deseuri radioactive

Managementul deseurilor radioactive Managementul deseurilor radioactive ––producere, metode de tratare, stocare, depozitareproducere, metode de tratare, stocare, depozitare

Cadrul general:•Autoritatea de reglementare – Comisia Nationala pentru Controlul Activitatilor Nucleare•Agentia Nucleara si pentru Deseuri Radioactive – Promovare a activitatilor nucleare

o Dept. pentru Administrarea la nivel national a Deseurilor Radioactive

•CNE Cernavoda – SN Nuclear Electrica •Sucursala Cercetari Nucleare – Pitesti, RAAN •Institutul National de C&D pentru Fizica si Inginerie Nucleara-Horia Hulubei, Magurele



ORIGINEA SI CARACTERIZAREA DESEURILOR NUCLEARE

•Toate aplicaţiile tehnicilor şi tehnologiilor, ce utilizează radionuclizi în cercetare, medicină, biologie, industrie şi alte activităţi instituţionale produc cantităţi relativ mari de deşeuri radioactive. Cantităţile şi tipurile de deşeuri depind, în particular de tipul activităţilor desfăşurate. Deşeurile lichide produse au volumele cele mai mari şi de obicei şi compoziţiile cele mai complexe.• Ca o cerinţă generală, producătorul de deşeuri trebuie să le colecteze pe tipuri şi categorii şi totodată să minimizeze volumele, cât mai mult posibil.


• Principalii producători de deşeuri instituţionale (altele decât cele din ciclul combustibilului nuclear) sunt:

• Centrale de cercetări nucleare dotate în general cu reactori de cercetare şi acceleratori, produc o mare varietate de radionuclizi, care sunt procesaţi în celule fierbinţi sau laboratoare de radiochimie. Deşeurile radioactive produse lichide şi solide sunt, în general contaminate cu radionuclizi de viaţă scurtă, numai volume relativ mici conţin radionuclizi de viaţă lungă, cum sunt H-3 şi C-14.


• Centrele medicale de diagnoză şi tratament folosesc un mare sortiment de radionuclizi şi compuşi marcaţi, cei mai mulţi având timp de înjumătăţire mici, din considerente de radioprotecţie a pacienţilor.

• Aplicaţiile industriale folosesc diverse tipuri de surse închise de radiaţii pentru teste nedistructive, controlul calităţii, măsurători, evaluarea performanţelor instalaţiilor şi produselor, precum şi tehnici cu trasori radioactivi, dar la scara mult mai mare faţă de experimentele de laborator.


• Cercetarea ştiinţifică din institutele de cercetare şi universităţi folosesc produse radioactive mai ales pentru studiul metaboliţilor şi ale căilor parcurse pe lanţurile trofice în mediu a unui număr mare de substanţe diverse ca medicamentele, pesticidele, fertilizatorii, mineralele. Activităţile implicate în aceste studii sunt mici, dar obţinerea unor produşi marcaţi poate genera volume reduse de deşeuri cu activitate specifică mare. Deşeurile sunt solide şi lichide organice şi anorganice, ele putând pune probleme procesării ulterioare.


• Radionuclizii cei mai folosiţi sunt: C-14 şi H-3 datorită faptului că, pot fi încorporaţi în cele mai complexe molecule. Alături de aceştia, I-125 şi mai rar Cs-137 şi Co-60 .

• Un caz special îl constituie trusele RIA tot mai mult folosite în scopuri medicale şi de cercetare, care au ajuns deja la producţie comercială şi folosire pe scară largă. Ele, de obicei se marchează cu I-125, C-14, Co-57, Se-75.

• Studiile metabolice folosesc în primul rând animale de experienţă, acestea fiind sacrificate la diferiţi timpi, rezultând deşeuri active sub formă de excreţii, sânge, probe de ţesuturi, carcase, toate acestea aducând pe lanţul colectării şi procesării deşeurilor pericole biologice prin dezvoltarea de diverse microorganisme.


Pentru caracterizarea deşeurilor radioactive se iau în considerare toate proprietăţile lor, după cum urmează:•Originea;•Criticalitatea (unde este cazul radionuclizilor fisili);•Proprietăţile radiologice:

- timp înjumătăţire; - generarea de căldură;- intensitatea şi penetrabilitatea radiaţiilor;

- activitatea specifică;- contaminarea la suprafaţă;

- factorii de doză ai radionuclizilor importanţi;


•Alte proprietăţi fizice:- starea de agregare (solid, lichid, gazos);- dimensiuni şi greutăti;- compactibilitatea;- dispersabilitatea;- volatilitatea;- solubilitate, miscibilitate.


• Proprietăţile chimice:- potenţialul de risc chimic;- corozivitatea;- conţinutul de material organic;

- combustibilitatea; - reactivitatea chimică; - generarea de gaze; - proprietăţile de sorbţie a radionuclizilor.• Proprietăţi biologice:

- potenţialul de risc biologic.


Caracterizarea deşeurilor şi segregarea lor pe baza acestor criterii are o importanţă majoră în toate etapele de gestionare de la producere, până la depozitarea finală prin:•stocarea intermediară pentru dezintegrare radioactivă;•selectarea tehnologiilor de tratare şi condiţionare; alegerea metodelor de manipulare•implementarea măsurilor administrative şi organizatorice pentru toate etapele gestionării;•selectarea şi realizarea barierelor inginereşti pentru confinarea radioactivităţii în timpul manipulării şi depozitării finale ( sistem de ventilaţie, tehnica de umplere şi materialul, finisările, închiderile, acoperirea finală);•durata controlului instituţional;•îmbunătăţirea caracteristicilor naturale ale amplasamentului depozitului;•evaluarea securităţii radioactive a depozitului.

Managementul deseurilor radioactive Managementul deseurilor radioactive ––producere, metode de tratare, stocare, depozitareproducere, metode de tratare, stocare, depozitareOriginea şi tipul deşeurilor institutionale

Volume iniţiale Radionuclizi tipicim3/cm Bq/m3

(doze)1.Centre cercetări nucleareefluenţi apoşi

efluenţi organicischimbători de ionisolide compatibilesolide necompatibile

100‐500

0,1‐1,00,5‐1,550‐1005‐10

4x104‐4x109

∼4x1044x104

∼0,01R/h∼0,01R/h

Fe‐55+59,C0‐58+60Cs‐134+137

Fe‐59,Co‐60,Cs‐137In‐111,Sr‐90,Cr‐57

2. Spitale efluenţi apoşisolide compactabilesurse închiseace de radiu

0,1‐52‐51‐10dif.

≤4x107≤0,01R/h≤103 R/h

In‐111,Mo‐99,I‐125S‐35,P‐32,H,C‐14Co‐60,Ir‐192,Cs‐137Ra‐226

3.Industriesurse închisedetectori de fum

10‐100100‐1000

≤103 R/hCo‐60,Cs‐137,Ir‐192Pu‐238+234,Am‐241

4.Universităţi, laboratoare cercetareefluenţi apoşisolide compactibile

2‐52‐5

≤ 4x107≤ 0,01 R/h P‐32, S‐35, H, C‐14

Managementul deseurilor radioactive Managementul deseurilor radioactive ––producere, metode de tratare, stocare, depozitareproducere, metode de tratare, stocare, depozitareRadionuclidul T1/2 Aplicaţii principale Activităţi

tipice pentru aplicaţii

Caracteristicile deşeului

H‐3 12,26 a Masurători cliniceCercetări biologice Marcări

≤5 MBq≤5 GBq

Solide, lichide, solvenţi organici

C‐14 5960 a Cercetări biologiceMarcări

≤1 GBq≤10 MBq

Solide, lichide, Solvenţi organiciCO2 expirat

Na‐22 2,6 a Măsurători clinice ≤50 kBq Efluenţi lichiziP‐32 14,3 z Terapie clinică

Cercetări biologice≤5 GBq Solide, lichide

S‐35 87,4 z Măsurători cliniceCercetări biologice

≤5 GBq Solide, lichide

Ca‐45Ca‐47

164 z4,5 z

Cercetări biologiceMăsurători clinice

≤100 MBq≤1 GBq

Solide, lichide

Co‐57Co‐58

271,7 z70,8 z

Măsurători cliniceCercetări biologice

≤50 MBq Solide, lichide

Ca‐51 27,7 zMăsurători cliniceCercetări biologice

≤5 MBq≤100KBq

Preponderent lichide

Fe‐59 44,6z Măsurători cliniceCercetari biologice

≤50 MBq Preponderent lichide

Ga ‐67 78,26 h Măsurători clinice ≤50 MBq Preponderent lichideSe ‐ 75 19,8 z Măsurători clinice ≤50 MBq Preponderent lichideSr –85 64,8 z Măsurători clinice

Cercetări biologice≤50 MBq Solide lichide

Tc‐99 m 64,1h Măsurători cliniceCercetări biologice

≤1 MBq Solide lichide

In‐111 2,8 z Măsurători cliniceCercetări biologice


I‐125 60 z Măsurători cliniceCercetări biologice


I‐131 8,04 z Măsurători cliniceTerapie clinicăCercetări biologice

≤500 MBq≤10 GBq≤50 MBq

Solide lichideocazional vapori

Xe ‐133 5,25 z Măsurători clinice ≤200 MBqAu‐198 2,78 Terapie clinică ≤10 MBq NesemnificativeHg ‐137Hg ‐203

64,4 h64,4 h

Măsurători Clinice ≤50 MBq Solide , lichide

Te ‐201 3 z Măsurători clinice ≤50 MBq Solide, lichide


Surse de radiaţiifolosite în industrie

Aplicaţia Radionuclidul T1/2 Activitatea Tipul instalaţieiRadiografie industrială Ir‐192

Co‐60(Cs‐137)(Tm‐170)(Yb‐169)

74 z5,3 a

0,1‐5 TBq0,1‐5 TBq

De obicei unităţi portabile

Carotaj Am241‐BeCs‐137(Cf‐252)

433 a 30 y

1‐800 GBq1‐100 GBq

Unităţi portabile

Detectori de umiditate Am241‐BeCf‐252Ra226‐Be

433 a 0,1‐2 GBq Unităţi portabile pentru măsurători de umiditate în nisip, sol, materiale de construcţie drumuri

Densitometre pe benzi transportoare Cs‐137 30 a 0,1‐40 GBq Instalaţii fixe pentru măsurat densităţi de cărbune, minereuri

Măsurători de densităţi Cs‐137Am‐241

30 a433 a

1‐20 GBq1‐10 GBq

Instalaţii fixe pentru măsurători volume constante

Măsurători nivele Cs‐137Co‐60(Am‐241)

30 a5,3 a

0,1‐20 GBq0,1‐10 GBq

Instalaţii fixe pentru măsurat nivele în tancuri, silozuri, colete

Eliminare electricitate statică Am‐241Po‐210(Ra‐226)

433 a138 z

1‐4 GBq1‐4 GBq

Instalaţii fixe şi portabile

Iluminatori Am‐241(Ra‐226)

433 a 50‐500MBq Instalaţii fixe

Detectori pentru captură de electroni Ni‐63H‐3

100 a12 a

200‐500MBq Echipamente fixe şi portabile

Analiză fluorescenţă de raze X (XRF) Fe‐55Cd‐109(Pu‐238)(Am‐241)(Co‐57)

2,6 a453 z

0,1‐5 GBq1‐8 GBq

Unităţi de analiză portabile


Surse de radiaţii folosite în medicină

Aplicaţia Radionuclid T1/2 Activitate Tip instalaţieTeleterapie Co‐60

(Cs‐137)5,3 a 50‐1000 TBq

(500 TBq)Instalaţii fixe

Iradiere sânge Cs‐137 30 a 2‐100 TBqDensimetrie oase

Am‐241Gd‐153I‐125

433 a242 a60 z

1‐10 GBq1‐40 GBq1‐10 GBq

Unităţi mobile

Brahiterapie cu încărcare

Co‐60Cs‐137Ir‐192

5,3 a30 a74 z

≈10 GBq≤10 MBq≈400 GBq

Unităţi mobile

Brahiterapie cu încărcare manuală

Cs‐137Ra‐226Co‐60Sr‐90Pd‐103I‐125I‐131Au‐198Cf‐252

30 a1600 a5,3 a28,6 a17 z60 z8 z2,7 z2,6 z

50‐500 MBq30‐300 MBq50‐500 MBq50‐1500 MBq50‐1500 MBq50‐1500 MBq50‐1500 MBq50‐1500 MBq50‐1500 MBq

Surse portabile mici


• Surse de radiaţii folosite în cercetare

Aplicaţia Radionuclid T1/2 Activitate Tip instalaţieSurse de calibrare

Foarte diferiţi

≤0,1 GBq Surse mici portabile

Detectori cu captură de electroni

H‐3Ni‐63

12,3 a100 a

1‐50 GBq200‐500 MBq

Unităţi portabile mici şi detectori în cromatografie de gaze

Surse pentru instalaţii de calibrare

Cs‐137Co‐60Cf‐252(Am241‐Be)(Pu238‐Be)

30 a5,3 a2,6 a

≤ 100 TBq≤ 100 TBq≤ 10 GBq

Instalaţii fixe

Instalaţii de iradiere

Co‐60(Cs‐137)

5,3 a 1‐1000 TBq Instalaţii fixe

Tinte de tritiu H‐3 12,3 a 1‐10 TBq Instalaţii fixe pentru producere de neutroni prin reacţie (D,T)

Sterilizări şi conservare alimente

Co‐60Cs‐137

5,3 a30 a

0,1‐400 PBq0,1‐400 PBq

Instalaţii fixe cu surse individuale≤ 600 TBq

Instalaţii de calibrare

Co‐60Cs‐137

5,3 a30 a

1‐100 TBq1‐100 TBq

Instalaţii fixe

Detectori de fum

Am‐241(Pu‐238)

433 a 0,02‐3 MBq Fixe, uşor de demontat

Marcare furnale Co‐60 5,3 a 2 GBq Fixe


• Tipuri de deseuri institutionale Forma deseului Tipul deseuluiLichide:

apoase:

organice:

efluenti de laboratorefluenti productie radioizotopiapa bazine stocare combustibilefluenti decontaminaredrenaje radioactiveuleiuri si lubrefianti pompescintilatori lichizisolventi de extractie

Solidecompactabile:

necompactabile:

textiletampoane vatahartiecutiiplastice PVCpolietilenacauciucmanusiechipament individual de protectiefiltresticlariemetalespanuricaramizi protectiebetonrasini schimb ioniccorpuri animale experientesurse inchiseace de radiu




TEHNOLOGII DE CONDITIONARE A DESEURILOR RADIOACTIVE

•După ce, deşeurile sunt tratate în vederea reducerii volumului, urmează etapa de condiţionare în vederea manipulării, transportului, stocării şi depozitării finale. Condiţionarea implică imobilizarea şi ambalarea finală, rezultatul fiind coletul final cu deşeuri radioactive depozitat definitiv.•Imobilizarea reprezintă conversia deşeului într-o formă solidă, care reduce pericolul potenţial dat de dispersia şi migrarea radionuclizilor în timpul stocării, transportului şi depozitării. Ea implică folosirea unor matrici obţinute din materiale neradioactive, cum sunt: cimentul, bituumul sau polimerii, care fixează deşeul ca un monolit, de obicei direct în ambalajul coletului final.


Materialul matricii trebuie adoptat deşeului pentru:•componentele radioactive ( tipul şi timpul de înjumătăţire al radionuclidului, activitatea specifică, dozele de radiaţii );•proprietăţile fizice şi chimice ale materialului deşeului (lichid, şlam, răşini schimbătoare de ioni, cenuşă, metale );•comportarea coletului în condiţiile depozitării finale.După alegerea materialului matricii şi a tehnologiei de imobilizare se face evaluarea securităţii radiologice pentru evidenţierea şi luarea în consideraţie a constrângerilor şi incompatibilităţilor, din care să rezulte cele mai potrivite contra-măsuri de îmbunătăţire a securităţii radiologice pentru toate etapele de la procesare la depozitare finală.•Imobilizarea materialului radioactiv reprezintă şi obţinerea implicită a barierelor de confinare, care limitează dispersia radionuclizilor.


Cele mai importante proprietăţi ale barierelor de confinare sunt:•compatibilitate cu materialul deşeului;•o bună omogenitate;•solubilitate scăzută;•permeabilitate mică;•rezistenţă mecanică;•rezistenţă la agenţi externi ( chimici, fizici, biologici );•rezistenţă la căldură şi iradiere;•stabilitate mare pe perioada de depozitare.In plus, materialele primare pentru matrice trebuie să fie uşor de procurat şi de manipulat şi să nu dilueze excesiv deşeul (volumul final să nu fie prea mare raportat la volumul deşeului necondiţionat). Principalele tipuri de matrici utilizate pe scară largă au la bază cimentul hidraulic şi betoane modificate, bituumul şi polimerii.


Imobilizarea în ciment, este cea mai uzuală metodă, deoarece:•este simplă şi uşor de operat la temperatura normală;•există o mare experienţă din ingineria civilă;•materialele sunt ieftine şi uşor de procurat;•compatibilitatea cimentului cu apa;•produsul are o densitate mare (bun ecran) şi rezistenţă mecanică;•betonul are proprietăţi excelente de reţinere a cationilor, care precipită în mediu bazic;•se pot imobiliza aproape toate tipurile de deşeuri lichide umede, solide uscate.•La amestecarea pulberii de ciment cu apa, componenţii săi suferă o serie de reacţii de hidroliză şi condensare, care duc la formarea unor noi produşi, ce asigură întărirea matricii.


• Completa hidratare a pastei de ciment are loc pentru un raport apă/ciment de 0,25; dar, din motive de lucrabilitate raportul se creşte la 0,4-0,5.

• Hidratarea şi întărirea pastei de ciment poate fi afectată de diferite chimicale prezente în deşeul radioactiv implicând accelerarea, întârzierea sau chiar inhibarea completă a reacţiilor. Dintre chimicalele cu efecte net negativ se cunosc: acidul boric, sulfaţii, agenţii de complexare, fosfaţii. Din această cauză sunt recomandate teste de laborator, care să determine formula betonului, precum şi eventuale pre-tratamente sau necesitatea unor aditivi.


Tipul deşeului Compatibilitatea

Răşini schimb ionic slabă/bună (cu adaos de Ca(OH)2)

Slamuri din precipitat bună

Deşeuri cu acid boric slabă/bună ( cu adaos de silicat de Na )

Deşeuri cu sulfat medie

Deşeuri cu nitraţi bună

Deşeuri cu fosfaţi bună

Soluţii cu detergenţi slabă/bună (cu adaos de antispumanţi)

Deşeuri cu complexanţi slabă

Lubrefianţi, uleiuri, organice slabă/bună(cu adaos de emulsifianţi)

Deşeuri acide slabă/bună(după neutralizare)


Imobilizarea în bituum•Sistemul este un amestec de materiale hidrocarbonate cu greutate moleculară mare, ce rezultă ca subprodus rafinarea petrolului sau la cocsificarea cărbunelui. Incorporarea deşeului în bituum se datorează proprietăţilor sale termoplastice şi are loc la încălzirea bituumului şi deşeului pentru lichefierea primului şi evaporarea apei din cel de-al doilea. Pasta după omogenizare se lasă să se răcească obţinându-se un material solid.•O variantă a procesului foloseşte o emulsie de bituum într-un solvent, deşeul se usucă termo-mecanic, iar materialul după omogenizare se solidifică pe măsură ce solventul se evaporă.


Avantajele folosirii bituumului ca matrice de imobilizare sunt:•insolubil în apă;•rezistenţă mare la difuzia apei;•inert chimic, cu excepţia oxidanţilor;•inerţie biologică;•plasticitate mare după încălzire;•proprietăţi reologice bune;•rezistent la îmbătrânire;•capacitate mare de incorporare a deşeului;•uşor de procurat şi preţ relativ mic.


Imobilizarea în polimeri

•Are o utilizare limitată la imobilizarea în special, a răşinilor schimbătoare de ioni.


Condiţionarea surselor radioactive şi a deşeurilor solide netratate

•Condiţionarea surselor închise uzate şi a deşeurilor solide, ce pot fi condiţionate direct se face în butoaie standard de 220 l în matrice de beton normali(inactiv). Limitele activităţilor, ce pot fi imobilizate într-un colet de tip “A ”sunt stabilite prin normele organului de reglementare.•Radionuclizii condiţionaţi în matrice de beton şi permişi pentru depozitare au un timp de înjumătăţire de 30 de ani, cei de viaţă lungă necesitând condiţii speciale de confinare şi depozite geologice de adâncime. Radionuclizii Pu-238, Am-241 şi Ra-226 pot fi condiţionaţi, dar numai în scopul stocării intermediare pe termen mediu-lung până la găsirea mijloacelor de depozitare finală.Una din cerinţele principale ale coletului este respectarea debitului dozei la suprafaţă de 2 mSv/h şi la distanţa de 1 metru de 0,1 mSv/h.


Radionuclidul Constanta gamma mSv/h la 1 m pentru 1 GBq

Grosime de înjumătăţireBeton (cm ) Plumb (cm )

Co‐60Cs‐137Ir‐192Am‐241Ra‐226

0,360,0860,140,0040,22

6,34,94,30,87,0

1,20,60,550,021,4


• Creşterea capacităţii de ecranare se poate face cu fier, plumb sau minereuri cu fier sau bariu, dar în final se va mări şi greutatea coletului.

Pasta de beton are, de obicei raportul 3 vol nisip/1 vol ciment, iar raportul ciment/apă de 0,4-0,5. Creşterea calităţilor mecanice se poate face prin armarea cu 3-5 bare de oţel-beton cu diametrul de 5-10 mm. In cazul surselor deteriorate, trebuie asigurată o etalonare suplimentară înainte de condiţionare pentru a preveni contaminarea şi a micşora viteza de leaching (lixiviere). Imobilizarea surselor într-un colet de tip cu beton, permite:

• un ecran de protecţie suplimentar;• protecţie fizică a sursei imobilizate;• obţinerea unui colet suficient de mare şi de greu, care nu poate fi transferat

din greşeală;• un butoi de beton nu este atractiv pentru hoţi;• permite aplicarea unei marcări precise şi permanente pentru identificare

ulterioară.


• Compararea calitativă a proprietăţilor deşeurilor imobilizate

Rezistenţa la leachingRezistenţa la radiaţiiStabilitate mecanicăRezistenţă la focRaport deşeu/matrice(în greutate)Costuri

ciment<polimerii<bituumpolimerii<bituum<cimentbituum<polimeri<cimentbituum≤polimeri<cimentciment<polimeri≤bituum

polimeri>bituum>ciment


• DEPOZITAREA DESEURILOR RADIOACTIVE

Depozitarea deşeurilor radioactive este ultima etapă a gestionării lor, reprezentând asigurarea condiţiilor de dezintegrare practic totală a radioactivităţii conţinute în aşa fel încât radionuclizii eliberaţi în mediu să aibă concentraţii şi/sau cantităţi din care să nu rezulte efecte negative în prezent şi viitor.In atingerea acestui obiectiv, efectele negative potenţiale se referă mai mult la generaţiile viitoare decât la generaţia actuală sau la operatorii ce manipulează şi procesează deşeurile.


• Gradul de izolare a deşeurilor în depozit faţă de mediul înconjurător depinde de performanţele sistemului deşeu-depozit ca un tot unitar, fiind considerate coletul cu deşeuri, lucrările inginereşti în depozit şi geologia amplasamentului. Aceste componente ale sistemului trebuie selectate şi/sau proiectate în aşa fel încât considerate ca un sistem global să asigure funcţiile de izolare cerute de securitatea radiologică a populaţiei şi mediului acum şi în viitor la un nivel prestabilit.

• Coletul cu deşeuri include forma deşeului, ambalajul şi în unele cazuri în plus bariere inginereşti locale ca materiale absorbante, vopsele sau acoperiri de altă natură care sunt parte integrantă a coletului. El trebuie să asigure integritatea fizică a deşeului, viteză mică de leaching şi dispersie a radionuclizilor din deşeu.


• Depozitul propriu-zis = instalaţia în care coletul cu deşeuri este depozitat împreună cu toate barierele inginereşti realizate. Caracteristicile depozitului trebuie să conducă la minimizarea probabilităţii de eliberare a radionuclizilor şi de intruziune necontrolată. Aceste caracteristici cuprind placări şi finisajele pereţilor, materialul de umplere (inclusiv bariere geochimice), închiderile locurilor de acces, foraje, fisuri în rocă.

• Mediul geologic al amplasamentului nu se limitează numai la spaţiul ocupat de depozit, el incluzând roca gazdă precum şi mediul geologic al regiunii înconjurătoare. Mediul geologic trebuie să asigure limitarea accesului apei subterane la deşeu, reducerea sau întîrzierea dispersiei radionuclizilor eliberaţi, protecţia coletelor şi a depozitului de fenomene naturale adverse sau intruziune umană.


• Toate aceste trei componente au un rol specific, depinzând de metoda de depozitare, reprezentând un sistem unic capabil să întrunească principalul obiectiv al securităţii radiologice, care este de a preveni, întârzia şi limita eliberarea de radionuclizi din deşeu în mediu la un nivel la care efectele negative să rămână acceptabile. In plus, la componentele sistemului (naturale şi inginereşti) se implementează controlul instituţional şi marcajele pasive, care pot contribui cel puţin pentru un timp la protecţia contra intruziunii umane.


• Pentru alegerea unei metode de depozitare primul lucru constă în identificarea şi analiza caracteristicilor particulare ale deşeului, pentru ca tratarea, condiţionarea şi confecţionarea coletului cu deşeuri împreună cu celelalte componente ale sistemului de depozitare să asigure gradul corespunzător de izolare şi protecţie. Selecţia tipului de depozit cere analiza şi optimizarea întregului sistem de gestionare a deşeurilor radioactive, deoarece depozitul odată realizat va accepta diferite categorii de deşeuri atât timp cât eliberările de radionuclizi prezise vor rămâne în limite acceptabile.


Ca tipuri principale de depozite se remarcă:•depozitele geologice de adâncime pentru deşeurile HLW, deşeurile alfa şi combustibilul iradiat declarat deşeu;•depozitele în cavităţi în rocă, care pot fi mine dezafectate sau cavităţi naturale sau realizate de om, conceptul fiind între cel de depozit la suprafaţă şi cel de adâncime. Caracteristica acestui concept este aplicarea potenţială la diferite tipuri de mine sau cavităţi localizate la adâncimi şi amplasamente geologice variabile;•depozitele de suprafaţă, care au deja vechime şi se consideră corespunzătoare pentru deşeurile care se dezintegrează la limite acceptabile în perioada contractului instituţional. Această perioadă este scurtă faţă de cea anticipată pentru un depozit de adâncimi din cauză că deşeul este mai mult expus la procesele naturale adverse şi la intruziunea umană. In unele cazuri se poate prevedea recuperarea deşeurilor şi relocarea ulterioară. Acest tip de depozit este strict limitat la deşeurile ce conţin radionuclizi de viaţă scurtă.


CERINTELE DE BAZA ALE UNUI SISTEM DE DEPOZITARE•In formularea cerinţelor de bază ale unui sistem de depozitare este necesară considerarea tuturor fazelor sistemului, respectiv amplasarea, proiectarea, construcţia, operarea şi faza post-operaţională.Deşi, sistemele de depozitare în uz sau în proiect pentru diferite categorii de deşeuri variază mult ca amplasare geologică şi caracteristici inginereşti, la decizia şi acceptarea oricărui sistem trebuie să se ţină cont de aceleaşi cerinţe de bază.• Cerinţele de protecţie radiologică în gestionarea deşeurilor radioactive sunt în general aceleaşi ca pentru alte activităţi cu specific nuclear. Aplicarea principalelor măsuri de limitare a dozelor în sistemul de depozitare se face pentru cele două faze importante, cea de operare şi faza post-operaţională. Pentru faza operaţională cerinţele de limitare a expunerii profesionale şi a populaţiei atât în operarea normală sau la accident se bazează pe standardele naţionale existente.


• Cerinţele de bază la operarea normală sunt ca expunerea să fie ţinută la nivele cât mai joase ( principiul ALARA ) ţinând cont de factorii economici şi sociali, şi ca dozele individuale ale operatorilor şi populaţiei să nu depăşească limitele impuse prin reglementări. Pentru condiţile de accident cerinţa este ca depozitul să fie amplasat, proiectat, construit şi operat în aşa fel, încât consecinţele accidentului maxim credibil să fie în limitele acceptate de organul naţional de reglementare.

• Pentru faza post-operaţională, în cazul depozitelor de adâncime şi cavităţi în rocă nu este luat în consideraţie un control direct asupra deşeului după închidere.

• In cazul depozitelor de suprafaţă faza post-operaţională include o perioadă de control şi supraveghere instituţională când accesul pe amplasament este restricţionat.


• Cerinţele de protecţie a mediului şi resurselor naturale se realizează prin amplasare, proiectare, construcţie, operare şi faza post-operare, ele fiind optimizate pentru a asigura păstrarea efectelor adverse la nivele joase, acceptabile. Unele tipuri de impact, date de depozitele de deşeuri radioactive nu implică radiaţiile, de exemplu:

- utilizarea viitoare a resurselor naturale;- conservarea resurselor naturale;- eliberarea de contaminanţi neradioactivi;- degradarea mediului datorită lucrărilor miniere sau altor activităţi

industriale legate de operarea depozitului;- posibila contaminare şi degradare a surselor de apă;- punerea în primejdie a speciilor rare.


CRITERIILE DE EVALUARE A SISTEMULUI DE DEPOZITARE

•Pentru a analiza dacă sistemul de depozitare ca un singur tot întruneşte sau nu cerinţele de bază s-a dezvoltat un set de criterii, ponderea lor fiind dependentă de deşeurile avute în vedere şi sistemul de depozitare. • Considerându-se fiecare criteriu individual există posibilitatea ca în evaluarea sistemului este posibil ca cerinţele pentru un anumit component al sistemului să fie mai simple pe baza altui component care răspunde la cerinţe în grad acoperitor. Criteriile acoperă amplasamentul geologic, depozitul, coletul si sistemul de AQ.


Amplasamentul geologic este selectat pe baza factorilor geologici în funcţie de tipurile de deşeuri şi opţiunea de depozitare. Este necesară analiza stagiului complex geologic care include litologia, stratigrafia, hidrogeologia, geochimia, geotehtonica şi resursele potenţiale. In cadrul analizei selecţiei amplasamentului trebuie considerate şi alte aspecte pe termen scurt şi mediu, cum sunt:•distribuţia populaţiei şi obiceiurile;•efectul altor activităţi umane ca mineritul, baraje, lacuri de acumulare •efectele asupra solului date de prezenţa apelor de suprafaţă şi a condiţilor meteo severe•impactul depozitului asupra resurselor naturale


• Calităţile naturale ale amplasametului pot fi îmbunăţite prin lucrări ingineşti astfel ca minimul cerinţelor să fie îndeplinite.

• Extinderea în adâncime şi lăţime a rocii gazdă trebuie să asigure construcţia depozitului şi în cazul alterarii rocii gazdă la limita depozitului să rămână un volum suficient de mare de rocă nealterată.In plus discontinuitătile mecanice care pot servi ca trasee directe ale radionuclizilor către biosferă să fie cât mai departe de depozit pentru a permite rocii naturale şi lucrărilor inginereşti împiedicarea dispersiei radioactivităţii la zonele de contact.

• Depozitul trebuie amplasat într-un mediu geologic cu o litologie şi adâncime adecvată categoriilor de deşeuri şi cantităţilor avute în vedere, mediul geologic trebuie să fie compatibil cu deşeul.


• Caracteristicile hidrogeologice ale amplasamentului trebuie să împiedice inundarea depozitului de apele subterane, prevenind astfel leachingul şi eliberarea peste limitele acceptate a radionuclizilor. Parametrii care controlează curgerea apelor subterane sunt: porozitatea, conductivitatea hidraulică a rocii şi gradientul hidraulic.Curgerea apei poate fi intergranulară prin porii rocii sau prin fracturi.

• Caracteristicile fizico-chimice şi geochimice ale amplasamentului geologic trebuie să limiteze transportul radioactivităţii. Retenţia si/sau întârzierea eliberării radionuclizilor, respectiv viteza şi cantitatea migrată sunt dependente de procese individuale ca dispersia, difuzia , precipitarea, adsorbţia, schimbul ionic şi alte interactii chimice. Alegerea unei roci gazdă şi a unui mediu geologic înconjurător care să asigure retardarea compuşilor radiotoxici şi a radionuclizilor de viaţă lungă este importantă în îndeplinirea cerinţelor pe termen lung.


• Amplasarea depozitului trebuie să se facă într-o zonă cu activitate seismică mică, suficient de departe de zonele active tectonic pentru a se asigura integritatea fizică a depozitului.

• Amplasarea depozitului trebuie să ţină cont de activitătile umane potenţial negativ care au putut afecta integritatea rocii ( foraje, galerii, excavări), existenţa unor lacuri de acumulare, obiective industriale periculoase. In particular, trebuie evaluată existenţa altor cavităţi interconectate cu depozitul şi cu stratul acvifer din zonă.

• Amplasarea depozitului trebuie să ia în consideraţie resursele geologice şi utilizarea lor în viitor, efectele economice ale realizării depozitului să fie puse în balanţă cu valoarea resurselor geologice în prezent şi în viitor. Valoarea resurselor metalifere, nisip, piatră, cărbune , petrol, gaze, apă şi energie geotermală trebuie analizate în selectarea amplasamentului.


• Amplasarea depozitului trebuie să ia în consideraţie (mai ales pentru depozitele de suprafaţă ) condiţii şi evenimente adverse cum sunt: inundaţiile , condiţiile meteo extreme ca: vânturi , ploi torenţiale, zăpadă, gheaţă , grindină sau pericole induse de activităţile umane ca incendii , explozii , prăbuşiri de avioane.

• Depozitul insuşi din faza de proiectare şi construcţie până la închidere trebuie evaluat pe baza unor criterii ce se aplică întregului sistem de depozitare, tinând cont de caracteristicile mediului geologic şi ale coletelor cu deşeuri ce urmează a fi recepţionate. La proiectare vor trebui în primul rând analizate evenimentele şi procesele care pot scădea eficacitatea întregului sistem de depozitare care pot fi fenomene naturale, actiuni umane sau defectări ale componentelor sistemului.


• Depozitul trebuie proiectat , construit şi operat în aşa fel încât să evite cât mai mult posibil efectele adverse asupra capacităţii de izolare a mediului geologic , date de realizarea depozitului şi prezenţa deşeurilor. Impactul lucrărilor miniere asupra geologiei şi hidrologiei mediului geologic trebuie evaluat pentru a limita degradarea rocii gazdă.

• Depozitul trebuie prevăzut cu toate sistemele de securitate necesare, asigurându-se funcţionarea lor continuă până la închidere. Posibilitatea declanşării de explozii sau incendii poate fi minimizată prin introducerea de restricţii la introducerea de materiale explozive şi piroforici şi prin alegerea de materiale de constucţie necombustibile sau rezistente la temperatură. Sistemele de detectare a inundării, a focului, de alarmare, ca şi sistemele de control şi asigurare a funcţiilor de securitate trebuie să aibă capabilitatea şi capacitatea de a preveni deteriorarea sistemelor tehnologice importante pentru securitatea radiologică. Instalaţiile de securitate ale depozitului trebuie să funcţioneze continuu şi să asigure evacuarea personalului în caz de accident.


• Backfilling-ul, respectiv materialele şi metodele de umplere a spaţiilor goale trebuie să îmbunătăţească izolarea deşeului şi să limiteze efectele adverse asupra mediului geologic. El poate reduce contactul apelor subterane cu deşeul, să mărească capabilitatea de retardare a radionuclizilor şi să ajute la menţinerea integrităţii geometrice a depozitului.

• Inchiderea depozitului trebuie să asigure eliberarea de radionuclizi la vitezele şi/sau cantităţile care nu au efecte radiologice majore. Blocarea tuturor locurilor de acces sau penetraţiilor este importantă pentru împiedicarea intruziunii umane şi/sau eliberarea de materiale radioactive.


• Supravegherea trebuie asigurată atât în perioada de operare pentru a confirma comportarea sistemului conform previziunilor şi a lua măsuri corective eventual, cât şi după închidere pentru a asigura securitatea populaţiei şi mediului. Asigurarea detectării unei scurgeri de material radioactiv în timpul operării, se face pe baza unui program de monitorare care va defini răspunsul depozitului la depozitarea deşeului şi va demonstra performanţele barierelor de confinare. Rezultatele monitorării vor fi date de intrare în alegerea metodei de închidere a depozitului.


Aplicarea criteriilor de acceptare a deseului în depozit

Managementul deseurilor radioactive Managementul deseurilor radioactive ––producere, metode de tratare, stocare, depozitareproducere, metode de tratare, stocare, depozitareCriteriul Perioada

de operarePerioada post‐operaţională

Depozit de suprafaţă

Depozit cavităţi rocă

LLW(V) LLW(IV)

LLW(V) ILW(IV) LLW(III) ILW(II)

Conţinut radonucliziDebit doză la suprafatăContaminare la suprafaţă

AA

A

ANA

NA

ANA

NA

ANA

NA

ANA

NA

ANA

NA

ANA

NA

Stabilitate structurală Viteză leachingMateriale corozive

AAA

ALAA

AAA

ALAA

AAA

AAA

AAA

Efecte termice şi radioliticeCombustibilitateGenerare de gaze

AL

AA

AL

ALAL

A

ALAL

AL

ALA

A

ALA

A

ALA

A

ALA

Degradare microbianăLichide libereAgenţi de chelare şi complexare

ALALA

AAA

AAA

AAA

AAA

AAA

AAA

CriticalitateIdentificareConfiguraţii colet

ALAA

ALALNA

ALALNA

ALALNA

ALALNA

AALNA

AALNA


Opţiuni posibile de depozitare finală

Managementul deseurilor radioactive Managementul deseurilor radioactive ––producere, metode de tratare, stocare, depozitareproducere, metode de tratare, stocare, depozitareOpţiunea Categoria de deşeu

HLW(I)viaţă lungă

ILW (II)viaţă lungă

ILW(III)viaţă lungă

ILW(IV) LLW(V)viaţă viaţă

Depozit geologic de adâncime mare

uscat solid imobilizat, în colet, distanţat pt.degajare căldură

solid, imobilizat, în colet Aplicabil , dar cerinţele sunt depăşite tehnic

umed solid , imobilizat, în colet, distanţat, cu mai multe barere inginereşti

solid, imobilizat în colet cu mai multe bariere inginereşti

solid, în colet (opţional)

Depozit de mine sau în cavităţi

uscat nerecomandat posibil depinzând de circumstanţe solid, imobilizat, în colet

umed nerecomandat solid, imobilizat, în colet

Depozit de suprafaţă

uscat nerecomandat solid, imobilizat, în colet

umed nerecomadat solid, imobilizat în colet cu mai multe bariere inginereşti

Injecţie de fluide auto solidificabile In fracturi cu permeabilitate redusă

nerecomandat aplicabil după demostrarea tehnologiilor adecvate

Injecţii de lichide cu formaţii de adâncime permeabile

nerecomandat aplicabil după demostrarea tehnologiilor adecvate


Contextul depozitarii la suprafaţă a deşeurilor cu activitate joasă/ medie

- Obiectivul de bază in ceea ce priveste depozitarea deşeurilor radioactive este oferirea unei izolări suficiente a deşeurilor din biosferă pentru a asigura o protecţie adecvată a sănătăţii umane şi a mediului pentru durata de viaţă a deşeurilor periculoase. Potenţialul de izolare al metodei de depozitare alese trebuie să fie proporţional cu potenţialul de periculozitate şi longevitate al deşeurilor (in speta timpii de injumatatire ai radionuclizilor depozitati).


• “Şanţuri “construite, accesibile de la suprafaţă, ca la Drigg în Regatul Unit, Centres de la Manche şi de l’Aube în Franţa, El Cabril în Spania, Mohovce în Republica Cehă; şi în

• Tuneluri de exploatare construite special, ca la Himdalen în Norvegia, sau în foste mine, ca şi în cazul amenajării de la DNDR Băiţa - Bihor şi Richard din Republica Cehă.


• În multe cazuri, depozitele de deseuri radioactive conditionate au luat fiinţă iniţial ca amenajări necesare pentru managementul deşeurilor de la centrele de cercetare particulare sau naţionale, din instalatiile aferente ciclului de combustibil sau de generare de energie electrică (Centralele Nuclearo-Electrice-CNE).

• De-a lungul timpului, multe au fost adoptate ca depozite naţionale chiar dacă de multe ori erau încă gestionate de către organizaţia iniţială.


• Depozitul final suedez (FSR) pentru deşeuri radioactive provenite din operarea CNE, situat în apropierea centralei nucleare Forsmark, este în funcţiune din anul 1988. Construit în roca de bază la aproximativ 60 m sub Marea Baltică, acesta este conectat la suprafaţă prin două tuneluri cu o lungime de 1 km. Depozitul constă în caverne în rocă proiectate în conformitate cu conţinutul diferit de activitate al deşeurilor. Deşeurile cu activitate joasă, care iniţial au fost imobilizate în coletele de oţel sau beton, sunt plasate în celule într-un siloz subteran, cu înălţimea de 50 m şi înconjurate de beton. Silozul are pereţii din beton cu grosimea de aproximativ 1 m şi este înconjurat de un strat de bentonită. Deşeurile cu o activitate mai joasă (deşeurile cu activitate joasă şi deşeurile cu activitate mixtă joasă şi medie) sunt dispuse în galerii în stâncă cu o lungime de 60 m. Alte galerii sunt planificate să accepte deşeurile de dezafectare atunci când acestea vor fi generate.

• Depozitul are o capacitate actuală de 60.000 m3 cu o capacitate planificată de depozitare de 90.000 m3 şi, atunci când este plin, tunelurile de intrare vor fi astupate şi sigilate cu beton pentru a izola şi preveni accesul în continuare. După etanşare, nu se consideră necesară nicio monitorizare ulterioară a depozitului.


• O altă instalaţie subterană de depozitare este de asemenea în funcţiune în Finlanda la Olkiluoto. Construcţia a început în 1988 şi instalaţia a început să funcţioneze în 1992. Depozitul este construit în roca de bază, la o adâncime de 70-100 m, şi constă într-o galerie cu două silozuri şi instalaţii auxiliare. Deşeurile bituminoase care nu generează căldură (ILW) sunt aşezate într-un siloz şi deşeurile uscate cu activitate joasă în al doilea. Deşeurile sunt ambalate în butoaiele de 200 L, care sunt aşezate în cutii de beton (16 butoaie la o cutie).Cutiile sunt apoi aşezate în silozuri, care, în cele din urmă, vor fi rambleiate cu piatră spartă şi din sol. Silozul pentru deşeurile bituminoase este căptuşit cu un perete de beton de 60 cm ca o barieră suplimentară de construcţie.


• Un al treilea depozit subteran este în funcţiune la Loviisa, Finlanda. Construcţia a început în 1993 şi depozitul este în funcţiune începând din aprilie 1997. Depozitul este construit în cristalin, rocă de bază precambriană de granit la o adâncime de 100-120 m şi este alcătuit din două tuneluri orizontale pentru deşeuri în stare uscată cu activitate joasă şi o galerie de deşeurile cu activitate medie, solidificate cu ciment. Deşeurile cu activitate joasă, uscate, se ambalează în butoaie de 200 litri, care apoi sunt stivuite în tuneluri. Deşeurile cu activitate medie, cimentate, sunt ambalate în recipiente cilindrice de beton de 1,7 m3, care apoi vor fi puse într-o galerie de beton care serveşte drept barieră suplimentară. Golurile dintre containere vor fi cimentate. Galeria pentru deşeurile solidificate va fi terminată şi luată în calcul pentru depozitare în câţiva ani şi, în cadrul unei etape ulterioare, depozitul va găzdui şi deşeurile provenite din activitatile de dezafectare de la Centrala Nucleară Loviisa. Depozitul este proiectat pentru 6000 de butoaie de deşeuri cu activitate medie, 5.300 m3 de deşeuri cu activitate medie şi joasă, solidificate, şi alţi 13.000 m3 de deşeuri din dezafectare.


• Germania a luat decizia de a depozita toate tipurile de deşeuri radioactive în depozite de mare adâncime. Din acest motiv, deşeurile sunt separate în doar două categorii – care generează căldură şi care nu generează căldură (în general, deşeuri cu activitate joasă/ medie).

• Între 1965 şi 1978, mina de potasiu Asse, din Saxonia Inferioară, a fost folosită pentru depozitarea a aproximativ 141.000 de butoaie de deşeuri cu activitate joasă şi de deşeuri cu activitate medie, cu viaţă scurtă. Aceasta este folosită actualmente ca o instalaţie de cercetare şi dezvoltare pentru testarea plasării în foraje a deşeurilor cu activitate înaltă şi capacitatea de recuperare a deşeurilor cu activitate medie.

• Depozitarea deşeurilor cu activitate joasă are loc în prezent la instalaţia ERAM (Endlager fur Radioaktive Abfalle Morsleben). Aceasta a început să funcţioneze în fosta mină de sare Bartensleben în 1978 şi a primit ultima licenţă în 1986 de la autorităţile din fosta RDG. După reunificare, a fost iniţial închisă în 1991, apoi redeschisă în 1994, pentru depozitarea deşeurilor cu activitate joasă şi medie, cu viaţă scurtă.


• În Elveţia, din cauza densităţii mari a populaţiei, nu se prevede nicio depozitare în teren la mică adâncime nici chiar pentru deşeurile cu activitate joasă şi medie, cu viaţă scurtă. Se planifică depozitarea acestora într-o cavernă, cu acces printr-un tunel orizontal, într-o formaţiune de stâncă adecvată, la o adâncime minimă de 100 m.


• Utilizarea instalaţiilor de tip mina/cavernă existente pentru deşeurile cu activitate joasă şi medie


KLDRA Himdalen- Norvegia•Norvegia nu are un program nuclear dezvoltat in sensul de putere nucleară sau in scopuri de apărare. Cu toate acestea, în multe privinţe, cercetările sale şi utilizările instituţionale ale materialelor radioactive şi managementul deşeurilor aferente prezintă numeroase asemănări cu situaţia din România. Au fost menţinute programe de cercetare mici, dar puternice şi susţinute în privinţa mai multor tehnologii de energie, inclusiv energia nucleară începând cu anul 1948. Activităţile sale de cercetare nucleară s-au concentrat în cadrul Institutului pentru Tehnologia Energiei, IFE, la Kjeller, la 25 km spre est de Oslo. În mod similar cu România, are două reactoare de cercetare, unul în Halden (HBWR, un reactor de 20 MW), la 110 km spre sud est de Oslo şi celălalt în Kjeller (Jeep II, un reactor de 2 MW). În trecut, a desfăşurat şi activităţi de cercetare în materie de reprocesare a combustibililor nucleari.•Instalaţia Himdalen KLDRA are un număr de caracteristici fizice şi operaţionale, care sunt similare depozitului DNDR de la Băiţa-Bihor.


• Aceasta a fost construită folosind tehnici de exploatare minieră, pe partea laterală a unui deal/ munte;

• Este situată deasupra pânzei freatice şi a oricăror zone cu ape subterane;• Primeşte doar deşeuri instituţionale. Deşeurile cu activitate înaltă,

combustibilii nucleari uzaţi, sursele cu radioactivitate înaltă, acele de radiu şi scara NORM, generate după data de 1 iulie 1996 nu sunt depozitate la Himdalen;

• A primit deşeuri istorice, care anterior au fost depozitate în altă parte şi aunecesitat reambalarea înainte de acceptarea şi depozitarea finală;

• În prezent, este operată de un institut naţional de cercetare (IFE), cu fonduri asigurate prin intermediul unei finanţări anuale de la Guvern.


• Instalaţia a devenit operaţională în 1999. Deşeurile cu activitate joasă şi medie, depozitate la IFE în instalaţii speciale la Kjeller au fost mutate la Himdalen. Similar cu o parte dintre deşeurile istorice depozitate la Măgurele de IFIN-HH, aceste deşeuri au fost reambalate în butoaie de împachetare exterioară şi depozitate Himdalen.

• KLDRA Himdalen s-a construit în 1997-98. Este o instalaţie combinată de depozitare şi de stocare pentru deşeurile cu activitate joasă şi medie în Himdalen, în municipiul Aurskog Høland. Figura 2.1 prezintă o perspectivă asupra intrării principale în depozit. A început să funcţioneze în martie 1999. Scopul principal al instalaţiei este depozitarea directă a coletelor de deşeuri condiţionate. Cu toate acestea, aproximativ 25% din capacitatea sa este în prezent folosită numai pentru depozitarea intermediară. Coletele de deşeuri duse acolo sunt toate într-o „formă gata de depozitare” şi fie vor fi încastrate în beton, aşa cum se face în partea de depozit a instalaţiei, fie vor fi reciclate pentru depozitarea ulterioară în altă parte.


Intrărea principala în Depozitul de la Himdalen pentru deşeuri cu activitate joasă şi medie



• Instalaţia este construită într-un deal în rocă de bază cristalină. Are patru caverne (hale) , pentru coletele de deşeuri şi un tunel uşor înclinat cu o lungime de 150 de acces pentru vehicule şi personal. Toate cavernele şi tunelul de acces au sisteme monitorizate de drenare a apei. De-a lungul tunelului se află o cameră de control cu anumite funcţii de serviciu pentru personal şi o camera pentru vizitatori. Cavernele din piatră sunt excavate astfel încât să rămână aproximativ 50 de metri de rocă. Acest înveliş geologic este menit pentru protecţia împotriva intruşilor, accidentelor de avion şi a altor evenimente nefericite. Nu este menit să acţioneze ca o barieră principală pentru calculele de siguranţă pe termen lung.


• În fiecare cavernă, au fost construite două sarcofage solide, cu o podea şi pereţi de beton. Atunci când o secţiune a sarcofagului se umple, va fi construit un acoperiş. Acoperişurile vor avea o formă care să împrăştie infiltraţiile apei subterane şi o membrană rezistentă la apă va fi fixată pe acoperişul din beton. Se folosesc trei caverne pentru depozitarea deşeurilor, cu butoaie şi recipiente aranjate în patru straturi. Atunci când s-a umplut un strat într-o secţiune sarcofag cu colete de deşeuri, se încastrează în beton. Una dintre caverne este folosită pentru stocare. Alegerea între a recupera în cele din urmă deşeurile în caverna de stocare sau a le depozita prin încastrarea în beton se va face pe baza experienţei din perioada de exploatare şi a rapoartelor de siguranţă, pregătite pentru închiderea instalaţiei, estimată pentru anul 2030. Nu există planuri de recuperare a niciunuia dintre deşeurile radioactive conditionate dispuse în instalaţia de depozitare în timpul exploatării.


Republica Cehă are trei depozite pentru deşeuri radioactive. Acestea sunt:

•Depozitul Richard II, situat într-o fostă mină de calcar, aproape de Litoměřice, în Boemia de Nord, la aproximativ 100 km nord-est de Praga; •Depozitul Bratrstvi, situat într-o fostă mină de uraniu de lângă Jáchymov; şi•Depozitul Dukovany, situat pe amplasamentul centralei nucleare Dukovany, aproape de Trebic în Moravia.


Primele două dintre aceste depozite au similarităţi importante cu depozitul de la Băiţa Bihor:

•Ambele sunt construite în tuneluri ale fostelor mine. Ambele depozite sunt efectiv mine in laturile dealurilor, etc. şi sunt situate la înălţimi considerabile deasupra nivelului mării şi a orizonturilor apelor subterane. Prin urmare, infiltrarea apelor subterane nu este o problemă; cu toate acestea, apa de ploaie, etc. intră prin fisuri, etc. şi necesită un management adecvat;•Ambele utilizează doar o mică parte din suprafaţa disponibilă a minei. Restul zonei poate oferi capacitatea viitoare de depozitare, dar poate prezenta şi căi sporite de migraţie a radionuclizilor, inclusiv intruziunea;•Depozitul Bratrstvi, construit într-o fostă mină de uraniu, prezintă valori ridicate de radon, care necesită un management specific, o gestionare atentă pentru a se asigura că expunerile la radiaţii ale operatorului sunt cu mult sub limitele de reglementare;•Depozitul Richard II este utilizat exclusiv pentru deşeurile radioactive instituţionale, în timp ce depozitul Bratrstvi a fost proiectat numai pentru deşeuri care conţin radionuclizi naturali, NORM;•Ambele depozite sunt în funcţiune de cel puţin 35 de ani (Richard II a început să funcţioneze în 1964, fiind urmat de Bratrstvi în 1974); şi•Ambele depozite au fost deţinute şi operate anterior de către o organizaţie naţională cehă de cercetare (Institutul de Cercetare pentru Producerea, Cercetare şi Utilizarea Izotopilor Radioactivi (ARAO), cu sediul în Praga).


Depozitul Richard, Litomerice• Depozitul Richard a fost construit într-un depozit de calcar şi argilă, cu un strat superior impermeabil de marnă. Iniţial a fost excavat la mijlocul secolului al XIX-lea pentru extracţia calcarului într-o cută de 70-80 m sub dealul Bidnice. În timpul celui de-al Doilea Război Mondial, amplasamentul a fost extins sub formă de fabrică subterană, producătoare de componente pentru vehicule. După război, instalaţia a fost extinsă foarte mult, cu numeroase galerii noi, pe măsură ce amplasamentul a revenit la extracţia şi fabricarea calcarului şi cimentului. Incapacitatea de a concura cu calcarul produs in alte locatii nou dezvoltate a dus în cele din urmă la închiderea minei. În 1964, s-a redeschis o parte special adaptată a minei ca instalaţie de depozitare a deşeurilor radioactive.


• Depozitul acoperă doar o mică parte a complexului abandonat de mine Richard I, II şi III, care cuprinde peste 40 de km de galerii şi de traversări. Depozitul a fost construit pe un substrat gros de 5 m de argilă şi calcar. Stratul superior, precum şi culcuşul constau în marnă impermeabilă, cu o grosime de peste 50 m. Sub marna impermeabilă, se află gresia marnoasă fină. Depozitul este situat deasupra pânzei freatice locale şi este clasificat ca un depozit subteran. Mai jos este ilustrat un plan al depozitului.



• Între 1960 şi 1964, cavernele minate iniţiale din mina de calcar Richard II au fost substanţial extinse pentru utilizarea sa ca depozit, cu căi îmbunătăţite de transport, late de 6 - 8 metri şi cu înălţimea de 3 - 4 metri. Stabilitatea acestor căi de transport a fost asigurată prin introducerea cadrelor din beton armat într-o forma de „U” întors, aproape pătrat. Anumite părţi ale cadrelor iniţiale din beton armat, instalate în 1944 - 1945, au fost fabricate direct în căile de transport, utilizând tehnici de turnare sub presiune a betonului. Zidurile căilor de transport au fost ulterior stabilizate cu beton torcretat. În roca de culcuş, a fost instalat un sistem de drenaj cuprinzând o serie de rezervoare de retenţie, roca însăşi fiind betonată. Apa din sistemul în ansamblu este, în cele din urmă, colectată într-un rezervor extern de retenţie centrală, ca şi la Băiţa Bihor. Camerele de amplasare individuală au fost construite de-a lungul căilor de transport, lungi de 630 de metri



• Intrarea în fiecare cameră este asigurată printr-un portal din beton armat şi suporturi suplimentare. Zidurile şi acoperişul au fost stabilizate cu beton torcretat şi consolidate prin inserarea a 1 - 5 metri de ancore lungi de mină. Un ventilator de extracţie a fost instalat pentru a asigura o bună ventilaţie. Temperatura din depozit este stabilă (în jur de 10° C).



• Amplasamentul depozitului acoperă o suprafaţă totală de 16 hectare. Acesta include clădirea operaţiunilor, centrul de informare, laboratorul radiochimic şi un laborator acreditat pentru testarea containerelor de deşeuri şi a substanţelor radioactive cu forme speciale. Mai jos este prezentată o perspectivă asupra intrării în depozit şi clădirea de recepţie, birouri şi centru de informare.

•


• În prezent, depozitul are o capacitate de depozitare de aproximativ8000 m3. La depozit, au fost depozitate peste 25000 de colete de deşeuri, cu un inventar de radionuclizi de 2,1014 Bq. Volumul total al instalaţiei depăşeşte 17000 m3, capacitatea de depozitare fiind de aproximativ 50%, iar restul fiind căi de transport. În cazul în care volumul rămas continuă să fie umplut în ritmul actual de 100 - 200 de butoaie pe an, viaţa operaţională a depozitului se va extinde până în 2070.


• Deşeurile primite sunt de obicei ambalate în butoaie de 200L, dar au fost iniţial ambalate în butoaie de 100 L. Spaţiul dintre cele două butoaie este umplut cu beton pentru a forma o căptuşeală de beton pentru protecţie, de 5 cm grosime, pentru fiecare butoi. Atât suprafaţa interioară, cât şi cea exterioară ale ambalajului exterior („overpack”) sunt galvanizate; în plus, suprafaţa exterioară este acoperită cu vopsea de protecţie pentru a preveni coroziunea.

• Evaluarea de siguranţă a depozitului este revizuită în mod regulat pentru a asigura conformitatea cu cele mai recente metodologii internaţionale. Analiza de până acum a arătat în mod constant un standard ridicat de siguranţă la depozit. În plus faţă de barierele ingineresti construite, descrise mai sus, barierele naturale, de asemenea, reprezintă o parte importantă a sistemului de protecţie a depozitului.


Depozitul Bratrstvi, Jáchymov• Prin comparaţie cu depozitul Richard II, depozitul Bratrstvi este mai simplu ca structură, dezvoltare şi amenajări disponibile. Depozitul a fost construit parţial dintr-o mină de uraniu dezafectată, ca şi depozitul DNDR de la Băiţa-Bihor. Mai jos se prezintă un plan al structurii depozitului.• Depozitul a fost proiectat pentru deşeuri care să conţină numai radionuclizi naturali. A început să primească deşeuri în 1974 şi are o capacitate totală de depozitare de 1200 m3. Până la sfârşitul anului 2008, a păstrat aproximativ 2100 de colete de deşeuri, cu o activitate totală de aproximativ 1,8 TBq. Aceasta reprezintă peste 80% din capacitatea de depozitare a depozitului. Data finală şi modul de închidere a depozitului vor depinde de volumul de deşeuri radioactive care urmează să fie depozitate la instalaţie în viitor.



• Depozitul are concentraţii crescute de radon. Acestea necesită management suplimentar ca urmare a lipsei de bariere dintre depozit şi zonele neventilate ale vechii mine de uraniu. Cu toate acestea, monitorizarea periodică a amplasamentului a asigurat niveluri ridicate de siguranţă obişnuită şi radiologică, dozele reale de radiaţii fiind cu mult sub limitele de reglementare.

• Având în vedere că depozitul este situat într-o mină dezafectată, regimul său de monitorizare include şi măsurători geotehnice şi hidrogeologice detaliate, ale căror rezultate, împreună cu documentaţia geotehnică, au demonstrat în mod constant stabilitatea lucrărilor miniere.



Morsleben

Depozitul Morsleben a fost situat în minele de sare dezafectate şi a început să primească deşeuri cuactivitate joasă şi medie în 1978. Iniţial, a fost deţinut de Republica Democrată Germană (Germania de Est) şi, în cele din urmă, a fost predat Guvernului Federal german, după reîntregirea ţării în 1990.

Deşeurile au fost depuse la o adâncime de 500 de metri sub pământ în nivelul 4 al minei. Butoaiele cu deşeuri solide au fost depozitate prin „stivuire şi descărcare”, precum şi stivuirea containerelor şi butoaielor de beton. Deşeurile lichide s-au amestecat cu lianţii hidraulici şi, imediat, au fost pompate într-o cavitate de depozitare şi au fost lăsate să se întărească pe amplasament. Până în momentul în care depozitul a fost închis în 1998,


• Morsleben a primit aproximativ 36.800 m3 de deşeuri radioactive, cu o activitate totală de 120.1 TBq. Actualmente, există temeri că în depozit există o infiltraţie de soluţie de sare, bogată în magneziu, în unele zone ale depozitului (unele măsurători estimând infiltraţia la o rată de 10 m3 pe an), care poate avea o potenţial cale din zona de depozitare înapoi în mediu.



• Pentru închiderea depozitului, s-a elaborat un concept de închidere pentru a asigura conformitatea cu obiectivele de protecţie si siguranţa a mediului si populatiei. Conceptul anticipează rambleierea cavităţilor, cu două variante de tasare hidraulică a materialelor de rambleiere (betoane-sare). Reducerea volumului rămas de goluri în mină determină, în cazul intruziunilor cu saramură, o limitare a proceselor de lixiviere a cutelor de potasă expuse. Cu toate acestea, în timpul procesului de tasare, căldura de hidratare a betonului duce la o creştere a temperaturii şi, prin urmare, la presiuni induse termic ale betonului şi rocilor înconjurătoare. Prin urmare, a fost analizată influenţa acestor presiuni şi deformări asupra stabilităţii corpului de sare şi a integrităţii barierei geologice prin calcule termomecanice bidimensionale şi tridimensionale. Conformitatea cu obiectivele de siguranţă trebuie să fie dovedită pe baza unor criterii de dovedire a siguranţei, conform cadrului de reglementare german.


• A fost elaborat un concept de închidere în contextul celor trei caracteristici principale ale depozitului menţionat anterior. Obiectivele conceptului sunt stabilizarea pe termen lung a cavităţilor (rata ridicată de excavare nu prezintă niciun risc pentru stabilitatea geomecanică a minei în deceniile următoare), limitarea proceselor de lixiviere a cutelor de potasă prin reducerea volumului de goluri şi închiderea structurilor de amplasare care conţin deşeuri radioactive cu bariere tehnice. Pentru stabilizarea minei, este necesară rambleierea diferitelor cavităţi, de exemplu în partea centrală, minată, Bartensleben. În ceea ce priveşte reducerea galeriilor de mină, sunt disponibile cerinţe generalizate cu privire la diferitele părţi ale câmpurilor miniere. În general, cerinţele de rambleiere care decurg din obiectivul de stabilizare reprezintă factorul decisiv şi limitarea proceselor de lixiviere sunt îndeplinite în mod automat.


Pentru a separa structurile de amplasare de alte părţi ale minei, sunt necesare etanşări cu secţiuni transversale şi lungimi diferite de până la câteva sute de metri pe niveluri diferite de exploatare minieră. În conformitate cu principalele caracteristici ale minei, fiecare cavitate şi excavare minieră a fost repartizată unei categorii de rambleiere:•Categoria I Include toate cavităţile şi excavaţiile miniere care trebuie închise. Pentru această categorie trebuie atinsă o înalta calitate de rambleiere. Permeabilitatea medie a unei secţiuni transversale trebuie să fie egală sau mai mică de 10-16 m².•Categoria II Include toate cavităţile şi excavaţiile miniere care trebuie rambleiate cu aproape 100% (peste 95%) din motive de stabilitate sau pentru că pot dezvolta o cale indusă prin exploatarea minieră pentru apă şi saramură.•Categoria III Cerinţa pentru categoria III este un standard mediu de rambleiere de 65% pentru fiecare câmp minier din motive de limitare a proceselor de lixiviere.•Categoria IV Include toate straturile excavate de carnalit care, în mare parte, sunt inaccesibile. Trebuie atins un standard de rambleiere de peste 90%, dar nu poate fi verificat.


Konrad•Depozitul Konrad este, în prezent, în etapele finale de pregătire (după acordarea licenţei sale în iunie 2002 şi a confirmării sale de către instanţele judecătoreşti în martie 2006) pentru a îndeplini data ţintă pentru primirea deşeurilor radioactive in vederea depozitarii, respectiv 2013. •Instalaţia este în curs de construcţie într-o mină de minereu de fier dezafectată, care iniţial şi-a început activitatea în 1965. Galeria de deşeuri a fost săpată într-un strat de minereu de fier, la o adâncime de 800-13000 de metri sub un strat de 400 m de argilă şi piatră impermeabile, împiedicând orice conexiuni hidraulice între depozit şi biosferă. •Capacitatea totală a depozitului va ajunge la 303.000 m3, prima galerie care urmează să fie umplută (subcâmpul 5.1) având un volum total de 63.000 m3. Se aşteaptă ca actuala capacitate să fie epuizată până în 2040 şi ca atunci să fie necesară extinderea. Numai deşeurile care au fost clasificate ca generând „un nivel neglijabil de căldură” vor fi depozitate la Konrad, responsabilitatea condiţionării acestor deşeuri revenind producătorului de deşeuri.




Georgia



Gorleben• Gorleben este, în prezent, amplasamentul propus pentru un depozit capabil să depoziteze deşeuri cu activitate joasă şi medie Cu toate acestea, Gorleben a fost o alegere foarte controversată, care a atras numeroase proteste din anul 1976, atunci când zona a făcut pentru prima dată obiectul explorării. Guvernul german nu s-a decis încă în ceea ce priveşte progresul proiectelor, munca de explorare pe amplasament fiind suspendată în 2000 şi urmând să reînceapă până în 2012. Cu toate acestea, sunt încă în desfăşurare experimente pe scară mică privind condiţionarea şi depozitarea intermediară.• O evaluare detaliată efectuată de către Guvernul federal nu a constatat „absolut niciun motiv care să sugereze că Gorleben nu este o locaţie ideală”. Prin urmare, se speră ca lucrările din cadrul programului Germaniei de management şi depozitare a deşeurilor radioactive să fie reinstituite integral în 2012.


El Cabril – Cordoba, Spania



COVRA


Drigg , Sellafield – Marea Britanie


Mol, Belgia



Suedia




Baita – Bihor

•Depozitul National de Deseuri Radioactive Baita Bihor este situat la o altitudine de 840m deasupra nivelului marii pe un teren aflat in proprietatea Companiei Nationale a Uraniului (CNU S.A.), in vestul Muntilor Bihor, ce se afla in vestul Arcului Carpatic . Elementul topografic dominant al regiunii il constituie creasta Piatra Grăitoare (1655m) - Bihor (1855m) - Muncelul, care separa bazinele hidrografice ale râurilor Crisul Negru si Aries. Depozitul este localizat la circa 2.5 km vest de aceasta linie ce uneste varfurile Piatra Grăitoare si Cucurbăta Mare. •Accesul pe terenul din jurul depozitului este restrictionat datorita activitatilor miniere (acces controlat de Compania Nationala a Uraniului). Cea mai apropiata asezare de depozitul Baita Bihor este colonia miniera Baita Plai, aflata la 2 km vest de depozit , in prezent aproape abandonata. Urmatoarele localitati mai apropiate sunt Baita Sat si Nucet, aflate la circa 6 km in aval, intr-o vale abrupta. Accesul catre depozit se face din Baita Plai pe un drum neasfaltat de 2 km. Pe vremuri exploatarea de suprafata era deservita de o linie cale ferata, dar acum minereul (uraniu sau molibden) este transportat pe sosea. •



Multumesc pentru atentie si mult succes !

Felicia [email protected]

deseuri radioactive

Documents

Transcript of deseuri radioactive