Минимизация радиационного воздействия на население при подземном захоронении неподлежащего переработке отработавшего ядерного топлива в кристаллических породах Кольского полуострова (2 этап)

Коротко напомним основную цепочку рассуждений и результаты исследований предыдущего этапа ( Амосов и др ., 2004). На подземном объекте хранения регионального неперерабатываемого ОЯТ в результате диверсионного акта происходит пожар и взрыв. Последствием такого развития событий явилось принятие ответственными органами решения о консервации объекта (например, запечатывании всех стволов доступа, либо выполнение закладки помещений объекта бетоном). В результате объект долговременного контролируемого хранения ОЯТ фактически переходит в объект окончательного неконтролируемого захоронения отработавшего топлива. Причем этот вариант захоронения может существенно отличаться от вариантов проектируемых геологических могильников ядерных материалов, как по месту его расположения (неоптимальные глубина заложения и гидравлические характеристики вмещающей среды), так и по конструкционным особенностям.

Выполняемый проект является дальнейшим развитием подхода специалистов Горного института КНЦ РАН к проблеме оценки безопасности подземных ядерно-энергетических объектов. Исследования направлены на оценку отдельных параметров гипотетического объекта геологического захоронения в целях минимизации радиационного воздействия на население и окружающую среду от радиоактивности, высвобождаемой в течение значительных периодов времени.

В рамках проекта предполагается посредством построения гидрогеологической модели, выполнения серии компьютерных расчетов и анализа результатов выявить влияние на величину дозовых нагрузок для населения двух достаточно значимых параметров, а именно: глубины размещения объекта и расстояния от хранилища до водозаборной скважины. При этом рассматривается единственная (но весьма важная) траектория поступления радиоактивности в организм человека – потребление загрязненной питьевой воды.

Поставленная задача может быть решена в основном методами математического моделирования. Как и планировалось, решение задачи в полном объеме выполнено в два этапа. На первом этапе выполнен значительный объем подготовительной работы, в частности:

• •    построена гидрогеологическая модель представительной площадки размещения подземного хранилища неперерабатываемого ОЯТ;

• •    выполнены численные эксперименты по расчету скоростных полей подземных вод с учетом размещения рассматриваемого объекта на различной глубине и вариации гидравлического градиента;

• •    обобщены миграционные характеристики предполагаемых для изучения долгоживущих радионуклидов (коэффициенты распределения и молярные растворимости) для типичных геохимических условий региона.

Как и на первом этапе, для математического моделирования процессов высвобождения радиоактивности из аварийного объекта и миграции радионуклидов в напорных водоносных горизонтах использовался компьютерный код PORFLOW (ACRi) ( PORFLOW …, 1996). На втором этапе исследований также выполнены все запланированные работы, а именно:

• •    подготовлены в соответствии с требованиями формата компьютерного кода PORFLOW файлы исходных данных для выполнения расчетов процессов распространения радиоактивности с учетом размещения объекта захоронения по глубине. Проведены численные эксперименты процессов высвобождения из хранилища растворенной в воде порового пространства радиоактивности, миграции радионуклидов в геосфере и мониторинг концентрации радиоактивности в точках контроля. Точки контроля располагались на глубинах 25 (№ 1), 50 (№ 2) и 100 (№ 3) м от поверхности и на различных расстояниях от хранилища;

• •    построены кривые динамики концентрации основных дозообразующих радионуклидов в точках контроля, а также изолинии пространственного распределения растворенной радиоактивности в геосфере. Выполнен анализ полученных результатов;

• •    на основе подготовленных в соответствии с НРБ-99 (Нормы радиационной безопасности, 1999) дозовых коэффициентов для изотопов ¹²⁹I и ⁷⁹Se выполнен расчет динамики мощности индивидуальной эквивалентной дозы для населения, потребляющего питьевую воду из мест водозабора. Отрисованы кривые, выполнена систематизация и анализ результатов динамики мощности индивидуальной эквивалентной дозы для населения посредством поступления активности в организм человека через питьевую воду;

• •    определены параметры модели (глубина размещения объекта захоронения и расстояние от него до источников водопользования), обеспечивающие минимум радиационного воздействия на население.

2.    Результаты расчетов миграции радионуклидов

В соответствии с инструкцией пользователя компьютерного кода PORFLOW были подготовлены файлы исходных данных с учетом размещения рассматриваемого объекта на различной глубине и двух указанных выше значений гидравлического градиента. Поскольку именно содержание долгоживущих радионуклидов обуславливает радиологическую опасность неподлежащего переработке ОЯТ в течение десятков тысяч лет, в численных экспериментах были задействованы следующие радионуклиды, входящие в его состав ( Мельников и др ., 2003a): ⁷⁹Se, ⁹⁹Tc, ¹²⁹I, ¹³⁵Cs, ²³⁵U, ²³⁶U, ²³⁸U, ²³⁷Np, ²³⁹Pu, ²⁴⁰Pu, ²⁴²Pu. Для радионуклидов, характеризующихся высокой растворимостью, использовалась модель мгновенного растворения, для остальных – модель предела растворимости ( Мельников и др ., 2003б). Временной период исследования миграции радионуклидов был ограничен сроком 10000 лет. Основными причинами выбора такого срока явились следующие: рассмотрение более отдаленных последствий встречает ряд серьезных возражений, обусловленных как возрастающей неопределенностью при выборе миграционных параметров, так и изменением климатических и геологических условий на Земле, а также известной непредсказуемостью человеческой деятельности. Так как глубина размещения хранилища варьировалась от 80 м до 140 м относительно поверхности, то для каждого анализируемого радионуклида получилось 14 вариантов.

Далее была выполнена визуализация пространственных полей загрязнения. Для этого с помощью разработанных вспомогательных программ были сначала выделены подлежащие визуализации вертикальные и горизонтальные сечения моделируемой области, а потом с помощью программного кода SURFER отрисованы поля загрязнения в различных вертикальных и горизонтальных сечениях модели, наиболее полно отражающих особенности поля течения. Для построения изолиний был использован метод интерполяции "Kriging", позволивший, по мнению авторов, обеспечить более адекватное представление результатов. В качестве примера на рис. 1 приведены результаты пространственного распределения растворенного изотопа 129I для гидравлического градиента 0.01 м/м при самом глубоком (140 м, рис. 1 верхний) и самом неглубоком (80 м, рис. 1 нижний) расположении хранилища ОЯТ. Приведенные графики дают определенное представление о возможном пространственном загрязнении подземных вод изотопом 129I для двух крайних положений по глубине размещения хранилища ОЯТ для минимального из рассмотренных значений гидравлического градиента.

Рис. 1. Пространственное распределение изотопа 129I растворенного в воде порового пространства при гидравлическом градиенте 0.01 м/м для двух крайних положений по глубине размещения хранилища ОЯТ на 10000 лет

На рис. 1 выделены два значения концентрации этого изотопа. Минимальное значение отвечает принятому в НРБ-99 определению уровня вмешательства, соответствующего мощности эффективной дозы 0.1 мЗв/год. Максимальное значение является отношением предела годового поступления к массе питьевой воды, с которой радионуклид поступает в организм на протяжении календарного года ( Нормы радиационной… , 1999). На рисунках хорошо видно, что при самом глубоком размещении хранилища ОЯТ распространение загрязнения происходит, в основном, в нижней части моделируемой области (рис. 1 верхний), а при размещении хранилища ОЯТ ближе к поверхности распространение примеси имеет место в верхней части водоносного горизонта (рис. 1 нижний). Можно заметить, что объем области загрязнения с границей выше значения 7.26 Бк/кг для самого глубокого размещения хранилища от поверхности существенно больше, чем для самого неглубокого. Данный результат имеет объективное объяснение: как показано на 1-м этапе исследований по этому проекту, скорости течения подземных вод на высотных отметках порядка 80 м существенно выше, чем на отметках 140 м. Аналогичное построение пространственного распределения загрязнения при максимальном гидравлическом градиенте (0.05 м/м), в целом, повторяет приведенную картину: при глубоком размещении хранилища ОЯТ распространение радиоактивности происходит в нижней части области моделирования, а при менее глубоком – в верхней части водоносного горизонта. При этом на время 10000 лет область загрязнения выше уровня 7.26 Бк/кг при глубоком размещении хранилища ОЯТ существенно меньше, а при неглубоком размещении область с этим уровнем загрязнения к указанному времени уже полностью отсутствует. Очевидно, что такая ситуация обусловлена более быстрым разбавлением загрязнения.

Для всех указанных точек контроля проанализирована динамика концентрации анализируемых радионуклидов. Выполненный анализ показал, что сорбирующиеся и слабо сорбирующиеся радионуклиды (изотопы плутония, урана, цезия, технеция и т.п.) на расстояниях от хранилища более 500 м проявляют себя в незначительных концентрациях, не представляющих опасности для окружающей среды. Интересные для последующего анализа потенциально опасные концентрации радионуклидов на расстояниях свыше 500 м проявляются лишь для несорбирующихся и практически несорбирующихся долгоживущих радионуклидов (129I, 79Se). При этом концентрация каждого из радионуклидов имеет вполне определенные, разделенные во времени и пространстве максимумы, зависящие, в первую очередь, от значения гидравлического градиента. Например, для изотопа 79Se при размещении хранилища на глубинах менее 100 м от поверхности и гидравлическом градиенте 0.05 максимумы в точках контроля на расстояниях 500, 1100 и 1700 м от объекта проявляются через ~5000, ~7000 и более 10000 лет, соответственно. Причем на одном и том же расстоянии время достижения максимума зависит еще и от глубины расположения точки контроля.

Рис. 2. Динамика концентрации изотопа 129I при различных глубинах расположения объекта захоронения радиационно-опасных материалов для гидравлических градиентов 0.01 (слева) и 0.05 (справа) на расстоянии 1100 м от хранилища вдоль оси Х

Для несорбирующегося во вмещающем массиве изотопа 129I аналогичные максимумы проявляются уже в течение первых 4000 лет, существенным образом завися от величины гидравлического градиента и глубины расположения точки контроля. При выборе глубины размещения хранилища от поверхности более 100 м имеет место ситуация, когда ярко выраженных максимумов не фиксируется и сам уровень концентраций существенно ниже. В качестве примера на рис. 2 представлена динамика концентрации изотопа 129I при различных глубинах расположения объекта захоронения для гидравлических градиентов 0.01 и 0.05, соответственно, в точке контроля на глубине 25 м от поверхности на расстоянии 1100 м от хранилища. Можно отметить, что концентрация 129I при гидравлическом градиенте 0.05 на расстоянии 1100 м от хранилища в самой верхней точке контроля, достигнув своего максимального значения, начинает резко падать, уменьшаясь почти в 2 раза через 10000 лет, а при гидравлическом градиенте 0.01 максимальная концентрация этого радионуклида уменьшается не столь резко. Отмеченная особенность относится и к точкам контроля более глубокого залегания.

3.    Результаты расчетов мощности индивидуальной дозы

На основе НРБ-99 были получены коэффициенты перехода от концентрации радиоактивности изотопов 129I и 79Se в поровой воде (Бк/м3) к мощности эквивалентной дозы (Зв/год). С помощью этих коэффициентов выполнен расчет динамики мощности индивидуальной эквивалентной дозы для населения, потребляющего питьевую воду из мест водозабора. Результаты расчета визуализированы и систематизированы. На основе анализа результатов динамики мощности индивидуальной эквивалентной дозы для населения определены параметры модели (глубина размещения объекта захоронения и расстояние от него до источников водопользования), обеспечивающие минимум радиационного воздействия на население. В качестве примера расчетных данных в таблице приведены пиковые значения мощности индивидуальной эквивалентной дозы для индивидуума посредством поступления активности в организм человека через питьевую воду, выкачиваемую из скважин глубиной 25, 50 и 100 м, расположенных на расстояниях 1100 и 1700 м от хранилища для обоих значений гидравлического градиента.

Дополнительно, для большей наглядности на рис. 4 представлены экстремумы мощности эквивалентной дозы для изотопа 129I на расстоянии источника водопользования 1100 м от хранилища ОЯТ при гидравлическом градиенте 0.01.

Таблица. Максимальные значения мощности эквивалентной дозы для изотопа 129I при водозаборе питьевой воды с глубин 25, 50 и 100 м от поверхности на различных расстояниях от хранилища для двух значений гидравлических градиентов, мЗв/год

Глубина размещения хранилища ОЯТ	Гидравлический градиент
	0.05                  1		0.01
	Расстояние от хранилища вдоль оси X
	1110 м	1710 м	1110 м	1710 м
25 м от поверхности
140 м	0.0089	0.0108	0.0113	0.0136
130 м	0.0112	0.0121	0.0142	0.0152
120 м	0.0138	0.0135	0.0175	0.0171
110 м	0.0134	0.0120	0.0196	0.0175
100 м	0.170	0.142	0.177	0.148
90 м	0.176	0.145	0.185	0.152
80 м	0.185	0.148	0.194	0.155
50 м от поверхности
140 м	0.0106	0.0115	0.0134	0.0144
130 м	0.0128	0.0126	0.0162	0.0159
120 м	0.0153	0.0139	0.0194	0.0175
110 м	0.0144	0.0122	0.0209	0.0177
100 м	0.179	0.143	0.185	0.148
90 м	0.183	0.145	0.192	0.152
80 м	0.190	0.148	0.199	0.155
100 м от поверхности
140 м	0.0242	0.0175	0.0301	0.0219
130 м	0.0250	0.0174	0.0311	0.0218
120 м	0.0255	0.0173	0.0318	0.0217
110 м	0.0205	0.0138	0.0294	0.0198
100 м	0.224	0.147	0.232	0.153
90 м	0.220	0.148	0.230	0.154
80 м	0.214	0.148	0.223	0.154

Рис. 3. Мощность дозы для изотопа 129I на расстоянии источника водопользования 1100 м от хранилища ОЯТ при гидравлическом градиенте 0.01

Выполненный анализ результатов для всех трех глубин расположения точек контроля показывает, что пиковые значения мощности дозы, отвечающие максимумам концентрации изотопа ¹²⁹I в поровой воде на расстояниях от хранилища более 1000 м и при расположении хранилища на глубине 80100 м, оказываются ниже величины 1 мЗв/год, установленной НРБ-99, примерно в 4-6 раз. При размещении хранилища на глубине 110-140 м от поверхности аналогичные величины получаются еще на порядок ниже и находятся на уровне 0.01-0.03 мЗв/год при всех проанализированных глубинах точек контроля. Как видно из приведенной таблицы, а также анализа аналогичных результатов для более глубоких точек контроля, размещение хранилища ОЯТ на глубинах более 100 м от поверхности приводит к существенно более низким уровням мощности дозы, чем при размещении хранилища на глубине 100 м и менее от поверхности. Рассчитанные в рамках принятой модели значения мощности дозы для глубины размещения хранилища ОЯТ более 100 м от поверхности близки эквиваленту уровня пренебрежимого риска для населения (0.014 мЗв/год ( Нормы радиационной безопасности , 1999)).

4.    Заключение

Таким образом, в рамках используемых модельных представлений можно констатировать, что для диапазона изменения гидравлического градиента, характерного для потенциальных площадок региона, в условиях изученной аварийной ситуации существенно более безопасно размещение подземного хранилища ОЯТ на глубине более 100 м от поверхности. При этом организацию водозабора питьевой воды с помощью скважин предлагается осуществлять на расстояниях не менее 1000 м от объекта.

Работа выполнена при финансовой поддержке Российского фонда фундаментальных исследований и Правительства Мурманской области (проект № 03-05-96161).