...cywilizacyjnej jedyną alternatywą przetrwania ludzkości? Być może, ale od naszego, polskiego węgla-ręce precz!

... a i schabowy codziennie na stole być musi!

W następstwie spalania np. 150 mln ton węgla kamiennego rocznie do środowiska trafia ok. 150 ton promieniotwórczego uranu i 300 ton promieniotwórczego toru. Gromadzą się one głównie w popiołach. Ich aktywność może przekraczać nawet 2000 Bq/kg. Z 1kg Uranu można otrzymać tyle energii co z 3000 ton węgla (stanowi to równowartość 20 pociągów). ENERGETYKA JĄDROWA. Dla energetyki jądrowej obecnie brak jest alternatywy, więc dyskusja na ten temat jest pozbawiona sensu. Koszt paliwa w produkcji energii to 5-10% w elektrowni jądrowej, 30% w węglowej, i 75% w gazowej. Ponadto elektrownie konwencjonalne - węglowe uwalniają rocznie do atmosfery znacznie więcej substancji radioaktywnych niż elektrownie jądrowe, a złoża węgla nie są nieograniczone (pomijając fakt, iż spala się cenny surowiec). Oba reaktory zakupione dla Żarnowca sprzedano za ułamek ich wartości do Finlandii i na Węgry. Oba nadal pracują. Oto jak niektórzy pod wpływem chwili (Czarnobyl) robią interes... Stracono ponad 20 lat doświadczeń i szkoleń specjalistów. Wydano miliardy bo zadziałała psychoza strachu. Obecnie po zamknięciu prawie po 40 latach pierwszego w Polsce reaktora jądrowego EWA (o mocy 10MW), działa jeszcze w Instytucie Badań Jądrowych w Świerku koło Otwocka reaktor jądrowy MARIA (o mocy 30MW). Zarządzany jest przez Instytut Energii Atomowej POLATOM. Obecnie reaktor wykorzystuje zestawy paliwowe zawierające uran wzbogacony do 36% w izotop U235. W Polsce rozważa się budowę reaktorów w technologii III lub III+. W przypadku awarii nie wymagają one zasilania energią elektryczną. Bezpieczeństwo zapewniają rozwiązania pasywne, takie jak grawitacja i gradient ciśnień oraz poczwórne zabezpieczenia. W przypadku stopienia rdzenia reaktora, skażenie nie powinno wystąpić dalej niż 800 m od źródła, a zabezpieczenie farmakologiczne dla ludzi potrzebne byłoby tylko w promieniu do 3 km. Budowa polskiej elektrowni atomowej o mocy 3000 MW planowana była na 2016 rok, a jej ukończenie na 2020 r, Obecnie to może być już 2025 r. Koszt za każdy 1000 MW to ok. 3,5 mld Eur, łącznie z pracami inżynieryjnymi, budową i paliwem potrzebnym do rozruchu. Roczny zapas paliwa elektrowni jądrowej kosztuje około 56 mln Eur. Wytworzenie takiej samej ilości energii z węgla to koszt około 160 mln euro + 260 mln Eur za emisję CO2. Razem daje to 420 mln Eur rocznie. POLSKA – MOŻLIWE TYPY REAKTORÓW. 1. Amerykański AP1000 typu (PWR) - wodny ciśnieniowy firmy (Westinghouse Electric Company LLC) - jest to reaktor całkowicie pasywny, nie potrzebuje zasilania elektrycznego, cały układ jest chłodzony powietrzem, odbierającym wytworzone przez reaktor ciepło. W razie awarii reaktor jest zalewany wodą ze zbiornika ustawionego powyżej. Woda ta pod wpływem ciepła wrze, a ciepło, które odda para skraplająca się wewnątrz, od zewnątrz odbierze powietrze. Projekt AP1000 przechodzi procedurę EUR (European Utility Requirements) Rev C dla nowych elektrowni jądrowych w Europie. W USA NRC przyjęła projekt AP1000 oraz dokonała procesu jego zatwierdzenia na podstawie przepisów 10 CFR Part 52 w grudniu 2005 r. Projekt ma być realizowany w Chinach. 2. Francuski EPR (European Pressurised Water Reactor) typ (PWR) - jest odporny na wstrząsy powyżej 9 w skali Richtera. Konstrukcja elektrowni jest odporna na powódź oraz na uderzenie samolotu. Projekt realizowany jest w Olkiluoto 3 w Finlandii - testy rozruchowe 2015 roku - (6-letne opóźnienie). 3. Japońsko-amerykański ESBWR (Economic Simplified Boiling Water Reactor) to typ (BWR) - reaktor generacji III+. Firma GE Hitachi Nuclear Energy oferuje aktualnie dwie technologie: 1. ABWR (Advanced Boiling Water Reactor) -ma licencję Amerykańskiej Komisji Nadzoru Jądrowego NRC (Nuclear Regulatory Commission) i UE. 2. ESBWR (Economic Simplified Boiling Water Reactor) nowocze. Projekt został ostatnio pozytywnie oceniony w ( Final Safety Evaluation Report, FSER) przez amerykańską Komisję Dozoru Jądrowego - NRC. Projekt ma być realizowany na terenie Indii Projekty pasywne będą prawdopodobnie posiadać zdolność osiągnięcia i utrzymania stanu bezpiecznego wyłączenia reaktora przez 72 godziny bez konieczności interwencji operatora. PALIWO. Paliwem jest zazwyczaj wzbogacony UO2 lub UO2 z dodatkiem paliwa MOX (Mixed OXide fuel) - paliwo wytworzone z dwutlenku plutonu otrzymanego zazwyczaj w zakładach militarnych w wyniku przerobu wypalonego paliwa zmieszanego z dwutlenkiem uranu. W typowej elektrowni jądrowej, paliwem jest uran o wzbogaceniu 3-4% w 235U. Rozszczepienie tego jądra prowadzi do powstania takich izotopów jak 90Sr, 137Cs, 131I Natomiast transuranowce powstają na skutek wychwytu neutronów przez izotop 238U. PROMIENIOWANIE ODPADY. W Polsce mieszka ok. 38 milionów ludzi. Jeżeli np. w Krajowym Składowisku Odpadów Promieniotwórczych działającym od 1961 r (KSOP) w gminie Różan (województwo mazowieckie) deponować rocznie 90000 kg odpadów nisko i średnioaktywnych to na 1 obywatela przypada 2,5g Elektrownie jądrowe w UE wytwarzają około 7 tys. metrów sześciennych odpadów promieniotwórczych rocznie. Składowanie odpadów promieniotwórczych w Polsce - cennik od 2011-01-01 Odpady dzielimy na: 1.Odpady wysokoaktywne HLW (High-Level Waste): przerobione wypalone paliwo z reaktorów jądrowych i niektórych procedur podczas produkcji broni jądrowej. 2.Odpady niskoaktywne LLW (Low-Level Waste): z reaktorów, a także ze źródeł promieniotwórczych (nauka, przemysł i medycyna) 3.Odpady transuranowe TRU (TRansUranium), których dostarczają fabryki przerobu paliwa oraz nuklearny przemysł zbrojeniowy 4.Odpady o pośredniej aktywności ILW (Intermediate Level Waste) - materiały o aktywności właściwej beta i gamma większej od 1,2x107 Bq/kg oraz aktywności alfa ponad 4x106 Bq/kg (UK) 5.Odpady o bardzo niskiej aktywności VLLW (Very Low Level Waste), aktywność właściwa alfa, beta i gamma mniejsze od 400 Bq/kg ZABEZPIECZENIE ODPADÓW. Odpady wysoko-aktywne z reaktorów zazwyczaj przechowuje się (średnio kilkanaście lat) w miejscu ich wytworzenia w basenach wodnych (woda odbiera ciepło pochodzące z rozpadów promieniotwórczych) - należy zadbać o to, aby nie było możliwości osiągnięcia masy krytycznej w wypalonym paliwie tj, aby współczynnik mnożenia paliwa był znacznie niższy od 113. Następnie odpady poddawane są przetworzeniu, w wyniku którego dąży się do zmniejszenia objętości odpadów promieniotwórczych zawierającego izotopy o długim okresie połowicznego rozpadu. Odpady przetwarza się podczas recyklizacji dokonuje się obróbki radiochemicznej, podczas której wydobywa się przede wszystkim dwa izotopy rozszczepialne tj. 235U i 239PU. Z tlenków tych izotopów (UO2 i PuO2) można wyprodukować świeże paliwo (typu MOX). Może ono być użyte w 35 pracujących w Europie reaktorach (do rdzeni tych reaktorów można załadować około 20-50% paliwa MOX). Z paliwa wypalonego przez rok pracy elektrowni o mocy 1000 MW można uzyskać około 230 kg plutonu (1% całości wypalonego paliwa). W sumie recyklingowi podlega jakieś 97% wypalonego paliwa, pozostałe 3% (ok. 700 kg rocznie z elektrowni o mocy 1000 MW) stanowią odpady wysokoaktywne. Ale recyklizacji podlega dziś nie więcej niż około 6% plutonu. Pełna recyklizacja będzie możliwa dopiero po szerokim wdrożeniu reaktorów prędkich i opanowaniu technologiu pirometalurgicznego przetwarzania paliwa. Stałe i zestalone odpady promieniotwórcze umieszczane są w stalowych bębnach zabezpieczonych przed korozją warstwą cynku i następnie transportowane do składnicy odpadów. Odpady ciekłe średnioaktywne są przetwarzane metodą odparowania. Pozostałości po odparowaniu zawierające ponad 99,9% substancji promieniotwórczych, które uprzednio znajdowały się w ściekach - są zestalane w cemencie. W wyniku przerobu pozostaje wciąż wysokoaktywny odpad w ciekłej postaci. Najbezpieczniejszy obecnie przerób tej cieczy polega na jej witryfikacji, tj. zeszkleniu lub glazurowaniu. Tak przygotowana gorąca borosilikatowa masa szklana (Pyrex) wlewana jest do pojemników ze stali nierdzewnej. Trwałość pojemnika stalowego oceniana jest na 1000 lat. Odpady z jednego roku pracy reaktora o mocy 1000 MW to 5 ton takiego szkła. Alternatywą do szkliwienia (glazurowania) odpadów wysokoaktywnych jest uwięzienie ich w strukturze krystalicznej odpowiedniego materiału. Tego typu materiał ceramiczny nazwany Synroc (Synthetic Rock). Głównym składnikiem Synrocu jest dwutlenek tytanu, znajdujący się w materiale w 57.%. Pozostałe składniki dobiera się w zależności od rodzaju odpadu. Są to takie minerały, jak holandyt (BaAl2Ti6O16), cyrkonolit (CaZrTi2O7) i perowskit (CaTiO3). W strukturę krystaliczną tych dwóch ostatnich minerałów łatwo wbudowuje się pluton, a także stront i bar. Przetwórnie paliwa we Francji, Wielkiej Brytanii i Belgii wytwarzają około 1000 ton rocznie takiego zeszklonego paliwa. Odpowiednio przygotowane odpady radioaktywne najlepiej składować w wyeksploatowanych kopalniach soli. Poziom promieniowania emitowanego w okresie 1000 lat odpowiada promieniowaniu naturalnemu pierwiastków promieniotwórczych w 1000 metrowej warstwie skorupy ziemskiej. Już po 200 latach przechowywania tych odpadów zagrożenie stwarzane przez nie jest niższe od zagrożenia stwarzanego przez odpady z elektrowni węglowych. W Polsce, na odpady radioaktywne przewidziano permskie złoża solne na głębokości 740 m pod powierzchnią, o grubości około 200 m. W ciągu 15 lat pierwsze unijne składowiska zostaną oddane do użytku w Finlandii, Szwecji oraz we Francji. Przetwarzaniem odpadów promieniotwórczych zajmuje się Zakład Unieszkodliwiania Substancji Promieniotwórczych Instytutu Energii Atomowej (IEA) <Natin>

ROMIENIOWANIE NATURALNE POLSKA. W Polsce obywatel dostaje (gratis) dawkę w wysokości ok. 2,7 mSv/ROK z czego 80% rocznej dawki promieniowania, pochodzi ze źródeł naturalnych, a tylko 20% ze źródeł sztucznych. Źródła naturalne około 2,42mSv. Przeciętna całkowita aktywność ciała człowieka wynosi ok. 100 Bq/kg. Typowe aktywności najczęściej spotykanych radionuklidów w glebach Polski: 238U - 4,8 - 118 Bq/kg (średnio 26 Bq/kg), 228Th - 3,6 - 77 Bq/kg (średnio 21 Bq/kg), K-40K - w przedziale 111 - 967 Bq/kg (średnio 413 Bq/kg). 222Rn w powietrzu przy ziemi wynosi ok. 4,4 Bq/m3, ale w parterowych zabudowaniach może przekraczać 200 Bq/m3. DAWKI PROMIENIOWANIA: 1. podróż samolotem Paryż-NY 0,06 mSv 2. dawka roczna dla palacza 10papierosów/dzień 0,12 mSv 3. małoobrazkowe zdjęcie RTG klatki piersiowej 0,3 mSv 4. średnia roczna dawka od źródeł naturalnych 2,4 mSv 5. dawka badania w tomografii komputerowej >10 mSv 6. dawka graniczna dla osób narażonych zawodowo/rok 20 mSv 7. akcelerator liniowy (dawka terapeutyczna/seans) 2500 mSv 8. dawka na całe ciało/kilkadziesiąt minut (czas zgonu 50% po 30 dniach) ok. 6000-10000 mSv Źródłem promieniowania, oprócz naturalnego tła i promieniowania kosmicznego jest także diagnostyka medyczna i przemysł (wprowadzenie sztucznych izotopów) oraz promieniowanie spowodowane przez testy wybuchów jądrowych. Eksplozje nuklearne 1944-1998 (ponad 2000). 1 Bq=1/1s (Bekerel) - oznacza jeden rozpad promieniotwórczy na sekundę. 1 Sv=1J/1kg (Siwert) W otaczającym nas świecie znajdują się izotopy promieniotwórcze niektórych pierwiastków np. uranu U, toru Th, rubidu Rb, potasu K, węgla C czy wodoru H - są to radionuklidy naturalne. W hipotetycznym ogródku o wymiarach 20 m x 20 m. powierzchniowa warstwa gleby o grubości 1m waży około 600 t, a w zależności rejonu Polski, zawiera (0,6-4,2) kg uranu (U), (0,2-6,2) kg toru (Th) i (600-16800) kg potasu (K). Na każdą tonę naturalnego potasu przypada więc 117 g promieniotwórczego izotopu 40K tj. (0,0117% masy). Oznacza to, że metrowa warstwa gleby zawiera od 0,07 kg do 1,96 kg 40K. Od tkz. Dawki Ogródkowej (DOG) - pochodzi więc od (1-12) kg naturalnych radionuklidów. PROMIENIOWANIE PODCZAS KATASTROFY POLSKA 2011 14-21.03.2011 Czas pomiaru (80tys-160tys s) - Gdynia 131J <0,93 mikroBq/m3, 137Cs 1,25 mikroBq/m3 - Kraków 131J <0,87 mikroBq/m3, 137Cs 2,08 mikroBq/m3 - Lublin 131J <0,38 mikroBq/m3, 137Cs 3,30 mikroBq/m3 <Natin>