Вопросы безопасности подземного регионального могильника радиоактивных отходов на Кольском полуострове

дополнительные оценки и использован западноевропейский опыт описания радионуклидного состава отходов, основанный на знании корреляционных связей между хорошо детектируемыми (реперными) радионуклидами (⁶⁰Co, ¹³⁷Cs) и трудно определяемыми β - и α -активными долгоживущими осколками деления, продуктами активации и актиноидами. Данные по активностям представлены в табл. 3.

Таблица 1. Максимальная активность отходов к 2020 году

Производитель	Отходы	Активность		Общая активность, ТБк
		удельная мКи/кг	общая (ТБк)
				60 Co	137 Cs	90 Sr	59 Ni	63 Ni
СФ	цементированная зола	1.0	23.8	1.64	15.9	6.29	0	0
СФ	горячее прессование	1.0	17.6	0.36	13.8	3.43	0	0
СФ	суперпрессование	3.0	300	5.30	205	50.8	0.81	38.4
СФ	неперерабатываемые II группы	3.0	1100	224	261	215.	5.14	391
СФ	неперерабатываемые I и II группы	0.3	24.8	4.51	4.37	4.33	0.17	11.5
СФ	битуминизированные	2.5	44.8	1.31	35.5	7.53	0	0
СФ	битуминизированные	10.	75.6	2.21	59.9	12.7	0	0
СФ	шламы	1.0	18.7	0.50	3.24	11.3	0.07	3.64
КАЭС	переработанные ТРО	0.4	33.5	12.1	18.7	0	0	2.63
КАЭС	переработанные ТРО	0.4	48.2	17.4	27.0	0	0	3.80
КАЭС	неперерабатываемые ТРО	10.	559	111	287	0	0	161
КАЭС	перерабатываемые ТРО	2200	17900	5370	0	0	89.5	10200
КАЭС	отвержденные ЖРО	0.4	577	16.1	561	0	0	0
АТОМФЛОТ	отвержденные ЖРО	1.0	206	6.35	160	36.6	0	0
АТОМФЛОТ	отвержденные смолы	10.	176	31.4	60.8	75.3	0	0
	Итого (TБк)		21100	5800	1710	430	96	10820

Таблица 2. Распределение объемов и количества контейнеров с РАО по мощности дозы на поверхности упаковок (объем, м3 / число контейнеров)

Тип контейнера	Мощность дозы, мЗв/ч
	менее 0.1	0.1 ÷ 10	более 10	Всего
НЗК	46800/11100	104000/55500	5700/5400	157000/72000

Таблица 3. Общая активность радионуклидов (на основе данных о характеристиках на 2020 г.)

Радионуклид Реперный радионуклид Корреляционный фактор Активность, Бк камер силоса d (контейнер 1.8) камер силоса d (контейнер 1.8) силоса d (контейнер 1.10) Итого 14C 60Co 2.90⋅10-2a 2.90⋅10-2a 1.40⋅1013 5.91⋅108 1.49⋅1013 2.89⋅1013 59Ni известно 1.06⋅1012 8.95⋅1013 5.14⋅1012 9.57⋅1013 60Co известно 4.82⋅1014 5.37⋅1015 5.14⋅1014 6.37⋅1015 63Ni известно 2.33⋅1014 1.02⋅1016 4.11⋅1014 1.09⋅1016 79Se 137Cs 4.00⋅10-6b 6.93⋅109 0 1.23⋅109 8.16⋅109 94Nb 60Co 1.20⋅10-2a 6.00⋅10-5a 5.78⋅1012 3.22⋅1011 3.08⋅1010 6.13⋅1012 99Tc 137Cs 4.20⋅10-4b 7.28⋅1011 0 1.30⋅1011 8.57⋅1011 129I 137Cs 1.00⋅10-6b 1.73⋅109 0 3.08⋅108 2.04⋅109 137Cs известно 1.73⋅1015 0 3.08⋅1014 2.04⋅1015 239Pu 137Cs 1.44⋅10-4a 2.49⋅1011 0 4.44⋅1010 2.94⋅1011 240Pu 137Cs 1.44⋅10-4a 2.49⋅1011 0 4.44⋅1010 2.94⋅1011 241Pu 137Cs 3.50⋅10-3a 6.06⋅1012 0 1.08⋅1012 7.14⋅1012 241Am 137Cs 1.41⋅10-3a 2.44⋅1012 0 4.35⋅1011 2.88⋅1012 241Am+241Pu c 137Cs 1.53⋅10-3a 2.65⋅1012 0 4.71⋅1011 3.12⋅1012 a на основе корреляционных факторов Горного института (расчетные данные);

^b на основе корреляционных факторов ANDRA;

^c эквивалентная активность, исходя из предположения о том, что весь ²⁴¹Pu распадается до ²⁴¹Am в отходах;

d под силосом здесь и далее понимается модуль, предназначенный для захоронения высокоактивных отходов дистанционного обращения.

Для оценки того, какие нуклиды могут привести к наибольшему облучению, были изучены два упрощенных сценария облучения: сценарий потребления питьевой воды и сценарий интрузии человека. Результаты такой оценки (для примера в табл. 4 представлены результаты изучения сценария интрузии человека) позволили отобрать следующие радионуклиды для последующего анализа: 14C, 59Ni, 63Ni, 79Se,94Nb, 129I, 239Pu и 241Am. Изотоп 239Pu имеет более длительный период полураспада, чем изотоп 240Pu с аналогичным поведением и радиотоксичностью, поэтому выбран только 239Pu.

Таблица 4. Рассчитанная доза для сценария исследования керна

Радионуклид	Зв/(Бк/м3)	Доза, полученная в сценарии исследования керна, Зв
		1 [год]	100 [лет]	300 [лет]	1000 [лет]	3000 [лет]	10000 [лет]
14 C	6.96 ⋅ 10-18	1.81 ⋅ 10-8	1.79 ⋅ 10-8	1.73 ⋅ 10-8	1.53 ⋅ 10-8	1.07 ⋅ 10-8	3.18 ⋅ 10-9
59 Ni	7.47 ⋅ 10-18	1.24 ⋅ 10-7	1.24 ⋅ 10-7	1.23 ⋅ 10-7	1.22 ⋅ 10-7	1.19 ⋅ 10-7	1.08 ⋅ 10-7
63 Ni	1.76 ⋅ 10-18	3.27 ⋅ 10-6	1.54 ⋅ 10-6	1.60 ⋅ 10-7	8.58 ⋅ 10-11	0	0
79 Se	3.04 ⋅ 10-17	6.55 ⋅ 10-12	6.54 ⋅ 10-12	6.52 ⋅ 10-12	6.45 ⋅ 10-12	6.25 ⋅ 10-12	5.62 ⋅ 10-12
94 Nb	4.45 ⋅ 10-15	2.75 ⋅ 10-7	2.74 ⋅ 10-7	2.71 ⋅ 10-7	2.62 ⋅ 10-7	2.36 ⋅ 10-7	1.68 ⋅ 10-7
99 Tc	9.00 ⋅ 10-18	2.04 ⋅ 10-10	2.04 ⋅ 10-10	2.04 ⋅ 10-10	2.03 ⋅ 10-10	2.01 ⋅ 10-10	1.94 ⋅ 10-10
129 I	1.18 ⋅ 10-15	6.35 ⋅ 10-11	6.35 ⋅ 10-11	6.35 ⋅ 10-11	6.35 ⋅ 10-11	6.35 ⋅ 10-11	6.35 ⋅ 10-11
137 Cs	1.72 ⋅ 10-15	9.29 ⋅ 10-5	9.21 ⋅ 10-6	9.00 ⋅ 10-9	8.31 ⋅ 10-19	0	0
239 Pu	2.65 ⋅ 10-14	2.06 ⋅ 10-7	2.05 ⋅ 10-7	2.03 ⋅ 10-7	1.98 ⋅ 10-7	1.81 ⋅ 10-7	1.36 ⋅ 10-7
240 Pu	2.65 ⋅ 10-14	2.06 ⋅ 10-7	2.04 ⋅ 10-7	1.97 ⋅ 10-7	1.77 ⋅ 10-7	1.29 ⋅ 10-7	4.48 ⋅ 10-8
241 Pu	5.08 ⋅ 10-16	9.59 ⋅ 10-8	7.78 ⋅ 10-10	4.17 ⋅ 10-16	0	0	0
241 Am	2.13 ⋅ 10-14	1.62 ⋅ 10-6	1.38 ⋅ 10-6	8.51 ⋅ 10-7	1.71 ⋅ 10-7	1.39 ⋅ 10-9	1.49 ⋅ 10-16

В соответствии с геологическими и гидрогеологическими характеристиками перспективных площадок и радиологической опасностью РАО была выбрана концепция захоронения отходов в инженерных сооружениях на глубине около 100 м. Концептуальный проект регионального могильника разработан в рамках упомянутого выше международного проекта. Могильник РАО представлен комплексом вскрывающих выработок, транспортных галерей и модулей для размещения упаковок с РАО, суммарный объем которых составляет около 160 тыс. м3.

Процедура выбора площадок, приемлемых для размещения могильника РАО, включала в себя несколько стадий. На первой стадии были исключены из рассмотрения территории месторождений полезных ископаемых, все зоны крупных тектонических разломов и повышенной трещиноватости, а также массивы пород с нестабильными свойствами. На второй стадии был проведен детальный анализ геологической структуры и тектонической картины региона, его сейсмичности и палеосейсмичности, геоморфологии, геологических и гидрогеологических характеристик, а также топографии, климата, поверхностного стока и подземного водообмена. В результате на основе имеющейся информации были отобраны 16 площадок на территории Мурманской области, 6 площадок на материковой части Архангельской области и 3 площадки на архипелагах Новая Земля и Земля Франца-Иосифа. По каждой из этих площадок для последующего анализа и сравнения была сформирована база данных. На основе анализа фактических данных по площадкам и критериев для предварительной оценки безопасности были рекомендованы 4 площадки на Кольском полуострове, 2 площадки на материковой части Архангельской области, губа Башмачная на архипелаге Новая Земля.

Для перечисленных семи площадок исследовалась долговременная безопасность глубокого захоронения, в основном, отходов низкого и среднего уровня активности. Для шести из них проведены подробные расчеты переноса, в рамках которых выполнена также оценка мощности дозы, получаемой человеком в долговременной перспективе. Для одной площадки (в многолетнемерзлых породах на Новой Земле) было решено выполнить только оценку долговременной стабильности многолетнемерзлых пород, поскольку площадка неприемлема в случае нестабильности мерзлоты.

В детальных расчетах безопасности рассматривались следующие площадки: Кийявр, Дальние Зеленцы, Пояконда-Нигрозеро и Кузрека на Кольском полуострове; Большая Торожма и Шапочка в Архангельской области. Для всех этих площадок была продемонстрирована эффективность мультибарьерной системы захоронения для защиты человека от облучения. Наиболее важными барьерами, рассматривавшимися в анализе безопасности, были:

• •    твердая форма отходов, способная удерживать и ограничивать высвобождение радионуклидов;

• •    инженерные барьеры (цементная закладка, бентонитовые стены), которые:

• -    обеспечивают изоляцию упаковок отходов от вмещающих пород;

• -    ограничивают поток подземных вод до значений, при которых обеспечивается перенос веществ через них только за счет диффузии;

• -    задерживают перенос радионуклидов, высвободившихся из упаковок отходов;

• •    вмещающая порода, которая:

• -    изолирует отходы от геосферы и биосферы и защищает их от внешних воздействий и процессов на или около поверхности;

• -    обеспечивает благоприятные и стабильные механические, химические и гидрогеологические условия для инженерных барьеров;

• -    ограничивает количество подземных вод, контактирующих с закладочным материалом и упаковками отходов;

• -    разбавляет и диспергирует потенциально высвобождающиеся из хранилища радионуклиды.

Оценка радиологического воздействия от хранилища РАО состоит из двух последовательных этапов:

• •    определение сценария и выбор, при котором проводится систематический анализ признаков, событий и процессов (FEP's), способных повлиять на состояние системы хранилища;

• •    анализы последствий выбранных сценариев, при которых оцениваются соответствующие этим сценариям индивидуальные дозы.

Использованная в проекте процедура выбора сценариев идентична той, которая применяется SCK-CEN для идентификации сценария при рассмотрении предполагаемого хранилища в слое Boom-глины на площадке в Моле (Бельгия). Она соответствует рекомендациям рабочей группы OECD-NEA по идентификации и выбору сценариев для оценки эксплуатационных характеристик и состоит из следующих этапов:

• •    составление каталога FEP's (всего 130, включая природные явления, явления, относящиеся к деятельности человека, и эффекты хранилища и отходов);

• •    отбор существенных FEP's;

• •    разделение существенных FEP's на две категории: сценарий нормальной эволюции и альтернативный сценарий;

• •    FEP's биосферы: при разработке моделей биосферы рассматриваются только те FEP's, которые оказывают влияние на биосферу;

• •    классифицирование FEP's, которые могут привести к измененной эволюции системы хранилища в зависимости от их воздействия на хранилище;

• •    выбор наиболее подходящих сценариев.

В проекте сконцентрировано внимание на следующих сценариях:

• •    сценарий нормальной эволюции и

• •    альтернативные сценарии, которые включают:

• -    попадание радионуклидов в водозаборную скважину откачки;

• -    выявление разлома вблизи хранилища, разрушение барьеров и некачественное запечатывание транспортных выработок и вскрывающего ствола;

• -    изменение климата;

• -    интрузия человека или исследование керна.

• 2.    Ближнее поле

В сценарии нормальной эволюции в различных элементах хранилища рассматривается только диффузионный перенос. Это означает, что все барьеры функционируют нормально, отсутствуют разломы, способные привести к усиленному переносу в области ближнего поля, все заглушки функционируют нормально в продолжение, по крайней мере, десяти тысяч лет, а геохимические условия в ближнем поле остаются оптимальными для удержания радионуклидов.

Для альтернативных сценариев предполагалось повреждение некоторых барьеров и проанализированы последствия этого. Среди прочего, сюда относятся некачественная изоляция выработок для захоронения и транспортных выработок, а также разрушение барьеров с низкой проницаемостью. Последствием такого нарушения может стать более свободный контакт подземных вод с отходами, приводящий к ускоренному выщелачиванию. Аналогичного эффекта можно ожидать при наличии разлома вблизи хранилища, когда вода, поступающая из разлома в хранилище, вызывает ускоренное выщелачивание. Эффекты подземных вод, протекающих в ближнем поле и вокруг него, исследовались численными методами на основе реалистичных значений скоростей подземных вод, полученных с помощью модели подземных вод.

Концептуальная модель физической системы, включающей хранилище и окружающие вмещающие породы вместе с вышезалегающими водоносными горизонтами, представлена на рис. 1.

В состав ближнего поля входят зона отходов, инженерные барьеры и зона, нарушенная проходческими работами (EDZ). Схематичное представление концептуальной модели ближнего поля для горизонтальной выработки, когда рассматривается только диффузионный перенос во вмещающей среде, дает рис. 2.

При численных расчетах миграции радионуклидов из контейнеров с отходами через инженерные барьеры, нарушенную зону и, наконец, в окружающий массив пород, рассматриваются несколько физико-химических процессов. Этими процессами являются:

СКВАЖИНА

РЕКА ИЛИ ОЗЕРО

ВМЕЩАЮЩАЯ ПОРОДА

ВОДОНОСНЫЙ ГОРИЗОНТ

ХРАНИЛИЩЕ

ABAIEOA lOEAAtAt ItOtgA

АЗЛОМЫ

ИНЖЕНЕРНЫЕ БАРЬЕРЫ

НАРУШЕННАЯ ЗОН

ГРАНИЦА НУЛЕВОЙ КОНЦЕНТРАЦИИ ИЛИ

ГРАНИЦА ОБЪЕМА СМЕШЕНИЯ

ПОТОК ПОДЗЕМНОЙ ВОДЫ

Рис. 1. Схематический вид концептуальной модели

Рис. 2. Схематическое представление концептуальной модели ближнего поля для горизонтальной выработки

• •    растворение кондиционированных отходов согласно простейшей модели растворения (т.е. полного мгновенного растворения в случае неограниченной растворимости радионуклида и, с другой стороны, растворение, ограниченное пределом растворимости);

• •    диффузионный перенос в зоне отходов, окружающих инженерных барьеров и вмещающей породе с учетом сорбции на матрице отходов и твердой фазе барьеров;

• •    адвективно-диффузионный перенос (или адвективно-дисперсный, так как гидродинамическая дисперсия включает молекулярную диффузию и механическую дисперсию) в пространстве между выработкой для захоронения и транспортной выработкой в случае сценария плохого запечатывания и сценария невыявленного разлома (с учетом сорбции);

• •    радиоактивный распад и образование дочерних радионуклидов.

Все вышеупомянутые процессы можно представить математически в виде стандартного уравнения адвекции-дисперсии, которое в двухмерном выражении для химического элемента, подвергающегося радиоактивному распаду, выглядит следующим образом:

и 8 С/ - п 6/ С6С/ | _{я n}f 8С/ ^ ₽ a f

R /8t = DJ /8xi{/8xj J qi / ^/9xi J R ’ где C – концентрация растворенного вещества; Dij – тензор гидродинамической дисперсии; R – коэффициент задержки; X - постоянная распада; qi - поток Дарси; п - эффективная пористость.

Численное моделирование ближнего поля выполнялось с помощью компьютерного кода PORFLOW, разработанного в Лаборатории аналитических и вычислительных исследований (ACRi, США) и предназначенного для моделирования течения многофазных потоков, процессов тепло- и массопереноса в пористых средах с различной степенью насыщения. При этом геологическая среда может быть анизотропной или гетерогенной и содержать характерные элементы включений (трещины, скважины). Данный код предназначен для решения одно-, двух- и трехмерных задач.

Для выполнения исследований по ближнему полю хранилища была выполнена компиляция миграционных параметров радионуклидов, а именно: коэффициентов распределения и диффузии радионуклидов, эффективной пористости и насыпной плотности материалов инженерных барьеров, пределов растворимости элементов в условиях геохимического окружения.

Результатами моделирования ближнего поля являются потоки и концентрации активности радионуклидов на границе раздела ближнего и дальнего поля. Примерами рассчитанных потоков радионуклидов на указанной границе для камер и силоса в сценарии нормальной эволюции являются кривые, представленные на рис. 3а и 3б, соответственно. На рис. 4 приведены рассчитанные концентрации радионуклидов на той же границе для силоса в альтернативном сценарии.

Следует отметить, что единственными радионуклидами, мигрирующими через границу раздела ближнего и дальнего поля при значениях потоков, значительно превышающих 10-10 Бк/год, в сценарии нормальной эволюции (рис. 3а и 3б) являются 129I, 59Ni, 94Nb и 79Se. Причем время, в течение которого наблюдается максимальное значение потока, варьируется от 100 тыс. до 10 млн лет. Все другие радионуклиды распадутся фактически полностью еще до того, как покинут ближнее поле. По сравнению со сценарием нормальной эволюции, рассчитанные концентрации радионуклидов в альтернативном сценарии значительно выше (см. рис. 4). Если в сценарии нормальной эволюции максимальная концентрация 129I составляла 8⋅105 Бк/м3, то в условиях альтернативного сценария она достигает значения 2⋅108 Бк/м3. Другим важным эффектом альтернативного сценария является то, что максимальная концентрация наблюдается намного раньше, т.е. уже через несколько тысяч лет после запечатывания хранилища.

Время после запечатывания хранилища (годы)

^{р                        р щ д}                       Время после запечатывания хранилища (годы)

(а)                                                                                    (б)

Рис. 3. Потоки радионуклидов (Бк/год) на границе раздела ближнего и дальнего поля для камер (а) и силоса (б)

Рис 4. Концентрация радионуклидов (Бк/м3) на границе раздела ближнего и дальнего поля для силоса

1E+0    1E+1    1E+2    1E+3    1E+4    1E+5    1E+6

Время после запечатывания хранилища (годы)

плотных пород толщиной 50 м. Следовательно, для вмещающей породы были использованы 2 модельных слоя толщиной 50 м и 65 м, соответственно. Хранилище всегда находится в самом глубоком слое.

Для расчета переноса грунтовых вод и загрязнений использовалась программа AQUA-3D, разработанная в 1998 г. исландской фирмой Vatnaskil Consulting Engineers. Она позволяет методом конечных элементов моделировать условия течения в гетерогенной и анизотропной среде, откачивающие и нагнетательные скважины, а также пространственные изменения фильтрации и инфильтрации. Трехмерный массоперенос в подземных водах описывается в данной программе стандартным уравнением

У/ ( d У С/ )₊—⁽ D У С/ ) + — D 6 C/ )+ Q ( _c

/Xx   xx  /X x'   у у к yy / УУ J   6 z    zz '6 z

-eV (к 6 С/ у С У С/ +C У С/ ^=Л 6 С/ yRXC C ) к V ^х 6 xx + V y /У У + V / у z J R d /у t + R d ^^С

где компоненты вектора скорости V x , V y , V z получаются из решения стандартной геофильтрационной задачи

6/ (/к 6 h/ V 6/ (К 6 h/ ) + 6/ 6 h/ 1 -к 6 6h/ -О /УxKxx /Xх' /6)у к Куу /УУ J /6z^Kzz /6z' = ^s /61 Q ’ где Dxx, Dyy, Dzz – диагональные компоненты тензора гидродинамической дисперсии Dij; cw – концентрация растворенного вещества в инжектированной воде; Qw – расход откачки/инжекции; Kxx, Kyy, Kzz – диагональные компоненты тензора гидравлической проводимости; h – пьезометрический напор; Q – объемный поток на единицу объема; Ss – коэффициент упругоемкости.

Геологическая карта и общий вид поперечного сечения моделируемой области на примере площадки Дальние Зеленцы представлены на рис. 5 и 6.

Данная площадка сложена из анатектит-гранитов, постепенно переходящих в мигматизированные тоналиты на глубине 150-400 м. Выше коренных гранитов имеются четвертичные ледниковые отложения, и площадка частично покрыта четвертичными отложениями. По вертикали модель разбита на четыре гидрогеологических блока, которые характеризуются различными коэффициентами гидравлической проводимости: от 10-4 м/с вблизи поверхности до 10-8 м/с на глубине более 100 м. Единственной границей постоянного напора для данной площадки является море, все другие границы модели – границы нулевого потока, отвечающие границам водораздела.

Детальный вид пьезометрического напора и поля скоростей вблизи хранилища в слое 4 этой площадки представлен на рис. 7. Структура потока в этом слое обуславливается, в основном, разломами или системами трещин. В западной части выбранной площадки дренаж воды осуществляется, в основном, притоками главной реки, в восточной же части разгрузка полностью осуществляется разломом ССВ-ЮЮЗ ориентации, расположенным, приблизительно, в 700 м восточнее площадки.

Рис. 6. Геологическая карта площадки

Дальние Зеленцы: обнажения порфиритовых

— —— ГРАНИЦА ПОСТОЯННОГО НАПОРА

1      1 ГРАНИЦА НУЛЕВОГО ПОТОКА

ЧЕТВЕРТИЧНЫЕ ОТ ЛОНЕ НИЯ

X-- X ГЛАВНЫЙ РАЗЛОМ/ТРЕЩИНА ^V^l ХРАНИЛИЩЕ

СЛОЙ3(50 м)

плагиомикроклиновых гранитов;

• 2    – четвертичные отложения, перекрывающие порфиритовые плагиомикроклиновые граниты;

• 3    – главные разломы

• 4.    Биосфера

Рис. 7. Пьезометрический напор и поле скоростей в слое 4 (площадка Дальние Зеленцы)

Важными выходными параметрами модели дальнего поля являются факторы разбавления F_D , вычисляемые в условиях равновесия в контрольных точках (река, искусственное озеро и почва для сценария нормальной эволюции и плюс скважина откачки для альтернативных сценариев). Такие факторы разбавления установлены для всех рассматриваемых потенциальных площадок. Для примера в табл. 5 приведены рассчитанные факторы разбавления в контрольных точках площадки Дальние Зеленцы.

Таблица 5. Факторы разбавления в контрольных точках площадки Дальние Зеленцы

Контрольная точка	Река	Озеро	Почва	Скважина
Фактор разбавления, F D	1.0 ⋅ 10-7	1.4 ⋅ 10-10	1.3 ⋅ 10-7	3.1 ⋅ 10-6

Биосферные расчеты выполнены с целью оценки радиологических последствий облучения критической группы лиц из населения посредством различных путей поступления радионуклидов в организм человека. Тремя основными путями поступления радионуклидов, рассматриваемыми здесь, являются:

• •    потребление загрязненной пищи или воды;

• •    вдыхание загрязненного воздуха;

• •    прямое излучение от загрязненной почвы, воды или отложений.

В этом анализе предполагается, что радионуклиды, вышедшие из ближнего поля и перенесенные через дальнее поле, достигают биосферы через скважину, реку или озеро, а также через почву (за счет движения вверх загрязненных подземных вод). Для каждого из этих биосферных рецепторов рассчитываются концентрации радионуклидов путем умножения концентрации каждого радионуклида на границе раздела ближнего и дальнего поля на факторы разбавления, полученные из расчетов дальнего поля. Полученные таким образом значения концентраций затем вводятся в биосферную модель (см. рис. 8) вместе с соответствующими параметрами биосферы. Результатом расчетов является набор приведенных дозовых коэффициентов для каждого радионуклида и биосферного рецептора (скважина, почва и река). Затем рассчитываются мощности дозы для каждого радионуклида путем перемножения приведенного дозового коэффициента и концентрации радионуклида для каждого из трех рецепторов. Для выполнения вычислений в биосферной модели были подготовлены параметры наземных цепочек, поверхностных вод, дозовые коэффициенты, региональные почвенно-растительные параметры, параметры поверхностных вод, а также параметры потребления пищи человеком и животными.

Основным результатом биосферной модели, помимо индивидуальной мощности дозы, является определение дозовых коэффициентов. В табл. 6 для пяти площадок приведены рассчитанные дозовые коэффициенты для основных в этой модели радионуклидов и для трех путей поступления.

Таблица 6. Рассчитанные приведенные дозовые коэффициенты для трех различных путей поступления радионуклидов

Нуклид	Путь поступления радионуклидов
	Скважина [(Зв/год)/ (Бк/м3)]	Почва [(Зв/год)/ (Бк/м3)]	Река [(Зв/год)/(Бк/год)]
			Кольский п-ов 4	Архангельская область 5	Кольский п-ов 6	Кольский п-ов 9	Кольский п-ов 12
14 C	4.15 ⋅ 10-10	1.42 ⋅ 10-9	1.28 ⋅ 10-16	1.28 ⋅ 10-16	4.27 ⋅ 10-16	1.42 ⋅ 10-15	1.42 ⋅ 10-15
241 Am	8.01 ⋅ 10-8	1.05 ⋅ 10-8	2.48 ⋅ 10-16	2.42 ⋅ 10-16	8.26 ⋅ 10-16	2.67 ⋅ 10-15	2.67 ⋅ 10-15
129 I	5.66 ⋅ 10-8	4.63 ⋅ 10-9	5.41 ⋅ 10-16	5.41 ⋅ 10-16	1.80 ⋅ 10-15	6.01 ⋅ 10-15	6.01 ⋅ 10-15
94 Nb	6.85 ⋅ 10-10	4.39 ⋅ 10-8	2.65 ⋅ 10-17	5.08 ⋅ 10-17	7.39 ⋅ 10-17	1.90 ⋅ 10-16	1.90 ⋅ 10-16
59 Ni	2.80 ⋅ 10-11	1.86 ⋅ 10-11	3.15 ⋅ 10-19	3.41 ⋅ 10-19	1.03 ⋅ 10-18	3.37 ⋅ 10-18	3.37 ⋅ 10-18
239 Pu	1.00 ⋅ 10-7	2.94 ⋅ 10-9	9.97 ⋅ 10-17	8.31 ⋅ 10-17	3.32 ⋅ 10-16	1.00 ⋅ 10-15	1.00 ⋅ 10-15
79 Se	6.29 ⋅ 10-9	2.97 ⋅ 10-6	3.18 ⋅ 10-17	3.18 ⋅ 10-17	1.06 ⋅ 10-16	3.53 ⋅ 10-16	3.53 ⋅ 10-16
99 Tc	2.47 ⋅ 10-10	4.21 ⋅ 10-11	6.96 ⋅ 10-19	6.96 ⋅ 10-19	2.32 ⋅ 10-18	7.73 ⋅ 10-18	7.73 ⋅ 10-18

Таблица 7. Суммарная мощность дозы при поступлении радионуклидов через скважину и почву для двух случаев: сценария нормального эволюции (СНЭ), альтернативного сценария (АС), (Зв/год)

Площадка	Скважина		Почва
	СНЭ (по данным инвентаризации)	АС	СНЭ (по данным инвентаризации)	АС
Кольский п-ов № 4	3.0 ⋅ 10-7	3.6 ⋅ 10-7	3.0 ⋅ 10-8	3.2 ⋅ 10-5
Кольский п-ов № 6	1.0 ⋅ 10-7	1.5 ⋅ 10-8	5.0 ⋅ 10-10	5.0 ⋅ 10-7
Кольский п-ов № 9	1.0 ⋅ 10-7	1.5 ⋅ 10-8	4.0 ⋅ 10-8	4.7 ⋅ 10-5
Кольский п-ов № 12	3.0 ⋅ 10-7	3.6 ⋅ 10-7	2.0 ⋅ 10-7	1.7 ⋅ 10-4
Архангельская область № 1	4.0 ⋅ 10-16	*	3.0 ⋅ 10-17	*
Архангельская область № 5	2.0 ⋅ 10-9	1.1 ⋅ 10-8	3.0 ⋅ 10-9	2.8 ⋅ 10-6

(*) – не рассчитывалось, так как несущественно.

Рис. 8. Пути облучения человека в случае сценария нормальной эволюции

• 5.    Обсуждение результатов

Результаты исследований показывают, что для сценария нормальной эволюции и альтернативного сценария наибольший вклад в суммарную дозу дают следующие радионуклиды: 59Ni, 79Se, 94Nb, 129I.

Эти результаты основаны на ряде консервативных предположений относительно процессов, инвентаризации отходов, параметров миграции, а также факторов разбавления для геосферы, которые были определены. Например, для радионуклидов, не имеющих ограничений по растворимости, предполагалось мгновенное и полное растворение. Однако в действительности растворение радионуклидов является медленным процессом, зависящим от времени. Кроме того, не учитывалась адсорбция в геосферной модели. Учет адсорбции на вмещающей породе приведет к дополнительному снижению концентрации таких радионуклидов, как ниобий. Наконец были получены факторы разбавления для биосферы с учетом только зоны повышенной концентрации, то есть с наименьшим разбавлением, даже несмотря на то, что она представлена лишь очень небольшой поверхностью. При расчете взвешенного фактора разбавления по большему участку (скажем, 1 км2) этот фактор может оказаться на один порядок меньше. Другими словами среднее разбавление в загрязненной области в целом намного выше, чем в точке максимальной концентрации.

Обзор значений суммарной мощности дозы для путей поступления радионуклидов через скважину и почву представлен в табл. 7. Для каждой траектории приводится два значения. Первое получено для сценария нормальной эволюции и известной активности. С точки зрения долговременной безопасности все эти площадки ведут себя одинаково приемлемо. Это наиболее оптимистичный случай, типичный для короткого периода времени, скажем, от 1000 до 10000 лет (трудно гарантировать, что через 10000 лет инженерные барьеры все еще будут обладать предположенными свойствами, необходимыми для удержания радионуклидов). Второе значение соответствует альтернативному сценарию, при котором подземные воды вступают в контакт с отходами, вызывая ускоренное высвобождение радионуклидов. Этот случай также базировался на известных данных об активности. В этом смысле рассчитанные значения мощности дозы для всех рассматривавшихся здесь радионуклидов были намного ниже рекомендуемого МКРЗ предела мощности дозы 10-3 Зв/год. На основе сценария нормальной эволюции и альтернативного сценария все площадки рассматриваются как безопасные.

Кроме того, на примере некоторых долгоживущих радионуклидов – 79Se, 129I, 239Pu, 241Am – ввиду отсутствия достоверных данных, для силоса была рассмотрена гипотетическая активность 1012 Бк, более высокая, чем установленная. Это означает, что, в частности, для 79Se и 129I использованная активность почти в 1000 и, соответственно, в 3000 раз выше, чем известная в настоящее время активность для силоса.

Результаты для второго случая с предполагаемой гипотетической активностью 1012 Бк позволяют оценить возможность захоронения отходов с более высоким содержанием долгоживущих радионуклидов на рассматриваемых площадках. Оценка показала, что для долгоживущих радионуклидов (продуктов деления и активации) можно принять значение активности, превышающее известное в 10 раз.

Следует, однако, иметь в виду, что данный анализ представляет собой лишь предварительную оценку безопасности, в которой для получения недостающей информации пришлось сделать ряд предположений, и в которой во многих случаях отсутствовали параметры, увязанные с конкретной площадкой или проектом. Это особенно касается следующих аспектов:

• •    инвентаризация и свойства отходов : о радионуклидном содержании имеется очень мало данных, в особенности, о долгоживущих продуктах деления и активации. Для отходов КАЭС оценка проводилась для некоторых радионуклидов, однако для других потоков региональных отходов такие оценки отсутствуют.

• •    инженерные барьеры и зона, нарушенная при проходческих работах : в настоящее время имеется довольно подробный общий проект, определяющий геометрию и толщину стенок барьеров, но не их свойства, влияющие на миграцию радионуклидов. Их пришлось определять на основе литературных источников. При рассмотрении площадок в скальных породах известно, что нарушенная зона может сильно повлиять на поведение системы хранилища. Свойства нарушенной зоны также основаны на данных литературных источников.

После окончательного выбора площадки следует провести новую оценку долговременной безопасности при наличии выше упомянутых опытных данных, относящихся к безопасности.

• •    изолировать отходы от геосферы и биосферы и обеспечивать их защиту от внешних воздействий и процессов на или около поверхности;

• •    обеспечивать благоприятные и стабильные механические,       химические и

• гидрогеологические условия     для

инженерных барьеров;

• •    ограничивать количество подземных вод, контактирующих с закладочным материалом и упаковками отходов.

На основе этого сделан вывод, что площадка в многолетнемерзлых породах непригодна для захоронения рассматриваемых отходов, содержащих заметное количество радионуклидов с периодом полураспада около или более 30 лет.

Температура на границе: T = f(t)

о

р

о

р

Водоносный горизонт (известняк - доломит - аргиллит - глинистый известняк

т т т

Постоянный геотермический поток

Размер по горизонтали (3 км)

Рис. 9. Концептуальная модель поведения многолетнемерзлых пород

Рис. 10. Измеренные (сплошная линия для скважины 1 и пунктирная для скважин 2 и 3) и рассчитанные температурные профили в условиях существующего и будущего климата (слева). Распределение долей льда и воды по глубине в условиях существующего и будущего климата (справа)

• 7. Заключение

Исследование безопасности подземного могильника для кондиционированных радиоактивных отходов северо-западного региона показало эффективность его размещения в гранитных формациях Кольского полуострова. При этом наиболее предпочтительной является площадка Дальние Зеленцы, расположенная в центральной части Мурманского геоблока.