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


Pages:     | 1 | 2 || 4 | 5 |   ...   | 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 3 ] --

Эти барьеры дополняют друг друга, причем относительная значимость отдельных барьеров для различных категорий отходов различна. Так как система захоронения рассчитывается на возможные аварийные ситуации, для нормальных условий хранения многобарьерная система сознательно проектируется избыточной.

Первым защитным барьером является твердая матрица, в которую инкорпорированы радиоактивные отходы. Матрицеобразующие материалы и компоненты радиоактивных отходов должны быть химически совместимы.

При аварийном контакте с водой выщелачиваемость радионуклидов из матрицы не должна превышать установленных пределов. В качестве матрицеобразующего материала чаще всего используется цемент, хотя в России и в некоторых других странах определенное предпочтение отдается битуму. Для продуктов переработки отработанного топлива почти исключительно используется матрица из боросиликатного стекла. Общей особенностью цементных вяжущих материалов является присутствие гидравлически активных смешанных оксидов кальция, кремния, алюминия и железа, образующихся при совместном высокотемпературном обжиге силикатных и известковых компонентов с последующим тонким размолом.

При смешении цемента с водой протекают химические реакции гидролиза и гидратации компонентов цемента, сопровождающиеся тепловыделением и приводящие в конечном счете к образованию твердой матрицы. Соотношение смешанных оксидов определяет основные свойства цемента: скорость затвердевания, теплоту гидратации, прочность и сульфатостойкость.

На прочность и химическую стойкость затвердевших цементных растворов (бетонов) существенное влияние оказывает соотношение воды, цемента и цементируемых компонентов в растворе. Для улучшения характеристик бетонной матрицы чаще всего используются специальные цементы: высокоалюминатные, пуццолановые и шлакоцементы.

Используемый для иммобилизации низко- и среднеактивных отходов цемент должен образовывать бетонный монолит с прочностью на сжатие через 28 сут. не ниже 35 МПа. Для обеспечения сплошности монолита и минимизации трещинообразования при схватывании цементный раствор должен иметь вязкость не свыше 20 Пз. Теплота гидратации должна гарантировать, что максимальная температура в процессе затвердевания будет ниже 60 °С. Цементная матрица должна быть радиационно стойкой при поглощенных дозах по крайней мере 1 МГр и выдерживать не менее 300 термоциклов замораживания-размораживания без существенного изменения прочностных характеристик. Как правило, концепции различных стран предполагают использование сульфатостойких цементов, даже если цементируемые отходы и природные воды не содержат значительных количеств сульфатов.

Недостатками, присущими цементной матрице, являются взаимодействие некоторых типов отходов с матрицей (что требует специальной предварительной обработки отходов), сравнительно невысокая емкость матрицы по отходам и не очень высокая гидростойкость конечного продукта.

Альтернативной технологией иммобилизации низко- и среднеактивных отходов, свободной от указанных недостатков, является битумирование. Битумы представляют собой смесь высокомолекулярных углеводородов – остатков от прямой перегонки нефти или от перегонки продуктов крекинга нефти, а также окисленных воздухом углеводородов. В процессе битумирования происходит испарение воды из жидких или влажных отходов до остаточного содержания порядка 0,5 % и смешение обезвоженных отходов с расплавленным битумом при повышенных температурах. Поэтому при иммобилизации жидких радиоактивных отходов емкость битумного компаунда может значительно превышать емкость цементной матрицы. Процесс битумирования сопровождается генерацией водяного пара и газообразованием при разложении термически нестойких отходов, например ионообменных смол, что вызывает образование вторичных отходов.

Радиационная стойкость битумного компаунда несколько ниже, чем цементной матрицы. Продукты радиолиза – водород, углекислота и низкомолекулярные углеводороды – требуют подробного анализа пожаро- и взрывобезопасности в условиях хранения битумного компаунда с достаточно высоким содержанием инкорпорированных радионуклидов. Сам битумный компаунд характеризуется умеренной биостойкостью и пожароопасностью. Значительные проблемы пожаробезопасности возникают при инкорпорировании в битум значительных количеств нитрата натрия.

Стоимость битумирования, как правило, превышает стоимость цементирования. Однако с учетом более высокой емкости битумного компаунда по жидким радиоактивным отходам технология битумирования может оказаться конкурентоспособной.

В некоторых странах (США, Япония) успешно развивается технология иммобилизации радиоактивных отходов в матрице из полимерных материалов (эпоксидные смолы, полиэфирные смолы, полиэтилен, сополимеры стирола и т. п.). Хороший набор свойств полимерной матрицы считается весьма благоприятным для длительного хранения отходов. Развитие процесса сдерживается экономическими показателями. Следует отметить очевидную перспективность матрицы на основе цемента, модифицированного полимерными добавками, что в ряде случаев значительно увеличивает прочность и гидростойкость конечного продукта.

По современным представлениям для окончательного захоронения высокоактивных отходов наиболее подходящей матрицей является боросиликатное стекло. Присущие этой матрице недостатки, главным из которых является заметная летучесть некоторых радионуклидов при температурах стеклообразования, устраняются технологическими приемами.

Функции второго инженерного барьера исполняет контейнер, в котором размещаются твердые или отвержденные радиоактивные отходы. Тип контейнера, используемые материалы и конструкция определяются продолжительностью жизни радионуклидов и удельной активностью отходов.

Так, для очень низкоактивных отходов широкоприменяемыми контейнерами являются пластикатные мешки, для среднеактивных отходов – герметичные металлические бочки, а для высокоактивных отходов допускаются только толстостенные металлические контейнеры. Продолжительность жизни этих контейнеров оценивается в 0,5–1 млн лет в зависимости от величины окислительно-восстановительного потенциала на глубине захоронения и его эволюции. Для всех категорий отходов часто используется дополнительный барьер – суперконтейнер (обычно бетонный), в котором размещается определенное количество первичных контейнеров.

Третьим инженерным барьером является конструкция хранилища, предусматривающая определенные меры против проникновения воды и нежелательного вмешательства человека. Основную роль в этом барьере играет засыпка секции хранения подходящим буферным материалом. Изолирующая засыпка используется для облегчения дренажа воды, либо для ограничения скорости проникновения воды в зону расположения отходов, либо, наконец, для адсорбции выщелоченных водой радионуклидов.

В хранилище высокоактивных отходов важнейшей функцией буфера является обеспечение передачи радиогенного тепла от контейнера с отходами к окружающим породам. В качестве заполняющего материала используется гравий, специальные водонепроницаемые глины, мелкораздробленная порода или иногда известково-цементный строительный раствор. Наиболее предпочтительным считается использование компактированных бентонитово-песчаных смесей с содержанием бентонитовой глины порядка 20– 30 %. Бентонитовая глина характеризуется очень низкой водопроницаемостью и хорошей адсорбционной способностью по отношению к целому ряду радионуклидов. Конструктивное решение секции захоронения обеспечивает, с одной стороны, изоляцию отходов от воды, а с другой – обеспечение дренажа, сбора и контроля проникающей в хранилище воды.

Естественным защитным барьером является геологическое окружение хранилища. Этот барьер является наиболее важным для высокоактивных отходов, так как продолжительность функционирования инженерных барьеров, как правило, не превышает продолжительности жизни ряда захораниваемых радионуклидов. Как уже упоминалось, предпочтительными породами для захоронения долгоживущих отходов считаются граниты, пласты каменной соли и некоторые глины. Эти пласты должны иметь достаточную мощность и сплошность и располагаться на приемлемой глубине.

Зарубежный опыт показывает, что цикл изыскательских работ по выбору площадки для захоронения радиоактивных отходов занимает длительное время (до 15–20 лет) и может быть успешным только при планомерном системном подходе с учетом всех современных требований безопасности и местных особенностей.

4.2. Эволюция барьеров безопасности за период хранения радиоактивных отходов

4.2.1. Гидростойкость отвержденных композиций Стойкость отвержденных радиоактивных отходов к выщелачиванию радионуклидов является решающим фактором при концептуальном рассмотрении проблемы захоронения отходов. Изучение скорости выщелачивания радионуклидов и несущих элементов матрицы из различных отвержденных форм в зарубежных странах позволило сформулировать ряд общих закономерностей и в ряде случаев провести стандартизацию методик.

Единой единицы скорости выщелачивания в настоящее время не существует. Вероятно, наиболее употребительной единицей для выражения скорости выщелачивания является нормализованная скорость ( LR ) i для индивидуального компонента «i», представляемая соотношением:

( LR ) i = Ai · W / ( Aoi S · t), где Ai – количество (активность) компонента «i», перешедшего в раствор через поверхность S (см2) за время t (сут.); Aoi – количество (активность) компонента «i» в исходном образце, т. е. Ai/Aoi – безразмерная доля выщелоченного компонента; W – начальная масса образца, г.

Скорость выщелачивания выражается также через скорость проникновения ( PR) i, которая получается делением ( LR ) i на плотность образца

d (г/см3):

–  –  –

Иногда выщелачиваемость характеризуется концентрацией выщелачиваемого иона в растворе в «ррm», или молях, при определенных условиях контакта между образцом и раствором.

В отечественной литературе, как правило, используют нормализованную скорость выщелачивания ( LR ) i в г/(см2 сут.).

Способность к удержанию радионуклидов в различных матрицах может различаться на несколько порядков. Так, нормализованная скорость выщелачивания радиоцезия из цементной матрицы изменяется в пределах 1·10-4–1·10-1, из битума – 5·10-7–5·10-4, из глины – 1·10-5–1·10-4, из расплавленных силикатов – 1·10-8–1·10-6, из стекла – 5·10-8–5·10-5 г/(см2 сут.).

По способности удерживать радиоцезий полимерная матрица близка к битумной. При расстекловывании стеклоподобных композиций скорость выщелачивания возрастает на два-три порядка.

Таким образом, стеклянная матрица находится в ряду наиболее стойких композиций. В хорошо проплавленных стеклах оптимального состава обычно реализуется скорость выщелачивания не выше 5·10-6–1·10-5 г/(см2 сут.).

При такой гидростойкости из стеклоблока, имеющего габарит стандартного кирпича, за сутки выщелачивается 0,01–0,02 % содержащегося в нем цезия. Такая гидростойкость вполне удовлетворительна для условий сухого хранения и контакта с водой в аварийных условиях, но возможность гидрозахоронения таких композиций проблематична. Действительно, при удельной активности стеклокомпозиций по 137Сs порядка 3,7·106 Бк/кг увеличения загрязненности тысячекратного объема воды до 370 Бк/дм3, можно ожидать через 200–400 сут.

Исторически сложились две принципиально разные методики количественного определения скорости выщелачивания: динамическая, или так называемая сокслетная, и статическая. Последняя получила подробную проработку в материалах МАГАТЭ в 1971 г., однако в настоящее время в разных лабораториях разработаны многочисленные модификации методики. Эти модификации включают различные наборы выщелачивающих растворов (вода, кислая или щелочная вода, буферные растворы, рассолы и т. д.), различные отношения поверхности образца к объему раствора, различные температуры (включая автоклавные испытания при 100–250 °С) и агрегатные состояния образца (включая метод порошка). Поэтому результаты, полученные в разных лабораториях, как правило, трудно сопоставимы. Существует также много вариантов реализации сокслетного метода, в котором циркуляция выщелачивающего раствора осуществляется за счет испарения раствора, конденсации паров, омывания образца стекающим конденсатом и возврата конденсата в зону испарения. При этом образец постоянно контактирует с движущимся раствором почти неизменного состава. В качестве контактирующего с раствором материала обычно используется фторопласт. Метод порошка чаще всего реализуется в схемах с однократным прохождением выщелачивающего раствора.

Исчерпывающий обзор реализованных до 1983–1984 гг. методик измерения скорости выщелачивания в различных странах приведен в материалах МАГАТЭ. Анализ литературных данных показывает, что измеренные различными методами скорости выщелачивания могут различаться в несколько раз. Поэтому при сообщении о количественных характеристиках гидростойкости отвержденных форм необходима подробная информация об использованных методах.

Скорость выщелачивания различных элементов из стекла может различаться в десятки раз, причем относительное изменение с температурой также различно. Так, если относительная выщелачиваемость цезия и натрия приблизительно одинаково возрастает с температурой, то рост выщелачиваемости кальция или стронция значительно меньше. Интересно отметить, что значительного различия скорости выщелачивания кремния и цезия (в виде их оксидов) не отмечено. Увеличение содержания оксидов алюминия и бора обычно повышает гидростойкость стекла, тогда как введение дополнительного количества оксидов натрия, кальция и магния способствует выщелачиваемости. В пределах одного класса стекол возрастание температуры плавления сопровождается увеличением гидростойкости.

Кинетическая кривая выщелачивания обычно аппроксимируется биномиальным выражением, первое слагаемое которого пропорционально времени (т. е. соответствует обычной коррозии), а второе определяется диффузионным механизмом и пропорционально t. Иными словами, скорость выщелачивания со временем, как правило, убывает. Температурная зависимость скорости чаще всего положительна и соответствует энергии активации процесса для различных элементов и типов стекла в диапазоне 15–35 кДж/моль.

В процессе выщелачивания матрицы ограниченным количеством растворителя состав раствора может заметно изменяться, что в свою очередь приводит к изменению скорости выщелачивания. Большинство подпочвенных вод имеет рН в диапазоне 5,5–8,0. Если пренебречь радиолизом, можно отметить тенденцию возрастания рН раствора в процессе выщелачивания.

Увеличение скорости выщелачивания обычно наблюдается при рН 8, причем это увеличение тем более заметно, чем выше содержание кремнезема в стеклах. С другой стороны, увеличение солесодержания в растворах обычно если и меняет скорость выщелачивания, то в сторону ее снижения.

При остекловывании низкоактивных отходов ситуация облегчается отсутствием радиационного разогрева и заметных радиационно-химических эффектов в условиях хранения, в том числе и при нарушении гидроизоляции.

Опасность расстекловывания, а следовательно, и увеличения контактирующей с раствором поверхности невелика. Поэтому при захоронении низкоактивных отходов в форме стеклоподобной матрицы гидростойкость матрицы, как правило, не является лимитирующим фактором даже в экстремальных условиях хранения. При выборе состава стеклянной матрицы необходимо только убедиться, что ее гидростойкость в экстремальных для условий хранения растворах не ниже 1·10-5–1·10-6 г/(см2 сут.).

4.2.2. Термическая стабильность В процессах иммобилизации отходов неизбежно более или менее значительное термическое воздействие. Наиболее сильный нагрев характерен для процессов витрификации, для реализации которых требуются температуры, превышающие 1000 °С. При таких температурах имеет место значительная летучесть некоторых радионуклидов и разложение большинства органических и неорганических соединений – компонентов отходов. Процесс битумирования осуществляется при температурах 140–180 °С и сопровождается обезвоживанием отходов и разложением некоторых компонентов. При цементировании более слабое термическое воздействие является следствием автотермичных процессов гидратации вяжущего при затвердевании матрицы. При использовании цементов с большой теплотой гидратации, например, высокоалюминатных, быстрое схватывание в сочетании с умеренной теплопроводностью среды может привести к трещинообразованию и вследствие этого к значительному ослаблению барьерных функций.

В условиях хранения отходов (временного и постоянного) термические нагрузки обусловлены тепловыделением при распаде радионуклидов.

Если для инкорпорированных в любую матрицу низко- и среднеактивных отходов нагревом за счет радиогенного тепла можно пренебречь, то при хранении иммобилизованных высокоактивных отходов этот вопрос является очень важным. Кроме того, при оценке безопасности хранилища обязательно принимаются в расчет аварийные ситуации, в частности пожар в районе хранилища, приводящий к значительному термическому воздействию на защитные барьеры.

При тепловом воздействии на бетонную матрицу по мере повышения температуры наблюдаются последовательные деструктивные процессы, хорошо идентифицированные методами дифференциально-термического анализа и поддающиеся моделированию. При 100–200 С происходит потеря адсорбированной, капиллярной и кристаллизационной воды, а свыше 200 °С начинается полная дегидратация, сопровождающаяся ослаблением и потерей защитных барьерных функций. Процесс заканчивается плавлением с последующим образованием керамической композиции с неудовлетворительными барьерными функциями. Все эти процессы сопровождаются генерацией радиоактивных аэрозолей.

Битумная и полимерная матрица плавится при 160–200 °С, и при повышении температуры до 800 °С загорается (в присутствии окислителей, например азотнокислого натрия, температура воспламенения может быть значительно ниже). Резкий рост температуры в процессе горения неизбежно приводит к освобождению инкорпорированных в матрице радионуклидов.

Являясь метастабильной аморфной композицией, стеклянная матрица имеет тенденцию к трансформации в кристаллическое состояние при температурах существенно более низких, чем точка ликвидуса. Однако при 300–400 °С время кристаллизации очень велико. При этом некоторые нерастворимые в стекле радионуклиды (например, палладий) могут выступать в качестве центров кристаллизации. Скорость выщелачивания радионуклидов из частично кристаллизовавшегося стекла значительно выше, чем из аморфного. К значительной потере гидростойкости приводит также расслоение в расплаве стекла, возможное при неправильном выборе стеклообразующей композиции. Поэтому условием надежного удержания радионуклидов в стеклянной матрице являются любые меры, исключающие повышение температуры стекла в процессе хранения до 500 °С и выше.

При изготовлении витрифицированных отходов необходимо применять технологические приемы, исключающие трещинообразование при охлаждении, что приводит к увеличению поверхности и, следовательно, к снижению гидростойкости матрицы.

Повышение температуры буферной засыпки свыше 120 °С ведет к дегидратации глинистых компонентов, а следовательно, к потере компактности и к определенному ухудшению адсорбционных характеристик.

4.2.3. Устойчивость барьеров при термоциклировании При долговременном хранении отходов в условиях, где встречаются отрицательные температуры, должно быть оценено сопротивление циклическому замораживанию-размораживанию. Этот параметр особенно значим для бетонных барьеров с их многочисленными заполненными водными растворами порами. При испытаниях следует тщательно выбирать циклическую частоту и температурный градиент с учетом очевидного обстоятельства, что в природных условиях скорость изменения температуры редко превышает 3 °С в час. Наиболее доступны для аккомодации льда капиллярные поры, которые могут разрушаться в процессе расширения воды при замерзании.

Обычные бетоны выдерживают до 50 термоциклов без заметного разрушения, однако барьерные функции постепенно ослабляются вследствие увеличения проницаемости и величины поверхности потенциального контакта с грунтовыми водами. Способом снижения отрицательных последствий термоциклирования является оптимизация водоцементного отношения и, что более важно, создание условий, исключающих замораживание.

Для других барьерных материалов определенную опасность представляют только резкие изменения температур, провоцирующие растрескивание.

4.2.4. Другие нежелательные воздействия на барьеры Радиоактивный распад изотопов, иммобилизованных в твердую матрицу, сопровождается облучением матрицы ионизирующими излучениями.

Возможные радиолитические эффекты зависят от величины активности, типа распада и природы матрицы. В широко применяемых матрицах радиолитическое воздействие низко- и среднеактивных отходов обычно незначительно вследствие небольшой мощности дозы и интегральной поглощенной дозы. Обычно матрицы считаются радиационно стойкими вплоть до поглощенной дозы 1–100 МГр. Однако при дозах 10–100 МГр необходимо учитывать образование радиолитических газов: водорода для цементных матриц, водорода, газообразных углеводородов и углекислоты для битумных и полимерных матриц. Скорости радиолиза достаточно хорошо изучены и должны учитываться при оценке взрывобезопасности хранилища.

Под воздействием -частиц возможно образование дефектов в стекле вплоть до микротрещин и накопление гелия в массе стекла. Однако экспериментальные данные свидетельствуют о незначительном влиянии радиационных эффектов на гидростойкость витрифицированных отходов.

Причиной газогенерации в условиях хранения отходов является коррозия материалов, главным образом металлических контейнеров. Для минимизации коррозии контейнера изнутри обязательным требованием является ограничение содержания воды и кислорода в контейнере и обеспечение достаточной щелочности.

Скорость коррозии контейнера при воздействии грунтовых вод является местоспецифичной характеристикой и определяется, в первую очередь, величиной окислительно-восстановительного потенциала и щелочности среды. Предполагается, что в восстановительных анаэробных условиях локальная коррозия отсутствует, а для снижения эффектов поверхностной коррозии контейнеры для высокоактивных отходов предполагается выполнять либо очень толстостенными, либо из коррозионностойких материалов, например из меди. Хотя срок службы контейнера оценивается в 500 тыс. лет и более, в анализе безопасности приходится учитывать сопровождающее коррозию газовыделение.

Нежелательное изменение геохимии грунтовых вод может быть вызвано микробиологической активностью. В анаэробных условиях некоторые формы бактерий превращают органические компоненты (например, целлюлозу) в органические кислоты с одновременным газовыделением.

В результате грунтовые воды могут стать кислыми, что повышает поверхностную коррозию бетонных барьеров. Не до конца выяснены процессы микробиологической деструкции битумных компаундов.

4.3. Общие принципы оценки безопасности Основой для оценки долговременной безопасности захоронений радиоактивных отходов является математическое моделирование, поскольку экспериментальная проверка реальных условий захоронения в большинстве случаев невозможна ввиду чрезвычайно низкой скорости протекания процессов (коррозия, диффузия и т. п.) и их очень большой продолжительности (тысячи и сотни тысяч лет). Целью математического моделирования является определение количественных показателей риска при расчетных условиях хранения и при возможных аварийных ситуациях естественного (геологические процессы) и искусственного (вмешательство человека) происхождения с учетом их вероятности. Моделирование основано на экспериментальных данных о свойствах защитных барьеров с учетом их эволюции во времени. При недостаточности необходимых экспериментальных данных принимаются консервативные предположения, например, об отсутствии адсорбции радионуклидов в буферной засыпке.

4.3.1. Физико-химические аспекты миграции радионуклидов в условиях захоронения Удерживающая способность буферных масс по отношению к радионуклидам в основном определяется двумя физико-химическими факторами: адсорбцией и буферной емкостью химической системы.

Первый фактор задается использованием сорбирующих материалов – цеолитов, глин либо других специальных материалов, которые могли бы служить препятствием (поглотителем) на пути возможного движения радионуклидов.

Под химической буферной емкостью системы подразумевается количественная способность ее сохранять определенные свойства, например рН, величину окислительно-восстановительного потенциала, в определенных пределах. Эти свойства среды в свою очередь определяют растворимость, адсорбционную способность и другие характеристики, от которых зависит поведение радионуклидов. Поэтому очень важным является изучение и ясное понимание взаимосвязи и роли свойств геологической среды, состава грунтовых вод, процессов деструкции различных инженерных барьеров на процесс миграции радионуклидов.

Наиболее приемлемыми и хорошо изученными материалами, которые могут служить в качестве задерживающих барьеров, являются глины и цементы. Глины в связи со способностью к разбуханию, очень низкой водопроницаемостью и высокими сорбционными свойствами по отношению к большинству радионуклидов характеризуются хорошей способностью к задержанию радионуклидов. Сорбционные свойства цементов (бетонов) наряду с другими их характеристиками могут значительно варьироваться путем введения добавок различной химической природы. Катионные радионуклиды обычно хорошо сорбируются цементами, поскольку внутрипоровая вода имеет щелочную реакцию, что приводит к гидролизу катионов с образованием полиядерных гидроксокомплексов, миграционная способность которых довольно ограничена. Однако слишком высокое рН воды в порах бетона может способствовать образованию гидроксоанионов с повышенной подвижностью и низкой адсорбируемостью (например, технеций). Поэтому необходима оптимизация величины рН воды в порах бетона, используемого для создания инженерных защитных барьеров в хранилище радиоактивных отходов.

Кроме рН, важным параметром является растворимость различных химических соединений, в состав которых входят радионуклиды. Способность некоторых наиболее опасных радионуклидов образовывать нерастворимые соединения или, наоборот, переходить в растворимую форму должна учитываться при проработке различных сценариев поведения радионукдидов в условиях, определяемых выбранным способом захоронения. Например, с целью снижения растворимости технеция и нептуния в бентонит, используемый в качестве буферного заполнителя, можно добавлять железо, играющее роль восстановителя. В то же время необходимо учитывать, что наличие органических веществ и связанная с этим деятельность микроорганизмов может оказать значительное влияние на окислительно-восстановительный потенциал среды, а значит и на подвижность радионуклидов. На растворимость радионуклидов может оказать влияние наличие специфических комплексообразующих лигандов, действие которых должно быть каким-либо образом ослаблено.

В настоящее время успешно разрабатываются модели количественной оценки транспортных характеристик радионуклидов в барьерной системе на основе адсорбционно-диффузионных свойств и методы статистической оценки проницаемости различных барьеров с учетом их неидеальности. Такой многофакторный анализ требует очень обширной местоспецифичной информации, учитывающей технологические особенности изготовления защитных барьеров в их совокупности. Учитывая современные тенденции повышенного внимания к безопасности атомной энергетики вообще и к безопасности захоронения радиоактивных отходов в частности, следует признать абсолютную обязательность выполнения такого местоспецифичного анализа в процессе выбора площадки для захоронения отходов различных категорий.

4.3.2. Некоторые физико-химические особенности захоронения радиоактивных отходов на территории Республики Беларусь Ниже приводятся материалы, касающиеся общей характеристики гидроизоляционных свойств горных пород Беларуси, полученные в ходе выполнения геологических работ по программам геологического картографирования и научных исследований по тематике минимизации последствий чернобыльской катастрофы.

4.3.2.1. Сорбционные свойства природных материалов Способность горных пород сорбировать радионуклиды количественно оценивается коэффициентом распределения ( Kr ), численно равным отношению содержания сорбированного породой радионуклида к равновесному содержанию его в контактирующей (поровой) воде.

По величине Кr осадочные четвертичные образования Беларуси располагаются в ряду (табл. 4.3.2.1.1): глины супеси суглинки пески среднеи крупнозернистые.

–  –  –

4.3.2.2. Диффузионная подвижность радионуклидов в различных природных условиях Понятие «диффузионный массоперенос» к горным породам применимо с большими оговорками, касающимися гранулометрического состава, характера пористости и, самое главное, режима влажности. Поэтому в последующем «диффузионная» подвижность радионуклидов охарактеризована величиной коэффициентов квазидиффузии, которыми учитывается массоперенос как по типу собственно диффузионных перемещений веществ, так и по типу потоковой инфильтрации, лессиважа, биологических перераспределений и пр.

В результате натурного изучения перераспределения радионуклидов чернобыльских выпадений по зоне аэрации (периодического увлажнения) получены данные (табл. 4.3.2.1.2) о величине коэффициентов квазидиффузии для цезия-137 и стронция-90.

–  –  –

Нерегулярные данные о массопереносе плутония-239, 240 и америция-241 позволяют оценивать коэффициенты квазидиффузии для этих радионуклидов величинами 1,3·10-9–7,4·10-8 см2/с в зависимости от типа почв и режима влажности в зоне аэрации. О тесной зависимости величин квазидиффузии радионуклидов от влажности почвогрунтов можно судить на примере стронция-90, для которого соответствующий коэффициент не превышает 3,7·10-9 см2/с для грунтов с низкой влажностью (1,1–1,8 % об.), а для более влажных почвогрунтов реальных объектов – на 3–5 порядков выше (см. табл. 4.3.2.1.2).

Приведенная выше информация касается почвогрунтов зоны аэрации и глин четвертичного возраста разрабатываемых месторождений.

Особую группу сорбционных материалов составляют мономинеральные глины Старобинско-Солигорской зоны. Эти глины, согласно предварительным данным, обладают высокими обменными и сорбционными свойствами, практически водонепроницаемы. Весьма однородны по разрезу и по минералогическому составу: общее влагосодержание варьирует от 6 до 9 % мас.; они обладают большой степенью пластичности. Коэффициенты фильтрации глин находятся в диапазоне от 1·10-4 до 1·10-2 м/сут., тогда как для невыветренных глин – от 1·10-8 до 1·10-4 м/сут., т. е. глины характеризуются как непроницаемые или водоупорные.

4.3.2.3. Фильтрационные свойства почвогрунтов Для почвогрунтов, развитых в пределах равнинных территорий, скорости инфильтрации (просачивания) атмосферных осадков варьируют (по усредненным данным) от 0,12 до 0,16 м/сут. или (0,5–0,9)·10-8 м/с. Для возвышенных элементов рельефа со значительными мощностями зоны аэрации (более 4–5 м) скорости и масштабы инфильтрации существенно ниже.

–  –  –

Скорость инфильтрационного питания грунтовых вод в районе Чернобыльской АЭС и 30-километровой зоны по данным экспериментальных исследований варьирует в пределах (1,7–25,9)·10-5 м/сут., коэффициенты гидродинамической дисперсии влаги – 1,3–152 м2/с, коэффициенты диффузии цезия-137 (1–17)·10-9 см2/с, стронция-90 – (2–11)·10-8 см2/с. Коэффициенты распределения этих изотопов соответственно равны 29–3900 и 6–120. Средние коэффициенты фильтрации для пород четвертичных отложений Беларуси сведены в табл. 4.3.2.3.1.

4.3.2.4. Оценка безопасности различных способов захоронения с использованием природных материалов Оценка безопасности приповерхностного захоронения низкоактивных отходов дезактивации (преимущественно цезий-137 и стронций-90) с использованием природных сорбентов (глины, алевролиты) выполнена для случая высоко поднятой песчаной дюны (табл. 4.3.2.4.1) и мощной толщи глинистых грунтов (табл. 4.3.2.4.2). В обоих случаях при учете периода полураспада преобладающих в радиоактивных отходх изотопов захоронение эффективно и экологически безопасно.

В случае защиты приповерхностного хранилища низкоактивных радиоактивных отходов экранами из местных четвертичных глин, для которых коэффициенты квазидиффузии можно принять равными (3–5)·10-4 м2/год для цезия-137 и в десять раз больше для стронция-90, дальность миграции этих радионуклидов из хранилища за 300 лет, оцененная по приближенному соотношению L = 4 Dt, не превысит соответственно 1,2–1,6 и 3,8–4,9 м.

–  –  –

4.3.3. Критерии выбора площадок для размещения хранилища радиоактивных отходов Одной из важнейших задач размещения хранилища радиоактивных отходов является выбор площадки с адекватной геологической стабильностью, предсказуемой эволюцией и достаточно удобной для эксплуатации.

Кроме того, решение о размещении хранилища должно удовлетворять целому ряду социальных условий. Стандартного подхода к выбору площадки не существует. Выбор зависит от типа захораниваемых отходов, структуры нормативно-правовых требований, местных условий, региональных социально-экономических факторов, хозяйственного или культурного значения территории и т. п.

Первым этапом при выборе площадки обычно является обзор практически всей территории страны с определением потенциально-приемлемых площадок с учетом геологических, гидрогеологических, геохимических и т. п. характеристик, которые определяются существующими нормативными требованиями. Хотя этот этап является предварительным, он должен содержать ориентировочную оценку эксплуатационной безопасности, стоимости и долговременной радиологической безопасности.

Следующим этапом обычно является более детальная оценка выбранных вариантов как с технической, так и с социальной позиции с учетом доступности и приемлемости площадки. Два последних обстоятельства в значительной мере определяются национальными и региональными правилами, которыми необходимо руководствоваться при выборе площадки.

Обычно они регламентируют размеры, топографию, доступность, наличие природных ресурсов, плотность населения, инфраструктуру, потенциально возможное влияние на окружающую среду и т. д.

После отбора приемлемого количества потенциальных площадок на предварительном этапе определяется механизм выбора одной или двух площадок для размещения хранилища. Принятие решения о выборе площадки в значительной мере зависит от доступности материальных ресурсов для последующих дорогостоящих процедур характеризации площадки.

В некоторых странах для этой цели используют технику многофакторного анализа. Этот подход предусматривает определение «веса» различных факторов или характерных признаков для их сопоставления, которые устанавливаются на основе экспертных оценок специалистов. Идеальной площадкой можно считать такую, для которой суммарный вклад всех рассматриваемых характерных признаков является относительно нечувствительным к широким вариациям в их «весовых» индивидуальных оценках для данной площадки. Такой подход получил довольно широкое распространение, поскольку позволяет учесть все возможные аспекты и исключить переоценку или недооценку отдельных факторов.

Окончательная фаза выбора площадки включает детальное и всеобъемлющее изучение и характеризацию одной или двух выбранных площадок. Следует отметить, что в ряде случаев выбор площадки определяется местом, где образуются радиоактивные отходы (АЭС, заводы по переработке топлива или другие предприятия ядерного, топливного цикла). Такой подход позволяет оптимально решать проблему транспортировки отходов, уменьшать интегральное воздействие на окружающую среду, оптимально использовать профессиональные навыки персонала и т. д.

В основу решения о выборе площадки закладываются представления о пространственной структуре геологической среды и в особенности о неоднородностях этой среды, сейсмике, гидрогеологии, которые могут оказать влияние на движение грунтовых и подземных вод.

Необходимо иметь ясное представление о гидрогеологической ситуации во всем регионе, в котором предполагается разместить хранилище. Детальное изучение геологической структуры выбранной площадки особенно существенно при захоронении в глубинных геологических формациях. Существенной также является оценка вероятности тектонической активности в регионе, которая может привести к нарушению сплошности инженерных барьеров и/или структуры геологической среды, а также повлиять на характер движения грунтовых вод.

В большинстве концепций захоронения радиоактивных отходов важной частью проекта является моделирование переноса радионуклидов грунтовыми водами. Соответственно, исключительно важным является получение данных для моделирования процессов переноса, для определения возраста воды и ее предистории (палеогидрогеология), для верификации моделей переноса. В целом гидрологическое и гидрогеологическое изучение площадки должно давать пространственное представление о водном режиме во всех масштабах – непосредственно в зоне захоронения, в ближайшей окрестности и в регионе.

Эти данные необходимы для составления адекватных моделей транспорта радионуклидов водными потоками, особенно для наиболее опасных и наиболее подвижных радиоизотопов. Геохимический анализ необходим для оценки стабильности минералов, которые могут повлиять на характер процессов миграции радионуклидов в геологической среде. Необходимый объем информации и число изучаемых параметров зависит от специфики конкретной площадки. Например, для глинистых формаций очень важна взаимосвязь между геотехническими, гидравлическими и геохимическими свойствами, которые влияют на транспорт радионуклидов в этой среде.

Палеогеологические и геотехнические исследования изучаемой площадки могут дать представление о ее геологической эволюции. Такого рода исследования могут служить индикатором для определения возможного поведения площадки в будущем, и их значимость определяется проектным сроком удержания радионуклидов до распада.

Важное значение имеет изучение характеристик поверхности, которое должно дать представление о геоморфологии региона, масштабах эрозионных процессов, движения поверхностных вод, типе почв, экологических эффектах (радиологического и нерадиологического характера) создания и эксплуатации хранилища радиоактивных отходов.

Таким образом, оценка безопасности при захоронении радиоактивных отходов является многофакторной проблемой, требующей учета комплекса условий, связанных как со свойствами отходов и характеристиками защитных барьеров, так и с конкретными условиями окружающей среды и с социально-экономическими особенностями регионов, в которых предполагается размещение хранилища радиоактивных отходов. Ключем для решения этой проблемы является национальная политика в области обращения с радиоактивными отходами и выработанные на ее основе критерии, нормы и правила для обеспечения защиты человека и окружающей среды от нежелательных радиологических эффектов.

5. Концептуальные подходы к проблеме обращения с отработавшим топливом АЭС и высокоактивными долгоживущими отходами

5.1. Общие положения По существующей во многих странах и одобренной на международном уровне классификации к высокоактивным долгоживущим отходам относят отходы, которые содержат высокую концентрацию -, - и -излучающих радиоизотопов высокой радиотоксичности и со временем жизни, исчисляемым сотнями и тысячами лет. В силу высокой интенсивности радиационных процессов эти отходы обладают способностью к саморазогреву и поэтому требуют интенсивного охлаждения для предотвращения их термической дезинтеграции. Ввиду высоких доз радиации и интенсивного тепловыделения эти отходы требуют дистанционных методов обработки и наличия мощной биологической защиты. Высокоактивные долгоживущие отходы образуются в процессе переработки ядерного топлива, отработавшего установленный срок (кампанию) в реакторах. Во многих странах, которые не практикуют переработку ядерного топлива, это отработавшее топливо также относят к категории высокоактивных отходов, поскольку по всем основным параметрам оно подпадает под определение высокоактивных отходов (время жизни радиоизотопов, уровни радиации, тепловыделения).

При нормальной эксплуатации АЭС, кроме отработавшего топлива, других видов высокоактивных отходов не образуется. Это может произойти только в результате серьезных аварий, связанных с разрушением активной зоны реактора, так, как это, например, произошло на АЭС «ТМI» в США либо на Чернобыльской АЭС.

Каждая страна, развивающая атомную энергетику, сталкивается с проблемами обращения с отработавшим топливом и радиоактивными отходами, а следовательно, и с необходимостью разработки соответствующей технической политики. Эта политика, как правило, зависит от наличия технологии переработки отходов различных видов, генерирующих мощностей и должна предусматривать создание хранилищ для промежуточного хранения и окончательного захоронения.

Существуют два варианта обращения с отработавшим радиоактивным топливом. Во-первых, это топливо можно рассматривать как высокоактивные отходы и подготавливать соответствующим образом для окончательного удаления. При таком способе обращения с отработавшим ядерным топливом ценные ядерные материалы, находящиеся в нем (недоиспользованный 235U, большое количество 238U, новое ядерное топливо – плутоний), не используются. Такой неэффективный способ использования природного урана носит название открытого, или незамкнутого, ядерного топливного цикла. Однако, поскольку в настоящее время исчерпание природного урана человечеству не грозит, многие страны (Канады, Испания, Швеция, США и др.) ориентируются в основном на такой способ обращения с отработавшим топливом.

В другом варианте выгруженное из реактора топливо после его выдержки в течение 5–7 лет (для распада короткоживущих радионуклидов) направляется на радиохимический завод на переработку. На радиохимическом заводе из отработавшего топлива извлекают недоиспользованный уран и вновь образовавшийся плутоний. Высокоактивные продукты деления при этом выделяют, концентрируют и подготавливают (кондиционируют) для окончательного удаления. Этот вариант называется замкнутым ядерным топливным циклом. Ряд стран придерживаются именно этого варианта. Так, например, перерабатывается все топливо, выгружаемое из газографитовых реакторов в Великобритании и Франции, из реакторов ВВЭР-440 в России. Топливо современных водо-водяных реакторов из разных стран перерабатывается на заводах ядерных центров Селлафильда в Великобритании.

В табл. 5.1.1 приводятся стратегии обращения с высокоактивными отходами и отработавшим топливом в некоторых странах мира.

В настоящее время из-за падения цен на природный уран использование вторичного ядерного топлива, т. е. топлива, выделенного из отработавшего ядерного топлива, экономически не всегда целесообразно.

Проблемы, связанные с переработкой и хранением отработавшего топлива и радиоактивных отходов, приобретают все большую актуальность.

Например, лишь в США, где на долю АЭС приходится ~ 20 % общего производства электроэнергии, накопилось более 20 000 т выгоревшего топлива. Непрерывно обостряющаяся ситуация, связанная с накоплением опасных источников ионизирующих излучений (в отработавшем топливе находится 99,9 % всех радионуклидов, образовавшихся при работе АЭС), вынуждает промышленно развитые сраны искать оптимальные варианты решения этой проблемы.

Главным условием хранения или захоронения отработавшего топлива и высокоактивных отходов является недопустимость попадания радиоактивных элементов свыше предельно допустимых концентраций в биосферу за все время, обеспечивающее практически полный распад нуклидов. Для обеспечения этого условия в мире принят многобарьерный принцип защиты. Основным барьером является физико-химическая форма отходов с прочным закреплением радионуклидов.

Следующим барьером является упаковка отходов (контейнеры и т.

п.) и инженерные сооружения. И, наконец, барьером должна быть сама геологическая формация, в которую эти отходы будут помещаться. Физикохимическая форма отходов обеспечивает минимально возможную растворимость их в водном растворе при возможном контакте, а также компактность и формосохранение. Остальные барьеры (геологическая формация, упаковка, инженерные сооружения) должны обеспечивать недопустимость миграции вод через них к отходам. Следует отметить, что к настоящему времени ни в одной стране окончательное захоронение отработавшего топлива и высокоактивных отходов в промышленных масштабах не производится.

–  –  –

В большинстве стран в ближайшие десятилетия отработавшее топливо будет оставаться во временных хранилищах, в то же время будут продолжаться изучение и разработка технологий и методов оценки пригодности площадок для размещения долговременных хранилищ. Отработавшее топливо либо будет храниться на площадках АЭС под водой в бассейнаххранилищах или в специальных охлаждаемых воздухом сухих контейнерах либо будет переводиться в специальные временные хранилища. Большинство стран склоняется к необходимости строительства подземных исследовательских лабораторий для накопления информации, необходимой для получения разрешений на строительство, а также для подтверждения безопасности хранилища.

Болгария и Чехословакия возвращают ОТ иностранному поставщику.

Расширяется международное сотрудничество по проблемам переработки облученного топлива, хранения высокоактивных отходов, особенно в подтверждении надежности технологий. В странах с небольшими ядерноэнергетическими программами велик интерес к созданию региональных или международных предприятий по переработке и хранению отработавшего топлива и высокоактивных отходов.

5.2. Временное хранение отработавшего топлива в бассейнах выдержки и/или вентилируемых колодцах Учитывая тот факт, что централизованные хранилища в стабильных геологических формациях начнут вступать в строй не ранее 1998–2000 гг., фирмы, эксплуатирующие АЭС, наращивают емкости временных хранилищ на территориях действующих АЭС, а исследовательские институты разрабатывают новые конструкции контейнеров и модулей для хранения отработавшего топлива.

Рассмотрим основные направления подобной деятельности. За время эксплуатации АЭС в разных странах сложились свои пути решения проблемы временного хранения отработавшего топлива. Первый и наиболее распространенный путь – помещение отработавших ТВС в бассейны выдержки. Но, как правило, емкости бассейнов выдержки ограничены. В ряде стран, где АЭС эксплуатируются достаточно длительное время (20 и более лет), емкости таких бассейнов практически исчерпаны. Поэтому усилия исследователей сосредоточились на увеличении загрузки существующих временных хранилищ на АЭС за счет повышения плотности упаковки хранимых отработавших ТВС. Одна из первых успешно реализованных программ была направлена на создание технологии измельчения твэлов и несущих конструкций ТВС, извлекаемых из реакторов после достижения плановой глубины выгорания топлива. Выполнены необходимые исследования, подтверждающие безопасность эксплуатации бассейнов выдержки при загрузке в них большого количества делящихся материалов. Окончательная проверка допустимости внедрения данной технологии проведена на АЭС «Милстоун» (США). Эта технология находит уже достаточно длительное применение на АЭС в западных землях Германии, где измельченные твэлы засыпают в специальные корзины и помещают в бассейны выдержки. Здесь удалось вдвое превысить плотность загрузки ТВС в бассейны выдержки.

Параллельно в США и Канаде находит применение еще одна технология увеличения плотности загрузки ТВС в бассейны выдержки: использование усовершенствованных стоек для более плотной установки ячеек с ТВС и введение нейтронных поглотителей непосредственно в конструкцию этих ячеек. Применение такого способа загрузки ТВС дает возможность увеличивать емкость бассейнов выдержки в 1,5 раза.

Фирма «Онтарио Гидро» (Канада) планирует строительство новых бассейнов усовершенствованной конструкции. Они будут иметь цилиндрическую форму и облицованы нержавеющей сталью. Их суммарная емкость составит 10 000 т, капитальные затраты 10 $ на 1 кг выгоревшего топлива. Американский опыт реконструкции бассейнов выдержки на действующих АЭС с целью перевода их на более плотную загрузку ТВС находит применение и в других странах, например в Мексике, Бразилии. При переходе к более плотной загрузке бассейнов выдержки резко ухудшаются условия контроля за состоянием сварных швов облицовки бассейнов, выполненной из нержавеющей стали. Кроме того, необходимо усиливать контроль за состоянием воды в охлаждающем контуре и сбором газов над уровнем воды в бассейне выдержки.

Следующий путь – это строительство сухих хранилищ на АЭС. На некоторых американских АЭС и в Европе все чаще отдается предпочтение сухому хранению на АЭС. Сухие хранилища с воздушным охлаждением на основе конвекции воздуха можно использовать лишь для ядерного топлива, имеющего низкую температуру и малые остаточные тепловыделения.

Использование сухих хранилищ, заполняемых инертным газом, позволяет несколько поднять уровень температуры ТВС, но требует эффективного контроля газовой среды.



Pages:     | 1 | 2 || 4 | 5 |   ...   | 7 |

Похожие работы:

«МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования «ТЮМЕНСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ» Институт химии Кафедра органической и экологической химии Ларина Н.С. ГИДРОХИМИЯ Учебно-методический комплекс. Рабочая программа для студентов очной формы обучения по направлению 04.03.01 Химия, программа подготовки «Академический бакалавриат», профиль подготовки Химия окружающей среды, химическая...»

«ЛИСТ СОГЛАСОВАНИЯ от..2014 Содержание: УМК по дисциплине «Коррупционные правонарушения» для студентов по направлению подготовки (специальности) 08.01.01 «Экономическая безопасность» очной и заочной форм обучения Автор: Попова-Логачева Юлия Павловна Объем 40 стр. Должность ФИО Дата Результат Примечание согласования согласования Заведующий Протокол заседания Смахтин Рекомендовано кафедрой кафедры от Евгений к электронному..2014 уголовного права и..2014 Владимирович изданию процесса №...»

«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....»

«СОДЕРЖАНИЕ 1. Пояснительная записка 3 1.1. Характеристика легкой атлетики, отличительные особенности 4 1.2. Структура системы многолетней подготовки 6 2. Учебный план 11 2.1. Продолжительность и объемы реализации Программы 11 2.2. Соотношение объемов тренировочного процесса 14 2.3. Навыки в других видах спорта 16 3. Методическая часть 17 3.1. Содержание и методика работы по предметным областям, этапам (периодам) подготовки 17 3.1.1. Теория и методика физической культуры 18 3.1.2. Физическая...»

«МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования «Кемеровский государственный университет» Новокузнецкий институт (филиал) Факультет информационных технологий Кафедра экологии и техносферной безопасности Рабочая программа дисциплины Б1.Б.2 Философия Направление подготовки 20.03.01 «Техносферная безопасность» Направленность (профиль) подготовки Безопасность технологических процессов и...»

«МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования «ТЮМЕНСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ» Институт химии Кафедра неорганической и физической химии Монина Л.Н. ФИЗИКО-ХИМИЯ ДИСПЕРСНЫХ СИСТЕМ Учебно-методический комплекс. Рабочая программа для студентов направления подготовки 04.03.01 Химия программа прикладного бакалавриата профили подготовки «Физическая химия», «Химия окружающей среды,...»

«СОДЕРЖАНИЕ 1. Общие положения 1.1. Образовательная программа высшего образования (ОП ВО), реализуемая ТюмГУ по направлению подготовки 03.04.01 Химия и профилям подготовки: «Химия окружающей среды, химическая экспертиза и экологическая безопасность», «Органическая и биоорганическая химия», «Неорганическая химия и химия координационных соединений», «Физическая химия».1.2. Нормативные документы для разработки ОП ВО по направлению подготовки 04.03.01 Химия. 1.3. Характеристика ОП ВО 1.4. Требования...»

«УДК 663/664:658-027.45(083) ББК 65.305.73 М 14 Майснер Т.В. М 14 Применение принципов ХАССП на малых и средних предприятиях: методическое пособие для экспортно-ориентированных субъектов малого и среднего предпринимательства. Екатеринбург: ООО «ПРОГРЕСС ГРУПП», 2013. 40 с. ISBN 978-5-9905306-2-1 В данном пособии рассматривается ХАССП – система управления безопасностью пищевой продукции, основанная на предотвращении рисков при выпуске пищевых продуктов. Применение принципов ХАССП на предприятии...»

«По состоянию на 28.02.2015 г. Основные отзывы и предложения, поступившие на проект Стратегической программы исследований и разработок Технологической платформы «Авиационная мобильность и авиационные технологии»1. В.С. Шелобаев (ООО «Софтваре Провайдэр») Добрый день, создание центров коллективного пользования в области метрологии, производства аэродинамических моделей, изготовления элементов композитных конструкций и образцов и др (стр.96) непонятно на каких экономических основах, может речь...»

«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...»

«Список полнотекстовых учебно-методических изданий преподавателей академии Работа с электронными ресурсами в читальном зале электронных ресурсов. Копирование электронныхизданий на электронные носители в НТБ академии по разрешению автора. Кафедра автоматики и управления 1. Мехатроника. Роботы и робототехнические системы. сост. Маслова Е.А. 2009год 2. Программное обеспечение мехатронных систем. сост. Филиппов С.И. 2010 год 3. Метрология, стандартизация и сертификация. сост. Зайко И.В. 2011год 4....»

«ЛИСТ СОГЛАСОВАНИЯ от 20.06.2015 Рег. номер: 2109-1 (08.06.2015) Дисциплина: Современные сетевые технологии Учебный план: 10.03.01 Информационная безопасность/4 года ОДО Вид УМК: Электронное издание Инициатор: Захаров Александр Анатольевич Автор: Захаров Александр Анатольевич Кафедра: Кафедра информационной безопасности УМК: Институт математики и компьютерных наук Дата заседания 30.03.2015 УМК: Протокол №6 заседания УМК: Дата Дата Результат Согласующие ФИО Комментарии получения согласования...»

«Министерство образования и науки Российской Федерации Федеральное агентство по образованию Южно-Уральский государственный университет Кафедра «Экономика и экономическая безопасность» У9(2).я7 С50 В.Н. Смагин, В.А. Киселева ЭКОНОМИКА НЕДВИЖИМОСТИ Учебное пособие Челябинск Издательство ЮУрГУ ББК У9(2)–56.я7 + Х623.1.я7 Одобрено учебно-методической комиссией факультета экономика и предпринимательство Рецензенты: Лутовинов П.П., Аксенов В.М., Грудцына Л.Ю. С50 Смагин, В.Н. Экономика недвижимости:...»

«Министерство образования и науки Российской Федерации Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования «Пермский государственный национальный исследовательский университет» Утверждено на заседании Ученого совета университета от 30.03.2011 №8 Основная образовательная программа высшего профессионального образования Специальность 10.05.03 Информационная безопасность автоматизированных систем Специализация Безопасность открытых информационных...»

«Министерство образования и науки Российской Федерации Муромский институт (филиал) федерального государственного бюджетного образовательного учреждения высшего профессионального образования «Владимирский государственный университет имени Александра Григорьевича и Николая Григорьевича Столетовых» (МИ (филиал) ВлГУ) УТВЕРЖДЕНО Директор МИ ВлГУ Н.В.Чайковская _ «»_2015 г. ОТЧЁТ о результатах самообследования основной образовательной программы 18.03.01 «Химическая технология» Рассмотрено на...»

«Шолоховский район Ростовской области Муниципальное бюджетное общеобразовательное учреждение «Нижне-Кривская основная общеобразовательная школа» «Утверждаю» Директор МБОУ «Нижне-Кривская ООШ» _ Шаповалова Н.И. приказ от 31.08.2015 г. №60 РАБОЧАЯ ПРОГРАММА По Основам Безопасности Жизнедеятельности Уровень общего образования (класс) основное общее 7 класс Количество часов 35 Учитель Кузнецов Андрей Николаевич Программа разработана на основе федерального государственного образовательного стандартa...»

«ОТКРЫТОЕ АКЦИОНЕРНОЕ ОБЩЕСТВО «РОССИЙСКИЕ ЖЕЛЕЗНЫЕ ДОРОГИ» МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ по внедрению системных мер, направленных на обеспечение безопасности движения поездов для филиалов ОАО «Российские железные дороги», участвующих в перевозочном процессе ОТКРЫТОЕ АКЦИОНЕРНОЕ ОБЩЕСТВО «РОССИЙСКИЕ ЖЕЛЕЗНЫЕ ДОРОГИ» УТВЕРЖДЕНЫ распоряжением ОАО «РЖД» от 3 января 2011 г. № 1р МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ по внедрению системных мер, направленных на обеспечение безопасности движения поездов для филиалов ОАО...»

«В.А. КОРЖ А.В. ФРОЛОВ А.С. ШЕВЧЕНКО ОХРАНА ТРУДА Под общей редакцией профессора А.В. Фролова Рекомендовано Министерством труда и социальной защиты Российской Федерации в качестве учебного пособия для обучения по охране труда руководителей и работников организаций всех форм собственности и отраслевой направленности в системе профессионального обучения, переподготовки и повышения квалификации КНОРУС • МОСКВА • 20 УДК 331+349.6 ББК 65.246+67.405.115 К66 Рецензенты: В.Л. Бондаренко, заведующий...»

«Кафедра естественнонаучных и математических дисциплин КРИПКиПРО Могутто Е. П., методист кафедры естественнонаучных и математических дисциплин Инструктивно-методическое письмо «О преподавании химии в 2012-2013 учебном году в общеобразовательных учреждениях Кемеровской области» В системе естественнонаучного образования химия как учебный предмет занимает важное место, определяемое ролью соответствующей науки в познании законов природы, в материальной жизни общества, в решении глобальных проблем...»

«ОТКРЫТОЕ АКЦИОНЕРНОЕ ОБЩЕСТВО «РОССИЙСКИЕ ЖЕЛЕЗНЫЕ ДОРОГИ» МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ по внедрению системных мер, направленных на обеспечение безопасности движения поездов для филиалов ОАО «Российские железные дороги», участвующих в перевозочном процессе ОТКРЫТОЕ АКЦИОНЕРНОЕ ОБЩЕСТВО «РОССИЙСКИЕ ЖЕЛЕЗНЫЕ ДОРОГИ» УТВЕРЖДЕНЫ распоряжением ОАО «РЖД» от 3 января 2011 г. № 1р МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ по внедрению системных мер, направленных на обеспечение безопасности движения поездов для филиалов ОАО...»







 
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.