Геолого-геофізичне та радіоекологічне обстеження Київського міжрегіонального об’єднання "Радон" з метою визначення стану його екологічної безпеки

4. ОБГРУНТУВАННЯ НЕОБХІДНОГО ТЕРМІНУ ФУНКЦІОНУВАННЯ СХОВИЩ РАДІОАКТИВНИХ ВІДХОДІВ КОМПЛЕКСУ «ВЕКТОР»

Тривалість необхідного часу функціонування споруд комплексу «Вектор» розраховувалась за терміном потенційної небезпеки відходів (Tпн - час потенційної небезпеки), що визначає необхідний час їх ізоляції.

Термін потенційної небезпеки окремих радіонуклідів у відходах оцінювався за формулами, отриманими в процесі логарифмування відомих рівнянь радіоактивного розпаду, виходячи з вимагаючих регламентації значень питомої активності радіонуклідів, починаючи з яких відходи вже не вимагають захоронення як радіоактивні матеріали. В зв'язку з відсутністю у вітчизняній нормативній документації вказаних нормативних значень питомої активності відходів, розрахунок проводиться через знову введений критерій - граничну питому активність (ГПА), при якій безпосередній без обмежувальних заходів контакт відходів з навколишнім середовищем не призведе до дози опромінення населення, яка перевищуватиме заздалегідь встановлений рівень. В якості цього рівня може бути прийнята дозова межа або квота (частина) цієї межі.

Вибір для розрахунків значень вказаного рівня здійснюється на основі аналізу реальної радіаційної обстановки, сформованої в районі будівництва комплексу «Вектор», враховуючи рекомендації міднародних організацій (МКРЗ, МАГАТЕ) та вітчизняної нормативної документації.

Комплекс «Вектор» розміщений в радіоактивно забрудненій зоні, на території якої діє прийнятий в травні 1991р Закон СРСР «Про соціальний захист громадян, що постраждали внаслідок Чорнобильської катастрофи». Згідно з цим законом основною концепцією для прийняття рішень по захисту населення та відшкодування шкоди є річна ефективна еквівалентна доза Не, 36 бер, обумовлена аварійним викидом на ЧАЕС для забруднених районів СНГ. Допустимою та не вимагаючою втручання в 1991 р та наступні роки прийнята річна індивідуальна ефективна еквівалентна доза в 1 м 36 (0,1 бер). Зазначене значення дорівнює середньому природному фону опромінення.

В діапазоні 1-5 мЗв (0,1-0,5 бер) можуть вживатися заходи по зменшенню доз до 1 мЗв, в основному шляхом обмеження використання забруднених продуктів та інших захисних заходів.

За щільністю забруднення груну радіонуклідами (AS, Ки/км2) забруднена територія поділяється на 4 зони:

Зона відчуження - територія, на якій у відповідності з раніше встановленими тимчасовими допустимими рівнями (ТДР) евакуйовано населення (це в основному 30-км зона) Тут заборонено постійне проживання населення, обмежена господарська діяльність та природокористування;

Зона відселення, в якій AS вище: для 137Cs - 15, 90Sr - 3, 239,240Pu - 0,1 Ки/км2. Цей критерій прийнятий ще на першій стадії, в травні 1986р. В новому законі прийнято: якщо AS по 137Cs досягне або більше 40Ки/км2, а очікувна Не може перевищити 5 мЗв (0,5 бер), - населення має бути евакуйоване;

Зона проживання з правом на відселення, в якій AS по 137Cs дорівнює від 5 до 15 Ки/км2 та очікувана Не перевищує 1 мЗв (0,1 бер).

Зона проживання з пільговим соціально-економічним статусом, в якому AS по 137Cs дорівнює від 1 до 5 Ки/км2 та Не менше 1 мЗв (0,1 бер).

На території будівництва комплексу «Вектор» поверхневе забруднення складає від 4 до 40 Ки/км2. Якщо виходити з припущення, що вимоги безпеки стосовно заново створеної споруди не повинні бути більш жорсткі, ніж може бути зебезпечене навколишнім середовищем, то в розрахунках можна орієнтуватися на значення межі ефективної еквівалентної дози 5 мЗв, прийнявши його за шуканий рівень Нз.

З іншого боку за межу індивідуальної ефективної еквівалентної дози МКРЗ рекомендує під час тривалого опромінення (що має місце під час захоронення) приймати значення 1 мЗв/рік (0,1 бер/рік), при цьому річний ризик складає 10-5. МКРЗ розглядаються також умови, при яких джерело опромінення може бути зняте з контролю: очікувана колективна доза має бути не більше 1 люд.Зв, а її річні складові індивідуальні ефективні еквівалентні дози нижче 0,1 мЗв, що відповідає квоті межі дози - 10%. Звідси витікає, що з радіоактивними відходами з загальною та питомою активністю нижче рівня, розрахованого виходячи з вказаного значення дози - 0,1 мЗв/рік при квоті 10%, можна поводитись так само, як і з нерадіоактивними відходами. Практично це означає, що відносно таких відходів під час поводження з ними не обов'язкові спеціальний дозвіл, реєстрація або інші заходи обліку.

В зв'язку з вищевикладеним, розрахунок необхідного терміну функціонування довгочасних сховищ комплекса «Вектор» виконаний виходячи з двух значень межі ефективної еквівалентної дози (при квоті - 100%): Не = 1 мЗв/рік; Не= 5 мЗв/рік, оскільки більш жорстке значення Нз не виправдано установленою радіаційною обстановкою.

Під час розрахунку враховувались всі шляхи опромінення: прямі, до яких відноситься зовнішнє опромінення від фотонів та S - частинок радіонуклідів, які містяться у відходах, та непрямі шляхи впливу, до яких відносяться внутрішнє опромінення від радіонуклідів, які потрапили в організм в результаті їх міграції по харчовим та біологічним ланцюгам, а також за рахунок споживання води, забрудненої в результаті міграції радіонуклідів.

Розрахунок ПГА проводився за формулою:

, де

Нз - рівень індивідуальної ефективної еквіваленної дози, яку отримують під час захоронення радіоактивних відходів Нз= Не*К (де K - квота на захоронення);

n - шляхи впливу випромінювання;

j - зважений фактор;

Вijn - дозовий коефіцієнт, характеризуючий індивідуальну еквівалентну дозу опромінення, одержану по n-му шляху впливу від одиничної питомої активності i-го радіонукліда у відходах.

Для розглянутої групи радіонуклідів лімітуючим являється зовнішнє опромінення, під час розрахунку дозового коефіцієнта від зовнішнього опромінення прийнято, що джерело опромінення - безкінечний плоский. Розрахунок дози приведений для висоти a=1м., що відповідає відстані від джерела до гонад дорослої людини. Поглинання та багаторазове розсіювання в цьому шарі повітря не враховувалось, так як прийнято, що ці два механізма взаємодії приблизно взаємно компенсують один одного.

Для даної категорії відходів та їх форм, шляхом, що визначає дозу внутрішнього опромінення є харчовий шлях, інгаляцією (за рахунок пилення відходів під час руйнування сховища) можна знехтувати. Індивідуальні дози по харчовому шляху поступання радіонуклідів розраховані у додатку, що споживаються тільки місцеві продукти харчування.

Результати розрахунків, представлені в табл 4.1. показують, що необхідний час для ізоляції радіоактивних відходів має бути в діапазоні 170-320 років при вихідній питомій активності по продуктам ділення 3,7 106 Бк/кг, а по актинидним елементам (239Pu) - при початковому вмісті 2,2 104 Бк/кг - складає 3,8 104 років.

Малоймовірно, щоб контроль (збереження могильника та працездатність інженерних бар'єрів) можна було б гарантувати протягом більш тривалого періоду часу, ніж декілька сот років, і ця обставина не дозволяє розглядати приповерхневі споруди для радіоактивних відходів, що містять актиниди з питомою активністю 2,2 104 Бк/кг і вище, як споруди для кінцевого захоронення відходів, а лише як тривале їх зберігання.

Таблиця 4.1. Срок потенційної небезпеки радіоактивних відходів в залежності від вибраної межі дози

Радіонуклід	Питома активність, Бк/кг	Срок потенційної небезпеки РО, Тп.о., років при еквівалентній дозі
		Нз= 1 мЗв/рік	Нз=5 мЗв/рік
90Sr	3,7 106	240	170
137Cs	3,7 106	320	250
239Pu	2,2 104	3,8 104	3,8 104

5. ТЕХНІЧНІ РІШЕННЯ ТА ФУНКЦІОНУВАННЯ КОМПЛЕКСУ

5.1 ЗАХОРОНЕННЯ РАДІОАКТИВНИХ ВІДХОДІВ

Проектом передбачається захоронення радіоактивних відходів (РАВ) в поверхневих сховищах типу I і II.

В сховищах типу I передбачається захоронення РАВ в залізобетонних контейнерах (технічні вимоги на контейнери приведені в томі 3 ) ємкістю 2.1 м3, призначених для захоронення РАВ. Сховище типу І являє собою залізобетонну монолітну площадку, споруджену на підготовці із слабкого розчину бетона. Під підготовкою робиться сорбційний захисний шар з суміші глини та піску товщиною 1 м, по прошаркам ущільнений до щільності 1.6 т/м3. Контейнери, заповнені РАВ та загерметизовані в будівлі підготовки контейнерів до захоронення, встановлюються на площадці сховища в 4 яруса. Після заповнення площадки контейнерами поверх них виконується верхній захисний сорбційний шар товщиною 1 м з ущільненої суміші глини. Поверх захисного шару виконується засипка верхнього захисного дренажного шару товщиною 150 мм з послідуючим посівом трав.

Схема заповнення сховищ типу І приведена на кресленні.

Законсервоване сховище являє собою земляний пагорб висотою до 10 м та з розмірами у плані 254м х 93м. Нахил близько 1:4 обвалування та задернення верхнього рослинного шару шляхом посіву трав захищають верхній захисний шар від руйнування під дією зовнішніх природних факторів.

Радіаційна безпека при захороненні РАВ в сховищах типу І забезпечується утворенням основних та додаткових бар'єрів, що перешкоджають виходу РАВ в навколишнє середовище. Основними бар'єрами являються залізобетонні контейнери, верхній та нижній сорбційні захисні шари.

Додатковими бар'єрами являються залізобетонна плита основи сховища та верхній шар грунту обвалування.

Верхня частина плити сховища виконана з нахилами від середини до краю. По краях плити укладаються залізобетонні лотки, які служать для збирання та відводу дощових вод під час наповнення сховища. Під час консервації сховища лотки заповнюються щебінкою та служать для збирання дренажних вод, які можуть з'явитися в законсервованому соховищі при руйнуванні верхніх захисних і дренажних шарів. Залізобетонні лотки укладаються з нахилами. В нижніх точках виконані відводи, по яких у випадку появи дренажних вод по трубопровідній системі вони відводяться у спеціальні колодязі. Після радконтролю дренажні води відправляються на переробку як рідкі радіоактивні відходи (РРВ).

Установка контейнерів здійснюється за допомогою козлового крану, який може переміщуватись вздовж всієї площадки. Після завершення заповнення сховища контейнерами, кран переміщується до наступного сховища, підкранові шляхи демонтуються.

В сховищах типу ІІ передбачається захоронення твердих великогабаритних РАВ, які доставаляються на площадку комплекса в оборотних контейнерах, покритих фіксуючим розчином.

Сховище типу ІІ являє собою модулі, виконані із зібрано-монолітного залізобетону, установлені на монолітній залізобетонній основі. Під основою робиться сорбційний захисний шар із суміші глини та дрібнозернистого піску. Модулі виконуються з залізобетонних стін та перекриття товщиною 500мм , з основою товщиною 700 мм. Ємкість одного соховища, що складається з восьми модулів, складає близько 9,5 тис.м3. РАВ в модулі завантажується «навалом» з пошаровим ущільненням (через 1 м) сорбентом (суміш глини та дрібнозернистого піску). Модулі сховища споруджуються в два ряди. Між рядами модулів влаштований прохідний коридор взовж всього сховища. З кожного модуля виконані відводи трубопроводів для відведення дренажних вод. За наявністю дренажних вод можна зробити висновок про цілісність верхнього захисного шару. Дренажні води відводяться в спеціальні підземні ємкості.

Для запобігання попадання атмосферних опадів в модулі під час завантаження над сховищем споруджується збірно-розбірна одноплощадкова будівля з дахом і стінами та з підкрановими шляхами для мостового крана, з допомогою якого проводиться завантаження сховища.

Після завершення завантаження та перекриття модулів залізобетонними плитами будова демонтується та виконується консервація сховища. Під час консервації виконується засипка верхнього захисного шару так само, як і для соховища типу І.

Радіаційна безпека під час захоронення РАВ в сховищах типу ІІ забезпечуєтьсяо створенням основних та додаткових бар'єрів.

Основними бар'єрами являються залізобетонні стіни та перекриття модулів (товщиною 500 мм) та днище модулів (товщиною 700 мм ), верхній та нижній захисні сорбційні шари.

Додатковими бар'єрами являються основи модулів, пошарове ущільнення РАВ сорбційною сумішшю, фіксуюче покриття та верхній шар грунту обвалування.

РАВ, призначені для захоронення в сховищах типу ІІ після вхідного радіоконтролю на контрольно-пропускному пункті (КПП) направляються безпосередньо в сховище та завантажуються в модулі сховищ за допомогою мостового крана.

РАВ, призначені для захоронення в сховищах типу І після вхідного контролю на КПП направляються на площадку підготовки контейнерів для захоронення. З допомогою мостового крана контейнери знімаються з транспортного засобу та розміщуються вздовж етакад площадки підготовки. З допомогою мостового крана з контейнера знімається транспортна металева кришка та встановалюється стаціонарна залізобетонна, після чого проводиться герметизація контейнера шляхом заливки бетоном місць стику кришки з корпусом контейнера. Загерметизовані контейнери з допомогою мостового крана виставляються на площадку витримки контейнерів.

Радіаційна безпека під час підготовки контейнерів забезпечується захисним властивостями контейнерів, використанням механізмів та пристроїв, використанням системами індивидуального захисту (СИЗ) та нормуванням часу роботи персоналу.

5.2 НОРМАЛЬНЕ ФУНКЦІОНУВАННЯ КОМПЛЕКСУ

До складу І етапу проекта входять наступні системи поводження з транспортування радіоактивних відходів (ТРВ):

- транспортування упакованих в контейнери ТРВ до площадки об'єкта та до сховищ;

- підготовка залізобетонних контейнерів з РАВ до захоронення;

- наповнення сховищ типу І;

- наповнення сховищ типу ІІ;

- експлуатація сховищ типу І та ІІ.

5.2.1 ТРАНСПОРТУВАННЯ РАДІОАКТИВНИХ ВІДХОДІВ

Під час нормального функціонування системи в процесі транспортування використовують спеціальний транспорт, обладнаний у відповідності до вимог правил безпеки транспортування радіоактивних відходів (ПБТРВ) та контейнери, які призначені для транспортування РАВ низької та середньої активності. Перелік використовуваних транспортних засобів, а токож вимоги до контейнерів, що забезпечують безпеку під час транспортування у відповідності з ПБТРВ.

Під час постійного перевезення в автомобілі МЕД в кабіні водія не перевищує Р+ = 2.8 мбер/год. При цьому річний сумарний час перебування водія в дорозі з вантажем РАВ не повинен перевищувати 5 бер: Р.

6. ОСНОВНІ ІНЖЕНЕРНІ РІШЕННЯ ДЛЯ СПОРУД, ЩО ВИКОРИСТОВУЮТЬСЯ ДЛЯ ЗБЕРІГАННЯ РАДІОАКТИВНИХ ВІДХОДІВ І, ІІ ГРУПИ КОПЛЕКСА

Проектом комплексу виробництв по дезактивації, транспортуванню, переробці та захороненню радіоактивних відходів (РАВ) з територій, забруднених в результаті аварії на Чорнобильській АЕС передбачено будівництво сховищ/могильників для радіоактивних відходів середнього та низького рівнів ущільненої активності (І-ІІ груп) двох типів.

Споруди І типу (мал.1) являють собою наземні курганні могильники для контейнеризованих РАВ з поперечним перерізом приблизно 80м, висотою приблизно 9 м. Контейнери з РАВ наступних габаритів: 2.6х2.2х1.2 розміщуються щільно один до одного в 5 ярусів, шаром товщиною 6 м в висоту, шириною (у поперечному перерізі) - 28 м. Сумарна місткість однієї споруди - 3980 контейнерів. В процесі його експлутаційного завантаження внутрішня пустота заповнюється наповнювачем, в якості якого використовується сипучий матеріал - пісок (грунт).

У відповідності з сучасними вимогами безпеки щодо конструкції приповерхневих могильників, споруда забезпечена системою захистних бар'єрів підстилаючого та покриваючого екранів та дренажною системою.

Підстилаючий екран виконаний у вигляді сорбціного шару з суміші піску та спеціально підібраного гранулованого природного сорбента (клиноптилоліта, бентоніта та ін.), фільтраційні властивості якого мають бути узгоджені з фільтраційними параметрами відповідної породи. Остання представлена переважно у вигляді дрібного та пилуватого пісків.

Потрібна сорбційна властивість вказаного шару обгрунтовується за результатами розрахунку безпеки захоронення. Над сорбційним шаром розміщується бетонна основа з водовідводиними канавами, що захищає сорбційний екран від механічного впливу під час завантаження відходами та рівномірно розподіляє статистичні навантаження на нього. У водовідводних канавах основи розміщені дренажні труби, пов'язані з контрольними колодязями, з яких вода (якщо вона попадає до споруди) подається у зливову каналізацію або на очистку до пересувної установки.

Покриваючий екран, зведений по закінченню експлуатаційного завантаження могильника під час його консервації, складається з трьох шарів:

інфільтраційний бар'єр у вигляді шару з ущільненої глини ( = 1.6 т/м3) товщиною 1 м, водовідводний дренажний шар з місцевого піщаного грунту товщиною 1 м; верхній захисний шар з рослинного грунту. Нахил бокових сторін покриваючого екрана (1:4) прийнятий за умовами впливу інфільтраційного (з ущільненням) та інших бар'єрів.

Також передбачається верхня система збору та відводу інфільтруючих атмосферних опадів та інших поверхневих вод.

Слід звернути увагу, що шар ущільненої глини покриваючого екрана доведено до дренажних канав бетонної основи, утворюючи водонепроникний замок з бетонним днищем курганної споруди.

Споруди ІІ типу (мал.2) являють собою курганні (наземні) могильники для захоронення РАВ І-ІІ груп, частково затарених в різного типу упаковки (незахисну: металеві контейнери та бочки, поліетиленові мішки та ін; захисну: залізобетонні контейнери вказаних вище габаритів), та часково незатарених (великогабаритних виробів, брикети спресованого матеріалу, елементи металоконструкції та ін.). Залізобетонні контейнери розміщуються по периметру бетонної основи, виконуючи роль огороджуючих стін. Внутрішній простір використовується для складування незатарених та частково затарених в незахисну упаковку радіоактивних відходів, що доставляються всередину споруди спецавтотранспортом, для чого одна із сторін (торцева), через яку здійснюється в'їзд транспорту, закладується контейнерами лише після закінчення завантаження могилника. На період експлуатації споруди передбачено зведення однопрогонної збірно-розбірної будівлі, що призначена для попередження попадання атмосферних опадів та іншого кліматичного впливу під час заповнення могильника відходами. По закінченню завантаження будівля демонується та зводиться покриваючий екран.

Рішення по захисним бар'єрах та дренажу аналогічні розглянутим рішенням для І типу споруд. Відсутній лише елемент з ущільненої глини, що пов'язує інфільтраційний шар покриваючого екрану з залізобетонною основою. Аналіз рішень по II типу конструкції показав, що можливість роботи сорбційного підстилаючого шару при цілісності залізобетонної основи з гідроізолюючим покриттям буде виключена, а область міграції радіонуклідів під час поступанння великої кількості води до могильника може бути зміщена до дренажних канав, де відсутній міграційний бар'єр. Рішення по підстилаючому екрану, полягає в продовженні сорбційного бар'єру до нагірних канав, що забезпечить обов'язкове проходження інфільтраційних потоків через інженерний сорбційний екран.

Габарити споруд ІІ типу: ширина - приблизно 60 м, в тому числі між фундаментом однопролітної будівлі, що примикає із зовнішньої сторони до стіни з контейнерів - 24 м, максимальна висота разом з покриваючим екраном - приблизно 7 м.

6.1 РОЗМІЩЕННЯ ПІДПРИЄМСТВА

Розміщення площадки будов та споруд комплексу «Вектор» прийнято з врахуванням місцевих умов, що склалися на території після аварії на ЧАЕС в 1986р., геологічних та гідрологічних умов, наявності енергетичних джерел та інфраструктури території.

У відповідності з актом вибору площадки від 15.05.90 комплекс будов та споруд по переробці та захороненню відходів з набором допоміжних будов та споруд розміщується в 1,5 км на північний-захід від існуючого ПЗРО «Буряківка». Характеристика території відповідає вимогам санітарних норм, санітарно-гігієнічним критеріям та екологічним вимогам щодо вибору ділянок для створення пунктів захоронення радіоактивних відходів», затверджених 11.08.88 Першим заступником Міністра охорони здоров'я СРСР.

Площадка розміщується в малозаселеній місцевості, не перспективній для розміщення нових населених пунктів та промислових підприємств. Ділянка покрита хвойним лісом, з поверхні землі складений сухими породами, зони аереції (піски) товщиною більш як 20 метрів, грунтові води залягають на глибині 18-21 метр. Розміщений на великій відстані від відкритих водоймищ та річок. Територія забезпечує розміщення всіх необхідних будов та споруд, має резервну площу для перспективного будівництва. Площа, необхідна для розміщення всього комплекса будов та споруд з врахуванням кількості сховищ на період заповнення в об'ємі, передбаченим проектом, складає 160 га.

6.2 ПЛАНУВАННЯ СПОРУД КОМПЛЕКСУ

Схема комплексу вирішена з врахуванням кліматичних умов (рози вітрів), забезпечення технологічного процесу виробництва, вимог санітарних, протипожежних та будівельних норм і правил. Компоновка комплексу виконана по принципу поділу на умовно «чисту» та «брудну» зони.

В умовно «брудній» зоні розміщуються:

- споруди по захоронення ТРВ;

- споруди мийки та відстою експлуатаційної техніки;

- будови підготовки контейнерів до захоронення.

В умовно «чистій» зоні розміщуються допоміжні будови та споруди:

- адміністративно-побутовий корпус;

- електорокотельна;

- ремонтно-механічні майстерні;

- трансформаторна підстанція;

- споруди водопостачання;

- споруди по збору та очистці дощових вод

- очисні споруди побутових стоків.

На межі умовно «чистої» та «брудної» зон розміщуються:

санпропускник;

КПП з дозиметричним контролем на в'їзді.

Поза огородою площадки в 30 м на захід від КПП розміщується пожежне депо на 2 автомашини (Мал.3).

Таблиця 6.2.1 Експлікація будов та споруд комплексу «Вектор»

№ споруд на плані	Назва будов та споруд
20 26 29 32 37 27 33 34 35 36 40 43 48 49 51 29 52	Будови та споруди умовно «брудної» зони Будова підготовки контейнерів до захоронення Сховища ТРВ-1 Мийка автотранспорту Площадка відстою експлуатаційної техніки Сховища ТРВ-2 Будови та споруди умовно «чистої» зони Адміністративно-побутовий корпус Каналізаційна насосна станція побутових стічних вод Трансформаторна підстанція 110/10 кв. Комплекс переробки дощових стічних вод Ремонтно-механічні майстерні Водопровідно-насосна станція господарсько-питного призначення та протипожежного водопостачання Пожежне депо Електрокотельня Місце розміщення споруд ГО Резервуар для збору спецстоків КПП з дозиметричним контролем на в»їзді Санкпропускник

6.3 ВЕРТИКАЛЬНЕ ПЛАНУВАННЯ

Вертикальне планування площадки «Вектор» прийнято суцільним відводом поверхневих вод з планованої території, аватошляхів та площадок, поверхні обвалуваних сховищ зливовою каналізацією, збором, контролем та наступним скидом в р. Мар'янівку.

6.4 БЛАГОУСТРІЙ ТА ОЗЕЛЕНЕННЯ

На території площадки передбачається спорудження тротуарів з твердим покриттям. На планованій території між будовами та дорогами, а також на поверхні обвалуваних сховищ передбачається посів трав-задернювачів на пласті рослинного грунту товщиною 10-15 см.

ВИСНОВКИ

Оцінка впливу споруд комплекса «Вектор» на навколишнє середовище приведена на основі обгрунтовуючих розрахунків радіаційної безпеки тривалої ізоляції відходів як в нормальних умовах функціонування споруд, так і в різних, рекомендованих МАГАТЕ. Розрахунки виконані на прикладі радіоактивних грунтів (і металевих відходів), виходячи з їх переважаючого вмісту в сумарній кількості відходів та відносно низької властивості по утриманню радіонуклідів. Розрахунки безпеки приведені для середньоактивних відходів (ІІ група) як найбільш потенційно небезпечних внаслідок невизначенності вихідної інформації рівень питомої активності відходів заданий по середньому значенню для РАВ ІІ групи - n*10-4 Ки/кг (n*106 Бк/кг) - а радіонуклідний вміст - за найбільш потенційно небезпечними з точки зору проблеми ізоляції продуктами поділу - 90Sr та 137Cs - та -випромінювачем (на прикладі 239Pu): 90Sr та 137Cs : 239Pu = 1:1:0,06 (1*10-4 : 1*10-4 : 6*10-7 Ки/кг).

В результаті проведених прогнозових оцінок отримано наступні результати:

Срок потенційної небезпечності РАВ, які піллягають тривалій ізоляцій в спорудах комплексу «Вектор», розрахований за 2-ма значеннями виділеної на захоронення межі ефективної еквівалентної дози - 1 мЗв/год, 5мЗв/рік - складає: по продуктах ділення (90Sr , 137Cs) - приблизно 300 років при їх вихідній питомій вазі у відходах не більше 3,7*106 Бк/кг (1*10-4 Ки/кг); по довгоіснуючим -випромінювачам (по 239Pu при його вихідній питомій активності у відходах не більше 2,2*104 Бк/кг (6*10-7 Ки/кг) - 3,8*104 років необхідний час функціонування споруд комплекса «Вектор», розраховано з врахуванням термінів потенційної небезпеки відходів, що захоронюються.

Проведена оцінка впливу двух типів сховищ (І та ІІ) комплекса «Вектор» на навколишнє середовище. Для цього розраховані концентрації радіонуклідів 90Sr , 137Cs, 239Рu в стінках контейнерів, основі сховища та грунті під соховищем. Розрахунки проведені для чотирьох сценаріїв розповсюдження радіонуклідів, в яких враховано різні умови зберігання та невизначенність вихідної інформації по коефіцієнтам дифузії, хзарактеристиці грунтів та стійкості будівельних елементів сховищ у часі.

Аналіз зміни концентрації радіонуклідів у часі у порівнянні з Дкб для першого та другого сценарію (нормальна експлуатація сховища) показав, що зона перевищення рівня Дкб для 90Sr , 137Cs, 239Рu в найбільш небезпечному варіанті не перевищить 0,75 м за 500 років.

В якості інженерного протиміграційного бар'єра в основі споруди комплекса «Вектор», призначеного длястримання міграції делокалізованих радіонуклідів, можна рекомендувати сорбційний шар товщиною - 1 м із суміші пилуватого (дрібнозернистого) піску з додаванням природного неоргіанічного сорбента (клиноптилоліта) такого ж гранулометричного складу, що характеризується: коефіцієнтом фільтрації - 0,1-1,0 м/добу (не більше); коефіцієнтами міжфазового розподілу в умовах зберігання по 90Sr - 100-500 (не менше); 137Cs - 1000 (не менше), 239Рu - 105 (не менше). Вказані параметри сорбційного бар'єра визначені, виходячи з вимог по утриманню радіонуклідів протягом необхідного часу ізоляції при регулюванні їх виходу за межі бар'єра в концентраціях, при яких доза опромінення від захоронення не досягає значення 1 мЗв/рік.

СПИСОК ВИКОРИСТАНОЇ ЛІТЕРАТУРИ

1. Конституція України.

2. Закон України «Про охорону навколишнього природного середовища».

3. Закон України «Про надра».

4. Постанова Верховної Ради України «Про впорядкування ввезення (транзит) на територію України відходів і вторинної сировини» від 17 листрпада 1993р.

5. Постанова Кабінету Міністрів України «Про впорядкування ввезення в Україну і транзиту через її територію відходів (вторинної сировини)» від 22 лютого 1994р. №117.

6. Відомчий нормативний акт «Тимчасова інструкція про порядок розробки, встановлення і перегляду, а також доведення лімітів на викиди, скиди забруднюючих речовин і розміщення відходів, затверджена Міністерством охорони навколишнього природного середовища України від 23 березня 1992 року за погодженням Мінекономіки».

7. Постанова Кабінета Міністрів України «Про затвердження Положення про Державну екологічну інспекцію Міністерства охорони навколишнього природного середовища України» від 12 листопада 1993р. №925.

8. Постанова Верховної Ради України «Про затвердження Порядку обмеження, тимчасової заборони (зупинення) чи припинення діяльності підприємств, установ, організацій і об'єктів у разі порушення ними законодавства про охорону навколишнього природного середовища» від 29 жовтня 1992р.

9. Закон Укоаїни «Про відходи».

10. Постанова Кабінету Міністрів України «Про затвердження Порядку одержання дозволу на виробництво, зберігання, транспортування, використання, захоронення, знищення та утилізацію отруйних речовин, у тому числі токсичних промислових відходів, продуктів біотехнології та інших біологічних агентів» від 20 червня 1995 року. №440.

11. Закон України «Про екологічну експертизу» від 8 лютого1995 року.

12. Постанова Кабінету Міністрів України «Порядок спеціальної перевірки для надання дозволу для роботи на ядерних установках, з ядерними матеріалами» від 25.12.97 № 147

13. Наказ Міністра охорони навколишнього природного середовища та ядерної безпеки України N 185 від 18.11.97 р. нормативний документ ГНД 306.0.01/1-97, що визначає основні положення побудови системи норм і правил з ядерної та радіаційної безпеки.

14. Постанова Кабінету Міністрів України «Про затвердження Порядку взаємодії органів виконавчої влади та причетних юридичних осіб у разі виявлення джерел іонізуючого випромінювання, які перебувають у незаконному обігу» від 4.03.97 р. № 207

15. Постанова Кабінету Міністрів України «Про затвердження Порядку спеціальної перевірки для надання дозволу для роботи на ядерних установках, з ядерними матеріалами» від 25.12.97 N1471

16. Постанова Кабінету Міністрів України «Про порядок ввезення в Україну та вивезення за її межі відпрацьованого ядерного палива» від 29.11.97 р. N 1332.

17. Положення Кабінету Міністрів України «Про державний моніторинг навколишнього природного середовища» від 23 вересня 1993р. №785.

18. Відомчий нормативний акт «Методика визначення розмірів плати і стягнення платежів за забруднення навколишнього природного середовища України, затверджена Мінприроди України від 24 травня 1993р.

19. Закон України «Про внесення змін і доповнень до Кодексу України про адміністративні правопорушення» від 4 травня 1993р.

20. Постанова Кабінету Міністрів України «Про затвердження Порядку визначення плати і стягнення платежів за забруднення навколишнього природного середовища та Положення про республіканський позабюджетний фонд охорони навколишнього природного середовища» від 13 січня 1992р. №18.

21. Постанова Кабінету Міністрів України «Про створення Державної екологічної інспекції Міністерства охорони навколишнього природного середовища України» від 13 серпня 1993р. №641.

22. Постанова Кабінету Міністрів України «Про затвердження Положення про державний моніторинг навколишнього природного середовища» від 23 вересня 1993р. №785.

23. Відомчий нормативний акт «Інструкція про здійснення державної екологічної експертизи, затверджена наказом Мінприроди України від 3 липня 1992 року №58».

24. Відомчий нормативний акт «Положення про склад і зміст матеріалів оцінки впливу запроектованої господарської діяльності на стан оточуючого (навколишнього) середовища і природних ресурсів (ОВОС) на різних стадіях вирішення завдань будівництва нових, розширення, реконструкції, технологічного переозброєння діючих промислових і інших об'єктів, затверджене наказом Мінприроди України від 8 липня 1992 року №59».

25. Відомчий нормативний акт «Базові нормативи плати за забруднення навколишнього природного середовища України, затверджені наказом Мінприроди України від 16 квітня 1993р. №35, реєстраційний номер 46 від 14.05.1993р.

26. Постанова Кабінету Міністрів України «Про затвердження Тимчасового порядку справляння плати за спеціальне використання надр при видобутку корисних копалин» від 8 лютого 1994 року. №85.

27. Системы управления окружающей средой: общие руководящие указания по принципам управления, системам и средствам обеспечения. К., Госстандарт Украины, 1997.

28. Руководящие указания по осуществлению экологического аудита: процедуры аудита; аудит систем управления окружающей средой. К., Госстандарт Украины, 1997.

29. Системы управления окружающей средой: состав и описание элементов, руководящие указания по их применению. К., Госстандарт Украины, 1997.

30. Мартынов Б.В. Обращение с радиоактивными отходами. К., 1999.

31. Соболев И.А. и др. Радиационная безопасность при обезвреживании радиоактивных отходов. М., 1992.

32. Соболев И.А. и др. Обезвреживание радиоактивных отходов на централизованных пунктах. М., 1983.

33. Методическое пособие по проведению анализа содержания тратия в свободной и подвижно-связанной воде. АН Украины., 1999.

34. Забулонов Ю.Л., Кириленко Е.К., Лундин С.М. Авторское свидетельство СССР №455649, 1972. Устройство для измерения степени радиоактивного загрязнения местности.

35. Научное обоснование параметров гидроизолирующего защитного экрана в могильниках траншейного типа, расположенных в 30-км зоне ЧАЭС, для захоронения радиоактивных отходов и материалов/ВНИПИЭТ, РИ им.В.Г.Холопина. - Л., 1989. -21с.

36. Оценка радиоэкологического состояния 30-км зоны ЧАЭС/ Научн. рук. чл-корр. АН ЧССР Э.В.Соботович. - К., 1991. -247с.

37. Нормы радиационной безопасности НРБ-76/87 и Основные санитарные правила работы с радиорактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП-72/87. - М.; Энергоатомиздат, 1988.

38. Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами (СПОРО-85) /Минздрав СССР. - М., 1986.

39. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций СПАС-88. - М., 1988. -131с.

40. Заручевская Г.П., Носова Л.М., Седов В.М. «Безопасность приповерхностного захоронения РО. /АЭ 1991, т.70, вып.5, с.314-318.

41. Радиационная защита. Рекомендации МКРЗ. Публикация 26/ М.; Атомиздат, 1978.

42. Принципы радиационной защиты при уцелении твердых радиоактивных отходов: Публикация 46МКРЗ: -М.; Энергоатомиздат, 1988.

43. Нормы радиационной безопасности НРБ-76 и Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП-72/87 -М.: Энергоатомиздат, 1988, 159с.

Размещено на Allbest.ru