CC BY
74
дигиена и санитария 1/2012
Гигиена окружающей среды и населенных мест
О В. В. МАРТЬЯНОВ, И. П. КОРЕНКОВ, 2012 УдК 614.7:628.4.047
В. В. Мартьянов, И. П. Кореиков
радиационно-гигиенические Подходы к решению проблемы экологической безопасности хранилищ радиоактивных отходов
ГУП МосНПО «Радон», Москва
Сформулированы общие подходы к решению проблем радиоэкологической безопасности хранилищ радиоактивных отходов (РАО). Рассмотрено влияние климатических факторов на возможность выхода радионуклидов в окружающую среду.
Проведены следующие исследования: проанализирована значимость основных сценариев выхода радионуклидов в окружающую среду; проанализированы природно-климатические условия существующих участков размещения приповерхностных хранилищ РАО в РФ; проведено условное районирование территории РФ по балансу атмосферных осадков. Отмечена значимость условного районирования территорий размещения хранилищ РАО при выборе вероятных сценариев миграции радионуклидов.
Ключевые слова: хранилища радиационно-опасных объектов, радиоэкологическая безопасность
V VMartyanov, I. Р. Korenkov - RADIOLOGICAL AND HYGIENIC APPROACHES TO SOLVING THE PROBLEM OF ENVIRONMENTAL SAFETY OF RADIOACTIVE WASTE STORAGES
Rhadon Moscow RPA, Moscow
The paper presents general approaches to solving the problems associated with the radioecological safety of radioactive waste (RAW) storages. It considers the influence of climatic factors on the possible release of radionuclides into the environment. The authors have made as follows: analysis of the significance of main scenarios for radionuclide release into the environment and the natural and climatic conditions of the existing areas of near-surface RAW storages in the Russian Federation; conditional zoning of the Russian Federation according to the balance of atmospheric precipitation. The zoning of RAW storage locations is of importance for choosing the likely scenarios of radionuclide migrations.
Key words: radioecological safety, radioactive waste storages
Общие радиационно-гигиенические требования по размещению радиоактивных отходов (РАО) в приповерхностные хранилища (в начале 60-х годов - могильники) были сформулированы еще на начальных этапах обращения с РАО (например, НРБ-69, Санитарные правила работы с радиоактивными веществами и источниками ионизирующих излучений). В настоящее время по мере накопления советского, российского и зарубежного (МАГАТЭ) опыта обращения с РАО эти требования постоянно совершенствуются [8-10, 13-16].
В конечном итоге нормативные документы по размещению хранилищ (могильников) РАО констатируют следующее. Участки для размещения хранилищ (могильников) РАО должны:
• располагаться на малонаселенных незатопляемых территориях;
• иметь устойчивый ветровой режим;
• ограничивать возможность распространения радиоактивных веществ за пределы промышленной площадки объекта благодаря своим топографическим, геологическим и гидрогеологическим условиям;
• быть оценены с точки зрения воздействия на безопасность проектируемого объекта метеорологических, гидрологических и сейсмических факторов при нор-
Мартьянов В. В. - нач. отд. НИЦ по геоэкологии и реабилитации территорий, канд. техн. наук; Коренков И. П. - дир. НИЦ по геоэкологии и реабилитации территорий, д-р биол. наук, канд. техн. наук, проф. (ipkorenkov@yandex.ru).
мальной эксплуатации и в аварийных условиях.
Особое внимание при выборе участков и сооружении хранилищ РАО уделяется защитным свойствам вмещающих пород (геологическим барьерам). Согласно существующим нормативным документам и рекомендациям МАГАТЭ [1, 4, 13, 14], хранилища РАО могут сооружаться в высокопроницаемых грунтах зоны аэрации (пески, песчаники, супесь), а также в низкопроницаемых грунтах (глины, суглинки, скальные породы, каменная соль), в многолетнемерзлых грунтах.
Считается, что наиболее приемлемыми для сооружения хранилищ РАО являются низкопроницаемые горные породы, приуроченные к геологическим формациям с несложным и однородным геологическим строением. При этом принимаемые технические решения при сооружении хранилищ не должны приводить к потере изолирующих (фильтрационных и сорбционных) свойств естественных (геологических) барьеров.
Сочетание указанных особенностей с надежностью инженерных барьеров (при условии сохранения защитных свойств на весь период эксплуатации) должно препятствовать выходу радионуклидов в окружающую среду [1, 6].
В настоящей работе сделана попытка дать предварительную оценку значимости различных факторов, в частности природно-климатических, на возможность выхода радионуклидов в окружающую среду и сформулировать общие подходы к решению проблем радиоэкологической безопасности хранилищ РАО.
4
Для этого были проведены следующие исследования:
• проанализирована значимость основных сценариев выхода радионуклидов в окружающую среду;
• проанализированы природно-климатические условия существующих участков размещения приповерхностных хранилищ РАО в РФ;
• проведено условное районирование территории РФ по балансу атмосферных осадков;
• отмечена значимость условного районирования территорий размещения хранилищ РАО при выборе вероятных сценариев миграции радионуклидов.
При проведении оценки безопасности хранилищ приповерхностного типа особое внимание уделяется сценариям выхода радионуклидов в окружающую среду [9, 13]. Считается, что выход радионуклидов возможен как без участия жидкой фазы, так и непосредственно с жидкой фазой [9].
Выход радионуклидов в окружающую среду непосредственно на поверхность без участия жидкой фазы предполагает их перенос в виде различных газов и с взвешенными частицами (с пылью).
Такой сценарий является актуальным только в случаях нарушения целостности верхнего перекрытия хранилищ. Такое нарушение может быть обусловлено несанкционированным вскрытием, деятельностью живых организмов, техногенной эрозией и другими неконтролируемыми процессами и событиями. Тогда в соответствии с существующей местной розой ветров и в зависимости от скорости ветра такой сценарий является весьма вероятным и может нанести вред прежде всего обслуживающему персоналу.
На практике, однако, при постоянном радиационном контроле и принятии технических решений по стабилизации защитных свойств инженерных барьеров [1, 6] такой сценарий является практически невозможным и редко рассматривается в качестве основного сценария выхода радионуклидов в окружающую среду.
Одним из сценариев выхода радионуклидов в окружающую среду без участия водного потока может являться диффузионный сценарий.
Диффузионный сценарий базируется на уравнении диффузии, которое для стационарных условий (dc/dx = const), имеет вид:
M = -D ■ S ■
(-)
V dx '
■ t ,
(1)
где D - коэффициент диффузии; S - площадь, через которую распространяется диффузионный поток; dc/dx -градиент концентрации; t - время процесса; x - глубина проникновения радиоактивного вещества в материал.
При расчете массопереноса вещества (перемещения ореола загрязнения за счет диффузии) обычно пользуются зависимостью [2]:
C(x) = Co ■ erfc (-Х-)
' 2VD1 /
(2)
где C(x) - изменение текущей концентрации вещества; Co - начальная концентрация вещества; x - расстояние по оси слежения за изменением величины C(x).
С учетом константы радиоактивного распада X зависимость (2) трансформируется в зависимость (3):
x
C(x) = exp[-X ■ t] ■ Co ■ erfc
2 ■ VH
(3)
Наибольший коэффициент диффузии имеют газообразные вещества, для которых он достигает величины 10-4-5 м2/с. В жидкой среде коэффициент диффузии радиоактивных веществ, находящихся в ионной и молекулярной формах, составляет соответственно 10-8 и 10-9 м2/с, а в твердых (малопористых) телах он еще меньше (порядка 10-10 м2/с).
В частности, при диффузии через бетонное перекрытие величина D для 222Rn составляет 3,5 ■ 10-8 м2/с [3], а для 137Cs - 3,8 ■ 1о-10 м2^ [11].
Для примера рассмотрим глубину проникновения 137Cs в бетонные конструкции хранилища за счет диффузии (без учета сорбционных свойств бетона). Расчет был проведен по зависимости (3) в математическом редакторе Mathcad-14 с шагом сканирования по оси X, равном 0,1 м. В качестве расчетных периодов времени были выбраны t0 = 30 лет, t1 = 100 лет, t2 = 200 лет, t3 = 300 лет, начальная удельная активность 137Cs составляла Co = 105 Бк/дм3.
На рис. 1 приведены графики изменения удельной активности 137Cs при проникновении в бетонные конструкции хранилища на моменты времени t0 = 30 лет, t1 = 100 лет, t2 = 200 лет, t3 = 300 лет.
Из построенных графиков следует, что без учета сорбции (консервативный сценарий) перемещение 137Cs за счет диффузионных процессов будет распространяться на расстояние от 3 до 6 м от источников активности за период наблюдения Т = 30-300 лет. С учетом сорбционных параметров Rt (замедление процесса диффузионного переноса [2]) зависимость (3) трансформируется в зависимость (4) и запишется в виде:
Rt x
C(x) = exp [-X ■ t] ■ C ■ erfc
2 ■ (V RtD t
(4)
Графики изменения удельной активности 137Cs приведены на рис 2.
Как следует из полученных графиков, перемещение 137Cs за счет диффузионных процессов при наличии хороших сорбционных свойств бетона не превысит 20 см за период наблюдения Т = 30-300 лет.
Таким образом, в обоих случаях перемещение радионуклидов за счет диффузионных процессов за весь период наблюдения не превысит первых метров, что
Рис. 1. Графики изменения удельной активности 137Cs.
Здесь и на рис. 2 по осям абсцисс (логарифмический масштаб) - объемная активность 137Cs, Бк/дм3; по осям ординат - расстояние перемещения 137Cs от источника, м.
1 - %0 = 30 лет, 2 - tj = 100 лет; 3 - t2 = 200 лет; 4 - t3 = 300 лет.
5
[гиена и санитария 1/2012
Рис. 2. Графики изменения удельной активности 137Cs с учетом сорбционных процессов.
является незначительной величиной по сравнению с параметрами зоны аэрации (десятки метров [12]) и площадок размещения хранилищ РАО, имеющих периметр, измеряемый сотнями метров. В общем случае гипотетический контур загрязнения не выйдет за рамки ближней зоны хранилищ, а тем более в санитарнозащитную зону.
В практике обращения с РАО основное внимание уделяется переносу радионуклидов с жидкой фазой, так как скорости переноса радионуклидов с жидкой фазой при полном водонасыщении инженерных барьеров (в случае их разрушения) и вмещающих пород могут
достигать нескольких сантиметров в год [5], а выход на поверхность жидкой фазы по сценарию Bath Flooding [7] возможен всего в течение нескольких дней в период весеннего снеготаяния.
В методическом плане сценарии миграции радионуклидов с жидкой фазой достаточно хорошо проработаны в научно-технической литературе, включая документы МАГАТЭ и Ростехнадзора (нТц ЯРБ) [9, 13-15] и не нуждаются, на наш взгляд, в излишних комментариях. Следует только отметить, что при моделировании процессов массопереноса рассматриваются сценарии вертикального инфильтрационного, латерального фильтрационного потоков, а также выхода жидкой фазы на поверхность по сценарию Bath Flooding [5, 6, 12]. Выбор каждого из указанных сценариев зависит от геолого-гидрогеологических и природноклиматических условий изучаемого объекта.
Геолого-гидрогеологические условия площадок размещения приповерхностных хранилищ РАО в РФ различны и характеризуются развитой зоной аэрации от 10 до 40 м. Объединяет их то, что практически все они приурочены к слабопроницаемым глинистым породам, обладающим хорошими сорбционными свойствами.
Как правило, основным источником поступления жидкой фазы в хранилища и их ближнюю зону являются атмосферные осадки. Поэтому интенсивность их выпадения и испарения является важным фактором, влияющим на последующую миграцию радионуклидов по одному или нескольким сценариям, отмеченным выше.
На рис. 3 показано размещение площадок спецкомбинатов (СК) “Радон” на фоне карты дефицита выпаде-
Рис. 3. Карта дефицита выпадения атмосферных осадков.
Пунктирной (балансовой) линией отмечено примерное среднегодовое равенство выпадения и испарения атмосферных осадков AW = 0. Цифрами показана разность между интенсивностью выпадения и испарения атмосферных осадков (в мм /год) в областях, ограниченных сплошной линией.
6
Природно-климатические данные по площадкам размещения РАО
Показатель
Среднегодовое количество атмосферных осадков, мм/год Среднегодовая величина испарения, мм/год Глубина промерзания, м
Регион
Московский Самарский Саратовский Волгоградский Ростовский
650 720 350 478 480
500 700 800 900 900
1,2-1,6 0,9 0,4-0,6 1,1 0,39-0,65
ния атмосферных осадков (разность между выпадением и испарением) 3б [7].
Как видно на рис. 3 площадки СК “Радон” приурочены к различным регионам РФ и природноклиматическим зонам. Интенсивность выпадения атмосферных осадков варьирует от 600-1000 мм/год для СК, расположенных в Дальневосточном регионе, СК Центральной, Северной и Северо-Западной части РФ, до менее чем 200-400 мм/год для части СК, расположенных в Южном и Поволжском регионах. Около половины всех СК находятся в регионах с доминированием среднегодового выпадения атмосферных осадков над их испарением. Сведения по природно-климатическим условиям некоторых площадок размещения РАО, взятые из работы [7], приведены в таблице.
Районирование по природно-климатическим условиям имеет важное практическое значение.
В частности, для площадок РАО, расположенных севернее балансовой линии (AW > 0), следует ожидать избыточного насыщения ближней зоны хранилищ и самих хранилищ жидкой фазой. Исходя из этого, можно в общих чертах выбирать основные сценарии переноса радионуклидов с жидкой фазой и формировать сценарии возможного получения доз, планировать осуществление некоторых защитных мероприятий для предотвращения попадания избыточной жидкой фазы в тело хранилищ, отводить избыточную влагу посредством дренажа и т. д.
Дефицит влаги для площадок РАО, расположенных южнее балансовой линии (AW < 0), очевидно, позволяет исключить часть сценариев переноса радионуклидов с жидкой фазой (кроме Bath Flooding [7]) и ограничиться некоторыми защитными мероприятиями, связанными, например, с устранением возможного переноса радионуклидов воздушным путем (с пылью). Расчеты получаемых доз в этом случае будут соответствовать сценариям, связанным с переносом твердой фазы воздушным путем.
Мы привели лишь один пример условного районирования, позволяющего при минимальных объемах исследований оценить вероятность формирования возможных сценариев поведения радионуклидов на участках размещения хранилищ РАО.
Аналогичное условное районирование можно осуществить, например, с использованием карт сезонного промерзания грунтов и интенсивности снеготаяния для различных регионов РФ с последующей оценкой особенностей и продолжительности реализации сценария Bath Flooding. Возможно проведение и иного условного районирования, которое позволит формулировать общие требования экологической безопасности.
В конечном итоге проведение условного районирования с использованием различных тематических карт позволит:
• предварительно оценить текущие затраты на совершенствование защитных свойств участков размещения РАО;
• перераспределить средства на действительно проблемные участки, где защитные мероприятия необходимо реализовать в настоящий момент:
• при выборе новых участков размещения хранилищ РАО или могильников ориентироваться на природные условия, соответствующие критерию AW < 0;
• оптимизировать текущие технические и научные решения для обеспечения экологической безопасности размещения хранилищ РАО.
Литер атур а
1. Веселов Е. и., Прозоров Л. Б. // Атомная энергия. - 2008. - Т. 105, вып. 6. - С. 329-334.
2. Гольдберг В. М., Скворцов Н. П. Проницаемость и фильтрация в глинах. - М., 1986.
3. Гончаров Ю. Д., Поцелуева Л. Н., Стамат И. П. и др. // Сборник тезисов науч.-практ. конф. «Актуальные вопросы радиационной гигиены». 21-25 июня 2004 г. - СПб., 2004. -С. 71-72.
4. Илюхина Н. С., Мартьянов В. В., Веселов Е. И. и др. // Обращение с радиоактивными отходами: Проблемы и решения: Сборник науч. статей, посвящ. 50-летию ГУП МосНПО «Радон». - Сергиев Посад, 2010. - С. 47-52.
5. Мартьянов В. В. // Атомная энергия. - 2008. - Т. 105, вып.
6. - С. 334-338.
6. Мартьянов В. В. // Медицина труда и пром. экол. - 2009. -№
3. - C. 7-10.
7. Мартьянов В. В. // Атомная энергия. - 2010. - Т. 109, вып. 6. - С. 339-343.
8. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009). Санитарно-эпидемиологические правила и нормативы. - М., 2009.
9. РБ 011-2000. Оценка безопасности приповерхностных хранилищ радиоактивных отходов // Вестн. Госатомнадзора России. - 2002. -№ 3.
10. Соболев И. А., Коренков И. П., Хомчик Л. М., Проказова Л. М. Охрана окружающей среды при обезвреживании радоактив-ных отходов. - М., 1989.
11. Шарафутдинов Р. Б., Кузнецов Л. А., Денисов В. А. и др. // Ядерная и радиац. безопасность. - 2010. -№ 1. - С. 10-15.
12. Швец В. М., Прозоров Л. Б., Мартьянов В. В. и др. // Всероссийская конференция по математическому моделированию в гидрогеологии. - М., 2008. - С. 91-92.
13. Derivation of quantitative acceptance criteria for disposal of radioactive waste to near surface facilities. Operational safety. -Vienna, 2000.
14. Derivation of activity limits for disposal of radioactive waste to near surface facilities. Working Material. - Vienna, 2001.
15. Safety Assessment Methodologies for Near Surface Disposal Facilities (ISAM). Results of a co-ordinated research project. Vol.
1. - Vienna, 2004.
16. Safety Assessment Methodologies for Near Surface Disposal Facilities (ISAM). Results of a co-ordinated research project. Vol.
2. - Vienna, 2004.
Поступила 10.03.11
7
