Môi trường phóng xạ, nhiên liệu hạt nhân và chu trình nhiên liệu, trữ lượng uran và vấn đề môi trường trong khai thác và tác động phát xạ của việc khai thác, xử lý…. Và một số nghiên cứu về chế biến và xử lý thải

………………………..7 ii.2.một số tính chất của uran………………………………………………7 ii.3.chu trình nhiên liệu uran……………………………………………….8 phần iii.trữ lượng uran và vấn đề môi trường trong khai thác…………………………………………………………………13 iii.1.trữ lượng uran……………………………………………………………..13 iii.1.1.giới thiệu…………………………………………………………………….13 iii.1.2.các loại hình địa chất………………………………………………….13 III.1.3.hệ thống phân loại trữ lượng……………………………………….13 iii.2.khai thác quặng và vấn đề môi trường ……………………………15 phần iv.tác động phát xạ của việc khai thác ,xử lý ………………..17 phần v.một số nghiên cứu về chế biến và xử lý thải…………………23 Lời cảm ơn………………………………………………………………………….33 Mở đầu Giới thiệu về viện công nghệ xạ hiếm Viện Công Nghệ Xạ Hiếm nằm trong hệ thống của Viện Năng Lượng Nguyên Tử Việt Nam.Viện được thành lập theo quyết định số 18-CT ngày 21/01/1991 của Hội Đồng Bộ Trưởng(nay là Chính Phủ). Hiện nay ,Viện gồm 7 trung tâm nghiên cứu triển khai KH- CN: Trung tâm công nghệ xử lý quặng Trung tâm công nghệ tuyển khoáng Trung tâm công nghệ tinh chế Trung tâm công nghệ luyện kim Trung tân quá trình và thiết bị Trung tâm phân tích và môi trường Trung tâm triển khai công nghệ. Hệ thống tổ chức này tạo điều kiện hình thành các tập thể khoa học mạnh hơn,sản phẩm khoa học có tính chuyên sâu cao hơn,cán bộ nghiên cứu khoa học có điều kiện định hướng phát triển nâng cao trình độ theo đúng một lĩnh vực chuyên môn đã được đào tạo hoặc đã lựa chọn cho công tác nghiên cứu lâu dài.Trên cơ sở hệ thống tổ chức này ,từ giữa năm 1997 đã hình thành một hệ thống đề tài chủ lực xoay quanh một trong những đề tài chính trị trung tâm ,trong đó trên 90% kinh phí nghiên cứu hàng năm của đề tài cấp Bộ được tập trung cho 5 đề tài nghiên cứu để giải quyết cho 5 khâu quan trọng trong việc chế tạo viên gốm UO2 từ tài nguyên uran Việt Nam;90% kinh phí trong những năm gần đây cũng tập trung vào yêu cầu xây dựng phòng thí nghiệm nhằm giải quyết những vấn đề đặt ra trong lĩnh vực nhiên liệu hạt nhân… ************** Phần I Về Môi trường Phóng xạ và các tiêu chuẩn an toàn I.1.Các nguồn phóng xạ trong môi trường Trong môi trường tự nhiên luôn tồn tại các chất phóng xạ phát ra bức xạ chủ yếu là các tia a,b,g và tạo nên một phông phóng xạ tự nhiên.Trường bức xạ này có thể có nguồn gốc khác nhau như các tia vũ trụ phát ra từ các hạt nhân có nguồn gốc vũ trụ và các hạt nhân vốn có sẵn trong trái đất.Trong số các hạt nhân có trong trái đất đáng kể nhất là hạt nhân K-40, các hạt nhân thuộc dãy U-238 và Th-282.Hạt nhân K-40 phát ra các tia g,b có chu kỳ bán rã rất lớn(1,25 tỷ năm) .Nó và các hạt nhân có tính phóng xạ nguồn gốc từ vũ trụ gây nên những liều chiếu trung bình tương đối ổn định và đồng đều cho mọi người .Liều chiếu gây nên bởi thành phần khác thuộc họ Th và U có thể thay đổi mạnh ở các vị trí và địa điểm khác nhau phụ thuộc vào điều kiện sống ,vật liệu và kiến trúc xây dựng.Nồng độ Rn và Th trong không khí cùng các sản phẩm phân giải của chúng có ý nghĩa quyết định tới liều chiếu xạ trong khi hấp thụ vào cơ thể qua đường hô hấp và tiêu hóa. Trường bức xạ thay đổi theo chiều cao ,thấp nhất là mức biến đổi với liều suất 0,03mSv/h (*).Có thể nói tia vũ trụ đóng góp rất ít vào trường phóng xạ tự nhiên.Từ bảng I.1 có thể nói rằng liều tương đương hiệu dụng hàng năm đối với dân cư trên trái đất gồm 1/3 từ bên ngoài cơ thể và 2/3 từ bên trong cơ thể chủ yếu do khí Rn và các con cháu có thời gian sống ngắn của nó. Những vấn đề ô nhiễm phóng xạ chính là do nhu cầu ngày càng sử dụng nhiều một lượng các chất phóng xạ nhằm đáp ứng nhu cầu phát triển toàn cầu.Các nguồn phóng xạ nhân tạo là nguyên nhân chủ yếu gây nên ô nhiễm phóng xạ hiện nay do việc khai thác và chế biến quặng phóng xạ ,do vận hành các lò phản ứng trong các nhà máy điện nguyên tử,vận hành các máy gia tốc,do những sự cố hạt nhân mặc dừ rất nhỏ bé nhưng đã xảy ra ở một vài nơi hay do việc thử vũ khí hạt nhân. Tuy nhiên nếu được quan tâm áp dụng công nghệ phù hợp , những phương pháp xử lý tiên tiến và sử dụng năng lượng hạt nhân vì mục đích hòa bình thì những vấn đề ô nhiễm phóng xạ sẽ được giải quyết triệt để. (*):Sv:tổng năng lượng bức xạ được cơ thể sống hấp thụ cho biết mức độ ảnh hưởng sinh học mà nó gây ra và đặc trưng bằng trọng số bức xạ(từ 1 đối với tia g và 20 đối với tia a).1mSv=10-6Sv Bảng I.1:Liều chiếu hàng năm gây nên bởi các đồng vị phóng xạ tự nhiên ở những vùng trung bình Nguồn bức xạ Liều chiếu hiệu dụng hàng năm(10-6 Sv) Tia vũ trụ Hạt nhân nguồn gốc vũ trụ Hạt nhân nguồn gốc trái đất K-40 Dãy U-238 U-238,U-234,Th-230 Ra-226 Rn-222,Po-214 Pb-210,Po-210 Dãy U-232 Liều chiếu ngoài Liều chiếu trong Tổng cộng 380 - - 130 - 140 - - - 190 - 12 - 170 - 1 4 1200 50 80 380 12 300 - - - 270 Tổng 840 1520 2400 Bảng I.2:Hoạt độ phóng xạ nhân tạo của một số sản phẩm phân hoạch. Hoạt động Một số đồng vị chủ yếu Tổng (PBq=1015Bq) Sr-90 I –131 Cs-137 Vũ khí hạt nhân trên không Sản xuất điện nguyên tử Sự cố Chernobyl Sự cố Windseale Sự cố Kyshutum Sự cố Three Miless Island 600 5,8 8,1 - 4,0 - 65000 0,048 1670 0,74 - 0,00055 910 40 85 0,022 0,027 - 1810600 - 1850 11 74 - I.2.đánh giá mức ô nhiễm phóng xạ và các tiêu chuẩn an toàn phóng xạ I.2.1.đánh giá chung: Chất phóng xạ tự nhiên hay nhân tạo khi đi vào môi trường chúng sẽ ảnh hưởng tới cuộc sống con người qua nhiều con đường.Các chất phóng xạ phát ra bức xạ ion hóa chiếu vào cơ thể từ bên ngoài hay bên trong do hô hấp hay tiêu hóa. Tính theo tỷ lệ ,nguồn phóng xạ tự nhiên chiếm 85% tổng liều và phóng xạ nhân tạo chiếm 15% tổng liều trong đó hoạt động y tế chiếm 14,2% ,các vụ nổ hạt nhân chiếm 0,71% và cuối cùng là các nhà máy điện nguyên tử 0,0355 %.Như vậy ta thấy các nguồn bức xạ tự nhiên là không nhỏ và nó gây ra những ảnh hưởng rất to lớn . Qua phân tích và điều tra ,ủy ban bảo vệ phóng xạ quốc tế (ICRP ) đã đưa ra tiêu chuẩn về liều phóng xạ giới hạn được nhiều nước chấp nhận: - đối với nhân viên bức xạ là 20mSv/năm. - đối với người dân là 1mSv/năm. I.2.2.đối với Việt nam Việt nam là một trong những nước giàu tài nguyên thiên nhiên .Hiện tại đã phát hiện được hàng nghìn điểm quặng và vùng mỏ ở đâu cũng có các đồng vị phóng xạ tự nhiên .Tuy nhiên không phải các tất cả các điểm quặng và các mỏ đều có tính phóng xạ ảnh hưởng đến công nhân khai thác mỏ và dân cư sống quanh vùng .Đáng chú ý là nguồn phóng xạ ở mỏ Uran -đất hiếm Lào Cai với liều lượng chiếu xạ100mrem/năm(1 rem=10-2Sv ) ,mỏ Uran Nông Sơn –Quảng nam với cường độ chiếu xạ trên 50mR/h;mỏ đồng Lào Cai với cường độ g trung bình cỡ17-25mR/h;vùng ngoại vi cỡ 13-:-16mR/h và nồng độ Rn trong không khí là 120-:-170 Bq/m3 Ngoài ra Việt Nam còn là nước có tiềm năng sa khoáng biển với tổng trữ lượng gần 20 triệu tấn trong đó có chứa inmerit,rutin và monazit .Việc khai thác và chế biến sa khoáng là một nguồn ô nhiễm phóng xạ cần quan tâm xem xét. I.2.3.một số khái niệm và tiêu chuẩn về an toàn phóng xạ Các chất phóng xạ không ngừng phân rã và bức xạ lên các mô sinh học của cơ thể con người ,gây ion hóa và kích thích các nguyên tử ,phá vỡ mối liên quan của chúng trong phân tử dẫn đến sự hủy hoại hoạt động chức năng của các cơ quan và tòan bộ cơ thể nói chung. Tác động sinh học của các bức xạ phụ thuộc vào năng lượng do mô hấp thụ.Chính vì vậy người ta dùng liều hấp thụ bức xạ làm số đo tương tác của các bức xạ phóng xạ lên vật chất và các mô sống. I.2.3.1.Khái niệm liều tương đương bức xạ: Liều tương đương bức xạ của một bức xạ nào đó được xác định là tích của liều lượng hấp thụ D với hệ số chất lượng trung bình của bức xạ Q tại vị trí của mỏ: H=D.Q.N trong đó N là hệ số hiệu chỉnh tính tới ảnh hưởng khác nhau của bức xạ phóng xạ . Căn cứ vào điều kiện làm việc với chất phóng xạ người ta chia làm 3 nhóm: Nhóm A: Cán bộ chuyên môn làm việc trực tiếp với chất phóng xạ . Nhóm B : Những người không trực tiếp làm việc với các nguồn bức xạ nhưng do điều kiện sống hoạt động nghề nghiệp hoặc nơi công tác có thể chịu tác động của các bức xạ phóng xạ . Nhóm C: Toàn bộ dân cư nói chung. I.2.3.2.Các định mức cho phép theo khuyến cáo của ủy ban quốc tế về an toàn phóng xạ (1976) : - liều tương đương bức xạ định mức cho phép đối với nhóm A là 50 mSv/năm và đối với nhóm B là 5mSv/năm. Tiêu chuẩn an toàn bức xạ phóng xạ đối với dân thường là (nhóm C) ở các tài liệu khác nhau lại không đồng nhất.Theo khuyến cáo quốc tế về an toàn y tế và an toàn phóng xạ ,liều di truyền cho dân thường nói chung là 1,7mSv/năm(trong một số tài liệu quốc tế khác là 50mSv trong 30 năm) . Một số tài liệu Việt Nam như trong quy định tạm thời về môi trường của Bộ KHCN và MT năm 1993,quy định liều tương đương bức xạ tổng cộng cho phép đối với dân thường là 1mSv/năm.Trong các số liệu tương đương tiêu chuẩn cho phép ở trên đều không tính đến tác động tự nhiên và các chiếu xạ y học.Ngoài ra trong các khuyến cáo về an toàn phóng xạ quốc tế và Việt Nam còn đưa ra các giá trị hàm lượng cho phép của các nguyên tố phóng xạ trong nước,đất ,không khí và trong các vật liệu xây dựng. Một số tiêu chuẩn: Nồng độ Rn trong không khí không được vượt quá 0,15mBq/l Nồng độ Rn trong nước không vượt quá1,2.10-11Ci/l(~444 Bq/l). Hàm lượng cho phép các nguyên tố phóng xạ trong vật liệu xây dựng: QRa < 10-8 Ci/kg (< 370 Bq/kg). QTh Ê 7.10-9 Ci/kg(Ê259 Bq/kg). QK Ê 1,3.10-3Ci/kg(Ê 4810 Bq/kg). ***************** Phần iI Về nhiên liệu hạt nhân và chu trình nhiên liệu II.1.NhIÊN LIệU HạT NHÂN. Nguồn tạo nhiệt năng cho nhà máy điện hạt nhân là nhiên liệu hạt nhân mà cơ chế phát nhiệt là phản ứng chuỗi phân chia hạt nhân. Các đồng vị tham gia hiệu quả quá trình phản ứng chuỗi phân hạch là nhiên liệu hạt nhân.Các đồng vị này được chia thành 2 nhóm: - Nhóm có khả năng phân hạch trực tiếp trong lò phản ứng gồm các hạt nhân U-233,U-235,Pu-239,còn gọi là chất có thể phân chia(fissile), dùng làm nhiên liệu hạt nhân trong lò notron nhiệt. U235 + nnhiệt các mảnh vỡ +một số n +nhiệt năng - Nhóm không phân hạch trực tiếp trong lò phản ứng .Đây là trường hợp các hạt nhân Th-232 và U-238.Khi hấp thụ các notron tạo thành các hạt phân chia được theo các phản ứng sau: Th232 + nnhiệt Th233 Pa233 U233 U238 + nnhiệt U239 Np239 Pu239 U-233 và Pu-239 là những chất phân chia được ở trên.Người ta gọi Th-232 và U-238 là những chất fertile,chúng được dùng trong các lò tái sinh dưới dạng các hệ nhiên liệu U238 – Pu239 hoặc Th232 – U233. Uran là nhiên liệu hạt nhân quan trọng nhất hiện nay và được dùng làm nhiên liệu trong lò phản ứng hạt nhân dưới dạng viên gốm UO2 (có thành phần uran thiên nhiên đã làm giàu để đạt hàm lượng U-235 từ 2,4% đến 4,23%) hay dưới dạng urani kim loại.Trong lò tái sinh Uran được dùng dưới dạng hỗn hợp oxit UO2-PuO2(MOX). Trong tương lai,việc sử dụng nhiên liệu tái sinh mở rộng nhiều lần khả năng đáp ứng nhu cầu nhiên liệu hạt nhân ở những kịch bản phát triển cao. Thori có thể trở thành nhiên liệu hạt nhân quan trọng trong các lò cải tiến trong đó dây chuyền phân hạch được điều khiển bằng máy gia tốc. II.2.Một số tính chất của Uran. Trong bảng hệ thống tuần hoàn uran có STT 92 ,thuộc họ actinoit,khối lượng nguyên tử là 238,03. Uran kim loại có ánh bạc,dễ bị oxi hóa trong không khí ,bề mặt chuyển sang màu sẫm,tối.Uran có khối lượng riêng là 19,05 g/cm3,nhiệt độ nóng chảy là 11320C,nhiệt độ sôi là 38180C. Uran tự nhiên có 3 dạng đồng vị :U-238(99,2739%),U-234(0,0057%) và U-235(0,7204%). Cấu hình electron của uran là :KLMN 5s25p65d105f36s26p66d17s2 Phản ứng phân chia hạt nhân U-235 giải phóng một năng lượng rất lớn,khoảng 195-:-200 MeV. Trong các hợp chất uran có các hóa trị +2,+3,+4,+5 và +6.Trong tự nhiên,uran tồn tại ở mức hóa trị +4 và +6. Trong dung dịch ,uran tồn tại ở các mức hóa trị U(IV) và U(VI).Ngoài ra trong dung dịch uran có thể tồn tại dưới dạng U(III) và U(V). Các phức chất của Uran: Uran ở trạng thái bị oxi hóa dễ dàng hòa tan nên có khả năng hòa tan cao trong dung dịch axit hoặc cacbonat-bicacbonat. Nó tạo phức bền với những ion như:CO32-,SO2-4,C2O42-. Khả năng tạo phức của U(VI) lớn và bền hơn nhiều so với U(IV). Trong môi trường axit H2SO4 tồn tại các phức: [USO4]2+,[U(SO4)3]2-,[U(SO4)4]4- trong đó [USO4]2+ là bền nhất. Trong môi trường có chứa lượng dư HCO3- hoặc CO32-,U(IV) tạo thành phức dễ tan. Phức của U(IV) với Cl- có dạng:UCl3+,UCl22+ hoặc UCl62-, với thioxyanat: [USCN]3+, [U(SCN)2]2+ hoặc với F-:UF3+ và UF2+2.. Ion uranyl cho nhiều ion phức:[UO2F]+ ,[UO2F3]- ,[UO2F5]3- ,[UO2F6]4- ,[UO2(SO4)3]2-,[UO2(CN)4]2- ,[UO2(CO3)2]2 - …Sự tạo phức của UO22+ với Cl- ,Br- và NO-3 yếu và các phức [UO2(NO3)3]- ,[UO2(NO3)4]2- ,[UO2Cl4]2- chỉ nhận được khi có mặt của muối ở nồng độ lớn. U(IV) có khả năng tạo phức bền với nhiều chất hữu cơ như ête, các loại rượu, anđêhit,kêton, ocxim, axit hữu cơ,phênol , este, amin,… Ngoài ra trong môi trường trung tính có thể tồn tại các phức sau: UO2(SO4)OH(H2O)3]- , [UO2(OH)2SO4]2- , [UO2(OH)3SO4]3- … Uran phân tán rộng trong tự nhiên,với hàm lượng có trong vỏ trái đất vào khoảng 2 – 4.10-4%,lớn hơn Sb,Bi,Hg,Ag và Au nhưng ít hơn Co và Mo.Các loại đá măcma có hàm lượng Si cao nói chung có hàm lượng U cao hơn so với các loại đá măcma có ít Si nhưng nhiều Mg ,Fe và Al.U còn chứa trong các loại quặng,đất đá ,trong nước biển ,nước ngầm và dầu mỏ. II.3.Chu trình nhiên liệu hạt nhân. Nguồn thiên nhiên của chu trình nhiên liệu hạt nhân là các loại quặng chứa uran và thori .Sản xuất và sử dụng nhiên liệu là thực hiện liên tiếp nhiều quá trình công nghệ:khai thác mỏ ,chế tạo nhiên liệu từ quặng,sử dụng nhiên liệu đã cháy trong lò phản ứng và xử lý nhiên liệu đã cháy. Chu trình nhiên liệu hạt nhân có thể phân thành hai loại :chu trình nhiên liệu hở (không có quá trình tái chế nhiên liệu đã cháy) và chu trình kín(có tái chế) . Chu trình nhiên liệu hở hay chu trình sử dụng nhiên liệu một lần gồm các khâu: khai thác mỏ tách uran từ quặng tinh chế uran đến độ sạch hạt nhân. chuyển hóa U3O8 UO2 UF4 UF6 . làm giàu đồng vị U-235 chế tạo thanh và bó nhiên liệu sử dụng nhiên liệu trong lò phản ứng . lưu giữ tạm thời nhiên liệu đã cháy. lưu giữ nhiên liệu đã cháy lâu dài ở khu vực xa lò phản ứng . Chu trình nhiên liệu kín ngoài các khâu kể trên còn bao gồm các khâu tái chế từ các bước lưu giữ tạm thời: tách uran và pluton từ nhiên liệu đã cháy , chế tạo hỗn hợp MOX thành nhiên liệu đưa trở về sử dụng lại trong lò phản ứng , xử lý phần bã thải còn lại. Một chu trình nhiên liệu được chia thành phần trước lò (front end) và phần sau lò (back end) .Tùy theo khả năng tài nguyên,khả năng đầu tư và trình độ công nghệ ,một quốc gia có thể ưu tiên đầu tư cho một khâu hoặc một phần của chu trình nhiên liệu. II.3.1. Phần trước lò của chu trình nhiên liệu uran: Phần trước lò là toàn bộ các công đoạn của chu trình nhiên liệu nhằm có được nhiên liệu cho lò phản ứng hạt nhân hoạt động ,bao gồm các bước khai thác mỏ,sản xuất uran kỹ thuật từ quặng,tinh chế ,chuyển hóa ,làm giàu và chế tạo thanh nhiên liệu. Quặng uran tồn tại dưới nhiều dạng khác nhau trong tự nhiên.Thăm dò và khai thác quặng cần có những hệ thống thiết bị có thể thực hiện quá trình ở những chiều sâu 400 – 600m.Tùy theo đặc điểm thân quặng,quá trình khai thác nói chung có thể thực hiện bằng phương pháp lộ thiên hoặc ngầm.Nói chung uran có mặt trong vật liệu ban đầu với hàm lượng thấp,hệ số bốc đất làm giàu sản phẩm cao,vấn đề xử lý môi trường mỏ đòi hỏi chi phí lớn .Bước xử lý đầu tiên sau khi khai thác được là phải tuyển và hòa tách trong dung dịch axit hoặc cacbonat để tách uran khỏi một lượng rất lớn đất đá.Dung dịch sau hòa tách được xử lý bằng chiết dung môi hoặc trao đổi ion để loại bỏ phần lớn tạp chất ,sau đó kết tủa và thu sản phẩm uran kỹ thuật(yellow cake) có hàm lượng 60- 95% U3O8. Uran kỹ thuật thu được phải qua bước tinh chế bằng phương pháp trực tiếp(thông qua chưng cất UF6) hoặc bằng phương pháp truyền thống (nhờ các quá trình chiết hoặc trao đổi ion nhiều bậc) đề loại bỏ sâu sắc tạp chất ảnh hưởng đến quá trình phản ứng dây chuyền phân hạch. Để sản xuất nhiên liệu cho lò nước nặng,uran có độ sạch hạt nhân thu được ở trên được chuyển về dạng bột UO2 có các đặc điểm thích hợp (tỷ số O/U,kích thước hạt,diện tích bề mặt riêng,mật độ,sự đồng nhất ,tính khả ép và khả thiêu) và được tạo thành viên nén ,sau đó đem nung ở nhiệt độ khoảng 18000C.Sản phẩm viên gốm UO2 được đưa vào giai đoạn chế tạo thành các thanh và bó nhiên liệu . Để sản xuất nhiên liệu cho lò nước nhẹ,uran có độ sạch hạt nhân phải qua giai đoạn chuyển hóa thành UF6 và đưa vào thiết bị làm giàu đồng vị .Sản phẩm Uran giàu có hàm lượng U-235 từ 2-5% qua giai đoạn tái chuyển hóa từ UF6 về dạng UO2 sau đó được đưa vào tạo gốm để sản xuất thanh và bó nhiên liệu. Một phần không thể thiếu được của chu trình nhiên liệu hạt nhân là các quá trình sản xuất và tạo hình vật liệu hạt nhân :zircalloy(hợp kim của Zirconi với Nb,Sn,Ni,Cr) vật liệu làm chậm notron (nước nặng ,graphit…), các nguyên tố đất hiếm dùng làm vật liệu hấp thụ notron cho các thanh điều khiển và các loại vật liệu cấu trúc… Tự chủ về nhiên liệu hạt nhân cũng bao hàm nội dung tự chủ về một số vật liệu hạt nhân quan trọng. II.3.2. Phần sau lò của chu trình nhiên liệu uran Công việc của phần sau lò của chu trình nhiên liệu rất đa dạng,hiện được thực hiện theo 2phương án khác nhau chủ yếu ở chỗ có thực hiện quá trình tái xử lý hay không. Các khâu tái xử lý được thực hiện từ sau bước lưu giữ tạm thời bao gồm các công đoạn sau: tách uran và pluton từ thanh nhiên liệu đã cháy chế tạo hỗn hợp MOX thành nhiên liệu đưa trở về sử dụng lại trong lò phản ứng , xử lý phần bã thải còn lại. Thực hiện các công đoạn này đòi hỏi trình độ công nghệ cao đảm bảo an toàn phóng xạ và chi phí lớn.Song thu được nhiên liệu tái sinh làm giảm gánh nặng về thiếu hụt nhiên liệu trong tương lai. Như vậy nhiên liệu hạt nhân là lĩnh vực công nghệ cao được nhiều nước trên thế giới quan tâm ,kể cả những nước không có điện hạt nhân hoặc không có tài nguyên Uran,Thori và trình độ phát triển công nghệ hạt nhân là một trong những biểu hiện tiềm lực khoa học công nghệ của một quốc gia. Phần III Trữ lượng Uran và vấn đề môi trường trong khai thác III.1.Trữ lượng Uran III.1.1.Giới thiệu. Khi Uran trở thành nguồn tài nguyên nền tảng cung cấp cho hiện tại và tương lai ,Cơ quan năng lượng nguyên tử quốc tế IAEA đã có sự quan tâm lâu dài để tiêu chuẩn hóa những phương pháp đánh giá trữ lượng Uran và cho những dự án cung cấp tài nguyên trong tương lai.Ngoài ra IAEA còn kết hợp với Cơ quan năng lượng nguyên tử (NEA)của tổ chức hợp tác và phát triển kinh tế (OECD),để thiết lập về tình hình trữ lượng Uran và cung cấp những nguồn tin mới nhất theo định kỳ về tình hình trữ lượng ,sản xuất và nhu cầu Uran . Trữ lượng Uran được phân loại theo 2 hệ thống:theo hệ thống môi trường địa chất nơi chúng xuất hiện và theo cấp độ tồn tại chắc chắn kết hợp với vấn đề kinh tế của việc khai thác Uran. III.1.2.các loại hình địa chất của mỏ uran Tài nguyên Uran trên thế giới có thể phân loại thành 14 kiểu mỏ khác nhau theo các loại hình địa chất: dạng trầm tích bất hợp chỉnh(uncomfomity related deposits) dạng cát kết(sandstone deposits) dạng cuội kết(Quazt pebble conglomerate deposits) dạng mạch vỉa(vein deposits) dạng dăm kết(breccia complex) dạng xâm nhiễm (intrusive) dạng phôtphorit(phosphorite) dạng dăm kết kiểu ống (collapse breccia pipe) dạng núi lửa phun trào(volcanic) dạng bề mặt(surficial) dạng biến chất thay thế (metasomatite) dạngbiến chất trong trầm tích(metarmophic) 13.dạng than non(lignite) 14.dạng mỏ đá phiến đen(black shale ) III.1.3.Hệ thống phân loại trữ lượng Uran Hệ thống phân loại tài nguyên của IAEA bao gồm 4 cấp.Tương ứng với các cấp trong hệ thống phân loại tài nguyên của Liên Xô cũ mà Việt Nam đã và đang áp dụng(Bảng III.1). Bảng III.1:Tương quan giữa hệ thống phân loại tài nguyên của IAEA và của Liên Xô cũ Tài nguyên đã biết (Known resources) Tài nguyên chưa làm rõ (Undiscovered resources) Tài nguyên có độ chắc chắn hợp lý- Reasonable Asured Resources (RAR) Tài nguyên dự báo bổ sung cấp I -Estimated Addional Resources Category I (EAR-I) Tài nguyên dự báo bổ sung cấp II- -Estimated Addional Resources Category II (EAR II) Tài nguyên viễn cảnh- -Speculative Resources (SR) A+B C1 C2 P1 P2 P3 Các cấp trữ lượng được phân theo mức độ tồn tại của khu vực quặng được tìm kiếm(Căn cứ vào mức độ hiểu biết địa chất).Cấp tài nguyên RAR(hoặc A,B,C1 theo phân loại của Liên Xô cũ) có độ tin tưởng tồn tại cao,còn mức độ tồn tại tin tưởng đối với cấp SR (hay P2,P3 theo phân loại của Liên Xô cũ )là thấp nhất.Sai số của trữ lượng C2 là 60-80%,còn đối với cấp P sai số này là 80-100%. Tiếp theo tài nguyên lại được phân theo chi phí sản xuất.Hiện nay giá thành sản xuất Uran được phân theo các cấp sau đây: Ê 40 USD/kgU 40-80 USD/kgU ³ 130 USD/kgU. Giá thành sản xuất kể trên bao gồm các chi phí sau đây: Chi phí cho khai thác ,vận chuyển và xử lý quặng Uran. Chi phí cho quản lý chất thải và môi trường kèm theo,kể cả trong và sau khai thác Chi phí bảo tồn các máy móc không hoạt động . Chi phí đầu tư Các chi phí gián tiếp Chi phí thăm dò và phát triển mỏ. Quan hệ giữa các cấp tài nguyên được thể hiện trong bảng 2.Theo chiều ngang là biểu thị mức độ tin tưởng về tồn tại thực tế của tài nguyên .Chiều thẳng đứng biểu thị tính khả thi về mặt kinh tế theo các cấp chi phí khác nhau. Bảng III.2:Sơ đồ phân loại tài nguyên của IAEA. ³130 USD/kgU RAR (A+B+C1) EAR-1 (C2) EAR-II (P1) SR (P2+P3) 80-130 USD/kgU RAR EAR-1 EAR-II EAR-II EAR-II SR 40-80 USD/kgU RAR EAR-1 Ê40 USD/kgU RAR EAR-1 Trong bảng 2 đường đứt quãng giữa các ô ở cấp chi phí cao nhất biểu thị sự phân biệt về mức độ tin cậy trong trường hợp này không rõ ràng.Đường đứt quãng giữa các ô trong cột EAR-II cho thấy sự phân biệt về giá của cấp này không rõ ràng.Tài nguyên cấp SR thậm chí chỉ được phân biệt không rõ ràng về giá giữa hai loại ³ 130USD/kgU và <130USD/kgU.Những cấp được in đậm tương ứng với cấp tài nguyên đã biết và chi phí sản xuất Ê80USD/kgU ,rõ ràng là những cấp tài nguyên quan trọng nhất vì có thể được đưa ngay vào quá trình sản xuất nhiên liệu. III.1.4.tài nguyên-trữ lượng Uran của Việt nam. Trên lãnh thổ Việt Nam, uran đã được phát hiện rộng rãi trên nhiều địa hình với các tuổi địa chất khác nhau.Quặng hóa tập trung nhiều ở Trung Trung Bộ và Tây Nguyên,Việt Bắc và Tây Bắc. Dự báo tài nguyên uran của Việt Nam khoảng 230000 tấn theo các số liệu điều tra thăm dò mới nhất.Trong các loại hình mỏ được phát hiện quan trọng nhất là : -Loại mỏ uran độc lập tại khu vực bồn trũng Nông Sơn(Quảng Nam).Đây là mỏ cát kết có triển vọng trở thành mỏ uran công nghiệp ,hàm lượng uran trung bình 0,02% và photphat Bình Đường với tài nguyên dự báo 3000 tấn U3O8.Trong những năm vừa qua ,Liên đoàn địa chất xạ hiếm đã thực hiện nâng cấp trữ lượng C2 đối với các khu vực:Khe Hoa –Khe Cao,Pà Lừa –Pà Rồng,An Điềm,Nam Giằng,đạt tổng tài nguyên 5700 tấn U3O8 cấp C2. -Loại hình mỏ uran cộng sinh như mỏ đất hiếm chứa uran Bắc Nậm Xe với tài nguyên dự báo 3000 tấn U3O8,hàm lượng trung bình 0,03%. Các dấu hiệu về loại hình uran kiểu bất chỉnh hợp đã được phát hiện ở Đak Hring-Đăc Uy-Kon Tum,khả năng về quặg uran trong đá phun trào khu vực Tú Lệ có thể mở ra những triển vọng mới cho công nghiệp uran trong tương lai. iii.2.khai thác quặng và vấn đề môi trường III.2.1.Các hình thức khai thác III.2.1.1.Các kiểu thân quặng Uran Rất dễ ràng hòa tan trong những chất ô xy hóa mức trung bình,Uran là một kim loại hoạt động mạnh và có khả năng kết tủa ở hàm lượng thấp. Như đã biết ở chương 1,quặng Uran được phát hiện trong nhiều hình thái địa chất môi trường .Theo quan điểm khai thác ,chúng được phân loại chung thành 2 loại sau: Thân quặng có mặt trong những tầng địa chất gần như nằm ngang với bề dày thay đổi từ hàng chục centimet đến hàng chục mét. Quặng dạng vỉa ,thường gần như thẳng đứng và bề dày thay đổi từ hàng chục cm đến hàng chục mét. III.2.1.2.Khai thác mỏ Nhờ phép đo tính phóng xạ ,việc thực hiện khai thác trong mỏ Uran dễ dàng hơn khai thác các mỏ quặng khoáng chất khác.Đặc tính này giúp xác định vị trí khoáng hóa rất dễ dàng trong những lỗ khoan,thực hiện sự chọn lọc tốt trong quá trình chuyên chở,phân loại quặng theo những cấp độ khác nhau và để xác định kích cỡ và nồng độ uran lắng đọng bằng những thiết bị chuyên dùng. Phụ thuộc vào độ sâu thân quặng và điều kiện môi trường khu vực mà khai thác mỏ lộ thiên hay hầm lò. II.2.1.2.1.Khai thác lộ thiên. Khai thác lộ thiên chủ yếu là bóc đất đá và có thể tiến hành đối với cả 2 loại thân quặng. Việc bóc đất đá đa số là dùng chất nổ. II.2.1.2.2.Khai thác hầm mỏ II.2.1.2.3. Khai thác bằng hòa tách tại chỗ Hiện nay ngoài cách khai thác để thu uran người ta còn tiến hành thu uran không cần khai thác trực tiếp mà dùng phương pháp hòa tách tại chỗ(in-stu leaching).Người ta bơm trực tiếp dung dịch hòa tách quặng vào những lỗ khoan đi thẳng vào thân quặng .Dung dịch hòa tách Uran ra khỏi đá và sau đó dung dịch chứa uran được bơm trở lại qua những lỗ khoan lấy dung dịch ra. Nguồn phóng xạ trong hòa tách tại chỗ chủ yếu là khí Radon thoát ra từ việc vận chuyển Uran từ lỗ khoan.Tuy hạn chế ô nhiễm môi trường ,đặc biệt là hạn chế ảnh hưởng của các chất phóng xạ nhưng phương pháp hòa tách tại chỗ cũng gây ra ảnh hưởng đến tính chất và cấu tạo địa chất và ảnh hưởng đến nguồn nước ngầm . III.2.2.Bức xạ và những khía cạnh môi trường trong khai thác mỏ Vấn đề an toàn trong mỏ Uran liên quan tới: Những hiện tượng thường thấy trong khai thác mỏ hiện đại như:tiếng ồn,độ rung,tổn thương hệ hô hấp cấp tính và mãn tính,đá rơi..vv.. Bị chiếu xạ trực tiếp và hít phải radon. Sự vận hành khai thác và xử lý quặng Uran tạo ra sự chiếu xạ cần phải kiểm soát và điều khiển đến mức độ cho phép theo điều lệ và tiêu chuẩn quốc tế . III.2.2.1.Nhận biết các rủi ro phóng xạ III.2.2.1.1.Phát xạ trực tiếp Nuclit phóng xạ có mặt trong quặng là những tia Ă sơ cấp phát ra;83% năng lượng phát ra từ Bi-214 và 12% từ Pb-214.Cả hai dạng này là con cháu có chu kỳ sống ngắn của Rn-222.Điển hình ở trung tâm tích tụ trong 1 mỏ quặng hàm lượng U 0,1%,suất liều là khoảng 5mGy/h,vượt quá giới hạn cho phép là 50mSv khi hàm lượng quặng vượt quá 0,5%. III.2.2.1.2.Bụi Rủi ro phóng xạ thứ hai là do hít phải bụi do khai thác quặng,bụi này sau đó sẽ tích tụ trong phổi.Những hạt rắn này chứa a có chu kỳ sống dài phát ra:U-238,U-234,Th-230,Ra-226,Po-210. Hầu hết nguyên tố phóng xạ có mặt trong bụi phóng xạ hít vào được bài tiết sinh học trước khi chúng bị phân hủy và mất năng lượng.Tuy nhiên cấp độ nhiễm bẩn hàng năm có thể nguy cấp khi sự khai thác hầu như sinh ra bụi ở tất cả các khâu và khi hàm lượng quặng vượt quá 0,5% và trong trường hợp này thì bụi có thể tương đương với các loại rủi ro khác. III.2.2.1.3.Radon Rủi ro thứ ba là do hít phải Ra và các sản phẩm phân rã của nó(Ra con cháu).Ra (có chu kỳ sống ngắn phát ra tia a ) là một loại khí hiếm có khả năng di chuyển trong đá.Nó tỏa ra cơ thể hoặc phân bố khắp cơ thể qua tuần hòan máu nếu nó đi vào mô phổi.Tuy nhiên khi Rn-222 phân hủy nó sẽ tạo ra sản phẩm là các con cháu có chu kỳ sống ngắn(P-218,Pb-214,Bi-214).Những đồng vị này một khi bị hít vào sẽ tích tụ trong phổi và phát ra năng lượng phân hủy. III.2.2.1.4.Tính nghiêm trọng của 3 rủi ro trên.(Relative importance of three type f risks) Liều lượng trung bình hàng năm được xác định từ 3 yếu tố rủi ro trên trong đó rủi ro Ra là ảnh hưởng hơn cả.Nó chiếm tới 50-70% những rủi ro từ khai thác ngầm mỏ vỉa .Với mức độ cơ khí hóa cao rủi ro từ khai thác ngầm mỏ lộ thiên là đáng kể hơn cả(50%),rủi ro từ hai yếu tố còn lại là 25% mỗi loại.Trong quá trình khai thác và chế biến cũng có những rủi ro tương tự. Phần iV Tác động phát xạ của việc khai thác chế biến quặng tới môi trường và hướng xử lý thải iV.1.các nguồn thải Có 7 dạng nguồn chiếu xạ chính được đưa ra dưới đây theo mức độ giảm dần mức độ bức xạ. iV.1.1.Đuôi thải từ các nhà máy xử lý quặng. Nguồn thải này có thể phát sinh cao nhất theo nhiều con đường:chiếu trong do chiếu xạ trực tiếp ,thoát Rn222,khả năng phân tán bụi do gió,hòa tách dung dịch nucit phóng xạ do nước mưa và ô nhiễm do rò rỉ đập ngăn nước. iV.1.2.Dòng thải khí và lỏng từ khai thác ngầm Dòng khí thải từ quạt thoát khí có thể là nguồn gốc cục bộ của Rn222(bụi phóng xạ thoát ra nói chung không đáng kể do những quy định nội quy được thực hiện trong mỏ).Dòng thải lỏng,nguồn của Ra226 và U238,có thể kiểm soát và xử lý một cách thích hợp . iV.1.3.Dòng thải từ mỏ lộ thiên. Mỏ lộ thiên phát ra chủ yếu dòng khí thải và bụi phóng xạ.Loại thải này dễ dàng kiểm soát và cường độ biến đổi do sự thay đổi điều kiện khí hậu và công nghệ khai thác.Dòng thải lỏng,ngay cả những mỏ ngầm cần được xử lý và kiểm soát. iV.1.4.Kho dự trữ quặng- Con đường dòng thải thoát ra cũng như các trường hợp trên nhưng với cường độ yếu hơn:đặc tính vật lý và hóa học ít thuận lợi đối với sự di chuyển này. iV.1.5.Hòa tách tĩnh đổ đống Tính phóng xạ trong hòa tách tĩnh yếu hơn so với trong kho dự trữ quặng ,dòng thải khí và bụi phát ra là không đáng kể.Đối với dòng thải lỏng ,độ rủi ro cũng không đáng kể vì việc hòa tách được thực hiện trong những bể không thể thấm ra được . iV.1.6.Dòng thải trên không và dòng thải lỏng từ mỏ Dòng thải trong không khí chủ yếu là bụi phóng xạ như là bụi quặng trong khâu gia công quặng trong quy trình xử lý và bụi uranat sinh ra ở cuối quy trình.Đa số lượng bụi này được xử lý bằng những phương pháp sạch hơn đối với khí công nghiệp .Dòng thải lỏng có thể được kiểm soát và xử lý dễ dàng. iV.1.7.Thải từ quá trình chế biến Lượng thải từ quá trình chế biến ở các mỏ ngầm thấp nhưng đối với các mỏ lộ thiên lại là một vấn đề quan trọng.Phần lớn thải từ mỏ lộ thiên có thể dùng để san lấp để tạo môi trường cảnh quan và làm đường trong khu vực chế biến.Tuy nhiên,vì thải chế biến này luôn chứa những nguyên tố phóng xạ nên chúng không được dùng cho những nơi công cộng. IV.2.đặc tính._.