Геолого-геофізичне та радіоекологічне обстеження Київського міжрегіонального об еднання Радон (стр. 6 из 9)

-металеві радіоактивні відходи, що не підлягають дезактивації на КССК, після поділу до транспортних розмірів та їх компонування на місці або після підготовки на ділянці комплекса “Вектор”. За питомою активністю відносяться до І-ІІ груп забрудненості. Захоронюються частково незатареними (І група забрудненності в кількості 40000 м³) та частково затареними І-ІІ групи забрудненості в кількості 66 тис.м³, в томучислі: 59 тис.м³ - І-ІІ групи в контейнерахБЗК об’ємом 3,2 м³; 6 тис.м³ - ІІ група в контейнерах БЗК об'ємом 2,0 м³.

Враховуючи, що в кількісному відношенні переважає радіоактивний грунт (в тому числі будівельне сміття, залізобетонні вироби та інше) та металеві відходи, розрахунки безпеки захоронення та обгрунтування параметрів захисних бар’єрів приведені на прикладі однієї з цих двух категорій радіоактивних відходів. Цей вибір обумовлений не лише кількісним фактором та показником, що характеризує відносно невисоку утримуючу властивість (міцність зв'язку) радіонуклідів вказаних форм відходів, яка з часом зменшується. Міцність зв’язку радіонуклідів з компонентами грунту обумовлюється їх першопочатковим входженням в матрицю розпилених частинок, вторинним перерозподілом між твердими (колоїдними) частинками грунту та грунтовим розчином, яка оцінюється за ступенем вилуження (тобто за часткою вилуженого радіонукліду від його початкового вмісту в грунті), складає для ¹³⁷Cs в залежності від типу грунту (0,7-1,0)x10^-2. За період з листопада 1986 р по грудень 1988 р ступень вилуження зросла з (1-2)x10^-5 до вказаної вище величини. Ступінь вилуження радіонуклідів з поверхні металевих відходів, питома активність яких в основному може бути обумовлена нефіксованим забрудненням (що легко видаляється), складає той же порядок величин, що і в грунтів, оскільки обумовлена тими ж паливними частинками або “конденсатом” летючих радіонуклідів.

Під час розгляду аварійних стиуацій, що супроводжуються вивільненням (викидом) радіонуклідів в атмосферу, найбільш потенційно небезпечною формою радіоактивних відходів являється попіл від спалювання відходів з деревини, що обумовлюється дисперсним станом, що полегшує його розсіювання в атмосфері.

Дані по питомій активності та радіонуклідному складу перерахованих вище груп радіоактивних відходів характеризуються невизначенністю.

Рівень питомої активності даної групи відходів, судячи з наявних даних, в середньому не перевищує n*10^-4 Ки/кг, що й прийнято для розрахунків. Що стосується радіонуклідного складу, розрахунок проводився за найбільш потенційно небезпечним з точки зору проблеми ізоляції відходів:

⁹⁰Sr -3,7 10⁶ Бк/кг (1*10^-4 Ки/кг);

¹³⁷Cs - 3,7 10⁶ Бк/кг (1*10^-4 Ки/кг);

a - випромінювачі на прикладі ²³⁹Pu - 2,2 10⁴ Бк/кг

(6 10^-7 Ки/кг).

Співвідношення між вмістом ¹³⁷Cs та ⁹⁰Sr в грунтах змінюється -залежно від віддаленності від джерела аварії. Чим більший вміст ⁹⁰Sr в радіонуклідних відходах, рухомого (що важко піддається процесу сорбування) радіонукліда, тим більш жорсткі мають бути вимоги по забезпеченню безпеки захоронення, що враховується під час вибору радіонуклідного складу відходів. Вміст²³⁹Pu, як довгоіснуючого a-випромінювача, також прийнято в розрахунках по максимуму (0,6% від активності¹³⁷Cs).

4. ОБГРУНТУВАННЯ НЕОБХІДНОГО ТЕРМІНУ ФУНКЦІОНУВАННЯ СХОВИЩ РАДІОАКТИВНИХ ВІДХОДІВ КОМПЛЕКСУ “ВЕКТОР”

Тривалість необхідного часу функціонування споруд комплексу “Вектор” розраховувалась за терміном потенційної небезпеки відходів (Tпн – час потенційної небезпеки), що визначає необхідний час їх ізоляції.

Термін потенційної небезпеки окремих радіонуклідів у відходах оцінювався за формулами, отриманими в процесі логарифмування відомих рівнянь радіоактивного розпаду, виходячи з вимагаючих регламентації значень питомої активності радіонуклідів, починаючи з яких відходи вже не вимагають захоронення як радіоактивні матеріали. В зв’язку з відсутністю у вітчизняній нормативній документації вказаних нормативних значень питомої активності відходів, розрахунок проводиться через знову введений критерій - граничну питому активність (ГПА), при якій безпосередній без обмежувальних заходів контакт відходів з навколишнім середовищем не призведе до дози опромінення населення, яка перевищуватиме заздалегідь встановлений рівень. В якості цього рівня може бути прийнята дозова межа або квота (частина) цієї межі.

Вибір для розрахунків значень вказаного рівня здійснюється на основі аналізу реальної радіаційної обстановки, сформованої в районі будівництва комплексу “Вектор”, враховуючи рекомендації міднародних організацій (МКРЗ, МАГАТЕ) та вітчизняної нормативної документації.

Комплекс “Вектор” розміщений в радіоактивно забрудненій зоні, на території якої діє прийнятий в травні 1991р Закон СРСР “Про соціальний захист громадян, що постраждали внаслідок Чорнобильської катастрофи”. Згідно з цим законом основною концепцією для прийняття рішень по захисту населення та відшкодування шкоди є річна ефективна еквівалентна доза Не, 36 бер, обумовлена аварійним викидом на ЧАЕС для забруднених районів СНГ. Допустимою та не вимагаючою втручання в 1991 р та наступні роки прийнята річна індивідуальна ефективна еквівалентна доза в 1 м 36 (0,1 бер). Зазначене значення дорівнює середньому природному фону опромінення.

В діапазоні 1-5 мЗв (0,1-0,5 бер) можуть вживатися заходи по зменшенню доз до 1 мЗв, в основному шляхом обмеження використання забруднених продуктів та інших захисних заходів.

За щільністю забруднення груну радіонуклідами (A_S, Ки/км²) забруднена територія поділяється на 4 зони:

Зона відселення, в якій A_S вище: для ¹³⁷Cs - 15, ⁹⁰Sr - 3, ^239,240Pu - 0,1 Ки/км². Цей критерій прийнятий ще на першій стадії, в травні 1986р. В новому законі прийнято: якщо A_S по ¹³⁷Cs досягне або більше 40Ки/км², а очікувна Не може перевищити 5мЗв (0,5 бер), - населення має бути евакуйоване;

Зона проживання з правом на відселення, в якій A_S по ¹³⁷Cs дорівнює від 5 до 15 Ки/км² та очікувана Не перевищує 1 мЗв (0,1 бер).

Зона проживання з пільговим соціально-економічним статусом, в якому A_S по ¹³⁷Cs дорівнює від 1 до 5 Ки/км² та Не менше 1 мЗв (0,1 бер).

На території будівництва комплексу “Вектор” поверхневе забруднення складає від 4 до 40 Ки/км². Якщо виходити з припущення, що вимоги безпеки стосовно заново створеної споруди не повинні бути більш жорсткі, ніж може бути зебезпечене навколишнім середовищем, то в розрахунках можна орієнтуватися на значення межі ефективної еквівалентної дози 5мЗв, прийнявши його за шуканий рівень Нз.

З іншого боку за межу індивідуальної ефективної еквівалентної дози МКРЗ рекомендує під час тривалого опромінення (що має місце під час захоронення) приймати значення 1мЗв/рік (0,1 бер/рік), при цьому річний ризик складає 10^-5. МКРЗ розглядаються також умови, при яких джерело опромінення може бути зняте з контролю: очікувана колективна доза має бути не більше 1 люд.Зв, а її річні складові індивідуальні ефективні еквівалентні дози нижче 0,1 мЗв, що відповідає квоті межі дози - 10%. Звідси витікає, що з радіоактивними відходами з загальною та питомою активністю нижче рівня, розрахованого виходячи з вказаного значення дози - 0,1 мЗв/рік при квоті 10%, можна поводитись так само, як і з нерадіоактивними відходами. Практично це означає, що відносно таких відходів під час поводження з ними не обов’язкові спеціальний дозвіл, реєстрація або інші заходи обліку.

В зв'язку з вищевикладеним, розрахунок необхідного терміну функціонування довгочасних сховищ комплекса “Вектор” виконаний виходячи з двух значень межі ефективної еквівалентної дози (при квоті - 100%): Не = 1мЗв/рік; Не= 5мЗв/рік, оскільки більш жорстке значення Нз не виправдано установленою радіаційною обстановкою.

Під час розрахунку враховувались всі шляхи опромінення: прямі, до яких відноситься зовнішнє опромінення від фотонів та S^± - частинок радіонуклідів, які містяться у відходах, та непрямі шляхи впливу, до яких відносяться внутрішнє опромінення від радіонуклідів, які потрапили в організм в результаті їх міграції по харчовим та біологічним ланцюгам, а також за рахунок споживання води, забрудненої в результаті міграції радіонуклідів.

Розрахунок ПГА проводився за формулою:

, де

Нз - рівень індивідуальної ефективної еквіваленної дози, яку отримують під час захоронення радіоактивних відходів Нз= Не*К (де K - квота на захоронення);

n - шляхи впливу випромінювання;

w_j - зважений фактор;

В_ijn - дозовий коефіцієнт, характеризуючий індивідуальну еквівалентну дозу опромінення, одержану по n-му шляху впливу від одиничної питомої активності i-го радіонукліда у відходах.

Для розглянутої групи радіонуклідів лімітуючим являється зовнішнє опромінення, під час розрахунку дозового коефіцієнта від зовнішнього опромінення прийнято, що джерело опромінення - безкінечний плоский. Розрахунок дози приведений для висоти a=1м., що відповідає відстані від джерела до гонад дорослої людини. Поглинання та багаторазове розсіювання в цьому шарі повітря не враховувалось, так як прийнято, що ці два механізма взаємодії приблизно взаємно компенсують один одного.

Для даної категорії відходів та їх форм, шляхом, що визначає дозу внутрішнього опромінення є харчовий шлях, інгаляцією (за рахунок пилення відходів під час руйнування сховища) можна знехтувати. Індивідуальні дози по харчовому шляху поступання радіонуклідів розраховані у додатку, що споживаються тільки місцеві продукти харчування.

Результати розрахунків, представлені в табл 4.1. показують, що необхідний час для ізоляції радіоактивних відходів має бути в діапазоні 170-320 років при вихідній питомій активності по продуктам ділення 3,7 10⁶ Бк/кг, а по актинидним елементам (²³⁹Pu) - при початковому вмісті 2,2 10⁴ Бк/кг - складає 3,8 10⁴ років.