ABOUT THE UNCERTAINTY OF PROPERTIES OF ENGINEERING BARRIERS IN LONG-TERM SAFETY ASSESSING OF SURFACE DISPOSAL AT THE "VECTOR" COMPLEX
Keywords:
safety, surface disposal, activity limit, engineered barriers.Abstract
The safety system elements envisaged in the "Vector" complex design for the long-term safety of surface disposal of radioactive waste from Chernobyl NPP, exclusion zone companies, nuclear power plants operating in Ukraine, mills of SC "Ukrainian State Association ―Radon" are discussed in the publication. Establishing of activity limits for radioactive waste disposal in the near-surface repositories is an element of this safety system. Current uncertainties in description of the disposal system at the "Vector" site significantly complicate the calculation of activity limits that can be safely disposed of at the site, taking into account the existence of the long-term (500 years or more) storage facility. Significant information has been collected for the geology and hydrogeology of the "Vector" complex site. To date, for the components of engineered barriers (matrix, impervious screens, concrete products) there are neither specific parameters as needed to assess the long-term safety of the disposal , nor specific parameters of their resistance to degradation over a long period after the storage facility is decommissioned. It is proposed that the task of determining the activity limits can be solved on the basis of the available data on the properties of the geological environment (zone of aeration, water-bearing complex of quaternary sediments), taking into account the assumption that the engineered barriers can function effectively for 500 years during exploitation and active control.
References
INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Near Surface Disposal of Radioactive Waste: Safety Requirements, Safety Standards Series No. WS-R-1, IAEA,Vienna (1999).
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).
Водообмен в гидрогеологических структурах и Чернобыльская катастрофа / Отв. редактор В. М. Шестопалов. — К., 2000. — 622 с.
Гігієнічні нормативи «Рівні звільнення радіоактивних матеріалів від регулюючого контролю» : Затвердж. постановою головного санітарного лікаря України від 30.06.2010 № 22.
Гігієнічні нормативи «Основні санітарні правила забезпечення радіаційної безпеки України» ДСП 6.177-2005-09-02.
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
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.
Москвин В.М., Иванов Ф.М., Алексеев С.Н., Гузеев Э.А. Коррозия бетона и железобетона. – Москва: Стройиздат, 1980. – 218 с.
Ахмадьяров Д.М. Бетоны нового поколения для ядерной энергетики и промышленности России // Атомная энергия. –1995.–т.78.–вып.2.– стр. 127 – 132.
Stalder F. Quality Assurance concept in the Field of Low and Intermediate Radioactive Waste Packaging / PATRAM 86. – vol.1–IAEA–SM-286/1.
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.
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.
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.
Тритій у біосфері / Долін В.В., Пушкарьов О.В., Шраменко І.Ф. – Київ. Наукова думка, 2012.–222с.
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.
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.
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.
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.
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.
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.
