Материал: Пронкин Регулирование безопасности обрасчения 2011

граммы AMBER 4.4. При моделировании использовались следующие подмодели: подмодель рекультивированного слоя (Remediation), подмодель слоя 1 (Layer 1), подмодель слоя 2 (Layer 2), подмодель слоя 3 (Layer 3). Полагалось, что из каждого рекультивированного слоя происходит последовательная фильтрация воды из вышележащих в нижележащие слои.

Вработе получены зависимости прогнозируемых удельных активностей для исследуемых радионуклидов в воде верховодки в месте ее разгрузки в Москвуреку от времени. Проведен анализ чувствительности модели к изменению пористости, коэффициента фильтрации ненасыщенной зоны, коэффициента межфазного распределения.

В[57] представлен долгосрочный прогноз миграции радионуклидов из хранилища твердых РАО СХК, которое представляет собой заглубленное в землю железобетонное сооружение, разделенное на 12 отсеков. Для повышения эффективности изоляции РАО применяются гидроизлирующие материалы пенетрон, пенополистирол фломэйт 200, гидроизоляционная мембрана EPDM, плоские асбестоцементные плиты.

ТРО в хранилище (нетехнологические НАО: средства индивидуальной защиты, строительные отходы, металлические обрезки и др.) упакованы в полиэтиленовые или крафт-мешки. Радионуклидный состав: углерод-14 (4 %), фосфор-32 (19 %), стронций-90 (1 %), хром-51 (65 %), кобальт-60 (1 %), кобальт-58 (1,5 %), цинк-65 (5 %), марганец-56 (1,5 %), железо-59 (1 %), цезий-137 (1 %).

ТРО загружены в отсеки хранилища последовательно тремя слоями по 1,5 м с заливкой каждого слоя цементным раствором и покрытием бетона толщиной 100 мм. Последний третий слой после отверждения дополнительно покрывают слоем бетона толщиной 300 мм, после чего отсек закрывают плитами и изолируют.

Цель работы – долгосрочная оценка безопасности данного хранилища ТРО с помощью оценки концентрации радионуклидов в воде на УВ. При проведении расчетов была рассмотрена миграция углерода-14, стронция-90 и цезия-137, поскольку они имеют наибольший период полураспада. Были также подробно изучены гидрогеологические условия района размещения хранилища.

При проведении работы выбраны три сценария миграции радионуклидов из хранилища в подземные воды: базовый и два альтернативных.

Вбазовом сценарии принято, что после потери железобетонным перекрытием своих защитных свойств, хранилище постепенно заполняется водой, которая, проходя через РАО, выщелачивает радионуклиды. Одновременно и боковые стенки теряют свои гидроизоляционные свойства, что при наличии воды ведет к ее фильтрации в ненасыщенную зону. В качестве основного механизма миграции рассматривали фильтрацию и задержку твердой и жидкой фазы. В прогнозном расчете учитывали также диффузию радионуклидов через основание, полагая, что бетон не меняет своих прочностных и фильтрационных свойств на протяжении 100 лет после завершения строительства, и к 300 годам коэффициент фильтрации бетона примерно соответствует коэффициенту фильтрации песка. Рассматривались также следующие альтернативные сценарии:

– уменьшение ненасыщенной зоны до 0,5 м, а верховодки – 5,5 м;

– через 50 лет после закрытия хранилища вследствие уменьшения объема отходов (по разным причинам) могут возникнуть пустоты, способные привести к

86

обрушению цементной перемычки и появлению трещин в бетонном основании этого отсека.

Для трех выбранных сценариев были составлены модели миграции радионуклидов с применением программы Amber 4.4. Система хранилища и геосфера были представлены в виде камер хранилища и ненасыщенной зоны, верховодки, состоящей из 10 камер.

Для упрощения моделирования процесса миграции в водоносных горизонтах принято, что радионуклиды распространяются по одномерной плоскопараллельной схеме и процесс переноса стационарен во времени.

Для оценки возможности влияния изменения входных параметров на конечный результат расчетов был проведен анализ чувствительности модели.

Исследования, проведенные во многих странах, показывают что не существует моделей, правильность которых доказана окончательно [27],[52],[58],[59]. Поэтому модель должна быть как можно более конкретизирована и приближена к особенностям объекта исследований. Несмотря на то, что указанные ПС могут оказать огромную помощь в проведении оценки, они не в состоянии подменить собой опыт и знания специалистов в данной области науки и техники.

Поскольку сложность проблемы долгосрочного моделирования состоит в том, что полученные результаты оценок безопасности с перспективой в 1000 и более лет не могут быть подтверждены экспериментально и результатами реальной эксплуатации ПЗРО, то в этом вопросе некоторые ученые предлагают опираться на соответствующие природные аналоги. С этой точки зрения - условия захоронения необходимо приближать к природным системам подобного рода, например к системам размещения полезных ископаемых и особенно урановых и ториевых руд.

Задания и вопросы для самоконтроля

1.В чем состоит сущность обеспечения безопасности хранилищ РАО?

2.Сформулируйте основные этапы оценки безопасности ПЗРО.

3.На какие подсистемы целесообразно разбивать систему хранения РАО при составлении концептуальной модели хранилища РАО?

4.Что такое ближняя и дальняя зоны и, что включается в состав этих зон?

87

5.Что такое «перечень событий, явлений и факторов» (FEP)?

6.Для какой цели, кроме основного сценария эволюции развития процессов в хранилище, разрабатываются альтернативные сценарии?

7.Что такое концептуальная и математическая модели хранилища РАО?

8.Для каких целей необходимо определение неопределенности полученных результатов и чувствительности выбранной модели?

9.Какие механизмы миграции радионуклидов могут иметь место при хранении РАО в течение длительного периода времени?

10.Составьте список изменений РАО и инженерных барьеров, которые могут существенно влиять на безопасность пункта захоронения РАО.

11.Почему появление воды в объеме хранилища и вне его создает предпосылки для распространения радионуклидов за пределы хранилища РАО?

12.Как обеспечивается надежность оценок безопасности хранилища РАО?

13.Что такое консервативная оценка?

88

Глава 5. КОНТРОЛЬ В СИСТЕМЕ ОБРАЩЕНИЯ С РАО

5.1. Общие сведения

Контроль в системе обращения с РАО осуществляется с целью соблюдения требований нормативных документов в области обеспечения безопасности при обращении с РАО, а также получения своевременной и достоверной информации об уровнях радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду для своевременного принятия мер по обеспечению надлежащего уровня безопасности.

Контроль различных параметров на объектах ИАЭ для обеспечения его безопасности можно классифицировать: по объектам контроля, месту (зонам) проведения контроля на производстве, виду контроля, использованию контроля на различных стадиях жизненного цикла предприятия, регламенту контроля и др.

Рассмотрим наиболее характерные черты подобной классификации применительно к системе обращения с РАО.

Объекты контроля в системе обращения с РАО могут быть следующими:

•контроль характеристик РАО на всех стадиях обращения с ними, начиная со сбора. Тщательный и объемный контроль качества после кондиционирования РАО, с целью определения пригодности их для хранения и захоронения. Этот контроль зависит от вида излучения, категории отходов (ВАО, САО, НАО) и их агрегатного состояния (ЖРО, ТРО, ГРО);

•контроль технического состояния хранилищ и технологического режима хранения РАО, наблюдение и контроль за состоянием ПЗРО после его закрытия. Здесь решающую роль в объеме и характере контроля имеет тип хранилища;

•мониторинг окружающей среды: характеристик геологической среды, почвы, воздуха, воды, растений в санитарно-защитной зоне

изоне наблюдения как в период размещения РАО в хранилище, так

ипосле его закрытия;

•дозиметрия обслуживающего персонала и населения, находящегося в зоне влияния хранилища РАО, радиометрия окружающей

89

обстановки и измерение уровня загрязнения транспорта, оборудования, одежды и прочее, измерение всех характеристик поля ра-

диационного источника, влияющих на здоровье персонала и населения16.

Место проведения контроля. Производственные помещения (зоны строгого режима), санитарно-защитная зона и зона наблюдения.

Вид контроля. Контроль делится на радиационный (измерение радиометрических, спектрометрических и дозиметрических характеристик) и нерадиационный (измерение всех других химических и физических характеристик). Такое разделение оправдано тем, что объем радиационного контроля на объектах ИАЭ сравним со всеми другими видами контроля.

Контроль проводится на всех этапах жизненного цикла ПЗРО.

Целесообразно выделить два этапа: контроль в процессе эксплуатации хранилища РАО и контроль после его закрытия (консервации). Объем, характер и регламент контроля в этих случаях могут существенно различаться и устанавливаться в материалах проекта хранилища.

Регламент контроля. Производственный контроль осуществляется, как правило, на основании [18],[60] и других метрологических документов государственной системы обеспечения единства измерений в стране, которые позволяют учитывать специфику производства и обращения с РАО, категории и вид РАО, парк измерительных средств, имеющихся на производстве и др. Этот контроль осуществляется для обеспечения безопасности и с целью контроля за соблюдением условий безопасной эксплуатации (УБЭ) и пределов безопасной эксплуатации (ПБЭ) (гл.13).

Периодичность (регламент) контроля характеристик РАО до закрытия хранилища определяется соответствующими производственными документами предприятия, а после закрытия – в соответствии с проектной документацией. Рекомендации по комплексному контролю ПЗРО приведены в [13],[61].

16Нормы и требования по обеспечению радиационной безопасности персонала

инаселения, а также способы контроля и его организация являются одинаковыми для всех объектов ИАЭ и всех видов производственной деятельности на этих объектах.

90