Об учете неопределенности свойств инженерных барьров при оценке долговременной безопасности поверхностногозахоронения на комплексе "Вектор"

Об учете неопределенности свойств инженерных барьров при оценке долговременной безопасности поверхностногозахоронения на комплексе "Вектор"

В работе рассмотрены элементы системы безопасности, предусмотренные проектом комплекса «Вектор» для обеспечения долговременной безопасности поверхностного захоронения радиоактивных отходов от Чернобыльской АЭС, предприятий зоны отчуждения, действующих АЭС Украины, комбинатов ГК «УкрГО Радон»....

Ausführliche Beschreibung

Gespeichert in:
Bibliographische Detailangaben
Datum:2016
1. Verfasser: Ольховик, Ю.А.
Format: Artikel
Sprache:Russian
Veröffentlicht: Інститут геохімії навколишнього середовища НАН України та МНС України 2016
Schriftenreihe:Збірник наукових праць Інституту геохімії навколишнього середовища
Online Zugang:http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/140452
Tags: Tag hinzufügen
Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
Назва журналу:Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Zitieren:Об учете неопределенности свойств инженерных барьров при оценке долговременной безопасности поверхностногозахоронения на комплексе "Вектор" / Ю.А. Ольховик // Збірник наукових праць Інституту геохімії навколишнього середовища. — К. : ІГНС, 2016. — Вип. 25. — С. 26-37. — Бібліогр.: 21 назв. — рос.

Institution

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
id irk-123456789-140452
record_format dspace
spelling irk-123456789-1404522018-07-08T01:22:49Z Об учете неопределенности свойств инженерных барьров при оценке долговременной безопасности поверхностногозахоронения на комплексе "Вектор" Ольховик, Ю.А. В работе рассмотрены элементы системы безопасности, предусмотренные проектом комплекса «Вектор» для обеспечения долговременной безопасности поверхностного захоронения радиоактивных отходов от Чернобыльской АЭС, предприятий зоны отчуждения, действующих АЭС Украины, комбинатов ГК «УкрГО Радон». У работі розглянуто елементи системи безпеки, передбачені проектом комплексу «Вектор» для забезпечення довгострокової безпеки поверхневого захоронення радіоактивних відходів Чорнобильскої АЕС, підприємств зони відчуження, працюючих АЕС України, комбінатів ДК «УкрДО Радон». The safety system elements envisaged in the "Vector" complex design for the long-term safety of surface disposal of radioactive waste from Chernobyl NPP, exclusion zone companies, nuclear power plants operating in Ukraine, mills of SC "Ukrainian State Association ―Radon" are discussed in the publication. 2016 Article Об учете неопределенности свойств инженерных барьров при оценке долговременной безопасности поверхностногозахоронения на комплексе "Вектор" / Ю.А. Ольховик // Збірник наукових праць Інституту геохімії навколишнього середовища. — К. : ІГНС, 2016. — Вип. 25. — С. 26-37. — Бібліогр.: 21 назв. — рос. 2616-7735 http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/140452 621.039.7 ru Збірник наукових праць Інституту геохімії навколишнього середовища Інститут геохімії навколишнього середовища НАН України та МНС України
institution Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
collection DSpace DC
language Russian
description В работе рассмотрены элементы системы безопасности, предусмотренные проектом комплекса «Вектор» для обеспечения долговременной безопасности поверхностного захоронения радиоактивных отходов от Чернобыльской АЭС, предприятий зоны отчуждения, действующих АЭС Украины, комбинатов ГК «УкрГО Радон».
format Article
author Ольховик, Ю.А.
spellingShingle Ольховик, Ю.А.
Об учете неопределенности свойств инженерных барьров при оценке долговременной безопасности поверхностногозахоронения на комплексе "Вектор"
Збірник наукових праць Інституту геохімії навколишнього середовища
author_facet Ольховик, Ю.А.
author_sort Ольховик, Ю.А.
title Об учете неопределенности свойств инженерных барьров при оценке долговременной безопасности поверхностногозахоронения на комплексе "Вектор"
title_short Об учете неопределенности свойств инженерных барьров при оценке долговременной безопасности поверхностногозахоронения на комплексе "Вектор"
title_full Об учете неопределенности свойств инженерных барьров при оценке долговременной безопасности поверхностногозахоронения на комплексе "Вектор"
title_fullStr Об учете неопределенности свойств инженерных барьров при оценке долговременной безопасности поверхностногозахоронения на комплексе "Вектор"
title_full_unstemmed Об учете неопределенности свойств инженерных барьров при оценке долговременной безопасности поверхностногозахоронения на комплексе "Вектор"
title_sort об учете неопределенности свойств инженерных барьров при оценке долговременной безопасности поверхностногозахоронения на комплексе "вектор"
publisher Інститут геохімії навколишнього середовища НАН України та МНС України
publishDate 2016
url http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/140452
citation_txt Об учете неопределенности свойств инженерных барьров при оценке долговременной безопасности поверхностногозахоронения на комплексе "Вектор" / Ю.А. Ольховик // Збірник наукових праць Інституту геохімії навколишнього середовища. — К. : ІГНС, 2016. — Вип. 25. — С. 26-37. — Бібліогр.: 21 назв. — рос.
series Збірник наукових праць Інституту геохімії навколишнього середовища
work_keys_str_mv AT olʹhovikûa obučeteneopredelennostisvojstvinženernyhbarʹrovpriocenkedolgovremennojbezopasnostipoverhnostnogozahoroneniânakompleksevektor
first_indexed 2025-07-10T10:31:49Z
last_indexed 2025-07-10T10:31:49Z
_version_ 1837255819965497344
fulltext Збірник наукових праць Інституту геохімії навколишнього середовища 2016 випуск 25 ©Ольховик Ю. А. ОБ УЧЕТЕ НЕОПРЕДЕЛЕННОСТИ СВОЙСТВ ИНЖЕНЕРНЫХ БАРЬЕРОВ ПРИ ОЦЕНКЕ ДОЛГОВРЕМЕННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПОВЕРХНОСТНОГО ЗАХОРОНЕНИЯ НА КОМПЛЕКСЕ «ВЕКТОР» 26 УДК 621.039.7 ОБ УЧЕТЕ НЕОПРЕДЕЛЕННОСТИ СВОЙСТВ ИНЖЕНЕРНЫХ БАРЬЕРОВ ПРИ ОЦЕНКЕ ДОЛГОВРЕМЕННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПОВЕРХНОСТНОГО ЗАХОРОНЕНИЯ НА КОМПЛЕКСЕ «ВЕКТОР» Ольховик Ю. А. кандидат геол.-мин. наук, ГУ «Институт геохимии окружающей среды НАН Украины», yolkhovyk@ukr.net В работе рассмотрены элементы системы безопасности, предусмотренные проектом комплекса «Вектор» для обеспечения долговременной безопасности поверхностного захоронения радиоактивных отходов от Чернобыльской АЭС, предприятий зоны отчуждения, действующих АЭС Украины, комбинатов ГК «УкрГО Радон». Одним из элементов этой системы является установление пределов активности при захоронении радиоактивных отходов в приповерхностных хранилищах. Существующие в настоящее время неопределенности в описании системы захоронения на площадке «Вектор» заметно усложняют расчеты пределов активности, которую можно безопасно разместить на площадке с учетом долговременного существования хранилища – 500 и более лет. Для компонентов инженерных барьеров (матрица, противофильтрационные экраны, железобетонные изделия) до настоящего времени отсутствуют конкретные параметры, необходимые для оценки долговременной безопасности захоронения и их устойчивости к деградации на протяжении длительного периода после снятия хранилища с эксплуатации. На текущем уровне знаний задача определения пределов активности, безопасно размещаемых на площадке комплекса «Вектор», может быть решена на основе доступных данных о свойствах геологической среды (зона аэрации, водоносный комплекс четвертичных отложений) с предположением об эффективном функционировании системы инженерных барьеров на протяжении 500 лет. Ключевые слова: безопасность, захоронение, предел активности, инженерные барьеры Введение На современном уровне развития общества общепринято, что обращение с радиоактивными отходами (РАО) должно выполняться в соответствии с установленными международными стандартами безопасности [1]. Выбор метода захоронения отходов должен быть соизмеримым с долговременной опасностью отходов. В Украине для решения задач транспортировки, приема, входного радиометрического контроля и захоронения твердых радиоактивных отходов одним предприятием и на одной централизованной площадке, оснащенной необходимым инженерным обеспечением, создана национальная эксплуатирующая организация по обращению с РАО на стадии их долгосрочного хранения и захоронения [2]. На площадке «Вектор» планируется размещение практически всех РАО Украины (кондиционированных либо для переработки) - от Чернобыльской АЭС, предприятий зоны отчуждения, действующих АЭС Украины, Государственных межобластных специализированых комбинатов ГК «УкрГО Радон». Согласно принятым проектным решениям, все размещаемые на площадке «Вектор» хранилища являются хранилищами поверхностного типа, для которых требуется разработка и реализация инженерных и эксплуатационных мероприятий как на период эксплуатации установки для захоронения, так и после закрытия. Для гарантирования безопасности персонала и населения эксплуатирующая организация должна спроектировать систему обращения с отходами, которая гарантировала бы стабильные безопасные условия их хранения как на период эксплуатации, так и на долгосрочный период после закрытия хранилища. Одним из элементов этой системы Збірник наукових праць Інституту геохімії навколишнього середовища 2016 випуск 25 ©Ольховик Ю. А. ОБ УЧЕТЕ НЕОПРЕДЕЛЕННОСТИ СВОЙСТВ ИНЖЕНЕРНЫХ БАРЬЕРОВ ПРИ ОЦЕНКЕ ДОЛГОВРЕМЕННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПОВЕРХНОСТНОГО ЗАХОРОНЕНИЯ НА КОМПЛЕКСЕ «ВЕКТОР» 27 является установление пределов активности при захоронении радиоактивных отходов в приповерхностных хранилищах. Оценка безопасности для определения количественных пределов радиоактивности является частью итеративного процесса разработки конкретной системы захоронения, на которую оказывают влияние множество факторов, таких как практика эксплуатации, проект хранилища, природные условия площадки и характеристики отходов. Целью работы является обоснование упрощенного итерационного подхода к установлению пределов активности, размещаемых на площадке комплекса «Вектор», с учетом выполнения требований безопасности как в период эксплуатации, так и после закрытия хранилища. В данной статье на основе доступных литературных публикаций рассмотрены основные существующие в настоящее время неопределенности в описании системы захоронения РАО на площадке «Вектор». Эти неопределенности приводят к усложнению и к недостоверности расчетов в отношении пределов активности, которая может быть безопасно размещена на площадке с учетом долговременного существования хранилища – 500 и более лет. Общий подход к установлению пределов активности в период эксплуатации и после закрытия хранилища изложен в [3] и представлен на рис. 1. Рис. 1. Подход по установлению пределов активности в период эксплуатации и после закрытия хранилища Барьеры на пути распространения радионуклидов В хранилищах комплекса «Вектор» для предотвращения потенциального радиологического воздействия предусматривается система инженерных барьеров, основными компонентами которых являются (рис. 2):  матрица, в которую включены радионуклиды;  железобетонный контейнер и монолитные железобетонные секции;  многослойный противофильтрационный экран. Естественными барьерами для хранилищ комплекса «Вектор» являются геологические и гидрогеологические параметры площадки, которые должны обеспечивать надежную изоляцию РАО от окружающей среды либо минимизировать влияние радионуклидов на природные компоненты при их выщелачивании из тела захоронения. К р и те р и и р ад и о л о ги ч ес к о й за щ и ты Установление количественных величин Описание системы Разработка и обоснование сценариев Формулировани е и разработка моделей Текущий анализ Контекст оценки Збірник наукових праць Інституту геохімії навколишнього середовища 2016 випуск 25 ©Ольховик Ю. А. ОБ УЧЕТЕ НЕОПРЕДЕЛЕННОСТИ СВОЙСТВ ИНЖЕНЕРНЫХ БАРЬЕРОВ ПРИ ОЦЕНКЕ ДОЛГОВРЕМЕННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПОВЕРХНОСТНОГО ЗАХОРОНЕНИЯ НА КОМПЛЕКСЕ «ВЕКТОР» 28 Рис. 2. Основные компоненты инженерных барьеров. 1- матрица, 2 - железобетонный контейнер и монолитные железобетонные секции, 3 - противофильтрационный экран В обобщенном виде безопасность системы захоронения S можно представить в виде функции, аргументами которой является изменчивая во времени сохранность системы инженерных барьеров E(t), постоянные (на период оценки безопасности) защитные свойства природных барьеров Nconst. и предел активности захороненных на площадке радионуклидов А0. S(t) =f [E(t) , Nconst, А0], при этом E(t) определяется деградацией во времени основных компонентов инженерных барьеров E(t) =[ Em(t)+ Ec(t) + Ef(t)], где Em(t) – степень деградации матрицы, Ec(t) – степень деградации железобетонного контейнера (секции), Ef(t) - степень деградации противофильтрационных экранов. В результате продолжительных и систематических работ к настоящему времени накоплена значительная информация по геологическим и гидрогеологическим особенностям площадки комплекса «Вектор» [4], тогда как для компонентов инженерных барьеров до настоящего времени отсутствуют конкретные параметры, необходимые для оценки долговременной безопасности захоронения. Временные рамки такой оценки можно оценить исходя из требований действующих нормативных документов и информации по удельной активности и изотопному составу реальных радиоактивных отходов, накопленных в хранилищах АЭС Украины. В настоящее время единственным из основных дозообразующих радионуклидов, способным сохраниться в заметных количествах спустя 300 и более лет после захоронения, является 137 Cs с периодом полураспада Т1/2 = 30,2 года 1 . Чтобы хранилище было безусловно освобождено от регулирующего контроля, то есть все его содержимое перестало рассматриваться как радиоактивный материал, удельная активность 137 Cs через T лет не должна превышать установленного нормативным документом «Рівні звільнення радіоактивних матеріалів від регулюючого контролю» уровня 0,1 Бк/г или 100 Бк/кг [5]. Поскольку хранилища комплекса «Вектор» предназначены для захоронения низко- и среднеактивных отходов, максимальная удельная активность размещаемых РАО не может превысить 10 10 Бк/кг [6] и для достижения уровня снятия с регулирующего контроля 100 Бк/кг потребуется изоляция РАО около 800 лет. В реальности максимальное удельное содержание 137 Cs в накопленных на АЭС отходах не превышает n10 8 Бк/кг и содержимое хранилищ перестанет рассматриваться как радиоактивный материал через 600-650 лет. 1 В отходах АЭС с реакторами ВВЭР содержание 90 Sr намного ниже содержания 137 Cs. 1 2 3 Збірник наукових праць Інституту геохімії навколишнього середовища 2016 випуск 25 ©Ольховик Ю. А. ОБ УЧЕТЕ НЕОПРЕДЕЛЕННОСТИ СВОЙСТВ ИНЖЕНЕРНЫХ БАРЬЕРОВ ПРИ ОЦЕНКЕ ДОЛГОВРЕМЕННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПОВЕРХНОСТНОГО ЗАХОРОНЕНИЯ НА КОМПЛЕКСЕ «ВЕКТОР» 29 МАТРИЦА. На Запорожской и Ривненской АЭС создаются комплексы по переработке твердых низкоактивных отходов, предполагающие их прессование (и сжигание горючих ТРО на ЗАЭС) с последующим размещением продуктов переработки в железных 200-литровых бочках. На Южно-Украинской АЭС эксплуатируется установка прессования низкоактивных ТРО в тонкостенной бочке, а Хмельницкая АЭС установок по переработке не имеет. В составе Чернобыльской АЭС строится завод по переработке твердых низко- и среднеактивных твердых отходов (ЗПТРО), предусматривающий использование установок сжигания и цементирования. Установки сжигания и прессования низко- среднеактивных РАО, поступающих от организаций, которые не имеют своих мощностей для кондиционирования (ГСП «Комплекс», УкрГО «Радон»), предусмотрены проектом комплекса «Вектор», но в настоящее время отсутствует техническая документация на указанные установки и параметры конечного продукта переработки неизвестны. На ЧАЭС построен завод, предназначенный для переработки жидких радиоактивных отходов, накопленых за время эксплуатации и тех, которые образовались в процессе снятия с эксплуатации ЧАЭС, а также эксплуатационных ЖРО объекта «Укрытие». Затвердевшие жидкие отходы в виде цементного компаунда (конечный продукт) упаковываются в 200- литровые бочки и размещаются в специально оборудованном приповерхностном хранилище твердых радиоактивных отходов (ТРО), расположенном на площадке комплекса «Вектор». Технологии кондиционирования жидких РАО (ЖРО) реакторов ВВЭР (боратсодержащие кубовые остатки, солевой плав, ионообменные смолы), которые, в основном, по уровню удельной активности относятся к среднеактивным отходам, на АЭС Украины до настоящего времени не внедрены. Несмотря на то, что объемы ЖРО на АЭС заметно меньше объема накопленных твердых низкоактивных отходов (ТРО) (18797 м 3 и 36534 м 3 соответственно на 31.12.2014) [7], основное количество активности содержится именно в жидких отходах, обладающих специфическими особенностями химического состава. Известно, что растворимые соединения бора, как и содержащиеся в кубовых остатках и в солевых плавах в значительных концентрациях гидроксиды натрия и калия, оксалаты, комплексоны и поверхностноактивные вещества, отрицательно влияют на процессы твердения цементных матриц и существенно снижают прочность и устойчивость бетонов, находящихся под воздействием факторов окружающей среды (агрессивные подземные воды, колебания температур, микробиологическая активность и т.д.) [8]. При таких условиях возможно проявление процессов, приводящих к повышению фильтрационно- миграционных характеристик материалов РАО в хранилище и к деградации удерживающих (барьерных) свойств контейнеров с РАО и инженерных конструкций хранилища [9]. В настоящее время действует только один документ, определяющий требования к свойствам матрицы: «Критерії приймання радіоактивних відходів на захоронення в спеціально обладнаному приповерхневому сховищі твердих радіоактивних відходів (СОПСТРВ). Перший етап експлуатації СОПСТРВ. Приймання РАВ від ЗПРРВ та ЗПТРВ ДСП ЧАЕС для захоронення в два симетричних відсіки СОПСТРВ», который носит временный характер и может быть применен только для двух отсеков хранилища. При этом параметры скорости выщелачивания ≤ 10 -3 г/см 2 ∙день установлены только для цементной матрицы конечного продукта переработки ЖРО на заводе ЧАЭС 2 . Для ТРО, размещенных в железобетонном контейнере, ограничения на скорость выщелачивания не устанавливаются. Многочисленность источников поступления РАО, недостаточность информации о морфологическом, вещественном и радиоизотопном составе отходов, разнообразие планируемых к использованию технологий переработки ТРО и отсутствие технических 2 Следует подчеркнуть, что скорость выщелачивания определяется согласно ГОСТ 29114-91 «Отходы радиоактивные. Метод измерения химической устойчивости отвержденных радиоактивных отходов посредством длительного выщелачивания» в течение 1-2 месяцев, что не дает оснований для экстраполяции полученных значений на сотни лет. Збірник наукових праць Інституту геохімії навколишнього середовища 2016 випуск 25 ©Ольховик Ю. А. ОБ УЧЕТЕ НЕОПРЕДЕЛЕННОСТИ СВОЙСТВ ИНЖЕНЕРНЫХ БАРЬЕРОВ ПРИ ОЦЕНКЕ ДОЛГОВРЕМЕННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПОВЕРХНОСТНОГО ЗАХОРОНЕНИЯ НА КОМПЛЕКСЕ «ВЕКТОР» 30 решений по кондиционированию ЖРО не дают возможности даже на качественном уровне оценить защитные свойства матриц, содержащих радионуклиды, особенно в контексте сохранения изолирующих свойств на протяжении длительного времени – 500-600 лет. Бесспорно, эти матрицы обладают определенными свойствами защитного барьера, однако достоверная информация об изолирующей способности матриц отходов отсутствует или трудно определима, вследствие чего в большинстве расчетов по безопасности миграции радионуклидов этим барьером консервативно пренебрегают. ФИЛЬТРАЦИОННЫЙ ЭКРАН. Проектные решения по сооружению поверхностных хранилищ типа ТРО-1, ТРО-2, СОПХТРО (Лот 3) на площадке «Вектор» предусматривают создание глиняных противофильтрационных экранов под монолитными железобетонными плитами, которые являются основаниями соответствующих хранилищ. Еще один глиняный экран предполагается создать над хранилищем после его закрытия. Функция безопасности верхнего глиняного слоя заключается в сокращении инфильтрации метеоосадков. Ввиду наличия пористости, отраженной в проектном коэффициенте фильтрации, поступление осадков в хранилище неизбежно и определенное количество влаги пропитает тело отходов с самого начала. Основным компонентом экранов является водоизолирующий слой толщиной 0,5 – 1м из местных глинистых пород, распространенных в районе с.Чистогаловка. Эти породы представлены широким спектром плейстоценовых красно-бурых и бурых глин, суглинков, неогеновых полосчатых глин с включениями грубообломочного материала. Предполагается, что насыпной глинистый материал при строительстве хранилища будет уплотняться до плотности ск  1600 кг/м 3 . Оцениваемый коэффициент фильтрации в «глиняном» слое колеблется в широких пределах – от 210 -3 м/сут. до 4,210 -2 м/сут. Главная функция безопасности нижнего глиняного слоя состоит в сорбционной способности, которая приводит к удержанию радионуклидов в системе захоронения, однако коэффициенты распределения Kd и пористость для упомянутых глинистых пород не определены, особенно в условиях взаимодействия с жидкой фазой, насыщенной продуктами взаимодействия инфильтрационной воды с бетоном. Высокое содержание ионов Са 2+ и гидратированных соединений алюминия вкупе с рН > 7 приведет к снижению сорбционной способности глин, к их разбуханию, кольматации и конечным образом к снижению фильтрующей способности. В этом случае уровень инфильтрационной воды повысится, что ввиду прекращения работы дренажных систем при завершении этапа активного контроля, вызовет эффект переполненного блюдца и непосредственное поступление загрязненного инфильтрационного потока в зону аэрации минуя нижний глиняный слой. Логично полагать, что нижний экран не будет испытывать заметных изменений на период существования хранилища, тогда как верхний экран, на который непосредственно воздействуют факторы окружающей среды, в условиях отсутствия активного контроля имеет ограниченный срок существования и процессы эрозии неизбежно приведут к частичному разрушению глиняного слоя. Все вышеперечисленное указывает на отсутствие полного объема достоверных данных о свойствах данного инженерного барьера, необходимых для оценки долговременной безопасности захоронения. ЖЕЛЕЗОБЕТОННЫЙ КОНТЕЙНЕР (СЕКЦИЯ ХРАНИЛИЩА) С целью эффективного соблюдения требований безопасности при захоронении низко- и среднеактивных РАО в мировой практике широко используются железобетонные контейнеры и/или создаются железобетонные конструкции хранилищ, которые рассматриваются в качестве важнейшего компонента системы техногенных защитных барьеров. Они выполняют две основные функции:  обеспечение долговременной физической сохранности емкости для изоляции содержимого от окружающей среды; Збірник наукових праць Інституту геохімії навколишнього середовища 2016 випуск 25 ©Ольховик Ю. А. ОБ УЧЕТЕ НЕОПРЕДЕЛЕННОСТИ СВОЙСТВ ИНЖЕНЕРНЫХ БАРЬЕРОВ ПРИ ОЦЕНКЕ ДОЛГОВРЕМЕННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПОВЕРХНОСТНОГО ЗАХОРОНЕНИЯ НА КОМПЛЕКСЕ «ВЕКТОР» 31  обеспечение низкой проницаемости для предотвращения выхода радионуклидов из емкости по диффузионному механизму. В настоящее время для захоронення РАО в хранилищах комплекса «Вектор» проектом предусмотрено использование железобетонного контейнера КТЗ-3,0 (ТУ У 13306137.006- 2000), для которого определен срок эксплуатации 300 лет в условиях захоронения Рассмотрим вкратце особенности, присущие системе «ТРО-контейнер». Так, исследованиями установлено, что радиационная и гидротермальная устойчивость композитов на портландцементе сохраняются при поглощенной дозе γ-излучения 10 7 Гр [10], а скорость разрушения поверхности бетонных конструкций может достигать 10 см за 1000 лет [11]. При оценке долговременной устойчивости бетона необходимо учитывать процессы его карбонатизации за счет СО2, содержащегося в воздухе или растворенного в подземных водах. Растворимость CaCO3 на два порядка меньше растворимости Ca(OH)2, что вызывает снижение проницаемости бетона и миграция радионуклидов возможна лишь по механизму диффузии. Измеренные экспериментально коэффициенты диффузии D некоторых радионуклидов в бетоне имеют достаточно низкие значения в диапазоне 10 -12 – 10 -14 м 2 /с [12,13]. По расчетам [14] при D=10 -13 м 2 /с нуклид 137 Cs за 300 лет не выйдет за стенку контейнера толщиной 220 мм. Однако в реальности известны ситуации с быстрым проникновением радионуклидов сквозь толщу железобетона. В качестве примера можно привести промышленные радиационные аварии на пунктах захоронения РАО Киевского и Харьковского ГМСК УКрГО «Радон», где отмечен интенсивный вынос трития из железобетонных хранилищ [15] и масштабный выход радионуклидов из приповерхностных хранилищ ТРО Ленинградского спецкомбината «Радон» [16]. Основными причинами, приведшими к выходу радионуклидов из хранилищ и загрязнению грунтовых вод на промплощадке, являлись:  конструктивные недостатки проекта хранилищ, не исключающие попадание и накопление в них атмосферных осадков;  некачественное выполнение гидроизоляции перекрытий хранилищ;  подтопление основания хранилищ в результате высокого сезонного уровня грунтовых вод;  физическое старение основных конструкций хранилищ ТРО. Об эффективности защитных инженерных барьеров в хранилищах ТРО Ленинградского спецкомбината «Радон» можно судить, сопоставляя уровни активности растворов в хранилищах и в воде наблюдательных скважин (табл. 1). Таблица 1. Сопоставление объемных активностей растворов хранилищ и грунтовых вод, отобранных из наблюдательных скважин по периметру хранилищ, Бк/л. параметр 3 H 137 Cs 90 Sr Максимальное значение в хранилищах (1998-1999 гг.) 3,7e7 7,4e4 8,5e3 Средние значения в хранилищах (1998-1999 гг.) 8,1е6 10,7е3 2,15е3 Максимальное значение в скважинах (1990-1991 гг.) 3,7е7 6,7е2 4,4е3 Максимальное значение в скважинах (1998-1999 гг.) 18,5е6 88,8 9,3е2 Отчетливо заметно, что для миграционно способных радионуклидов 3 H и 90 Sr бетонные поверхностные хранилища не выполняют защитные функции в полной мере. Новообразованные минералы с высоким содержанием урана и радиоизотопов цезия были обнаружены в помещениях объекта «Укрытие» на поверхности бетона, которым были перекрыты некоторые топливосодержащие массы [17]. При проведении дезактивационных работ на 3 энергоблоке ЧАЭС отмечено, что в присутствии влаги радионуклиды могут проникать в бетон на глубину нескольких сантиметров всего за несколько суток [18]. Видимо, быстрая миграция радионуклидов через толщу бетона обусловлена наличием в Збірник наукових праць Інституту геохімії навколишнього середовища 2016 випуск 25 ©Ольховик Ю. А. ОБ УЧЕТЕ НЕОПРЕДЕЛЕННОСТИ СВОЙСТВ ИНЖЕНЕРНЫХ БАРЬЕРОВ ПРИ ОЦЕНКЕ ДОЛГОВРЕМЕННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПОВЕРХНОСТНОГО ЗАХОРОНЕНИЯ НА КОМПЛЕКСЕ «ВЕКТОР» 32 последнем микрокапилляров, микротрещин, пористости 3 и т.д. Поэтому делать заключения о защитных свойствах бетона, основываясь лишь на диффузионном механизме, неправомерно. Как все техногенные изделия со временем контейнер деградирует. Механизм этой деградации достаточно сложный и недостаточно изучен. Следует подчеркнуть, что деградация защитных характеристик контейнера во многом зависит от качества его изготовления, эксплуатационного обслуживания (человеческий фактор) и комбинированного воздействия факторов окружающей среды, а также от факторов, обусловленных радиационным излучением размещенных в контейнере радиоактивных отходов. Некоторые сценарии деградации бетонных конструкций, используемых в качестве защитных барьеров в ядерной энергетике, рассмотрены в публикациях [19-21]. Физико-химический состав бетона уже сам по себе «провоцирует конфликт», результатом которого является образование большого количества локальных скрытых и явних центров разрушения по всему объему бетонного изделия. Эти центры из-за протекания физических и/или химических процессов, в конечном счете, приводят к макроразрушениям. Наличие металла в бетоне (металлический скрап, различные конструкции и др.) лишь увеличивает число первичных скрытых центров разрушения железобетонного изделия, например за счет разницы в коэффициентах теплового расширения металла и бетона [19]. Природа первичных скрытых центров разрушения бетонных и железобетонных изделий и сооружений, а также кинетика их дальнейшего развития (превращение одних центров в другие) изучены недостаточно. Одним из известных механизмов разрушения бетона является выщелачивание — растворение и вымывание компонентов бетона водами малой жесткости такой его составной части, как Са(ОН)2, что в конечном итоге приводит к увеличению пористости бетона и снижению прочности конечного изделия. Под влиянием воды, содержащей свободный диоксид углерода, образуется водорастворимый гидрокарбонат кальция, что приводит к поверхностному разрушению бетонного изделия CaCO3 + (СO2+H2O) = Ca(HCO3)2 У железобетонных защитных изделий, изготавливаемых при строительстве хранилищ РАО, стенки, дно (и крышка – для контейнеров) армированы стальной конструкцией, которая представляет собой сварную стальную систему. Процесс сварки приводит к изменению структуры металла в месте сварки и к соответствующим напряжениям. Можно предположить, что места сварки арматуры изначально представляют собой первичные центры потенциального разрушения контейнера (скрытые центры разрушения). Именно эти локальные вторичные центры сами по себе или под действием излучения радионуклидов РАО могут стать реальными источниками разрушения контейнера. Авторы [18] указывают, что указанные центры потенциального разрушения контейнера рассредоточены равномерно по всей толщине его стенок, дна и крышки и расположены вблизи внешней и внутренней поверхности контейнера на глубине до 3 см. Учитывая то, что, даже находясь в хранилище, внешняя сторона контейнера, как и весь контейнер, подвержена влиянию факторов окружающей среды (сезонные колебания температуры и т.д.), а внутренняя – еще и облуче- нию радионуклидами РАО, контейнер начинает разрушаться точечно по всему объему и с обеих сторон (внешней и внутренней) по встречному направлению. Еще одним негативным фактором, влияние которого сложно учесть, является заливка металлической арматуры крупногабаритного железобетонного изделия (плита основания, стены хранилищ типа ТРО-2, СОПХТРО) бетоном. Процесс заливки происходит не одномоментно, а в течение некоторого времени (исчисляемого в днях). При этом в различных участках плиты как по толщине, так и по площади, бетон застывает и превращается в бетонный камень в разное время, образуя соответствующие границы 3 Затвердевший бетон — пористый материал. Поры образует вода, не вступившая в гидратацию с цементом. Дополнительная пористость в бетоне создается вследствие воздухововлечения при приготовлении бетонной смеси и при нарушении сплошности на границе раздела между цементным камнем и заполнителями. Збірник наукових праць Інституту геохімії навколишнього середовища 2016 випуск 25 ©Ольховик Ю. А. ОБ УЧЕТЕ НЕОПРЕДЕЛЕННОСТИ СВОЙСТВ ИНЖЕНЕРНЫХ БАРЬЕРОВ ПРИ ОЦЕНКЕ ДОЛГОВРЕМЕННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПОВЕРХНОСТНОГО ЗАХОРОНЕНИЯ НА КОМПЛЕКСЕ «ВЕКТОР» 33 разделов между областями с различной плотностью бетона. Можно утверждать, что эти границы являются потенциальными источниками разрушения данной плиты [19]. Чем больше толщина и площадь такой плиты, тем процессы разрушения более вероятны и скорость их выше. Дополнительным фактором, способствующим деструкции железобетонных конструкций поверхностных хранилищ, является наличие на площадке так называемых аномальных зон – западин, в которых повышенная скорость вертикальной миграции обусловлена ослаблением инженерно-геологических свойств пород. Можно предположить, что наличие такой локальной западины на площадке комплекса «Вектор» вызвало проседание плиты основания хранилища Лот 3 и как следствие – возникновение трещин в стенах отдельных отсеков (устное сообщение В.М. Шестопалова, РПЦ ИГН НАН Украины). Приведенными примерами далеко не исчерпываются возможные причины и механизмы деградации защитных железобетонных барьеров, применяемых для предотвращения потенциального воздействия радиоактивных отходов при поверхностном захоронении. С учетом указанных выше неопределенностей поведение рассматриваемой системы «контейнер + РАО» в течение длительного срока ее эксплуатации (более 300 лет) сложно прогнозировать. Временные рамки упрощенного итерактивного подхода Безусловно, достоверность результатов оценки безопасности непосредственно зависит от качества данных, применяемых методах и используемых моделей. Для количественных оценок требуется применение математических моделей и знание величины параметров этих моделей. Рассмотрение доступных на текущее время данных по свойствам основных компонентов системы инженерных барьеров на площадке комплекса «Вектор» свидетельствует в пользу вывода о явной недостаточности достоверной информации, позволяющей объективно обосновать способность инженерных барьеров обеспечить долговременную изоляцию (на период до 600 лет и более) радиоактивных отходов в поверхностных хранилищах. Исходя из методологии итерактивного подхода, при оценке безопасности поверхностного захоронения на площадке «Вектор» предлагается определить некоторый фиксированный отрезок времени, на протяжении которого можно с достаточной уверенностью прогнозировать эффективное функционирование всей системы инженерных барьеров. Оценка длительности этого периода базируется на представлении об этапности эксплуатации хранилищ для захоронения РАО комплекса «Вектор», которое изложено в документе «Керівництво з оцінки загального впливу майданчика «Вектор» з багатьма об’єктами, призначеними для переробки, зберігання та захоронення радіоактивних відходів». Выделяется три этапа существования хранилища со следующими временными рамками: этап 1 – строительство, эксплуатация, снятие с эксплуатации всех объектов для обращения с РАО – завершается через 200 лет с момента первого размещения РАО в хранилищах (Т0+200); этап 2 – активный административный контроль — начинается после завершения этапа 1. Длительность этапа 2 оценивается в 300 лет, т. е. окончание этапа предполагается в момент Т0+500. этап 3 – деградация инженерных барьеров. На втором этапе выполняются обслуживание, мониторинг, ремонт противофильтрационного барьера хранилищ, эксплуатация дренажных систем, что создает условия для эффективного функционирования системы инженерных барьеров и предотвращает (минимизирует) выход радионуклидов из хранилищ в геологическую среду. С учетом суммарной длительности этапов 1 и 2 гарантированное время удержания радионуклидов в хранилищах может составить 500 лет. Збірник наукових праць Інституту геохімії навколишнього середовища 2016 випуск 25 ©Ольховик Ю. А. ОБ УЧЕТЕ НЕОПРЕДЕЛЕННОСТИ СВОЙСТВ ИНЖЕНЕРНЫХ БАРЬЕРОВ ПРИ ОЦЕНКЕ ДОЛГОВРЕМЕННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПОВЕРХНОСТНОГО ЗАХОРОНЕНИЯ НА КОМПЛЕКСЕ «ВЕКТОР» 34 Таким образом, в настоящее время оценка долговременной безопасности поверхностного захоронения на площадке «Вектор» и непосредственно задача определения пределов активности A0 может быть решена на основе доступных данных о свойствах геологической среды (зона аэрации, водоносный комплекс четвертичных отложений) с учетом предположения об эффективном функционировании системы инженерных барьеров на протяжении 500 лет (Econst) и применением консервативных сценариев деградации инженерных барьеров на период свыше 500 лет (Et). A0 = f [(Econst +Et), Nconst ] В последующем при накоплении соответствующих данных в ходе эксплуатации хранилищ (этап 1) будут определены/уточнены конкретные параметры компонентов инженерных барьеров, необходимых для использования в математических моделях миграции радионуклидов и уточнения оценки долгосрочной безопасности. Выводы 1. В настоящее время отсутствуют данные для объективного прогноза деградации защитных свойств компонентов инженерных барьеров (матрица, фильтрационный экран, железобетон) и их вклада в обеспечение безопасности поверхностного захоронения РАО на площадке «Вектор» в течение длительного периода после снятия хранилища с эксплуатации. Отмечено, что оценка устойчивости инженерных барьеров к деградации в условиях воздействия факторов окружающей среды является актуальной задачей оценки долгосрочной безопасности захоронения. 2. При оценке долговременной безопасности поверхностного захоронения и расчета предела активности РАО, размещаемых на площадке «Вектор», с учетом предполагаемой этапности эксплуатации хранилищ, предлагается использовать положение об эффективном функционировании системы инженерных барьеров на протяжении 500 лет. 3. Рассчитанные на предложенной основе пределы активности послужат основой для разработки уточненных моделей и сценариев для получения в дальнейшем улучшенной оценки долговременной безопасности поверхностного захоронения на площадке «Вектор». ЛИТЕРАТУРА 1. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Near Surface Disposal of Radioactive Waste: Safety Requirements, Safety Standards Series No. WS-R-1, IAEA,Vienna (1999). 2. Закон України «Про Загальнодержавну цільову екологічну програму поводження з радіоактивними відходами» вiд 17.09.2008 № 516. 3. Derivation of activity limits for the disposal of radioactive waste in near surface disposal facilities. — Vienna : IAEA, 2003. — 145 p. — (IAEA-Tecdoc-1380). 4. Водообмен в гидрогеологических структурах и Чернобыльская катастрофа / Отв. редактор В. М. Шестопалов. — К., 2000. — 622 с. 5. Гігієнічні нормативи «Рівні звільнення радіоактивних матеріалів від регулюючого контролю» : Затвердж. постановою головного санітарного лікаря України від 30.06.2010 № 22. 6. Гігієнічні нормативи «Основні санітарні правила забезпечення радіаційної безпеки України» ДСП 6.177-2005-09-02. 7. Поводження з радіоактивними відходами при експлуатації АЕС ДП НАЕК «Енергоатом» (станом на 31.12.2014). [Електронний ресурс]. – Режим доступу: www.energoatom.kiev.ua/atachs/Report_RW_2014_ua.pdf 8. Козлов П.В., Слюнчев О.М., Ровный С.И., Кирьянов К.В. Определение тепловыделения цементного компаунда в процессе твердения// Журнал радиационной безопасности. – 2009. – №3 – С. 17–26. 9. Москвин В.М., Иванов Ф.М., Алексеев С.Н., Гузеев Э.А. Коррозия бетона и железобетона. – Москва: Стройиздат, 1980. – 218 с. 10. Ахмадьяров Д.М. Бетоны нового поколения для ядерной энергетики и промышленности России // Атомная энергия. –1995.–т.78.–вып.2.– стр. 127 – 132. 11. Stalder F. Quality Assurance concept in the Field of Low and Intermediate Radioactive Waste Packaging / PATRAM 86. – vol.1–IAEA–SM-286/1. http://www.energoatom.kiev.ua/atachs/Report_RW_2014_ua.pdf Збірник наукових праць Інституту геохімії навколишнього середовища 2016 випуск 25 ©Ольховик Ю. А. ОБ УЧЕТЕ НЕОПРЕДЕЛЕННОСТИ СВОЙСТВ ИНЖЕНЕРНЫХ БАРЬЕРОВ ПРИ ОЦЕНКЕ ДОЛГОВРЕМЕННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПОВЕРХНОСТНОГО ЗАХОРОНЕНИЯ НА КОМПЛЕКСЕ «ВЕКТОР» 35 12. Иванов И.А., Шатков В.В., Сорокин В.Т., Гулин А.Н. Диффузия радионуклидов в цементсодержащих материалах // Радиохимия –1994. – т.36. – вып.2– с. 36-44. 13. Иванов И.А., Цветков В.И., Ерошков С.Н. Диффузия радионуклида Cs-137в материале невозвратных бетонных контейнеров для хранения РАО //Радиационная безопасность: обращения с РАО и ОЯТ: Докл. 5-й междунар.конф. 24–17 сентября 2002г. – С-Пб. –2002. – с.104-105. 14. Сорокин В.Т., Заручевская Г.П., Щведов А.А. Некоторые вопросы оценки риска при захоронении радиоактивных отходов в приповерхностные сооружения // Экологическая химия. – 1997. –№6. – с.182 –186. 15. Тритій у біосфері / Долін В.В., Пушкарьов О.В., Шраменко І.Ф. – Київ. Наукова думка, 2012.–222с. 16. Оценка влияния атомно-промышленного комплекса на подземные воды и смежные природные объекты (г. Сосновый Бор Ленинградской области)/ Под ред. В.Г. Румынина. – СПб.: Изд-во С.-Петерб. ун-та. – 2003. – 208 с. 17. Ядерное топливо в объекте «Укрытие» Чернобыльской АЭС / Р.В. Арутюнян, Л.А. Большов, А.А. Боровой, Е.П. Велихов, А.А. Ключников. — М. : Наука, 2010. — 240 с. 18. Анисимов А.И., Гайко В.Б., Константинов Е.А и др. Влияние характера радиоактивного загрязнения на выбор способов дезактивации оборудования и помещений 3-го энергоблока ЧАЭС// Доклады 1 Всесоюзного научно-технического совещания по итогам ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС. Чернобыль, 1989. –т.7. – №2. – с.3 –19. 19. Васильченко В.Н., Жигалов Я.А., Сандул Г.А. Защитные барьеры в ядерной энергетике: основные причины деградации // Ядерна енергетика та довкілля – 2013. – №1. – с.38–45. 20. Васильченко В.Н., Жигалов Я.А., Носовский А.В., Сандул Г.А. Некоторые сценарии деградации бетонных конструкций, используемых в качестве защитных барьеров в ядерной энергетике // Ядерна енергетика та довкілля – 2013. –№ 2. – с.22–30. 21. Андриевский В.З., Васильченко В.Н., Жигалов Я.А., Сандул Г.А. Некоторые особенности эксплуатации системы ―контейнер+радиоактивные отходы‖ для хранения и захоронения долгосуществующих радиоактивных отходов // Ядерна енергетика та довкілля – 2014. – № 1 (3), с. 29 – 34. REFERENCES 1. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Near Surface Disposal of Radioactive Waste: Safety Requirements, Safety Standards Series No. WS-R-1, IAEA,Vienna (1999). 2. Zakon Ukrai'ny «Pro Zagal'noderzhavnu cil'ovu ekologichnu programu povodzhennja z radioaktyvnymy vidhodamy» vid 17.09.2008 № 516 [The Law of Ukraine "On the State Environmental Program of Radioactive Waste Management" from 17.09.2008 № 516] [in Ukrainian] 3. Derivation of activity limits for the disposal of radioactive waste in near surface disposal facilities. — Vienna : IAEA, 2003. — 145 p. — (IAEA-Tecdoc-1380). 4. V. Shestopalov (Eds.). (2000) Water exchange in the hydrogeological structures and Chernobyl disaster. — Kiev. — 622 s. [in Russian]. 5. Gigijenichni normatyvy «Rivni zvil'nennja radioaktyvnyh materialiv vid reguljujuchogo kontrolju»: Zatverdzheni postanovoju golovnogo sanitarnogo likarja Ukrai'ny vid 30.06.2010 №22. [Hygienic standards "Equal release of radioactive materials from regulatory control": Approved Resolution chief sanitary doctor of Ukraine of 30.06.2010 № 22] [in Ukrainian] 6. Gigijenichni normatyvy «Osnovni sanitarni pravyla zabezpechennja radiacijnoi' bezpeky Ukrai'ny» DSP 6.177-2005-09-02 [Hygienic standards "Basic sanitary rules of radiation safety of Ukraine" DSP 6.177-2005- 09-02]. [in Ukrainian] 7. Radioactive Waste Management and NPP "Energoatom" operation (as of 31.12.2014). [Electronic resource]. – Access mode: www.energoatom.kiev.ua/atachs/Report_RW_2014_ua.pdf [in Russian]. 8. P. Kozlov Opredelenie teplovydelenija cementnogo kompaunda v processe tverdenija [Determination of heat release cement compound during hardening]/ Kozlov P.V., Sljunchev O.M., Rovnyj S.I., Kir'janov K.V.// Zhurnal radiacionnoj bezopasnosti [Journal of Radiation Safety] – 2009. – №3 – p. 17–26. [in Russian]. 9. V. Moskvin, F. Ivanov, S. Alekseev, E.Gusev (1980) Korrozija betona i zhelezobetona [Corrosion of concrete and reinforced concrete]. - Moscow: Stroyizdat [in Russian]. http://www.energoatom.kiev.ua/atachs/Report_RW_2014_ua.pdf Збірник наукових праць Інституту геохімії навколишнього середовища 2016 випуск 25 ©Ольховик Ю. А. ОБ УЧЕТЕ НЕОПРЕДЕЛЕННОСТИ СВОЙСТВ ИНЖЕНЕРНЫХ БАРЬЕРОВ ПРИ ОЦЕНКЕ ДОЛГОВРЕМЕННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПОВЕРХНОСТНОГО ЗАХОРОНЕНИЯ НА КОМПЛЕКСЕ «ВЕКТОР» 36 10. D. Ahmad'jarov Betony novogo pokolenija dlja jadernoj jenergetiki i promyshlennosti Rossii [Concrete new generation of nuclear energy and industry of Russia] // Atomnaja energija [Nuclear Energy] –1995.– vol.78.– №2.– р. 127 – 132. [in Russian]. 11. F.Stalder Quality Assurance concept in the Field of Low and Intermediate Radioactive Waste Packaging / PATRAM 86. – vol.1–IAEA–SM-286/1. 12. I. Ivanov Diffuzija radionuklidov v cementsoderzhashhih materialah [Diffusion of radionuclides in cementitious materials]/ Ivanov I.A., Shatkov V.V., Sorokin V.T., Gulin A.N.// Radiohimija [Radiochemistry] –1994. – vol.36. – №.2– p. 36-44. [in Russian]. 13. I. Ivanov Diffuzija radionuklida Cs-137 v materiale nevozvratnyh betonnyh kontejnerov dlja hranenija RAO [Diffusion of radionuclides of Cs-137 in the material of non-performing concrete containers for radioactive waste storage]/ Ivanov I.A., Cvetkov V.I., Eroshkov S.N.// Radiacionnaja bezopasnost': obrashhenija s RAO i OJaT: Doklady 5-j mezhdunarodnoj konferencii 24–17 sentjabrja 2002 g. – S-Pb. – 2002. – s.104-105. [in Russian]. 14. Sorokin V.T. Nekotorye voprosy ocenki riska pri zahoronenii radioaktivnyh othodov v pripoverhnostnye sooruzhenija [Some questions of risk assessment at the disposal of radioactive waste in near-surface facilities] / Sorokin V.T., Zaruchevskaja G.P., Shhvedov A.A. // Ekologicheskaja himija [Ecological Chemistry] – 1997. –№6. – p.182 –186. [in Russian]. 15. V. Dolin, O. Pushkar'ov., I. Shramenko (2012) Trytij u biosferi [Tritium in the biosphere] Kyiv: Naukova dumka [in Ukrainian] 16. V. Rumyinin (2003) Otsenka vliyaniya atomno-promyishlennogo kompleksa na podzemnyie vodyi i smezhnyie prirodnyie ob'ektyi (g. Sosnovyiy Bor Leningradskoy oblasti) [Assessing the impact of atomic- industrial complex on groundwater and related natural objects (Sosnovy Bor, Leningrad region)] SPb.: Izd- vo S.-Peterb. un-ta [in Russian]. 17. R. Arutjunjan, L. Bol'shov, A. Borovoj, E. Velihov, A. Kljuchnikov (2010) Jadernoe toplivo v ob’ekte ―Ukrytie‖ Chernobyl'skoj AES [Nuclear fuel in "Shelter" of the Chernobyl nuclear power plant] — M. : Nauka. [in Russian]. 18. A. Anisimov Vliyanie kharaktera radioaktivnogo zagryazneniya na vybor sposobov dezaktivatsii oborudovaniya i pomeshcheniy 3-go energobloka ChAES [Effect of the radioactive contamination nature to choose methods of decontamination equipment and facilities of Chernobyl NPP unit 3]/ Anisimov A.I., Gayko V.B., Konstantinov E.A. et al //Doklady 1 Vsesoyuznogo nauchno-tekhnicheskogo soveshchaniya po itogam likvidatsii posledstviy avarii na Chernobyl'skoy AES. [Reports, Scientific and technical meeting on the results of liquidation of consequences the Chernobyl accident]. – Chernobyl, 1989. -v.7, №2. - p.3-19. [in Russian]. 19. V. Vasil'chenko Zashhitnye bar'ery v jadernoj jenergetike: osnovnye prichiny degradacii [Protective barriers to nuclear power: the main causes of degradation]/ Vasil'chenko V. N., Zhigalov Ja. A., Sandul G.A.// Jaderna energetika ta dovkіllja [Nuclear energy and the environment] – 2013. – №1. – p.38–45. [in Russian]. 20. V. Vasil'chenko Nekotorye scenarii degradacii betonnyh konstrukcij, ispol'zuemyh v kachestve zashhitnyh bar'erov v jadernoj jenergetike [Some scenarios of degradation of concrete structures used as protective barriers to nuclear power]/ Vasil'chenko V. N., Zhigalov Ja. A., Nosovskij A.V., Sandul G.A.// Jaderna energetika ta dovkіllja [Nuclear energy and the environment] – 2013. –№ 2. – p.22–30. [in Russian]. 21. V. Andrievskij Nekotorye osobennosti jekspluatacii sistemy ―kontejner+radioaktivnye othody‖ dlja hranenija i zahoronenija dolgosushhestvujushhih radioaktivnyh othodov [Some features of the operating system "container + radioactive waste" for the storage and disposal of long-lived radioactive waste]// Andrievskij V.Z., Vasil'chenko V.N., Zhigalov Ja.A., Sandul G.A.// Jaderna energetika ta dovkіllja [Nuclear energy and the environment] – 2014. – № 1 (3), p. 29 – 34. [in Russian]. ПРО ВРАХУВАННЯ НЕВИЗНАЧЕНОСТІ ВЛАСТИВОСТЕЙ ІНЖЕНЕРНИХ БАР’ЄРІВ ПРИ ОЦІНЦІ ДОЛГОСТРОКОВОЇ БЕЗПЕКИ ПОВЕРХНЕВОГО ЗАХОРОНЕННЯ НА КОМПЛЕКСІ «ВЕКТОР» Ольховик Ю. О. кандидат геол.-мін. наук, ДУ «Інститут геохімії навколишнього середовища НАН України», yolkhovyk@ukr.net Збірник наукових праць Інституту геохімії навколишнього середовища 2016 випуск 25 ©Ольховик Ю. А. ОБ УЧЕТЕ НЕОПРЕДЕЛЕННОСТИ СВОЙСТВ ИНЖЕНЕРНЫХ БАРЬЕРОВ ПРИ ОЦЕНКЕ ДОЛГОВРЕМЕННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПОВЕРХНОСТНОГО ЗАХОРОНЕНИЯ НА КОМПЛЕКСЕ «ВЕКТОР» 37 У работі розглянуто елементи системи безпеки, передбачені проектом комплексу «Вектор» для забезпечення довгострокової безпеки поверхневого захоронення радіоактивних відходів Чорнобильскої АЕС, підприємств зони відчуження, працюючих АЕС України, комбінатів ДК «УкрДО Радон». Одним із елементів цієї системи є встановлення межі активності при захороненні радіоактивних відходів в приповерхневих сховищах. Існуючі наразі невизначеності у описі системи захоронення на майданчику «Вектор» помітно утруднюють розрахунки межі активностіРАО, які можна безпечно розмістити на ньому із врахуванням довгострокового існування сховища – 500 і більше років. Для компонентів інженерних бар’єрів (матриця, протифільтраційні екрани, залізобетонні вироби) до теперішнього часу відсутні конкретні параметри, необхідні для оцінки довгострокової безпеки захоронення та їх стійкості до деградації протягом тривалого періоду після зняття сховища з експлуатації. На поточному рівні знань задача визначення межі активності, яка безпечно розміститься на майданчику комплексу «Вектор», може бути вирішена на основі доступних даних про властивості геологічного середовища (зона аерації, водоносний комплекс четвертинних відкладень) з врахуванням припущення про ефективне функціонування системи інженерних бар’єрів протягом 500 років. Ключові слова: безпека, захоронення, межа активності, інженерні бар’єри ABOUT THE UNCERTAINTY OF PROPERTIES OF ENGINEERING BARRIERS IN LONG-TERM SAFETY ASSESSING OF SURFACE DISPOSAL AT THE "VECTOR" COMPLEX Yu. Olhovyk Ph. D(Geol.-Min.), SI «Institute of Enviromental Geochemistry NAS Ukraine», yolkhovyk@ukr.net The safety system elements envisaged in the "Vector" complex design for the long-term safety of surface disposal of radioactive waste from Chernobyl NPP, exclusion zone companies, nuclear power plants operating in Ukraine, mills of SC "Ukrainian State Association ―Radon" are discussed in the publication. Establishing of activity limits for radioactive waste disposal in the near-surface repositories is an element of this safety system. Current uncertainties in description of the disposal system at the "Vector" site significantly complicate the calculation of activity limits that can be safely disposed of at the site, taking into account the existence of the long-term (500 years or more) storage facility. Significant information has been collected for the geology and hydrogeology of the "Vector" complex site. To date, for the components of engineered barriers (matrix, impervious screens, concrete products) there are neither specific parameters as needed to assess the long-term safety of the disposal , nor specific parameters of their resistance to degradation over a long period after the storage facility is decommissioned. It is proposed that the task of determining the activity limits can be solved on the basis of the available data on the properties of the geological environment (zone of aeration, water-bearing complex of quaternary sediments), taking into account the assumption that the engineered barriers can function effectively for 500 years during exploitation and active control. Keywords: safety, surface disposal, activity limit, engineered barriers.

Ähnliche Einträge