Захоронение радиоактивных отходов в подземных резервуарах (хранилищах)

Способов хранения и захоронения жидких и твердых радиохимических отходов существуют достаточно много.

В зависимости от удельной активности отходов выбирают схемы для их переработки, дезактивации, удаления и длительного хранения. Обычно высокоактивные отходы хранят в металлических резервуарах довольно большой емкости. При распаде радиоактивных нуклидов выделяется так много тепла, что при неправильном хранении может вызвать самопроизвольное кипение отходов. По этому признаку отходу подразделяют на две категории: кипящие и некипящие. Кипящие отходы требуют создания таких условий хранения, при которых процесс кипения не должен приводить к нежелательным последствиям (взрыву и разбросу активности). Средств для предотвращения таких нежелательных явлений достаточно много[3, 347-349].

На практике наиболее распространенным методом удаления высокоактивных отходов является вечное хранение их в подземных резервуарах. Их сооружают из железобетона и футеруют сталью. Емкость резервуаров бывает различной (от несколько сотен до несколько тысяч кубических метров). Каждый такой резервуар снабжен воздушными циркуляционными насосами или охлаждающими змеевиками. Кроме того, резервуар имеет систему обнаружения утечки и специальный поддон, на котором он стоит. Назначение такого поддона - удерживать просочившиеся вследствие каких-либо непредвиденных обстоятельств радиоактивные отходы и предупреждать попадание радиоактивных веществ в почву. Снаружи резервуары обволакиваются толстым слоем земли. На станции захоронения имеется распределительный центр, который позволяет в случае необходимости по команде дистанционно направляют отходы в любой другой резервуар.

Для сокращения больших объемов жидких отходов существуют способы упаривания их. [3, с.347]

В США приведены исследования по созданию хранилищ для жидких и твердых высокоактивных отходов (емкостью порядка 150 000 м³ ) в кристаллических подстилающих породах на глубине около 450 м. Расчеты, приведенные в Саванна-Ривер, показали, что радиоактивные нуклиды из естественных хранилищ в кристаллической породе перемещаются с очень незначительной скоростью и могут достичь ближайшей реки (Саванны) не ранее чем через 600 лет.

Эти сведения, казалось бы, очень интересны, поскольку сулят большие экономические выгоды. Однако результаты аналогичных работ, проведенных в Советском Союзе, расцениваются не так оптимистично. Основной научной предпосылкой использования природных геологических формаций в качестве хранилищ жидких радиоактивных отходов является возможность естественной очистки их от радиоактивных нуклидов. При этом породы и грунт рассматриваются или как высокий по качеству механический фильтр, или как колонна природного сербента, обладающего способностью глубокой очистки растворов различного химического состава от продуктов деления. Очевидно, в природе не могут существовать на разных участках совершенно одинаковые по составу и скорости движения пластовых вод.

Исследования, проведенные Институт физической химии АН СССР, показали, что использовались верхнии грунтовые массивы, расположенные под водоносными горизонтами, для свободного сброса жидких радиоактивных отходов в санитарном отношении недопустимо; наиболее равномерное распределение и миграция отходов и радионуклидов при наименьшем объеме загрязняемых грунтов происходят при горизонтальном распространении сбросов, что можно осуществлять в пористых водоносных горизонтах. Основными условиями использования водоносных горизонтов являются небольшая скорость движения пластовых вод и надежная гидроизоляция горизонта снизу. Таким условиям отвечают глубинные горизонты реликтовых вод и локальные структуры застойных вод [3, с.347-348].

Предложена концепция т. наз. тензиометрической консервации захоронения радиоактивных отходов в грунте, суть которой сводится к тому, что, с целью существенного снижения миграции радионуклидов, в насыщенные формации нагнетается сухой воздух. Этим достигается снижения влагосодержания грунта, приводящее к созданию дополнительного барьера (тензометрического) на пути миграции радионуклидов. Такая концепция может иметь практическое значение и распространение для захоронений радиоактивных отходов на малых глубинах, типа траншейных. Представлены результаты теоретических лабораторных и полевых исследований по обоснованию технической осуществимости и эффективности предложенной концепции [4, с. 167-189].

Вопросами глубинного захоронения активно занимаются и другие организации Советского Союза, в том числе Московская станция захоронения. В районе расположения этой станции изучены возможности захоронения отходов непосредственно в грунты без специальной армировки стенок и днища могильника. Опытный участок захоронения до глубины 40 м сложен четвертичными супесями и покровными суглинками. Результаты захоронения показали, что распространение радиоактивных веществ в суглинках имеет инфильтрационных характер. За год обнаружено проникновение радиоактивности, обусловненной стронцием-90, до 0,5 м и цезием-137 - до 0,7 м. На основании этого был сделан вывод: скорость распространения в грунтах радиоактивных отходов в земляные хранилища в районе Московской станции неприемлемо [1, с.86-87].

Проекты глубоких геологических хранилищ для радиоактивных отходов и отработавшего ядерного топлива включают барьерные системы, которые в дополнение к контейнеру, содержащему радиоактивные отходы, образуются с использованием засыпочных и герметизирующих материалов, отвечающих определенным требованиям и критериям. Наиболее важным свойством барьерных систем является их низкая проницаемость и пористость в совокупности с высокой удерживающей способностью для отдельных радионуклидов. К этим материалам, используемым в барьерных системах, относятся природные глины, цементирующие вещества, битум и асфальт [5, с. 3-5].

Такие выводы показывают, как это и предполагалось, что не каждую структуру и не каждую геологическую формацию можно использовать для глубинного захоронения отходов. Более того, не так просто найти участки, отвечающие всем требованиям надежного захоронения высокоактивных отходов.

Место для глубинного захоронения низкоактивных отходов найти легче, и такое захоронение весьма привлекательного в экономическом отношении.

Обзор. Рассмотрена проблема обоснования проектов глубоких геологических хранилищ для высокоактивных радиоактивных отходов. Различные аспекты, которые в связи с этим возникают, могут частично получить подтверждение правильности исследования при сравнении их с такими же аспектами природных аналогов, типа останков природного атомного реактора в Окло (Габон). Геологические, гидродинамические и геохимические аспекты могут излучаться в ториевых отложениях Morro de Ferro в Бразилии, а вопросы связанные с долговечностью использования цементирующих пробок или растворенных материалов на площадке Hatrurium Formation в Израиле. Кроме того, некоторые вопросы по геологическим хранилищам получили разрешение в процессе реализации международного проекта Stripa на базе шведской концепции захоронения отработавшего ядерного топлива KBS-3 объединенными усилиями ряда стран-членов NEA при ОЭСР. Отмечена разработка авторадиографического метода анализа гранита, который дает возможность различить имеющиеся в граните кварц и К-полевой шпат, а также ряд методов ренгеномикрографии для применения в областях с определенным условием радиоактивности [6, с. 151-156].

Оценка безопасности хранилища радиоактивных отходов необходима для оценки риска, которому подвергается население, живущее около хранилища. Рассмотрена модель миграции радионуклидов в геосфере в качестве одной из важных моделей подсистем оценки риска подземного хранилища высокоактивных радиоактивных отходов. Основным путем выщелачиваемых нуклидов из хранилища является миграция по разломам геологических сред. Замедление миграции нуклидов в основном осуществляется за счет поглощения нуклидов на поверхности разломов и в микропорах породной матрицы. Отмечено, что простая модель, разработанная для оценки замедления миграции радионуклидов в системы породных разломов, позволяет на основе второго закона Фика получить критерий оценки риска [7, с. 372-373].

Рассмотрены вопросы оптимизации компоновки подземных могильников высокоактивных радиоактивных отходов с учетом экономики, консервации радиоактивных отходов, устойчивости к давлению внешней среды, удержанию радионуклидов, механического взаимодействия в ближней зоне захоронения и других факторов. На основе анализа и обобщения результатов расчетного исследования проблемы разработаны следующие рекомендации по оптимальному захоронению радиоактивных отходов: глубина захоронения в горной породе 800 м, в осадочных породах - 500 м; размещение радиоактивных отходов - горизонтальное; толщина контейнера - 20 см; слой бентонита - 70 см, внутренний диаметр туннелей - 2,3 м, расстояние между туннелями (по оси) - 20 м [8, с. 291-302].

Анализ критичности отработавшего ядерного топлива ядерного реактора TRIGA Mark II проведен с использованием программы MCNP, основанной на методе Монте-Карло, и программы расчета ячейки WIMS. Рассмотрены два типа твэлов: стандартные твэлы в оболочке из нержавеющей стали с содержанием урана 12 мас. % без выгорания и твэлы FLIP, содержащие эрбии в качестве выгорающего поглотителя, с выгоранием 30%. Проведено исследование зависимости параметров критичности хранилища от шага решетки, выгорания ядерного топлива и плотности воды. Проанализированы нормальные и аварийные условия. Отмечена наблюдавшаяся сильная зависимость коэффициента размножения от расстояния между твэлами и эффективной плотности воды. Коэффициент размножения <1 ожидается для бесконечной решетки твэлов с шагом > 6,5 см независимо от типа твэла. При меньших шагах подкритичность обеспечивается добавлением поглотителей, даже если твэлы выгорели до 20%. Результаты, полученные с помощью двух программ, хорошо согласуются между собой для нормальных условий. Сделан вывод, что WIMS может использоваться как дополнение к MCNP в некоторых вопросах анализа критичности [9, с. 365-372].

В Бельгии в настоящее время находиться в эксплуатации 7 PWR СУЭМ 5000 Мвт. До сих пор отработавшее ядерное топливо ядерных ректоров отправлялось на переработку во Францию (La Hague, Cogema). Однако по политическим и экономическим соображениям теперь решено основной объем отработавшего ядерного топлива оставлять на хранение. В связи с этим возникла необходимость в создании специальных хранилищ, рассчитанных на довольно неопределенные сроки эксплуатации. Выбор площадок для этих хранилищ осуществлялся с учетом народонаселенности региона и интенсивностью воздушных маршрутов (на случай авиакатастрофы). В результате было решено выбрать площадку Doel для сооружения “сухого” хранилища и Tihanqe - для хранилища “влажного” типа. Описаны концепции обоих хранилищ [10, с. 29-40].

Референдум 1980 года, проведенный в Швеции, принял решение о прекращении эксплуатации всех АЭС страны после 2010 года. В связи с этим отпала альтернатива в решении вопроса о судьбе отработавшего ядерного топлива, которое подлежит захоронению после временного хранения. К тому времени объем отработавшего ядерного топлива составит около 7800 т. В настоящее время обработавшее ядерное топливо 12 LWR переправиться в хранилище CLAB, сооружение которого осуществлено в начале 80-х годов. В 1995 году в него была загружена 1-я партия отработавшего ядерного топлива и после 9 лет его эксплуатации в нем складировано уже около 2000 т отработавшего ядерного топлива. В 1992 году проектная емкость CLAB была увеличена с 3 до 5 тыс. т. Для решения основной задачи обращения с отработавшим ядерным топливом - захоронения предстоит еще построить завод по контейнеризации отработавшего ядерного топлива перед захоронением. Кратко обсуждены перспективы решения проблемы в целом [11, с. 121-133].

Описана теория очистки грунта от радиоактивного загрязнения в перемешивающемся потоке жидкости. Показано, что есть пороговая интенсивность перемешивания жидкости, до которой не происходит дезактивация. После порога при увеличении интенсивности перемешивания допустима очистка крупных фракций грунта, причем характерное время очистки тем меньше, чем больше интенсивность перемешивания и меньше загрязненность грунта. Выше некоторой интенсивности перемешивания допустима полная дезактивация грунта. Характерное время очистки уменьшается с увеличением интенсивности перемешивания. Теория ограничивается случаем относительно равномерного загрязнения поверхности частиц [18, с.136-140, 160].

В июле 1993 года в радиоэкологическую лабораторию Агенства по охране окружающей среды EPA (NAREL, США) от предприятия по производству источников света Hunter’s Point Annex были переданы 3 пробы грунта с участка E для анализа радионуклидного состава, структуры и распределения радионуклидов. На основе результатов анализа, выявивших наличие главным образом ²²⁶Ra, была сформулирована программа радиоэкологического обследования участка с целью определения масштабов радиоактивного загрязнения, в соответствии с которой в NAREL, были доставлены дополнительно 10 проб грунта, отобранных в различных местах в сентябре 1993 года. Наряду с их анализом от лаборатории требовалось произвести выбор способа дезактивации загрязненной территории. Представлены и обсуждены предварительные результаты этой работы [19, с.622].

Представлена часть текущего отчета по исследованию безопасности при обращении с радиоактивными отходами Отдела исследований безопасности окружающей среды JAERI (Япония). В рамках проблемы захоронения радиоактивных отходов в геологических формациях проведены исследования миграции нуклидов уранового ряда на базе 3 месторождений урановой руды: Koongarra (Австралия), Oklo (Габон) и месторождения песчаникового типа в Японии. На первом месторождении исследована миграция в скальной системе в процессе эрозии от хлорита до каолинита. Были отобраны образцы пород, которые затем превращались в порошки и исследовалось растворение урана в них. Второе месторождение является одним из наиболее явных природных аналогов природным ядерным топливом и содержит большую концентрацию продуктов деления. Исследованы характеристики миграции трансурановых элементов и продуктов деления. Граниты третьего месторождения, находящиеся под рукой, исследовались методом нейтронного активационного анализа для нахождения корреляций элементов (La, Ce) и не найдены для тяжелых элементов (Yb, Lu), что свидетельствуют о фракционировании элементов в процессе эрозии гранита [20, с.59-61].

После постройки в 1966 г. установки для глубинного захоронения радиоактивных отходов была произведена закачка в недра сбросных радиоактивных растворов в скважину на глубину 1550 м. Всего в скважины было удалено несколько сотен тысяч кубических метров дезактивационных растворов общей активностью в несколько десятков тысяч кюри.

Предложена математическая модель, описывающая процесс делокализации радионуклидов из контейнеров с отходами и их последующую миграцию до нижележащего водоносного горизонта в случае возникновения аварийной ситуации в хранилище. Для решения уравнений, лежащих в основе модели, предложены для метода: численный и аналитический . Сравнение решений, полученных с использованием каждого метода, дает высокую степень совпадения результатов. Показано, что описанная математическая модель может применяться для решения более широкого круга задач [12, с. 40-47, 74].