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