Poluarea si depoluarea radioactiva Categoria: Referat Geografie
Descriere: Valorile minime reprezintă doza la care apar efecte severe asupra
sistemului reproducător la speciile sensibile din categoria respectivă,
iar valorile maxime reprezintă doza la care dispare minim 50% din
populaţia celor mai rezistente specii din grup... |
|
||
|
|
|||
|
1 Albert Einstein: “Fenomenul radioactivităţii este forţa cea mai revoluţionară a progresului tehnic, de la descoperirea focului de către omul preistoric şi până astăzi”. POLUAREA RADIOACTIVĂ. MĂSURI ŞI TEHNOLOGII DE REDUCERE A POLUĂRII RADIOACTIVE OBIECTIVE: • Înţelegerea problematicii ce intervine în poluarea provocată de radiaţiile ionizante • Măsurare şi reducerea riscului iradierii Termeni cheie: • radiaţii şi radiaţii absorbite • radioactivitate • echivalentul de doză • timpul de înjumătăţire • reziduuri radioactive, evacuare de efluenţi radioactivi, căderi radioactive, iradiere, • factor de calitate (în protecţia contra radiaţiilor), • doză genetic semnificativă, doză totală pentru o populaţie, • depozit geologic • limite admisibile 5.1. POLUAREA RADIOACTIVĂ Poluarea radioactivǎ apare datorită emisiei şi propagării în spaţiu a unor radiaţii, capabile de a produce efecte fizice, chimice şi biologice nedorite asupra organismelor vii. Substanţele radioactive - radionuclizii, radioizotopii, izotopii radioactivi - sunt unele din cele mai periculoase substanţe toxice [1-4]. Din 1700de nuclizi cunoscuţi cca 280 sunt stabili. În general, toate substanţele radioactive sunt obţinute pe cale artificială din minereu de uraniu. Uraniu, sub formă de oxizi, se găseşte în peste 150 minereuri, dintre care cele mai răspândite sunt pechblenda (uraninit), micele uranifere, carnotit, nasturan etc. Sunt numai câteva substanţe radioactive rezultate pe cale naturală, una dintre ele fiind radonul, gaz foarte toxic, de care se va vorbi mai în detaliu. Substanţele radioactive se găsesc în stare lichidă, gazoasă şi solidă. Izotopii radioactivi, din cauza instabilităţii nucleului, caută să treacă în atom stabil prin eliminarea particulelor nucleare. Trecerea unui element radioactiv în stare de element stabil se face prin emisie de radiaţii alfa, beta, gama, foarte bogate în energie. Acestea se deosebesc, printer altele şi prin puterea de penetrare pânǎ la absorbţie completǎ. Astfel: Radiaţiile alfa constau din particule cu număr de ordine 2 şi număr de masă 4, încărcate pozitiv (nuclee de heliu). Ele pătrund în aer 6,5 cm, în apă 0,01 cm, iar în foi de aluminiu 0,005 cm. În drumul lor ionizează aerul sau gazelle străbătute. Radiaţiile beta sunt formate din particule elementare de electricitate negativă – electroni; aceştia iau naştere în momentul emisiei radioactive a unui neutron din nucleu. Parcursul în aer a radiaţiilor beta este de 20 cm; în apă 2,6 cm; în foi de aluminiu de 1 mm şi au putere de ionizare mică. Radiaţiile gama sunt de natură electromagnetică şi însoţesc dezintegrările beta şi alfa; sunt radiaţii ondulatorii electromagnetice de aceeaşi natură cu lumina şi razele X, dar cu lungime de undă mult mai mică decât a acestora. Au putere de pătrundere mai mare ca razele alfa şi beta, străbătând plăci de plumb de câţiva cm grosime şi strate de aluminiu groase de 120 cm. Radiaţiile electromagnetice pot fi unde radio, termice, infraroşii, vizibile, ultraviolete, X, γ, în funcţie de lungimea de undă (tabelul 5.1.). Legea dezintegrării radioactive este dată de relaţia [5]: N=No e-λt, (5.1) în care: No este numărul de atomi prezenţi la un moment dat; N = numărul de atomi ce rămân nedezintegraţi după un timp t; λ= constanta de dezintegrare. Fiecare izotop radioactiv este caracterizat, în principal, de două mărimi: energia, exprimată în electronvolţi, şi felul radiaţiilor emise, şi perioada de emitere a radiaţiilor respective, exprimată prin timpul de înjumătăţire (perioada de timp în care radioactivitatea unui element scade la jumătate în raport cu valoarea iniţială). Pentru N=No/2 rezultă: T1/2= ln2/ λ. (5.2.) • radiaţiile ionizante sunt radiaţiile alfa, beta şi gamma ce au proprietatea de a ioniza gazele prin care trec, fǎcându-le conductoare de electricitate. Se remarcă izotopi radioactivi cu viaţă lungă (102- 1012 ani) şi cu viaţă scurtă, de ordinul secundelor până la al lunilor (ex.: 222 Rn(natural) 3,8 zile, 238 U(natural) 4,5x109 ani etc.). Radiaţiile constau în emisia şi transmiterea în spaţiu a energiei sub formă de unde electromagnetice sau asociată particulelor (radiaţie corpusculară). Tabelul 5.1. Radiaţiile electromagnetice şi utilizările lor Nr. Crt. Radiaţii Lungimea de undă Utilizări 1. Hertziene de frecvenţe: - industriale - joase - medii - înalte - foarte înalte 102 – 104 km 1-102 km 102 m -1 km 1-102 m 1mm-1m - instalaţii de putere, încălzire prin inducţie, telecomandă, oscilatori de frecvenţe sonice - telecomunicaţii, radio -idem, oscilatori - ultrasunete - televiziune, radioastronomie - spectroscopie hertziană, radar, radioastronomie 2. Infraroşii 1 μ-1 mm - spectroscopie optică, uscarea materialelor 3. Vizibile 10 3 A - 1mm - luminat, spectroscopie 4. Ultraviolete 10-10 3 A - spectroscopie, bactericide 5. X 10-110 3 A - spectroscopie X, radiologie 6. γ <10-4-10 -1 A - spectroscopie γ, reacţii nucleare, efecte fotoelectrice, Compton, formare e+, e- 5.1.1. Mărimi caracteristice şi unităţi de măsură ale radiaţiilor ionizante Aprecierea acţiunii radiaţiilor penetrante se face utilizând următoarele mărimi caracteristice: Activitatea unei surse care reprezintă numărul de dezintegrări în unitatea de timp; se măsoară în Curie (Ci). 1 Ci = 3,7*1010 dezintegrări /secundă şi reprezintă activitatea unui gram de radiu pe secundă. Această mărime poate da indicaţii relative asupra concentraţiei de izotopi radioactivi dintr-un corp. În practică se utilizează submultiplii ei, în dezintegrări/s şi anume milicurie (mCi)=3,7 *107, microcurie (3,7 *104), picocurie (3,7 *10-2). O unitate de măsură a radioactivităţii folsită mai recent este Becquerel-ul, Bq, definită printr-o dezintegrare/s. Relaţia dintre Becquerel şi picocurie este: 0,037Bq= 1pCi sau 1 Bq= 37 pCi. Doza absorbită caracterizează cantitatea de energie absorbită pe unitatea de masă organică (ţesut), deoarece radiaţiile emise de o sursă de dezintegrare (, sau ) nu sunt la fel de puternice, depinzând de natura elementului. Unitatea de măsură este rad (radiations absorbed dose), echivalentul cu o absorbţie de energie de 100 erg/g (1*10-2 J/Kg) pentru orice tip de radiaţii. Deci: 1 rad=10-2 J/Kg=1*10-2 Gy (gray). Echivalentul de doză (doza biologicǎ efectivǎ) exprimǎ interacţiunea diferită a radiaţiilor de energie egală, dar de natură diferită, cu organismele vii. Gradul de vătămare biologică se urmăreşte prin calcularea unui factor de calitate Q (care exprimă efectul fiecărui tip particular de radiaţie asupra ţesutului viu). Echivalentul de doză sau doza biologică efectivă se măsoară în rem (Roentgen equivalent man) sau rem şi reprezintă doza de radiaţie absorbită înmulţită cu factorul de calitate Q. Rem-ul corespunde energiei de 0,01 J absorbite de 1 kg de ţesut viu. În timp ce rad-ul se utilizează pentru doza de radiaţie absorbită de orice corp, rem-ul este utilizat doar pentru doza de radiaţie absorbită de corpurile vii. Unitatea de măsură în SI se numeşte Sievert (Sv) şi relaţia dintre rem şi sievert este: 1 rem = 1/100 Sv. Altfel: 1 Sv este cantitatea de energie egală cu 1Gy cu factorul de calitate 1, absorbită de 1 kg ţesut viu. H= D x Q (5.3.) unde H = doza biologică efectivă D = doza de radiaţie absorbită Q = factorul de calitate. Factorul de calitate, Q depinde de natura radiaţiei, iar doza fondului de radiaţii este cuprinsă între 10100 rem/h (limita este minimă la nivelul mării, iar cea maximă la altitudini ridicate). Doza maximă admisă variază cu “obişnuinţa” şi vârsta: 1,3 rem/an - sub 45 ani 2,5 rem/an - peste 45 ani 0,3 rem/săptămână pentru un individ care lucrează într-un laborator cu radiaţii. De asemenea, rezistenţa organismelor la o doza unică de radiaţii X sau este diferită : mamifere 100 1000 rad insecte 5000-100000 rad bacterii 20000-1000000 rad Valorile minime reprezintă doza la care apar efecte severe asupra sistemului reproducător la speciile sensibile din categoria respectivă, iar valorile maxime reprezintă doza la care dispare minim 50% din populaţia celor mai rezistente specii din grup. Sintetizând măsurarea radioactivităţii are următoarele unităţi de măsură: 1 Bq= 1 dezintegrare/s 1 Ci = 3,7 *1010 dez/s= 3,7 *1010 Bq 1 rad= 1 J/kg (pentru energia absorbită de 1 kg) 1 rad = 10-2 Gy (gray). 1 rem (Roentgen equivalent man) = 10-2 Sv Scopurile supravegherii radioactivităţii sunt: • cunoaşterea factorului fizic – radioactivitatea – existent pe Pământ şi, într-o bună măsură, determinant al evoluţiei vieţii; • evaluarea expunerii omului la radiaţii şi, după caz, luarea de măsuri de radioprotecţie; • stabilirea acţiunii umane. Efectele radiaţiilor au la bază interacţiunea lor cu materia, fenomen bazat pe cedarea energiei radiaţiilor incidente către substanţa străbătută. Iradierea ţesuturilor şi organelor se produce fie datorită unei surse de radiaţii din afara organismului (iradiere externă), fie datorită radionuclizilor ajunşi în organism, ceea ce constituie contaminarea internă prin care se realizează o iradiere internă a organismului. 5.1.2. Surse naturale şi artificiale de radiaţii Sursele de radiaţii pot fi: naturale, din scoarţa terestră, energia solară şi cea cosmică sau antropice (artificiale), din activităţile umane. 1. Sursele naturale terestre şi cosmice. Radioactivitatea naturală, componenta de bază a mediului înconjurător, este determinată de prezenţa în sol, aer, apă, vegetaţie, organisme animale, precum şi în om a substanţelor radioactive de origine terestră, existente în mod natural din cele mai vechi timpuri, la care se adaugă radiaţia cosmică extraterestră. Astfel, omul trăieşte într-un mediu complex, fiind continuu sub acţiunea mai multor agenţi fizici cum sunt: lumina, sunetul, radiaţia ionizantă. Pe lângă sursele naturale de radiaţii, este important de semnalat, încă de la început, că omul modifică prin activitatea economică şi socială sursele naturale de radiaţii, în sensul că el poate produce acumularea acestora în anumite locuri sau chiar zone întinse. Omul creează, astfel, o radioactivitate naturală suplimentară, iar mulţimea surselor naturale de radiaţii include, prin definiţie, şi sursele naturale de radiaţii suplimentare. Radioactivitatea naturală prezintă, în ultimele 4-5 decenii, modificări semnificative datorită activităţilor omului. Pe de o parte, aducerea la suprafaţă a minereurilor radioactive, extracţia şi utilizarea cărbunelui şi a apelor geotermale, precum şi a unor minereuri neradioactive, dar cu conţinut radioactiv natural care nu poate fi neglijat şi, pe de altă parte, folosirea pentru construcţe a unor materiale neconvenţionale a pus omenirea în faţa reconsiderării conceptului de radioactivitate naturală prin controlul şi supravegherea acesteia. Radiaţia de origine naturală este prezentă în întreg mediul înconjurător. Radiaţia poate ajunge la pământ din spaţiul cosmic. Însăşi pământul este radioactiv, iar radioactivitatea naturală este prezentă în alimente şi în aer. Astfel fiecare om poate fi expus la radiaţia naturală într-o măsură mai mare sau mai mică. Radioactivitatea naturală a fost definitiv stabilită la toate elementele care au Z>83. Acestea aparţin unei serii de elemente radioactive care formează o familie radioactivă. Una dintre aceste serii este aceea a uraniului în care capul seriei este 238 U. O altă serie radioactivă naturală este aceea a toriului, care are capul seriei 238Th (1.39*1010ani) şi este cunoscută ca satisfăcând o relaţie de tip 4n. Produsul final stabil este 208 Pb. A-3-a serie are ca element iniţial părinte 238U(7.1*108ani) şi, după o serie de transmutaţii successive ca în cazurile precedente, se determină cu izotopul stabil al plumbului 207 Pb. Aceasta serie satiface relaţia 4n+3. In cadrul celor trei serii radioactive există asemănări interesante. Fiecare are câte un descendent, gazul radioactiv (emanaţia): radon, thoron, actinon. Descendenţii gazoşi radioactivi au permis stabilirea celorlalţi membri ai seriei. O dată cu perfecţionarea mijloacelor de detecţie a radiaţiilor, s-au găsit şi alte radioactivităţi naturale, fără să mai apară însă ultimele serii ca în cazurile anterioare. În ultima alternativă, elementele radioactive naturale formează o singură transmutaţie prin care izotopul radioactiv se dezactivează la un nucleu instabil. Sursele naturale terestre de radiaţii sunt alcătuite din rocile radioactive ca: minereurile de uraniu, de thoriu, izotopi radioactivi de potasiu, carbon etc. În ultimii ani se costată prezenţa în locuinţe închise, apa potabilă, aer, din unele zone geografice, a radonului 222 Rn, rezultat din dezintegrarea 226 Ra existent în roci şi sol. 222 Rn se ridică la suprafaţa solului sub formă de gaz , prin crăpăturile şi fisurile rocilor, pătrunzând de multe ori în interiorul locuinţelor prin crăpăturile şi fisurile pereţilor (după cutremure). Radiaţia cosmică este de natură corpusculară şi electromagnetică, provenind direct din spaţiul cosmic (radiaţia primară=protoni, nuclee fără înveliş electronic, alte particule şi cuante gamma, din procese interstelare , in care particulele primesc energii uriaşe de cca 1019 megaelectronvolţi) sau din interacţiunile acesteia cu particulele din atmosferă (radiaţia secundară = particule stabile cum sunt electronii, pozitroniisau instabile- mezoni, hiperoniş.a.) Doze totale. Echivalentul dozei efectiv total (sau doză totală) datorat radiaţiei de origine naturală, este în medie, în jurul a 1870 Sv pe an. Diferenţele în dozele medii de la o localitate la alta pot depăşi 5000 Sv pe an, şi diferenţele în dozele individuale pot ajunge până la 100.000 Sv pe an, datorită existenţei unor clădiri care au doze ridicate în special din partea radonului şi a produselor lui de dezintegrare. Echivalentul dozei efectiv colectivă este în jur de 100.000 Sv-om pe an. Deoarece doza colectivă variază cu mărimea populaţiei, chiar dacă nu există o modificare a nivelelor de radiaţie, este convenabil să se indice media dozelor pe întreaga populaţie. Aceste mărimi sunt bune pentru comparaţii, dar este necesar să fie suplimentate cu date adiţionale, acolo unde există largi variaţii faţă de medie. Există diferite scheme privind transferul radionuclizilor în diferite componente ale ecosistemelor terestre. 2. Sursele antropice (artificiale) de poluare radioactivă. Aceste surse de radiaţii pot fi: - zonele de extracţie şi preparare de minereuri de uraniu, sau de thorium; - depozitarea necorespunzătoare a materialelor rezultate radioactive; - accidente sau avarii la instalaţiile nuclearo-electrice, nucleare, la vapoare, submarine, avioane cu încarcatură nucleară; - experienţe militare nucleare; - instalaţiile de producere şi accelerare de particule, necesare studiului structurii materiei şi pentru producerea de izotopi artificiali; - instalaţiile de control defectoscopic (cu raze X sau izotopi radioactivi) din industria constructoare de maşini, construcţii civile etc. - deşeurile radioactive tratate sau depozitate incorect, din centralele nuclearo-electrice. Există numeroase surse de poluare, de importanţă secundară, cu activităţi mici care însă cumulate pot deveni deosebit de periculoase. Dintre acestea, la nivel mondial, trebuie menţionate 3321 unităti nucleare în economie şi viaţa socială (industrie, spitale, şantiere, cercetare, învătământ etc.) care utilizează cca 6000 de aparate generatoare de raze X; cca 510 instalaţii cu surse gamma de iridium sau cobalt pentru controlul nedistructiv industrial (activitatea totală 20 000 curie); cca 300 000 surse radioactive diferite (cu activitate mică între 2 microcurie şi câteva sute de milicurie) utilizate în diferite procese industriale (măsurat grosimi sau nivele în rezervoare, controlul proceselor tehnologice etc.). 3. Impactul asupra mediului. Când gazele, pulberile sau particulele radioactive sunt inhalate, acestea degajă radiaţii ionizante care afectează ţesuturile plămânilor, conducând, în final, la cancerul pulmonar. EPA estimează că radonul poate fi responsabil de cancerul pulmonar la un număr de 5000-20 000 persoane/an în SUA. De asemenea, se estimează că riscul îmbolnăvirilor cu radon este de 10 ori mai mare la fumători , în comparaţie cu nefumătorii. Substanţele radioactive, depăşind anumite limite, ajunse pe sol pot constitui surse importante de poluare. Trebuie amintit că în sol, în general, se găsesc următoarele substanţe radioactive: Kaliu, Toriu, Uraniu, Cesiu 134/137, Stronţiu 90, cu perioada de fisiune practic lungă (25-50 ani). Supravegherea radioactivităţii, ca şi pentru apă şi aer, se face prin măsurători beta-globale şi gama spectrometrice. Acestea indică nivelul radiactivităţii în raport de limitele de avertizare şi alarmare. Pentru sol nu sunt stabilite limitele de avertizare şi alarmare. În România cele 24 staţii ale “Reţelei naţionale de supraveghere a radioactivităţii mediului înconjurător” rezultă că solul şi vegetaţia spontanee nu sunt poluate radioactiv [3]. La nivel naţional problemele legate de protecţia contra radiaţiilor nucleare (ionizante) sunt reglementate de Comisia Naţională pentru Controlul Activităţilor Nucleare (CNCAN). [H.G.nr.750/14-05-2004 HOTĂRÂRE privind modificarea Regulamentului de organizare şi funcţionare a Comisiei Naţionale pentru Controlul Activităţilor Nucleare, aprobat prin Hotărârea Guvernului nr. 1.627/2003]. Conform acestei comisii, pentru populaţie se consideră ca nefiind nocivă o doză maximă de 1 mSv (0,1 rem) pe an, mergând în mod excepţional până la 5 mSv/an cu condiţia ca valoarea medie pe 5 ani consecutivi să nu depăşească 1 mSv. Accidentul de la Cernobîl, a produs în România, creşterea nivelului de radiaţii în aer, depuneri de izotopi radioactivi pe vegetaţie, apariţia acestora în produse de origine animală. Specialiştii consideră că la o iradiere naturală de 2 Sv/an, în 1986, populaţia României a primit o doză suplimentară de cca. 1,3-1,95 Sv. Pe lângă poluarea datorată accidentelor, trebuie subliniat că centralele atomo-electrice sunt surse de contaminare radioactivă locală. Mediul fizic şi vieţuitoarele care trăiesc în împrejurimile lor sunt contaminate de emisiile de radiaţii din centrală. Vectorul poluant îl reprezintă, fără îndoială, apele de scurgere din reactoarele nucleare, care conţin cantitatăţi mari de radionuclizi, ce sunt preluaţi de lanţurile trofice sau “rostogoliţi” prin intermediul fluviilor până în mare. Astfel, s-a măsurat că Ronul varsă anual în Marea Mediterană 61 t de uraniu [6]. La gurile Dunării ajung mari cantităţi de radionuclizi ce se concentrează în fondul de peşti, acesta fiind în general mult mai radioactivizat decât apa. Datorită creşterii amplorii poluării radioactive pe plan mondial, a apărut o nouă ramură a ecologiei, respectiv Radioecologia, care studiază efectul radiaţiei ionizante asupra asupra nivelurilor supraindividuale ale lumii vii [7]. 4. Tratamente medicale. Instalaţiile de radiaţii X (Röntgen), folosite în spitale şi în clinici, sunt, probabil, cele mai cunoscute surse de radiaţie artificială. Ele sunt folosite, într-o largă varietate de procedee de diagnosticare, de la simple radiografii ale toracelui la studii dinamice complicate ale inimii. O radiografie a toracelui va transfera plămânului un echivalent al dozei de 20 Sv. Pacienţilor li se pot administra şi radionuclizi cu scopuri de investigaţie, unul dintre cei mai utilizaţi fiind tehnetiul-99, care are un timp de înjumătăţire scurt şi se foloseşte la o gamă largă de examinări cum ar fi tomografii ale creierului sau ale oaselor. Radiaţiile se mai utilizează şi în scopuri terapeutice. Una din principalele metode de tratare a cancerului este, în mod paradoxal, aceea de a iradia puternic ţesuturile maligne, împiedicând astfel funcţionarea celulelor tumorii. În terapia externă sunt utilizate în mod frecvent radiaţii X de mare energie sau radiaţii gamma date de sursele de cobalt-60. Sunt necesare doze absorbite foarte puternice şi pot fi prescrise câteva zeci de gray. Se mai folosesc fascicule de neutroni sau alte radiaţii ionizante. În scopuri terapeutice, radionuclizii se pot administra, aşa cum este cazul iodului-131, pentru tratamentul cancerului tiroidian. Deşi folosirea în medicină a radiaţiilor oferă pacienţilor beneficii directe enorme, ea contribuie, prin intermediul lor, la doza pe care o primeşte populaţia ca întreg. Se estimează că echivalentul dozei efectiv mediu datorat procedurilor medicale este de 250 Sv pe an. Procedurile medicale pot produce, indirect, vătămări descendenţilor actualilor pacienţi. Astfel, un interes deosebit este centrat pe mărimea numită doză semnificativă genetic, în mod special în legătură cu folosirea diagnosticelor cu radiaţii. Această mărime ar fi doza pe care, dacă ar fi dată fiecărui membru al populaţiei, ar putea produce aceleaşi efecte ereditare ca şi dozele primite în mod egal de către persoanele individuale. În cazul radiologiei de diagnostic, doza semnificativă genetic se determină în funcţie de dozele primite de gonadele pacienţilor, precum şi de numărul de copii care vor fi procreaţi ulterior; ea reprezintă astfel un indicator al grijii cu care sunt protejate organele de reproducere în timpul procedurilor medicale, precum şi al cantităţii de radiografiie efectuate în ţară asupra femeilor gravide şi a copiilor. 5. Depuneri radioactive de la experienţele cu arme nucleare. Radioactivitatea artificială este răspândită în toată lumea ca rezultat al experienţelor în atmosferă cu arme nucleare. De exemplu, pe pământ s-au depus aproape 3 tone de plutoniu-239. În urma experienţelor apare o mare varietate de radionuclizi; de aceea, de interes principal, din punct de vedere al dozei, sunt carbonul-14, stronţiul-90 şi cesiul-137. O bună parte din radioactivitate este iniţial injectată în păturile superioare ale atmosferei, de unde este transferată încet în păturile inferioare şi, de aici, mult mai rapid spre pământ. Atât procesul, cât şi materialul se numesc depunere radioactivă. De la tratatul din anul 1963 de interzicere a experienţelor nucleare în atmosferă, activitatea radioactivă din atmosfera superioară a descrescut notabil, deşi scăderea este oprită din când în când de experienţele efectuate de ţările nesemnatare ale tratatului. Radionuclizii care intervin în depunerile radioactive sunt inhalaţi direct sau incluşi în hrană, şi ambele procese au ca efect o expunere internă a corpului. Radionuclizii care emit radiaţii gamma, atunci când sunt depozitaţi pe sol, produc iradiere externă. Expunerea externă este iradierea organismului uman datorită unei surse de radiaţii externe. Expunerea internă este iradierea organismului datorită unei surse de radiaţii care a pătruns în organism. Expunerea naturală datorită fondului natural de radiaţii se ridică la aprox. 2 mSv pe an şi include expunerea externă. 6. Deversări în mediu. Industria energetică nucleară deversează substanţe radioactive în mediul înconjurător; în cantităţi mai mici, un aport îl au şi unităţile de cercetare şi spitalele. Uraniul necesar reactorilor nucleari este preparat mai întâi sub formă de combustibil, pe urmă, folosit în reactori, şi apoi este reprocesat. În fiecare din cele trei stadii se deversează în mod controlat radioactivitate în aer şi în apele de suprafaţă. Deversările sunt supuse unor restricţii legale. Doza primită de populaţie depinde de natura şi de activitatea radionuclizilor eliberaţi, precum şi de modul în care sunt dispersaţi în mediu şi de reşedinţa, modul de viaţă şi obiceiurile alimentare ale persoanelor în cauză. Aceste deversări sunt controlate şi se reduc în continuare. Totuşi, reducerea lor ar necesita cheltuieli în plus şi reprezintă una din îndatoririle factorilor de decizie să stabilească dacă se impun reduceri mai mari. Mai există deversări controlate de natura minoră, în aer şi în apele de suprafaţă, provocate de diferite instituţii de cercetare, de apărare, industriale şi medicale. Chiar dacă dozele colective sau individuale provocate de ele sunt neglijabile, ele sunt supuse aceloraşi constrângeri legale ca şi deversările provenite din programul energetic nuclear. Anumite deşeuri cu activitate mică, provenind de la toate instituţiile, sunt îngropate în amplasamente anume alese; în trecut erau înecate în mare. Dozele individuale şi colective care ar apărea de aici sunt neglijabile. 7. Expunerea profesională. Radiaţia de origine artificială este larg folosită în întreaga industrie, în primul rând pentru controlul proceselor şi al calităţii produselor, în scopuri diagnostice în stomatologie şi în medicina veterinară şi, în sfârşit, ca mijloc important de studiu în colegii, universităţi şi altele. În consecinţă, există un număr considerabil de mare de persoane expuse la radiaţie ionizantă în procesul muncii lor, în plus faţă de cele din medicină sau din industria energetică nucleară. Echivalentul dozei efectiv pe care îl poate primi o persoană care lucrează cu radiaţii este limitat prin lege: practic, nu poate depăşi 50 Sv. Puţine persoane primesc doze apropiate de această limită, iar majoritatea primesc o mică fracţiune din ea. De exemplu, doza medie a personalului medical este de circa 0,7 Sv pe an, a personalului din industria nucleară este de 2,5 Sv pe an, iar a radiologilor din industrie de circa 1,7 Sv pe an. Tendinţa generală a acestor doze medii a fost de descreştere. Media generală a dozei primite de personalul din mediu radioactiv este de circa 1,4 Sv pe an. În afară de acest personal din industria nucleară, mai există persoane, în special mineri şi personal navigant aerian, care sunt expuse la nivele ridicate de radiaţie naturală. Cei mai expuşi dintre aceştia sunt minerii din minele necarbonifere, care primesc în medie anual doze de circa 26 Sv. Doza colectivă provenind din toată expunerea profesională la radiaţii ionizante este de circa 450Sv-om pe an, la care industria nucleară contribuie cu 20%. 5.1.3. Efectele biologice ale radiaţiilor Interacţiunea radiaţiilor cu o materie, în faza iniţială, nu diferă dacă materia este vie sau fără viaţă, şi constă în transfer de energie. Deosebirea fundamentală apare datorită comportării diferite a produşilor rezultaţi din interacţia primară, care depinde de tipul şi energia radiaţieişi de compoziţia chimică a materiei. Datorită marii diversităţii în structura materiei vii, interacţia radiaţiilor cu aceasta va produce o multitudine de efecte, uneori greu de explicat [1]. Astfel, un flux de radiaţii X sau gamma va interacţiona în alt mod decât un flux de neutroni, iar radiaţiile gamma acţionează diferit asupra ţesutului adipos faţă de ţesutul osos. Efectul radiaţiilor asupra materiei se manifestă mai întâi prin ionizarea materiei vii (mai ales a apei din structura sa, numită şi radioliza apei). Radicalii liberi şi ionii rezultaţi prezintă o mare reactivitate chimică care poate duce la modificarea diverşilor constituenţi celulari, la formarea de peroxizi şi a altor compuşi citotoxici. Radiaţiile ionizante pot produce şi importante distrugeri celulare, mai ales când sunt emise din interiorul organismului (contaminarea internă cu radionuclizi care emit radiaţii alfa şi beta). În iradierile cu neutroni, în afara ionizaărilor şi distrugerilor subcelulare poate apărea şi radioacivitatea indusă (nuclizii C, Na, K etc. ) din corp devin radioactivi). Efectele biologice ale radiaţiilor ionizante pot fi grupate astfel: • efecte somatice, apărute la nivelul celulelor somatice şi acţionează asupra fiziologiei individului expus, provocând distrugei rapide care pot conduce fie la moartea rapidă, fie la reducerea semnificativă a speranţei medii de viaţă. Leziunile somatice apar în timpul vieţii individului radiat, imediat sau mai târziu. O iradiere locală (internă sau externă) se poate manifestanumai prin efecte la nivelul ţesutului respective, în timp numai prin efecte la nivelul ţesutului respective, în timp ce o radiere a întregului corp poate duce la apariţia unor efecte generalizate. Probabilitatea producerii unui efect este proporţională cu doza de iradiere. Corelaţia între doza de iradiere şi efectele induse se poate stabili numai în cazul unei populaţii numeroase de indivizi iradiaţi. • Efecte genetice (ereditare) apar în celulele germinale (sexuale) din gonade (ovar şi testicule). Cercetările au arătat că aceste celule în perioada înmulţirii sunt foarte sensibile la radiaţiile ionizante, ceea ce explică acţiunea mutagenă. Apariţia unor mutaţii letale sau subletale la descendenţi se datorează unor efecte imediate ale radiaţiilor ca alterarea cromozomilor, fie prin acţiunea radicalilor liberi asupra bazelor azotate ale acizilor nucleici, fie prin ruperea lanţului aceloraşi acizi, datorită dezintegrării H3 sau C14 în He şi respectiv, în azot. Efectele genetice sunt responsabile de vulnerabilitatea celulelor sexuale şi de acţiunea sterilizantă rezultată în urma expunerii la radiaţii ionizante. Etapele parcurse până la efectul biologic al radiaţiilor ar putea fi sintetizat în figura 5.1. Figura 5.1. Etape pînă la efectul biologic al radiaţiilor 5.1.4. Elemente de măsurare. Dozimetrie Dozimetria – reprezintă totalitatea metodelor de determinare cantitativă a dozelor de radiaţii în regiunile în care există sau se presupune că există un câmp de radiaţii, cu scopul de a lua măsuri adecvate pentru protecţia personalului ce îşi desfăşoară activitatea în acea zonă. Spre deosebire de lumină şi sunet, radiaţiile nu pot fi percepute de către simţurile omului. Radiaţiile pot fi detectate şi măsurate cu aparate speciale a căror componentă de bază este detectorul pentru radiaţii. Asemenea aparate se numesc, generic, dozimetre, iar disciplina fizicii care le studiază principiile în vederea îmbunătăţirii lor este dozimetria. Măsurarea contaminării radioactive, atât a factorilor de mediu, alimentelor cât şi a produselor biologice şi/sau a omului, se face cu aparate special în acest scop (contaminometru, analizoare audio şi multicanal etc.). a). Sursa radioactivă – se găseşte montată într-o cameră cu pereţii de plumb care are un orificiu prin care radiaţiile emise părăsesc camera. Când sursa nu este folosită, orificiul este acoperit cu un şurub tot de plumb. b). Detectorul de radiaţii – este un contor cu scintilaţii. Părţile componente ale acestui contor sunt: - Scintilatorul: este un cristal care atunci când radiaţia γ cade pe el, emite un foton din spectrul vizibil; - Fotomultiplicatorul – conţine un fotocatod şi un ansamblu de electrozi pozitivi, numiţi dinode. Semnalul emis de cristalul scintilant cade pe fotocatod, care emite electroni. Aceşti electroni, acceleraţi de dinode, produc descărcări secundare în fotomultiplicator, care dau naştere în circuit la un curent proporţional cu intensitatea radiaţiei incidente. c). Numărătorul – este un aparat electronic complex prevăzut cu un ecran pe care se afişează numărul de impulsuri. Acest aparat preia de la fotomultiplicator semnalele care apar la acţiunea radiaţiilor, le amplifică şi le numără, afişând rezultatul numărării pe ecran. După ce a trecut timpul de numărare ales se opreşte pentru câteva clipe. Numărul de impulsuri înregistrat, împărţit la timpul de numărare ales, reprezintă viteza de numărare. Schema instalaţiei folosite este prezentată în fig. 3. Scopul măsurării dozimetrice este determinarea iradierii sau expunerii organismului, adică a cedării energiei radiaţiilor incidente ţesutului acelui organism. Printr-o măsurare dozimetrică se determină doza absorbită adică energia cedată de radiaţia ionizantă incidentă unităţii de masă a controla biologic şi variază cu cantitatea de grăsime. Există mici posibilităţi de modificare a expunerii interne date de aceşti radionuclizi inhalaţi şi ingeraţi, cu excepţia evitării oricăror alimente sau a apei cu un ridicat conţinut de radioactivitate. Doza letală. Dozele mari de radiaţii provoacă moartea indivizilor expuşi. Pentru evaluarea acestui efect se utilizează termenul de DL 50. Aceasta reprezintă doza teoretică de radiaţii ionizante care poate produce moartea într-un timp determinat a 50% din indivizii expuşi. S-a constatat o mare variabilitate a sensibilităţii fiinţelor vii, respective DL 50. Organismele cele mai rezistente la radiaţiile ionizante sunt bacteriile, iar cele mai sensibile sunt organismele cu sânge cald (mamifere şi păsări). DL 50 este de ordinal a câteva mii de Gy pentru microorganisme, sute de mii de Gy pentru plante, sute de Gy pentru insecte (antropode) şi doar câţiva Gy pentru mamifere. Radiosensibilitatea sau sensibilitatea organismelor la radiaţiile ionizante este cu atât mai mare cu cât gradul de evoluţie şi complexitatea organismului sunt mai mari. În tabelul 5.2. se prezintă efectele iradierii totale asupra omului. În România limita de avertizare pentru poluarea cu radionuclizi este de 1,85 Bq/l iar limita de alarmare, 3,7 Bq/l.; pentru apele de suprafaţa (râuri, fluvii, lacuri) valorile inregistrate la punctele de control sunt mult mai mici ca aceste limite. Tabelul 5.2. Efectele iradierii totale asupra omului Doza totală corporală în Gy Efecte după expunere 1000 100 10 7 2 1 Moarte la câteva minute Moarte la câteva ore Moarte la câteva zile 90% mortalitate în săptămânile următoare 10% mortalitate în lunile următoare Fără mortalitate, dar creşterea semnificativă a cazurilor de cancer; sterilitate permanentă la femei, 2 la 3 ani la bărbaţi Dozele subletale. Expunerea organismului uman la doze subletale produce următoarele efecte: - reducerea activităţii fiziologice normale, caracterizată prin încetinirea creşterii, atenuarea rezistenţei la toxine, scăderea capacităţii de apărare imunitară; - diminuarea longevităţii; - reducerea natalităţii datorită sterilităţii; - alterarea genomului prin introducerea de mutaţii defavorabile subletale care se manifestă la generaţiile următoare. Doze de iradiere acceptate. Populaţia umană a fost şi continuă să fie inevitabil expusă la doze mici de radiaţii ionizante provenind din surse naturale. Statisticile arată că în anumite zone geografice (China, Japonia, Brazilia ş.a. ) grupuri mari de oameni primesc doze de radiaţie naturală de 3-4 ori mai mari faţă de doza medie pe glob, fără o incidenţă crescută a cancerului la aceste populaţii. Comisia Internaţională pentru Protecţie Radiologică (CIPR) consideră că se poate “accepta pentru umanitate o valoare limită de expunere la radiaţii ionizante corespunzând dublului dozei medii la care omul este expus în condiţii naturale”, ceeea ce presupune că specia umană este adaptată la iradierea prezentă în mediul său de viaţă. Radioprotectie Radioprotecţia = totalitatea metodelor şi mijloacelor de reducere a efectelor nocive ale radiaţiilor. Sursele de iradiere pot fi: surse externe – aflate în afara organismului şi surse interne – aflate în interiorul organismului. Protecţia împotriva efectelor nocive ale radiaţiilor, produse de sursele externe, poate fi: protecţie fizică – realizată prin mijloace de reducere a dozei de expunere, ca: distanţa, ecranarea, timpul de expunere; protecţie chimică – prin folosirea unor substanţe chimice (cistamina, gamofos, etc.), care se administrează înainte sau după iradierea persoanei; ( protecţie biochimică – realizată prin folosirea unor preparate sau macromolecule biologice (sânge, plasmă, etc.) care administrate imediat după iradiere, ajută la refacerea celulară; protecţie biologică – se realizează prin transplantul de celule viabile în măduvă (hematoformatoare). Reducerea gradului de contaminare radioactivă se poate realiza prin: decontaminare – îndepărtarea izotopilor radioactivi din tubul digestiv (cu alginat de sodiu, fosfat de aluminiu, etc.) şi din arborele traheobronşic (prin spălări cu ser fiziologic; decorporare – eliminarea izotopilor radioactivi fixaţi în diferite organe (cu sare de Zn sau Ca a acidului dietilen – triamino – pentaacetic); diluţie izotopică – administrarea iodurii de potasiu împotriva Iodului – 131, consumarea unor cantităţi mari de apă pentru reducerea fixării tritiului în organism etc. Măsurile de radioprotecţie, pot fi grupate în: măsuri preventive; măsuri de supraveghere; ( măsuri de limitare şi lichidare. Efectul nociv al radiaţiilor asupra materiei vii este datorat proprietăţii de a ioniza mediul prin care trec, ionizarea fiind modul dominant de pierdere a energiei de către radiaţii când traversează mediul material. Materia vie este caracterizată prin existenţa unor molecule deosebit de mari ale căror proprietăţi şi funcţionalitate biochimică pot fi ireversibil perturbate. Astfel, un act de ionizare, de trecere a unui electron pe un alt nivel în acest ansamblu, sau de smulgere a lui, provoacă mari schimbări în caracteristicile moleculei respective, schimbări care acumulate la nivelul celulei se pot traduce prin grave dereglări ale metabolismului, culminând cu moartea celulei sau cu erori de structură şi funcţionare a aparatului genetic celular, de tip cancerigen sau mutagen. Mărimi şi unităţi legate de efectul biologic al radiaţiilor. Doza de iradiere – este cantitatea de energie cedată unităţii de masă D = dW/dm;( D (SI = 1Grey = 1Gy = 1J/kg; ( D (tot = 1rad (rad-ul) = 10-2J/kg; (rad = Radiation Absorbed Doze = doză de radiaţii absorbită) ; 1 rad = 10-2Gy. Expunerea (dQ/dm) – sarcina electrică totală a ionilor de un semn produsă în urma iradierii în unitatea de masă. Unitatea de măsură este röntgen-ul REchivalentul de doză H = Q.D, unde Q este factorul de calitate al radiaţiei ( H (SI 1Sv (Sievert); ( H (tot = 1Rem; (rem = Röntgen Equivalent Man = röntgenu echivalent pentru om); 1 rem = 10-2SvMărimile dozimetrice menţionate se referă la un timp de expunere oarecare. Dacă se raportează efectul la unitatea de timp se definesc: Debitul dozei ( = dS/dt; ( ( (SI = J/kg.sDebitul echivalentului de doză h = dH/dt ( h (SI = 1Sv/s ). Doza permisă pentru o persoană în funcţie de vârstă, se calculează cu formula: Dmax = 5 (N – 18) rem, unde N este numărul de ani ai persoanei. Metodele de protecţie contra radiaţiilor se împart în: © Metode active – când sursa radioactivă este înconjurată cu ecrane absorbante, care reduc mult intensitatea radiaţiilor emergente, deci asigură securitatea celor ce se află la limita exterioară a ecranelor. © Metode pasive – când se iau măsuri de genul: ( persoanelor li se fixează durate limitate de lucru în spaţiul respectiv( li se dau alimente, medicamente antidot, mijloace de protecţie individuală, etc.Din cercetări medicale rezultă ca:( doza minimă de iradiere globală a întregului organism este sub 20 Rem( între 75 – 150 Rem apare boala actinică, cu riscul cazurilor mortale la doză superioară peste 700rem au efect letal. Datorită efectului cumulativ al iradierii, normele prevăd că o persoană care la o singură iradiere a acumulat toată doza permisă, să zicem într-un an, nu mai are voie să suporte altă iradiere în acel an. Iradierea accidentală cumulată maximă admisă este de 25Rem. Datorită efectelor genetice, pentru femeile gravide, dozele admise sunt mai mici faţă d cele arătate mai sus. Deoarece nu toate părţile organismului sunt la fel de rezistente la iradiere, s-au stabilit doze maxime pentru diferite organe şi părţi ale organismului, precum şi cazul în care radiaţia nu atinge întregul organism, ci doar porţiuni din el. Pentru organe izolate, exceptând cristalinul şi gonadele, doza este de 15Rem/an. Pentru oase, tiroidă, pielea întregului organism, cu excepţia extremităţilor, doza este de 30Rem/an; pentru mâini, antebraţe, picioare şi glezne doza este de 75Rem/an. Sunt cazuri când unele elemente radioactive pot ajunge să fie integrate de oameni prin apa de băut sau alimente, sau inhalate odată cu aerul. Elementul radioactiv poate intra în circuitul metabolic şi în aceste cazuri însăşi sursa radioactivă se află în organism şi singura protecţie posibilă este folosirea de substanţe care elimină şi insolubilizează elementul respectiv. Poate apărea situaţia ca un element radioactiv, cu toate că este cantitativ sub limita admisă pentru întregul organism, concentraţia sa într-un anume organ să fie suficient de ridicată pentru ca doza de radiaţie permisă pentru organul respectiv să fie depăşită. Astfel de organe care concentrează preferenţial un anume element se numesc organe critice, ca de exemplu: glanda tiroidă pentru iod, sau sistemul osos pentru stronţiu, care este omolog clinic pentru calciu. Pentru a exclude astfel de cazuri, normele de protecţie admit concentraţia limită ale acestor substanţe în apă şi aer. Ex. Monitorizare Pentru îndeplinirea activităţilor legate de implementarea cerinţelor naţionale şi europene de supraveghere radiologică în condiţii normale şi de urgenţă, o staţie Staţiei RA participă la implementarea unui sistem adecvat de monitorizare si raportare a radioactivitatii mediului. Există staţia automată de monitorizare a dozei gamma în timp real, care permite măsurarea continuă a debitului de echivalent de doză. Actualmente, suntem în faza de testare a funcţionării staţiei. Datele, prelucrate prin softul adecvat, se transmit automat din toate judeţele Ţării către LRM Bucureşti şi vor intra mai departe în circuitul internaţional. * * * 1 La nivelul anului 2007 v. Bruxelles, 10.1.2007, COM(2006) 844 final, COMUNICAREA COMISIEI CĂTRE CONSILIU ŞI PARLAMENTUL EUROPEAN situaţia era urmǎtoarea: Zona/nivel Mondial Europa Franţa UK Germ. Nr reactoare nuclearoelectrice 443( 31 ţari) 152 de reactoare nuclearoelectrice (15 ţǎri) 59, care furnizează aproape 80% din energia electrică 23 de centrale nucleare au o vârstă medie de aproape 30 de ani 17 centrale vârstǎ medie 25 de ani Putere instalatǎ 368 Gwe= 15% din eg. El. lǎ Nr reactoare cercetare 284 (56 ţari) Nr reactoare propulsare nave(miltare in special) 220 Deşeuri generate anual 40 000 m3 de deşeuri radioactivedin care 500 m3 de deşeuri radioactive deşeuri de înaltǎ radioact. (comb iradiat sau deşeuri vitrificate) Deşeuri de joasă activitate şi cu durată de viaţă scurtă Cca 2 milioane m3 de astfel de deşeuri au fost depozitate până acum în UE, majoritatea în instalaţii de suprafaţă sau aproape de suprafaţă. • În Romania exista o singura minǎ de uraniu in exploatare. Aceasta este mina Crucea-Botusana din cadrul CNU – Sucursala Suceava. In cursul anului 2008 mina Crucea-Botusana a avut o productie de 46 000 tone de minereu de uraniu. • Riscurile economice ale unei centrale nuclearoelectrice se referă la investiţia iniţială majoră, care necesită o exploatare aproape impecabilă în primii 15-20 de ani din cei 40-60 de ani de viaţă utilă pentru recuperarea investiţiei iniţiale. În plus, dezafectarea reactorului şi gestionarea deşeurilor înseamnă că trebuie să existe active financiare disponibile pentru 50-100 de ani după închiderea reactorului. • Costul şi riscul de investiţie sunt aspecte importante care trebuie luate în considerare la construcţia noilor reactoare nucleare. În prezent, construcţia unei noi centrale nuclearoelectrice înseamnă o investiţie de 2-3,5 miliarde de euro (pentru o putere de la 1000 MWe la 1600 MWe). • Eurobarometrul din 2005 a arătat că publicul din UE nu este bine informat cu privire la problemele nucleare, inclusiv la eventualele beneficii referitoare la diminuarea schimbărilor climatice sau la riscurile asociate cu diversele categorii de deşeuri radioactive. Eurobarometrul a indicat, de asemenea, că dintr-o majoritate a populaţiei care are întrebări legate de energia nucleară, 40% dintre cei care se opun utilizării acestui tip de energie şi-ar schimba părerea dacă s-ar găsi soluţii privind deşeurile nucleare. În consecinţă, pentru ca energia nucleară să fie considerată acceptabilă, trebuie soluţionate aceste probleme. 5. 1.5. Aspecte privind iradierea suplimentară în centrale termonucleare Energia nucleară prezintă numeroase avantaje. Este economică: o tonă de U-235 produce mai multă energie decat 12 milioane de barili de petrol. Avantajele energiei nucleare sunt semnificative, fapt rezultat şi din datele următoare: 500 g de 500 g de 500 g de uraniu cărbune petrol natural generează 1,5 KWh generează 2 KWh generează 82 KWh Este curată în timpul folosirii şi nu poluează atmosfera. Din păcate există şi câteva dezavantaje. Centralele nucleare sunt foarte scumpe. Produc deşeuri radioactive care trebuie să fie depozitate sute de ani înainte de a deveni inofensive. Un accident nuclear, ca cel produs în1986 la centrala nucleară de la Cernobal, in Ucraina, poate polua zone întinse şi poate produce îmbolnăvirea sau chiar moartea a sute de persoane. Cercetările se îndreapă către descoperirea de noi surse inepuizabile de energie. Unele dintre ele sunt deja utilizate. Energia eoliană (a vântului) a fost folosită de sute de ani la propulsia corabiilor şi la acţionarea morilor de vant. Turbinele eoliene moderne au fost construite să poata genera electricitate. Doar in California se găsesc 15 000 de asemenea turbine. Oamenii de ştiinţă din SUA au calculat că întreaga cantitate de energie ar putea fi generată de vânt. Energia solară este dată de căldura soarelui. Captatoarele solare sub forma unor panouri pot acoperi necesarul energetic al unei case. Celulele de combustie, realizate din siliciu, sunt utilizate pentru producerea energiei în spaţiul cosmic. Din punct de vedere al evaluării iradierii suplimentare, un deosebit pericol îl prezintă influenţa pe care o pot avea centralele termonucleare.Cunoscutele accidente de la aceste centrale termonucleare (Three Miles Island – USA martie 1979 sau Cernobîl – fosta URSS/aprilie 1986), pe de o parte, actualul interes al României pentru această formă de producere a energiei, pe de altă parte, sunt elemente care impun aprofundarea acestui aspect. Se vor detalia în cele ce urmează elemente specifice centralelor nucleare având montarea de tip CANDU (centrala atomo-nucleara cu deuteriu si uraniu). Centrala nuclearo-electrică este un ansamblu de instalaţii şi construcţii reunite în scopul producerii de energie electrică, pe baza energiei eliberate în reacţia nucleară de fisiune. Căldura produsă în reactor prin fisiunea nucleelor de uraniu este preluată de apa grea (agent de răcire) şi transferată apei uşoare care se transformă în abur în generatorii de abur. Aburul antrenează un turbogenerator, care debitează energia electrică produsă, în Sistemul Energetic Naţional. Combustibilul utilizat este uraniul natural, moderarea şi răcirea efectuându-se cu apă grea (D2O). Pastilele de combustibil nuclear (având un diametru de circa 10 mm) sunt obţinute din pulbere de bioxid de uraniu prin sintetizare la temperaturi între 1500C şi 1700C. 30 de astfel de pastile se introduc într-un tub de zircaloy sudat la capete şi formează un creion de combustibil. 37 de creioane alcătuiesc ANSAMBLUL FASCICULULUI DE COMBUSTIBIL. Câte 12 astfel de fascicule sunt introduse în fiecare din cele 380 de tuburi de presiune (canale de combustibil) ale vasului CALANDRIA – fig. 5.2. Schema unei centrale atomoelectrice CANDU cuprinde următoarele părţi componente: 1. Conducte de abur 2. Presurizor 3. Generator abur 4. Pompe circuit primar 5. MID (maşină încărcat – descărcat combustibil) 6. Calandria 7. Combustibil 8. Pompe circuit moderator 9. Schimbător de căldură 10. Turbină 11. Generator electric 12. Pompe răcire condensator 13. Condensator 14. Pompe apă de alimentare 15. Preîncălzitor 16. Transformator 17. Anvelopa reactorului Din schema unei centrale nucleare sunt de remarcat sistemul de transport al căldurii şi sistemul moderatorului. Sistemul primar de transport al căldurii realizează circulaţia sub presiune a apei grele (agentul de răcire) prin canalele de combustibil, în scopul evacuării căldurii rezultate prin fisiunea atomilor de uraniu. Căldura transportată de agentul de răcire este transferată apei uşoare (agentul secundar) în generatorii de abur. Figura 5.2. Schema unui reactor nuclear tip CANDU Sistemul moderatorului este proiectat ca parte separată de sistemul primar de transport al căldurii, fiind un circuit închis de apă grea cu presiune scăzută (sub 1 Mpa) şi temperatura scăzută (sub 95C). Acest sistem constă în 2 pompe, 2 schimbătoare de căldură, 1 rezervor de expansiune, conductele şi armăturile aferente. Pompele aspiră din partea inferioară a vasului calandria şi refulează moderatorul (apa grea) prin două schimbătoare de căldură. Pentru uniformizarea temperaturii apei grele (moderator) în vasul calandria, returul de la fiecare schimbător de căldură se gace prin 4 conducte amplasate în planul median orizontal al vasului calandria. Reactorul nuclear Reactorul este constituit dintr-un vas cilindric orizontal (vasul calandria) prevăzut cu 380 de canale de combustibil orizontale, dispuse într-o reţea pătratică şi din unităţile de control al reactivităţii. Vasul reactorului este umplut cu apă grea cu rolul de agent moderator şi de reflector al neutronilor rezultaţi în urma reacţiei de fisiune nucleară. Cu excepţia tuburilor de presiune din ansamblul canalelor de combustibil, toate componentele ansamblului reactor, inclusiv mecanismele de reactivitate, funcţionează în condiţii de presiune şi temperatură scăzute. Canalele de combustibil constau din tuburi de presiune amplasate concentric cu tuburile calandria care sunt mandrinate în plăcile tubulare interioare ale vasului reactorului. Între tuburile de presiune şi tuburile calandria este menţinută o bună separare prin folosirea unor inele distanţiere. Spaţiul dintre un tub de presiune şi un tub calandria se numeşte spaţiu inelar de gaz şi este umplut cu bioxid de carbon care are rolul de izolare termică şi permite detecţia fisurilor tuburilor de presiune. În tuburile de presiune se introduce combustibilul nuclear (manipulat cu maşinile de încărcat-descărcat combustibil). Calandria este proiectată să reziste presiunii rezultate în urma ruperii simultane a tubului de presiune şi a tubului calandria. Limitarea efectului acestei presiuni se realizează prin intermediul a 4 conducte de descărcare a presiunii, amplasate la partea superioară a calandriei şi prevăzute cu discuri de rupere. Vasul reactorului este prevăzut cu protecţii de capăt (protecţii biologice) care reduc nivelul de radiaţii pentru a se permite accesul personalului în zona tuburilor de presiune (camerele de întreţinere a maşinilor de încărcare-descărcare combustibil), după oprirea reactorului. Protecţiile de capăt sunt parte integrantă a vasului reactorului. Protecţiile de capăt au şi rolul de susţinere a tuburilor calandria care trec prin ele. Vasul reactorului este amplasat într-o incintă de beton placată cu oţel, plină cu apă uşoară (chesonul calandria). Apa uşoară asigură o ecranare suplimentară şi asigură totodată o răcire corespunzătoare a exteriorului vasului calandria. Ansamblul calandria este calificat seismic la DBE (Design Basis Earthquake). Reactivitatea zonei active este controlată prin intermediul unor absorbanţi solizi şi lichizi de neutroni. În timpul funcţionării normale a reactorului, reactivitatea este controlată de sistemul de reglare a reactorului, RRS (Reactor Regulating System), alcătuit din: a) sistemul de control cu bare absorbante, acţionate mecanic, MCA (Mechanical Control Absorber); b) sistemul de control cu bare ajustoare, A (Adjuster Rod), AA (Adjuster Assembly); c) sistemul de control zonal cu lichid, LZC (Liquid Zone Control); d) sistemul de injecţie de otravă în moderator, care permite introducerea de absorbanţi puternici de neutroni, bor şi gadoliniu; e) sistemul de purificare a moderatorului, care permite extragerea de absorbanţi din moderator; f) dispozitive pentru măsurarea fluxului de neutroni, detectori de flux şi camere de ionizare. Detectorii de flux cu platină şi vanadiu sunt amplasaţi în zona activă a reactorului nuclear şi asigură măsurarea fluxului de neutroni. Aceşti detectori sunt suplimentaţi de camerele de ionizare montate pe partea exterioară a învelişului vasului reactorului. Măsurătorile de flux neutronic ale detectorilor de flux cu platină şi vanadiu sunt utilizate pentru corecţia distribuţiei locale şi globale de putere. Valorile locale sunt ajustate de compartimentele sistemului zonal cu lichid prin modificarea nivelului apei uşoare. Variaţia nivelului apei uşoare în aceste ansambluri de control zonal cu lichid modifică absorbţia locală de neutroni în 14 subzone ale reactorului, asigurându-se astfel controlul nivelului fluxului local de neutroni. În cazul în care sistemul ansamblurilor de control zonal cu lichid nu poate asigura controlul adecvat al nivelului fluxului de neutroni şi rata reactivităţii, reactorul este prevăzut cu 4 bare de control cu absorbant solid care sunt acţionate vertical în zona activă a reactorului şi care au rolul de a controla nivelul fluxului de neutroni şi rata reactivităţii. În mod normal aceste bare sunt menţinute în afara zonei active a reactorului nuclear. Variaţia globală pe termen lung sau variaţia lentă a reactivităţii reactorului nuclear este controlată prin adăugarea în agentul moderator a unor substanţe chimice absorbante de neutroni, "otravă" (soluţii de bor sau de gadoliniu). Controlul reactivităţii este obţinut prin variaţia concentraţiei acestei "otrăvi" în agentul moderator. Pentru asigurarea formei optime şi aplatizarea fluxului de neutroni sunt prevăzute 21 bare ajustoare (tuburi din oţel inox). Aceste bare sunt, în mod normal, introduse în zona activă. Reactorul nuclear este prevăzut cu două sisteme de oprire rapidă şi sigură a reacţiei de fisiune nucleară, fiecare din aceste sisteme putând opri independent reacţia nucleară în lanţ, pentru orice accident postulat, ca răspuns la semnalele neutronice şi de proces sau la solicitarea operatorului, menţinând reactorul subcritic pentru o perioadă de timp nedefinită. Cele două sisteme de oprire rapidă sunt independente fizic şi funcţional, atât unul faţă de celălalt, cât şi faţă de sistemul de reglare a reactorului. Sistemul de oprire rapidă nr. 1 (SDS 1, Shutdown System 1) este alcătuit din 28 de bare de oprire amplasate vertical (tuburi de cadmiu îmbrăcate în oţel inox). SDS 1 este prevăzut să asigure oprirea reacţiei de fisiune nucleară, prin inserţia gravitaţională în zona activă a sistemului de bare de oprire. Sistemul de oprire rapidă nr. 2 (SDS 2, Shutdown System 2) este prevăzut cu 6 rezervoare umplute cu "otravă" (soluţie de gadoliniu în apă grea), care este injectată în agentul moderator sub presiune cu ajutorul heliului, prin tubulaturi orizontale, în vederea opririi rapide a reacţiei nucleare în lanţ. Sisteme de proces ale reactorului Principalele sisteme de proces ale reactorului sunt: sistemul primar de transport al căldurii şi sistemul moderator. Sistemul primar de transport al căldurii Sistemul primar de transport al căldurii (PHTS, Primary Heat Transport System – vezi fig. 5-3) este proiectat să asigure circulaţia apei grele sub presiune prin canalele de combustibil ale reactorului nuclear în vederea preluării căldurii produse de combustibilul nuclear în urma reacţiilor nucleare. Căldura transportată de agentul de răcire este transferată apei uşoare în generatorii de abur. Prin vaporizare se produce aburul saturat necesar funcţionării ansamblului turbină-generator. Principalul obiectiv de proiectare cu asigurarea securităţii nucleare a sistemului de transport al căldurii constă în realizarea unei răciri corespunzătoare a combustibilului, pentru orice condiţii de funcţionare, pe parcursul întregii vieţi a centralei şi necesitând o întreţinere minimă. Astfel, căldura este transferată la condensator sau în atmosferă, prin intermediul generatorilor de abur, sau către sistemul intermediar de apă de răcire, prin sistemul de răcire la oprire. Pentru cazul când incinta sub presiune a sistemului de transport al căldurii este intactă, sistemul este capabil să îndepărteze căldura reziduală pentru a preveni defectarea combustibilului. Dacă se pierde integritatea incintei sub presiune a sistemului de transport al căldurii, sistemul este proiectat astfel încât, împreună cu intervenţia sistemelor de protecţie, cum ar fi sistemul de răcire la avarie a zonei active, să limiteze defectarea combustibilului. Sistemul de transport al căldurii este un sistem cu funcţie de securitate nucleară. Sistemul primar de transport al căldurii este alcătuit în principal din: patru pompe de circulaţie, patru colectori de intrare, patru colectori de ieşire, cele 380 canale de combustibil, fiderii de legătură a colectorilor cu canalele de combustibil şi 4 generatori de abur (primarul acestora). Sistemul primar de transport al căldurii este împărţit în două bucle separate. În cazul unor accidente de pierdere de agent de răcire (LOCA, Loss of Coolant Accident) bucla neafectată este izolată automat faţă de bucla defectă şi de sistemele auxiliare, reducându-se atât pierderea de agent primar de răcire cât şi rata de defectare a combustibilului nuclear. Cerinţele de proiectare şi execuţie sunt cuprinse în CSA-N285.1-81 - Requirements for Class 1, 2 and 3 Pressure-Retaining Systems and Components in CANDU Nuclear Power Plants, iar codul de proiectare şi execuţie este ASME - Boiler and Pressure Vessel Code – Secţiunea III, Divisia 1, subsecţiunile NB şi NF. Sistemul de control presiune şi inventar agent primar are rolul de a regla presiunea circuitului primar la o valoare adecvată regimului de funcţionare şi de a adăuga/extrage agent de răcire atunci când apare un deficit/exces în circuitul primar. Când reactorul este la putere, presiunea este controlată de un presurizor, iar inventarul agentului primar este ajustat de circuitul de adaos/golire. La putere scăzută, presurizorul este izolat de circuitul primar, iar presiunea este controlată de sistemul de adaos/golire. Sistemul de purificare agent primar controlează regimul chimic al apei grele din circuitul primar şi previne formarea cîmpurilor de radiaţii din jurul echipamentelor, prin minimizarea prezenţei produşilor de coroziune activaţi şi a produşilor de fisiune în agentul primar. Foarte importantă este minimizarea scurgerilor de apă grea din sistemul primar de transport a căldurii şi colectarea pierderilor de apă grea lichidă (sistem colectare apă grea) sau în stare de vapori (sistem recuperare vapori). Sistemul de răcire la oprire (SDCS, Shutdown Cooling System) asigură răcirea combustibilului nuclear în perioadele de oprire a reactorului nuclear sau în unele secvenţe de accident. Sistemul moderator Neutronii rapizi produşi prin fisiune nucleară sunt “moderaţi” în apa grea din vasul calandria. Apa grea din sistemul moderator este circulată de pompele sistemului şi este răcită de schimbătoare de căldură. Sistemul funcţionează la valori suficient de joase de temperatură şi presiune. Schimbătoarele de căldură îndepărtează căldura produsă prin încetinirea neutronilor în moderator precum şi căldura transferată radiativ moderatorului de la canalele de combustibil. Ca gaz de acoperire pentru apa grea se foloseşte heliu, controlat într-un circuit închis. Circuitul de purificare moderator menţine controlul chimiei apei moderatorului în limite optime. Sistemul moderator este capabil să îndepărteze căldura reziduală din combustibil imediat după oprire, după pierderea alimentării cu energie electrică de la reţeaua naţională sau după un accident de pierdere a agentului de răcire, LOCA, inclusiv în cazul unui LOCA simultan cu pierderea răcirii la avarie a zonei active şi pierderea alimentării electrice de la reţea. Pentru aceste evenimente este nevoie de o răcire suplimentară suficientă a moderatorului (“crashcooling”) şi de o înălţime de aspiraţie corespunzătoare funcţionării normale a pompelor. Vasul calandria care conţine moderatorul este calificat seismic la DBE, iar sistemul de recirculare este proiectat la DBE, categoria A. În plus, porţiunea din sistem care penetrează peretele anvelopei este calificată seismic pentru cutremurul de bază de proiect (DBE, Design Basis Earthquake). Sistemul moderator este calificat la mediu astfel încât să îndeplinească funcţia de securitate nucleară (evacuarea căldurii reziduale) în condiţii de mediu dur (“harsh”) cauzat de accidentul de pierdere a agentului de răcire (LOCA). Nu este necesară calificarea la mediu a sistemului pentru condiţiile care apar după ruperea conductei principale de abur (MSLB) deoarece nu există cerinţa de a îndepărta căldura reziduală prin intermediul moderatorului în cazul unui astfel de accident. Depresurizarea sistemului primar de transport a căldurii folosind generatorii de abur şi vanele de protecţie la suprapresiune asigură răcirea acestuia şi va preveni fierberea moderatorului în acest caz. Sistemul moderator este proiectat ca sistem al grupului 1 deoarece, pe lângă realizarea unei funcţii de securitate nucleară în condiţii de accident, îndeplineşte funcţiile de încetinire a neutronilor rapizi şi de îndepărtare a căldurii în timpul funcţionării normale a centralei. Proiectarea sistemului este în acord cu CAN-Standard N285.01- M81. Sistemul moderator, cu excepţia extensiilor anvelopei (clasă 2), este clasificat ca sistem de clasă 3. Sisteme auxiliare Există câteva sisteme auxiliare asociate sistemului de transport al căldurii, sistemului moderator şi sistemului de control al reactorului, care îndeplinesc atât funcţii de proces cât şi de securitate nucleară. Cele mai importante dintre aceste sisteme auxiliare sunt următoarele : - Sistemul de răcire protecţii biologice; - Sistemul de răcire şi purificare al bazinului de combustibil uzat; - Sistemul de control zonal cu lichid; - Sistemul inelar de gaz; - Sistemul de adiţie otravă în moderator; - Sistemul de răcire la oprire; - Sistemul de manipulare răşini; - Sistemele de purificare agent primar şi moderator; - Sistemul de reglare presiune şi inventar agent primar; - Sistemele de deuterare şi de dedeuterare moderator şi agent primar; - Sistemul de colectare D2O agent primar şi moderator; - Sistemul de gospodărire apă grea; - Sistemul de prelevare probe D2O agent primar şi moderator. Combustibilul Combustibilul folosit de reactorul nuclear al CNE Cernavodă U3 & 4 este uraniu natural prelucrat sub forma de pastile ceramice de bioxid de uraniu care, asamblate în teci de Zircalloy 4, formează elementele de combustibil. Un fascicul de combustibil este format din 37 de elemente combustibile. Fiecare dintre cele 380 de canale conţine 12 astfel de fascicule, conducând la un total de 4560 de fascicule de combustibil în zona activă a reactorului. Matricea combustibilul nuclear împreună cu teaca corespunzătoare, constituie primele două bariere de protecţie în calea eliberărilor de produse radioactive spre mediu. Combustibilul este proiectat să facă faţă tranzienţilor şi evenimentelor anticipate din timpul operării. Se consideră că teaca rămâne intactă dacă sunt satisfăcute următoarele criterii: - în combustibil nu apar centri de topire; - nu apar deformări excesive (mai puţin de 5% deformare uniformă pentru temperaturi ale tecii mai mici de 1000ºC); - nu există fisuri semnificative în stratul de oxid de pe suprafaţa tecii; - nu apare fragilizarea datorată oxigenului. Manipularea combustibilului Pentru manipularea şi stocarea combustibilului proaspăt, încărcarea şi descărcarea reactorului, precum şi pentru manipularea şi stocarea combustibilului uzat se utilizează echipamente speciale. Reactorul este realimentat, în timpul funcţionării, cu combustibil prin intermediul a două maşini de încărcare-descărcare, câte una la fiecare capăt al acestuia. Maşinile de combustibil funcţionează la capetele opuse ale aceluiaşi canal de combustibil, una introducând combustibilul proaspăt şi cealaltă extrăgând combustibilul uzat. În timpul funcţionării normale a centralei, sistemul de realimentare cu combustibil îndepărtează căldura de dezintegrare din combustibilul aflat în capul MID pe tot parcursul perioadei de timp în care maşina de încărcat este ataşată reactorului, apoi pe durata transferării combustibilului la poarta de transfer combustibil către bazinul de combustibil ars. Combustibilul ars este descărcat de maşinile de încărcare-descărcare prin porţile de descărcare a combustibilului uzat, în bazinul de recepţie a acestuia, de unde este transferat pe sub apă, la bazinul de combustibil uzat, amplasat în clădirea serviciilor auxiliare nucleare. Bazinul de combustibil uzat are o capacitatea de stocare suficientă pentru “calmarea” combustibilului acumulat timp de cel puţin 6 ani şi cu o rezervă până la transferul către alte modalităţi de stocare. Bazinul de combustibil uzat este prevăzut cu echipamente de ridicare şi transport pe sub apă a combustibilului uzat şi cu un sistem de răcire şi purificare a apei capabil să evacueze căldura eliberată de combustibilul uzat în apa bazinului şi să menţină regimul chimic şi radioactivitatea apei la nivele acceptabile. Sistemul de producere a energiei electrice Sistemul de producere a energiei electrice este în principiu format din agregatul turbină-generator. Agregatul turbogenerator are două componente de bază şi anume turbina şi generatorul electric. Turbina Turbina utilizată de CNE Cernavodă U3 & 4 este de condensaţie, pentru abur saturat, cu acţiune/reacţiune şi este garantată se producă o putere activă la arbore corespunzătoare unei puteri electrice de 720 MWe, la o rotaţie sincronă de 1500 rot/min, în condiţiile unei temperaturi a apei de răcire la condensator de 15C. Ca tip constructiv, turbina este compusă dintr-un corp de înaltă presiune şi trei corpuri de joasă presiune. Turbina este prevăzută cu 5 prize nereglabile de prelevare a aburului, în diferite trepte de destindere, în scopul preîncălzirii regenerative a apei de alimentare a generatorilor de abur. Condensatorul turbinei este format din trei corpuri independente, câte unul pentru fiecare corp de joasă presiune al turbinei. Condensatul din condensatorul turbinei este vehiculat de 3 pompe de condensat principal (3x60%) printr-un circuit regenerativ care este format din trei trepte de preîncălzire de joasă presiune şi care trimit condensatul în degazor. Prin intermediul a trei pompe de apă de alimentare (3 x 60%), apa este preluată din degazor şi preîncălzită în 2 preîncălzitori de înaltă presiune dispuşi în paralel şi apoi transportată prin patru conducte la câte o staţie de armături de reglare a alimentării generatorilor de abur. Atât sistemul de condensat principal cât şi sistemul de apă de alimentare sunt prevăzute cu pompe auxiliare şi anume: o pompă auxiliară de condensat principal şi o pompă auxiliară de apă de alimentare. Generatorul electric Energia mecanică a turbinei este transformată în energie electrică cu ajutorul generatorului electric, cuplat direct cu turbina. Generatorul este de tip sincron, având conexiunea statorului în stea. Puterea aparentă a acestuia este de 800 MVA, la 1500 rot/minut, frecvenţa de 50 Hz, tensiunea de 24 kV şi cos=0,9. Generatorul este dotat cu un sistem de excitaţie static, de tip EX2000 şi cu sisteme auxiliare de răcire - cu apă pentru înfăşurările statorice şi cu hidrogen pentru rotor. Etanşarea la arbore este cu ulei. Partea electrică a centralei Puterea electrică produsă de generatorul electric este evacuată prin printr-un transformator de 800 MVA, la staţia de 400 kV conectată cu sistemul energetic naţional prin 5 linii de interconexiune separate, amplasate pe trasee diferite. Alimentarea serviciilor interne electrice se asigură din două surse independente de alimentare, una internă si a doua din sistemul energetic naţional şi se realizează prin 4 transformatoare de câte 60 MVA, două în derivaţie de la bornele generatorului electric şi două din reţeaua de 110 kV din zonă. Sistemul de automatizare Pentru sistemele din partea clasică ale Unităţii 3 respectiv Unitatea 4 a fost prevăzut un sistem de control distribuit (DCS, Distributed Control System) care va include toate funcţiile de control analogice sau numerice utilizate pentru controlul sistemelor de proces. Sistemul de control distribuit este un sistem integrat care efectuează achiziţia de date şi funcţiile de control pe baza utilizării controlerelor numerice programabile, legate prin magistrale de date. Instrumentaţia sistemelor de proces şi dispozitivele de control vor fi conectate la staţiile locale intrare-ieşire ale DCS. Sisteme speciale de securitate nucleară Sistemele speciale de securitate nucleară sunt sistemele proiectate să oprească rapid reactorul, să îndepărteze căldura de dezintegrare şi să limiteze eliberările radioactive ce apar în cazul defectării unui sistem de proces cu funcţie de securitate nucleară în condiţiile funcţionării normale a centralei. Îndeplinirea acestor funcţii poate fi monitorată şi controlată atât din Camera de Comandă Principală cât şi din Camera de Comandă Secundară. Sistemele speciale de securitate sunt formate din: 2 zone de oprire rapidă Sistemul de oprire rapidă nr. 1 (SDS 1, Shutdown System 1), Sistemul de oprire rapidă nr. 2 (SDS2, Shutdown System 2) Sistemul de răcire la avarie a zonei active (ECCS, Emergency Core Cooling System) şi Sistemul anvelopei (Containment System). Sistemul anvelopei reprezintă o barieră fizică de protecţie a mediului ambiant împotriva eliberărilor de substanţe radioactive. Figura II.2-3 Schema termomecanică simplificată a circuitului primar, BSI 33100 Sigur că realizarea unor astfel de centrale trebuie să fie coroborată cu o corectă aplicare a prevederilor securităţii nucleare. Prin securitate nucleară se înţelege ansamblul de măsuri tehnice şi organizatorice destinate să asigure funcţionarea instalaţiilor nucleare în condiţii de siguranţă, să prevină şi să limiteze deteriorarea echipamentelor şi să ofere protecţie personalului ocupat profesiona, populaţiei, mediului înconjurător şi bunurilor materiale împotriva iradierii sau contaminării radioactive (vezi cap.3 - Legislaţie). Proiectul CANDU are la bază strategia de “apărare în adâncime” care constă din conceperea unui sistem de bariere fizice necesare în calea eliberării radioactive, pentru fiecare dintre acestea existând mai multe nivele de apărare împotriva acelor evenimente care ar putea afecta integritatea fiecărei bariere fizice. Proiectul CANDU are prevăzute 5 bariere fizice, şi anume: 1 – pastilă de bioxid de uraniu care reţine cea mai mare parte a produşilor de fisiune solizi chiar la temperaturi înalte (factorul de reţinere este 99%); 2 – teaca elementului combustibil care reţine produşii de fisiune volatili, gaze nobile şi izotopii iodului ce difuzează din pastilele de combustibil; 3 – sistemul primar de transport al căldurii care reţine produşii de fisiune care ar putea scăpa ca urmare a defectării tecii; 4 – anvelopa care reţine produşii radioactivi în cazul avariei tecii şi sistemului primar; 5 – “zonă de excludere”, zonă cu rază de circa 1 km, în jurul reactorului unde nu sunt permise activităţi umane permanente, nelegate de exploatarea CNE şi care asigură o diluţie atmosferică a oricăror eliberări de radioactivitate, evitându-se astfel expuneri nepermise ale populaţiei. Aceste măsuri de securitate vor conduce la (în cazul concret al centralei Cernavodă): - doza de radiaţie pentru personalul din exploatare să fie în medie de 7 SV pe an; - doza de radiaţie pentru personalul administrativ să fie sub 0,2 SV pe an; - doza de radiaţie pentru o persoană ce locuieşte în limita zonei de excludere să fie sub 0,05 SV pe an. Centrala de la Cernavodă România şi-a dezvoltat sectorul energetic nuclear, ca pe o alternativă viabilă la celelalte tehnologii. Centrala Nuclearo-Electrică a fost concepută initial să cuprindă 5 unităţi nucleare CANDU de 700 MW fiecare. Alegerea tehnologiei CANDU a avut în vedere posibilităţile industriei româneşti, pentru asimilarea producerii combustibilului nuclear, a D2O şi a echipamentelor necesare. Reactorul CANDU este caracterizat printr-un înalt grad de securitate nucleară, aşa cum s-a dovedit de-a lungul anilor, asigurând un nivel de producţie corespunzător, în deplină concordanţă cu standardele internaţionale. Unitatea 1(U1) Funcţionarea comercială a Unităţii 1 a început în luna octombrie 1996. Puterea de proiect nominală instalată a acestei unităţi este de 706,5 MW, iar puterea netă este de 655 MW. Din momentul începerii funcţionării comerciale, Unitatea 1 a produs aproximativ 37 TWh de electricitate, atingând un factor de capacitate mediu de peste 87%. Unitatea 2 Punerea în funcţiune a Unităţii 2 de la CNE Cernavodă, reprezentând o prioritate naţională, s-a făcut în septembrie 2007. Finalizarea lucrărilor şi punerea în funcţiune au avut la bază un contract de management de 4 ani încheiat de S.N Nuclearoelectrica S.A cu companiile AECL-Canada şi Ansaldo - Italia, intrat în vigoare în martie 2003. Cu darea în exploatare comercială a Unităţii 2, cele două unităţii de la CNE Cernavodă vor putea furniza împreună circa 18% din necesarul de energie electrică actual al României. * * * Pentru realizarea strategiei de reactualizare a structurii energiei electrice, este foarte important să se tina cont de mai multe capitole. Unul dintre acestea ar fi respectarea calendarului privind punerea in functiune a Reactorului 2 de la Cernavoda. Avand o capacitate de productie de pana la 700 de megawati ora, se estimeaza ca Reactorul 2 ar putea acoperi circa 9% din consumul national. Cumuland energia produsa de cele doua reactoare de la Cernavoda este posibil ca 17%-18% din energia consumata in România să provină doar de la aceste reactoare – estimare pozitiva atat din perspectiva costurilor de productie mai scazute cat si din perspectiva protectiei mediului, poluarea fiind mai redusa decat in cazul energiei rezultate din arderea carbunelui. Realizarea Unităţilor 3 şi 4 de la CNE Cernavodă Proiectul CNE Cernavoda Unitatea 3 a fost înscris în Foaia de parcurs în domeniul energetic din Romania, aprobatǎ prin Hotararea Guvernului nr. 890/2003. Evoluţiile contradictorii de pe piaţa energiei, înregistrate la sfarsitul anului 2005, au determinat Guvernul României să recomande Ministerului Economiei şi Comerţului creşterea ponderii energeticii nucleare în mixul energetic prin promovarea concomitentă a Unitatilor 3 şi 4 de la CNE Cernavodă. În prezent sub conducerea Ministerului Economiei şi Comerţului se desfăşoară negocieri cu potenţialii investitori în vederea structurării unei companii de proiect care să finalizeze şi să opereze Unităţile 3 si 4 de la CNE Cernavodă. Începerea lucrărilor este prevazută pentru anul 2008. Exploatarea comercială a Unităţii 3 este preconizată pentru jumătatea anului 2013 iar a Unităţii 4 în prima jumătate a anului 2014. Principalele avantaje ale României, obţinute din folosirea energiei nucleare sunt următoarele: - Prin caracteristicile sale, sunt oferite soluţii optime pentru o dezvoltare susţinută, pe termen mediu şi lung, în special prin creşterea siguranţei alimentării cu energie şi independenţa, aproape totală, conferită prin stabilitatea costurilor de producere; - Energia electrică, produsă fără emisii gazoase nocive, contribuie la păstrarea unui mediu curat, şi la respectarea cerinţelor Protocolului de la Kyoto la care România a aderat; - Această energie electrică permite utilizarea instalaţiilor româneşti din domeniul fabricării combustibilului nuclear şi a apei grele; Preţul combustibilului nuclear de pe piaţa internaţională a rămas constant în ultimii 20 de ani şi se preconizează să rămână constant în continuare. Dacă preţul combustibilului creşte chiar cu 50%, efectul asupra preţului energiei electrice de origine nucleara este sub 5%. România a ales tehnologia CANDU, punând accent pe producerea în ţară a combustibilului nuclear, D2O şi a unor echipamente şi materiale. Astfel, industria nucleara ofera un mare număr de locuri de muncă si utilizeaza capacităţile locale, deja implicate în programul nuclear. Domeniile cu experienţă în aplicarea tehnologiei CANDU din România sunt următoarele: (a) Producerea combustibilului SNN filiala FCN Piteşti a fost autorizată de ZPI din Canada cu care ocazie şi-a îmbunătăţit tehnologia de fabricare a combustibilului de tip CANDU din uraniu natural. În mod obişnuit, aceasta furnizează combustibil Unităţii 1, care se află în funcţiune şi îşi va spori producţia pentru a face faţă cerinţelor celorlalte unitati. Adăugarea unui număr mai mare de unităţi CANDU va spori eficienţa acestei fabrici, conducând la costuri de combustibil mai scăzute. (b) Producerea apei grele Fabrica de apă grea de la Drobeta Turnu Severin poate produce anual aproximativ 170 tone de apă grea, oferind cantitatea de apă grea necesară unei unităţi de tip CANDU 6, la fiecare doi ani şi jumătate. Alte unităţi CANDU vor mări eficienţa tehnico-economică a acestei unităţi. (c) Industria românească de execuţie a componentelor nucleare Prin implicarea în Unităţile 1 şi 2 fabricanţii români şi personalul de execuţie au dobîndit experienţa, care să le permită fabricarea de componente pentru proiectul CANDU 6. Acest program va permite companiilor să-şi mobilizeze resursele pentru continuarea şi dezvoltarea execuţiei componentelor nucleare în România. (d) Unitatile de proiectare Institutele româneşti, cum ar fi CITON, ICIM şi ISPE, au dobîndit o experienţă importantă în proiectarea şi evaluarea diferitelor aspecte ale centralelor de tip CANDU, jucând un rol important în aceste activităţi. Proiectul de detaliu pentru Unitatea 2 (C2) a fost realizat pe baza unui raport complet de mediu pentru C2, care a fost folosit pentru demonstrarea satisfacerii cerinţelor internaţionale referitoare la acest proiect. Capacitatea sporită a acestor institute, precum şi lucrările lor pentru C2 le va permite să deţină un rol important pentru execuţia Unităţilor 3 şi 4 de tip CANDU din România. (e) Operarea si intretinerea Datorită experienţei obţinute în timpul execuţiei şi punerii în funcţiune a Unităţilor 1 si2, personalul român, cu înaltă calificare în domeniul tehnic de conducere a proiectului, va putea executa aceleaşi lucrări la Unităţile 3 şi 4. Finalizarea Unităţii 2 de la Cernavodă poate oferi avantaje importante pentru reluarea şi finalizarea lucrărilor la Unităţile 3 şi 4 în cazul în care personalul de la unităţile de construcţii-montaj ar putea fi transferat de la Unitatea 2 la Unităţile 3 şi 4 prin reducerea costurilor cu demobilizarea-mobilizarea şi limitând pierderile de personal calificat . Graficul Unităţii 2 arată că duratele activităţilor legate de lucrările la partea mecanică şi la cea electrică pot fi reduse la 15 luni şi respectiv la 24 de la data efectivă a încheierii contractului. Dacă graficul Unităţilor 3 şi 4 şi procurarea reperelor cu durată mare de fabricaţie sunt coroborate astfel încât lucrările de execuţie la Unităţile 3 şi 4 să poată începe la aceleaşi termene, ar fi posibilă mutarea personalului Subcontractorului de la U2 la U3 şi U4 reducând astfel, costurile cu demobilizarea/mobilizarea, limitând pierderile de personal calificat şi cu experienţă deja în şantierul Cernavodă. (h) Evaluarea alternativelor A fost efectuată o analiză în condiţiile specifice din România pentru o centrală ipotetică de cca. 706 MW putere instalată considerând diferite scenarii privind tehnologia utilizată de producere a energiei electrice ca alternative la soluţia nucleară. Figura 5.4. prezintă costurile actualizate cu o rată de scont de 5%. * Aceste costuri nu includ costurile externe (cum ar fi costurile de mediu) pentru toate opţiunile cu excepţia opţiunii nucleare care include costurile de management a deşeurilor şi de dezafectare precum şi costurile de depozitare ca şi costuri interne. Figura 5.4. Costurile de producţie actualizate cu o rată de scont de 5%* Aceste rezultate arată că aceste costuri de producere a energiei electrice într-o centrală utilizând gaz natural pot fi mai mari decât costurile de producere a energiei electrice în centrale utilizând lignit sau antracit. Explicaţia acestui fapt o constituie evoluţia preţului gazului natural din ultima perioadă care are un impact mare în structura preţului de cost de producere (83% din costul de producere într-o centrală utilizând gaz natural este reprezentat de costul combustibilului; comparativ, pentru o centrală utilizând antracit costul combustibilului reprezintă cca. 58% din costul de producere). Costul actualizat al unităţii de energie electrică într-o centrală utilizând gaz natural este similar cu cel dintr-o centrală utilizând antracit. Explicaţia rezidă în investiţia mai mică într-o centrală utilizând gaz natural în comparaţie cu investiţia într-o centrală utilizând antracit. Costul actualizat al unităţii de energie electrică pentru Proiect de producere a energiei nucleare este mai scăzut decât cel al altor forme de producere a energiei electrice ilustrând faptul că tehnologia nucleară ar putea avea avantaj din punctul de vedere al costului (în aceleşi condiţii ale pieţei) comparativ cu celelalte tehnologii. 5.2. TEHNICI ŞI METODE DE REDUCERE A POLUĂRII RADIOACTIVE 5.2.1. Măsuri de protecţie pentru reducerea poluării radioactive Protecţia împotriva poluării radioactive cuprinde o serie de măsuri complexe şi combinate, cum sunt: - conştientizarea riscului de radiere; - respectarea condiţiilor de exploatare şi întreţinere a instalaţ iilor; - purtarea dozimetrelor individuale pentru înregistrarea permanentă a nivelului de iradiere; - adoptarea măsurilor pentru prevenirea accidentelor generatoare de poluare cu radiaţii; - interzicerea, prin tratate internaţionale, a experienţelor cu arme nucleare, cu excepţia celor subterane. Se porneşte de la măsurile de protecţie chiar în faza în care radiaţiile se produc, astfel încât să nu existe scăpări de elemente radioactive şi de radiaţii care să schimbe sensibil imediat (cazul Hiroshima) sau în timp (efect cumulat) nivelul fondului de radiaţii pe pământ. În ceea ce priveşte centralele nuclearo-electrice, problemele sunt mai complexe şi se împart în: • probleme apărute în timpul funcţionării normale a reactorului • evitarea riscului unui accident major O caz aparte îl constituie reziduurile nucleare rezultate din operarea normală a reactorului. Ciclul normal al combustibilului nuclear are etapele următoare [17]: - Extracţia minereului de uraniu natural; - Prepararea; - Exploatarea în reactor; - Reprocesarea combustibilului; - Separarea plutoniului şi uraniului din combustibilul uzat. Din faza de exploatare rezultă deşeu de trei categorii: cu radioactivitate mică, medie şi mică (fig. 5.5.). Ele provin din diverse faze de lucru, iar cele mai periculoase sunt, fireşte, cele cu radioactivitate mare, care constau în principal, din materialele rămase după separarea uraniului şi plutoniului din combustibilul uzat. Fig. 5.5. Ciclul combustibilului şi deşeurilor nucleare În cadrul unei centrale nucleare, reducerea riscurilor de accident major implică: • proiectarea foarte atentă a întregului sistem; • dublarea şi triplarea sistemelor de control şi conducere computerizată, cu prevederea posibilităţii de oprire forţată a procesului în cazuri extreme (ex. în cazul unui seism); • proiectarea şi construirea utilajelor ce intră în componenţa centralei, astfel încât să se obţină o fiabilitate de cel puţin 50-100 ani, pentru toată perioada de funcţionare a centralei; • pregătirea corespunzătoare a personalului care deserveşte centrala; • amplasarea centralei într-o zonă cât mai sigură sub aspect seismic şi geologic; • limitarea deşeurilor radioactive, ţinând seama că unele zăcăminte de gaz sunt asociate cu izotopi radioactivi (radon, în special). 5.2.2. Metode de gestionare şi control a deşeurilor radioactive Conform schemei alăturate, din activitatea centralelor nucleare, rezultă deşeuri radioactive. Deşeurile nucleare pot fi rezultatul fiecărei trepte a ciclului de prelucrare a combustibilului nuclear, împârţindu-se în trei mari categorii: deşeuri cu nivel redus de radioactivitate, cu nivel mediu şi de nivel înalt. La nivel mondial, în anul 1990 deşeurile de radioactivitate înaltă reprezentau cca 21 000 m3, cele cu nivel mediu 27 000 m3, iar cele cu nivel redus de radioactivitate, specifice mineritului erau de 370 000 m3. Depunerea directă pe sol a deşeurilor nucleare cu nivel redus de radiaoctivitate este cea mai uzuală metodă, dar este riscantă deoarece se pot infesta radioactiv apele freatice. Se mai practică şi depozitarea în incinte subterane care trebuie să fie controlate o perioadă de 300 ani. În România există staţii de tratare a reziduurilor radioactive unde acestea ar trebui prelucrate: IFIN, Bucureşti-Măgurele, ICN, Piteşti Colibaşi şi Cimitirul naţional de reziduuri radioactive de la Băiţa –Bihor. Categorii de deşeuri. Deşeurile radioactive se pot împărţi în trei mari categorii, în funcţie de activitatea lor: deşeuri cu activitate scăzută, deşeuri cu activitate medie şi deşeuri cu activitate ridicată (fig 5.6). Deşeurile cu activitate scăzută constau din obiecte ca hârtia, îmbrăcămintea şi echipamentul de laborator folosite în zonele în care se manipulează materiale radioactive ca şi pământ contaminat şi moloz de construcţii. Deşeurile cu activitate intermediară includ materialele schimbătoare de ioni folosite la tratarea gazelor şi a lichidelor înainte de deversarea lor în mediu, mâlurile care se acumulează în bazinele unde se stochează combustibilul nuclear uzat înainte de reprocesare şi materiale contaminate cu plutoniu. Termenul de deşeuri cu activitate ridicată se referă la lichidul produs când se reprocesează combustibilul uzat. În ţările care nu s-au angajat în reprocesare, combustibilul însuşi este considerat ca deşeu cu activitate mare. Administrarea deşeurilor. Obiectivele administrării (gospodăririi deşeurilor) deşeurilor radioactive constau în prelucrarea acestora în aşa fel încât să fie pregătite pentru stocare temporară sau permanentă (perpetuă), iar ultima să se facă în aşa fel încât să nu existe riscuri inacceptabile atât pentru generaţiile prezente, cât şi pentru cele viitoare. Stocarea perpetuă implică absenţa oricărei intenţii de a mai folosi deşeurile. Deşeurile cu activitate mică. În general, deşeurile cu activitate mică nu au nevoie de tratare; ele pot fi încapsulate şi stocate perpetuu în mod direct, fie prin îngropare la adâncimi mici în diferite locuri, fie prin imersie controlată în mare. Cele mai multe deşeuri cu activitate intermediară nu apar sub o formă convenabilă pentru o stocare directă; ele trebuie încorporate într-un material inert ca betonul, bitumul sau răşinile. O parte dintre aceste deşeuri poate fi stocată perpetuu prin scufundare în mare, dar cele mai multe deşeuri sunt stocate temporar în diferite locuri, aşteptând o decizie privind metoda cea mai bună de stocare definitivă, în prezent, toate deşeurile cu activitate ridicată sunt stocate temporar. Deşeurile cu activitate ridicată, rezultate din activitatea de reprocesare a combustibilului, sunt ţinute în tancuri răcite, special construite. În unele ţări se intenţionează realizarea unei uzine de solidificare a acestor deşeuri prin încorporarea lor într-un material sticlos. Blocurile de sticlă vor fi apoi stocate pentru câteva decenii pentru a permite răcirea lor înaintea stocării permanente finale. Fig.5.6. Tipuri de deşeuri radioactive Deşeuri cu activitate mică şi intermediară. Deoarece nici deşeurile cu activitate mică, nici cele cu activitate intermediară nu generează cantităţi importante de căldură, nu rezultă nici un avantaj tehnic din stocarea lor temporară pe perioade lungi de timp. Stocarea temporară prelungită înseamnă doze de radiaţie pentru personal şi cheltuieli de exploatare care, amândouă, pot fi evitate printr-o stocare perpetuă timpurie. Întrucât aceste deşeuri urmează să fie stocate cândva definitiv, făcând acest lucru mai devreme decât mai târziu, probabilitatea de apariţie a unui risc suplimentar pentru populaţie este mică. În prezent, anumite deşeuri cu activitate scăzută sunt lichidate (stocate permanent) prin ardere în subteran la adâncime mică. S-a stabilit că sunt necesare două tipuri diferenţiate de terenuri pentru stocare permanentă (sau lichidare): unul de adâncime mică pentru a primi deşeurile cu activităţi scăzute, şi altul de adâncime mare pentru deşeurile cu activitate intermediară. Îngropările de adâncime mică vor fi probabil localizate în formaţii argiloase, deoarece argila are o capacitate mare de absorbţie a radionuclizilor, iar vitezele de penetrare a apelor subterane prin argilă sunt foarte mici. În principiu, îngroparea deşeurilor la adâncime se poate face sau într-o mină părăsită, sau într-o cavitate subterană special construită. Pentru a asigura o comparaţie corectă între diferitele locaţii, trebuie să se execute investigaţii geologice în diferite locaţii posibile pentru fiecare tip de stocare. Înainte de a se hotărî un nou de lichidare a deşeurilor, vor avea loc discuţii publice. Se studiază şi posibilitatea stocării permanente a deşeurilor cu activitate intermediară sub platforma continentală, fie printr-un tunel cu intrarea de pe pământ, fie în găuri forate de o platformă de foraj marin. Deşeuri cu activitate ridicată. Deşeurile cu activitate ridicată produse la reprocesarea combustibilului uzat conţin peste 95% din activitatea întregului ciclu al combustibilului nuclear. Odată solidificate, deşeurile trebuie depozitate timp de secole cu răcire corespunzătoare, supraveghere şi renovare periodică a clădirilor de depozitare. Totuşi, timpi atât de lungi de depozitare vor impune o povară asupra generaţiilor viitoare şi va exista chiar şi un risc, deşi foarte mic, al unor scurgeri accidentale. Din aceste motive, în toate ţările care au un program nuclear se desfăşoară în mod activ cercetări asupra metodelor posibile de lichidare a deşeurilor cu activitate foarte mare. Deşi la început au fost luate în considerare un număr mare de opţiuni privind stocarea permanentă, acum numai două se mai bucură de o atenţie specială. Acestea sunt: - depozitarea în formaţii geologice de mare adâncime la nivelul uscatului (stocarea geologică); - stocarea sub fundul mării (stocarea submarină). Stocarea geologică. Tipurile de formaţii geologice studiate pe plan internaţional în scopul stocării deşeurilor cu activitate mare includ depozite de sare, granit şi argilă. Sarea este apreciată deoarece este uscată; granitul şi argila sunt umede, dar se pot găsi formaţii unde vitezele de curgere a apelor subterane sunt foarte mici, iar argila şi granitul au capacitatea de a absorbi radionuclizii. Cele mai multe proiecte de depozite au în vedere tunele din care se forează în jos găuri, unde ar fi plasate containerele cu deşeuri. Adâncimile de stocare avute în vedere sunt, în general, peste 500 m, iar spaţiile dintre găuri sunt determinate de necesitatea de a limita încălzirea rocii. Odată ce s-a umplut depozitul, găurile, tunelurile şi rampele de acces vor fi umplute la loc şi sigilate (betonate). Stocarea submarină are în vedere îngroparea containerelor în sedimentele de pe fundul Atlanticului, unde adâncimea medie a apei este de circa 5000 m. Se poate realiza îngroparea mai la suprafaţă, sub zeci de metri de sediment, plasând containerele în dispozitive de forma unor torpile ce sunt lăsate să cadă liber spre fundul oceanului. Îngroparea la adâncime mai mare, sub mai mult de 100 m de sediment necesită forarea unor găuri şi reumplerea lor, fiind o operaţie mult mai costisitoare şi mai dificilă. În interiorul sedimentelor, vitezele de curgere a apelor sunt extrem de mici, iar mineralele argiloase prezente în sedimente vor absorbi cei mai mulţi dintre radionuclizii care, în cele din urmă, vor scăpa din deşeuri când containerele se vor fi corodat. Evaluările de risc, privitoare atât la stocarea geologică, cât şi la stocarea submarină, ne arată că nici una dintre metode nu ar trebui eliminată din motive de protecţie radiologică. Este, totuşi, necesară o cercetare specifică a locurilor de depozitare, pentru a reduce incertitudinile pe care le mai prezintă modelele şi datele folosite la evaluarea riscului şi astfel să se ajungă în stadiul în care rezultatele să fie folosite la recomandarea unor opţiuni. * * * • Dezafectarea instalaţiilor nucleare. Dezafectarea este faza finală din ciclul de viaţă utilă al unei instalaţii nucleare. Aceasta face parte dintr-o strategie generală de restaurare a mediului la finalul activităţilor industriale. În prezent, peste 110 instalaţii nucleare din Uniune se află în diverse faze de dezafectare. Se preconizează că cel puţin o treime din cele 152 de centrale nuclearoelectrice aflate în funcţiune în Uniunea Europeană extinsă vor fi dezafectate până în 2025 (fără a se lua în calcul eventualele prelungiri ale duratei de viaţă utilă a acestora). Dezafectarea este o operaţiune tehnică complexă, care necesitǎ cca 10-15% din costul investiţiei iniţiale pentru dezafectarea fiecărui reactor. • În cadrul programelor de cercetare se dezvoltă noi tehnici de tratare a deşeurilor, având drept scop principal reducerea volumului acestora sau a componentei de viaţă lungă. Aceste tehnici sunt numite în mod colectiv „separare şi transmutare”. Deşi acestea oferă posibilitatea de a reduce toxicitatea pe termen lung a acestor deşeuri, ele nu pot elimina total necesitatea de a le izola de mediul înconjurător (de exemplu prin depozitare într-un strat geologic de adâncime). Această abordare prin „concentrare şi izolare” permite minimalizarea impactului asupra mediului. • În mai multe state membre ale Uniunii Europene, partea corespunzând costurilor estimative de gestionare a deşeurilor şi de dezafectare a instalaţiilor se adaugă la preţul electricităţii şi se depozitează în fonduri speciale. • Surse de deşeuri radioactive Deseurile radioactive rezulta, de obicei, din: - producerea de energie electrica pe cale nucleara, inclusiv activitatile conexe ciclului combustibilului nuclear si celor de dezafectare; - functionarea reactorilor de cercetare; - folosirea radiatiilor si a materialelor radioactive in medicina, agricultura, industrie si cercatare; - prelucrarea materialelor ce contin radioactivi naturali. In Romania, cele mai importante cantitati de deseuri nucleare sunt constituite din : • Combustibilul nuclear uzat de la CNE – Cernavoda ; • Deseurile operationale de la CNE – Cernavoda ; • Deseurile provenind din dezafectarea CNE – Cernavoda ; • Combustibilul uzat de la reactorul TRIGA – MTR ; • Deseurile operationale de la reactorul TRIGA – MTR ; • Deseurile provenind de la dezafectarea reactorului TRIGA – MTR ; • Fragmente de combustibil uzat de la LEPI (laboratorul de expertiza post - iradiere) de la SCN Pitesti ; • Combustibil nuclear uzat de la reactorul de cercetare WRS – Magurele ; • Deseuri provenind din dezafectarea reactorului de cercetare WRS – Magurele; • Deseuri radioactive institutionale; • Surse radioactive inchise uzate; • Deseuri provenite din procesul de minerit si prelucrare a minereurilor de uraniu. CICLUL COMBUSTIBILILOR NUCLEARI în România Două mari depozite: • cel de la centrala de la Cernavodă • în munţii Apuseni într-o fostă mină de uraniu. În prezent, deşeurile radioactive de la Cernavoda sunt stocate într-un depozit intermediar, în butoaie din otel-inox. • Primul depozit modern de deşeuri nucleare din România va fi amenajat până în 2014 lângă localitatea Saligny. Depozitul va prelua deşeurile mediu şi slab radioactive provenite de la centrala nuclearelectrică de la Cernavodă. • Combustibilul nuclear uzat descărcat din reactoare, deşeuri de înaltă radioactivitate, vor fi îngropate într-un depozit geologic săpat la 800 de metri în rocă. Acesta va fi însă abia în 2050 funcţional. Nu s-a ajuns încă la un consens privind cea mai buna metodă pentru depozitarea deşeurilor radioactive. Iniţial, elementele de combustibil folosite sunt depozitate deasupra pământului, adesea în apa rece, pentru câţiva ani sau chiar decenii, până când nivelul radioactivităţii s-a redus. În acest stagiu, ele pot fi transferate la depozitare uscată, de exemplu, în cutii de metal. Chiar dacă este sau nu este îndepărtat plutoniul, multe planuri au ca obiectiv încapsularea şi imobilizarea reziduurilor, apoi îngroparea acestora adânc sub suprafaţa terestră. • Containerul pentru această încapsulare ar fi mai bine să fie realizat dintr-un metal puternic, rezistent la coroziune, cum ar fi titanul, sau cuprul. Cutiile sunt făcute pentru a dura câteva sute de ani cel puţin, înainte de a apărea scurgerile. În Suedia, cutiile sunt proiectate să dureze 100.000 ani, după această perioadă nivelul reziduurilor nefiind mai mare decât cel al minereului natural de uraniu. Cutiile vor fi îngropate la 500-1000 m sub scoarţă. Caracteristicile geologice ale părţilor îngropate trebuie să includă stabilitate mare, pentru a nu fi distruse de cutremure sau erupţii vulcanice şi permeabilitate scăzută pentru revenirea interacţiunii cu apa. Legea nr. 426 din 18 iulie 2001 pentru aprobarea Ordonanţei de urgenţă a Guvernului nr. 78/2000 privind regimul deşeurilor Hotărârea privind depozitarea deşeurilor in conformitate cu normele europene şi rezultatul negocierilor Capitolului 22 - Mediu. – din 22 Aprilie 2005 Urmare a ratificarii de catre Romania prin Legea nr.105/1999 a „Conventiei comune asupra gospodaririi in siguranta a combustibilului nuclear uzat si asupra gospodaririi in siguranta a deseurilor radioactive” (act normativ initiat si administrat de Agentia Internationala pentru Energia Atomica), a fost infiintata, in baza OG nr.11/2003, Agentia Nationala pentru Deseuri Radioactive (ANDRAD) ca autoritate nationala competenta in domeniul gospodaririi combustibilului nuclear uzat si a deseurilor radioactive. Pornind de la principiul „poluatorul plateste”, Hotararea de Guvern, initiata de ANDRAD, stabileste pentru producatorii de deseuri radioactive o contributie de 1,40 Euro/MWh la fondul de gospodarire a deseurilor radioactive si 0,60 Euro/MWh la fondul de dezafectare a instalatiilor nucleare. Principalii producatori de deseuri radioactive avuti in vedere la plata celor doua contributii sunt Unitatile 1 si 2 ale Centralei Nuclearo-Electrice Cernavoda. Criterii pentru luarea deciziilor. În ultimii câţiva ani au existat discuţii internaţionale considerabile privind criteriile ce trebuie folosite în judecarea acceptabilităţii metodelor de stocare a deşeurilor din punct de vedere al protecţiei radiologice privind chestiunea mai largă de a obţine o acceptare din partea societăţii a metodelor de stocare propuse. Consensul care a reieşit din aceste discuţii este că protecţia radiologică impune două criterii. Primul criteriu este că nici o metodă de stocare să nu conducă la un risc individual, acum şi în viitor, care să fie mai mare de un anumit nivel. Pentru stocarea în sol a deşeurilor cu activitate scăzută şi intermediară, departamentele care dau autorizaţii au stabilit ca obiectiv un risc anual maxim de deces de 1 la 100.000, cu limitarea de 1 la 1.000.000 pentru un singur depozit. Punerea în aplicare a acestui obiectiv face ca riscul individual pentru generaţiile actuale şi viitoare, provenind de la stocarea deşeurilor deşeurilor, să fie extrem de mic. Al doilea criteriu constă în aplicarea principiului ca întreaga expunere la radiaţii să fie ţinută la nivelul cel mai scăzut, ce se poate obţine în mod rezonabil, luând în consideraţie factorii economici şi sociali. Acest principiu trebuie aplicat deciziilor ce privesc întreaga procedură de administrare a anumitor deşeuri (adică tratarea, imobilizarea, împachetarea şi stocarea). Aceasta înseamnă că diferite opţiuni privind administrarea deşeurilor trebuie comparate între ele pe baza riscurilor, costurilor şi a altor factori mai puţin cuantificabili, dar nu mai puţin importanţi. O parte a acestei comparaţii este de domeniul protecţiei radiologice, dar se recunoaşte că alţi factori ar putea să domine decizia finală. O altă problemă importantă o reprezintă demontarea şi dezmembrarea instalaţiilor nucleare. Din punct de vedere tehnic demontarea unui reactor nuclear este fezabilă. Dificultatea constă însă în faptul că probleme variate de natură tehnică, economică, orgaziţională, de siguranţă nu se pot rezolva simultan. La nivelul anilor 1990, Agenţia Internaţională pentru Energia Nucleară avea în evidenţă 143 reactoare nucleare, din care 116 de cercetare, 16 centrale nucleare etc. din 17 ţări de pe glob care au depăşit durata de funcţionare. În anul 2000, 64 de reactoare nucleare şi 254 reactoare de cercetare au fost propuse spre dezafectare. Costul dezafectării instalaţiilor nucleare este mare, fiind estimat la aproape 480 mil $/1000MWe şi chiar mai mult. Bibliografie 1. Chiosilă, I., Oncescu, M., ş.a., Radioactivitatea naturală în România, Bucureşti, 1994. 2. Oncescu, M., Chiosilă, I., Radioactivitatea artificială în România, Bucureşti, 1995. 3. Negulescu, M., Ianculescu, S., Vaicum, L., Bonciu, G., Pătru, C., Pătru, O., Protecţia mediului înconjurător, Editura Tehnică, Bucureşti, 1995. 4. Sanielevici, Al., Radioactivitatea. Fenomene şi legi generale, vol. I, Editura Academiei R.S.R., 1956. 5. Tobologea, V., Creţu, V., Elemente de protecţie a mediului; protecţia apelor de suprafaţă, a solului şi combaterea poluării nucleare, Editura Universităţii Gh. Asachi, 2000. 6. Ionescu, C., Băloiu, L., Introducere în problematica mediului înconjurător, Editura ILEX, 2002. 7. Marcu, Gh., Marcu, Teodora, Elemente radioactive. Poluarea mediului şi riscul iradierii, Editura Tehnică, Bucureşti, 1996. 8. Onuţu, I., Stănică – Ezeanu D., Protecţia mediului, Editura UPG 2003. 9. *** Hotărârea Guvernului nr. 264/1991 Controlul activităţii nucleare. 10. ***"Radiation Protection Home Page." 1996. http://www.umich.edu/~bbusby/. |
|||
| Referat oferit de www.ReferateOk.ro | |||
Varianta Printabila 
Free Download Referat Word
Free Download Referat PDF |
Home : Despre Noi : Contact : Parteneri |  |
