Spis treści

I.   Wstęp

II.  Rodzaje Promieniowania Jonizującego

1.) cząstki  a

2.) szybkie elektrony, zwane cząstkami b

3.) promieniowanie g i rentgenowskie

4.) cząstki nietrwałe

III. Jednostki Powszechnie Stosowane

- Bekerel, Grej, Rentgen, Siwert

IV. Oddziaływanie Biologiczne Promieniowania

- uszkodzenia: somatyczne, genetyczne

- uszkodzenia genetyczne: stochastyczne, niestochastyczne

V.   Źródła Odpadów Promieniotwórczych

VI.  Charakterystyka Odpadów Promieniotwórczych

VII. Unieszkodliwianie Odpadów Promieniotwórczych

- bariery naturalne

- bariery sztuczne

VIII. Technologie Przetwarzania i Zestalania Odpadów Promieniotwórczych

- odpady: ciekłe, stałe

- asfaltowanie

- zestalanie

IX.    Transport Odpadów Promieniotwórczych

X.      Lokalizacja Składowiska Odpadów Promieniotwórczych

- kategoryzacja walorów wybieranych obszarów

- naturalne analogii składowisk

XI.     Składowanie Odpadów Promienio­twórczych w Krajach Europejskich

                - Bułgaria

                - Finlandia

                - Francja

                - Hiszpania

                - Niemcy

                - Republika Czeska

                - Słowacja

                - Węgry

                - Wielka Brytania

                - Kraje byłego Związku Radzieckiego

XII.  Krajowe Składowisko Odpadów Promieniotwórczych w Różanie

XIII. Podsumowanie

XIV. Literatura

XV.  Spis tabel, rysunków i schematów

I. Wstęp

Unieszkodliwianie odpadów promieniotwórczych związane jest z ochroną obecnych i przyszłych generacji przed niedo­puszczalnym narażeniem na promieniowanie jonizujące pochodzące od materiałów wytwarzanych przez człowieka. Technologie unieszkodliwiania odpadów promieniotwór­czych w odróżnieniu od innych odpadów niebezpiecznych uzależnione są od specyficznej właściwości tych odpadów, polegającej na stopniowym zaniku ich aktywności. Proce­sem decydującym o stopniowym zaniku ich aktywności jest naturalny rozpad promieniotwórczy definiowany przez czas połowicznego zaniku, którego nie można zmienić. Unieszkodliwianie odpadów promieniotwórczych w ogól­nym pojęciu polega na zastosowaniu szeregu technologicznych zabiegów obejmujących redukcję ich objętości, procesów zestalania oraz innych pozwalających na ich przekształcenie w formę dogodną i bezpieczną do transpor­tu oraz składowania do czasu, po którym odpady utracą swoją aktywność.

Duża część wytworzonych odpadów pro­mieniotwórczych, zarówno pod względem ilości jak i aktywności, związana jest z produkcją energii elek­trycznej w elektrowniach jądrowych. Natomiast ilości i aktywności odpadów pochodzących z produkcji  i zastosowań izotopów promieniotwórczych są względnie małe (w zależności od kraju). Niezależnie od źródła, odpady promieniotwór­cze wymagają odpowiedniego przetworzenia, ze­stalenia, a w końcu składowania. Zależnie od ro­dzaju odpadów składowanie ostateczne rozpatry­wane jest na składowiskach powierzchniowych lub głębokich. Obecnie odpady promieniotwórcze z reguły składowane są na terytorium kraju, w którym po­wstały. Wiele krajów posiada ustawodawstwo za­braniające importu odpadów promieniotwórczych  w celu ostatecznego składowania. Nie dotyczy to  jednak sytuacji, gdy odpady są przewożone w celu przetworzenia, z czym może się wiązać koniecz­ność ich okresowego składowania.

Powstanie odpadów promieniotwórczych w większości krajów na świecie ma ścisły związek z programami rozwoju energetyki jądrowej. Energetyka jądrowa jest źródłem nie tylko odpa­dów związanych z jej eksploatacją (odpady eksplo­atacyjne i wypalone paliwo), ale również odpadów pochodzących z produkcji świeżego paliwa oraz li­kwidacji obiektów techniki jądrowej (nie tylko elek­trowni jądrowych). Odpady promieniotwórcze z medycyny, przemysłu czy nauki powstają prawie w każdym kraju. Ilo­ści ich są niewielkie i zawierają często izotopy o bar­dzo krótkich czasach półrozpadu, co umożliwia ich usunięcie do środowiska po odczekaniu odpowied­niego, zazwyczaj dość krótkiego okresu, nie prze­kraczającego zazwyczaj 120 dni. Specjalnej jednak uwagi wymagają źródła zamknięte o dużej aktywności, stosowane w medy­cynie czy przemyśle. Na świecie problem ten rozwiązywany jest niejako przy okazji z wypalonym paliwem i odpadami wysokoaktywnymi. W Polsce nie ma do tej pory możliwości ostatecznego składowania tych źródeł.

Pierwsze znane składowisko odpadów promienio­twórczych powstało w Oak Ridge, Tennesse (USA)  w 1944 roku. Było to składowisko typu powierzch­niowego i nie różniło się niczym od wysypiska śmie­ci komunalnych. Składowanie odpadów promieniotwórczych ma  na celu izolowanie ich w taki sposób, aby nie stwo­rzyły zagrożenia radiologicznego dla ludzi i środowi­ska. Właściwy stopień izolacji można uzyskać dla różnych sposobów składowania. Składowanie po­wierzchniowe, jako jedno z możliwych rozwiązań, jest stosowane w wielu krajach nawet bardzo zaa­wansowanych w wykorzystaniu technik jądrowych. Na takich składowiskach, obiekty, w których są składowane odpady promieniotwór­cze, lokalizowane są bezpośrednio na powierzchni  lub kilka metrów poniżej poziomu gruntu (maks. do  50 m). Składowiska powierzchniowe przeznaczone są głównie dla odpadów nisko- i średnio-aktywnych zawierających izotopy krótko życiowe (T_1/2 < 30 lat).  Zawartość izotopów długożyciowych nie może prze­kraczać poziomów uznawanych za nie znaczące  (decyduje o tym organ nadzorujący). Obecnie składowiska powierzchniowe eksploa­towane są m.in. w Kanadzie, Francji, Stanach Zjed­noczonych i Wielkiej Brytanii. Ich konstrukcja jest  zróżnicowana, co wynika z warunków konkretnej lo­kalizacji. W przypadku np. składowiska La Manche  we Francji (La Hague) zbudowano specjalne zabez­pieczenie przed dostępem wody gruntowej (specjal­na konstrukcja z układem warstw izolujących). W Polsce eksploatowane jest obecnie tylko jed­no składowisko zlokalizowane w miejscowości Różan, 90 km od Warszawy. Ma ono status Krajo­wego Składowiska Odpadów Promieniotwórczych.

Składowiska powierzchniowe nie są jedynym  sposobem składowania odpadów promieniotwór­czych, zwłaszcza gdy rozpatrywane są omawiane dalej okresy znacznie powyżej 30 lat. Uważa się jednak po­wszechnie, że do czasu znalezienia rozwiązań  ostatecznych (składowanie w głębokich formacjach geologicznych, transmutacje) dają one gwarancję  pełnego bezpieczeństwa dla ludzi i środowiska na­turalnego w zakładanym okresie eksploatacji, oczy­wiście, jeżeli zostaną zachowane wymagania co do lokalizacji i budowy tego typu składowisk.

II. Rodzaje Promieniowania Jonizującego

Organizmy żywe na Ziemi już od początku swego istnienia poddawane były, chociaż ze zmiennym natężeniem, oddziaływaniu promieniowania joni­zującego, to jest takiego, które przechodząc przez materię (żywą czy martwą) powoduje rozbijanie związków chemicznych, wzbudzanie cząsteczek i ato­mów i tworzenie różnego rodzaju jonów. Jest to proces przekazywania materii energii promieniowania jonizującego, przy czym energia pierwotna zostaje zamieniona w końcowej fazie częściowo w ciepło, a częściowo w energię jonizacji i wzbudzenia atomów i cząsteczek. W rezultacie wzdłuż drogi cząstki promieniowania jonizującego powstaje swoisty pas „zniszczeń". Istota omawianych zjawisk związana jest z wielkością energii promienio­wania jonizującego. Energie te są rzędu od tysięcy elektronowoltów (keV) do pojedynczych megaelektronowoltów (MeV). Energie cząstek pobudzonych jonów i elektronów to elektronowolty lub ich części. Dla zobrazowania tych energii przypomnijmy, że np. energia ruchu cieplnego w temperaturze pokojowej jest rzędu 0,025 elektronowolta (eV). Widzimy więc, że jedna cząstka o energii rzędu megaelektronowolta „poszturchuje", mocniej lub słabiej, miliony atomów ciała, przez które przechodzi. Jest to ważna, warta zapamiętania cecha omawianych dalej zjawisk.

Istnieje kilka rodzajów cząstek wywołujących jonizację materii:

        1.) Cząstki  a, czyli jądra atomu helu. Cechą charakterystyczną promienio­wania a jest bardzo krótki zasięg w materii, zwykle kilkadziesiąt mikronów, i duża gęstość jonizacji, czyli mówiąc popularniej, duża gęstość zniszczeń pozostawionych wzdłuż drogi takiej cząstki. Cząstki a wraz z protonami i jądrami cięższych pierwiastków są składnikami pierwotnego promieniowa­nia kosmicznego, a wówczas ich energie wynoszą miliardy, a nawet setki miliardów elektronowoltów. Można wyróżnić składową słoneczną promie­niowania kosmicznego, w której energie cząstek są już znacznie mniejsze i wynoszą zwykle kilka MeV. Innym źródłem cząstek a są niektóre izotopy najcięższych pierwiastków występujących na Ziemi. Energia cząstek a z tych źródeł wynosi zwykle kilka MeV Niektóre z pierwiastków promieniotwór­czych zostały wykorzystane przez człowieka jako paliwo reaktorów atomo­wych. Powstaje tam wiele nowych a-promieniotwórczych pierwiastków, niekiedy bardzo aktywnych, których normalnie w przyrodzie nie spotykamy. Najpopularniejsze z nich to ameryk i pluton, oba stosowane w detektorach dymu, a pluton również w broni jądrowej.

        2.) Szybkie elektrony, zwane cząstkami b, gdy emitowane są przez nie­trwałe jądra atomowe. Źródłem tego promieniowania są przede wszystkim naturalne pierwiastki promieniotwórcze, produkty rozpadu jąder atomowych w reaktorach jądrowych, ale też stanowią one składnik wtórnego promienio­wania kosmicznego. Cząstki b wywołują znacznie mniejszą gęstość jonizacji wzdłuż swej drogi niż cząstki a i mają znacznie większy od nich zasięg w materii, do kilku milimetrów. Tory takich cząstek w materii mają postać nieregularnie wijących się ścieżek.

Szybkie elektrony mogą być stosunkowo prosto wytworzone przez czło­wieka. Elektrony przyspiesza się przez odpowiednio uformowane pola ele­ktryczne i magnetyczne, np. w akceleratorze elektronów zwanym betatronem. Szybkie elektrony są powszechnie wykorzystywane w technice i medycynie, bezpośrednio jako cząstki jonizujące, bądź do wytwarzania promieniowania elektromagnetycznego o dużej energii. Jest to bardzo cenione źródło promie­niowania jonizującego, gdyż można je po użyciu wyłączyć, jak każdy inny aparat elektryczny, i przestaje być niebezpieczne. Zadziwiające jest, jak różnorodne zastosowanie mają szybkie elektrony w medycynie, nauce i technice. Używa się ich nie tylko w laboratoriach i fabrykach, ale i w naszych mieszkaniach, np. w telewizorach, monitorach komputerowych, jarzeniów­kach. Elektron przechodząc przez materię traci energię w kolejnych zderzeniach z elektronami. Ze względu na równość mas zderzających się cząstek, elektron może stracić w jednym zderzeniu dużą część swojej energii. Zasięg elektro­nów o energii 1 MeV wynosi w aluminium 1,5 mm, a elektronów o energii 5 MeV wzrasta do 10 mm. Elektron jako cząstka naładowana traci swoją energię na jonizację materii, przez którą przechodzi ale będąc cząstką lekką, istotną część swojej energii emituje w postaci fal elektromagnetycznych. Promieniowanie to, zwane promieniowaniem hamo­wania, obecne jest podczas działania telewizora, monitora komputerowego i podobnych urządzeń.

        3.) Promieniowanie g i rentgenowskie jest promieniowaniem elektro­magnetycznym o bardzo wysokiej częstości. Energie tego promieniowania zawierają się z grubsza w granicach od kilkudziesięciu keV do wielu MeV. Cząstki tego promieniowania to elektrycznie obojętne kwanty, z których każdy może być pochłonięty tylko w całości, nie może więc tracić w oddzia­ływaniu części swej energii (co zachodziło w przypadku innych rodzajów promieniowania). Powoduje to, że promieniowanie g lub rentgenowskie jest bardzo przenikliwe i nie można określić jego zasięgu w materii. Interesuje nas raczej grubość warstwy materii potrzebna, aby osłabić np. dwukrotnie natężenie tego promieniowania (tzn. warstwa pochłaniająca połowę kwantów tego promieniowania). Jonizacyjne oddziaływanie promieniowania g z mate­rią ma charakter pośredni. Kwant g oddziałuje z atomem przekazując jego elektronowi energię, przez co staje się on elektronem swobodnym. Tak wytworzone cząstki wtórne stają się dopiero przyczyną jonizacji materii. Intensywność promieniowania rejestrowana w detektorze po przejściu przez warstwę materii maleje wykładniczo w zależności od grubości tej warstwy. Współczynnik przy tej zależności wykładniczej nazywamy linio­wym współczynnikiem pochłaniania. Zależy on od energii promieniowania i materiału absorbenta. Liczbowa wartość współczynnika określa taką grubość materiału, która osłabia natężenie promieniowania e razy (e = 2,74...). Linio­wy współczynnik pochłaniania dosyć regularnie zmienia się wraz z liczbą masową absorbenta, największe wartości osiągając dla najcięższych pierwia­stków. Z tego względu ołów, pierwiastek o wysokiej liczbie atomowej, mający kilka izotopów stabilnych, jest tak powszechnie stosowany na osłony przed promieniowaniem g i X. Dla zorientowania się w zdolności osłabiania promieniowania g przez różne materiały warto podać, że dla kwantów o energii 1 MeV współczynnik pochłaniania wynosi 6,2 cm w przypadku aluminium, dla ołowiu 1,26 cm, dla powietrza 110 m i dla tkanki biologicznej lub wody 14,3 cm. Często stosuje się też połówkowe grubości osłabiania, określone jako grubość warstwy, po przejściu której natężenie promieniowania maleje do połowy. Za pochłanianie kwantów przechodzących przez materię odpowiedzialne są trzy procesy: zjawisko fotoelektryczne, rozpraszanie comptonowskie i produkcja par.

Promieniowanie elektromagnetyczne klasyfikowane jest zwykle ze względu na źródło jego wytwarzania. Mówimy więc o promieniowaniu g, gdy jego źródłem jest jądro atomowe, i o promieniowaniu rentgenowskim, gdy wytwarzają go szybkie elektrony hamowane w ciężkim metalu lampy rent­genowskiej. Użyteczność promieniowania rentgenowskiego wynika z faktu, że jest ono dostatecznie przenikliwe dla materiałów zbudowanych z lekkich pierwia­stków, z jakich zbudowana jest miękka tkanka ciała ludzkiego, a silnie tłumione przez pierwiastki ciężkie, np. wchodzące w skład kości. Tłumienie przez ciężkie pierwiastki jest ważne, gdyż ze względów bezpieczeństwa chcemy zwykle ograniczyć obszar działania promieniowania.

        4.) Ostatni rodzaj promieniowania to neutrony i różnego rodzaju cząstki nietrwałe, takie jak mezony p, miony itp. Promieniowanie tego rodzaju stanowi składnik wtórnego promieniowania kosmicznego, tzn. takiego, które powstaje w wyniku zderzeń pierwotnych bardzo szybkich cząstek kosmicznych z jądrami atomów atmosfery ziem­skiej. Tego typu promieniowanie odpowiedzialne jest za wytwarzanie pew­nych naturalnych pierwiastków promieniotwórczych.

Naturalny poziom promieniowania neutronowego był dawniej bardzo niski i mógł nie być brany pod uwagę. Sytuacja zmieniła się gwałtownie w wyniku działalności człowieka. Reaktory jądrowe i bomby nuklearne są potężnymi źródłami promieniowania neutronowego. Neutrony nie mają ła­dunku elektrycznego i dlatego bez trudu przenikają do jąder atomowych, czyniąc je nietrwałymi. Bardzo trudno jest osłonić się przed promieniowa­niem neutronowym. Dlatego też promieniowanie to należy zaliczyć do naj­bardziej niebezpiecznego dla materii żywej.

Promieniowanie jonizujące to promieniowanie kosmiczne i promieniowanie pierwiastków promieniotwórczych (ra­dionuklidów). Radionuklidy można podzielić na dwie grupy:

1 - radionuklidy powstające w wyniku reakcji jądrowych zachodzących pomiędzy cząstkami promieniowania kosmicznego i jądrami niektórych pierwiastków znaj­dujących się w powietrzu np. ³H, ⁷Be, ¹⁴C;

2 - radionuklidy utworzone w okresie formowania się sys­temu słonecznego. Charakteryzuje je długi okres połowicznego rozpadu, porów­nywalny do czasu istnienia ziemi. Do tej grupy zalicza się ra­dionuklidy, pochodne długo żyjących pierwiastków macierzystych trzech naturalnych szeregów promieniotwórczych: torowego, uranowo-radowego oraz uranowo-aktynowego.

O wielkości dawki promieniowania otrzymywanej ze źró­deł naturalnych decyduje promieniowanie szeregu torowe­go, uranowo-radowego oraz potasu ⁴⁰K (izotop będący składnikiem mieszaniny potasu naturalnego). Jednym z radionuklidów szeregu torowego jest toron (²²⁰Rn), a uranowo-radowego radon (²²²Rn). Są to gazy, które w wy­niku swego rozpadu tworzą kolejne nuklidy tych szeregów.

Przy ocenie informacji o promieniowaniu ważna jest znajo­mość wartości mocy dawki ziemskiego tła promieniowania.

III. Jednostki Powszechnie Stosowane

Do opisu narażenia na promieniowanie jonizujące stosuje się różne jednostki w zależności od tego czy przedmiotem zain­teresowania jest ładunek, energia czy też efekt biologiczny.

Bekerel [Bq] - jednostka aktywności źródła promieniowa­nia. Źródło posiada aktywność 1 Bq jeżeli w ciągu sekundy następuje w nim jeden rozpad. 1 Bq = 1 rozpad/s.

Grej [Gy] - jednostka dawki pochłoniętej. Dawka pochło­nięta jest to energia przekazywana przez to promieniowanie jednostce masy materii. Jeden kilogram materii pochłoną dawkę 1 Gy, jeżeli wydzielona w nim energia wyniosła 1 J (dżul). Jednostką 100 razy mniejszą od greja jest rad. Jed­nostka ta opisuje absorpcję energii dowolnego rodzaju przez dowolne środowisko.

Rentgen [R] - jednostka ładunku elektrycznego indukowa­nego w materii. 1 rentgen (1 R) odpowiada promieniowaniu rentgenowskiemu lub g, które w 1 cm³ powietrza (w warun­kach normalnych) wytwarza jednostkę ładunku elektrosta­tycznego w postaci jonów dodatnich i ujemnych. Doświad­czalnie stwierdzono, że do wytworzenia jednej pary jonów w powietrzu w warunkach normalnych potrzeba 5,2x10^-18J. Tak więc 1 R = 83x10^-7J/g powietrza.

Siwert [ 1 Sv] - biologiczny równoważnik dawki. Biolo­giczny równoważnik dawki jest równy liczbowo pochłonię­tej energii mierzonej w grejach pomnożony przez współ­czynnik określający jakość promieniowania. Biologiczny równoważnik dawki może być liczony dla poszczególnych organów lub dla całego ciała.

IV. Oddziaływanie Biologiczne Promieniowania

Biologiczne oddziaływanie promieniowania związane jest ze zmianami w funkcjonowaniu podstawowej komórki i spowodowane jest jonizacją i wzbudzaniem atomów ży­wych komórek. Powstają wówczas bardzo aktywne che­micznie rodniki, jony lub zjonizowane grupy atomów, któ­re w sposób istotny wpływają na przebieg procesów chemicznych zachodzących w żywej komórce. Biorąc pod uwagę, że organizmy biologiczne zawierają wodę można zrozumieć, że promieniowanie powoduje wytwarzanie czą­stek (takich jak H⁺, H₂, H₂0^-, H₂0⁺, e^-, e⁺, H0₂, H₃0^-, i H₂0₂), z których niektóre są bardzo aktywne. Ich wysoka aktywność polega na tym, że mogą reagować z proteinami, a w szczególności dezaktywować enzymy w wyniku prze­rywania wiązania wodorowego S – H. W wyniku zahamo­wania działania enzymu komórka może dalej rosnąć, lecz nie następuje jej podział. Ponadto proteiny odgrywają waż­ną rolę w tworzeniu błon komórkowych. Uszkodzenia popromienne powodują, że błony komórkowe stają się prze­puszczalne i nienormalna wymiana substancji poprzez uszkodzoną błonę komórkową może wywołać czasową lub długotrwałą chorobę.

Uszkodzenia popromienne wywoływane u poszczególnych osób można ogólnie podzielić na somatyczne i genetyczne

1) somatyczne - uszkodzenia wywoływane w organizmie poddanym napromieniowaniu, takie jak np. rumień skóry, zaćma, rak itp.;

2) genetyczne - uszkodzenia oznaczające zmiany dzie­dziczne lub mutacje w komórkach rozrodczych.

Zgodnie z innym sposobem klasyfikacji skutki napromie­niowania można podzielić na:

    1) stochastyczne, w których skutek naświetlania nie jest uzależniony wprost od pochłoniętej dawki, a jej wiel­kość zwiększa jedynie prawdopodobieństwo zachoro­wania. Typowym przykładem skutków stochastycznych jest nowotwór zwany białaczką (np. po napromieniowaniu pewnej ilości osób - kilka z nich zachoruje na białaczkę, ale trudno jest przewidzieć, która z nich). Zdarza się, że osoba, która napromieniowana została większą dawką pozostaje zdrowa, podczas gdy osoba napromieniowana dawką mniejszą zachoruje; skutki stochastyczne promieniowania jonizującego mają tą ce­chę, że nie są odróżniane od zachorowań wywołanych innymi przyczynami;

    2) niestochastyczne, które bezpośrednio są zależne od wielkości pochłoniętej dawki promieniowania i dotyczą określonej osoby. Mają one charakter przyczynowo-skutkowy. Przykładem może być tu rumień skóry, na który często chorowali lekarze i fizycy, nieświadomie dotykając podczas prowadzonych doświadczeń źródła promieniotwórczego. Innym przykładem skutków nie­stochastycznych może być choroba popromienna wy­wołana pochłonięciem dużych dawek promieniowania - po krótkim czasie występują mdłości, anemia, znużenie, zaburzenia w krwioobiegu i układzie pokarmo­wym, wypadanie włosów, uszkodzenie ośrodkowego układu nerwowego, a nawet śmierć. Wpływ małych da­wek podczas stałego napromieniowania nie jest dosta­tecznie wyjaśniony, ale powszechnie przyjmuje się, że nie ma poziomu, przy którym promieniowanie jonizu­jące byłoby bezpieczne.

V. Źródła Odpadów Promieniotwórczych

Odpady promieniotwórcze są to przedmioty lub materiały stałe, ciekłe lub gazowe

zawierające substancje promieniotwórcze w ilości przekraczającej ustalone limity, których dalsze wykorzystanie jest niecelowe lub niemożliwe.

W zależności od kraju, ilość i aktywność powstających odpadów promieniotwórczych jest zróżnicowana. Możemy wyróżnić pięć głównych źródeł pochodzenia odpadów

promieniotwórczych (nie licząc zastosowań militarnych energii jądrowej):

1 - kopalnie rud uranu i zakłady przerobu tych rud,

2 - produkcja paliwa reaktorowego oraz przerób paliwa wypalonego,

3 - eksploatacja reaktorów energetycznych i badawczych,

4 - likwidacja reaktorów jądrowych,

5 - stosowanie izotopów promieniotwórczych w medycynie, rolnictwie, przemyśle i badaniach naukowych.

W krajach o rozwiniętej energetyce jądrowej, duża część wytworzonych odpadów, zarówno pod względem ilości jak i aktywności, pochodzi z elektrowni jądrowych. W krajach tych, ilość i aktywność odpadów pochodzących z produkcji i zastosowań izotopów promieniotwórczych jest względnie mała.

W Polsce odpady promieniotwórcze powstają w wyniku stosowania radioizotopów w medycynie, przemyśle i badaniach naukowych, podczas produkcji otwartych i zamkniętych źródeł promieniowania oraz przy eksploatacji reaktorów badawczych służących m. in. do produkcji radioizotopów. Odpady te występują zarówno w postaci ciekłej jak i stałej. Odpady ciekłe to głównie wodne roztwory i zawiesiny substancji promieniotwórczych. Do grupy odpadów stałych zaliczane są:

    - zużyte zamknięte źródła promieniotwórcze,

    - zanieczyszczone substancjami promieniotwórczymi środki ochrony osobistej (rękawice gumowe, odzież ochronna, obuwie)

    - materiały i sprzęt laboratoryjny (szkło, lignina, wata),

    - zużyte narzędzia i elementy urządzeń technologicznych (zawory, fragmenty rurociągów, części pomp)

    - wykorzystane materiały sorpcyjne i filtracyjne stosowane w procesie oczyszczania roztworów promieniotwórczych bądź powietrza uwalnianego z reaktorów i pracowni izotopowych {zużyte jonity, szlamy postrąceniowe, wkłady filtracyjne itp.)

Znaczącym źródłem odpadów promieniotwórczych w naszym kraju jest obecnie reaktor jądrowy badawczo-produkcyjny MARIA w Świerku i reaktor EWA – wyłączony z eksploatacji w 1996 roku. Odpadami pochodzenia reaktorowego są m. in. filtry z układu oczyszczania i wentylacji, odpady podekontaminacyjne, zużyte elementy aparatów i urządzeń reaktorowych. Specyficznym odpadem promieniotwórczym jest wypalone paliwo. Początkowa wysoka aktywność wypalonego paliwa i generowanie ciepła stwarzają konieczność specjalnego magazynowania okresowego w przechowalnikach wodnych przed ich ostatecznym składowaniem lub przerobem. W Polsce nie ma odpowiednich obiektów do składowania wypalonego paliwa. Jest ono przechowywane w miejscu powstania, najpierw w przechowalnikach mokrych, potem czasowo w przechowalnikach suchych. Z uwagi na możliwość militarnego wykorzystania, wypalone paliwo jest przez cały proces zabezpieczone przed dostępem osób niepowołanych.

Następnym, istotnym źródłem odpadów jest zapad produkcji izotopów promieniotwórczych - Ośrodek Badawczo Rozwojowy Izotopów w Świerku (OBRI). Materiały aktywne dostarczane są do tego zakładu z reaktora MARIA lub pochodzą z importu. Zakład przygotowuje substancje promieniotwórcze zgodnie z zapotrzebowaniem odbiorców, którymi są: przemysł, medycyna i nauka.

Radioizotopy w medycynie są stosowane do celów terapeu­tycznych i diagnostycznych. Umożliwiają one wizualizację narządów i tkanek, obserwacje dynamicznych procesów mających podstawowe znaczenie w funkcjonowaniu orga­nizmu oraz są stosowane w analizie biochemicznej płynów ustrojowych.

    W terapii: stosowane są źródła promieniotwórcze za­mknięte w szczelnej kapsule, o konstrukcji pozwalającej na wykorzystanie terapeutycznych właściwości emitowanego promieniowania oraz otwarte, w których radioizotop w od­powiedniej formie chemicznej wprowadzany jest do tkanek lub narządów. Źródła promieniotwórcze stosowane w tera­pii charakteryzuje stosunkowo wysoka aktywność i często relatywnie długi okres półrozpadu. Z uwagi na fakt ciągłe­go, samorzutnego rozpadu radioizotopu, źródła zamknięte tracą z czasem swoje właściwości terapeutyczne i po okre­ślonym czasie przekazywane są do odpadów promienio­twórczych. Do celów terapeutycznych w medycynie naj­częściej stosowne są:

1) źródła radowe (Ra-226) - stanowią specjalną grupę od­padów medycznych i ich odbiór od użytkowników pod­dawany jest specjalnej procedurze, która dotyczy przy­gotowania i zabezpieczenia na okres transportu; ma to szczególne znaczenie w sytuacji, gdy źródła te uległy rozszczelnieniu;

2) źródła kobaltowe i cezowe (Co-60) i (Cs-137) - stano­wią odpady o wysokiej aktywności i również wymaga­ją szczególnego traktowania; odpady wysoko aktyw­nych, zużytych źródeł promieniowania są najczęściej przekazywane do unieszkodliwiania w pojemnikach osłonowych, przy czym aktywność tych źródeł nie przekracza 37 GBq.

    W diagnostyce wizualizacyjnej: środki promieniotwórcze, w formie radiofarmaceutyków wprowadzane są do organi­zmu najczęściej dożylnie lub doustnie. Liczba stosowanych obecnie radiofarmaceutyków jest bardzo duża (ponad 50) - fakt ten może świadczyć o ilości powstających odpadów.

Do celów diagnostycznych najczęściej obecnie stosowne są:

1) źródła jodowe (J-131) i technetowe (Te-99) stosowane są w technikach wizualnych; po podaniu pacjentowi radio­izotopu i upływu niezbędnego czasu potrzebnego do wchłonięcia przez tkankę lub badany narząd wykonywa­ny jest obraz tego narządu lub sekwencja obrazów za po­mocą gamm kamer lub scyntygrafów; analiza tych obra­zów pozwala na zlokalizowanie zmian, które nie daj ą się zidentyfikować z pomocą innych technik wizualnych;

2) źródła jodowe (J-125) stosowne są w technikach tzw. in vitro do wykonywania oznaczeń zawartości szczegól­nie ważnych substancji biologicznie czynnych (np. hormonów), które występują w płynach ustrojowych w ilościach poniżej miliardowych części grama; to samo ba­danie przy stosowaniu technik tradycyjnych wymagałoby pobierania dużych ilości płynów, np. krwi i praco­chłonnej procedury chemicznej .

Stosowanie w medycynie radioizotopów promieniotwórczych związane jest zawsze z powstawaniem odpadów, którymi są różnego rodzaju przyrządy i materiały niezbędne przy wyko­nywaniu zabiegów oraz skażone elementy aparatów i urzą­dzeń. Odpady te również zalicza się do odpadów promienio­twórczych i wymagają one specjalnego traktowania.

Radioizotopy znalazły zastosowanie w wielu dziedzinach technik przemysłowych, takich jak np.:

1) gamma defektoskopia, w której za pomocą zamknię­tych źródeł kobaltu-60 (bomby kobaltowe), irydu-192 i innych radioizotopów wykonuje się badania obec­ności defektów materiałowych w szczególnie odpo­wiedzialnych częściach metalowych urządzeń przemysłowych; zużyte źródła promieniotwórcze, mate­riały pochodzące z dekontaminacji stanowią odpady promieniotwórcze;

2) automatyzacja procesów przemysłowych, w której zastosowano urządzenia, głównie pomiarowe zawiera­jące zamknięte źródła promieniowania; przykład tutaj stanowić mogą: wagi izotopowe, poziomomierze, wil­gotnościomierze stosowane w zakładach przemysłu chemicznego, spożywczego, metalurgicznego i innych; największą objętościowo grupą odpadów odbieranych z zastosowań przemysłowych stanowią od wielu lat sygnalizatory obecności dymu służące do szybkiego ostrzegania o pożarach, gdzie w czujnikach tych jako źródła promieniowania zastosowano P-235 i P-238.

3) badania naukowe należy zaliczyć do najstarszych źró­deł powstawania odpadów promieniotwórczych; atrak­cyjność technik radioizotopowych wynika w dużym uproszczeniu z faktu, że za pomocą niewidzialnego promieniowania można zobaczyć „niewidzialne" radioizotopy szczególnie przydatne są w takich dziedzi­nach jak: biotechnologia, technologia chemiczna, inży­nieria materiałowa, elektronika, metalurgia oraz w wielu innych dziedzinach naukowych.

Źródłem odpadów promieniotwórczych mogą być także różnego typu awarie radiologiczne i wtedy należy się liczyć z koniecznością odbioru znacznych ilości odpadów promieniotwórczych (przykład Czarnobyl).

VI. Charakterystyka Odpadów Promieniotwórczych

Często wprowadzana jest charakterystyka odpadów z punktu widzenia wymagań technologii ich unieszkodliwiania i składowania oraz ochrony radiologicznej. Odpady promieniotwórcze powstające w czasie wytwarza­nia i stosowania substancji promieniotwórczych dzieli się stosując następujące kryteria:

1) stan skupienia: stałe, ciekłe i gazowe;

2) rodzaj emitowanego promieniowania: a-promienio­twórcze, b-promieniotwórcze, g- promieniotwórcze;

3) okres półrozpadu: krótko życiowe (T_1/2<30 lat), długo życiowe (T_1/2>30 lat);

4) aktywność właściwą (tylko odpady (b i g promienio­twórcze): nisko aktywne, średnio aktywne i wysoko ak­tywne;

5) rodzaj źródła promieniotwórczego: otwarte, zamknięte;­

6) palność: palne, niepalne;

7) podatność na ściskanie: prasowalne i nieprasowalne;

8) rodzaj materiału: organiczne, biologiczne;

9) specyficzne właściwości: trucizny, zawierające mikro­organizmy, np. bakterie  chorobotwórcze, materiały wy­buchowe, materiały ulegające samozapłonowi np. w kontakcie z tlenem z powietrza.

Podana powyżej klasyfikacja odpadów promieniotwór­czych stanowi podstawę ich segregacji już w miejscu po­wstawania. Należy uznać ten fakt za bardzo ważny etap w procesie unieszkodliwiania odpadów promieniotwór­czych, ponieważ nie ma jednej uniwersalnej technologii unieszkodliwiania czy składowania tych odpadów. Znajo­mość charakterystyki odpadów promieniotwórczych stano­wi podstawę do podjęcia decyzji o przyjęciu ich do uniesz­kodliwiania (np. nieodbierane są skażone materiały wybu­chowe i odpady zawierające aktywne mikroorganizmy chorobotwórcze).

VII. Unieszkodliwianie Odpadów Promieniotwórczych

Odpady promieniotwórcze ze względu na swój specyficzny charakter wymagają stosowania specjalnych metod postę­powania. Dotyczy to gromadzenia, przetwarzania, zestala­nia, transportu oraz składowania okresowego i ostateczne­go. Z tych też względów czynnikami bardzo ważnymi są: ograniczenie źródeł powstawania odpadów promieniotwórczych oraz ich ilości. Podstawowym celem wymienionych działań jest takie zabezpieczenie odpadów promieniotwórczych, aby nie ­stanowiły one zagrożenia dla człowieka i środowiska. Analiza technologii produkcji i warunków stosowania ma­teriałów promieniotwórczych wskazuje, że prawie w każ­dym przypadku można dążyć do zmniejszenia ilości odpa­dów o kilka, a nawet kilkadziesiąt procent. Przykład taki może stanowić zmiana technologii produkcji preparatów jo­dowych z „mokrej" na „suchą", w której znacznie ograni­czono ilość powstających ścieków promieniotwórczych.

Unieszkodliwianie odpadów promieniotwórczych rozpo­czyna się już w miejscu powstawania, a następnie na two­rzeniu układów barier ochronnych zabezpieczających przed uwalnianiem się substancji promieniotwórczych w miejscu ich składowania i zapobiegających migracji do środowiska. Bariery ochronne stanowią fizyczne przeszkody, które unie­możliwiają uwalnianie i rozprzestrzenianie się substancji promieniotwórczych.

Rozróżnia się dwie podstawowe grupy barier ochronnych:

1) bariery naturalne - tworzone są przez warunki geolo­giczne i hydrogeologiczne terenu, na którym zlokalizo­wane jest składowisko odpadów. Bariera ta tworzona jest już na etapie wyboru terenu pod składowisko;

2) bariery sztuczne - tworzone są przez człowieka i wśród nich wyróżnia się:

• forma odpadów - postać fizyczno-chemiczna substan­cji promieniotwórczych zawartych w odpadach wraz z materiałem nieaktywnym, z którym są związane,

• opakowanie - pojemniki pojedyncze lub wieloele­mentowe i opakowanie spełniające wymagania transportowe oraz wymagania składowiska,

• materiał wypełniający - wypełnia wolne przestrze­nie pomiędzy opakowaniem i miejscem składowa­nia, np. beton z kruszywem barytowym, mieszanina pisku i bentonitu itp.,

• obiekt budowlany - np. wybetonowane rowy, beto­nowe komory do składowania odpadów,

• uszczelnienie - warstwy izolacyjne na styku z barie­rą naturalną.

Bariery naturalne i sztuczne są ze sobą ściśle powiązane i należy zawsze je rozpatrywać jako układy dopełniające się i tworzące swoisty system multibarier powodujących pełne zabezpieczenie przed uwalnianiem substancji promienio­twórczych ze składowanych odpadów, jak również ograni­cza zjawisko ich ewentualnej migracji.

Przedstawiony system multibarier może być skuteczny tyl­ko wtedy, gdy będzie opracowywany odrębnie dla każdej lokalizacji i typu składowiska (np. powierzchniowe czy podziemne).

Przygotowywanie odpadów do składowania rozpoczyna się z reguły w miejscu ich powstawania i związane jest z reduk­cją ich objętości. Możliwe staje się wówczas zoptymalizo­wanie procesu tworzenia barier ochronnych, a co za tym idzie obniżenie ogólnych kosztów przygotowywania odpa­dów do składowania.

Pierwszym elementem całego procesu zmierzającego do unieszkodliwiania a ostatecznie do składowania jest groma­dzenie odpadów promieniotwórczych w miejscu ich po­wstawania. Odpady te są zbierane i gromadzone według ściśle określonych kryteriów stanowiących podstawę ich segregacji, które obejmują:

1) stan skupienia;

2) rodzaj wysyłanego promieniowania;

3) aktywność promieniotwórczą, okres półrozpadu zawar­tych w odpadach izotopów.

Stałe odpady promieniotwórcze gromadzone są w miejscu powstawania w pojemnikach lub opakowaniach odpo­wiednio oznakowanych, dostarczonych przez zakład unieszkodliwiania.

Do gromadzenia odpadów stałych, nisko aktywnych stoso­wane są obecnie pojemniki w kształcie bębna wykonane ze stali ocynkowanej lub pokryte dobrej jakości powłoką ma­larską o objętościach 25-200 1. Odpady nisko aktywne nie wymagają stosowania dodatkowych osłon i zapełnione po­jemniki odbierane są od użytkowników i przewożone trans­portem samochodowym do zakładu unieszkodliwiania.

Odpady promieniotwórcze średnio aktywne wymagają sto­sowania odpowiednich osłon zarówno w czasie gromadze­nia jak również w czasie transportu. Mogą być w tych przy­padkach dwie możliwości: pojemnik właściwy znajduje się w osłonie, która służy w okresie gromadzenia i transportu lub też inna jest osłona w okresie gromadzenia, a inna w czasie transportu. W tym drugim przypadku stosowane są jeszcze pojemniki pośrednie (osłona), umożliwiające prze­ładunek pojemnika właściwego z osłony na okres groma­dzenia do osłony transportowej. Dodatkowe osłony posia­dają te same kształty co pojemniki właściwe, ale wykonane są z betonu lub z ołowiu. Często odpady w pojemnikach z dodatkową osłoną przeznaczane są do składowania osta­tecznego, przy czym moc dawki promieniowania na po­wierzchni pojemnika nie powinna przekraczać 2mGy/h.

W przypadku odpadów promieniotwórczych o wysokich aktywnościach stosuje się opakowania wieloelementowe według indywidualnych instrukcji. Należy podkreślić, że w Polsce brak jest obecnie technicznych moż­liwości odbioru, przetwarzania, zestalania i składowania ostatecznego odpadów promieniotwórczych o wysokich ak­tywnościach. Zużyte wypalone paliwo jądrowe, elementy zlikwidowanego reaktora jądrowego EWA oraz inne wyso­ko aktywne odpady promieniotwórcze są składowane w ist­niejących obiektach na terenie Świerku.

Dla odpadów nietypowych np. o gabarytach przekraczają­cych objętości stosowanych pojemników używa się specjal­nych opakowań.

Odpady promieniotwórcze ciekłe gromadzone są w pojedynczych pojemnikach o pojemności 25 - 100 1 lub w zbiornikach stanowiących element kanalizacji specjalnej (aktywnej). Gromadzenie w zbiornikach ma miejsce w przypadku zakładów produkujących substancje promie­niotwórcze, zakładów unieszkodliwiania odpadów promie­niotwórczych lub obiektów jądrowych. Odpady promieniotwórcze ciekłe podobnie jak odpady sta­łe powinny być gromadzone i transportowane w pojemni­kach i w zależności od aktywności promieniotwórczej po­siadać dodatkowe osłony. Opakowanie powinno więc składać się z następujących elementów:

1) szczelnego pojemnika;

2) adsorbera (na wypadek wylania się cieczy);

3) pojemnika zewnętrznego;

4) dodatkowej osłony (decyduje aktywność promienio­twórcza na powierzchni odpadów).

Odpady gazowe promieniotwórcze nie są odbierane do unieszkodliwiania i przyjęta została zasada, że będą one przetwarzane w miejscu powstawania do postaci cieczy lub ciała stałego. W wyjątkowych sytuacjach odbierane są nie­wielkie ilości odpadów gazowych, takie jak np. szczelne ampułki zawierające dwutlenek węgla z izotopem węgla C¹⁴, które pochodzą z zastosowań medycznych.

Wszystkie odpady promieniotwórcze znajdujące się w opa­kowaniach transportowych powinny posiadać „Kartę ewi­dencyjną odpadów promieniotwórczych" o odpowiednim wzorze, którą wypełnia użytkownik substancji promieniotwórczych - bez tego dokumentu odpady nie mogą być odbierane i przeka­zywane do unieszkodliwiania.

VIII. Technologie Przetwarzania i Zestalania Odpadów Promieniotwórczych

Zasadniczym zadaniem stosowanych technologii przetwa­rzania i zestalania odpadów promieniotwórczych jest zmniejszenie ich objętości oraz obniżenie aktywności promieniotwórczej. Już w miejscu powstawania - odpady promieniotwórcze, po uwzględnieniu postaci fizycznej i aktywności promieniotwórczej poddawane są następnemu podziałowi, w którym wyod­rębnia się odpady a-promieniotwórcze oraz odpady zawierają­ce nuklidy o okresie połowicznego rozpadu mniejszym niż 60 dni i sugeruje się sposób postępowania.

Ciekłe odpady promieniotwórcze nisko aktywne maga­zynowane są w zbiornikach retencyjnych do czasu obni­żenia się ich aktywności następującej w wyniku rozpadu izotopów do T_l/2<60 dni, a następnie poddawane są oczyszczaniu. Podstawową technologią oczyszczania jest sorpcja na mie­szaninie węglanu baru i żelazocyjanku miedzi, w obecności nadmiaru jonów siarczanowych, dodawanej w postaci za­wiesiny wodnej . Po rozdzieleniu faz stałej i ciekłej materiał sorpcyjny zawiera ponad 90% początkowej aktywności ścieków i tylko ten materiał podlega dalej procesowi prze­twarzania czyli zestalaniu. Oddzielona ciecz po dokonaniu kontroli radiometrycznej odprowadzana jest do kanalizacji.

Niewielkie ilości 2-5 m³/rok odpadów ciekłych średnio ak­tywnych, gromadzonych w specjalnych zbiornikach są za­tężane w instalacji wyparnej. Koncentrat po odparowaniu, stanowiący nie więcej niż 1/30 początkowej objętości pod­lega następnie zestalaniu. Destylat z instalacji wyparnej oczyszczany jest na jonitach i po kontroli radiometrycznej odprowadzany do kanalizacji.

Stałe odpady promieniotwórcze stanowią około 85 % wszystkich odpadów promieniotwórczych i są najczęściej o wymiarach umożliwiających umieszczenie ich w standar­dowych opakowaniach, tzn. hobokach o pojemności 0,05, 0,07, i 0,1 m³, lub w bębnach o pojemności 0,2 m³ ocynko­wanych dwustronnie i zamykanych pokrywą.

Odpady stałe zawierające nuklidy o T_l/2<60 dni magazyno­wane są w celu obniżenia ich aktywności. W niektórych przypadkach, po okresie kilku lub kilkunastu miesięcy ak­tywność odpadów może obniżyć się o tyle, że możliwe jest przekwalifikowanie ich do odpadów niepromieniotwór­czych. Jest to możliwe, jeżeli przestrzegane są zasady se­gregacji w miejscu powstawania odpadów.

W sytuacji, gdy w odpadach znajdują się różne izotopy pro­mieniotwórcze przetrzymywanie odpadów jest wskazane z punktu widzenia ochrony radiologicznej. Zmniejsza się w ten sposób oddziaływanie promieniowania na pracowników.

Większość odpadów stałych (ok. 45%) to odpady promie­niotwórcze, nisko aktywne, których można łatwo zmniej­szyć objętość przez sprasowanie lub zgniatanie. Przetwa­rzanie tych odpadów odbywa się przy zastosowaniu pras hydraulicznych. Uzyskiwane współczynniki

redukcji objętości wynoszą około 1,5-3,0. Mechaniczne metody redukcji objętości tj. cięcie, stosuje się tylko w przypadku odpadów posiadających większe ga­baryty w celu optymalizacji transportu i składowania.

Sprasowane, zgniecione lub pocięte odpady stałe znajdują­ce się w stalowych bębnach zalewane są betonem, zamy­kane stalową pokrywą i w tej postaci wywożone do miej­sca składowania.

Podstawowym celem zestalania odpadów promieniotwór­czych jest dążenie do otrzymania produktu o właściwo­ściach najbardziej korzystnych z punktu widzenia długo­trwałego ich składowania. Obecnie stosuje się następujące technologie zestalania od­padów promieniotwórczych:

1) asfaltowanie;

2) betonowanie;

3) zestalanie w żywicy epoksydowej;

4) zestalanie w żywicy mocznikowo-formaldehydowej.

Asfaltowanie - jest obecnie podstawową metodą zestalania odpadów promieniotwórczych. Stosowane jest również do zestalania szlamów po oczyszczaniu ścieków zawierają­cych związki pierwiastków promieniotwórczych. Proces as­faltowania polega na tym, że szlamy mieszane są z asfaltem w temperaturze 220-250 °C. W procesie asfaltowania dzię­ki wysokiej temperaturze 99% wody zawartej w szlamach zostaje odparowane. Produkty asfaltowania zawierające do 30 wag. suchych szlamów wlewane są na gorąco do bęb­nów o pojemności 200 m³ i po zastygnięciu zalewane do­datkowo 5 cm warstwą czystego asfaltu.

Zestalanie spoiwami hydraulicznymi (betonowanie) - Polega na tym, że odpady znajdujące się w bębnach zalewane są bezpośrednio zaprawą cementową. W ten sposób zestalaniu poddawane są koncentraty wyparne po odparowaniu ście­ków średnio aktywnych.

(Polska otrzymała w ramach pomocy technicznej od Międzynaro­dowej Agencji Energii Atomowej, instalację do zestalania odpadów spoiwami.)

Zestalanie w żywicy epoksydowej - stosowane jest głów­nie do zestalania zużytych jonitów po oczyszczaniu wód obiegowych z chłodzenia reaktora. Jonity po od­wodnieniu do zawartości wody około 30% mieszane są z żywicą Epidian 53 z utwardzaczem Akfanil. Po utworze­niu jednolitej mieszaniny jonitów z żywicą umieszcza się ją w bębnach. Po upływie pewnego czasu tworzy się jednolita masa o wysokiej wytrzymałości mechanicznej i odpornej na działanie wody. Wykorzystanie żywicy epoksydowej jako spoiwa stanowi wysokiej jakości zabezpieczenie fizyczne w okresie ich składowania.

Zestalanie w żywicach mocznikowo-formaldehydowych - stosowane jest głównie do zestalania odpadów tzw. biolo­gicznych (np. zwierzęta doświadczalne). Podstawowym celem, oprócz możliwości zestalenia, jest ograniczenie efek­tów rozkładu substancji organicznej . Przetworzone, zestalo­ne i opakowane odpady promieniotwórcze wywożone są

następnie na składowisko.

IX. Transport Odpadów Promieniotwórczych

W wyniku stosowanych metod przetwarzania i zestalania, opakowane odpady promieniotwórcze wywożone są do okresowego lub ostatecznego ich składowania.

Odpady kierowane do składowania muszą być w postaci stałej i spełniać następujące wymagania jakościowe:

1) pojemniki z odpadami powinny być szczelnie zamknię­te w sposób zabezpieczający przed wydostaniem się odpadów na zewnątrz;

2) wymywalność z produktów zestalania odpadów nisko ak­tywnych nie powinna być większa niż 10^-2×g×cm^-2×d^-1, a średnio aktywnych 10^-3×g×cm^-2×d^-1;

3) nie powinny wydzielać produktów gazowych (wyjątek stanowią odpady zawierające izotopy rozpadające się do produktów gazowych np. Ra-226);

4) nie powinny zawierać cieczy niezwiązanych powyżej 1% całkowitej masy odpadów.

Transport odpadów promieniotwórczych do składowania odbywa się z zastosowaniem specjalnych pojazdów, które muszą odpowiadać następującym warunkom:

1) nie mogą być to pojazdy otwarte, które nie posiadają komory bagażowej lub nie są odpowiednio przykryte;

2) powinny zapewniać całkowitą izolacje przewożonego materiału od osób postronnych;

3) komory bagażowe czy platformy pojazdów specjalnych powinny być odporne na korozję - najczęściej stosuje się wykładziny ze stali nierdzewnej lub wykładziny z tworzyw sztucznych (do jednorazowego użytku);

4) posiadać przenośne przyrządy do pomiarów dozyme­trycznych;

5) posiadać podręczny sprzęt do awaryjnej dekontamina­cji;

6) posiadać łączność radiową w celu uzyskania szybkiego kontaktu w przypadku awarii ze służbami awaryjnymi, policją, strażą pożarną i dozorem jądrowym;

7) posiadać odpowiednie zezwolenie dopuszczające do przewozu odpadów promieniotwórczych i poruszania się po drogach publicznych z takim ładunkiem.

X. Lokalizacja Składowiska Odpadów Promieniotwórczych

Obecnie obowiązujące wymagania w zakresie lo­kalizacji składowisk odpadów oraz kierunki prac nad ich udoskonaleniem są wyrazem założonej strategii zrównoważonego rozwoju: „Nie dziedzi­czymy Ziemi po naszych przodkach, ale pożycza­my ją od naszych dzieci". Właściwy wybór terenu pod składowisko odpa­dów należy do najtrudniejszych zadań związanych z gospodarką odpadami. Współczesny kierunek wymagań stawianych przez gospodarkę odpadami jest dostosowany do uciążliwości, jakie poszcze­gólne rodzaje odpadów stwarzają dla środowiska i zdrowia człowieka. W świetle ogólnego podziału odpadów na komunalne i niebezpieczne oznacza to, że wymagania stawiane bardziej uciążliwym odpadom muszą spełniać szerszy zakres kryte­riów lokalizacyjnych niż określony za niezbędny dla odpadów komunalnych.

W większości krajów odpady promienio­twórcze nisko i średnioaktywne (o okresie pół­rozpadu poniżej 30 lat) składowane są w skła­dowiskach powierzchniowych (przypowierzchniowych - których obiek­ty wykonane są na powierzchni terenu lub płytko pod ziemią - do 10 m). W obiektach ta­kich nie mogą być składowane odpady długo­życiowe i wysokoaktywne.

Strategia lokalizacji składowisk odpadów promieniotwórczych polega na wybo­rze kombinacji warunków geologicznych (ba­riera geologiczna), sposobu składowania (ba­riera inżynierska - sposób izolacji odpadów od biosfery) i kryteriów akceptacji odpadów do składowania. W procesie lokalizacji wyróżnia się 4 etapy:

- koncepcji i planowania, badań materiałów archiwalnych,

- badań regionalnych,

- szczegółowych badań obszarów kandydu­jących,

- szczegółowych badań dokumentujących poprawność wyboru lokalizacji.

Zakres badań w poszczególnych etapach jest częściowo powtarzalny. Różni się jednak skalą i stopniem uszczegółowienia informacji oraz przeprowadzanych analiz, a także udziałem badań terenowych, których zakres wzrasta wraz z udokładnieniem fazy dokumentowania. Do celów etapu preselekcji i selekcji należy wyodrębnienie obszarów i formacji geologicz­nych perspektywicznych dla dalszych, bardziej szczegółowych badań studialnych. Analiza na tym etapie ma generalnie charakter scre­ening'u negatywnego., tzn. badanie na wyty­powanych obszarach warunków wykluczających lub ograniczających lokalizację. W wyniku działań prowadzonych zgodnie z planowanym zakresem omawianego przed­sięwzięcia zrealizowano trzy pierwsze etapy procesu wyboru lokalizacji składowisk odpadów promieniotwórczych.

Wymagania stawiane lokalizacjom powierzch­niowego składowiska odpadów promieniotwórczych to:

    - proste warunki środowiska umożliwiające wiarygodne udokumentowanie bezpieczeń­stwa radiologicznego i monitorowanie od­działywania na otoczenie,

    - stabilność procesów ewolucji obszaru, bę­dąca podstawą prognozowalności i warun­kiem dopuszczenia w analizach jedynie stopniowego uwalniania się radionuklidów w wyniku powolnego procesu degradacji barier inżynierskich,

    - warunki hydrologiczne i hydrogeologiczne minimalizujące zagrożenia wodne dla sys­temu składowiska.

Wybór lokalizacji powinien być podyktowany tymi cechami środowiska geologicznego, które umożliwiają zminimalizowanie ujemnych skut­ków w przypadkach obniżenia skuteczności barier inżynierskich.

Zespół kryteriów wykluczających przydatność obszaru dla lokalizacji składowiska odpadów promieniotwórczych zestawiono w poniższej tabeli. Należy podkreślić, że odpowiednia lokalizacja pod względem geologicznym w sposób istotny wpływa na koszty budowy, a także częściowo eksploatacji obiektu (źródło [3]).

         Bardzo ważna jest również grupa kryteriów społeczno-gospodarczych. Zgodnie z nimi eliminacji powinny podlegać tereny:

- na których występują duże i średnie ośrodki i obiekty infrastruktury usługowej,

- o dużej gęstości zaludnienia, gęstej zabu­dowie mieszkaniowej, z historycznie wykształconą siecią osadniczą,

- o atrakcyjnych walorach rekreacyjno-­krajoznawczych,

- rolne o wysokiej klasie bonifikacji i produkcji.

W celu porównania zalet poszczególnych kan­dydujących lokalizacji opracowano system archiwizująco-waloryzujący. We wstępnej fazie procedury wyboru lokalizacji taki system umożliwia ukierunkowanie badań i dalszych porównań. Systemy wartościowania (rankingu) oparte na występowaniu warunków preferen­cyjnych rozwijane są w różnych krajach. Po przeanalizowaniu różnych cech i wskaźników do systemu rankingowego wybrano 5 wskaźni­ków zamieszczonych w poniższej tabeli (źródło [3]).

Przyjęte wskaźniki charakteryzują z jednej strony istotne, korzystne cechy danej lokaliza­cji, z drugiej strony można je oszacować na podstawie materiałów archiwalnych lub obli­czyć. Przy wyborze wskaźników waloryzujących kierowano się zasadą, że można je wyznaczyć dla każdego wytypowanego obszaru na terenie kraju. Pozwala to ocenić w jednolity sposób wszystkie dotychczas rozpatrywane lokalizacje i włączać do systemu rankingowego nowe.

Wskaźnik gęstości zaludnienia przekłada się na miarę powszechności potencjalnego zagro­żenia radiologicznego. Ma on również bezpo­średni związek z kryteriami społeczno­gospodarczymi: charakterem sieci osadniczej, procesami w wyniku których została ona ukształtowana oraz potencjalnymi przekształ­ceniami w planach zagospodarowania danego rejonu.

Średnia suma opadu rocznego w przypadku Polski jest wskaźnikiem optymalizującym ze względu na warunki klimatyczne. Wyraża on także potencjalną wielkość infiltracji wód do strefy podziemnej oraz zagrożeń hydrologicz­nych jakie mogą powstawać w rejonie lokalizacji.

Kolejne dwa wskaźniki: zagrożenie wodne i anemometryczne zostały wskazane w wytycznych PAA dla lokalizacji nowego składowiska odpadów promieniotwórczych i wiążą się z nadzwyczajnymi i potencjalnie największymi zagrożeniami w danym rejonie zewnętrznymi dla składowiska.

Wskaźnik sumarycznego czasu przepływu wody w strefie aeracji i saturacji jest miarą stopnia zagrożenia dla otoczenia składowiska odpadów promieniotwórczych w wyni­ku migracji zanieczyszczeń drogą wód podziemnych. Przenikanie zanieczyszczeń pro­mieniotwórczych poprzez transport w strefie podziemnej jest praktycznie jedyną drogą od­działywania nowego składowiska na jego otoczenie. Zakresy waloryzujące dla tego wskaźnika usta­lono w oparciu o przewidywany czas radiologicznej aktywności składowiska oraz stosowaną w kraju klasyfikację zagrożenia dla wód podziemnych wg Strategii ochrony GZWP oraz dyrektywy Unii Europejskiej 1999.

W każdym z wskaźników wydzielono 5 klas. Pierwsze cztery klasy związane są bezpośred­nio z danym wskaźnikiem i przypisano im punkty od 1 do 4. Piąta klasa w każdym wskaźniku dotyczy wystąpienia warunku wy­kluczającego, charakterystycznego dla danego wskaźnika. Klasie tej przypisano zerową liczbę punktów, a jej wystąpienie określa nieprzydat­ność danej lokalizacji bez względu na wartość pozostałych wskaźników. Wprowadzenie tej klasy do systemu rankingowego umożliwia analizowanie wszystkich lokalizacji łącznie, nawet odrzuconych ze względu na warunki wykluczające.

W wyniku przeprowadzonych analiz wydzielo­no następujące kategorie (źródło [3]):

Składowania zużytego paliwa jądrowego i odpa­dów wysokoaktywnych (HLW) wymaga zbudowa­nia składowiska trwałego przez czas liczony w ty­siącleciach. Wynika to z obecności w tych odpa­dach długożyciowych radionuklidów o okresach połowicznego rozpadu rzędu tysięcy i milionów lat. Kraje o rozwiniętej energetyce jądrowej zgodziły się co do tego, że bezpieczne i trwałe (w skali cza­sowej kilku tysięcy lat) odizolowanie odpadów HLW można osiągnąć poprzez budowę głębokie­go składowiska w określonych formacjach skal­nych (granity, bazalty, sole kamienne, skały ilaste, tufy). Koncepcja składowisk głębokich, zwanych również geologicznymi, polega na stwo­rzeniu systemu wielu barier naturalnych i sztucz­nych (inżynierskich). Każda ma za zadanie nie do­puścić do kontaktu wód podziemnych z odpadem. W przypadku zaistnienia takiego kontaktu i uciecz­ki izotopów promieniotwórczych bariery powinny je przechwycić lub do takiego stopnia spowolnić ich migrację, aby osiągnęły biosferę po czasie, w którym przestaną być niebezpieczne. Barierami bliskiego zasięgu są: forma odpadu promieniotwór­czego (zużyte paliwo jądrowe, odpad zeszklony, ceramiczny), opakowanie odpadu i podsadzka bentonitowa. Stanowią one zespół barier inżynier­skich. Natomiast skała, w której zbudowane jest składowisko, stanowi barierę geologiczną i jest to zarazem bariera dalekiego zasięgu.

W analizie bezpieczeństwa składowiska geolo­gicznego zasadniczą trudność stanowi skala cza­sowa planowanej trwałości składowiska. Przyjęto, że składowisko geologiczne powinno izolować od­pady przez okres dziesięciu tysięcy lat, bowiem po takim czasie odpad osiągnie aktywność i toksycz­ność naturalnej rudy uranu. Ekstrapolacja wyników eksperymentów laboratoryjnych, nawet prowadzo­nych przez wiele lat, na okres rzędu 10³-10⁶ lat budzi uzasadnione zastrzeżenia. To samo dotyczy modeli matematycznych stosowanych w ocenie bezpieczeństwa. Modele te są weryfikowane i uwiarygodniane poprzez badania laboratoryjne i badania in situ (tzn. w warunkach składowiska) procesów fizycznych i chemicznych, jakie mogą w składowisku zachodzić, a także poprzez porów­nanie kodów komputerowych z wynikami symulacji za pomocą innych kodów komputerowych sporządzonych dla tych samych celów. Te trzy rodzaje weryfikacji: uzyskiwanie podstawowych danych chemicznych i fizycznych, uwiarygodnianie kodów komputerowych i eksperymenty w skali składowiska są bardzo ważne, ale niewystarczające do od­powiedzi na podstawowe pytanie: Czy przewidzia­ne zachowanie się składowiska będzie w przyszło­ści zachowaniem rzeczywistym? W tym miejscu rozpoczyna się rola naturalnych analogów.

Naturalne analogi są to obiekty przyrodnicze, które w całości lub w części są podobne do geolo­gicznych składowisk lub ich elementów (barier) i które mogą dostarczyć informacji na temat trwało­ści elementów składowiska i procesów, jakie na te elementy mogą oddziaływać w bardzo długim okresie. Należy przy tym pamiętać, że w przyro­dzie nie ma obiektów identycznych ze składowi­skami geologicznymi czy z odpadami promieniotwórczymi. W najogólniejszym tego słowa znacze­niu analogia oznacza podobieństwo między różny­mi obiektami. Rozumowanie przez analogię ma długą tradycję w naukach geologicznych. Dla wy­jaśnienia procesów i zdarzeń, które miały miejsce w geologicznej historii Ziemi, przenosimy obserwa­cje procesów i zdarzeń zachodzących współcześnie (zasada aktualizmu). W ocenie ryzyka rozumo­wanie przez analogię przenosimy na czas przy­szły. Ponieważ nie potrafimy przewidzieć przy­szłych zdarzeń, stąd zastosowanie naturalnych analogów ogranicza się do weryfikacji modeli ma­tematycznych opisujących działanie poszczegól­nych elementów składowiska geologicznego w przyszłości. Naturalne analogi nie mogą być użyte do odrzucenia lub udowodnienia tez wynika­jących z oceny ryzyka. Zdanie: „ruda uranu prze­trwała w skorupie ziemskiej miliony lat” nic nie mówi o długoczasowej trwałości zużytego paliwa jądrowego. Natomiast analiza warunków, w jakich ruda uranu znajdowana się przez miliony lat, może być wykorzystana do tworzenia modelu zachowa­nia się zużytego paliwa jądrowego w długim okre­sie w zbliżonych warunkach środowiskowych.

Porównanie kanadyjskiej koncepcji głębokiego składowiska odpadów promieniotwórczych (lewy rysunek) z uproszczonym przekrojem geologicznym przez złoże uranu Cigar Lake (źródło [5]).

Zastosowanie naturalnych analogów można sprowadzić do trzech podstawowych działań w za­kresie analizy bezpieczeństwa głębokich składo­wisk:

1. Tworzenie koncepcji modeli numerycznych: Badania naturalnych analogów wskazują, jakie procesy powinny być brane pod uwagę przy tworzeniu modeli, a jakie nie. Wskazują na ska­lę modelowanych procesów.

2. Tworzenie baz danych: Naturalne analogi po­tencjalnie mogą dostarczyć danych ilościo­wych, które mogłyby być uwzględnione w ana­lizie bezpieczeństwa.

3. Uwiarygodnianie modeli: Modele mogą być te­stowane poprzez obserwacje w naturalnych analogach i porównywanie wyników oczekiwa­nych z bezpośrednio pomierzonymi. Ponadto w sposób poglądowy ilustrują skutki działania modelowanych procesów i przewidywanych zdarzeń, na podstawie obserwacji obiektów, w których podobne zdarzenia już miały miejsce w przeszłości geologicznej.

XI. Składowanie Odpadów Promienio­twórczych w Krajach Europejskich

W Europie Zachodniej eksploatowane są 153 elek­trownie jądrowe w 9 krajach. Są one głównym, źródłem energii elektrycznej we Francji, Belgii, Szwecji, Szwajcarii i Hiszpanii. W Europie Wschodniej jest 65 elektrowni jądro­wych w 10 krajach. Podobnie jak wyżej, są one rów­nież podstawowym źródłem odpadów promienio­twórczych. Wiele europejskich krajów pozbywało się problemu odpadów promieniotwórczych, zatapiając znaczne ich ilości w Oceanie Atlantyckim.

Oto przegląd składowisk w wybranych krajach europejskich:

Bułgaria

Obecnie istnieje w tym kraju tylko jedno składowi­sko NOVI HAN na odpady pochodzące z przemysłu i medycyny. Jest ono zlokalizowane 30 km od Sofii. Powstało w 1964 roku. Jego eksploatatorem jest Bułgarska Akademia Nauk. Na składowisku NOVI HAN składowane są odpady stałe, ciekłe, biologicz­ne oraz zużyte źródła zamknięte.

Sposób składowania:

    - Odpady stale składowane są w trzech komo­rach betonowych zagłębionych w ziemi (3-4m) o poj. 237 m³.

    - Odpady ciekłe - w zbiornikach ze stali kwasood­pornej, o poj. całkowitej 48 m³.

    - Odpady biologiczne składowane są w 3 komo­rach betonowych o poj. całkowitej 80 m³ (odpa­dy zabezpieczone przed rozkładem i utrwalone).

    - Zużyte źródła zamknięte składowane są w ko­morze o poi. 1m³.

    - Inne odpady składowane są w obiekcie po­wierzchniowym typu betonowego ­rowu podzielonego na 7 komór.

Finlandia

Składowisko VLJ w Olkiluoto zaprojektowano z przeznaczeniem do składowania odpadów nisko- ­i średnioaktywnych pochodzących z elektrowni ją­drowych.

Pierwsze plany budowy tego składowiska po­wstały w 1980 roku (po zakończeniu wierceń rozpo­znania geologicznego). Ostateczny projekt składo­wiska powstał w 1988 roku. Jego eksploatacja roz­poczęła się w 1992 roku.

Dwie dużych rozmiarów komory składowania znajdują się na głębokości 70-100 m. Do ich wy­tworzenia wraz z tunelem transportowym wydobyto łącznie 90 000 m³ urobku.

        Całkowity koszt budowy składowiska -16,2 mln USD.

Francja

We Francji odpady promieniotwórcze powstają głównie w elektrowniach jądrowych oraz obiektach jądrowych związanych z cyklem paliwowym obej­mującym również przerób wypalonego paliwa. Od­pady z przerobu wypalonego paliwa pochodzące z zagranicy są wysyłane do jego dostawcy.

Odpady nisko- i średnioaktywne, zawierające izotopy krótkożyciowe, są składowane na składowi­skach powierzchniowych. Pierwsze takie składo­wisko w Centre de La Manche, zlokalizowane w po­bliżu instalacji przerobu paliwa La Hague, eksploa­towane było od 1959 roku. Około 30 000 m³ odpa­dów dostarczano tam każdego roku. Po redukcji ob­jętości około 25 000 m³ trafiało już na składowisko. Pojemność całkowita składowiska - 538 000 m³. Prace związane z zamknięciem tego składowiska rozpoczęły się w 1991 roku.

Na podstawie 20-letnich doświadczeń ze skła­dowiskiem w La Manche zbudowano nowe składowisko Centre de L'Aube, którego eksploatację roz­poczęto w 1992 roku. Prace lokalizacyjne związane z tym składowiskiem trwały od 1984 do 1995 roku. Na potrzeby badań geologicznych i hydrogeologicz­nych wykonano około 500 odwiertów. Składowisko w Aube ma powierzchnię około 0,95 km² i pojemność 1 000 000 m³. Przewidziane jest na 40 lat eksploatacji.

We Francji prace o charakterze badawczym związane ze składowiskami głębokimi prowadzone są pod kątem odpadów zawierających izotopy dłu­gożyciowe.

Hiszpania

W październiku 1992 roku składowisko EL CABRIL otrzymało licencję na składowanie stałych odpadów promieniotwórczych. Jego budowa rozpoczęta się w styczniu 1990 roku. EI Cabri zlokalizowane jest w prowincji Cordoba, 100 km od Madrytu. Zostało ono zaprojektowane pod kątem odpa­dów nisko- i średnioaktywnych. Założono, że po 300 latach eksploatacji nie będą już wymagane żad­ne ograniczenia z radiologicznego punktu widzenia. Odpady dostarczane do składowiska umie­szczane są w bębnach 200 l, a następnie w specjal­nych betonowych kontenerach. Wolne przestrzenie w kontenerze są zalewane betonem. Wymiary kon­tenera: 2,25 x 2,25 x 2,2 m. Masa kontenera z zabe­tonowanymi bębnami - 24 T. Kontenery z odpadami są składowane w beto­nowych komorach składowania o wymiarach ze­wnętrznych: 24 x 19 x 10 m. W każdej takiej komo­rze mieści się 320 kontenerów z odpadami. Pojem­ność całkowita składowiska - 58 000 m³.

Na składowisku jest możliwe przetwarzanie i ze­stalanie odpadów promieniotwórczych, jak np.:

- spalanie (50 kg/h),

- prasowanie (superkompektor o nacisku 1200 T),

- cementowanie.

Niemcy

W Niemczech wszystkie odpady promieniotwórcze, a więc również nisko- i średnioaktywne mają być składowane w głębokich formacjach geologicznych. Tak zadecydował, jeszcze we wczesnych latach sześćdziesiątych, Federalny Rząd Niemiec. Uznano wtedy, że składowiska powierzchniowe nie powinny być, w tym przypadku, brane pod uwagę ze względu na negatywne reakcje społeczne, brak terenów nie zagospodarowanych o niewielkiej gęstości zaludnie­nia oraz klimat. Wpływ na taką decyzję miał również fakt istnie­nia fatwo dostępnych, wyeksploatowanych kopalni rud żelaza.

W 1967 roku rozpoczęto składowanie odpadów nisko- i średnioaktywnych w zaadaptowanej na ten cel kopalni soli w Asse w Dolnej Saksonii. Od 1978 roku kopalnia - składowisko, służy wyłącznie jako podziemne laboratorium naukowo-badawcze.

Od 1970 roku odpady promieniotwórcze w Nie­mieckiej Republice Demokratycznej składowane by­ły w kopalniach soli w Bartensleben w pobliżu Mors­leben w Saksonii-Anhalt. Po zjednoczeniu Niemiec Rząd Federalny, reprezentowany przez BfS (Fede­ralne Biuro Ochrony Radiologicznej), przejął składo­wisko Morsleben i obecnie jest to jedyne głębokie składowisko na świecie w eksploatacji dla odpadów nisko- i średnioaktywnych.

         Schemat składowiska podziemnego w kopalni rudy „Konrad” w Niemczech (źródło [2]):

Zsypywanie odpadów średnioaktywnch w kopalni soli „Asse” w Niemczech (źródło [2]):

Republika Czeska

Składowisko powierzchniowe DUKOVANY zlokali­zowane jest 500 m od elektrowni jądrowej Dukova­ny. Odpady są składowane w komorach żelbeto­wych o wymiarach 17,3 x 5,3 x 5,4 m. Całkowita po­jemność 112 komór - 54 450 m³. Komory składowi­ska są w pełni izolowane w celu zabezpieczenia przed przedostaniem się wody (bariery musi cecho­wać niska przepuszczalność dla wody). Komory po­siadają system drenażu.

Do składowiska w Dukovanach dowożone będą odpady z elektrowni jądrowej Temelin. Pojemność składowiska jest wystarczająca na cały czas eksploatacji obu elektrowni (do 2020 roku).

Słowacja

Dla potrzeb energetyki jądrowej powstało Składowi­sko Odpadów Promieniotwórczych MOCHOWCE.

Charakterystyka tego składowiska:

- powierzchnia                      0,18 km²,

- liczba komór do składowania     80,

- wymiary komór                            17,4 x 5,5 x 5,4 m,

- pojemność składowiska               41 000 m³,

- objętość odpadów                        22 320 m³.

Poszukiwania lokalizacji tego składowiska trwały od 1975 do 1978 roku. Badania lokalizacyjne (hydro­logia, hydrogeologia) - 1980-1992. Wstępny eksplo­atacyjny raport bezpieczeństwa powstał w 1993 roku.

Węgry

Odpady promieniotwórcze pochodzące zarówno z elektrowni jądrowych (PAKS), jak i przemysłu oraz medycyny, składowane są na składowisku w pobliżu miejscowości Puspokszilagy, 40 km od Budapesztu. Jest to składowisko ostateczne typu powierzchniowego, przeznaczone dla odpadów nisko- i średnio­aktywnych zawierających izotopy krótkożyciowe (T_1/2 < 30 lat). Na terenie składowiska w Puspokszi­lagy znajdują się również obiekty do przetwarzania odpadów promieniotwórczych (zestalanie odpadów ciekłych, utrwalanie odpadów stałych).

Na składowisku umieszczono około 4800 m³ sta­łych lub zestalonych odpadów promieniotwórczych. Miejscem ich składowania są betonowe obiekty za­głębione w ziemi; 2300 m³ odpadów pochodzi z elek­trowni jądrowej PAKS (na Węgrzech nie ma jeszcze specjalnego składowiska na odpady promieniotwór­cze pochodzące z elektrowni jądrowych).

Wielka Brytania

Powierzchniowe składowisko DRIGG eksploatowa­ne jest jako składowisko narodowe dla odpadów ni­skoaktywnych od 1959 roku. Składowisko to zlokali­zowane jest 6 km od Sellafield na wybrzeżu Cumbrii. Zajmuje powierzchnię około 110 ha, z czego 36 ha przeznaczone jest do ostatecznego składowania odpadów niskoaktywnych (beta- i gammapromie­niotwórczych o aktywności poniżej 12 GBq/T, za­wartość alfa izotopów poniżej 4 GBq/T).

Pierwotnie odpady składowane były bezpośred­nio w rowach ziemnych. Ten sposób składowania został zaniechany w 1980 roku. Obecnie odpady składowane są w betonowych komorach odpowied­nio zaizolowanych i posiadających drenaż. Podsta­wowym opakowaniem są kontenery o pojemności 20 m³. Odpady w tych komorach zalewane są pod ciśnieniem rzadką zaprawą betonową.

Dostępna objętość do składowania - 800 000 m³.

Kraje byłego Związku Radzieckiego

Unieszkodliwianie odpadów w krajach byłego Zwią­zku Radzieckiego odbywa się na podstawie stan­dardowych postępowań wynikających z decyzji cen­tralnych. Obecnie podlegają one władzom państwa, na którego terenie są zlokalizowane.

Odpady promieniotwórcze pochodzące z zasto­sowań izotopów w medycynie, przemyśle i bada­niach są unieszkodliwiane i składowane przez kon­sorcjum RADON, które eksploatuje 35 składowisk powierzchniowych na całym terytorium byłego Związku Radzieckiego.

Odpady pochodzące z elektrowni jądrowych są unieszkodliwiane na ich terenie. Zestalone odpady ciekłe oraz odpady stałe składowane są na składo­wiskach powierzchniowych. Są one zlokalizowane przy każdej elektrowni jądrowej. Mają pojemności wystarczające do zgromadzenia odpadów eksploa­tacyjnych oraz z likwidacji. W 1991 roku ujawnione zostały dane o zatapianiu odpadów w Morzu Ark­tycznym, Morzu Karskim i Morzu Japońskim.

Program składowania odpadów wysokoaktyw­nych, wypracowany w byłym Związku Radzieckim, zakładał wykorzystanie do tego celu głębokich for­macji geologicznych (formacje solne, ilaste i granity).

XII. Krajowe Składowisko Odpadów Promieniotwórczych w Różanie

W Polsce przeznaczone do składowania odpady promieniotwórcze odpowiednio opakowane, zabezpieczone i oznakowane są dostarczane do Krajowego Składowiska Odpadów Promie­niotwórczych zlokalizowanego w miejscowości Różan nad Narwią, znajdujące się w odle­głości 90 km od Warszawy.

Krajowe Składowisko Odpadów Promieniotwórczych zo­stało założone w 1961 r. w jednym z fortów wojskowych. Na terenie składowiska znajduje się szereg betonowych budowli o charakterze obronnym, naziemnych lub częściowo zagłębionych i zabezpieczonych dodatkowo nasypami ziemnymi. Obszar składowiska zajmuje 4,2 ha powierzch­ni. Wzdłuż zachodniej i południowej jego granicy biegnie sucha fosa o głębokości 2-6 m. Składowisko znajduje się na terenie położonym kilkanaście metrów powyżej poziomu wód gruntowych, od których oddzielone jest warstwą gliny o bardzo małej przepuszczalności i warstwą gleby posiada­jącej właściwości sorpcyjne. Przydatność tych budowli do składowania odpadów promieniotwórczych została po­twierdzona wieloma ekspertyzami. Zgodnie z zarządzeniem Prezesa Państwowej Agencji Atomistyki składowisko od­padów w Różanie posiada status Krajowego Składowiska Odpadów Promieniotwórczych. Na terenie składowiska znajduje się dziewięć obiektów, z których sześć to zapełnio­ne, aktualnie wykorzystywane lub przeznaczone do wyko­rzystania w przyszłości. Obiekty te zbudowane zostały w latach 1905 -1910. Są to budowle betonowe o charakterze obronnym o grubości ścian i stropów 1,2 - 1,5 m oraz war­stwie podłogowej do 30 cm.

Składowanie odpadów promieniotwórczych w KSO w Różanie odbywa się na podstawie porozumienia pomiędzy Za­rządem Gminy i Miasta Różan a Instytutem Energii Atomo­wej. Aktualnie na tym terenie eksploatowane są trzy obiek­ty: nr 1, 3a oraz 8 (źródło [7]).

W wyniku technologii przetwarzania i zestalania otrzymuje się rocznie 240-270 m³ odpadów, które przeznaczone są do czasowego lub ostatecznego składowania. Z ogólnej ilości odpadów 30% wag. to same odpady promieniotwórcze, na­tomiast pozostałe 70% wag. to materiały stanowiące barie­rę ochronną.

Technologia składowania odpadów w poszczególnych obiektach przebiega w sposób następujący:

Obiekt nr 1 - to bunkier betonowy, pokryty warstwą zie­mi o grubości 1 m. Przeznaczony jest do okresowego skła­dowania odpadów a-promieniotwórczych oraz do okreso­wego przechowywania skażonych instalacji i urządzeń przeznaczonych do ponownego użytkowania. Odpady ze­stalone umieszczane są w jednej z komór, aż do pełnego jej wykorzystania. Po całkowitym zapełnieniu komory na­stępuje jej odcięcie od pozostałych przez zamknięcie lub zamurowanie.

Obiekt nr 3a - podziemna budowla składająca się z wielu komór i przeznaczony jest do składowania zamkniętych źródeł promieniowania, które przywożone są w pojemni­kach osłonowych. Składowane jest samo źródło po jego wyjęciu za pomocą manipulatorów z pojemnika i umiesz­czane w komorze. Umieszczenie w komorze odbywa się przez luk zrzutowy. Aktualnie eksploatowana jest druga z kolei komora, przy czym pierwsza po zakończeniu jej użytkowania została w 1993 r. zalana betonem zawierają­cym włókna poliestrowe ułatwiające szczelne wypełnienie wolnych przestrzeni i zapobiegające powstawaniu pęknięć w betonie.

Obiekt nr 8 - fragment starej fosy otaczającej fort w kształ­cie rowu o przekroju odwróconego trapezu równoramienne­go i długości 80 m. Dla zapewnienia właściwych warunków składowania dno i boki fosy pokryte są warstwą betonu o grubości 20 cm. Dno fosy dodatkowo pokryte jest war­stwą asfaltu. W obiekcie nr 8 składowane są wszystkie przywiezione na składowisko odpady z wyjątkiem a-pro­mieniotwórczych. Odpady znajdujące się w pojemnikach układane są pojedynczymi warstwami, a następnie po oszalowaniu zalewane betonem. Grubość warstwy betonu w każdym kierunku nie powinna być mniej sza niż 5 cm. Górna, ostatnia warstwa ułożonych pojemników pokrywa­na jest dodatkowo betonem, a następnie zalewana asfaltem. Przy składowaniu przyjmuje się zasadę, że pojemniki, w których znajdują się odpady o najwyższej aktywności oraz te najcięższe ustawiane są na dnie fosy.

Zabetonowane opakowania z odpadami w obiekcie nr 8 two­rzą konstrukcję stalowo-betonową, której wytrzymałość za­pewnia trwałość tej konstrukcji w okresie składowania. Obiektowi posiadającemu status Krajowego Składowiska Odpadów Promieniotwórczych stawiane są szczególnie wysokie wymagania w zakresie ochrony radiologicznej. Sytuacja radiologiczna na terenie i w otoczeniu eksploato­wanego obiektu składowiska musi być kontrolowana w sposób ciągły. Wymaga to rozbudowanych, sprawnie funkcjonujących systemów kontroli oraz stałego nadzoru odpowiednich służb państwowych oraz kompetentnych władz i instytucji (źródło [2]).

Kontrola radiologiczna KSOP w Różanie polega na prowa­dzeniu ciągłych i okresowych pomiarów radiometrycznych oraz dozymetrycznych na terenie i w obiektach składowiska oraz w jego otoczeniu.

Celem kontroli jest określenie:

1) radioaktywności głównych elementów składowych śro­dowiska naturalnego;

2) poziomu promieniowania gamma na terenie i w okoli­cy składowiska;

3) narażenie na promieniowanie osób zatrudnionych na składowisku;

4) zagrożenie w obiektach i na terenie składowiska.

W ramach obowiązującego programu kontroli stanu ochro­ny przed promieniowaniem KSOP w Różanie do pomiarów radioaktywności pobieranych jest około 100 prób z otaczającego środowiska (gleba, zboża, wody gruntowe, woda z rzeki Narew, woda wodociągowa z terenu składowiska, woda studzienna) oraz 50 prób powietrza. Wszystkie próby poddawane są pomiarom radiometrycznym i na tej podsta­wie określana jest ogólna zawartość substancji b-promienio­twórczych. Ponadto corocznie wykonuje się kilkadziesiąt analiz spektrometrycznych prób środowiskowych i analiz na zawartość trytu. Do systemu monitoringu w 1993 r. włączono stanowisko do ciągłego zbierania aerozoli w centralnej części składowi­ska. W ramach kontroli prowadzone są również systema­tyczne pomiary poziomu promieniowania gamma na terenie i poza terenem składowiska.

Dla uzyskania w pełni obiektywnej oceny wpływu składo­wiska na środowisko naturalne, prowadzone są od 1966 r. badania porównawcze radioaktywności takich samych ele­mentów składowych środowiska jak dla KSOP w Różanie w tzw. punktach odniesienia. Punktem odniesienia dla KSOP w Różanie została wytypowana Góra Kalwaria, gdyż znajduje się poza wpływem jakichkolwiek obiektów stosu­jących źródła promieniotwórcze. Wyniki pomiarów wyko­nywane w punkcie odniesienia traktowane są jako natural­ne tło dla promieniowania otoczenia.

Uzyskane w ramach prowadzonych badań kontrolnych wy­niki pomiarów radioaktywności elementów składowych środowiska naturalnego znajdują się w książkach pomiaro­wych Służby Ochrony Radiologicznej Instytutu Energii Atomowej. Roczne sprawozdania o stanie ochrony radiologicznej na te­renie i w okolicy KSOP w Różanie przekazywane są do Państwowego Inspektoratu Bezpieczeństwa Jądrowego i Ochrony Radiologicznej, PAA, Wojewody Mazowieckie­go oraz do Zarządu Miasta i Gminy Różan.

Na podstawie wieloletnich badań zamieszczonych w rocz­nych sprawozdaniach dotyczących zawartości substancji b-promieniotwórczych na terenie oraz w otoczeniu KSOP w Różanie stwierdzono, że wyniki tych pomiarów nie od­biegają od poziomów zarejestrowanych w punkcie odnie­sienia (i innych miejscach kontrolnych).

Uzupełnieniem do oceny bezpieczeństwa KSOP w Różanie są wyniki badań uzyskane w ramach prac prowadzonych przez Państwowy Instytut Geologiczny, w zakresie modelo­wania migracji nuklidów w środowisku dla założonych, różnych scenariuszy ich uwolnień. Scenariusze te uwzględ­niają trwałość poszczególnych barier ochronnych, warunki geologiczne, hydrologiczne, geochemiczne, meteorologicz­ne, procesy erozji w długich okresach czasu i szereg innych czynników.

Dalsze efektywne i bezpieczne gospodarowanie odpadami promieniotwórczymi w Polsce wymaga:

1) zlokalizowania, zaprojektowania, wybudowania i uru­chomienia nowego, powierzchniowego składowiska odpadów promieniotwórczych nisko i średnio aktyw­nych (eksploatacja obecnego składowiska przewidzia­na jest do 2010 r);

2) zlokalizowanie, zaprojektowanie, wybudowanie i uru­chomienia podziemnego składowiska odpadów wypalo­nego paliwa jądrowego i odpadów wysoko aktywnych;

3) modyfikowania i wdrożenia prawno-organizacyjnych zasad gospodarowania odpadami promieniotwórczymi i nowych technologii ich przetwarzania.

XIII. Podsumowanie

Obecnie składowiska powierzchniowe są powszech­nie wykorzystywane prawie we wszystkich krajach na świecie jako miejsce składowania ostatecznego od­padów nisko- i średnioaktywnych zawierających izo­topy krótkożyciowe (T_1/2 < 30 lat). Charakterystyczne dla nowo budowanych składowisk powierzchniowych jest to, że stanowią one zawsze układ multibarier za­bezpieczających przed migracją wody do i z komór składowiska (odpadów). Konstrukcje tych składowisk są w pełni przygotowane do kontroli radiologicznej związanej właśnie z migracją wody (system drenażo­wy, otwory do poboru próbek wody). Dość dużo uwa­gi poświęca się również zagadnieniom powstawania gazów (radioliza, degradacja biologiczna), a następ­nie ich migracji poprzez układ barier.

Składowanie odpadów promieniotwórczych w obiektach składowisk powierzchniowych zaliczo­ne jest przez International Commission on Radiolo­gical Protection (ICRP) i Basic Safety Standards (BSS) do standardowych sposobów postępowania z odpadami promieniotwórczymi. Oznacza to, że składowiska powierzchniowe odpadów promieniotwórczych uznawane są na świecie za bezpieczne dla ludzi i środowiska; dotyczy to zarówno okresu ich eksploatacji, jak i okresu po ich zamknięciu.

Planując zatem w przyszłości budowę składowiska odpadów promieniotwórczych dla potrzeb ener­getyki jądrowej należy zakładać, że może to być składowisko powierzchniowe. Z powodzeniem, przy tej okazji, mogą być wykorzystane doświadczenia z eksploatacji KSOP-Różan.

XIV. Literatura

         1. Siemiański, M. (1994) „Fizyka Zagrożeń Środowiska”,

    (wyd.I) Warszawa: PWN;

     Dostępne w: Bibliteka W. Inżynierii Środowiska Politechniki Warszawskiej;

2. Skalmowski, (2001) „Poradnik gospodarowania odpadami”

     Warszawa: Wydział Inżynierii Środowiska PW;

     Dostępne w: Bibliteka W. Inżynierii Środowiska Politechniki Warszawskiej;

3. Włodarski, J. (2002) „Zasady gospodarki odpadami promieniotwórczymi dla

     warunków polskich”, Państwowa Agencja Atomistyki;

4. Frankowski, Z., Mitręga, J. (1998) „Metodyka Poszukiwania Lokalizacji   

     Składowisk Odpadów Promieniotwórczych”, W: Postępy Techniki Jądrowej 4/98,

     Warszawa: PAA, PTN;

      Dostępne w: Bibliteka W. Fizyki Politechniki Warszawskiej;

5. Janczek, J. (1998) „Naturalne Analogi Podziemnych Składowisk Odpadów

     Promieniotwórczych”, W: Postępy Techniki Jądrowej 4/98,

     Warszawa: PAA, PTN;

      Dostępne w: Bibliteka W. Fizyki Politechniki Warszawskiej;

6. Niell, P.O. (1998) „Chemia Środowiska”, Warszawa: PWN;

      Dostępne w: Bibliteka W. Inżynierii Środowiska Politechniki Warszawskiej;

7. Tomczak, W. (1998) „Krajowe Składowisko Odpadów Promieniotwórczych

     w Różanie”, W: Postępy Techniki Jądrowej 4/98, Warszawa: PAA, PTN;

      Dostępne w: Bibliteka W. Fizyki Politechniki Warszawskiej;

8. Materiały oraz notatki zgromadzone podczas wizyty w Świerku 25.11.2003 r.

    organizowanej w ramach zajęć tytułowych.

XV. Spis tabel, rysunków i schematów

              Tabele:

1. Zespół kryteriów wykluczających przydatność obszaru dla lokalizacji składowiska. (źródło [3]) - pokaż

2. Wskaźniki waloryzujące - ocena wyboru lokalizacji składowiska. (źródło [3]) - pokaż

3. Kategoryzacja wskażników przydatności obszarów. (źródło [3]) - pokaż

              Rysunki:

1. Porównanie kanadyjskiej koncepcji głębokiego składowiska odpadów promieniotwórczych (lewy rysunek) z uproszczonym przekrojem geologicznym przez złoże uranu Cigar Lake. (źródło [5]) - pokaż

2. Schemat składowiska podziemnego w kopalni rudy „Konrad” w Niemczech. (źródło [2]) - pokaż

3. Zsypywanie odpadów średnioaktywnch w kopalni soli „Asse” w Niemczech. (źródło [2]) - pokaż

4. Składowisko odpadów promieniotwórczych KSO w Różanie. (źródło [7]) - pokaż

              Schematy:

1. Schemat postępowania z odpadami promieniotwórczymi w Polsce. (źródło [2]) - pokaż