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 1000șC);
- 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/.
| Cele mai ok referate! www.referateok.ro |