25.3 ПРО ВРАХУВАННЯ НЕВИЗНАЧЕНОСТІ ВЛАСТИВОСТЕЙ ІНЖЕНЕРНИХ БАР’ЄРІВ ПРИ ОЦІНЦІ ДОЛГОСТРОКОВОЇ БЕЗПЕКИ ПОВЕРХНЕВОГО ЗАХОРОНЕННЯ НА КОМПЛЕКСІ «ВЕКТОР»

УДК 621.039.7• ? Випуск 25 / 2016 • 26-37 сторінки

Ольховик Ю. А.

Ольховик Ю. О. кандидат геол.-мін. наук, ДУ «Інститут геохімії навколишнього середовища НАН України», yolkhovyk@ukr.net

Анотація

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

Стаття



Література

  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.
  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.