze przetwarzanie dotyczy jedynie zuŝytych jonitów lub osadów. Oczyszczona woda moŝe być natomiast uwolniona do otoczenia lub wykorzystana w procesach technologicznych. Pozostałości muszą być poddane procesowi zestalania jedną z poniŝszych metod [Skalmowski, 2009]: - Asfaltowanie najpopularniejsza metoda polegająca na mieszaniu szlamów z asfaltem w temperaturze ºC. Produkty asfaltowania są następnie przelewane do pojemników w celu zastygnięcia i przykrywane warstwą czystego asfaltu o grubości 5cm. 15

16 - Cementowanie wykorzystywane do zestalania koncentratów powyparnych ze ścieków średnioaktywnych poprzez zalanie ich świeŝą zaprawa cementową. - Zestalanie w Ŝywicy epoksydowej stosowane głównie do zestalania zuŝytych jonitów po oczyszczaniu wód obiegowych reaktora. PowyŜsze metody stosowane są jedynie do odpadów ciekłych nisko- i średnioaktywnych. Odpady wysokoaktywne są przetwarzane poprzez zastosowanie innych technologii. Ciekłe odpady wysokoaktywne powstają w procesach przerobu wypalonego paliwa. Rozpatrując wszystkie powstające odpady w cyklu paliwowym zawierają one ponad 99,9% całkowitej aktywności wszystkich powstających odpadów natomiast stanowią jedynie 1% ich objętości [Włodarski, 2009]. Po odparowaniu, które zmniejsza kilkukrotnie objętość odpadów magazynowane są one w specjalnych zbiornikach. Wiele krajów pracuje nad technologiami przetwarzania ciekłych odpadów wysokoaktywnych. Obecnie coraz powszechniejsza jest ich witryfikacja, tj. zeszklenie lub glazurowanie. Następnie powstała, gorąca borosilikatowa masa szklana (Pyrex) wlewana jest do pojemników ze stali nierdzewnej (rys.3). Rys. 3. Zeszklone odpady ciekłe wysokoaktywne [Zakrzewska- Trznadel, 2009]. Zakłady do przerobu paliwa oraz instalacje słuŝące do wityfikacji powstających odpadów wysokoaktywnych znajdują się obecnie w czterech krajach: Francji, Wlk. Brytanii, Rosji i Japonii [Włodarski, 2009]. 16

17 Przetwarzanie odpadów stałych Stosowane procesy i operacje: - prasowanie, - fragmentacja, - spopielanie, - utrwalanie (cementowanie, utrwalanie w tworzywach sztucznych: Ŝywicy mocznikowoformaldehydowej) [Włodarski, 2009]. Odpady stałe poddaje się prasowaniu lub w przypadku duŝych gabarytów równieŝ cięciu, ewentualnie zginaniu w celu zmniejszenia ich objętości oraz udogodnień przy transportowaniu. Procesy fragmentacji wykonywane są w kontrolowanych warunkach gdyŝ mogą powstawać pyły. Spopielanie jest najefektywniejszą metodą przetwarzania odpadów stałych. Powstały popiół nie przekracza 1/80 objętości początkowej odpadów [Włodarski, 2009]. Powstały popiół jest następnie poddawany utrwaleniu za pomocą cementu oraz umieszczany w pojemnikach. Proces spalania równieŝ prowadzony jest w kontrolowanych warunkach przy zastosowaniu filtrów i płuczek do oczyszczania gazów. Stosowane jest równieŝ utrwalanie poprzez zestalanie w Ŝywicy mocznikowoformaldehydowej uŝywane w przypadku odpadów biologicznych np. zwierząt doświadczalnych. Zestalanie to dodatkowo uniemoŝliwia rozkład substancji organicznej [Skalmowski, 2009] Przerób wypalonego paliwa jądrowego Obecnie podstawowym źródłem paliwa jądrowego na świecie jest uran. Jego znane zasoby według oszacowań, przy stosowaniu obecnych technologii reaktorowych wystarczą na co najmniej 100 lat [Kaniewski, 2010]. Przy zmianie technologii reaktorowych, takich jak wprowadzenie reaktorów nowej generacji oraz nowych sposobach wydobycia uranu okres ten wydłuŝa się kilkudziesięciokrotnie. 17

18 Obecnie wykorzystywany uran pochodzi z trzech źródeł: z kopalni połoŝonych w róŝnych częściach świata, z nagromadzonych zapasów oraz z demontaŝu głowic jądrowych w ramach porozumienia zawartego między USA, a Federacja Rosyjską o redukcji broni strategicznych START I [Kaniewski, 2010]. Uzyskanie paliwa nie jest więc sprawa problematyczną, a dopiero jego przerób oraz unieszkodliwianie. Ilości powstających podczas eksploatacji reaktorów odpadów promieniotwórczych są ściśle związane z wyborem cyklu paliwowego: otwartego bądź zamkniętego. Podstawowy odpad wysokoaktywny, czyli wypalone paliwo jądrowe w przypadku stosowania cyklu otwartego jest przeznaczone do składowania po odpowiednim zabezpieczeniu, w składowisku głębokim. Nie ma w takiej sytuacji zapotrzebowania na przerób wypalonego paliwa. JednakŜe trudności z przetwarzaniem oraz składowaniem tej kategorii odpadów spowodowały konieczność prowadzenia badań nad sposobami przerobu (w celu ponownego wykorzystania) wypalonego paliwa i co za tym idzie zmniejszenia ilości odpadów. Zostało to zastosowane poprzez wprowadzenie cyklu zamkniętego, w którym wypalone paliwo jądrowe jest przekazywane do instalacji przerobu, w których metodami chemicznymi oddziela się pierwiastki będące materiałem promieniotwórczym (uran i pluton) od pozostałych składników, które traktowane są jako odpad [Chwaszczewski, 2008]. Wydzielony z wypalonego paliwa pluton wchodzi w skład paliwa o nazwie MOX ( Mixed Oxide Fuel), które jest stosowane jako uzupełnienie do paliwa uranowego (obecnie w ilości do 50% objętości rdzenia). Paliwo MOX jest mieszaniną dwutlenku uranu naturalnego i dwutlenku plutonu. W zakładach przerobu wypalonego paliwa oprócz plutonu wydziela się równieŝ uran, często określany skrótem RepU, który jednakŝe ze względu na swój skład izotopowy jest stosowany w znacznie mniejszym stopniu niŝ wydzielony pluton. Paliwo o wzbogaceniu 4% zawartości izotopu U-235 po procesie wypalenia w reaktorze lekkowodnym ma następujący skład: około 94% uranu ( w tym 1% U-235), 1% plutonu i 5% 18

19 produktów rozszczepienia i pomniejszych aktynowców. Produkty rozszczepienia i pomniejsze aktynowce w obecnie stosowanych technologiach przerobu nie są od siebie oddzielane. Kwalifikowane jako odpady promieniotwórcze wysokoaktywne, długoŝyciowe są zabezpieczane poprzez zeszkliwienie i przechowywane [Chwaszczewski, 2008]. Na świecie prowadzone są badania nad procesami spalania wyŝej wymienionych odpadów w celu powstania produktów rozszczepienia o znacznie szybciej zanikającej aktywności oraz mniejszej radiotoksyczności. Nowe technologie w tym zakresie zostaną zastosowane w reaktorach kolejnej, IV generacji [Dobrzyński, 2007]. Rys. 4 przedstawia zmianę względnej radiotoksyczności wypalonego paliwa poprzez wydzielenie z niego materiałów jądrowych oraz pozostałych składników. Rys. 4. Wpływ procesu przerobu wypalonego paliwa na radiotoksyczność odpadów wysokoaktywnych [ IEA, 2010]. 19

20 Stosując przerób paliwa oraz jego recyklizację moŝna wielokrotnie zmniejszyć okres, w którym odpady mogą stanowić zagroŝenie dla ludzi czy środowiska. Dlatego teŝ działania mające na celu rozwój nowych technologii postępowania z wypalonym paliwem są preferowane zarówno ze względu na maksymalne wykorzystanie energii uranu jak i ułatwienia zagospodarowania powstających odpadów. Przy obecnie stosowanych technologiach objętość zeszkliwionych odpadów wysokoaktywnych stanowi około 10% objętości wypalonego paliwa. Uwzględniając dodatkowo powstałe odpady nisko- i średnioaktywne, łączna objętość wynosi 35% objętości przerabianego paliwa [Kaniewski, 2010]. Rys. 5 przedstawia schemat postępowania z wypalonym paliwem uwzględniający zastosowanie cyklu otwartego bądź zamkniętego. Rys. 5. Schemat postępowania z wypalonym paliwem [Włodarski, 2009]. 20

21 W celu zobrazowania objętości powstających odpadów promieniotwórczych w podziale na kategorie, przy eksploatacji elektrowni jądrowej w reaktorach typu PWR (reaktor ciśnieniowy chłodzony i moderowany za pomocą wody lekkiej), które obecnie stanowią prawie połowę pracujących na świecie reaktorów (213 na 440 obiektów) zamieszczono tabelę nr 1 [ Tabela nr 1. Objętości powstających odpadów w reaktorach typu PWR [Strupczewski, 2006]. Kategoria odpadów Objętość [m 3 /GWe-rok] wysokoaktywne 3 Odpady: średnioaktywne 22 niskoaktywne 155 Analizując powyŝszą tabelę moŝna zauwaŝyć, iŝ w elektrowniach jądrowych powstają głównie odpady niskoaktywne. Odpady wysokoaktywne to w powyŝszym przykładzie niecałe 2% łącznej objętości wszystkich odpadów promieniotwórczych. Zmniejszenie ilości powstających odpadów promieniotwórczych w reaktorach lekkowodnych jest równieŝ realizowane poprzez stosowanie paliwa uranowego o większym wzbogaceniu. W reaktorach III generacji takich jak EPR ( reaktor bazujący na typie reaktora PWR) moŝliwe będzie stosowanie paliwa o wzbogaceniu do 5% zawartości izotopu U-235 (w eksploatowanych reaktorach najwyŝsze wzbogacenie uranu wynosi obecnie 4,5%). Spowoduje to wzrost wypalenia paliwa, a co za tym idzie wydłuŝenie czasu przebywania paliwa w reaktorze nawet do 6 lat (obecnie czas ten przy wzbogaceniu wynoszącym 4% wynosi 3-4 lata) [Kaniewski, 2010] Transport odpadów promieniotwórczych i wypalonego paliwa Transport odpadów promieniotwórczych odbywa się za pomocą specjalnie oznakowanych pojazdów, w opakowaniach dostosowanych do ich aktywności oraz z podanym stopniem zagroŝenia. Zarówno pojazdy, jak i opakowania muszą spełniać międzynarodowe warunki bezpieczeństwa opracowane przez MAEA. Symbolem informującym o przewoŝeniu materiału 21

22 promieniotwórczego jest nalepka z koniczynką czerwoną lub czarną na Ŝółtym lub białym tle (rys.6). Rys. 6. Oznakowanie pojazdów oraz opakowań zawierających materiały promieniotwórcze [DSIS, 1994]. Na oznakowaniu przedstawionym na rys. 6 zaznacza się pionowe czerwone kreski, których liczba - od jednej do trzech świadczy o zakwalifikowaniu do jednej z trzech kategorii transportowych. Dodatkowa umieszcza się informację o zawartości pojemnika oraz aktywności przewoŝonej w nim substancji [DSIS, 1994]. Poszczególne typy opakowań wykorzystywanych do transportu są następujące: 1. Opakowania typu B wykorzystywane w transporcie najbardziej radioaktywnych materiałów (wypalonego paliwa oraz wysokoaktywnych odpadów). Posiadają podwyŝszoną wytrzymałość mechaniczną i termiczną, zapewniającą szczelność i osłonność ładunku nawet w razie powaŝnych wypadków transportowych. Opakowania te przechodzą szereg testów, które obejmują m. in. zderzenia pociągów, upadek z 9m, uderzenie w Ŝelazny pręt, poŝar w otoczeniu pojemnika trwający przez 30 minut czy zatopienie w wodzie na głębokości 17m przez 8 godz.. Muszą uzyskać autoryzację wydawaną przez właściwe organa dozoru jądrowego i ochrony radiologicznej kraju [ Przykładowe opakowanie typu B zostało przedstawione na rys

23 Rys. 7. Przykład opakowania typu B przeznaczonego do transportu wypalonego paliwa [Dobrzyński, 2007]. 2. Opakowania typu A przeznaczone do transportu niewielkich ilości odpadów promieniotwórczych (rys. 8). Muszą zapewnić szczelność i osłonność ładunku w przypadku mniejszych wypadków transportowych oraz być odporne na deszcze czy upadek z pojazdu. Maksymalna ilość materiałów promieniotwórczych transportowanych w pojemnikach typu A jest ściśle określona przepisami. Rys. 8. Opakowanie transportowe typu A [Włodarski, 2005]. 23

24 3. Opakowania przemysłowe (IP) wykorzystywane do transportu odpadów o niskiej aktywności oraz przedmiotów skaŝonych powierzchniowo (rys. 9). Często uŝywane są do transportu radioaktywnych rud. Rys. 9. Opakowania przemysłowe [DSIS,1994]. 4. Opakowania tzw. wyłączone wykorzystywane do transportu bardzo małych ilości materiałów promieniotwórczych np. radiofarmaceutków czy urządzeń zawierających źródła promieniotwórcze o bardzo niskiej aktywności (izotopowe czujki dymu, przyrządy pomiarowe). Opakowania te nie muszą posiadać nalepek ostrzegawczych, natomiast wewnątrz powinna się znajdować informacja o przewoŝonym materiale. Są to m.in. pudełka kartonowe, pojemniki z tworzyw sztucznych czy metalowe puszki (rys. 10). Rys. 10. Opakowania tzw. wyłączone [DSIS,1994]. Transport odpadów promieniotwórczych oraz wypalonego paliwa moŝe być drogowy, kolejowy lub morski. Przewóz wypalonego paliwa moŝe nastąpić dopiero po jego uprzednim schłodzeniu. Aktywność promieniotwórcza wypalonego paliwa spada około 7-krotnie w ciągu pierwszych 100 dni i około 50-krotnie po okresie 3 lat. Zmniejszona aktywność niweluje część trudności 24

25 technicznych związanych z załadunkiem wypalonego paliwa do pojemników oraz z zapewnieniem bezpieczeństwa [Kaniewski, 2010] Przechowywanie odpadów promieniotwórczych i wypalonego paliwa jądrowego Przechowywanie odpadów promieniotwórczych lub wypalonego paliwa to magazynowanie w celu ich późniejszego przetworzenia (lub w przypadku paliwa przerobu) albo składowania Przechowywanie odpadów promieniotwórczych Przechowywanie odpadów promieniotwórczych jest działaniem uzasadnionym do stosowania w poniŝej opisanych przypadkach [Włodarski, 2009]: 1. W instytucjach medycznych, np. w ośrodkach onkologicznych powstające na terenie zakładu odpady krótkoŝyciowe są powszechnie przechowywane do momentu rozpadu radioizotopów do poziomu, w którym odpady te mogą być wyłączone spod kontroli dozorowej. Odpady te przestają być wówczas odpadami promieniotwórczymi. 2. Przechowywanie w celu zgromadzenia odpowiedniej ilości odpadów, które mogą być dostarczone do zakładu przetwarzania za pomocą jednego transportu. 3. Przechowywanie w celu zgromadzenia odpowiedniej ilości odpadów, które następnie będą wspólnie składowane. 4. W przypadku odpadów wysokoaktywnych przechowywanie stosuje się w celu zmniejszenia ilości wytwarzanego przez nie ciepła. 5. Długookresowe przechowywanie odpadów stosowane jest w krajach nie mających odpowiednich składowisk. 25

26 Przechowywanie odpadów promieniotwórczych moŝe być prowadzone zarówno dla krótkich okresów czasu jak i dla okresów sięgających kilkudziesięciu lat w specjalnie przygotowanych do tego magazynach wyposaŝonych w urządzenia do wentylacji mechanicznej lub grawitacyjnej wraz z systemem oczyszczania usuwanego powietrza. Dokładne wymogi, jakie powinny spełniać magazyny słuŝące do przechowywania odpadów promieniotwórczych określone zostały w rozporządzeniu Rady Ministrów (Dz. U. 2002, Nr 230, poz. 1925) w sprawie odpadów promieniotwórczych i wypalonego paliwa jądrowego Opakowania do przechowywania odpadów Opakowania przeznaczone do przechowywania odpadów naleŝy dostosować do stanu skupienia oraz właściwości fizykochemicznych. Dodatkowo niedopuszczalne jest przechowywanie w tym samym opakowaniu odpadów róŝnych kategorii lub w róŝnych stanach skupienia. Odpady stałe naleŝy przechowywać w pojemnikach stalowych, betonowych lub z tworzyw sztucznych, bębnach lub workach foliowych o grubości powyŝej 0,5mm (w tym w workach moŝna przechowywać jedynie odpady niskoaktywne). Odpady ciekłe przechowuje się w zbiornikach stalowych pokrytych wewnątrz powłoką chemoodporną, zbiornikach betonowych uszczelnionych od wewnątrz i pokrytych powłoką chemoodporną lub zbiornikach z tworzyw sztucznych laminowanych. Zbiornik z odpadami ciekłymi umieszcza się następnie w wannie stalowej lub betonowej pokrytej od wewnątrz powłoką chemoodporną [Dz. U. 2002, Nr 230, poz. 1925] Przechowywanie wypalonego paliwa jądrowego Wypalone paliwo jądrowe po wyładowaniu z reaktora energetycznego jest źródłem promieniowania jonizującego oraz energii cieplnej. Wymusza to jego przechowywanie w basenach wodnych znajdujących się bezpośrednio przy reaktorze przez okres od kilku do kilkudziesięciu lat. Po określonym okresie schładzania wypalone paliwo jest przenoszone do przechowalnika lub transportowane do zakładu przerobu wypalonego paliwa. 26

27 W pierwszym przypadku paliwo umieszcza się w przechowalniku mokrym lub suchym. Przechowalnik wypalonego paliwa jest obiektem jądrowy przeznaczonym do bezpiecznego, stabilnego i chronionego przechowywania wypalonego paliwa jądrowego w warunkach zapewniających nie przekroczenie dopuszczalnej temperatury uprzednio określonej dla danego rodzaju paliwa. Dodatkowo w czasie przechowywania naleŝy uniemoŝliwić wystąpienie samopodtrzymującej się reakcji rozszczepienia, poprzez utrzymanie właściwej odległości między poszczególnymi wypalonymi elementami paliwowymi oraz zastosowanie pochłaniaczy neutronów. Po okresie przechowywania trwającego nawet do kilkudziesięciu lat wypalone paliwo jest przekazywane do zakładu przerobu lub na składowisko w charakterze odpadu promieniotwórczego. Obecnie na świecie ogromna większość wysokoaktywnych roztworów produktów rozszczepienia jest przechowywana w postaci ciekłej w zbiornikach. Podczas przechowywania aktywność roztworów znacznie spada o ok. 90% w pierwszych 5 latach [Włodarski, 2009].. Zbiorniki przeznaczone do przechowywania są zwykle wykonane w kształcie pionowych cylindrów o objętości do 1200m 3, ze ścianami ze stali nierdzewnej. Następnie zbiorniki umieszcza się w komorach betonowych, podziemnych lub przynajmniej częściowo zagłębionych w ziemi. Komory te są wyłoŝone blachą ze stali nierdzewnej, a zbiornik jest ustawiony na specjalnych podporach, umieszczonych na dnie komory. Zbiorniki wyposaŝa się w systemy chłodzące, systemy pomiarowe (pomiary ciśnienia, temperatury, poziomu, stęŝenia itd.), systemy kontrolno-alarmowe oraz systemy wentylacji [Włodarski, 2009] Składowanie odpadów promieniotwórczych i wypalonego paliwa jądrowego Składowanie odpadów promieniotwórczych i wypalonego paliwa jądrowego to złoŝenie odpadów promieniotwórczych lub wypalonego paliwa jądrowego w przeznaczonym do tego obiekcie bez zamiaru ich wydobycia. 27

28 Składowiska Na podstawie Prawa atomowego (Dz. U. 2007, Nr 42, poz. 276 z późn. zm.) w Polsce wyróŝnia się dwa typy składowisk odpadów promieniotwórczych: powierzchniowe i głębokie. W składowiskach powierzchniowych moŝna składować: - odpady promieniotwórcze krótkoŝyciowe (niskoaktywne i średnioaktywne) - zuŝyte zamknięte źródła promieniotwórcze krótkoŝyciowe (niskoaktywne, średnioaktywne i wysokoaktywne). Natomiast w składowiskach głębokich moŝna składować wszystkie kategorie odpadów promieniotwórczych. Wybór lokalizacji, budowa, eksploatacja oraz zamykanie składowiska musi być wykonane tak, aby naraŝone osoby z ogółu społeczeństwa nie otrzymały w ciągu roku dawki skutecznej większej niŝ 0,1mSv ze wszystkich dróg naraŝenia. Okres, dla którego musi być spełniony powyŝszy warunek w przypadku składowiska powierzchniowego wynosi 500 lat, natomiast w przypadku składowiska głębokiego lat. Dokładne zasady wyboru lokalizacji dla składowiska odpadów promieniotwórczych wraz z zakresem obowiązkowych badań przedstawione zostały w rozporządzeniu Rady Ministrów (Dz. U. 2002, Nr 230, poz. 1925) w sprawie odpadów promieniotwórczych i wypalonego paliwa jądrowego. Składowiska powierzchniowe w zakresie projektowania i wykonania podlegają przepisom prawa budowlanego natomiast składowiska głębokie przepisom prawa geologicznego i górniczego [Dz. U. 2002, Nr 230, poz. 1925]. Obecnie na świecie istnieje wiele składowisk powierzchniowych, natomiast o ile składowanie głęboko pod ziemią jest od strony technologicznej opanowane, to jedynym czynnym składowiskiem geologicznym jest obecnie składowisko w New Mexico i jest ono przeznaczone jedynie do składowania odpadów z przemysłu militarnego. 28

29 Brak składowisk głębokich dla odpadów wysokoaktywnych oraz wypalonego paliwa wiąŝe się z tym, iŝ do tej pory powstały na tyle małe ilości odpadów wysokoaktywnych czy długoŝyciowych, iŝ budowa tego typu składowisk nie była konieczna, a odpady te są do tej pory przechowywane. Opóźnienia w budowie składowisk głębokich na świecie są równieŝ spowodowane duŝo niŝszymi kosztami ich magazynowania w stosunku do składowania. Na świecie dopiero budowane są głębokie składowiska W Unii Europejskiej pierwsze tego typu składowisko powstanie najprawdopodobniej w Finlandii niedaleko elektrowni jądrowej w Olkiluoto. Szwecja równieŝ jest w trakcie budowy składowiska głębokiego w okolicy miejscowości Oskarshamn. Obiekty te powstaną około roku 2020 [Dobrzyński, 2007], [Program Polskiej Energetyki Jądrowej, 2010] Wymagania w zakresie przygotowania odpadów do składowania Odpady promieniotwórcze mogą być składowane wyłącznie w stanie stałym o zawartości wody niezwiązanej poniŝej 1% masowego, po odpowiednim przetworzeniu i w opakowaniach zapewniających bezpieczeństwo dla ludzi i środowiska. Odpady muszą być posegregowane według ich kategorii i podkategorii. Opakowaniami są pojemniki betonowe lub stalowe zabezpieczone przed korozją. Na opakowaniach umieszcza się symbol promieniowania, symbol identyfikacyjny opakowania zgodny z kartą ewidencyjną oraz informacje o kategorii i podkategorii odpadów Odpady, których wymiary lub kształt uniemoŝliwiają umieszczenie w opakowaniach mogą być po zabezpieczeniu przed rozprzestrzenianiem się skaŝeń promieniotwórczych składowane bez opakowania [Dz. U. 2002, Nr 230, poz. 1925] Krajowe Składowisko Odpadów Promieniotwórczych Aby składowisko mogło być uznane za Krajowe Składowisko Odpadów Promieniotwórczych musi przez co najmniej 11 miesięcy w ciągu roku przyjmować odpowiednie kategorie odpadów w celu ich składowania (oraz w przypadku składowiska powierzchniowego równieŝ w celu przechowywania). 29

30 Gmina, na terenie której znajduje się KSOP otrzymuje z budŝetu państwa opłatę coroczną w wysokości 400% dochodu z tytułu podatku od nieruchomości znajdujących się na terenie gminy w okresie eksploatacji składowiska, oraz w wysokości 50% dochodów z tytułu podatku od nieruchomości znajdujących się na terenie gminy po podjęciu decyzji o zamknięciu składowiska przez okres odpowiadający okresowi eksploatacji składowiska [Dz. U. 2007, Nr 42, poz. 276 z poźn. zm.]. 30

31 6. Charakterystyka Zakładu Unieszkodliwiania Odpadów Promieniotwórczych Powstanie Zakładu miało związek z budową pierwszego w Polsce reaktora badawczego EWA w 1958 r. Obecna nazwa Zakład Unieszkodliwiania Odpadów Promieniotwórczych (ZUOP) oraz status prawny obowiązuje dopiero od 1 stycznia 2002 r. Wcześniej, instytucja ta przeszła szereg przemian organizacyjnych. W roku 1960 w celu unieszkodliwiania odpadów promieniotwórczych utworzono instytucję pod nazwą Centrala Odpadów Promieniotwórczych (CPO) będącą w strukturze organizacyjnej Instytutu Badań Jądrowych (IBJ). COP w 1970 r. została przekształcona w Zakład Unieszkodliwiania Substancji Promieniotwórczych (ZUSP), który w 1983 r. został włączony do Ośrodka Reaktorów i Produkcji Izotopów w Instytucie Energii Atomowej (IEA) powstałym po IBJ. W 1994 r. zgodnie z decyzją ówczesnego dyrektora IEA ZUSP został przekształcony w Zakład Doświadczalny Unieszkodliwiania Odpadów Promieniotwórczych (ZDUOP). Zyskał wtedy rozszerzoną samodzielność finansową. Ostatnim etapem był, jak juŝ wspomniano powyŝej rok 2002, kiedy to ZDUOP IEA został przekształcony w przedsiębiorstwo państwowe uŝyteczności publicznej - Zakład Unieszkodliwiania Odpadów Promieniotwórczych (ZUOP). Początkowo ZUOP był nadzorowany przez Ministra Gospodarki, natomiast od 2006 r. te funkcję pełni Minister Skarbu Państwa [Madaj, 2010]. ZUOP jest obecnie jedyną w Polsce instytucją posiadającą zezwolenie na unieszkodliwianie i składowanie odpadów promieniotwórczych. Zlokalizowany jest na terenie Ośrodka Naukowego Świerk k. Otwocka, znajdującego się w odległości około 30km od centrum Warszawy. Na terenie ośrodka działa równieŝ m. in. Instytut Energii Atomowej POLATOM, Instytut Problemów Jądrowych im. Andrzeja Sołtana, Ośrodek Radioizotopów POLATOM, a takŝe reaktor badawczy MARIA. Na rys. 11 przedstawiono lokalizację Ośrodka Naukowego Świerk. 31

32 Rys. 11. Lokalizacja Ośrodka Naukowego Świerk Otwock [ Stan prawny ZUOP Rozdział 14 Prawa atomowego (Dz. U. 2007, Nr 42, poz. 276 z późn. zm.) jako cel powołania Zakładu podaje wykonywanie działalności w zakresie postępowania z odpadami promieniotwórczymi i wypalonym paliwem jądrowym, a przede wszystkim zapewnienie stałej moŝliwości składowania odpadów promieniotwórczych i wypalonego paliwa jądrowego. Zadaniami Zakładu jest równieŝ prowadzenie działalności w zakresie odbioru, transportu, przechowywania i składowania materiałów jądrowych, źródeł promieniotwórczych oraz innych substancji promieniotwórczych. ZUOP jest przedsiębiorstwem państwowym uŝyteczności publicznej, posiada osobowość prawną i obecnie jest nadzorowany przez ministra właściwego do spraw Skarbu Państwa. Nadzór ten polega na dokonywaniu kontroli oraz corocznej oceny prowadzonej gospodarki odpadami i działalności Zakładu. Ocena ta jest przedstawiana Prezesowi Rady Ministrów. 32

33 Zakład świadczy usługi odpłatnie, w wysokościach określonych w cenniku zatwierdzonym przez Ministra Skarbu. Cennik na rok 2011 został przedstawiony na rys. 12. Rys. 12. Cennik na rok 2011 za odbiór, transport, unieszkodliwianie i składowanie odpadów promieniotwórczych przez ZUOP [ Dodatkowo ZUOP otrzymuje z budŝetu państwa dotację podmiotową oraz moŝe ubiegać się o dotację celową. Dotacja podmiotowa ma na celu wyrównanie róŝnicy pomiędzy kosztami 33

34 poniesionymi przez Zakład w ramach prowadzonej działalności oraz osiągniętymi z tego tytułu dochodami w danym roku. Rozliczenie otrzymanej dotacji podmiotowej następuje poprzez przekazanie Ministrowi Skarbu rocznego raportu dotyczącego finansowanych działalności. O dotację celową Zakład moŝe ubiegać się w przypadku konieczności wykonania określonej inwestycji, niezbędnej do dalszego prowadzenia powierzonej działalności. W ramach rozliczenia wykonywane jest sprawozdanie z wykorzystania otrzymanych środków. Szczegółowe informacje dotyczące dotacji, tworzenia cennika oraz prowadzenia gospodarki finansowej Zakładu są określone w Rozporządzeniu Rady Ministrów (Dz. U. 2007, Nr 185, poz. 1311) w sprawie dotacji podmiotowej i celowej, opłat oraz gospodarki finansowej przedsiębiorstwa uŝyteczności publicznej Zakład Unieszkodliwiania Odpadów Promieniotwórczych Źródła i rodzaje odbieranych odpadów promieniotwórczych ZUOP do unieszkodliwiania odbiera odpady stałe oraz ciekłe, nisko- i średnioaktywne, a takŝe zuŝyte zamknięte źródła promieniotwórcze i czujki dymu. Dane z ostatnich 10 lat (od 2000 do 2009 r.) zostały przedstawione w tabeli nr 2 wraz z podziałem na źródła pochodzenia oraz kategorie. Dodatkowo w tabeli nr 2 podane zostały ilości odpadów kierowanych do KSOPu w celu składowania. Analizę i ocenę danych przedstawionych w tabeli nr 2 wykonano w rozdziale 10 pod tytułem: Ocena stanu gospodarki odpadami promieniotwórczymi w Polsce. 34

35 Tabela nr 2. Bilans odpadów odebranych przez ZUOP do unieszkodliwienia w latach [Madaj, 2010] stałe ciekłe stałe ciekłe stałe ciekłe stałe ciekłe stałe ciekłe stałe ciekłe stałe ciekłe stałe ciekłe stałe ciekłe stałe ciekłe Źródła odpadów promieniotwórczych IEA Reaktor MARIA (m 3 ) 16,55 265,0 14,6 110,0 8,0 95,0 6,0 30,0 6,0 98,21 5,03 21,0 12,92 152,09 5,5 84,0 6,76 29,0 3,0 53,0 Reaktor EWA (m 3 ) 4,65-1, IEA OR POLATOM 11,85 0,41 10,75 0,34 7,2 0,26 7,8 0,23 8,03 0,13 8,6 0,02 7,75 0,03 6,2 0,02-0,05 13,6 0,04 (m 3 ) ZUOP (m 3 ) 5,89 8,5 76,95 8,0 3,1 4,0 18,95 8,0 7,06-2,56 4,0 0,33-1,51-3,35 6,0 4,11 6,03 Instytucje spoza Ośrodka Świerk 45,83 1,3 41,98 1,39 29,73 1,59 26,79 1,45 31,39 2,88 26,13 1,66 21,17 0,96 17,27 0,48 12,68 2,59 9,21 0,84 (m 3 ) Ogółem (m 3 ) 84,76 275,20 145,48 119,73 48,03 100,85 59,54 39,68 52,48 101,22 42,32 26,68 42,17 153,08 30,48 84,50 22,79 37,64 29,92 59,91 Łącznie (m 3 ) 359,96 265,21 148,88 99,22 153,7 69,0 195,25 114,98 60,43 89,83 Niskoaktywne (m 3 ) Średnioaktywne (m 3 ) W tym alfapromieniotw. (m 3 ) Czujki dymu (szt.) ZuŜyte zamknięte źródła (szt.) Kategorie odpadów promieniotwórczych 63,22 274,81 128,14 119,4 39,77 100,64 47,62 39,66 40,17 28,19 31,26 26,68 41,57 153,06 29,88 84,48 22,39 37,63 29,72 59,91-0,4-0,33-0,21 1,88 0,02 1,35 73,03 0,65-0,6 0,02 0,6 0,02 0,4 0,01 0,2-3,74-1,66-5,07-2,16-0,79-1,9-2,46-0,45-0,08-0, Odpady przekazane do składowania w KSOP RóŜan (odpady przetworzone) Objętość (m 3 ) 44,87 137,16 40,72 40,99 33,03 36,3 67,95 48,88 73,41 42,79 Aktywność (TBq) 1,4 1,57 2,41 1,24 0,52 1,87 1,74 1,37 1,26 5,63 35

36 NaleŜy podkreślić, iŝ objętości odpadów przekazywanych do składowania w KSOP podane w tabeli nr 2 zawierają równieŝ objętość materiału wiąŝącego. Dla przykładu objętość kierowanych na składowisko odpadów wynosząca 80m 3 zawiera około 45m 3 odpadów promieniotwórczych oraz 35m 3 materiału wykorzystanego do ich zestalenia np. betonu. Taka ilość odpadów waŝyć będzie około 70 Mg [Madaj, 2010] Podstawowe zasady postępowania z odpadami promieniotwórczymi Odpady promieniotwórcze wymagają specjalnego postępowania na kaŝdym z etapów: gromadzenia, przetwarzania, zestalania, transportu, przechowywania i składowania. Podstawową zasadą jest minimalizacja ilości powstających odpadów oraz następnie odpowiednie zabezpieczenie powstałych odpadów tak, aby nie stwarzały zagroŝenia dla ludzi oraz środowiska [Madaj, 2010] System multibarier Izolację odpadów uzyskuje się dzięki zastosowaniu systemu multibarier. System ten opiera się na zastosowaniu nie jednej, lecz wielu barier zabezpieczających tworzonych na róŝnych etapach postępowania z odpadami. Pierwszym etapem po minimalizacji objętości jest tworzenie trudno rozpuszczalnych związków chemicznych (koncentratów) wiąŝących izotopy promieniotwórcze oraz stosowanie materiału wiąŝącego, który słuŝy do zestalania odpadów, co przeciwdziała rozsypaniu czy wymywaniu substancji promieniotwórczych. Następnie odpady promieniotwórcze zabezpiecza się przed uszkodzeniami mechanicznymi, działaniem czynników atmosferycznych i kontaktem z wodą poprzez umieszczenie w opakowaniach. Stałe lub zestalone odpady zamykane są na ogół w pojemnikach metalowych lub betonowych i w tej postaci są przewoŝone, magazynowane i składowane. Przetworzone i zabezpieczone odpady kierowane są na składowisko, którego betonowa konstrukcja, stanowi dodatkowe zabezpieczenie przed działaniem czynników atmosferycznych, zapobiega korozji opakowań oraz migracji substancji promieniotwórczych. RównieŜ sama 36

37 lokalizacja składowiska na terenach o odpowiednich warunkach geologicznych oraz hydrogeologicznych zabezpiecza przed rozprzestrzenianiu się radionuklidów w glebie i przenikaniu ich do wód gruntowych czy powierzchniowych. Dodatkowo teren składowiska wybierany jest tak by był m.in. asejsmiczny, niezatapialny (np. w czasie powodzi) i oddalony od skupisk ludzkich. Odpady po złoŝeniu ich na terenie składowiska pokrywa się warstwą betonu oraz impregnującą warstwą bitumiczną, która takŝe zapobiega m.in. przenikaniu wód opadowych do strefy składowania odpadów, uniemoŝliwia korozję opakowań oraz wymywanie substancji promieniotwórczych. PowyŜej opisany system barier jest wzajemnie dopełniający się i gwarantuje uzyskanie skutecznego zabezpieczenia oraz izolacji odpadów [Madaj, 2010] Metody unieszkodliwiania odpadów promieniotwórczych Metody unieszkodliwiania odpadów promieniotwórczych w Polsce zmieniały się wraz z rozwojem nowych technologii. PoniŜej zostały opisane instalacje wykorzystywane od roku 1961 aŝ do stanu obecnego. 1. W roku 1961 nowo utworzona Centrala Odpadów Promieniotwórczych (COP) dysponowała trzema instalacjami, przeznaczonymi do unieszkodliwiania odpadów ciekłych [Madaj, 2010]: - do zatęŝania ciekłych odpadów promieniotwórczych wyparka typu kotłowego o wydajności 200 l/h w przeliczeniu na destylat oraz o współczynniku dekontaminacji ~ do oczyszczania ciekłych odpadów promieniotwórczych niskoaktywnych stosowano metodę współstrącania polegającą na strącaniu radionuklidów z fosforanem wapnia i wodorotlenkiem Ŝelaza oraz Ŝelazocyjankiem miedzi. Następnie powstały szlam zawierający nuklidy był oddzielany. Stosując róŝne odczynniki oraz dobierając odpowiednie ph otrzymywano wydajność osiągającą 99% dla takich radionuklidów jak Cs-137, Sr-90, Y-90, Ce-141 i Ra do zestalania szlamów i koncentratów powyparnych powstałe z powyŝej opisanych instalacji szlamy i koncentraty powyparne były zestalane poprzez cementowanie w hobokach. Wydajność instalacji wynosiła 0,1m 3 /h. 37

38 Dodatkowo COP dysponował magazynem ścieków niskoaktywnych (o pojemności 300m 3 ), magazynem ścieków średnioaktywych (trzy zbiorniki o łącznej pojemności 90m 3 ) oraz magazynem przeznaczonym do przechowywania odpadów stałych. 2. W roku 1971 instalację zestalania za pomocą cementu zastąpiono instalacją wykorzystującą asfalt, którą stosowano do roku Szlamy mieszano z asfaltem w temperaturze ºC. Wysoka temperatura sprawiała, Ŝe woda w szlamach odparowywała nawet do 99%. UmoŜliwiało to bardzo duŝą redukcję objętości oraz cięŝaru odpadów, jednakŝe wymagało utrzymywania wysokiej temperatury - na ściankach reaktora osiągającej 300ºC. Stanowiło to duŝą wadę metody poniewaŝ groziło samozapłonem lub wybuchem oraz istniała moŝliwość rozkładu asfaltu lub składników zestalanych odpadów. Następnie przetworzony odpad był umieszczany w stalowych bębnach o pojemności 200dm 3 w celu zastygnięcia oraz zabezpieczany dodatkową 5cm warstwą czystego asfaltu. 3. W 1976 roku wdroŝono nową technologię oczyszczania ciekłych odpadów, która jest wykorzystywana równieŝ obecnie. Zastosowano metodę sorpcji na mieszaninie syntetycznych sorbentów nieorganicznych (siarczan baru wraz z Ŝelazocyjankiem miedzi) dodawanych do odpadów w postaci zawiesiny. Po oczyszczeniu materiał sorpcyjny zawiera 80-99% początkowej aktywności i jest on następnie zestalany. Dodatkowo powstały magazyny stałych i ciekłych odpadów promieniotwórczych, w których dokonywano segregacji odpadów na kategorię oraz przechowywano odpady w celu zmniejszenia ich aktywności przed przetwarzaniem. 4. W roku 1981 wprowadzono metody przetwarzania odpadów stałych, które są wykorzystywane równieŝ obecnie: - zestalanie w Ŝywicach mocznikowo-formaldehydowych stosowane wyłącznie do zestalania odpadów biologicznych np. zwierząt doświadczalnych. Uzyskiwany współczynnik dekontaminacji wynosi 0,5 oraz współczynnik redukcji objętości równieŝ 0,5. - zestalanie w Ŝywicy epoksydowej stosowane do zestalania zuŝytych jonitów wykorzystywanych do oczyszczania wód obiegowych reaktora MARIA. Jonit zawierający początkowo ok. 65% wody jest odwadniany do zawartości 30%, po czym jest mieszany z Ŝywicą Epidian 53 oraz z utwardzaczem o nazwie Akfanil. 38

39 5. Od roku 1991 działa instalacja słuŝąca do prasowania stałych odpadów promieniotwórczych. Odpady są zgniatane w stalowych bębnach o pojemności 200 dm 3, w prasie hydraulicznej o nacisku 12 Mg (rys. 13). Współczynnik redukcji objętości wynosi 1,5 3,0. Rys. 13. Prasa hydrauliczna stosowana do prasowania stałych odpadów promieniotwórczych [Madaj, 2010]. 6. Od roku 1994 unieszkodliwiane są zuŝyte źródła radowe. Ich przetwarzanie polega na zatopieniu w szklanej ampułce i umieszczeniu w mosięŝnej gilzie. Następnie gilza zostaje hermetycznie zamknięta w zasobniku ze stali nierdzewnej, który umieszczany jest w gnieździe osłonowym pojemniku ołowianym. Pojemnik następnie umieszcza się w obudowie ze stali zwykłej. Po wypełnieniu obudowy betonem oraz zamknięciu pokrywą zostaje ona zespawana. Przykładowy pojemnik został przedstawiony na rys