Расчетное моделирование при обосновании безопасности

Одномерные модели переноса загрязнения в грунте не всегда адекватно отражают реально происходящие процессы. Переход к двухмерной или трехмерной моделям позволяет многократно повысить точность расчетов. Детальное представление о путях и особенностях переноса радионуклидов, полученное при многомерном моделировании, создает основу для применения нормативов при обосновании в конкретных условиях решений о продлении сроков эксплуатации хранилищ, придании им статуса могильника, необходимости перегрузки РАО и реабилитации территории.

В настоящее время значительная доля радиоактивных отходов передается на хранение на спецпредприятия системы «Радон», где в основном используются приповерхностные хранилища (их количество уже превысило 100).

Приповерхностные хранилища различаются по конструкции, составу содержащихся радиоактивных отходов, срокам эксплуатации; кроме того, их особенности определяет совокупность климатических и гидрогеологических факторов. Однако большинство таких хранилищ объединяет неопределенность их дальнейшего использования, поскольку в хранилищах находится большое количество долгоживущих радионуклидов, а их конструкция не может неограниченное время служить барьером, препятствующим распространению радиоактивных веществ в окружающую среду. Поэтому хранение РАО в приповерхностных сооружениях считается временным, при котором в качестве одного из этапов эксплуатации хранилища рассматривается его перегрузка. Критерии же, определяющие длительность возможного хранения РАО до перегрузки, с учетом последующих мероприятий по утилизации конструкций хранилищ и реабилитации территории, на которой они расположены, в настоящее время не разработаны.

В последние годы вышел ряд нормативных документов, конкретизирующих принципы, критерии и требования безопасности приповерхностных хранилищ РАО. Согласно документу НП-069-06 («Приповерхностное захоронение радиоактивных отходов. Требования безопасности»), возможно придание хранилищу статуса могильника. В качестве основы для оценки безопасности и принятия тех или иных решений служит прогнозный расчет загрязнения окружающей среды вследствие возможного выноса радиоактивных веществ за пределы конструктивных границ хранилищ. При этом существенным моментом становится точность и достоверность результатов, полученных с помощью расчетных моделей.

Модель для анализа последствий долговременного хранения ТРО

При проведении расчетных оценок безопасности хранения РАО в приповерхностных хранилищах обычно используются модели, упрощенные за счет уменьшения размерности задачи определения распространения радиоактивных веществ в геологических породах. Уменьшение размерности задачи, с одной стороны, позволяет привлечь достаточно удобные в применении специализированные расчетные пакеты, основанные на методологии камерного моделирования (например, Ecolego, Amber), или – в ряде случаев, при построении одномерных моделей – воспользоваться аналитическими решениями. С другой стороны, такое упрощение является вынужденным из-за невозможности применения сложных трехмерных моделей при недостатке подробных сведений о гидрогеологическом строении исследуемой территории.

На рисунке 1 представлена модель гидрогеологического строения площадки Научно-производственного комплекса ГУП МосНПО «Радон», в которой выделено шесть водоносных горизонтов, разделенных слабопроницаемыми породами (для них значения коэффициента фильтрации заданы в диапазоне 0,0001-0,001 м/сутки.) На основе данной модели был произведен анализ последствий долговременного хранения твердых радиоактивных отходов (ТРО) в приповерхностных хранилищах РАО (ПХРО) и хранилищах скважинного типа (скважинах большого диаметра – СБД).

Рис. 1. Модель гидрогеологического строения площадки
Научно-производственного комплекса ГУП МосНПО "Радон"

Формирование первого варианта расчетной модели было основано на предположении, что горизонтальный перенос радионуклидов происходит в третьем водоносном горизонте, поскольку два верхних горизонта имеют недостаточную водообильность. Во втором варианте учитывалась возможность распространения радионуклидов в глубину по всей толще пород, исходя из значений их коэффициентов фильтрации и гидравлических градиентов. Эти сценарии соответствуют одномерной и двухмерной моделям расчета конвективно-диффузионного переноса загрязнения с учетом радиоактивного распада и процессов адсорбции радионуклидов в породах.

Двухмерная модель задана следующим уравнением:

где:
х, z – оси координат;
C – концентрация загрязнителя в грунтовых водах, кг*м^-3;
θ_e – эффективная пористость;
v_x, v_z – скорость фильтрации, м/год;
R – коэффициент запаздывания в геосфере;
λ – константа радиоактивного распада, год^-1;
D_x и D_z – коэффициенты дисперсии, м²/год.

Для расчетов по одномерной модели использовалось аналитическое решение редуцированного (одномерного) варианта этого уравнения.

По консервативному сценарию выхода радионуклидов из хранилищ предполагалось, что через 50 лет происходит полная потеря изолирующих свойств конструкций хранилищ и находящихся в них упаковок ТРО, а скорость поступления радионуклидов в грунт определяется интенсивностью атмосферных осадков для приповерхностного сооружения и потоком грунтовых вод третьего водоносного горизонта для хранилища скважинного типа. Для пород водоносных горизонтов и слабопроницаемых пород коэффициенты распределения соответственно были заданы осредненными значениями Kdпесок и Kdсугл. из интервалов, приведенных в таблице 1.

Таблица 1. Физические характеристики радионуклидов, заданные при проведении расчетов (нажмите, чтобы посмотреть)

Сопоставление результатов разных расчетных моделей

Согласно результатам, полученным с использованием одномерной модели, расстояние от хранилищ, на котором концентрация радионуклидов в поровой воде достигает значения уровня вмешательства УВ^вода (НРБ-99), для большинства радионуклидов составляет 1-8 м, за исключением слабосорбируемых трития и ²³⁸U. Графики изменения концентрации этих радионуклидов в поровой воде третьего водоносного горизонта для хранилища скважинного типа, полученные по одномерной модели, приведены на рисунках 2 и 3.

Рис. 2. Концентрация трития в поровой воде третьего водоносного горизонта

Рис. 3. Концентрация ²³⁸U в поровой воде третьего водоносного горизонта

Продвижение загрязнения, в котором содержание радиоизотопов превышает УВ^вода, за разумно обоснованный период времени составляет несколько километров. Данный результат можно трактовать так: площадка хранилищ РАО создает опасность радиоактивного загрязнения систем водоснабжения ближайших населенных пунктов, и в связи с этим необходимо снизить допустимую удельную активность размещаемых здесь РАО или провести ряд дополнительных защитных мероприятий, гарантирующих в течение необходимого времени стабилизацию радионуклидов в пределах конструктивных границ хранилища.

Двухмерное моделирование было выполнено с помощью метода конечных элементов. Для иллюстрации результатов расчетов на рисунке 4 приведено распределение трития в грунте спустя 50 лет с начала его поступления из хранилища. Оказалось, что картина радиоактивного загрязнения грунта и горизонтального перемещения радионуклидов существенно отличается от результатов, полученных с использованием одномерной модели. После первоначального загрязнения третьего водоносного горизонта он довольно быстро очищается за счет вертикального переноса в нижележащие геологические слои. Из-за этого также происходит значительное замедление переноса радионуклидов в горизонтальном направлении. Так, максимальное удаление, на котором возможно превышение УВ^вода для трития составляет около 200 м, а скорость перемещения ²³⁸U снижается примерно в 5-10 раз по сравнению с результатами одномерной модели.

Рис. 4. Изолинии относительной концентрации трития, выходящего из хранилища скважинного типа, при распространении в грунте в течение 50 лет (приведена нумерация водоносных горизонтов) (нажмите, чтобы посмотреть)

Результаты, полученные при двухмерном моделировании, являются более «щадящими» для условий хранения РАО (см. таблицу 2). Из них следует, что для обеспечения условий безопасности хранения РАО не требуется снижения содержания трития, а ограничения, накладываемые на содержание ²³⁸U, могут быть ослаблены.

Таблица 2. Сопоставление результатов расчета распространения границы достижения уввода при использовании одно- и двухмерных моделей (нажмите, чтобы посмотреть)

Анализ параметров расчетных моделей позволяет сделать вывод, что перенос радионуклидов из третьего водоносного горизонта вглубь вызван тем, что этот горизонт не обеспечивает отвода всех проникающих атмосферных осадков, и в такой ситуации одномерная модель не отражает реально происходящие процессы распространения радионуклидов в грунте.

***
Таким образом, повышение размерности расчетной модели позволяет существенно повысить точность обоснования безопасности хранилищ, подтвердить возможность увеличения допустимого количества размещаемых в них радиоактивных отходов, изучить влияние на общий показатель безопасности хранилища содержания в РАО отдельных радионуклидов, представляющих наибольшую угрозу для окружающей среды, и установить предельные значения их концентрации.

В связи с этим можно считать оправданными затраты на более тщательную подготовку исходных данных, основанную на изучении геолого-гидрогеологического строения площадки хранилища, физико-химических процессов внутри и на границах хранилища, состояния его конструкций и ряда дополнительных факторов, обусловленных особенностями конкретного сооружения.

Авторы:

А.С. Баринов (ГУП МосНПО "Радон"),

М.И. Рылов, Н.А. Анисимов (ООО "РЭСцентр")