WWW.METODICHKA.X-PDF.RU
БЕСПЛАТНАЯ ЭЛЕКТРОННАЯ БИБЛИОТЕКА - Методические указания, пособия
 


Pages:     | 1 || 3 | 4 |   ...   | 7 |

«Факультет мониторинга окружающей среды Кафедра ядерной и радиационной безопасности В. П. Миронов В. В. Журавков ОБРАЩЕНИЕ С РАДИАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ Учебно-методическое пособие Минск УДК ...»

-- [ Страница 2 ] --

Активность цезия-134 (период полураспада около 2-х лет) в настоящее время не превышает 10–15 % от активности цезия-137, а через несколько лет она понизится до несущественной. Периоды полураспада цезия-137 и стронция-90 близки к 30 годам, практически полный распад их произойдет только через 300 лет. Вместе с тем плотность загрязнения территории -излучающими радионуклидами в ближайшие десятилетия будет перманентно увеличиваться за счет -распада плутония-241 (период полураспада 14 лет) и его перехода в -излучатель америций-241 (период полураспада 438 лет).

Поэтому одной из мер радиационной защиты на загрязненных территориях являлось проведение дезактивационных работ. Эта мера защиты актуальна и в настоящее время. Дезактивационные работы проводятся для очистки наиболее важных с точки зрения жизнеобеспечения объектов и территорий. К ним относятся детские дошкольные учреждения, школы, лечебные и оздоровительные учреждения, зоны отдыха и места массового пребывания людей, предприятия пищевой промышленности и другие промышленные объекты, локальные участки в местах проживания людей с аномально высоким загрязнением.

При проведении дезактивационных работ образуются отходы, которые требуют специального обращения. Нормативно-правовые документы, ранее разработанные в СССР, не могли охватить всех специфических проблем по обращению с отходами дезактивации чернобыльского происхождения. Большая часть из них не подходит под категорию радиоактивных отходов, определяемых СПОРО-85, но они представляют серьезную опасность для окружающей среды и человека из-за больших объемов. Поэтому при обращении с ними было введено понятие условно радиоактивных отходов. Эти отходы состоят в основном из почвенно-растительного слоя грунта, бытового и строительного мусора, отходов животноводческих ферм, крыш домов, заборов и т. д. В первые годы после аварии отходы, как правило, размещали в непосредственной близости к населенным пунктам.

Для этого использовались естественные углубления на местности, а также карьеры и специально отрытые котлованы. В 1992–1993 гг. проведены работы по уточнению мест расположения пунктов хранения, определены и паспортизированы виды радиоактивных отходов в этих пунктах. В результате установлено, что суммарный объем радиоактивных отходов от дезактивации составляет около 300 тыс. м3, в которых содержится 1,9 ТБк цезия-137, 0,19 ТБк стронция-90 и 3,4 ГБк плутония-239, 240. Общая площадь пунктов захоронения составляет 252 тыс. м2. Часть пунктов хранения находится в акватории болот, поймах рек Припять, Сож и их притоков, в местах с высоким уровнем грунтовых вод. В связи с этим они представляют собой потенциальную опасность для окружающей среды из-за возможного поступления радионуклидов в поверхностные и грунтовые воды. Для изучения миграции радионуклидов в подземные и грунтовые воды необходимо создание сети гидрологических наблюдательных скважин в местах размещения пунктов хранения. Следует отметить, что предварительные измерения содержания цезия-137 и стронция-90 в грунтовых водах показывают, что миграция радионуклидов незначительна.

Радиоактивные отходы чернобыльского происхождения в основном представляют твердые отходы различной плотности и относятся в основном к условно радиоактивным. Они образуются из следующих материалов:

асбоцементные и мягкие кровельные материалы при сносе строений и замене кровли в загрязненной зоне. Уровень загрязненности этих материалов составляет 50–400 -частиц/см2· мин. В настоящее время объем таких отходов составляет 3 тыс. м3 в год;

зола, образующаяся при использовании на топливо древесины, заготовленной на загрязненной территории. Максимальное содержание цезия-137 в печной золе достигает 60 кБк/кг. Всего в городских поселениях загрязненной зоны республики образуется 5 тыс. т подлежащей захоронению печной золы в год. По существующей в настоящее время классификации 3,3 тыс. т золы по содержанию цезия-137 относится к категории радиоактивной, остальное количество является условно радиоактивной.

До 40 % содержащегося в золе цезия находится в подвижной форме, что накладывает дополнительные условия при захоронении (по сравнению с другими твердыми радиоактивными отходами);

отходы, образующиеся при дезактивации оборудования и помещений приточных вентиляционных систем механическим методом. Эти отходы состоят из лакокрасочных покрытий, смеси абразива с оксидами металла, протирочной ткани, полиэтиленовой пленки, штукатурки, бетонных покрытий. Средняя удельная активность этих отходов составляет 1,3 МБк/год, а количество их достигает 15 т в год;

почва, удаляемая при дезактивации территории. По существующей классификации относится к условно радиоактивным отходам, причем ее годовой поток составляет 35 тыс. м3.

В процессе дезактивации образуются жидкие радиоактивные отходы, которые состоят из высокощелочных или кислотных растворов, содержащих поверхностно-активные вещества. Объем таких отходов составляет 25 м3 в год, а удельная активность по цезию-137 изменяется от 2,3 кБк/л до 1,2 МБк/л. Ожидаемая удельная активность продуктов переработки может достигнуть 10 МБк/кг.

Как показала практика, захоронение отходов чернобыльского происхождения целесообразно производить в приповерхностных пунктах захоронения котлованного или траншейного типа, имеющих защитные барьеры в виде глиняных замков. Особенно важным является обеспечение изоляции отходов от инфильтрации поверхностных вод и предотвращение накопления воды на дне хранилища. Пункты захоронения должны быть обеспечены сетью наблюдательных скважин для обеспечения контроля за возможной миграцией радионуклидов в поверхностные и грунтовые воды.

2.6. Радиоизотопные источники На предприятиях и в учреждениях Республики Беларусь используются до 40 тыс. радионуклидных источников, изготовленных на основе 40 радионуклидов (от трития до калифорния-252 включительно). Современное ежегодное накопление радиоактивных отходов в виде отработавших закрытых источников ионизирующего излучения в республике достигает 12 т (4–6 м3). Активность источников варьирует в пределах 7–500 МБк/кг, суммарная, по-видимому, не превышает 7 ТБк в год. Подавляющая часть радионуклидов, содержащихся в используемых источниках, имеет сравнительно короткие периоды полураспада, вследствие чего источники относительно быстро теряют свои потребительские свойства, и переходит в разряд радиоактивных отходов, требующих утилизации.

Некоторые классы устройств, например радиоактивные извещатели дыма, содержат радионуклиды с большим периодом полураспада, в частности плутоний-239, и по разным причинам также подвергаются утилизации.

Кроме упомянутых выше закрытых радионуклидных источников, в промышленности, исследованиях и медицине в Республике Беларусь используется целый ряд веществ в открытом виде, которые также подвергаются утилизации.

В разряд радиоактивных отходов переводятся и утилизируются вспомогательное оборудование, инструменты, тара, ветошь и т. д., загрязненные радиоактивными веществами.

Утилизация перечисленных видов радиоактивных отходов осуществляется на республиканском пункте захоронения радиоактивных отходов.

Пункт захоронения не имеет необходимых мощностей и технологий для обработки поступающих на утилизацию отходов, поэтому поступающие отходы не кондиционируются и захораниваются без переработки, что в некоторых случаях неприемлемо, поскольку не обеспечивает необходимого уровня безопасности. Количество утилизируемых отходов составляет около 1,5 т в год.

3. Обработка отходов, подлежащих захоронению

3.1. Общие положения С необходимостью разработки концепции обращения с радиоактивными отходами, включая сбор, сортировку, обработку, кондиционирование и захоронение отходов, сталкиваются все страны, использующие радиоактивные вещества в исследованиях, промышленности или в медицине, а также получающие их в качестве побочного продукта в атомной энергетике. При этом АЭС любых типов являются, как правило, наиболее крупномасштабным источником радиоактивных отходов, принадлежащим к различным категориям активности. Хотя эти концепции могут отличаться в деталях в зависимости от местных условий и особенностей использования радиоактивных веществ, они имеют целью обеспечение гарантии, что человек и окружающая среда будут защищены от опасностей, связанных с радиоактивными отходами, и в первую очередь от опасности избыточного облучения.

Стратегия обращения с радиоактивными отходами основывается на трех принципах Международной комиссии по радиологической защите:

1) необходимо, чтобы никакая деятельность, связанная с избыточным облучением, не утверждалась, если только ее осуществление не даст положительного результата («оправданность деятельности»);

2) все дозы облучения необходимо поддерживать на разумно достижимом низком уровне с учетом экономических и социальных факторов («оптимизация защиты»);

3) необходимо, чтобы эквивалентная доза облучения отдельных лиц от всех источников, исключая природные и имеющие медицинское применение, не превышала соответствующих пределов доз, установленных регулирующим компетентным органом («ограничение индивидуальной дозы»).

Риск для отдельного лица пропорционален эффективной эквивалентной дозе (HE), полученной этим отдельным лицом:

WT H T, HE = T

где WT – весовой коэффициент отдельных тканей; HT – средняя эквивалентная доза в ткани T.

Эффективная эквивалентная доза основана на концепции, что при данном уровне защиты риск будет одинаковым независимо от того, облучено ли все тело равномерно или существует неравномерность облучения отдельных участков.

Предел годовой дозы для лиц из населения – 1 мЗв. Предел эквивалентной дозы для кожи и хрусталиков глаз – 50 мЗв.

Радиационная защита связана с защитой человека, при этом допуская одновременно оправданные виды деятельности, в результате которых происходит облучение ионизирующей радиацией.

Подразумевается, что система радиационной защиты, которая считается соответствующей для защиты человека (как индивидуума), защитит другие живые существа как популяции хотя и необязательно их отдельные особи.

При обращении с отходами, содержащими долгоживущие радионуклиды, следует позаботиться о том, чтобы радиологический ущерб для любого индивидуального лица в будущем, выраженный через прогнозируемую дозу и вероятность ее получения, не превышал такой величины, которая в настоящее время считается приемлемой для индивидуальных лиц.

Конкретные требования к кондиционированию отходов должны быть определены по возможности на более раннем этапе осуществления национальной энергетической программы, поскольку эти требования влияют на выбор и проектирование систем и установок для обращения с отходами.

Первоначально радиоактивные отходы диспергировались в окружающей среде с последующим многократным разбавлением в природных бассейнах после временного хранения до некоторого распада радионуклидов. В настоящее время рассеивание может использоваться только для ограниченных количеств и низких концентраций радионуклидов при условии удовлетворения стандартам МКРЗ. Очевидно, что сброс отходов с невысоким содержанием радионуклидов в природные бассейны (реки, океаны, атмосфера) является неизбежным при любом уровне развития технологии переработки радиоактивных отходов, однако суммарный выброс радионуклидов в окружающую среду должен быть минимальным.

Именно поэтому стратегия максимального разбавления радионуклидов в окружающей среде (например, при захоронении в океанах) под давлением общественности сменилась на максимальное концентрирование радиоактивности в компактных монолитных формах и организованное захоронение обработанных таким образом отходов.

В настоящее время концепция отверждения радиоактивных отходов и их организованного захоронения является единственной и общепринятой.

Захоронение каких-либо форм отходов, отличных от твердых монолитов, не допускается. Расчетная продолжительность захоронения зависит от характера содержащихся в отходах радионуклидов, в первую очередь от продолжительности жизни радионуклидов. Следует отметить, что некоторые страны (например, Россия) практиковали захоронение жидких радиоактивных отходов в геологические формации. Основным аргументом при доказательстве безопасности такого способа захоронения являлась низкая активность, а также отсутствие долгоживущих радионуклидов и оптимальный выбор геологической среды. Долгоживущие отходы АЭС, содержащие

-излучающие радионуклиды, требуют длительного захоронения, продолжительность которого может достигать миллионов лет. Если по истечению срока хранения какая-либо остаточная радиоактивность будет диспергирована в окружающей среде, она будет того же уровня, что и сама окружающая среда. В существующей многобарьерной концепции захоронения кондиционированных отходов отдельные барьеры используются, чтобы воспрепятствовать миграции радионуклидов в окружающую среду или по крайней мере замедлить миграцию. Система многочисленных барьеров в целом гарантирует изоляцию радионуклидов от биосферы с учетом возможных изменений в окружающей среде, хотя период времени, в котором определенные барьеры являются первостепенными, может различаться.

Инженерные барьеры обычно играют большую роль в начальные несколько сотен лет, тогда как природные, геологические барьеры более важны в течение нескольких тысяч или, даже, десятков тысяч лет. Относительная значимость каждого барьера зависит от типа отходов, оборудования хранилища и характеристик местности.

Национальные концепции обращения с радиоактивными отходами, как правило, предусматривают временное хранение отходов для снижения содержащейся в них радиоактивности в процессе естественного распада или по каким-либо иным причинам. Это особенно необходимо для отработавшего топлива АЭС, срок содержания которого во временных хранилищах может достигать нескольких десятков лет до снижения сопровождающего радиоактивный распад тепловыделения до приемлемого уровня.

Временное хранение полезно и в тех случаях, когда стратегия обращения с отходами тех или иных категорий окончательно не выяснена. В частности отработавшее топливо после определенной выдержки во временных хранилищах может быть отправлено на переработку с последующим окончательным захоронением отходов от переработки.

3.2. Жидкие радиоактивные отходы Обработка жидких радиоактивных отходов составляет значительную часть схемы обращения с отходами на большинстве ядерных объектов.

Выбор метода обработки отходов зависит от характеристик отходов и их материальных потоков.

Аппаратура для сбора и хранения жидких радиоактивных отходов должна обеспечивать:

раздельный сбор и хранение радиоактивных жидкостей различной активности и химического состава, чтобы облегчить последующую обработку каждой категории отходов;

высокую степень сохранности системы трубопроводов для транспортирования отходов. Использования подземных коммуникаций следует по возможности избегать. Если это невозможно, необходимо использовать двойные стенки с обнаружением и сбором протечек. Внутри здания трубопроводы предпочтительно размещать в траншеях. Размещение трубопроводов должно обеспечивать небольшой уклон и исключать резкие повороты и петли, чтобы минимизировать осаждение частиц в трубах. Все отстойники в дренажных системах должны быть снабжены индикаторами уровня. Трубопроводы обеспечиваются биозащитой, определяемой уровнем радиоактивности;

достаточный объем сборных емкостей хранения жидкостей, рассчитанный как на нормальные, так и на аварийные условия. Емкости должны быть обеспечены сигнализацией верхнего и нижнего уровней и системой сбора перелива в запасную емкость. Желательна вентиляция емкости для удаления и соответствующей обработки летучих радиоактивных газов;

контейнеризацию каждой емкости при случайных авариях путем окружения стенками таким образом, чтобы содержимое каждой емкости осталось внутри структуры. Можно поставить условие детектирования любого натекания и откачки любой жидкости в запасную емкость;

отбор представительных проб из сборных емкостей и сбросных линий в подходящее место. При этом может возникнуть необходимость гомогенизации содержимого емкостей перед пробоотбором;

защиту подземных емкостей от сейсмических эффектов, давления земли и т. п. Существенно то, что должно быть предусмотрено аварийное устройство, позволяющее быстро скорректировать действия для исключения проникновения активных жидкостей в грунт и грунтовые воды;

защиту съемных контейнеров от разрушения при ударе или при морозе.

Жесткость выполнения этих требований определяется в первую очередь категорией радиоактивных отходов и их количеством. При выборе наиболее подходящих и экономичных методов обработки жидких радиоактивных отходов следует рассматривать:

количество подлежащих переработке отходов;

возможность оборота обрабатываемых жидкостей;

присутствие суспензированных материалов;

химический состав растворов;

кислотность или щелочность растворов;

уровень радиоактивности и состав радионуклидов;

допустимые пределы выброса;

критерии доступности, риска для эксплуатационного персонала, общих капитальных и эксплуатационных затрат и т. д.

Фильтрование можно использовать для обработки любых жидкостей перед непосредственным сбросом в окружающую среду или перед обработкой другими методами. Фильтры, используемые для обработки различных потоков жидкостей, должны быть совместимы с композициями, встречающимися во всех рассматриваемых потоках. Регенерация некоторых фильтроматериалов достигается обработкой обратным потоком, с получающимися при этом шламами обращаются как с твердыми радиоактивными отходами. Достижимые при такой фильтрации коэффициенты дезактивации зависят от «фильтруемости» активности, т. е. от доли нерастворимых в жидкости радионуклидов, сосредоточенных внутри диспергированных частиц или на их поверхности.

В схемах очистки используются насыпные и намывные фильтры, работающие, как правило, под давлением. Образующийся в процессе фильтрации слой шлама на фильтровальной перегородке играет роль намывного фильтра. Для увеличения эффективности очистки растворов используются фильтроматериалы, обладающие способностью адсорбировать те или иные радионуклиды. При эксплуатации таких фильтров двойного действия достигается определенная, обычно невысокая, очистка растворов от растворимых радионуклидов.

Вследствие накопления заметной радиоактивности в эксплуатационных режимах удаление отработавших фильтроматериалов осуществляется при автоматическом или дистанционном управлении. Отработанные фильтроматериалы подлежат кондиционированию и захоронению как твердые радиоактивные отходы.

Ионообменная обработка основана на катионно-анионном взаимодействии между ионами радиоактивных элементов и подходящими смолами и широко используется в практике эксплуатации АЭС. Применяемые смолы не одинаково эффективны для всех ионов, но их можно подобрать таким образом, чтобы обеспечить оптимальную эффективность удаления радионуклидов, присутствующих в обрабатываемых потоках. Ионообменная обработка является подходящим методом для отходов с небольшим солесодержанием (не более 1000 ррm), не содержащих органических, и в особенности поверхностно-активных веществ. Перед ионообменом желательно и обычно практикуется обеспечение фильтрации обрабатываемых растворов.

Основной недостаток синтетических ионообменных смол – их высокая стоимость. В некоторых случаях можно осуществить регенерацию отработавших смол, но при этом требуются дополнительные стадии обработки регенерирующих растворов путем их взаимной нейтрализации и упаривания. После истощения ионообменных смол активность обрабатываемых потоков резко возрастает. Водные пульпы отработавших ионообменных смол содержат довольно большое количество радионуклидов и обычно относятся к категории среднеактивных отходов. Поэтому ионообменное оборудование снабжается биологической защитой и средствами автоматизации эксплуатационных операций и контроля.

При ионообменной очистке реализуются коэффициенты дезактивации от 10 до 100 при использовании смол в виде гранул. Коэффициенты дезактивации повышаются, если ионообменные смолы используются в виде порошка тонкого помола в намывных фильтрах.

При ионообменной очистке растворов, содержащих борную кислоту, степень извлечения радионуклидов, в особенности радиоцезия, значительно ниже. Жидкие радиоактивные отходы с высоким солесодержанием, но с небольшой концентрацией нерастворимых веществ можно обрабатывать методом упаривания. При этом следует уделять внимание гарантии, что растворы не содержат взрывоопасных и термически нестабильных веществ. Вследствие высокой эксплуатационной стоимости упаривание применяется к небольшим объемам отходов, требующих больших коэффициентов дезактивации. Упаривание практически незаменимо при переработке высокоактивных жидких отходов, получающихся в топливном цикле АЭС.

При однократном упаривании отходов, не содержащих летучих радионуклидов, реализуются коэффициенты дезактивации порядка 1000 и даже 10000. На коэффициент дезактивации оказывает влияние унос и пенообразование. Для предотвращения уноса и подавления пенообразования используются жалюзи, центробежные сепараторы, антивспениватели и другие технологические добавки. Тем не менее присутствие поверхностноактивных веществ снижает коэффициент дезактивации при упаривании в среднем в десять раз.

Технология упаривания высокорадиоактивных отходов от переработки облученного топлива имеет ряд особенностей:

в целях повышения экономичности процесса в целом содержащаяся в отходах азотная кислота выделяется и используется в последующих операциях. Большое содержание солей переходных металлов в исходных растворах позволяет отгонять кислоту даже из разбавленных азотнокислых растворов;

вследствие коррозионно-напряженной обстановки в аппаратах для упаривания растворов допустимо использование конструкционных материалов только с очень высокой коррозионной стойкостью;

даже при небольшом уносе в процессе упаривания радиоактивность конденсата может быть значительной, и конденсат, как правило, подвергается повторной очистке теми или иными методами;

обязательной операцией является тщательная очистка отходящих газов от летучих радионуклидов и аэрозолей при непрерывном контроле отходящих газов перед сбросом в воздушный бассейн;

практически единственным способом кондиционирования концентратов после упаривания является витрификация, при подготовке к которой производится доупаривание и кальцинирование остатков;

высокая активность отходов требует использования только автоматических и дистанционных методов обращения с отходами на всех стадиях их кондиционирования.

Для обработки низко- и среднеактивных отходов часто используются методы химической обработки растворов в различных вариантах. Выбор химических веществ для коагуляции и осаждения радиоактивных примесей из растворов определяется химическим составом отходов и особенностями присутствующих в них радионуклидов. Добавка коагулянтов полезна как способ образования шламов с хорошими осаждающими и фильтрационными свойствами. Химическая обработка является полезной при относительно высоком содержании твердых веществ в отходах и когда не требуются большие коэффициенты дезактивации (свыше десяти). Для некоторых изотопов специфичные коагулянты позволяют обеспечить и более высокий уровень дезактивации (в частности, хорошие результаты достигаются при соосаждении изотопов цезия с ферроцианидами переходных металлов).

Стоимость химической обработки обычно низкая, но уменьшение объема, достигаемое в процессах, значительно ниже, чем при использовании других описанных методов. Поэтому можно ожидать осложнений при отверждении и захоронении получающихся шламов. Для многих химических процессов все еще требуются лабораторные исследования, направленные на оптимизацию дозировки реагентов.

Среди других возможных методов кондиционирования отходов следует упомянуть использование полупроницаемых мембран для концентрирования радионуклидов и обессоливания растворов. В этих процессах, обычно менее энергоемких по сравнению с упариванием, реализуемы коэффициенты концентрирования 10–20, а при благоприятном стечении обстоятельств – и значительно более высокие. В настоящее время доступен целый ряд образцов промышленного оборудования; мембранные методы подробно исследованы в лабораторных условиях и успешно внедряются в практику обработки жидких радиоактивных отходов.

3.3. Газообразные радиоактивные отходы Эти отходы могут содержать не только радиоактивные газы, но и летучие радиоактивные элементы (например, йод) и унесенные потоком частицы твердых радиоактивных материалов (аэрозоли). Обработка радиоактивных газов имеет целью минимизацию опасности освобождения радиоактивности в любой форме и ограничение выброса радиоактивных веществ в атмосферу на уровне установленных пределов, зависящих от природы содержащихся в газах радионуклидов.

Обработка радиоактивных газов обычно заключается в удалении аэрозолей и в распределении с помощью системы трубопроводов между различными активными и пассивными устройствами задержки для распада короткоживущих радионуклидов перед сбросом потока в атмосферу. Система оборудуется средствами представительного пробоотбора и контроля.

Взвешенные частицы обычно удаляются фильтрами. В качестве фильтро-материала используются различные волокнистые композиции:

стеклоткани, металлические сетки, ткань Петрянова и т. д. Выбор фильтроматериалов зависит от требуемой эффективности очистки и условий эксплуатации. Вообще говоря, все фильтроматериалы должны сохранять работоспособность при температурах, превышающих эксплуатационные.

Желательна индикация потери давления на фильтрах, которая является единственным малоинерционным показателем работоспособности фильтра в процессе эксплуатации. Некоторые типы керамических или сетчатых фильтров можно регенерировать путем встряхивания или пропускания обратного потока воздуха. Отделяющаяся в процессе регенерации фильтроматериалов пыль собирается в специальные емкости и обрабатывается в качестве твердых радиоактивных отходов. В настоящее время в практике эксплуатации зарубежных АЭС нашли широкое применение так называемые высокоэффективные аэрозольные воздушные фильтры (HEPAфильтры), не подлежащие регенерации после достижения проектного перепада давления.

Удаление летучих радиоактивных примесей достигается пропусканием потока через слой адсорбирующего материала. Для удаления изотопов радиойода, допустимый выброс которых является очень низким, широко используется активированный уголь, который также обеспечивает определенное улавливание криптона и ксенона. Альтернативными адсорбентами радиойода являются посеребренная медная сетка или пропитанные солями серебра пористые материалы, однако они применяются значительно реже.

Активированный уголь не подлежит регенерации и, как правило, используется в режиме «вечного адсорбента», т. е. выполняющего функцию задержки радионуклидов на период, необходимый для их расчетного распада. Замена адсорбента производится только после механического разрушения гранул, о чем свидетельствует увеличение гидравлического сопротивления. После разгрузки адсорбера активированный уголь обрабатывается в качестве твердых радиоактивных отходов.

При разработке системы адсорбционной очистки отходящих газов с использованием активированного угля необходимо учитывать, что:

на входе в угольный адсорбер должно быть обеспечено эффективное влагоудаление;

для очистки от аэрозолей необходимы фильтры на входе и выходе угольного адсорбера;

должна быть обеспечена проверка эффективности адсорбера на месте после установки и в процессе эксплуатации;

необходима индикация потери давления на фильтре и температуры адсорбента, так как адсорбционная емкость по криптону и ксенону сильно зависит от температуры;

в систему должен быть включен задерживающий объем для распада короткоживущих радионуклидов перед входом в адсорбер, чтобы тепло распада не нагревало слой активированного угля.

Перед сбросом в атмосферу газовых потоков, содержащих продукты активации воздуха, должна быть предусмотрена задержка для распада короткоживущих радионуклидов (аргон-41, азот-13) в трубах или в газгольдерах под давлением. Перед сбросом после выдержки необходимо иметь уверенность, что метеорологическая обстановка благоприятна для рассеивания радионуклидов в воздухе.

3.4. Твердые радиоактивные отходы Эти отходы образуются как непосредственно в ходе эксплуатации и декомиссии АЭС, так и в процессах обработки жидких или газообразных радиоактивных отходов. По способу обработки твердые радиоактивные отходы подразделяются на сжигаемые, компактируемые и некомпактируемые отходы. В этих группах отходов часто выделяются -содержащие отходы.

Первой стадией обработки отходов после сбора является их сортировка по физико-химическим характеристикам и/или уровню и характеру радиоактивных загрязнений. В ходе этой операции оптимизируются способы дальнейшей переработки отходов.

При дальнейшей обработке компактируемых отходов широко используются механические методы уменьшения объема отходов. Для этой цели используется сжатие с помощью гидравлических или пневматических прессов под давлением до 80–100 МПа. Практика показывает, что при этом удается достигнуть уменьшения объема на 70–90 %.

Одним из методов обработки оборудования, на поверхности которого имеются радиоактивные загрязнения, является дезактивация. Целью комплекса дезактивационных операций (механических, химических и смешанных) является повторное использование оборудования с ограничениями или без ограничений или регенерация конструкционных материалов, используемых в дальнейшем в качестве сырья. При дезактивации оборудования всегда образуется значительное количество вторичных твердых и жидких радиоактивных отходов, последующая переработка которых может оказаться более дорогой, чем регенерированное сырье. Поэтому необходима комплексная, магистральная оценка планируемых дезактивационных мероприятий.

Значительная часть твердых радиоактивных отходов является сжигаемой. При сжигании отходов в первую очередь преследуется цель уменьшения объема. В то же время сжигание превращает отходы в форму, которая хорошо удовлетворяет требованиям последующей иммобилизации, транспорта, хранения и окончательного захоронения отходов. Практикуется сжигание как низкоактивных, так и среднеактивных отходов, но в последнем случае необходима более сложная очистка отходящих газов.

Одновременно с твердыми отходами допускается сжигание жидких органических веществ (смазочные масла, органические растворители и т. п.).

Определенные осложнения вызывает сжигание отходов, при пиролизе которых генерируются коррозионно-активные компоненты (поливинилхлорид, катионообменные смолы и т. п.).

3.5. Способы иммобилизации радиоактивных отходов Обработанные различными подходящими методами радиоактивные отходы должны быть подготовлены к транспортировке, временному хранению и окончательному захоронению. На этом этапе основной задачей является трансформация отходов в формы, которые механически и химически стабильны в течение времени жизни содержащихся в них радионуклидов. При этом выбранная форма отходов должна оказывать достаточное сопротивление выщелачиванию, а удельный объем отходов и их упаковок, размещаемых в помещениях временного хранения и окончательного захоронения, должен быть небольшим.

Процессы иммобилизации заключаются в превращении радиоактивных отходов в твердую монолитную матрицу путем смешения с подходящим материалом или инкорпорации в него. Главной целью иммобилизации является ограничение опасности распространения содержащихся в отходах радионуклидов в окружающей среде, и в первую очередь в биосфере. Эта цель достигается при гомогенном распределении низко- и среднеактивных отходов в затвердевающем цементном растворе, в расплавленном битуме или в полимеризующихся органических мономерах. В настоящее время наиболее широко используется вяжущее на основе цемента. Для иммобилизации высокоактивных отходов в основном используется процесс витрификации. Перспективной матрицей для высокоактивных отходов, свободной от ряда недостатков стеклянной матрицы, считается синтетическая керамика на основе титанатов и/или цирконатов.

3.5.1. Цементирование В практике иммобилизации низко- и среднеактивных отходов цементное вяжущее используется наиболее часто. Преимуществами цемента можно считать доступность материалов и технологии, низкую стоимость, совместимость со многими типами отходов, возможность иммобилизации влажных отходов, отсутствие парогенерации в процессах иммобилизации, достаточно высокую прочность и гидростойкость, быстрое и регулируемое затвердевание. Недостатками цементирования являются необходимость регулирования рН отходов, значительное тепловыделение при гидратации, взаимодействие некоторых типов отходов с матрицей, необходимость использования различающихся типов цемента для разных отходов.

Диапазон цементирующих материалов, используемый в качестве отвердителей радиоактивных отходов, очень обширен. Общей их особенностью является присутствие в качестве основных компонентов оксидов кальция, кремния и алюминия. При температуре клинкерообразования (1400–1600 °С) известковые и глиноземистые материалы реагируют между собой, образуя гидравлически активные смешанные оксиды: трехкальциевый силикат, двухкальциевый силикат, трехкальциевый алюминат и четырехкальциевый алюмоферрит. Наиболее широко используемый портландцемент, кроме того, содержит небольшие количества оксидов магния, серы и щелочных металлов. Соотношение смешанных оксидов определяет основные свойства портланд-цемента – скорость затвердевания, теплоту гидратации, прочность и сульфатостойкость. В некоторых случаях применяются специальные цементы – шлакоцементы, высокоалюминатные, пуццолановые, которые лучше совместимы с определенными отходами.

При смешивании цемента с водой составляющие его соединения подвергаются ряду химических реакций гидролиза и гидратации с образованием новых компонентов, в конечном счете определяющих твердость и прочность цемента. Важнейшей характеристикой цементного раствора является водоцементное отношение, оказывающее существенное влияние на прочность и химическое сопротивление цементной смеси. При приготовлении цементных растворов требуется значительный избыток воды, чтобы обеспечить достаточную пластичность раствора. Неизрасходованный при гидратации избыток воды частично испаряется, однако поры отвержденных смесей с отходами остаются заполненными водной фазой. Эта фаза является насыщенным раствором извести, имеющим рН выше 12.

Поэтому затвердевшие цементные формы реагируют с минеральными или органическими кислотами, образуя силикагель и кальциевые и алюминиевые соли соответствующих кислот. Очень специфичным является воздействие на затвердевший цемент водорастворимых сульфатов вследствие реакции с гидратированным алюминатом кальция, приводящей к значительному расширению и растрескиванию монолита. При опасности сульфатной коррозии под воздействием внешних или внутренних компонентов необходимо использовать только сульфатостойкие цементы, отличающиеся пониженным содержанием алюминатов кальция.

Заполняющие поры затвердевшего цемента являются причиной не всегда удовлетворительной морозостойкости бетонных монолитов. Поэтому излишне высокое водоцементное отношение может явиться причиной растрескивания бетона при воздействии отрицательных температур. Это обстоятельство требует тщательного контроля водо-цементного отношения и обязательной проверки натуробразцов на циклическое замораживаниеразмораживание.

Удовлетворительное отверждение отходов цементом имеет место только в том случае, если конечный продукт содержит 0–40 % мас. сухих отходов, 30–55 % воды и 30–70 % цемента. В то же время некоторые отходы с трудом поддаются включению в цементную матрицу. Примером таких отходов являются концентраты растворов борной кислоты. При прямой иммобилизации в портланд-цементную матрицу удается включить не более 5 % борной кислоты, тогда как использование смеси равных количеств портланд-цемента и извести позволяет увеличить количество инкорпорируемой кислоты втрое. Для достижения удовлетворительной совместимости цемента с кислыми отходами необходима предварительная нейтрализация отходов, с растворами детергентов – добавка антивспенивателей, с водонерастворимыми жидкостями – добавка эмульгаторов.

Определенные, в настоящее время до конца не решенные, проблемы вызывает цементирование отработавших ионнообменных смол. В процессах гидратации цемента ионообменные смолы вступают в обменные реакции с содержащимися в затворяющей воде ионами, вызывая появление нежелательных продуктов. По разным источникам информации в цемент удается ввести от 4 до 25 % мас. смеси катионо- и анионообменных смол, водоцементное отношение при этом составляет 0,3–0,9. Необходимо отметить, что при достаточно большом количестве отработавших смол в матрице сильно снижается механическая прочность (до 3 МПа при 25%-ном содержании) и уменьшается гидростойкость.

В качестве среднего уровня скорости выщелачивания радионуклидов из цементной матрицы обычно принимается 1 мг/(см2· сут.).

3.5.2. Битумирование В мировой практике широко используется захоронение радиоактивных отходов, инкорпорированных в битумный компаунд. С помощью битумирования могут быть отверждены различные типы жидких радиоактивных отходов: кубовые остатки от упаривания солевых растворов, гидрооксидные шламы, шламы фильтроперлита, отработавшие ионообменные смолы. Преимущества битумирования по сравнению с цементированием – сокращение объема перерабатываемых отходов вследствие удаления воды в процессе обработки и хорошая водоустойчивость компаундов.

Битумы представляют собой смесь высокомолекулярных углеводородов – остатки от прямой перегонки нефти или после крекинга, а также окисленные воздухом формы остатков. Поэтому самым существенным недостатком процесса битумирования является его пожароопасность.

Процесс битумирования включает испарение из жидких или влажных отходов воды и смешение обезвоженных отходов с расплавленным битумом при повышенной температуре. Оптимальной температурой процесса, позволяющей осуществить смешение умеренной вязкости расплава и в то же время исключающей экзотермическое взаимодействие компонентов отходов с битумом и обеспечивающей полную отгонку воды (до остаточного содержания порядка 0,5 %), является 150–180 °С. В практике отверждения отходов целесообразно использовать битумы с температурой размягчения 40–50 °С. Этому условию удовлетворяют, в частности, дорожные битумы БНД 60/90 и БНД 90/130 и кровельный битум БН 45/180. Эти битумы обладают хорошей связующей способностью и пластичностью.

Обогрев битуматоров осуществляется насыщенным водяным паром с давлением 0,52–0,6 МПа через теплообменную поверхность. Для получения гомогенного компаунда необходимо перемешивание с помощью мешалки или вращения битуматора. При правильном режиме и оптимальной степени заполнения компаунда обеспечивается надежная защита частиц отходов гидрофобной битумной пленкой. Температура выгрузки компаунда, исключающая расслоение, зависит от состава отходов и марки битума и составляет 100–130 °С.

Процесс битумирования сопровождается газовыделением, генерируемым при испарении оставшейся воды, при термическом разложении ионообменных смол и т. п. Выходящий из битуматора парогазовый поток поступает в систему газоочистки, включающую барботажный конденсатор и систему фильтров. Конденсат после отделения масла возвращается на переработку совместно с низкоактивными бессолевыми отходами.

Степень заполнения битумных компаундов отходами обычно составляет 40–50 % мас. Пульпы фильтроперлита сильно увеличивают вязкость расплава, поэтому целесообразна совместная иммобилизация перлита и солевых концентратов.

Битумные компаунды характеризуются достаточной радиационной устойчивостью вплоть до интегральной дозы 10 МГр. При радиолизе битумного компаунда выделяется водород и некоторое количество низкомолекулярных углеводородов.

Это обстоятельство требует анализа пожаровзрывобезопасности в условиях хранения битумного компаунда с достаточно высоким содержанием инкорпорированных радионуклидов. Сам битумный компаунд характеризуется умеренной пожароопасностью – температура воспламенения его в воздухе порядка 400 °С. Воспламенение в инертной атмосфере возможно при содержании нитрата натрия свыше 50 %. Заметим, что по зарубежным стандартам безопасности инкорпорирование в компаунд окислителей типа нитрата натрия считается вообще недопустимым.

Скорость выщелачивания различных радионуклидов из битумных компаундов находится в пределах 0,01–0,1 мг/(см2·сут.) и не зависит от дозы облучения вплоть до 1 МГр. Битумный компаунд относится к грибостойким материалам и приобретает фунгицидные свойства при введении щелочных добавок.

Битумирование отходов широко используется в бывшем СССР, в частности для отверждения эксплуатационных отходов АЭС с РБМК, а также в зарубежной практике.

3.5.3. Включение в полимерные матрицы Процесс в какой-то степени подобен битумированию и широко используется в США, Японии и в некоторых европейских странах. Развитие процесса сдерживается экономическими показателями, хотя полимерные матрицы более универсальны по сравнению с цементными и характеризуются значительно лучшими показателями. В настоящее время в атомной энергетике нашли практическое применение эпоксидные смолы (продукт поликонденсации эпилхлоргидрина и циклических олефинов), полиэфирные смолы (продукт поликонденсации ненасыщенных двухосновных органических кислот и гликолей), мочевино-формальдегидные смолы, полиэтилен, сополимеры стирола и дивинилбензола. Для отработавших низкоактивных ионообменных смол используются фенолформальдегидные смолы и метилметакрилат.

Полимерные матрицы характеризуются хорошим набором свойств, благоприятных для длительного хранения компаундов без опасности рассеяния радионуклидов в окружающей среде. Минимальная пористость обеспечивает хорошую морозостойкость и высокую сопротивляемость действию воды и водных растворов. Скорость выщелачивания радионуклидов из различных полимерных матриц составляет 0,1–100 мкг/(см2·сут.). Обычной является прочность на сжатие 7–8 МПа. Радиационная стойкость вполне достаточная для инкорпорирования отходов с удельной активностью до 37 ГБк/кг (более высокая удельная активность недопустима из-за ограничений по термической стойкости). Какие-либо эффекты биологического воздействия не отмечались. Воспламенение в большинстве случаев не происходит даже при 800 °С (исключением является полиэтиленовая матрица и матрицы, содержащие инкорпорированный нитрат натрия). Только полимерные матрицы позволяют вводить 65–75 % мас. отходов. Матрица полностью совместима с ионообменными смолами. Процесс полимеризации или поликонденсации протекает при комнатной температуре под воздействием катализаторов или инициаторов полимеризации и, как правило, проводится непосредственно в бочках с последующим их захоронением.

Основной недостаток полимерной матрицы – низкая температура размягчения – не является решающим при размещении компаунда в контейнерах. Экономия дорогостоящих мономеров (более дешевые мочевиноформальдегидные смолы характеризуются худшими свойствами) достигается при использовании комбинированной матрицы. В этом случае отходы цементируются, а полученный бетонный монолит в процессе затвердевания пропитывается, например, полиэфирными смолами с последующей их поликонденсацией. Таким образом при умеренных затратах удается повысить гидростойкость бетонной матрицы и увеличить количество инкорпорируемых радиоактивных отходов.

3.5.4. Витрификация В настоящее время общепризнано, что для окончательного захоронения высокоактивных отходов наиболее подходящей матрицей является стеклянная, несмотря на целый ряд присущих ей недостатков (летучесть цезия и рутения при температурах стеклообразования, тенденция к расстекловыванию при повышенных температурах, низкая теплопроводность и т. п.). Фосфатные стекла (23–26 % мас.

Na2O, 23–28 % Al2O3, 42–52 % P2O5), несмотря на низкую температуру стеклообразования (порядка 900 °С), не считаются перспективными вследствие относительно низкой температуры расстекловывания (около 400 °С) и высокой коррозионной активности расплава по отношению к металлическому или керамическому контейнеру. Не получили распространения и алюмосиликатные стекла (например, с содержанием SiO2 – 60 %, Al2O3 – 24 %, Na2O – 10 %, K2O – 5 %). Предполагается, что для захоронения высокоактивных отходов наиболее перспективны боросиликатные стекла, содержащие 35–55 % SiO2, 7–20 % B2O3 и 10–20 % оксидов щелочных металлов. Обычная температура стеклообразования составляет 1100 °С, хотя при высоком содержании оксида кремния может достигать 1400 °С. Технология производства таких стеклозащитных оболочек продемонстрирована в промышленном масштабе.

Отходы от переработки отработанного топлива, предварительно концентрированные для уменьшения объема, временно хранятся в баках из нержавеющей стали при постоянном перемешивании и охлаждении.

Их удельная активность может достигать десятков ТБк/л, поэтому выделяемая мощность существенна (до 4 Вт/л). Эти 1–2 н азотнокислые растворы характеризуются исключительной физико-химической сложностью.

В состав отходов входят как активные продукты (до 99 % образовавшихся осколков деления и небольшая доля актинидов), так и неактивные (продукты коррозии сталей, продукты разложения растворителя в радиационном поле и т. д.). В растворе присутствует значительное количество нерастворимых частиц – флокулы и осадки фосфата циркония, фосфомолибдата цезия, теллураты, нерастворимые платиноиды и т. д.

Процесс отверждения заключается в непрерывной подаче в последовательные фазы испарения-кальцинирования во вращающейся трубке раствора высокоактивных отходов. Стекольная фритта в форме твердых частиц подводится в нижнюю часть кальцинатора и после частичной денитрификации падает в печь с металлическим расплавом, индукционно нагреваемом при средних частотах до 1150 °С. Эта печь периодически сбрасывает расплавленное стекло в контейнер из термостойкой стали. Контейнер закрывается крышкой и хранится в вентилируемом колодце до окончательного захоронения.

Убыль активности содержащихся в стекле радиоэлементов (порядка 10–12 % мас. осколков деления и 1 % актинидов) сопровождается авторадиацией и тепловыделением, которые очень существенны для стеклянной матрицы. В момент витрификации активность продуктов деления в 200 раз превышает активность актинидов, через 300 лет активности выравнивается, через тысячу лет -активность на порядок превышает активность осколочных элементов и после 30 тыс. лет хранения -активность практически не снижается дальше и находится на уровне активности урановых руд.

Тепловыделение в момент витрификации составляет около 20 Вт на литр стекла. В процессе хранения 45 % выделившейся тепловой энергии приходится на первое десятилетие. Повышение температуры матрицы вследствие тепловыделения требует организации временного хранения в условиях, обеспечивающих вентиляцию, чтобы температура в центре матрицы не достигла характерной для кристаллизации стекла. Через 100 лет мощность тепловыделения уменьшается на два порядка, и это тепло может быть рассеяно в окружающей среде путем кондуктивной теплопередачи. Поглощенная матрицей интегральная доза за весь период хранения составляет 5 ГГр от, -излучения и порядка 50–60 ГГр от -излучения. Ускоренные испытания показали, что внутреннее давление, возникающее за счет накопления гелия при -распаде, не приводит к значительным повреждениям матрицы. Полученные результаты свидетельствуют о долговременной устойчивости стекла под автооблучением.

В необновляемой статической среде кинетика выщелачивания приблизительно соответствует закону первого порядка. Показатель гидростойкости при этом составляет 0,1–0,5 мкг/(см2 · сут.) для продуктов деления и 0,01–0,1 мкг/(см2·сут.) для актинидов. В постоянно обновляемой среде показатель гидростойкости может быть выше в 100–300 раз.

Альтернативным методом иммобилизации высокоактивных отходов является использование синтетической керамической матрицы на основе титанатов (SYNROC-процесс). Считаются перспективным использование так называемых витрометов, представляющих собой диспергированные в металле (например, в свинце) частицы стекла. Предполагается и показано в лабораторном масштабе, что металлическая матрица является дополнительным барьером на пути рассеяния радионуклидов.

В табл. 3.5.4.1–3.5.4.3 приводятся среднемировые значения объемов кондиционированных радиоактивных отходов в расчете на одну АЭС с реактором типа PWR c электрической мощностью 1000 МВт и ориентировочная стоимость кондиционирования отходов различных категорий.

–  –  –

4. Защитные барьеры и оценка безопасности при захоронении радиоактивных отходов

4.1. Барьеры безопасности и их функции при захоронении радиоактивных отходов различных категорий Все без исключения концептуальные решения проблемы обращения с радиоактивными отходами основаны на принципах многобарьерной изоляции отходов от окружающей среды. При этом принято различать инженерные искуственные барьеры и барьеры естественного происхождения.



Pages:     | 1 || 3 | 4 |   ...   | 7 |

Похожие работы:

«ОБЗОР ИЗМЕНЕНИЙ В ФЕДЕРАЛЬНОМ ЗАКОНОДАТЕЛЬСТВЕ В ОБЛАСТИ ГРАЖДАНСКОЙ ЗАЩИТЫ И ОБЕСПЕЧЕНИЯ ПОЖАРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ЗА АВГУСТ СЕНТЯБРЬ 2015 ГОДА ОП «Курсы гражданской обороны», Ухта © 2015 Обзор изменений в федеральном законодательстве в области гражданской защиты и обеспечения пожарной безопасности за АВГУСТ СЕНТЯБРЬ 2015 года Информационное письмо МЧС России от 20.08.2015 N 19-2-7-3541 О порядке применения отдельных требований Правил противопожарного режима в Российской Федерации, утвержденных...»

«Обеспеченность образовательного процесса по направлению подготовки 080101.65 «Экономическая безопасность» специализация 080101.65.01 «Экономико-правовое обеспечение экономической безопасности» учебной и учебно-методической литературой № Наименование Автор, название, место издания, издательство, год издания учебной и учебно-методической литературы п/п дисциплины Учебно-методический комплекс по дисциплине «Иностранный язык» (английский), 2015 г. Агабекян И.П. «Английский для менеджеров»: учебник....»

«ЛИСТ СОГЛАСОВАНИЯ от 05.06.2015 Рег. номер: 793-1 (29.04.2015) Дисциплина: Современные информационные системы Учебный план: 10.03.01 Информационная безопасность/4 года ОДО Вид УМК: Электронное издание Инициатор: Паюсова Татьяна Игоревна Автор: Паюсова Татьяна Игоревна Кафедра: Кафедра информационной безопасности УМК: Институт математики и компьютерных наук Дата заседания 30.03.2015 УМК: Протокол № заседания УМК: Дата Дата Результат Согласующие ФИО Комментарии получения согласования согласования...»

«МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования «ТЮМЕНСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ» Институт химии Кафедра неорганической и физической химии Бурханова Т.М. ХИМИКО-ТЕХНОЛОГИЧЕСКАЯ ПРАКТИКА Учебно-методический комплекс. Рабочая программа для студентов направления 04.03.01 Химия, профили подготовки «Неорганическая химия и химия координационных соединений», «Физическая химия»,...»

«РОССИЙСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СОЦИАЛЬНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ Кафедра информационной безопасности Баранова Е.К. Методические указания к выполнению ЛАБОРАТОРНОЙ РАБОТЫ ПО ДИСЦИПЛИНЕ “Методы и средства защиты компьютерной информации” Тема: Корректирующие коды Москва 2007 1. Некоторые виды корректирующих кодов Понятие о корректирующих кодах Обрабатываемая информация обычно представляется различными комбинациями из двух символов 0 и 1, соответственно, любой процесс кодирования состоит из преобразования чисел и...»

«ЛИСТ СОГЛАСОВАНИЯ от 10.06.2015 Рег. номер: 2389-1 (10.06.2015) Дисциплина: Безопасность жизнедеятельности Учебный план: 05.03.02 География/4 года ОДО Вид УМК: Электронное издание Инициатор: Малярчук Наталья Николаевна Автор: Малярчук Наталья Николаевна Кафедра: Кафедра медико-биологических дисциплин и безопасности жизнедеяте УМК: Институт наук о Земле Дата заседания 19.05.2015 УМК: Протокол заседания УМК: Дата Дата Результат Согласующие ФИО Комментарии получения согласования согласования Зав....»

«М.Е. Краснянский Основы экологической безопасности территорий и акваторий УЧЕБНОЕ ПОСОБИЕ для студентов и магистров Издание 2-е, исправленное и дополненное Клод Моне Дама в саду «Мы вовсе не получили Землю в наследство от наших предков – мы всего лишь взяли ее в долг у наших детей» Антуан де Сент-Экзюпери УДК 502/504/075.8 ББК 29.080я73 К 78 Краснянский М. Е. К 78 Основы экологической безопасности территорий и акваторий. Учебное пособие. Издание 2-е, исправленное и дополненное Харьков: «Бурун...»

«Образовательное учреждение высшего образования Тверской институт экологии и права Кафедра общей экологии и природопользования РАБОЧАЯ ПРОГРАММА УЧЕБНОЙ ДИСЦИПЛИНЫ УРБОЭКОЛОГИЯ Направление подготовки 022000.62 ЭКОЛОГИЯ И ПРИРОДОПОЛЬЗОВАНИЕ Профиль подготовки экология Квалификация (степень) выпускника бакалавр Тверь, 201 Составитель: доктор биологических наук, доцент Фирсов С.А. ученая степень, ученое звание, Ф.И.О. Рецензент: Вальберг Алексей Сергеевич, генеральный директор ООО «Экологическая...»

«НОВЫЕ ПОСТУПЛЕНИЯ В БИБЛИОТЕКУ 1. 65.209.1 Авдийский, Владимир Иванович. А 187 Теневая экономика и экономическая безопасность государств : учебное пособие / В. И. Авдийский, В. А. Дадалко. 2-е изд. доп. М. : Альфа-М : Инфра-М, 2012.496 с. (Экономика) Экземпляры: всего:1 ЧЗ(1). 2. 67.404.96я73 Аграрное право России : учебник / отв. ред. М. И. Козырь. М. : НОРМА: А 253 ИНФРА-М, 2010. 608 с Экземпляры: всего:1 ЧЗ(1). 3. 67.401я73 Административное право Российской Федерации : учебник для бакалавров...»

«ПЕРЕЧЕНЬ основных законодательных и иных нормативных правовых актов, содержащих государственные нормативные требования охраны труда (стандарты безопасности труда, правила и типовые инструкции по охране труда; государственные санитарноэпидемиологические правила и нормативы; межотраслевые и отраслевые правила; своды правил промышленной безопасности и другие), действующих (утративших силу) в Российской Федерации. (по состоянию на 28.02.2013г.) Примечания: Охрана труда, как и любая сложная...»

«ЛИСТ СОГЛАСОВАНИЯ от 20.06.2015 Рег. номер: 3189-1 (19.06.2015) Дисциплина: Безопасность жизнедеятельности Учебный план: 28.03.01 Нанотехнологии и микросистемная техника/4 года ОДО Вид УМК: Электронное издание Инициатор: Малярчук Наталья Николаевна Автор: Малярчук Наталья Николаевна Кафедра: Кафедра медико-биологических дисциплин и безопасности жизнедеяте УМК: Физико-технический институт Дата заседания 16.04.2015 УМК: Протокол №6 заседания УМК: Дата Дата Результат Согласующие ФИО Комментарии...»

«НАДЕЖНОСТЬ ТЕХНИЧЕСКИХ СИСТЕМ И ТЕХНОГЕННЫЙ РИСК Методические указания к практическим занятиям Для студентов, обучающихся по направлению подготовки 280700.62 – Техносферная безопасность Составитель Л. Г. Баратов Владикавказ 2014 МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РФ Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования СЕВЕРО-КАВКАЗСКИЙ ГОРНО-МЕТАЛЛУРГИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ (ГОСУДАРСТВЕННЫЙ ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ) Кафедра Безопасность...»

«Опыт работы ТОО «Стройинжиниринг Астана»За весь период существования Товариществом разработано 277 документов, из них: 4 научно-исследовательских опытно-конструкторских работ, на основе которых разработаны 1 РД и 1СТ РК;10технических регламентов;3 межгосударственных стандарта;95государственных стандартов;37нормативно-технических документа нефтегазовой отрасли;56 методических рекомендаций в области нормирования и промышленной безопасности; 110 стандартов организаций; -16 экспертных заключений в...»

«МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ КАЗАНСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ АРХИТЕКТУРНО-СТРОИТЕЛЬНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ Кафедра производственной безопасности и права БЕЗОПАСНОСТЬ ЖИЗНЕДЕЯТЕЛЬНОСТИ РАЗРАБОТКА ЭКОЛОГИЧЕСКОГО ПАСПОРТА ПРОМЫШЛЕННОГО ПРЕДПРИЯТИЯ ЧАСТЬ 1 Методические указания для практических занятий студентов направления 270800.62 ‹‹Строительство›› по профилю 270804.62 ‹‹Производство и применение строительных материалов, изделий и конструкций›› Казань УДК 658.386.006354 ББК К66,М56...»

«МИНОБРНАУКИ РОССИИ Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования «ЧУВАШСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ ИМЕНИ И.Н.УЛЬЯНОВА» Утверждаю: Ректор _Агаков В.Г. «»20 г. Номер внутривузовской регистрации ОСНОВНАЯ ОБРАЗОВАТЕЛЬНАЯ ПРОГРАММА ВЫСШЕГО ПРОФЕССИОНАЛЬНОГО ОБРАЗОВАНИЯ Специальность подготовки 090903 – ИНФОРМАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ АВТОМАТИЗИРОВАННЫХ СИСТЕМ Квалификация (степень) СПЕЦИАЛИСТ Форма обучения очная Чебоксары 2011 г. 1. ОБЩИЕ...»

«ПРОГРАММА ВСТУПИТЕЛЬНОГО ИСПЫТАНИЯ «КОМПЛЕКСНЫЙ ЭКЗАМЕН ПО ТЕХНОСФЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ» В ФГБОУ ВО «ПГУ» В 2016 ГОДУ (направление 20.04.01 «Техносферная безопасность») 1.Пояснительная записка Программа вступительных испытаний по комплексному вступительному экзамену в магистратуру составлена на основании методических рекомендаций и соответствующей примерной программы УМО вузов Российской Федерации. 1.1. Цель экзамена Экзамен проводится с целью определить уровень знаний, полученных выпускниками в...»

«Программа обучения (повышения квалификации) должностных лиц и специалистов сил гражданской обороны и единой государственной системы предупреждения и ликвидации чрезвычайных ситуаций в учебнометодическом центре по гражданской обороне и чрезвычайным ситуациям казенного учреждения Воронежской области «Гражданская оборона, защита населения и пожарная безопасность Воронежской области»1. Пояснительная записка Программа обучения (повышения квалификации) должностных лиц и специалистов сил гражданской...»

«МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ УТВЕРЖДАЮ Заместитель Министра образования Российской Федерации В.Д. Шадриков “ 05 ” апреля 2000 г. Номер государственной регистрации 284 инф/сп ГОСУДАРСТВЕННЫЙ ОБРАЗОВАТЕЛЬНЫЙ СТАНДАРТ ВЫСШЕГО ПРОФЕССИОНАЛЬНОГО ОБРАЗОВАНИЯ Специальность: 075500 – Комплексное обеспечение информационной безопасности автоматизированных систем. Квалификация: специалист по защите информации. Вводится с момента утверждения Москва 2000 г. 1. ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА...»

«ТАДЖИКСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ МЕДИЦИНСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ имени АБУАЛИ ИБНИ СИНО НАУЧНАЯ БИБЛИОТЕКА Безопасность пищевых продуктов Рекомендательный список литературы Душанбе -2015 г. УДК 01:613 Редактор: заведующая библиотекой С. Э. Хайруллаева Составитель: зав. отделом автоматизации З. Маджидова От составителя Всемирный день здоровья отмечается ежегодно 7 апреля в день создания в 1948 году Всемирной организации здравоохранения. Каждый год Всемирный день здоровья посвящается глобальным проблемам,...»

«Дагестанский государственный институт народного хозяйства «Утверждаю» Ректор, д.э.н., профессор _Бучаев Я.Г. 30.08.2014г. Кафедра «Естественнонаучных дисциплин» РАБОЧАЯ ПРОГРАММА ДИСЦИПЛИНЫ «Основы безопасности жизнедеятельности» Специальность 19.02.10 «Технология продукции общественного питания» Квалификация – Техник-технолог Махачкала – 2014г. УДК 614 ББК 68.9 Составитель – Гусейнова Батуч Мухтаровна, к.с.-х.н., доцент кафедры естественнонаучных дисциплин ДГИНХ. Внутренний рецензент –...»







 
2016 www.metodichka.x-pdf.ru - «Бесплатная электронная библиотека - Методички, методические указания, пособия»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.