POSTĘPOWANIE Z ODPADAMI PROMIENIOTWÓRCZYMI I WYPALONYM PALIWEM JĄDROWYM W POLSCE

POSTĘPOWANIE Z ODPADAMI PROMIENIOTWÓRCZYMI I WYPALONYM PALIWEM JĄDROWYM W POLSCE ANDRZEJ CHOLERZYŃSKI DYREKTOR ZUOP 05-400 Otwock-Świerk ul. Andrzeja Sołtana 7 tel: 22 718 00 92 fax: 22 718 02 57 e-mail: zuop@zuop.pl www.zuop.pl 1

PRAWO ATOMOWE Ustawa z dnia 29 listopada 2000 r. Rozdział 14 Państwowe przedsiębiorstwo użyteczności publicznej Zakład Unieszkodliwiania Odpadów Promieniotwórczych Art. 114. 1. Tworzy się państwowe przedsiębiorstwo użyteczności publicznej pod nazwą Zakład Unieszkodliwiania Odpadów Promieniotwórczych z siedzibą w Otwocku-Świerku, zwane dalej Zakładem, powołane do wykonywania działalności w zakresie postępowania z odpadami promieniotwórczymi i wypalonym paliwem jądrowym, a przede wszystkim do zapewnienia stałej możliwości składowania odpadów promieniotwórczych i wypalonego paliwa jądrowego. 1a. Zakład wykonuje również działalność polegającą na odbiorze, transporcie, przechowywaniu i składowaniu materiałów jądrowych, źródeł promieniotwórczych oraz innych substancji promieniotwórczych. 2. Zakład może również wykonywać działalność w zakresie postępowania z odpadami niebezpiecznymi, o których mowa w przepisach dotyczących odpadów, oraz inną działalność określoną w statucie, o którym mowa w art. 121 Art. 116.12 1. Nadzór nad Zakładem oraz funkcję organu założycielskiego sprawuje minister właściwy do spraw energii 2

Odpady promieniotwórcze rcze - materiały stałe, ciekłe lub gazowe, zawierające substancje promieniotwórcze lub skażone tymi substancjami, których wykorzystanie jest niecelowe lub niemożliwe, Wypalone paliwo jądrowej paliwo jądrowe, które zostało napromieniowane w rdzeniu reaktora oraz na stałe usunięte z rdzenia 3

Odpady na nisko-, średnio- i wysokoaktywne można podzielić na podkategorie: Zużyte źródła zamknięte dzielimy również na kategorie : Można je dodatkowo podzielić, że względu na okres półrozpadu (na krótko- i długożyciowe) lub ze względu na moc cieplną. 4

BILANS ODPADÓW ODEBRANYCH DO UNIESZKODLIWIANIA W LATACH 2008-2016 Wyszczególnienie Źródła odpadów promieniotwórczych 2008 2009 2010 2011 2012 2013 2014 2015 2016 stałe ciekłe stałe ciekłe stałe ciekłe stałe ciekłe stałe ciekłe stałe ciekłe stałe ciekłe stałe ciekłe stałe ciekłe NCBJ + Reaktor MARIA (m 3 ) * 6,76 29,00 3,0 53,0 3,0 25,5 3,8 22,0 4,8 22,0 10,8 27,00 4,0 20,0 4,96 49,00 5,13 18,00 NCBJ OR POLATOM (m 3 ) - 0,05 13,6-22,0-24,2-32,3 0,1 8,8 0,38 19,72 0,15 78,90 0,20 18,16 0,16 ZUOP (m 3 ) 3,35 6,00 4,1 6,0 5,1 10,0 5,2 4,0 10,4 26,0 7,02 0,0 8,58 0,00 2,51 0,00 1,15 0,00 Instytucje spoza Ośrodka Świerk (medycyna, przemysł, nauka) (m 3 ) 12,68 2,59 9,2 0,8 21,3 0,6 14,9 0,1 8,9 0,6 18,06 0,99 7,36 0,78 13,04 0,35 5,47 0,43 Ogółem 22,79 37,64 39,9 59,8 49,4 36,1 48,1 26,1 56,4 48,7 44,68 28,37 39,66 20,93 99,41 49,55 29,91 18,59 Kategorie odpadów promieniotwórczych niskoaktywne (m 3 ) 22,38 37,63 29,7 59,9 51,3 36,1 48,1 26,2 56,3 48,6 44,68 28,37 38,14 20,93 99,35 49,55 29,75 18,59 średnioaktywne (m 3 ) 0,40 0,01 0,2 - - - - - - 0,1 0,0 0,0 0,0 0,0 0,06 0,00 0,16 0,00 alfa-promieniotwórcze (m 3 ) 0,08-0,7-1,1-16,6-0,7-2,88 0,0 0,67-0,30-0,63 - czujki dymu (szt.) 25 053 17 180 17 546 14 780 28 748 16 287 21 114 18 258 23 805 źródła zamknięte (szt.) 2 675 3 802 5 328 7 616 3 170 1 335 1 658 1 615 1 285 Odpady przekazane do składowania w KSOP-Różan objętość (m 3 ) 73,41 42,8 57,7 52,4 34,2 28,99 19,77 121,83 46,33 aktywność (rozpad na 31.12 w danym roku) (TBq) 1,26 5,6 9,5 15,6 28,2 1,85 1,62 1,205 1,82 5

Uproszczony schemat postępowania z odpadami promieniotwórczymi w ZUOP Odbiór Kontrola odpadów TAK Zlecenie transportu NIE Transport do Świerku Przechowywanie Kontrola, segregacja odpadów NIE zmniejszyć objętość TAK Przetwarzanie NIE do KSOP TAK Transport do KSOP Przechowywanie/Składowanie w KSOP Różan Kontrola odpadów 6

WYPARKA 7

8

9

INSTALACJA CEMENTOWANIA SZLAMÓW I KONCENTRATÓW POWYPARNYCH Polski Program Energetyki Jądrowej 10

PRASA DO ODPADÓW STAŁYCH, NISKOAKTYWNYCH 11

12

SKŁADOWANIE ODPADÓW PROMIENIOTWÓRCZYCH Składowanie w składowiskach powierzchniowych (LLW, ILW, krótkożyciowe) Składowiska średnio zagłębione do 200 m (LLW, ILW, długożyciowe) Składowiska głębokie, poniżej 400 m (HLW, ILW, długożyciowe) Bariery sztuczne uzupełnione przez bariery naturalne Długi okres instytucjonalnej kontroli po zamknięciu składowiska Podstawę stanowią bariery naturalne uzupełnione przez bariery sztuczne (inżynierskie, chemiczne) 13

Krajowe składowisko odpadów promieniotwórczych w Różanie 14

15

KRAJOWE SKŁADOWISKO ODPADÓW PROMIENIOTWÓRCZYCH W RÓŻANIE

System barier stosowanych w składowisku KSOP Różan 17

ODPADY PROMIENIOTWÓRCZE ZGROMADZONE W KSOP W RÓŻANIE

Aktywność radioizotopów w KSOP w 2016 r. Radioizotopy Stan na 31.12.2016 r. [MBq] Stan na 31.12.2016 r. [GBq] Co-60 800 703 800,7 H-3 420 505 420,5 Cs-137 206 949 206,9 Se-75 141 142 141,1 Kr-85 81 168 81,2 S-35 52 639 52,6 Sr-90 51 356 51,4 Te-121m 15 384 15,4 Ir-192 12 921 12,9 Te-123m 10 383 10,4 Te-127m 10 182 10,2 Cm-244 4 742 4,7 Pm-147 1 792 1,8 Sc-46 642 0,6 C-14 421 0,4 Ni-63 347 0,3 Zn-65 282 0,3 Eu-152 254 0,3 Ba-133 244 0,2 Sb-125 239 0,2 Ge-68 169 0,2 Eu-154 162 0,2 Tc-99 129 0,1 Ag-110m 79 0,1 Cs-134 33 0,0 Sb-124 24 0,0 Te-121 24 0,0 Gd-153 20 0,0 Fe-55 19 0,0 Cr-51 12 0,0 Am-241 9 0,0 Sr-89 4 0,0 Ra-226 2 0,0 Ru-106 2 0,0 inne 5 0,0 1 812 987 1 813,0 19

OBIEKT NR 1 20

21

Objętość odpadów, jakich należy się spodziewać od danego typu reaktora Zestawienie objętości odpadów jakie mogą powstawać z elektrowni jądrowych w Polsce. Reaktor Moc, MWe Objętość Liczba Łączna moc Łączna odpadów z bloków w objętość bloku m 3 /rok Polsce odpadów m 3 /rok EPR 1650 82,5 4 6600 330 AP100 1100 163 5 5500 815 22

23

24

25

26

27

28

29

. The interim storage of spent fuel at Clab, Sweden (courtesy of SKB). 32

Konstrukcja pionowego suchego przechowalnika wypalonego paliwa (8a) Zestaw kontenerów suchego przechowalnika wypalonego paliwa (8b). 33

Concrete casks storing spent fuel at the Connecticut Yankee nuclear power plant site (courtesy of NAC International) 34

Koncepcja podziemnego składowiska wysokoaktywnych odpadów promieniotwórczych przyjęta w Nagra (Szwajcaria) 35

Paliwo jądrowe j z polskich reaktorów w badawczych REAKTOR EWA - pierwszy w Polsce badawczy reaktor jądrowy, znajdujący się w dawnym Instytucie Badań Jądrowych (obecnie w Zakładzie Unieszkodliwiania Odpadów Promieniotwórczych Narodowego Centrum Badań Jądrowych) w otwockim Świerku. Nazwa reaktora była akronimem od wyrazów: eksperymentalny, wodny, atomowy. Budowa reaktora zaczęła się wiosną 1956 roku. Reaktor osiągnął krytyczność 31 maja 1958 roku, uruchomienie i rozruch 14 czerwca 1958 roku. Reaktor został wyłączony 24 lutego 1995 Roku. 1963 1965 1974 36

Rodzaje wypalonego paliwa jądrowego reaktory badawcze Paliwo zawierające uran wysoko wzbogacony (HEU) ma większą niż 20% koncentrację izotopów 235 U i 233 U. Uran wysokowzbogacony jest także stosowany jako paliwo w reaktorach szybkich neutronów Pierwszy prototypowy reaktor szybkich neutronów do zastosowań komercyjnych "Fermi-1" wymaga paliwa wzbogaconego do 26,5% 235 U. Paliwo zawierające uran niskowzbogacony (LEU) ma koncentrację izotopu 235 U poniżej 20%, stosowany jest w najbardziej rozpowszechnionych reaktorach wodnych, stosowane w nich wzbogacenie paliwa waha się w granicach między 3 a 5% 235 U. W reaktorach badawczych stosuje się uran o koncentracji 12% 19.75%. Paliwo zawierające Uran nieznacznie wzbogacony (SEU) ma koncentrację izotopu 235 U w zakresie 0,9% 2%. Jest to nowy rodzaj, wprowadzony w miejsce uranu naturalnego używanego w niektórych reaktorach ciężkowodnych np. CANDU. Niewielkie wzbogacenie ułatwia sterowanie reaktorem, poprawiając bezpieczeństwo i zwiększając elastyczność operacyjną. Koszty uzyskania takiego paliwa są niższe z powodu konieczności małego wzbogacenia uranu. Pozwala to obniżyć ogólny koszt paliwa oraz zagospodarowania niewielkich ilości powstających odpadów. 37

Reaktor Maria jedyny (od 1995 r.) działający polski reaktor jądrowy o mocy cieplnej 30 MW. Reaktor nosi imię Marii Skłodowskiej-Curie. Jego budowę rozpoczęto w czerwcu 1970 r., a uruchomiony został w grudniu 1974 w Instytucie Badań Jądrowych (IBJ) w Otwocku-Świerku pod Warszawą. Po podziale IBJ 13 grudnia 1982 r. zarządzał nim Instytut Energii Atomowej (IEA). 1 września 2011 r. IEA zostało włączone w skład Instytutu Problemów Jądrowych, a ponownie połączonym instytutom nadano nazwę: Narodowe Centrum Badań Jądrowych. 38

Najstarsze paliwo, stosowane przed ponad czterdziestu laty w reaktorze EWA nosi symbol EK-10. Wzbogacenie tego paliwa wynosiło w stanie świeżym 10% i było ono stosowane gdy moc cieplna tego reaktora wynosiła 2 MW. Po modernizacji reaktora i podniesieniu mocy kolejno do 4 MW, potem do 8 MW i ostatecznie do 10 MW używane było paliwo typu WWR-SM (stosowane w latach 1967-1995) i WWR-M2 (stosowane w latach 1988-1995) o wzbogaceniu 36%. W reaktorze MARIA od początku jego eksploatacji stosowano paliwo o zupełnie innej konstrukcji, typu MR-5 i MR-6 o wzbogaceniu 80%, a obecnie 36%. Docelowo reaktor ten będzie korzystał z paliwa o wzbogaceniu 19,5% (problem konwersji reaktora na paliwo o wzbogaceniu < 20% ). 39

40

41

42

Celem misji Global Threat Reduction Initiative (GTRI) jest zmniejszenie, ochrona i zabezpieczenie wrażliwych z punktu widzenia ochrony fizycznej i radiologicznej materiałów jądrowych znajdujący się w rękach cywilnych na całym świecie. Program finansowany jest przez USA Departamentu Energii. Program ma na celu zwiększenie bezpieczeństwo poprzez zapobieganie nabywania przez terrorystów materiałów jądrowych i radiologicznych, które mogłyby być stosowane w broni masowego rażenia lub innych aktów terroryzmu. GTRI działa poprzez wywiezienie z reaktorów badawczych do zakładów przerobu wypalonego paliwa jądrowego paliwa wysoko wzbogaconego uranu (HEU) i konwersję reaktorów do pracy na paliwo o niskim wzbogaceniu uranu (LEU). Projekt ten realizowany jest w wielu krajach na świecie w tym również w Polsce. 43

Numer transportu Data transportu Rodzaj paliwa Rodzaj liczba pojemników Liczba elementów paliwowych 1 Wrzesień 2009 WWR VPVR/M 16 856 2 Luty 2010 WWR VPVR/M 8 348 MR TUK-19 20 80 3 Maj 2010 MR TUK-19 20 80 4 Lipiec 2010 MR TUK-19 20 80 5 Wrzesień 2010 MR TUK-19 20 80 EK10 VPVR/M 3 2595 6 Wrzesień 2012 MR TUK-19 15 60 7 Wrzesień 2014 MR TUK-19 11 44 8 2016 MR TUK-19 17 51 Całkowita liczba wywiezionych elementów paliwowych: 4223 obejmuje: WWR 1204 EK-10 2595 MR 424 44

45

46

47

48

49

50

ODPADY PROMIENIOTWÓRCZE 52

Akademia Rolnicza Poznań 53

Magazyn spedycyjny na terenie ośrodka Świerk 54

KOMUNIKACJA SPOŁECZNA ZUOP od wielu lat aktywnie tworzy wizerunek transparentnego przedsiębiorcy. Prowadzimy ciągły dialog z lokalną społecznością z Różana, którego głównym punktem zainteresowania jest bezpieczna eksploatacja KSOP. Równolegle prowadzimy działalność informacyjno-edukacyjną, ukierunkowaną na rozpowszechnianie wiedzy dotyczącej postępowania z odpadami promieniotwórczymi. W ramach tej działalności organizujemy dni otwarte KSOP, warsztaty, wizyty studyjne. Corocznie nasze obiekty odwiedza kilkaset osób. Od kilku lat jesteśmy także współorganizatorem Międzynarodowej Szkoły Energetyki Jądrowej, tematy związane z odpadami promieniotwórczymi są obecne podczas części wykładowej, a warsztaty odbywają się zarówno w naszych obiektach w Otwocku-Świerku, jak i na terenie KSOP. W 2016 r. na terenie KSOP w Różanie zakończono budowę Centrum Informacyjno Edukacyjnego. Również na terenie Ośrodka Świerk w 2017 r. planowana jest modernizacja części hali po reaktorze Ewa, celem przystosowania jej do funkcji dydaktyczno-wystawienniczej. Centra te będą stanowiły zaplecze infrastrukturalne, wspomagając procesy informacyjno-edukacyjne ZUOP.