Cykl paliwowy

Wydobycie i wstępny przerób rudy uranowej

Uran jest metalem ciężkim występującym powszechnie w przyrodzie, nie tylko w skałach ale też w wodzie, roślinach, zwierzętach a nawet w człowieku. Dla celów wydobywczych największe znaczenie mają bloki skalne z dużą zawartością minerałów uranowych.

Najważniejszymi minerałami uranu są:

• blenda uranowa UO₂
• uraninit U₃O₈
• karnotyt K₂(UO₂)2(VO₄)2 • 3H₂O

• uranofan (H₃O)Ca[UO₂][SiO₄]2 • 3H₂O

Istnieją 3 główne metody wydobywania uranu:

• odkrywkowa
• głębinowa
• otworowa, inaczej trawienia podziemnego (ISL - In Situ Leaching) - polega na ługowaniu kwasowym, upłynnaniu skały i wypompowywaniu jej na powierzchnię

Pierwszym etapem obróbki po wydobyciu jest kruszenie bloków skalnych, mielenie i ługowanie - w rezultacie otrzymuje się tzw. yellowcake, czyli oczyszczony uraninit U₃O₈. Składa się on w ponad 99% z nierozszczepialnego izotopu U-238 i w mniej niż 1% z rozszczepialnego U-235 (a tylko ten może być wykorzystany jako normalne paliwo jądrowe). Yellowcake jest towarem, którym handluje się na nowojorskiej giełdzie towarowej NYMEX.

Okres w latach na jaki wystarczy uranu przy obecnej mocy elektrowni jądrowych z uwzględnieniem różnych zasobów i technologii cyklu paliwowego*:

* IAEA: Climate change and nuclear power 2008, Vienna, International Atomic Energy Agency, s. 29.

** Źródła, które mają udokumentowaną historię wydobywania uranu jako produktu lub współ-produktu lub zaliczane są do źródeł konwencjonalnych. Źródła o bardzo niskiej zawartości uranu w rudzie lub te, w których uran jest tylko produktem ubocznym, klasyfikowane są jako źródła niekonwencjonalne. Zidentyfikowane rezerwy oznaczają znane handlowe ilości uranu, które można zyskać przy obecnie stosowanej technologii i po określonej cenie. Ponadto istnieją oceny dodatkowych lub perspektywicznych rezerw stanowiących przedłużenie złóż udokumentowanych lub nowe złoża, których oczekuje się w oparciu o dobrze określone dane geologiczne. Ocena ich ilości jest obarczona większą niepewnością.

W Polsce uran ze złóż konwencjonalnych wydobywano w latach 1945-1967, głównie w Sudetach (m.in. kopalnia „Kowary”). Doświadczalny zakład produkcji koncentratu uranowego pracował w latach 1967-72. Działalność tą prowadziły tzw. „Zakłady R-1”, będące ściśle tajnym kompleksem przemysłowym zajmującym się wydobyciem i przerobem rudy uranowej, produkcją koncentratu a także eksportem swoich produktów (oczyszczonej rudy uranu i koncentratu).

Uran wydobywany jest również jako produkt uboczny przy wydobyciu rudy miedzi. Największa na świecie kopalnia uranu (Olympic Dam w Australii) jest głównie kopalnią miedzi. W Polsce złoża uranu występują w zagłębiu Lubin-Sieroszowice. Zawartość uranu w rudzie wynosi tam ok. 60 ppm, przy zawartości miedzi 2%. Całkowite zasoby rudy to 2400 mln ton, miedzi 48 mln ton, a uranu 144 000 ton. Stanowi to ekwiwalent ok. 900 GWe-lat, które można uzyskać z tych zasobów w elektrowniach jądrowych, przy wkładzie energii mniejszym niż 5% energii uzyskiwanej w tych elektrowniach. Dodatkową zaletą byłaby redukcja radioaktywności w odpadach z oczyszczania miedzi. Obecna roczna produkcja w zagłębiu Lubin Sieroszowice wynosi ok. 569 000 ton Cu, a ilość uranu zrzucana na hałdy to ok. 1700 t/rok. Stanowi to rocznie ekwiwalent paliwa dla 10 elektrowni jądrowych, o łącznej mocy 10 000 MWe.

Uran zawarty jest w popiole węglowym (zawartość uranu w polskim węglu wynosi średnio 2 ppm, maksymalnie 8,5 ppm) zalegającym na hałdach przy elektrowniach węglowych. Kanadyjska firma Sparton Resources rozwija metodę pozyskiwania uranu z popiołu węglowego – prace badawcze i produkcja na skalę półprzemysłową prowadzone są w Chinach. Zgodnie z informacjami na stronie internetowej w/w firmy powyższa metoda pozyskiwania uranu może być konkurencyjna wobec metod tradycyjnych..

Inne złoża niekonwencjonalne to fosforyty. Fosforyty lądowe zawierają ok. 50 - 200 ppm, morskie 6 - 120 ppm, lądowe typu organicznego do 600 ppm. W latach 90. USA pozyskiwały 20% krajowej produkcji uranu ze złóż fosforanów na Florydzie, później jednak stało się to nieopłacalne ze względu na bardzo niską cenę uranu na rynku (poniżej 10$/lb). Wzrost cen uranu może jednak otworzyć drogę do ponownej eksploatacji tych ogromnych zasobów. Uran zawarty w znanych złożach fosforanów w połączeniu z zasobami konwencjonalnymi wystarczy na 1690 lat pracy działających dziś reaktorów.

W procesie produkcji kwasu fosforowego U przechodzi do roztworu i dzisiaj jest bezproduktywnie rozsiewany z nawozami fosforowymi po polach. W świecie istnieje ok. 400 fabryk kwasu fosforowego opartych o mokry proces (zawartość U 40 - 300 g na tonę roztworu) w których można by odzyskać 4 – 11 tysięcy ton uranu rocznie. W latach siedemdziesiątych w USA zbudowano 8 instalacji do odzysku uranu z kwasu fosforowego, podobne instalacje istniały w Kanadzie, Hiszpanii, Belgii, Izraelu i na Tajwanie. W Polsce, Politechnika Wrocławska we współpracy z IChTJ zbudowała instalację pilotową w ZCh Police.

Konwersja i wzbogacanie

Żeby móc wyprodukować paliwo do reaktora trzeba podnieść zawartość procentową U-235 (nie dotyczy reaktorów CANDU) w wytworzonym tlenku uranu. Rozszczepialny izotop U-235 stanowi tylko 0,7% we wstępnie przerobionej rudzie (reszta to nierozszczepialny U-238), natomiast po przeprowadzeniu wzbogacania będzie stanowił 3-5% (oczywiście można wzbogacać uran nawet do 100%, jednak dla celów energetyki jądrowej wystarczy jedynie 3-5%).

KONWERSJA

Najpierw uran łączy się z fluorem w sześciofluorek uranu UF₆, który jest gazem - proces ten nazywamy konwersją, ponieważ konwertujemy uran z postaci U₃O₈ do UF₆.

WZBOGACANIE

Następnie przeprowadza się właściwy proces wzbogacania, najczęściej metodą dyfuzyjną lub wirówkową. Po tym procesie uran nadal znajduje się w gazowej postaci UF6.

Metoda dyfuzji gazowej polega na przepuszczaniu UF₆ przez specjalne membrany z malutkimi porami. Atomy U-235 są lżejsze i przechodzą przez membrany szybciej i częściej niż cięższe atomy U-238. W rezultacie otrzymujemy lekko wzbogacony UF₆. Całą sekwencję powtarza się ok. 1500 razy, żeby otrzymać gaz wzbogacony do wartości 3-5%. Taka instalacja nazywana jest kaskadą. Wzbogacanie metodą dyfuzyjną jest bardzo energochłonne i mało wydajne dlatego technologia ta jest stopniowo wycofywana. Jest to jedna z najstarszych metod wzbogacania izotopowego. W 2007 r. metodą dyfuzji wzbogacono 25% UF₆. Do 2017 r. metoda ta będzie wycofana (zgodnie z prognozami WNA).

Metoda wirówkowa polega na wpuszczaniu UF₆ do specjalnych wirówek. Wirnik w postaci próżniowego cylindra o bardzo wytrzymałym korpusie, osadzony jest na łożyskach i napędzany silnikiem elektrycznym do wysokich obrotów: od 50000 obr./min. do 70000 obr/min (średnio 1000 obr./sek.). Długość wynosi od 1 m do 2 m, a średnica - od 15 cm do 20 cm. Sześciofluorek uranu doprowadza się do środka wirnika, gdzie uzyskuje prędkość wirowania bliską prędkości obrotowej wirnika. Pod wpływem siły odśrodkowej cięższe cząsteczki (238-UF₆) dążą w kierunku korpusu, a lżejsze (235-UF₆) gromadzą się wokół osi.

Pod wpływem różnicy ciśnień między wejściem gazu a wyjściami frakcji zubożonej i wzbogaconej, sześciofluorek uranu jest wtłaczany do zewnętrznego systemu rurociągów. Nie jest do tego potrzebna ani sprężarka, ani pompa. Dzięki temu zapotrzebowanie na energię jest znacznie mniejsze niż w procesie dyfuzji gazowej.

Produkcja paliwa jądrowego oraz wykorzystanie paliwa w elektrowni

Po konwersji i wzbogaceniu UF₆ zamieniany jest w tlenek uranu UO₂ (ponowna konwersja). Ze sproszkowanego UO₂ wypieka się w temperaturze ponad 1400°C pastylki o przeciętnej długości 1,5 cm i średnicy 1 cm, które umieszcza się w cyrkonowych rurkach zwanych koszulkami. Wypełniona i szczelnie zamknięta koszulka określana jest mianem pręta paliwowego. Kilkadziesiąt, a nawet kilkaset takich prętów wraz z prętami regulacyjnymi tworzy tzw. zestaw paliwowy (inaczej "wiązka paliwowa"), który umieszczany jest w reaktorze i umożliwia produkcję energii dzięki reakcji rozszczepienia jąder atomowych. W reaktorach PWR każdy zestaw paliwowy (jest ich 100-200) liczy z reguły 179-264 prętów paliwowych. W takim zestawie znajduje się miejsce na wsunięcie wiązki prętów regulacyjnych. Długość zestawu paliwowego to ok. 4 m. Zestawy paliwowe dla reaktorów BWR są podobne, z tym, że w reaktorach BWR pręty regulacyjne mają kształt krzyża i są wsuwane od dołu do góry (odwrotnie niż w PWR). Trochę inaczej wygląda wiązka paliwa dla reaktorów CANDU - jej długość nie przekracza 50 cm a średnica 30 cm. Kilkanaście takich wiązek jest umieszczonych jedna za drugą w kanale chłodzącym wypełnionym ciężką wodą D₂O. Uran dla reaktorów CANDU nie wymaga wzbogacania, pozostawia się go w naturalnej formie 0,7% U-235, aczkolwiek w najnowszych wersjach tego typu reaktorów - ACR - używa się już uranu lekko wzbogaconego, co pozwala zmniejszyć rozmiary reaktora (chłodzenie zapewnia zwykła woda). Podobny rodzaj paliwa stosują Indie w swoich reaktorach ciężkowodnych PHWR (Pressurized Heavy Water Reactor) i AHWR (Advanced Heavy Water Reactor), wzorowanych zresztą na CANDU. W przypadku reaktorów wysokotemperaturowych (jak np. niemiecki THTR-300 oraz budowany obecnie w RPA reaktor PBMR) stosuje się paliwo umieszczone w kulach przypominających kule bilardowe. W tym przypadku rdzeń reaktora stanowi tzw. złoże usypane.

W obecnie eksploatowanych reaktorach energetycznych, w procesach rozszczepienia jądrowego wykorzystywane jest około 0,6% uranu wydobywanego ze środowiska. Do wytworzenia 1 TWh energii elektrycznej potrzebne jest około 23 tony uranu naturalnego. W paliwie jądrowym z masą uranu około 2,5 tony, rozszczepieniu ulega około 120 kg materiału rozszczepialnego. 

Przechowywanie wypalonego paliwa w basenach i tymczasowych przechowalnikach

Po osiągnięciu projektowego wypalenia paliwa (zwykle okres 1-2 lat) pręty paliwowe są wyjmowane z reaktora i umieszczane na kilka lat w basenie z wodą (tzw. mokry przechowalnik wypalonego paliwa). Zużyte pręty zawierają bardzo duże ilości silnie promieniotwórczych produktów rozpadu jąder które wydzielają stosunkowo duże ilości ciepła. Złożenie ich do basenu z wodą i przechowywanie przez dłuższy czas (od kilku do kilkudziesięciu lat) powoduje, że ich aktywność drastycznie spada a z czasem wydzielane są też coraz mniejsze ilości ciepła. Woda w basenie pełni rolę chłodziwa, które uniemożliwia samoistne przegrzanie się zużytych prętów.

Przerób wypalonego paliwa

Istnieją dwie możliwości postępowania z wypalonym paliwem - recykling (ponowny przerób) lub wysłanie do głebokiego składowiska geologicznego. Pierwsza możliwość jest w chwili obecnej (ze względu na bardzo niskie ceny uranu) droższa i raczej nieuzasadniona z punktu widzenia ekonomii, jednak uzasadniona z punktu widzenia ekologii (zmniejszenie objętości o 95%  oraz radiotoksyczności odpadów promieniotwórczych kierowanych do składowiska ostatecznego) i racjonalnej gospodarki surowcami (pozwala zaoszczędzić cenne zasoby uranu dla przyszłych pokoleń). Druga opcja jest tańsza ale bardziej uciążliwa dla środowiska i nieracjonalna z punktu widzenia gospodarki surowcami (z powodów opisanych wyżej).

W przypadku wyboru opcji recyklingu wypalonego paliwa dalsza procedura wygląda następująco:

Po ok. 10 latach składowania wypalonego paliwa w basenie na terenie elektrowni, wyjmuje się je i transportuje do zakładu przerobu wypalonego paliwa (termin "wypalone paliwo" oznacza po prostu paliwo zużyte, nie nadające się już do wykorzystania w reaktorze), gdzie oddziela się produkty rozszczepienia nie nadające się do ponownego użytku od plutonu (w czasie pracy każdego reaktora z U-238 powstają pewne ilości plutonu, przede wszystkim Pu-239) i resztek uranu, które można ponownie wykorzystać jako paliwo jądrowe (w wypalonym paliwie znajduje się 95% U-235, 1% Pu-239 i 4% produktów rozszczepienia, co oznacza że prawie całe wypalone paliwo nadaje się do wtórnego przerobu). 

Przerób wypalonego paliwa określa się też angielskim słowem reprocessing. Reprocessing polega na rozpuszczaniu w kwasie koszulek z pastylkami paliwowymi, a następnie rozseparowaniu wszystkich składników (łącznie z materiałem z którego były wykonane koszulki). Uran i pluton kierowane są  do zakładu produkcji paliwa MOX (Mixed OXides - paliwo uranowo-plutonowe będące mieszaniną tlenków uranu i plutonu). Przyjmuje się, że z każdych 2,5 t wypalonego paliwa można odzyskać około 28 kg plutonu, w którym znajduje się około 65% izotopów rozszczepialnych plutonu.

Pozostałą część wypalonego paliwa (4% pierwotnej masy, na co składają się produkty rozszczepienia i transuranowce z wyjątkiem plutonu) klasyfikuje się jako odpady i wysyła do składowiska ostatecznego głęboko pod ziemią (500-1000 m).

Unieszkodliwianie i składowanie odpadów promieniotwórczych

Odpadami promieniotwórczymi nazywamy odpady stałe, ciekłe lub gazowe, zawierające substancje promieniotwórcze lub skażone tymi substancjami.

Odpadami promieniotwórczymi są:

• Filtry wody w reaktorach jądrowych i zużyte wymieniacze jonowe (jonity)
• Materiały i narzędzia używane w rutynowej pracy przy instalacjach jądrowych, jak np. zawory, części pomp, fragmenty rurociągów
• Wyposażenie pracowni naukowych
• Pokrowce na buty, fartuchy, ściereczki, ręczniki papierowe itp., używane wszędzie tam, gdzie człowiek spotyka się z materiałami promieniotwórczymi
• Filtry używane do testów zanieczyszczenia powietrza materiałami promieniotwórczymi, a także ciecze używane czasem do rozpuszczania tych filtrów
• Pojemniki, ubrania, papier, wata, lignina, płyny i wyposażenie, które miały kontakt z materiałami promieniotwórczymi stosowanymi w medycynie
• Materiały biologiczne używane w badaniach naukowych w różnych działach medycyny i farmacji
• oraz pozostałości po przerobie wypalonego paliwa jądrowego, zwłaszcza produkty rozszczepienia.

Odpady promieniotwórcze powstają na kolejnych etapach technologicznych jądrowego cyklu paliwowego:

• Podczas przerobu rudy uranowej, po procesie mielenia, (ekstrakcja uranu z rudy), zostają promieniotwórcze hałdy, ilość porównywalna z ilością rudy
• Proces wzbogacania uranu w U-235 zostawia zubożony uran, stanowiący odpad w procesie wzbogacania uranu
• Wypalone paliwo w reaktorach – można wyekstrahować zeń rozszczepialne izotopy U-235 i Pu-239
• Przerób wypalonego paliwa pozostawia odpady wysokoaktywne i transuranowce. Wydobycie z wypalonego paliwa U, Pu i transuranowców przyspiesza zanik aktywności pozostałości z wypalonego paliwa. Usunięcie dodatkowo wszystkich aktynowców powodowałoby, że już po około 300 latach aktywność powstałego odpadu promieniotwórczego osiągałaby poziom aktywności uranu w glebie
• Przemysł zbrojeniowy pozostawia materiały zawierające długożyciowe transuranowce

Klasyfikacja odpadów promieniotwórczych:

1. Odpady wysokoaktywne HLW (od High-Level Waste): przerobione wypalone paliwo z reaktorów jądrowych i niektórych procedur podczas produkcji broni jądrowej. Zawierają silnie promieniotwórcze, krótko- i długo-życiowe fragmenty rozszczepienia, niebezpieczne związki chemiczne, toksyczne metale ciężkie. Mogą mieć postać ciekłą, np. z przerobu wypalonego paliwa
2. Odpady niskoaktywne LLW (od Low-Level Waste): z reaktorów, a także ze źródeł promieniotwórczych (nauka, przemysł i medycyna)
3. Odpady transuranowe TRU (od TRansUranium), których dostarczają fabryki przerobu paliwa oraz nuklearny przemysł zbrojeniowy
4. Odpady o pośredniej aktywności ILW (od Intermediate Level Waste), w Wielkiej Brytanii materiały o aktywności właściwej beta i gamma większej od 1,2x107 Bq/kg oraz aktywności alfa ponad 4x106 Bq/kg
5. Odpady o bardzo niskiej aktywności VLLW (od Very Low Level Waste), aktywność właściwa alfa, beta i gamma < 400 Bq/kg

Odpady wysokoaktywne są najpierw witryfikowane (czyli zatapiane  w szkle. Produktem tego procesu są bardzo trwałe i łatwe do przechowywania cylindry o strukturze szkliwa) w postaci cylindrów szklanych o bardzo wysokiej odporności na wymywanie przez wodę. Odporność tę potwierdziło wiele doświadczeń, w których wykazano, że przez tysiąc lat zaledwie mały ułamek procenta odpadów przenika do wody, nawet jeśli zeszklone odpady są omywane wodą. W rzeczywistości nie dopuszczamy do tego, bo zeszklone odpady są zamykane w pojemniki z miedzi lub stali nierdzewnej, nie dopuszczające do kontaktu wody ze szkłem. Jak długo pojemnik miedziany jest szczelny, żadne radioizotopy nie mogą wydostać się na zewnątrz. Główne zagrożenie stanowi korozja (powodowana przez tlen i związki siarki rozpuszczone w wodach podziemnych) i ruchy górotworu, które mogą spowodować pęknięcie pojemnika.

Miedź jest materiałem bardzo odpornym na działanie agresywnych substancji w wodzie podziemnej. Wkładka stalowa lub żeliwna pozwala pojemnikowi znieść ogromne obciążenia mechaniczne bez uszkodzenia.

Pojemnik jest otoczony warstwą gliny bentonitowej, zwanej buforową, która zabezpiecza pojemnik przed małymi ruchami skały i utrzymuje go na miejscu. Ta warstwa buforowa spełnia dwie dodatkowe funkcje. Bentonit puchnie w zetknięciu z wodą, co zabezpiecza znakomicie przed przeniknięciem wody do wnętrza pojemnika. Jednocześnie glina bentonitowa działa jako filtr. Radionuklidy przylegają do powierzchni cząstek gliny. W mało prawdopodobnym przypadku pęknięcia pojemnika, ogromna większość radionuklidów pozostanie wewnątrz pojemnika. Większość z tych, które wydostaną się z pojemnika, zostanie schwytana przez cząstki gliny bentonitowej. Transport radionuklidów na powierzchnię będzie w ten sposób skutecznie opóźniony, co zapewni dalszy rozpad radioaktywny i zmniejszenie aktywności odpadów zanim wydostaną się na powierzchnię.

Również skała opóźnia transport radionuklidów. Główną jej funkcją jest jednak zabezpieczenie pojemnika i warstwy buforowej przed uszkodzeniem mechanicznym i zapewnienie stabilnego środowiska chemicznego. Dla całości pojemnika ważne jest, by wody podziemne nie zawierały rozpuszczonych tlenków. Niska prędkość przesączania wody przez skałę jest wielką zaletą wspomagającą utrzymanie systemu barier. Taki system barier przyjęto w Szwecji do przechowywania wypalonego paliwa, a podobne układy barier stosowane są w przechowalnikach paliwa zaprojektowanych w innych krajach np. w Finlandii, USA, Japonii czy w Korei.

Postępowanie z odpadami promieniotwórczymi (unieszkodliwianie) ma trzy cele: maksymalnie zmniejszyć objętość odpadów, zapewnić im odporność na działanie wody i rozpraszanie oraz przechować w sposób nie zagrażający środowisku.

Podsumowując, system barier zapobiegających rozprzestrzenianiu się substancji promieniotwórczych oraz pochłaniających promieniowanie składa się z 6 elementów:

• Tworzenie trudno rozpuszczalnych związków chemicznych (koncentratów) wiążących izotopy promieniotwórcze
• Materiał wiążący (spoiwo), który służy do zestalania odpadów, co przeciwdziała rozsypaniu, rozproszeniu, rozpyleniu i wymywaniu substancji promieniotwórczych, np. beton (osłona biologiczna), asfalt, polimery organiczne i masy ceramiczne
• Opakowanie odpadów, zabezpieczające je przed uszkodzeniami mechanicznymi, działaniem czynników atmosferycznych i kontaktem z wodą. Stałe lub zestalone odpady zamykane są w pojemnikach metalowych lub betonowych i w tej postaci przewożone i składowane
• Betonowa konstrukcja składowiska, zabezpiecza odpady przed działaniem czynników atmosferycznych, zapobiega korozji opakowań oraz migracji substancji promieniotwórczych z miejsca ich składowania
• Struktura geologiczna terenu. Teren asejsmiczny, niezatapialny (np. w czasie powodzi) mało przydatny gospodarczo i oddalony od skupisk ludzkich. Poziom wód gruntowych niższy od poziomu składowiska, a skład podłoża musi przeciwdziałać migracji radionuklidów
• Impregnująca warstwa bitumiczna pokrywająca wierzchnią warstwę betonu, zapobiega m.in. przenikaniu wód opadowych do strefy składowania odpadów, uniemożliwia korozję opakowań oraz wymywanie substancji promieniotwórczych

Wyboru lokalizacji składowiska nie dokonuje się przypadkowo. Muszą istnieć sprzyjające warunki geologiczne i hydrogeologiczne terenu, ludność musi mieć zagwarantowaną ochronę przed uwolnieniem się odpadów promieniotwórczych, należy zabezpieczyć składowisko przed przypadkowym wejściem na jego teren osób postronnych a także należy zagwarantować bezpieczeństwo ludności zarówno w okresie działania składowiska jak i po jego zamknięciu. Niezbędne są również rekompensaty finansowe dla ludności, ponieważ obecność składowiska obniża wartość terenu i zabudowań , a ludność, w obawie o swoje zdrowie (aczkolwiek nieuzasadnionej), będzie domagała się lepszej opieki medycznej, sprawniejszego systemu ratowniczego, lepszych dróg dojazdowych. Zmniejszeniu ulegną też wpływy z podatków, więc trzeba je równoważyć opłatami operatora składowiska.

Równie istotną kwestią jest akceptacja społeczna składowiska. Ludność terenu, na którym planuje się zainstalować składowisko musi mieć pewność, że w każdej chwili będzie mogła skontrolować prawidłowość działania składowiska poprzez wybrane przez siebie służby monitorujące środowisko naturalne, i że zawsze będzie traktowana jak równorzędny partner. Odpowiedzialni za pracę składowiska muszą na terenie swego działania prowadzić odpowiednią edukację dotyczącą promieniowania jonizującego.

Składowiska odpadów wysokoaktywych w Szwecji i Finlandii (właściwie składowiska wypalonego paliwa jądrowego, gdyż w tych krajach nie praktykuje się recyklingu paliwa z powodów politycznych, głównie oporu partii Zielonych) cieszą się dużym poparciem okolicznych mieszkańców (70-90%), którzy mocno zabiegali o to by składowisko zostało ulokowane właśnie u nich. Przed ostatecznym wyborem miejsca na składowisko rywalizowało ze sobą kilkanaście gmin.

Odpady promieniotwórcze w Polsce

W Polsce jedyne składowisko odpadów promieniotwórczych znajduje się w miejscowości Różan w województwie mazowieckim.

Problem unieszkodliwiania odpadów promieniotwórczych powstał w Polsce w 1958 roku, z chwilą uruchomienia w Instytucie Badań Jądrowych w Świerku koło Otwocka pierwszego badawczego reaktora jądrowego EWA. Oprócz gromadzonych w b. Instytucie Badań Jądrowych w Świerku, pochodzących z importu, wykorzystanych już źródeł promieniotwórczych oraz odpadów powstających podczas konfekcjonowania izotopów (Biuro Dystrybucji Izotopów) pojawiły się nowe rodzaje odpadów, tzn. koncentraty promieniotwórcze (zużyte jonity z układów oczyszczania wód obiegów chłodzenia reaktora, szlamy postrąceniowe będące wynikiem oczyszczania ścieków promieniotwórczych itp.), wymagające dalszego przetwarzania.

W wyniku intensywnych działań już w roku 1961 po odpowiednich przygotowaniach inżynieryjno-technicznych oddano do eksploatacji w miejscowości Różan nad Narwią składowisko odpadów promieniotwórczych, które wtedy otrzymało nazwę Centralna Składnica Odpadów Promieniotwórczych. Na składowisko to przeznaczono dawny fort wojskowy z lat 1905-1908, który po przeprowadzeniu niezbędnych analiz i badań hydrogeologicznych, wytypowano spośród podobnych obiektów na terenie Polski.

Zaleta fortów to grube (1,2 - 1,5 m) ściany i stropy betonowe. Zapewniają one pełną osłonność biologiczną ulokowanym w nich odpadom. Składowisko zajmuje obszar 3,045 ha i jest korzystnie usytuowane w miejscu tzw. wyniosłości topograficznej. Wody gruntowe znajdują się pod warstwą gliny o bardzo małej przepuszczalności i warstwą gleby o właściwościach sorpcyjnych na głębokości kilkunastu metrów poniżej składowiska. Skład podłoża przeciwdziała skutecznie migracji odpadów, które mogłyby na skutek nieszczęśliwych wydarzeń przeniknąć do gleby.

Odpady składuje się w budowlach betonowych, bunkrach oraz w fosie. W tej ostatniej przechowuje się jedynie odpady nie zawierające długożyciowych nuklidów alfapromieniotwórczych. Dno i zbocza fosy pokryte są 20 cm warstwą betonu. Długożyciowe odpady alfapromieniotwórcze składowane są w betonowych budowlach fortu, komora po komorze, aż do całkowitego ich wypełnienia. Wypełnioną komorę zamyka się szczelnie lub zamurowuje. Odpady te, przed ostatecznym zamknięciem składowiska w Różanie, będą przeniesione do składowiska docelowego, tzw. składowiska głębokiego.

Rozpoczęcie w 1961 r. eksploatacji Centralnej Składnicy Odpadów Promieniotwórczych w Różanie spowodowało konieczność opracowania i wdrożenia pełnej technologii unieszkodliwiania odpadów, obejmującej redukcję ich objętości i procesy zestalania, pozwalającej na przekształcanie odpadów w formę dogodną do bezpiecznego transportu i długotrwałego składowania. Wymagało to również budowy nowych obiektów i instalacji unieszkodliwiania odpadów.

Przed wprowadzeniem do KSOP odpady są przygotowywane (kondycjonowane) do składowania. Przygotowanie to obejmuje prasowanie odpadów dla zmniejszenia ich objętości, zatopienie ich w żywice lub betonowanie dla zapewnienia, że będą one stabilne i odporne na ewentualne wymywanie, a następnie zamknięcie w pojemnikach osłonowych i szczelnych, odpornych na wilgoć i normalne wydarzenia mogące wystąpić w transporcie.

Zarówno na terenie KSOP jak i wokoło niego prowadzi się monitoring lokalny, który pozwala na ocenę sytuacji radiologicznej, ocenę zagrożenia radiacyjnego ludności a także badanie długookresowych zmian radioaktywności. Monitoring jest prowadzony przez instytucje niezależne od prowadzącego eksploatację KSOP Zakładu Unieszkodliwiania Odpadów Promieniotwórczych ZUOP, a mianowicie:

• Państwowy Instytut Geologiczny
• Dozór Jądrowy Państwowej Agencji Atomistyki
• Laboratorium Pomiarów Dozymetrycznych IEA

W otoczeniu KSOP prowadzi się pomiary stężeń substancji promieniotwórczych w wodach rzeki Narew, w wodach studziennych, źródlanych oraz gruntowych. Wszędzie obserwuje się stężenia substancji promieniotwórczych nie odbiegające od wartości normalnie obecnie występujących w środowisku naturalnym. Poza strefą 300 m od składowiska stężenia te nie przekraczają pojedynczych bekereli na litr.

Kontrola radiologiczna obejmuje następujące punkty:

• gleba, trawa i zboża z otoczenia składowiska
• woda gruntowa z odwiertów kontrolnych (piezometrów) umieszczonych na terenie i w otoczeniu składnicy
• woda z Narwi
• powietrze atmosferyczne
• poziom promieniowania gamma na terenie i w otoczeniu składowiska.

Niezależna kontrola trzech różnych instytucji nie związanych w żaden sposób z prowadzącym eksploatację składowiska ZUOP-em zapewnia bezstronne informacje o stanie radiacyjnym składowiska i o zdrowiu ludzi. W ciągu pół wieku nie zdarzyły się przypadki narażenia ludzi ani wycieków substancji radioaktywnych do otoczenia poza granice KSOP. Aktywność wody w źródle, wody wodociągowej i wody w wysięku do Narwi jest niska i zawiera się w granicach tła naturalnego. Zdrowie ludności należy do najlepszych w Polsce, co najlepiej świadczy o braku ujemnego wpływu składowiska na środowisko i okolicznych mieszkańców.

W początkowym okresie zagadnieniem unieszkodliwiania odpadów promieniotwórczych zajmowała się Centrala Odpadów Promieniotwórczych (COP) b. Instytutu Badań Jądrowych (IBJ), będąca w strukturze organizacyjnej instytutu gospodarstwem pomocniczym.

W roku 1970 COP przekształcono w Zakład Unieszkodliwiania Substancji Promieniotwórczych (ZUSP), który następnie włączony został do nowoutworzonego Ośrodka Reaktorów i Produkcji Izotopów (ORiPI) w Instytucie Energii Atomowej (IEA), powstałym w 1983 roku po likwidacji IBJ.

W roku 1988, po wyodrębnieniu się ORiPI z IEA i utworzeniu Ośrodka Badawczo-Rozwojowego Izotopów, ZUSP znalazł się w strukturze Instytutu Energii Atomowej. Decyzją Dyrektora IEA, z dniem 1 stycznia 1994 roku został przekształcony w Zakład Doświadczalny Unieszkodliwiania Odpadów Promieniotwórczych (ZDUOP) z rozszerzoną, w stosunku do innych zakładów instytutu, samodzielnością finansową.

Z dniem 1 stycznia 2002 r. ZDUOP IEA przekształcony został w przedsiębiorstwo państwowe użyteczności publicznej p.n. Zakład Unieszkodliwiania Odpadów Promieniotwórczych.

W tekście wykorzystano:

1. Materiały informacyjne Państwowej Agencji Atomistyki (PAA) oraz Zakładu Unieszkodliwiania Odpadów Promieniotwórczych (ZUOP) w Świerku
2. fragment artykułu dr. inż. Andrzeja Strupczewskiego "Czy powinniśmy się obawiać odpadów radioaktywnych"
3. fragment artykułu prof. Stefana Chwaszczewskiego pt. "Cykl paliwowy: otwarty czy zamknięty. Czy to wystarczy?"
   
4. fragmenty artykułów "Cykl Paliwowy" oraz "Odpady Promieniotwórcze w Polsce" na stronie www.atom.edu.pl