ПЛАН

Вступ…………………………………………………………………………. 2

Захоронення РАВ в гірських породах……………………………………… 2

Основні типи і фізико-хімічні особливості гірських порід для поховання ядерних відходів……………………………………………………………… 8

Деякі фізико-хімічні властивості гірських порід та мінералів, важливі для захоронення РАВ………………………………………………………………… 10

Вибір місця поховання радіоактивних відходів………………………………… 11

Інші способи захоронення РАВ……………………………………………… 15

Висновок……………………………………………………………………….. 16

Список використаної літератури……………………………………………... 17

ВСТУП

Проблема безпечного захоронення РАВ є однією з тих проблем, від яких значною мірою залежать масштаби і динаміка розвитку ядерної енергетики. Генеральною завданням безпечного захоронення РАВ є розробка таких способів їх ізоляції від біоцикла, які дозволять усунути негативні екологічні наслідки для людини і навколишнього середовища. Кінцевою метою заключних етапів всіх ядерних технологій є надійна ізоляція РАВ від біоцикла на весь період збереження відходами радіотоксичності. 

В даний час розробляються технології іммобілізації РАВ та досліджуються різні способи їх поховання, основними критеріями при виборі якого для широкого використання є наступні: - мінімізація витрат на реалізацію заходів щодо поводження з РАВ; - скорочення утворюються вторинних РАВ. За останні роки створено технологічний заділ для сучасної системи поводження з РАВ. У ядерних країнах є повний комплекс технологій, які дозволяють ефективно і безпечно переробляти радіоактивні відходи, мінімізуючи їх кількість. У загальному вигляді ланцюг технологічних операцій поводження з РРВ може бути представлена ​​в наступному вигляді: Проте ніде в світі не обрано метод остаточного захоронення РАВ, технологічний цикл поводження з РАВ, не є замкнутим: oтвержденние РРВ, так само як і ТРО, зберігаються на спеціальних контрольованих майданчиках, створюючи загрозу радіоекологічну обстановку місць зберігання. 

Захоронення рав в гірських породах

На сьогоднішній день загально визнано (в тому числі і МАГАТЕ), що найбільш ефективним і безпечним вирішенням проблеми остаточного захоронення РАВ є їх захоронення в могильниках на глибині не менше 300-500 м в глибинних геологічних формаціях з дотриманням принципу многобарьерной захисту і обов'язковим перекладом РРВ на отверджене стан. Досвід проведення підземних ядерних випробувань довів, що при певному виборі геологічних структур не відбувається витоку радіонуклідів з підземного простору в навколишнє середовище.  Таким чином, при вирішенні проблеми знешкодження радіоактивних відходів використання "досвіду, накопиченого природою", простежується особливо наочно. Недарма саме фахівці в галузі експериментальної петрології виявилися чи не першими, хто опинився готовий вирішувати проблему, що виникла.  Вони дозволяють виділяти з суміші елементів радіоактивних відходів окремі групи, близькі за своїми геохімічним характеристикам, а саме:  · Лужні і лужноземельні елементи;  · Галогеніди;  · Рідкоземельні елементи;  · Актинідії.  Для цих груп елементів можна спробувати знайти породи та мінерали, перспективні для їх зв'язування.  Природні хімічні (і, навіть, ядерні) реактори, які виробляють токсичні речовини, - не новина в геологічній історії Землі. Як приклад можна навести родовище Окло, де ~ 200 млн. років тому протягом 500 тис. років на глибині ~ 3,5 км діяв природний реактор, прогрівали навколишні породи до 600 ° С. Збереження більшості радіоізотопів на місці їх утворення забезпечувалося їх ізоморфним входженням в уранініт. Розчинення ж останнього, перешкоджала відновлювальна обстановка. Проте близько 3 млрд. років тому на планеті зародилася, успішно співіснує поруч з дуже небезпечними речовинами і розвивається життя.  Розглянемо основні шляхи саморегуляції природи з точки зору їх використання в якості методів знешкодження відходів техногенної діяльності людства. Намічаються чотири таких принципу.  а) Ізоляція - шкідливі речовини концентруються в контейнерах і захищаються спеціальними бар'єрними речовинами. Природним аналогом контейнерів можуть служити шари водотривів. Однак, це - не надто надійний спосіб знешкодження відходів: при зберіганні в ізольованому обсязі небезпечні речовини зберігають свої властивості і при порушенні захисного шару можуть вириватися в біосферу, вбиваючи все живе. У природі розрив таких шарів призводить до викидів отруйних газів (вулканічна активність, що супроводжується вибухами та викидами газів, розжареного попелу, викиди сірководню при бурінні свердловин на газ - конденсат). При зберіганні небезпечних речовин у спеціальних сховищах також іноді відбувається порушення ізолюючих оболонок з катастрофічними наслідками. Сумний приклад з техногенної діяльності людини - челябінськийвикид радіоактивних відходів в 1957 році через руйнування контейнерів - сховищ. Ізоляція застосовується для тимчасового зберігання радіоактивних відходів; в майбутньому необхідно реалізувати принцип многобарьерной захисту при їх похованні, одним із складових елементів цього захисту буде шар ізоляції.  б) Розсіювання - розведення шкідливих речовин до рівня, безпечного для біосфери. У природі діє закон загального розсіяння елементів В. І. Вернадського. Як правило, чим менше кларк, тим небезпечніше для життя елемент або його сполуки (реній, свинець, кадмій). Чим більше кларк елемента, тим він безпечніший - біосфера до нього "звикла". Принцип розсіювання широко використовується при скиданні техногенних шкідливих речовин в річки, озера, моря та океани, а також в атмосферу - через димові труби. Розсіювання використовувати можна, але мабуть, тільки для тих сполук, час життя яких у природних умовах невелика, і які не зможуть дати шкідливих продуктів розпаду. Крім того, їх не повинно бути багато. Так, наприклад, СО ₂ - взагалі кажучи, не шкідливе, а іноді навіть корисне з'єднання. Однак, зростання концентрації вуглекислоти у всій атмосфері веде до парникового ефекту і теплового забруднення. Особливо страшну небезпеку можуть представляти речовини (наприклад, плутоній), одержувані штучно у великих кількостях. Розсіювання до цих пір застосовується для видалення відходів малої активності і, виходячи з економічної доцільності, буде ще довго залишатися одним з методів для їх знешкодження. Однак у цілому в цей час можливості розсіювання в основному вичерпані і треба шукати інші принципи.  в) Існування шкідливих речовин у природі в хімічно стійких формах. Мінерали в земній корі зберігаються сотні мільйонів років. Поширені акцесорні мінерали (циркон, сфен та інші титано-і цірконосілікати, апатит, монацит і інші фосфати і т.д.) мають великий ізоморфної ємністю по відношенню до багатьох важким і радіоактивним елементам і стійкі практично у всьому інтервалі умов петрогенезису. Є дані про те, що циркони з розсипів, що випробували разом з вміщає породою процеси високотемпературного метаморфізму і навіть гранітообразованія, зберігали свій первинний склад.  г) Мінерали, в кристалічних гратах яких знаходяться підлягають знешкодженню елементи, в природних умовах знаходяться в рівновазі з навколишнім середовищем. Реконструкція умов древніх процесів, метаморфізму та магматизму, що мали місце багато мільйонів років тому, можлива завдяки тому, що в кристалічних гірських породах протягом тривалого за геологічними масштабами часу зберігаються особливості складу утворилися при цих умовах і які перебували між собою в термодинамічній рівновазі мінералів.  Описані вище принципи (особливо останні два) знаходять застосування при знешкодженні радіоактивних відходів.  Існуючі розробки МАГАТЕ рекомендують поховання сценарий радіоактивних відходів в стабільних блоках земної кори. Матриці повинні мінімально взаємодіяти з вміщає породою і не розчинятися в порових і тріщинних розчинах. Вимоги, яким повинні задовольняти матричні матеріали для зв'язування осколкових радіонуклідів і малих актинидов, можна сформулювати наступним чином:  · Здатність матриці пов'язувати і утримувати у вигляді твердих розчинів якомога більшу кількість радіонуклідів та продуктів їх розпаду протягом тривалого (за геологічними масштабами) часу.  · Бути стійким матеріалом по відношенню до процесів фізико-хімічного вивітрювання в умовах поховання (тривалого зберігання).  · Володіти термічної стійкістю при високих вмістах радіонуклідів.  · Володіти комплексом фізико-механічних властивостей, які необхідно мати будь-якому матричному матеріалу для забезпечення процесів транспортування, захоронення та пр.:  o механічною міцністю,  o високу теплопровідність,  o малими коефіцієнтами теплового розширення,  o стійкістю до радіаційним пошкоджень.  · Мати просту технологічну схему виробництва  · Вироблятися з вихідної сировини, порівняно низької вартості.  Сучасні матричні матеріали поділяються за своїм фазовому стану на скловидні (боросилікатне і алюмофосфатні скла) та кристалічні - як полімінеральні (сінрокі) так і мономінеральні (цирконій-фосфати, титанати, цирконати, алюмосилікати і т.п.).  Традиційно для іммобілізації радіонуклідів застосовували скляні матриці (боросилікатне і алюмофосфатні за складом). Ці скла за своїми властивостями близькі до алюмосилікатні, тільки в першому випадку алюміній замінений бором, а в другому - кремній фосфором. Ці заміни викликані необхідністю зниження температури плавлення розплавів і зменшення енергоємності технології. У скляних матрицях досить надійно утримується 10-13мас.% Елементів радіоактивних відходів. В кінці 70-х років були розроблені перші кристалічні матричні матеріали - синтетичнігірські породи (сінрок). Ці матеріали складаються з суміші мінералів - твердих розчинів на основі титанату і цирконату і набагато стійкіші до процесів вилуговування, ніж скляні матриці. Варто відзначити, що найкращі матричні матеріали - сінрокі - були запропоновані петрології (Рінгвуд та ін.) Способи остекловиванія радіоактивних відходів, що використовуються в країнах з розвиненою ядерною енергетикою (США, Франція,Німеччина), не відповідають вимогам їх тривалого безпечного зберігання в зв'язку зі специфікою скла як метастабільній фази. Як показали дослідження, навіть найбільш стійкі до процесів фізико-хімічного вивітрювання алюмофосфатні скла, виявляються малостабільнимі за умов поховання в земній корі. Що ж стосується боросилікатне стекол, то згідно експериментальні дослідження, в гідротермальних умовах при 350 ^о С і 1 кбар вони повністю кристалізуються з виносом елементів радіоактивних відходів у розчин. Тим не менш, склування радіоактивних відходів з наступним зберіганням скляних матриць у спеціальних сховищах є поки єдиним методом промислового знешкодження радіонуклідів.  Розглянемо властивості наявних матричних матеріалів. У таблиці 4 представлена ​​їх коротка характеристика.  Таблиця 4. Порівняльні характеристики матричних матеріалів 

Властивості	(B, Si)-скла	(Al, P)-скла	Сінрок	NZP 1)	Глини	Цео-літи
Здатність фіксувати РН2) і продукти їх розпаду	+	+	+	+	-	+
Стійкість до видужування	+	+	+ +	+ +	-	-
Термостійкість	+	+	+ +	+ +	-	-
Механічна міцність	+	+	+ +	?	-	+
Стійкість до радіаційним пошкоджень	+ +	+ +	+	+	+	+
Стійкість при розміщенні в породах земної кори	-	-	+ +	?	+	-
Технологія виробництва 3)	+	-	-	?	+	+
Вартість вихідної сировини 4)	+	+	-	-	+ +	+ +

Характеристики властивостей матричних матеріалів: "+ +" - дуже хороші; "+" - хороші; "-" - погані.  ¹⁾ NZP - фази фосфатів цирконію з загальною формулою ^(I A _x ^II B _y ^III R _z ^IV M _v ^V C _w) (PO _{4) m;} де ^I A _x ..... ^V C _w - елементи IV груп таблиці Менделєєва;  ²⁾ РН - радіонукліди;  ³⁾ Технологія виробництва: "+" - проста; "-" - складна;  ⁴⁾ Вихідна сировина: "+ +" - дешеве; "+" - середній; "-" - дороге.  З аналізу таблиці випливає, що матричних матеріалів, що задовольняють всім сформульованим вимогам немає. Скло і кристалічні матриці (сінрок і, можливо, насікон) є найбільш прийнятними за комплексом фізико-хімічних і механічних властивостей, однак, висока вартість як виробництва, так і вихідних матеріалів, відносна складність технологічної схеми обмежують можливості широкого застосування сінрока для фіксації радіонуклідів. Крім того, як уже говорилося, стійкість стекол недостатня для поховання в умовах земної кори без створення додаткових захисних бар'єрів.  Зусилля петрології і геохіміків - експериментаторів зосереджені на проблемах, пов'язаних з пошуком нових модифікацій кристалічних матричних матеріалів, більш придатних для захоронення радіоактивних відходів в породах земної кори.  Перш за все, в якості потенційних матриць - фіксаторів радіоактивних відходів були висунуті тверді розчини мінералів. Ідея про доцільність застосування твердих розчинів мінералів у якості матриць для фіксації елементів радіоактивних відходів була підтверджена результатами широкого Петрол - геохімічного аналізу геологічних об'єктів. Відомо, що ізоморфні заміщення в мінералах здійснюються, головним чином, за групами елементів таблиці Д. І. Менделєєва:  в польового шпату: Na   K   Rb; Ca   Sr   Ba; Na   Ca (Sr, Ba);  в Олівін: Mn   Fe   Co;  в фосфатах: Y   La ... Lu і т.п.  Завдання полягає в тому, щоб серед природних мінералів з високою ізоморфної ємністю підібрати тверді розчини, які здатні  концентрувати в собі зазначені вище групи елементів радіоактивних відходів. У таблиці 5 показані деякі мінерали - потенційні матриці для розміщення в них радіонуклідів. В якості матричних можуть застосовуватися як головні, так і акцесорні мінерали.  Таблиця 5. Мінерали - потенційні концентратори елементів радіоактивних відходів. 

Мінерал	Формула мінералу	Елементи РАВ, ізоморфно фіксуються в мінералах
Головні породообразующие мінерали
Польовий шпат	(Na, K, Ca) (Al, Si) 4O8	Ge, Rb, Sr, Ag, Cs, Ba, La ... Eu, Tl
Нефелін	(Na, K) AlSiO4	Na, K, Rb, Cs, Ge
Содаліт	Na8Al6Si6O24Cl2	Na, K, Rb, Cs?, Ge, Br, I, Mo
Олівін	(Fe, Mg) 2SiO4	Fe, Co, Ni, Ge
Піроксен	(Fe, Mg) 2Si2O6	Na, Al, Ti, Cr, Fe, Ni
Цеоліти	(Na, Ca) [(Al, Si) nOm] k * xH2O	Co, Ni, Rb, Sr, Cs, Ba
Акцесорні мінерали
Перовськіт	(Ce, Na, Ca) 2 (Ti, Nb) 2O6	Sr, Y, Zr, Ba, La ... Dy, Th, U
Апатит	(Ca, REE) 5 (PO4) 3 (F, OH)	Y, La .... Dy, I (?)
Монацит	(REE) PO4	Y, La ... Dy, Th
Сфен	(Ca, REE) TiSiO5	Mn, Fe, Co?, Ni, Sr, Y, Zr, Ba, La ... Dy
Цірконоліт	CaZrTi2O7	Sr, Y, Zr, La ... Dy, Zr, Th, U
Циркон	ZrSiO4	Y, La ... Dy, Zr, Th, U

Список мінералів таблиці 5 може бути істотно доповнений. За відповідності геохімічних спектрів для іммобілізації радіонуклідів найбільш підходять такі мінерали, як апатит і сфен, а от у циркон концентруються в основному важкі рідкоземельні елементи.  Для реалізації принципу "подібне зберігати в подібному" найзручніше використовувати мінерали. Лужні і лужноземельні елементи можна розміщувати в мінералах групи каркасних алюмосилікатів, а радіонукліди групи рідкісноземельних елементів і актинидов - в акцесорних мінералах.  Зазначені мінерали поширені в різних типах магматичних і метаморфічних порід. Тому зараз можна вирішувати конкретну задачу про вибірмінералів - концентраторів елементів, специфічних до порід вже наявних полігонів, призначених для захоронення радіоактивних відходів. Так, наприклад, для полігонів комбінату "Маяк" (вулканогенно-осадові товщі, порфірити) як матричних матеріалів можна використовувати польові шпати, піроксени і акцесорні мінерали (циркон, сфен, фосфати та ін.)  Для створення і прогнозу поведінки мінеральних матричних матеріалів в умовах тривалого знаходження в породах необхідно вміти розраховувати реакції в системі матриця - розчин - вміщає порода, для чого необхідно знати їх термодинамічні властивості. У породах майже всі мінерали є твердими розчинами, серед них найбільш поширені каркасні алюмосилікати. Вони складають близько 60% об'єму земної кори, завжди привертали увагу і служили об'єктами вивчення для геохіміків і петрології.  Надійною основою термодинамічних моделей може служити тільки експериментальне вивчення рівноваг мінералів - твердих розчинів.  Оцінка стійкості матриць для розміщення радіоактивних відходів до видужування також являє собою роботу, яку кваліфіковано виконують експериментатори петрології і геохімік. Існує методика тесту МАГАТЕ МСС-1 при 90 ^о С, в дистильованої воді. Певні по ній швидкості вилуговування мінеральних матриць зі збільшенням тривалості дослідів знижуються (на відміну від скляних матриць, в яких спостерігається сталість швидкостей вилуговування). Це пояснюється тим, що в мінералах, після виносу елементів з поверхні зразка, швидкості вилуговування визначаються внутрікристалічної дифузією елементів, яка дуже низька при 90 ^о С. Тому відбувається різке зниження швидкостей вилуговування. Скла ж при впливі води безперервно переробляються, кристалізуються, і тому зона переробки зміщується в глибину.  Дані дослідів показали, що швидкості вилуговування елементів з мінералів розрізняються. Процеси вилуговування, як правило, йдуть інконгруентной. Якщо розглядати граничні, найнижчі швидкості вилуговування (досягаються за 50 - 78 діб), то по збільшенню швидкості вилуговування різних оксидів намічається ряд: Al   Na (Ca)   Si.  Швидкості вилуговування для окремих оксидів зростають у наступних рядах мінералів:  для SiО _2: ортоклаз   скаполіт   нефелін   лабрадор   содаліт  0,008   0,140 (г / м ^{2 ×} добу)  для Na ₂ О: лабрадор   скаполіт   нефелін   содаліт;  0,004   0,110 (г / м ^{2 ×} добу) для CaО: апатит   скаполіт   лабрадор;  0,006   0,013 (г / м ^{2 ×} добу)  Кальцій і натрій займають в мінералах ті ж кристаллохимический позиції, що і стронцій і цезій, тому в першому наближенні можна вважати, що і швидкості вилуговування їх будуть подібні і близькі до таких з сінрока. У цьому відношенні каркасні алюмосилікати є перспективними матричними матеріалами для зв'язування радіонуклідів, оскільки швидкості вилуговування з них Cs і Sr на 2 порядки менше, ніж для боросилікатне стекол і порівнянні зі швидкостями вилуговування для сінрока-C, який в даний час є найбільш стійким матричним матеріалом.  Прямий синтез алюмосилікатів, особливо із сумішей, що містять радіоактивні ізотопи, вимагає такої ж складною і дорогої технології, як і приготування сінрока. Наступною сходинкою стала розробка і синтез керамічних матриць методом сорбції радіонуклідів на цеоліти з подальшимперетворенням їх у польові шпати.  Відомо, що деякі природні і синтетичні цеоліти мають високу селективність по відношенню до Sr, Cs. Однак, як легко вони сорбують ці елементи з розчинів, так само легко і віддають. Проблема полягає в тому, як утримати сорбовані Sr і Сs. Деякі з цих цеолітів повністю (за вирахуванням води) ізохімічни польовим шпату, більше того, процес іонообмінної сорбції дає можливість отримувати цеоліти заданого складу, причому процес цей відносно легко контролюється і управляється.  Використання фазових трансформацій має наступні переваги перед іншими методами затвердіння радіоактивних відходів:  · Можливість переробки розчинів осколкових радіонуклідів різної концентрації і співвідношення елементів;  · Можливість постійного контролю процесу сорбції та насичення цеолітового сорбенту елементами радіоактивних відходів відповідно до співвідношення Al / Si в цеоліті;  · Іонний обмін на цеолітах добре технологічно відпрацьований і широко застосовується в промисловості для очищення рідких відходів, що має на увазі гарне технологічне знання основ процесу;  · Тверді розчини польових шпатів і фельдшпатоїди, одержувані в процесі керамізації цеолітів, не вимогливі до суворого додержання Al / Si співвідношення у вихідній сировині, і результуючий матричний матеріал відповідає принципу фазового та хімічного відповідності для мінеральних асоціацій магматичних і метаморфічних порід земної кори;  · Відносно проста технологічна схема виробництва матриць за рахунок виключення стадії кальцинації;  · Легкість підготовки вихідної сировини (природних і штучних цеолітів) для використання в якості сорбентів;  · Дешевизна природних і синтетичних цеолітів, можливість використання відпрацьованих цеолітів.  Даний метод може бути використаний для очищення водних розчинів, що містять також радіонукліди цезію. Перетворення цеоліту в полешпатовікераміку дозволяє відповідно до концепції фазового та хімічного відповідності розміщувати полешпатові кераміку в породах, у яких польові шпати є головними породообразующими мінералами; відповідно вилуговування стронцію і цезію буде зведено до мінімуму. Саме такі породи (вулканогенно-осадового комплексу) розташовані в районах полігонів передбачуваного поховання радіоактивних відходів на підприємстві "Маяк". Для рідкоземельних елементів перспективний цирконій-фосфатний сорбент, при трансформації якого утворюється кераміка, що містить цирконій-фосфати рідкісних земель (так звані фази NZP) - є дуже стабільними до видужування і стійкими в земній корі фазами. Швидкості вилуговування рідкоземельних елементів з такої кераміки на порядок нижче, ніж з сінрока.  Для іммобілізації йоду методом сорбції його на цеоліти NaX і СuX отримана кераміка, що містить фази йод-содаліта і CuI. Швидкості вилуговування йоду з даних керамічних матеріалів можна порівняти з такими лужних і лужноземельних елементів з боросилікатного скляних матриць.  Перспективним напрямком є ​​створення двухшарових матриць, заснованих на фазовому відповідно мінералів різного складу в субсолідусной області. Кварц, так само як і польові шпати, є породоутворюючих мінералів багатьох типів гірських порід. Спеціальні досліди показали, що рівноважна концентрація стронцію в розчині (при 250 ^о С і тиску насиченого пара) знижується в 6 -10 разів при додаванні кварцу в систему. Тому подібні двуслойниє матеріали повинні істотно підвищувати стійкість матриць до процесів вилуговування твердих розчинів.  . При низьких температурах тут існує велика область несмісимо. Напрошується створення двуслойной матриці з зерном цезієвого кальсіліта в центрі, покритим шаром звичайного кальсіліта. Таким чином, ядро ​​і оболонка будуть рівноважний один з одним, що повинно мінімізувати процесидифузії цезію назовні. Сам кальсіліт стійкий в лужних магматичних породах калієвого ряду, в яких і можна буде розміщувати (відповідно до принципу фазового та хімічного відповідності) подібні "ідеальні" матриці. Синтез цих матриць також проводиться методом сорбції з подальшою фазової трансформацією. Все вищевикладене показує один із прикладів застосування результатів фундаментальних наукових досліджень до вирішення практичних завдань, що періодично виникають перед людством.