Содержание к диссертации
Введение
1 Анализ причин утечки жро из хжо-2 нваэс и мероприятий по ее локализации 11
1.1 Общая характеристика ХЖО-2. Анализ проектных решений 11
1.2 Причины инцидента на ХЖО-2 14
1.3 Источник и характеристика утечки из ХЖО-2 18
1.4 Роль наблюдательных скважин при контроле безопасности ХЖО 21
Выводы по главе 23
2 STRONG Анализ радиационной обстановки в зоне влияния утечки ЖРО из ХЖО-2 НВАЭС 25
2.1 Исследования последствий инцидента на ХЖО-2 STRONG 25
2.2 Разработка "Регламента комплексного контроля участка радиоактивного загрязнения в районе ХЖО-2 НВАЭС" 26
2.3 Загрязнение зоны аэрации 27
2.4 Распределение 60Со в водоносном горизонте 28
2.4.1 Особенности миграции 60Со, связанные с гидрогеологией водоносного горизонта 29
2.4.2 Особенности распределения 60Со, связанные с геохимическими процессами... 29
2.4.3 Особенности изменения активности 60Со в скважинах 31
2.5 Распределение других радионуклидов в водоносном горизонте 31
2.6 Загрязнение поверхностной гидросферы 32
2.6.1 Загрязнение поверхностных вод 32
2.6.2 Загрязнение донных отложений 33
2.7 Распространение 60Со в биосфере и дозы облучения населения 34
2.8 Поступление 60Со в р. Дон и пруды рыбхоза 35
2.8.1 Текущий контроль поступления Со в р. Дон и пруды рыбхоза 35
2.8.2 Ретроспективные и прогнозные оценки поступления Со в р. Дон 36
Выводы по главе 37
3 Расчетно-теоретические исследования переноса 60со с грунтовыми водами от хжо-2 к р.дон и его распространения в реке... 41
3.1 Задачи модельного исследования последствий инцидента на ХЖО-2 41
3.2 Модели оценки безопасности хранилищ РАО 41
3.3 Основные факторы, влияющие на миграцию радионуклидов с грунтовыми водами 44
3.4 Модель фильтрации грунтовых вод 45
3.4.1 Уравнения модели фильтрации 45
3.4.2 Параметры и граничные условия модели фильтрации грунтовых вод 48
3.5 Модель переноса загрязнителей с грунтовыми водами 48
3.5.1 Уравнения модели миграции 48
3.5.2 Параметры модели миграции, начальные и граничные условия 49
3.6 Особенности миграции 60Со в водоносном горизонте 50
3.6.1 Геохимические процессы трансформации и сорбции ионов 60Со 50
3.6.2 Учет геохимических процессов в модели миграции 55
3.7 Результаты расчета подземной миграции 60Со 57
3.8 Оценка облучения населения 58
3.9Моделирование распространения 60Со в р.Дон 64
3.9.1 Описание модели распространения радионуклидов в протяженной реке при долговременном локальном сбросе 64
3.9.2 Результаты моделирования распространения 60Со в р. Дон от НВАЭС до Цимлянского водохранилища 66
Выводы по главе 69
4 Влияние гидрогеологических и геохимических защитных арьеров, а также инженерных сооружений на распространение радионуклидов из ХЖО-2 в р. ДОН 72
4.1 Виды защитных барьеров при хранении и захоронении РАО 72
4.2 Требования к защитным барьерам и способы реализации этих требований 73
4.3 Эффективность защитных барьеров ХЖО-2 75
4.4 Оценка влияния гидрогеологических и геохимических барьеров на распространение6 Со в р. Дон 76
4.4.1 Механизм влияния гидрогеологических барьеров на миграцию загрязнителей..76
4.4.2 Оценка эффективности гидрогеологических барьеров 78
4.4.3 Геохимический барьер 81
4.4.4 Суммарный эффект геохимического и гидрогеологических барьеров 82
4.5 Влияние трассы трубопровода сооружаемого энергоблока № 6 НВАЭС на поступление 60Со в поверхностные воды 83
Выводы по главе 86
5 Мероприятия по реабилитации объектов в месте расположения ХЖО-2 88
5.1 Мировой опыт реабилитации загрязненных объектов 88
5.2 Отечественный опыт реабилитации загрязненных объектов 90
5.2.1 Российские программы по реабилитации загрязненных территорий 90
5.2.2 Реабилитационные работы в России 94
5.3 Требования к реабилитационным программам по обеспечению безопасности населения 96
5.4 Реабилитационные работы, выполненные на начальном этапе инцидента 97
5.4.1 Выемка загрязненного грунта у ХЖО-2 97
5.4.2 Откачка загрязненных грунтовых вод из скважин 97
5.4.3 Перевод ХЖО-2 в безопасное состояние 98
5.4.4 Организация контроля и автоматизация процесса откачки из приямка №12 98
5.5 Реабилитационные работы НВАЭС, выполненные начиная с 2000 г 99
5.5.1 Реабилитационные работы, выполненные к 2001 г 99
5.5.2 Программа реабилитационных работ после 2001 г 99
5.5.3 Поверхностная гидроизоляция ХЖО-2 100
5.5.4 Защитное покрытие в районе устья сбросного канала 101
5.5.5 Ограждение территории, эффективность мероприятий 103
5.6 Рекомендации по реабилитации ХЖО на атомных станциях 103
5.6.1 Реабилитация во время эксплуатации ХЖО 103
5.6.2 Реабилитация в постэксплуатационный период 105
5.7 Предложения по оценке безопасности хранилищ радиоактивных отходов на АЭС концерна "Росэнергоатом" 105
Выводы по главе 108
Заключение по
Литература
- Причины инцидента на ХЖО-2
- Особенности миграции 60Со, связанные с гидрогеологией водоносного горизонта
- Основные факторы, влияющие на миграцию радионуклидов с грунтовыми водами
- Оценка влияния гидрогеологических и геохимических барьеров на распространение6 Со в р. Дон
Введение к работе
В современную эпоху быстрого развития производительных сил и технического прогресса, определяемого научно-технической революцией, проблема взаимодействия общества и природы становится чрезвычайно актуальной. Человечество вступило в фазу массированного (глобального) воздействия на окружающую среду. В этих условиях задача оптимизации хозяйственной деятельности, в сущности, перерастает в проблему существования человека на Земле.
Энергетические предприятия (топливно-энергетический комплекс вообще) по степени влияния на природную среду принадлежат к числу наиболее интенсивно воздействующих антропогенных факторов.
Ядерная энергетика занимает существенное место в общей структуре энергопроизводства. Число действующих ядерных энергоблоков в мире увеличилось к концу 2004 года до 441, а их суммарная электрическая мощность составила 354,121 ГВт (нетто). Выработка электроэнергии на энергоблоках АЭС концерна "Росэнергоатом" достигла примерно 15 % выработки электроэнергии на всех электростанциях России.
Таким образом, ядерная энергетика сформировалась в крупную отрасль энергетического производства, которая в будущем способна обеспечить потребности народного хозяйства в энергии на длительное время.
Однако, говоря о необходимости и возможности дальнейшего развития ядерной энергетики, следует учитывать, что она имеет право на свое существование только при условии обеспечения безопасности персонала, населения и окружающей среды. Без учета этого факта невозможно прогнозировать дальнейшее развитие ядерной энергетики.
Как известно, в режиме нормальной эксплуатации отечественные атомные станции являются экологически чистыми производствами, а создаваемый ими радиационный риск для населения является безусловно приемлемым (менее 10"6 год'1).
Проблема дальнейшего развития ядерной энергетики состоит в том, что в настоящее время и обозримое будущее не представляется возможным полностью исключить вероятность радиационных аварий на АЭС.
Согласно доминирующим современным представлениям наиболее опасным путем радиоактивного загрязнения окружающей среды в случае радиационной аварии на АЭС является атмосферный путь переноса радионуклидов. Эта точка зрения в полной мере находит свое отражение в отечественных документах, обосновывающих безопасность проектируемых и действующих АЭС. В практике национальных и международных противоаварийных учений и
тренировок, в основном, учитывается атмосферный путь радиоактивного загрязнения окружающей природной среды.
Значительно меньшее внимание уделяется оценке радиоактивного загрязнения окружающей среды за счет возможных утечек жидких радиоактивных отходов (ЖРО) за пределы станции и их поступления в грунтовые и поверхностные воды. Прогнозирование радиационного состояния поверхностных гидросистем и хозяйственно-бытовых водозаборов при аварийных утечках ЖРО из хранилищ жидких радиоактивных отходов (ХЖО), промышленных коммуникаций и бассейнов выдержки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) проводится, в основном, при выборе площадки расположения АЭС.
Возможно, такой подход оправдан для стран, в которых принята иная, чем в России, практика обращения с радиоактивными отходами. Так, например, на АЭС западных стран твердые радиоактивные отходы (в том числе отвержденные ЖРО) не хранятся на территории атомной станции, а транспортируются на захоронение в региональные могильники. Обеспечению безопасности при хранении и захоронении радиоактивных отходов в этих странах уделяется исключительно большое внимание.
Абсолютизация "воздушного" пути не является такой уж бесспорной истиной при обосновании безопасности российских АЭС, на территории которых десятки лет существуют хранилища радиоактивных отходов, являющиеся потенциальными источниками радиоактивного загрязнения окружающей среды.
Хранение радиоактивных отходов сопряжено с проблемой выхода радионуклидов в окружающую среду и возможного облучения населения. Такие инциденты практически постоянно происходят, отличаясь только масштабом загрязнения территорий. Самым значительным событием в этом плане была авария на ПО "Маяк" в 1957 г., когда произошел взрыв ХЖО. Тогда радиоактивному загрязнению подверглась большая территория, расположенная в Челябинской и Свердловской областях, на которой проживало около 360 тысяч человек [1]. Авария на ПО "Маяк" сопровождалась атмосферным выбросом радионуклидов, однако чаще всего при инцидентах на хранилищах как жидких, так и твердых радиоактивных отходов происходит загрязнение подземных (грунтовых) вод.
Из анализа многолетнего опыта эксплуатации зарубежных и отечественных радиационных объектов (в том числе АЭС) можно сделать вывод, что утечки ЖРО из ХЖО при длительном их хранении на территории этих объектов не являются редким событием. Именно такой инцидент произошел на ХЖО-2 Нововоронежской АЭС (НВАЭС) в 1985 г.
Тем не менее, в литературе практически полностью отсутствует информация о результатах исследования радиационных последствий фактических утечек ЖРО из хранилищ радиоактивных отходов в окружающую среду, что не позволяет получить объективную оценку
безопасности хранения жидких радиоактивных отходов и принимать научно-обоснованные решения по минимизации радиационных последствий утечек ЖРО для персонала, населения и окружающей среды.
Цели и задачи исследования
Целями настоящей работы является:
Определение причин утечки ЖРО из ХЖО-2, анализ мероприятий по ее локализации и оценка количества радионуклидов, поступивших в окружающую среду.
Анализ радиационной обстановки в зоне влияния утечки ЖРО из ХЖО-2 НВАЭС, обоснование объема и периодичности радиационного контроля.
Расчетно-теоретические исследования переноса Со с грунтовыми водами от ХЖО-2 к р. Дон, распространения этого радионуклида в реке и облучения населения, связанного с поступлением 60Со в р. Дон.
4 Исследование эффективности гидрогеологических и геохимических защитных
барьеров и инженерных сооружений, препятствующих распространению радионуклидов из
ХЖО-2 в р. Дон.
5 Оценка эффективности реабилитационных мероприятий в зоне влияния утечки ЖРО из
ХЖО и разработка рекомендаций по реабилитационным работам на атомных станциях
концерна "Росэнергоатом".
Объект и предмет исследования
При эксплуатации атомных станций образуются газообразные, твердые и жидкие радиоактивные отходы. В развитых странах радиоактивные отходы, образующиеся на АЭС, захораниваются в специальных могильниках, жидкие отходы до захоронения отверждаются, тем не менее, в этих странах проблема обращения с РАО стала основным фактором, сдерживающим развитие атомной энергетики. В России же РАО хранятся в хранилищах твердых и жидких отходов (ХТРО и ХЖО), которые обычно располагаются на промплощадке АЭС.
Главной задачей при обращении с РАО является обеспечение радиационной
безопасности населения. В соответствии с ОСПОРБ-99, эффективная доза облучения
населения, обусловленная радиоактивными отходами, включая этапы хранения и
захоронения, не должна превышать 10 мкЗв/год. Дополнительное облучение населения при обращении с РАО может быть реализовано только в случае поступления радиоактивных веществ за пределы хранилищ.
Предметом исследований настоящей диссертационной работы является изучение радиационных последствий утечки ЖРО за пределы ХЖО АЭС на примере инцидента на
Нововоронежской АЭС в 1985 г. [2].
Методологическая и теоретическая основа исследования
При проведении исследований использованы экспериментальные и расчетно-теоретические результаты работ отечественных и зарубежных авторов по вопросам миграции радионуклидов с грунтовыми водами, геохимических процессов взаимодействия радионуклидов с грунтами и переноса радионуклидов в водных системах, формирования радиационной обстановки в результате утечки радионуклидов за пределы радиационных объектов.
Теоретической основой исследований являются статистические методы обработки результатов наблюдений, модель миграции 6 Со в водоносном горизонте, учитывающая геохимические процессы сорбции и трансформации ионов кобальта, модель распространения 60Со в р. Дон, учитывающая процессы нестационарной десорбции 60Со из взвеси в раствор.
Результаты экспериментальных исследований получены на основе использования метрологически аттестованных методик выполнений измерений и средств измерений.
Информационную базу исследований составляют результаты выполнения "Регламента комплексного контроля участка радиоактивного загрязнения в районе ХЖО-2 НВАЭС" специалистами НВ АЭС, а также результаты специальных полевых и лабораторных исследований, полученных Комплексной экспедицией ВНИИАЭС, ГНЦ - Институт биофизики и НПО "Тайфун" (руководитель Иванов Е.А.).
Научная новизна исследования
1 Впервые реализован комплексный подход к ретроспективной, современной и
прогнозной оценкам радиационных последствий утечки ЖРО из ХЖО на примере инцидента
на Нововоронежской АЭС (1985 г.).
Впервые в России при проведении исследований использованы экспериментальные и расчетно-теоретические результаты работ отечественных и зарубежных авторов по вопросам миграции радионуклидов с грунтовыми водами, учитывающие геохимические процессы трансформации ионов 60Со, а также переноса радионуклидов в водных системах и формирования радиационной обстановки в результате утечки радионуклидов за пределы радиационных объектов.
При выполнении работы получены следующие новые результаты:
оценено поступление долгоживущих радионуклидов (60Со, 90Sr, 134Cs и l37Cs) в зону аэрации ХЖО-2 на основе анализа причин утечки ЖРО из ХЖО-2;
оценена эффективность мероприятий по локализации последствий утечки ЖРО из ХЖО-2;
выявлены закономерности миграции Со с грунтовыми водами к местам разгрузки и его переноса в р. Дон;
оценена эффективность природных и техногенных защитных барьеров на пути распространения радиоактивных веществ с грунтовыми водами;
обоснованы рекомендации по объему и периодичности радиационного контроля в зоне влияния утечки ЖРО из ХЖО-2;
оценена радиационная обстановка в зоне влияния утечки ЖРО из ХЖО-2;
обоснованы реабилитационные мероприятия в зоне влияния утечки ЖРО из ХЖО-2.
Практическая значимость работы
Приведенные в диссертационной работе результаты были использованы в материалах по обоснованию и выполнению "Плана мероприятий по дальнейшей реабилитации участка радиоактивного загрязнения в районе сбросного канала 1, 2 энергоблоков санитарно-защитной зоны и ХЖО-2 Нововоронежской АЭС", утвержденного концерном "Росэнергоатом". Практическая ценность работы состоит в том, что использование приведенных в диссертации результатов позволило обеспечить эффективное проведение реабилитационных мероприятий в зоне влияния утечки ЖРО из ХЖО-2 НВАЭС (исключены необоснованное облучение персонала и случайное облучение населения, снижено поступление радионуклидов в водные системы с разгружающейся загрязненной грунтовой водой).
В диссертационной работе сделан важный практический вывод об особом влиянии водно-химического режима (присутствие комплексообразователей) в случае утечки ЖРО на способность радионуклидов к ускоренной миграции в зоне аэрации и водоносном горизонте.
Разработан и обоснован "Регламент комплексного контроля участка радиоактивного загрязнения в районе ХЖО-2 НВАЭС".
Приведенные в диссертации результаты комплексной оценки радиационных последствий утечки ЖРО из ХЖО-2 НВАЭС являются исходной информацией для обоснования безопасности действующих и проектируемых хранилищ радиоактивных отходов АЭС концерна "Росэнергоатом" проектными, научно-исследовательскими и изыскательскими организациями. В диссертации обосновано предложение о внесении изменений в проект строительства энергоблока № 6 НВАЭС.
На основе полученных в диссертации результатов была подготовлена и регулярно направлялась справочная документация в адрес органов государственной власти, местного самоуправления, надзорных органов, общественных организаций, средств массовой информации и т.д. с информацией о радиациошю-гигиенической обстановке в зоне влияния утечки ЖРО.
На защиту выносятся:
Причины инцидента на ХЖО-2
Из сопоставления приведенных данных, принимая во внимание особенности радионуклидного состава раствора в емкости А-01/4, можно сделать заключение, что весь объем дезактивирующих растворов или, по крайней мере, большая часть его поступила в емкость А-01/4. С другой стороны, из таблицы 1.2 видно, что в период с 01.01.85 г. по 07.03.85 г. объем хранящихся в этой емкости ЖРО резко снизился, и дефицит составил около 650 м3. По данным РТЦ-1 НВАЭС в течение указанного периода из емкости отбирали декантат, который поступал в здание ХЖО-1 на концентрирование. Однако при производительности концентратора 0,2 м3/час всего могло быть переработано только 170 м3 отходов, и, следовательно, дефицит объема ЖРО в емкости А-01/4 составил около 480 м3.
Таким образом, можно сделать вывод о том, что утечка радиоактивных растворов произошла из емкости А-01/4 между 01.01.1985 и 07.03.1985.
В этот период откачка воды из приямка №12 осуществлялась с помощью погружного насоса типа "Гном-40" с включением его от щита управления ХЖО-2 вручную. Откачиваемая вода поступала через предварительно открытые вентили в трубопровод возврата отстоя и через открытый вентиль в соответствующую емкость хранения кубового остатка.
При указанной схеме откачки из приямка №12 после выключения насоса при всех открытых вентилях возможно образование сифонной связи между заполненной емкостью и приямком №12. Это приведет к частичному или полному опорожнению емкости, в зависимости от положения внутри нее среза трубопровода выдачи, информация о котором отсутствует в документации НВАЭС. В этом случае объем утечки может достигать сотен кубометров.
Опорожнение емкости должно происходить через часть трубопровода выдачи отстоя и незакрытые вентили в приямок №12, нижняя часть которого размещена на отметке -6,65м. Указанный сценарий разгрузки емкости, по-видимому, является единственно возможным, для рассматриваемого инцидента с утечкой ЖРО, поскольку последствия при других путях поступления (например, перелив емкости при сбросе в нее ЖРО и т.п.) не могли остаться незамеченными в течение почти полугода, до обнаружения 02.09.85 г. повышенной активности в пробах воды наблюдательной скважины №34, расположенной в 30 м от ХЖО-2.
Если принять, что инцидент реализовался указанным путем, то его развитие должно происходить следующим образом.
При перетекании из емкости в приямок №12 (объем около 12 м) жидкие радиоактивные отходы, достигнув уровня врезки в приямок лотка поддона, поступили в поддон, заполнив поровый объем гравийной засыпки. При достижении в приямке уровня отметки - 4,60 раствор поступал также в трубы дренажной системы, выполненной вокруг ХЖО и из дренажной системы - в грунт вокруг ХЖО-2.
Эта версия подтверждается выполненными НВАЭС измерениями мощности дозы гамма-излучения от засыпки поддона, которая составила около 2,5 мкГр/час (250 мкР/час) и соответствовала мощности дозы, зафиксированной в дренажном колодце №5. Объем жидкости, удерживаемой внутри поддона, составляет примерно 70 м3 (при оценке принимали, что поровый объем гравийной засыпки составляет 30% общего объема). Дальнейшее поступление жидкости в поддон привело к его переполнению и переливу через отбортовку в грунт на отметке приблизительно -3,35м по всему периметру поддона.
Анализируя причины инцидента, следует отметить, что проектная документация на ХЖО предусматривает транспортировку ЖРО по технологическим трубопроводам при помощи монжюса. Однако в рассматриваемый период времени проектная схема вакуумной откачки ЖРО из приямка №12 в технологические емкости A-01/l-fS оказалась неработоспособной. Это может быть связано, как отмечено выше, с резким сокращением проходного сечения трубопровода на участке от монжюса до емкости А-01/4 в результате осаждения солей борной кислоты. Кристаллизация солей борной кислоты в трубопроводе возврата отстоя вполне вероятна, поскольку он предназначен для передачи, в том числе на переработку, раствора с температурой не более 20 С.
Изменение технологической схемы откачки приямка №12, вызванное неработоспособностью проектной системы откачки, выполнено без оформления соответствующего технического решения и не согласовано с Генпроектировщиком. Не были также внесены изменения в инструкцию по эксплуатации ХЖО-2.
Принятое решение по изменению схемы откачки приямка №12 оказалось ошибочным из-за технической возможности образования обратного тока ЖРО из принимающей емкости (одна из емкостей А-ОІ/Іч-8) в приямок №12, которая реализуется после отключения погружного насоса "Гном-40" при собранной технологической схеме откачки.
При сооружении и вводе в эксплуатацию ХЖО-2 допущены отступления от проекта. Проектом, в связи с особенностями технологического процесса, предусмотрен дистанционный контроль с помощью автоматических контрольно-измерительных приборов: емкости хранилища оборудованы уровнемерами типа РСУ-60, датчиками температуры и сигнализаторами верхнего уровня, причем показания уровнемеров выведены на щит СВО блока №1, а остальные показания и сигналы на местные щиты хранилища.
В апреле 1970 года на основании рационализаторского предложения №237/70 от 02.04.70 г. принято "Техническое решение № 536/РЦ", не согласованное с проектной организацией, о монтаже в емкостях ХЖО вместо следящих сигнализирующих уровнемеров РСУ-60 поплавковых уровнемеров. Кроме того, были установлены датчики температуры жидкости, но не были смонтированы вторичные приборы измерения температуры. В результате емкости ХЖО оборудованы только сигнализаторами верхнего уровня с выводом сигналов на местный щит управления.
В процессе эксплуатации ХЖО-2 установлено, что поплавковые уровнемеры не позволяют объективно контролировать объем ЖРО в емкостях хранилища. При принятой схеме вывода сигнализации (на местный щит) и односменном дежурстве персонала в ХЖО-2 отсутствовала возможность принятия оперативных мер в случае срабатывания сигнализации.
Утечка ЖРО из емкости А-01/4 не была обнаружена из-за отсутствия в ХЖО-2 следящих приборов дистанционного контроля уровня жидкости, что является нарушением П.13.14.СПАЭС-79.
При наличии следящего сигнализирующего уровнемера, установленного в соответствии с проектом, при указанной выше скорости поступления раствора в приямок №12 изменение уровня в емкости А-01/4 автоматически отразилось бы на щите СВО, что позволило бы своевременно принять меры по ликвидации протечки. Оценка показывает, что локализующие элементы конструкции ХЖО-2 (поддон, приямок №12, дренажная система) способны удержать около 120 м жидкости, и, следовательно, при рассчитанной скорости утечки на их заполнение требуется не менее трех часов, в течение которых персонал способен выявить причины и выполнить действия по ликвидации протечки или эвакуации ЖРО из емкости.
Таким образом, организация технологического контроля и управления производственным процессом в ХЖО-2 не соответствовала требованиям нормативных документов. В частности, нарушены следующие положения:
Особенности миграции 60Со, связанные с гидрогеологией водоносного горизонта
При проведении мероприятий по реабилитации объектов в месте расположения ХЖО-2 учитывался отечественный и мировой опыт проведения таких работ.
В настоящее время ликвидации последствий ядерной гонки вооружений уделяется очень много внимания как в России, так и за рубежом. В странах СНГ большой объем реабилитационных работ проводится для ликвидации последствий чернобыльской аварии. Реабилитационные работы проводятся также для ликвидации последствий менее значимых инцидентов и восстановления защитных свойств объектов, не связанных с оборонной промышленностью и чернобыльской аварией.
В США с конца прошлого века Департаментом энергии (DOE) реализуются широкомасштабные программы по реабилитации объектов окружающей среды и совершенствованию технологий на соответствующих предприятиях [48]
Указанная деятельность DOE касается реабилитации как радиационного, так и иного вида загрязнения окружающей среды. DOE реализует программы развития новых технологий защиты окружающей среды через частные предприятия и национальные лаборатории. Новые технологии должны быть дешевле и эффективнее существующих. Департамент Энергии США прилагает все усилия, чтобы разработанные технологии были доступны не только в США, но и в других странах.
В данной работе основное внимание уделяется проблемам, связанным с утечкой жидких радиоактивных отходов. Эти проблемы касаются в основном загрязнения грунтов, грунтовых и поверхностных вод. Поэтому в данной работе рассматривается деятельность DOE, направленная на реабилитацию указанных объектов окружающей среды и на увеличение эффективности инженерных барьеров.
Примером усилий DOE, направленных на разработку технологии защиты окружающей среды от загрязнения, может являться сборник [49]. В этом сборнике приведены конкретные задачи увеличения эффективности защитных барьеров могильников для захоронения опасных отходов. Вначале дается обзор задач и достигнутые результаты, затем предлагаются нерешенные проблемы, а также указывается конкретные организации, нуждающиеся в решении предложенных задач.
В обзоре [49] указывается, что Агентство по защите окружающей среды США (ЕРА) провело обследование 163 пунктов захоронения опасных промышленных отходов. Загрязнение грунтовых вод было обнаружено на 146 пунктах, в некоторых пунктах загрязнение было локализовано в месте расположения захоронений, в других пунктах загрязнение распространилось до места расположения скважин, использующихся для водоснабжения. Для 35 пунктов были даны предписания об изменении места расположения водозаборных скважин. Загрязнение поверхностных вод было обнаружено на 73 пунктах, а загрязнение биосферы только на 13 пунктах. Из обзора [49] следует, что проблема загрязнения грунтовых является основной проблемой загрязнения окружающей среды при хранении и захоронении опасных отходов.
Одной из основных задач по реабилитации окружающей среды, выполняемых DOE, является реабилитация предприятия по наработке оружейного плутония Хэнфорд. Согласно [3] поступление ЖРО в грунт и грунтовые воды в Хэнфорде происходило как в результате утечек из хранилищ, так и результате практики сброса отходов в специальные шурфы.
Для хранения высокоактивных ЖРО вначале использовались емкости с одной оболочкой, из 149 таких емкостей в 67 емкостях была обнаружена утечка отходов в грунт. Общее количество ЖРО, поступивших в грунт составило 2300-3400 м3, вышедшая активность составляет около 1,3 млн Ки.
Реабилитация этих аварийных емкостей проводилась путем перекачки ЖРО в емкости с двойной оболочкой, а также путем упаривания отходов до получения соляного осадка. Упаривание является только частичным, промежуточным решением проблемы, т.к. соляной осадок не может быть захоронен из-за его хорошей растворимости. Для проведения отверждения ЖРО и получения кондицированных ТРО согласно [3] требуется около 10 млрд. долларов и десятки лет.
Возможность сброса ЖРО в специальные шурфы в начале проведения работ на Хэнфорде была обоснована специальными лабораторными работами и благоприятной гидрогеологией. Утечка ЖРО из хранилищ и сброс отходов в шурфы, несмотря на сделанное обоснование безопасности, привели к загрязнению подземных вод. К загрязнению подземных вод привело и наличие более 600 пунктов захоронения твердых радиоактивных отходов, через которые согласно [3] произошла инфильтрация около 1,6 млрд м воды.
В 1987 Департаментом энергии была принята программа по реабилитации Хэнфорда [50]. Оценки показали, что объем загрязненных почво-грунтов составляет около 64 млн. м , а загрязненных подземных вод около 2,7 млрд. м3. Согласно принятой программе очистке
подлежат как грунты, так и подземные воды. Например, в 1995 г. на реабилитацию Хэнфорда было выделено 175 млн. долларов, что позволило переместить 2000 м3 грунта и очистить 70000 м подземных вод. Однако, при реабилитации участка земли, предназначенного для отдыха индейских племен, полагается, что подземные воды будут на неопределенный срок выведены из эксплуатации. Следовательно, реабилитация подземных вод является значительно более сложной задачей, чем реабилитация поверхности земли.
Основные факторы, влияющие на миграцию радионуклидов с грунтовыми водами
Подземные воды на АЭС могут быть загрязнены не только при утечке ЖРО, но и при других инцидентах и нештатных ситуациях: поступление радионуклидов из хранилищ ТРО, поступление ЖРО в грунт при разрыве трубопроводов, утечке воды из бассейнов выдержи и пр. Все эти события имеют место на отечественных АЭС. Поэтому для обоснования реабилитационных работ необходимо выполнение оценки безопасности соответствующих объектов.
В развитых странах радиоактивные отходы, образующиеся на АЭС, захораниваются в специальных могильниках, жидкие отходы до захоронения отверждаются, тем не менее, в этих странах проблема РАО стала основным фактором, сдерживающим развитие атомной энергетики. В России же РАО хранятся в хранилищах твердых и жидких отходов (ХТРО), которые обычно располагаются на промплощадке АЭС.
Хранилища радиоактивных отходов на АЭС концерна "Росэнергоатом" заполнены свыше, чем на 45% их объемов. Степень заполнения ХЖО на 5 АЭС превышает 80%, а степень заполнения ХТРО на 7 АС - 70% их объема. Ресурс ХТРО Курской АС практически исчерпан. Для этих хранилищ, как правило, нет принятых проектов по переводу их в безопасное состояние: не установлены конкретные сроки хранения отходов, нормативы образования, водно-химические режимы (для ЖРО), способы кондиционирования РАО и места окончательного захоронения [64, 65].
Мировая практика показывает, что долговременное (свыше 10 лет) хранение РАО обычно приводит к радиоактивному загрязнению окружающей среды при утечке ЖРО из ХЖО и при выходе радионуклидов из ХТРО с загрязненной до уровня ЖРО водой. Таким образом, при хранении как жидких, так и твердых отходов происходит поступление ЖРО в грунты, что запрещено российскими нормативными документами [18, 66].
Поступление радионуклидов в грунты из хранилищ РАО может происходить при разного рода инцидентах (например, утечки ЖРО на Нововоронежской и Белоярской АЭС). Однако, в не меньших масштабах происходит миграция радионуклидов из хранилищ вследствие естественных процессов: деградации барьеров со временем из-за агрессивной среды, при инфильтрации осадков в хранилища и из-за иных причин. Такую миграцию невозможно исключить, о чем свидетельствует отечественная и зарубежная практика эксплуатации существующих хранилищ (например, загрязнение грунтовых вод на Ленинградской и Кольской АЭС).
По данным существующего радиационного контроля хранилищ бывает невозможно своевременно выявить загрязнение грунтовых вод и его причины, оценить истинный масштаб загрязнения и вовремя принять защитные мероприятия. Мероприятия при аварийных утечках наиболее эффективны в первые часы после инцидента. Но самое главное, что по данным радиационного контроля нельзя сделать прогнозную оценку распространения радионуклидов в окружающей среде и возможного облучения населения, которое согласно ОСПОРБ-99 не должно превышать 10 мкЗв/год.
Следовательно, при хранении РАО, как правило, имеет место потеря контроля за источником ионизирующего излучения. Это происходит потому, что нарушается принцип глубокоэшелонированной защиты и отсутствует надлежащий контроль за состоянием защитных барьеров. Сложившаяся ситуация уходит корнями в 60-70 годы прошлого столетия, когда проектировались и строились действующие в настоящее время хранилища РАО и не позволяет выполнить оценку их безопасности.
В развитых зарубежных странах прогнозная оценка безопасности хранилищ РАО стала одной из основных задач атомной промышленности и энергетики, этому вопросу посвящены публикации МКРЗ [67,68], а также требования и руководства МАГАТЭ [69, 70].
К настоящему времени в России разработаны нормативные документы Госатомнадзора [45, 71, 72, 73] и Минздрава [63, 66, 74], в которых содержатся требования по оценке безопасности хранилищ РАО.
Оценка влияния гидрогеологических и геохимических барьеров на распространение6 Со в р. Дон
Подземные воды на АЭС могут быть загрязнены не только при утечке ЖРО, но и при других инцидентах и нештатных ситуациях: поступление радионуклидов из хранилищ ТРО, поступление ЖРО в грунт при разрыве трубопроводов, утечке воды из бассейнов выдержи и пр. Все эти события имеют место на отечественных АЭС. Поэтому для обоснования реабилитационных работ необходимо выполнение оценки безопасности соответствующих объектов.
В развитых странах радиоактивные отходы, образующиеся на АЭС, захораниваются в специальных могильниках, жидкие отходы до захоронения отверждаются, тем не менее, в этих странах проблема РАО стала основным фактором, сдерживающим развитие атомной энергетики. В России же РАО хранятся в хранилищах твердых и жидких отходов (ХТРО), которые обычно располагаются на промплощадке АЭС.
Хранилища радиоактивных отходов на АЭС концерна "Росэнергоатом" заполнены свыше, чем на 45% их объемов. Степень заполнения ХЖО на 5 АЭС превышает 80%, а степень заполнения ХТРО на 7 АС - 70% их объема. Ресурс ХТРО Курской АС практически исчерпан. Для этих хранилищ, как правило, нет принятых проектов по переводу их в безопасное состояние: не установлены конкретные сроки хранения отходов, нормативы образования, водно-химические режимы (для ЖРО), способы кондиционирования РАО и места окончательного захоронения [64, 65].
Мировая практика показывает, что долговременное (свыше 10 лет) хранение РАО обычно приводит к радиоактивному загрязнению окружающей среды при утечке ЖРО из ХЖО и при выходе радионуклидов из ХТРО с загрязненной до уровня ЖРО водой. Таким образом, при хранении как жидких, так и твердых отходов происходит поступление ЖРО в грунты, что запрещено российскими нормативными документами [18, 66].
Поступление радионуклидов в грунты из хранилищ РАО может происходить при разного рода инцидентах (например, утечки ЖРО на Нововоронежской и Белоярской АЭС). Однако, в не меньших масштабах происходит миграция радионуклидов из хранилищ вследствие естественных процессов: деградации барьеров со временем из-за агрессивной среды, при инфильтрации осадков в хранилища и из-за иных причин. Такую миграцию невозможно исключить, о чем свидетельствует отечественная и зарубежная практика эксплуатации существующих хранилищ (например, загрязнение грунтовых вод на Ленинградской и Кольской АЭС).
По данным существующего радиационного контроля хранилищ бывает невозможно своевременно выявить загрязнение грунтовых вод и его причины, оценить истинный масштаб загрязнения и вовремя принять защитные мероприятия. Мероприятия при аварийных утечках наиболее эффективны в первые часы после инцидента. Но самое главное, что по данным радиационного контроля нельзя сделать прогнозную оценку распространения радионуклидов в окружающей среде и возможного облучения населения, которое согласно ОСПОРБ-99 не должно превышать 10 мкЗв/год.
Следовательно, при хранении РАО, как правило, имеет место потеря контроля за источником ионизирующего излучения. Это происходит потому, что нарушается принцип глубокоэшелонированной защиты и отсутствует надлежащий контроль за состоянием защитных барьеров. Сложившаяся ситуация уходит корнями в 60-70 годы прошлого столетия, когда проектировались и строились действующие в настоящее время хранилища РАО и не позволяет выполнить оценку их безопасности.
В развитых зарубежных странах прогнозная оценка безопасности хранилищ РАО стала одной из основных задач атомной промышленности и энергетики, этому вопросу посвящены публикации МКРЗ [67,68], а также требования и руководства МАГАТЭ [69, 70].
К настоящему времени в России разработаны нормативные документы Госатомнадзора [45, 71, 72, 73] и Минздрава [63, 66, 74], в которых содержатся требования по оценке безопасности хранилищ РАО.
С целью выполнения требований отечественных нормативных документов и рекомендаций международных организаций, а также с учетом проведенного выше анализа необходимо: - провести анализ имеющегося материала, выполнить экспериментальное обследование хранилищ и оценку сложившейся радиационной обстановки; - обосновать и выбрать перечень возможных радиационных инцидентов и аварий при хранении РАО; - разработать методики и программные средства для оценки безопасности с учетом фактического состояния хранилищ, а также возможных сценариев аварийного и естественного поступления радионуклидов за пределы хранилищ и их распространения в окружающей среде; - выполнить прогноз распространения радионуклидов в окружающей среде и возможного облучения населения.
