Класифікація радіоактивних відходів в Україні: наближення до міжнародних стандартів
Радіоактивні матеріали, утворені внаслідок діяльності людини і до яких визнано неможливість їх подальшого використання, вважають радіоак...
https://urps-notices.blogspot.com/2010/08/blog-post_19.html
Радіоактивні матеріали, утворені внаслідок діяльності людини і до яких визнано неможливість їх подальшого використання, вважають радіоактивними відходами (РАВ). РАВ згідно чинного визначення не розглядаються як вторинна сировина. РАВ утворюються в результаті різного роду практичної діяльності людини: генерація електричної і теплової енергії за допомогою ядерних реакторів, видобуток і переробка корисних копалин, що містять підвищені рівні природних радіонуклідів, використання радіонуклідів або ядерних перетворень у дослідженнях, медицині, промисловості й у військових цілях.
Дещо осторонь знаходяться джерела утворення РАВ, які не можна прямо віднести до практичної діяльності та які пов'язані з діяльністю по відновленню навколишнього середовища в результаті практичної діяльності людини, а саме: реабілітація (або ремедіація) територій, радіоактивно забруднених внаслідок радіаційно-ядерних аварій; зняття з експлуатації включно з дезактивацією радіаційно-ядерних об'єктів.
Ключовим елементом організації поводження з РАВ із самого початку цього технологічного ланцюга є оптимальна класифікація РАВ. Класифікація РАВ необхідна для організації поточної операційної безпеки поводження з РАВ, техніко-економічного коротко- і довгострокового планування поводження з РАВ до моменту захоронення, міжнародного обміну інформацією і вирішення транскордонних питань поводження з радіоактивними матеріалами. Окрім того, стандарт МАГАТЕ №GSG-1 [2], опублікований у цьому році, передбачає, що загальна класифікація РАВ передусім враховує аспекти довготривалої безпеки захоронення РАВ.
На сьогодні, не дивлячись на певний поступ у вирішенні питань поводження з РАВ в Україні, можна стверджувати, що на перешкоді прогресу у розбудові єдиної державної системи поводження з РАВ і реалізації відповідних державних програм з поводження з РАВ стоїть, окрім іншого, відсутність цільної послідовної зрозумілої класифікації РАВ в Україні [1, 3]. Нижче розглянуті деякі основні проблеми сучасної класифікації РАВ в Україні.
Класифікація РАВ в Україні: поточний стан
Остання (але не єдина) класифікація РАВ встановлена ОСПУ-2005 [4].Потенційна доза у класифікації РАВ
Пунктом 15.1.5 ОСПУ-2005 встановлено два типи РАВ (короткоіснуючі та довгоіснуючі), ґрунтуючись на основі критеріїв допустимості їх захоронення в поверхневих (приповерхневих) сховищах або глибоких геологічних формаціях і використовуючи дози потенційного опромінення (EP) через 300 років після захоронення:- Короткоіснуючі: EP < 1 мЗв·рік-1,
- Довгоіснуючі: EP > 50 мЗв·рік-1.
Некоректність порогу визначення РАВ
Пункт 15.1.6 ОСПУ-2005 встановлює чотири групи РАВ за критерієм «рівень вилучення»Група РАВ | Тверді РАВ | Рівень вилучення (кБк·кг-1) |
1 | Трансуранові альфа-випромінюючі радіонукліди | 0.1 |
2 | Альфа-випромінюючі радіонукліди | 1.0 |
3 | Бета-, гама-випромінюючі радіонукліди (за винятком віднесених до групи 4) | 10 |
4 | 3H, 14C, 36Cl, 45Ca, 53Mn, 55Fe, 59Ni, 63Ni, 93mNb, 99Tc, 109Cd, 135Cs, 147Pm, 151Sm, 171Tm, 204Tl | 100 |
Поріг визначення РАВ за рівнем вилучення в українській класифікації виглядає невиправданим як мінімум з двох принципових причин:
- Розходження між порогом визначення РАВ для довгоіснуючих альфа-випромінюючих радіонуклідів рекомендованим МАГАТЕ/Євроатомом і встановленим Українським законодавством у 4000 є невиправдано невідповідним (в Україні встановлено надто низький рівень для визначення РАВ).
- Використання рівня у 10 кБк·кг-1 у якості порога у визначенні гама-випромінюючих РАВ є некоректним - це занадто високо для рівня вилучення через значну невідповідність основного (по дозі) та похідного (по концентрації) критеріїв для рівня вивільнення. Так, для умов опромінення 137Cs в геометрії «напів-безкінечного простору» з концентрацією 10 кБк·кг-1 річна доза складатиме приблизно 1 мЗв, що приблизно на два порядки перевищує дозу критерію звільнення 10 мкЗв·рік-1. Зокрема, документ МАГАТЕ RS-G-1.7 встановлює рівень звільнення 137Cs у 100 Бк·кг-1.
Питома активність проти потужності дози
Пунктом 15.1.7 ОСПУ-2005 встановлює три категорії РАВ для всіх чотирьох груп РАВ, котрі ґрунтуються на питомій активності. При цьому тут застосований масштабуючий фактор до рівня вилучення відповідної категорії РАВ для всіх груп і фазових станів (твердого і рідкого) РАВ. Наступним пунктом 15.1.8 ОСПУ-2005 встановлює три категорії РАВ для гама-випромінюючих радіонуклідів з невідомою питомою активністю за критерієм потужності поглинутої дози (мкГр·год-1).Нижче у одну таблицю зведено класифікацію РАВ по категоріях з використанням питомої активності (П. 15.1.7 ОСПУ-2005) та потужності поглинутої дози (П. 15.1.8 ОСПУ-2005):
№ | Категорія РАВ | Масштабуючий фактор до рівня вилучення по питомій активності (П. 15.1.7) | Масштабуючий фактор до потужності поглинутої дози (мкГр·год-1) (П. 15.1.8) |
1 | Низько-активні | 1 - 102 | 1 - 102 |
2 | Середньо-активні | 102 - 106 | 102 - 104 |
3 | Високо-активні | > 106 | > 104 |
Вивчення таблиці приводить до двох застережень:
- Викликає питання ширина діапазонів фізичних величин, встановлена для трьох категорій РАВ. Так, наприклад, у стандарті МАГАТЕ № GSG-1 [2] визначені типові значення об’ємної концентрації радіонуклідів для високоактивних відходів у 104 – 106 ТБк·м-3, що приблизно становить 1012 – 1014 Бк·кг-1. Тим же документом через перепосилання на Керівництво МАГАТЕ з безпеки № RS-G-1.7 визначені нижній поріг РАВ через рівень вилучення. Зокрема, для 137Cs він становить 100 Бк·кг-1. Таким чином, динамічний діапазон між нижніми границями низькоактивних і високоактивних РАВ за стандартом МАГАТЕ складає 1010, водночас ця величина у ОСПУ-2005 становить лише 106 або навіть 104 в залежності від вибору фізичної величини для категоризації РАВ. Підхід, прийнятий у ОСПУ-2005, на 4-6 порядків знижує нижню границю високоактивних РАВ і, таким чином, значно збільшує обсяги високоактивних РАВ (за рахунок середньоактивних) і, відповідно, необґрунтовано здорожчує планові асигнування на поводження з ними. Апріорі зрозуміло, що вартість поводження з 1 кг високоактивних РАВ значно більша ніж з 1 кг середньоактивних РАВ.
- Навіть загальні знання з області ядерної фізики приводять нас до висновку, що границі категорій РАВ встановлені по питомій активності і по потужності дози мають бути пропорційні одна до одної. Одначе, це не спостерігається у випадку співставлення категоризацій з п. 15.1.7 і п. 15.1.8 ОСПУ-2005. Скоріше за все це викликано технічною помилкою, яку треба усунути.
Багато не завжди добре
Окрім зазначеної класифікації РАВ з ОСПУ-2005 в Україні діють принаймні ще дві альтернативні рівноправні класифікації:- Порядок звільнення радіоактивних відходів і побічних радіоактивних матеріалів від регуляційного контролю. Затверджено наказом Мінприроди України, МОЗ України від 17.11.97 № 183/331 [5];
- Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами (СПОРО-85) [6].
Загальна питома активність для насипної кількості (< 1000 кг):
- Для альфа-випромінюючих радіонуклідів - 100 Бк·кг-1;
- Для бета-випромінюючих радіонуклідів - 1000 Бк·кг-1.
- Для альфа-випромінюючіх радіонуклідів - 10 кБк;
- Для бета-випромінюючіх радіонуклідів - 100 кБк.
- Для альфа-випромінюючіх радіонуклідів - 0.05 Бк·cм-2 (РВ – 5 кБк);
- Для бета-випромінюючіх радіонуклідів - 5 Бк·cм-2 (РВ – 5 МБк);
- Інші радіонукліди - 0.5 Бк·cм-2 (5 кБк < РВ < 5 МБк).
Рідкі РАВ (Бк·л-1):
- Низькоактивні: < 3.7·105
- Середньоактивні: > 3.7·105 та < 3.7·1010
- Високоактивні: > 3.7·1010
- Для бета-випромінюючіх радіонуклідів - 7.4·104 Бк·кг-1
- Для гама-випромінюючіх радіонуклідів - 2·10-13 Гр·м-3 (10-7 г·кг-1 226Ra)
- Для альфа-випромінюючіх радіонуклідів - 7.4·103 Бк·кг-1
- Поверхневе забруднення 100 cм2 (част·cм-2·хв-1) - 5 α та 50 β
Терміни і процедури
Також є низка прогалин і неузгодженостей нормативного характеру, які безпосередньо дотичні до питань застосування класифікації РАВ і ускладнюють і без того заплутану ситуацію, зокрема:- Документ НРБУ-97/Д-2000 [9] встановлює 4 типи вивільнення: повний, обмежений, обмежений зі спеціальними вимогами, а також визначені РАВ для яких не розглядають можливість вивільнення. Ці типи не мають чіткого розмежування і, тому, дають поле для довільного тлумачення, а, значить, до непрозорих рішень.
- Термін «виключення» все ще не встановлений в українському нормативному полі.
- Терміни «вилучення» і «вивільнення» часто використовуються довільним способом і усупереч з МАГАТЕ RS-G-1.7 [8]. Термін «виключення» взагалі ще не визначено в українському нормативному полі.
- В українському законодавстві встановлені дві класифікації коротко- і довгоіснуючих РАВ, які є несумісними одна до одної, а саме: (1) у Законі України «Про поводження з РАВ» і п. 15.1.5 ОСПУ-2005 та (2) п. 15.1.10 ОСПУ-2005.
- Процедура і критерії повного вивільнення РАВ встановлені у [5] не співпадають з відповідними величинами з ОСПУ-2005 [4].
Інші складнощі практичного використання класифікації РАВ
Чинна класифікація РАВ за свою основу має питому активність радіонуклідів і як результат у певних ситуацій приводить до неможливості застосування. До таких ситуацій можна віднести:- Відпрацьовані джерела іонізуючого випромінювання, які не характеризуються такими параметрами «питома активність» та/або «потужність дози».
- Відпрацьовані компресорні труби в нафтогазовій промисловості, які характеризуються високим рівнем поверхневого забруднення довгоживучих радіонуклідів 226Ra and 232Th.
- У чорнобильській зоні відчуження звичайні операції, наприклад, з прибирання сміття стикаються з необхідністю «лібералізувати» поняття низькоактивних відходів (тобто підняття нижньої границі). Інакше значна частина «звичайного» сміття має скидатись у спеціально збудовані приповерхневі сховища, чим зменшується обсяги цих сховищ, передбачені для вирішення серйозніших питань.
Особливість формування та використання ядерного законодавства в Україні
Підходи до формування ядерного законодавства і особливо до радіологічної оцінки безпеки в Україні все ще підпорядковані соціальному та психологічному впливу, викликаному наслідками Чорнобильської катастрофи. Можливо наслідки катастрофи слід вважати головним виправданням того, чому чисельні значення допустимих рівнів (концентрації, потік альфа- і бета радіації, рівні дії), рівні дозових квот, та інші основні значення системи радіаційного захисту населення є серед самих консервативних у світі.Такий консервативний підхід ставить за мету захист від радіації на більш високому рівні майбутніх поколінь. Однак практичний результат відрізняється, а іноді просто протилежний. Зокрема, більш низьке визначення порогової концентрації РАВ приводить до потреби розміщення більш істотної кількості РАВ, особливо чорнобильського походження. У свою чергу це призведе до більших фінансових витрат (наприклад, при створення геологічного сховища, вмістом більше 600 тис. куб.м).
Як результат сформованих підходів до розробки і застосування нормативів у сфері радіаційного захисту населення, а у даному випадку до класифікації РАВ, ми всі є спостерігачами поки все зростаючого парадоксу поточної ситуації: нав’язування жорсткіших радіологічних обмежень не призводить до безпечніших результатів (включаючи зменшення колективної та індивідуальної дози) у зв’язку з неможливістю їх практичної реалізації, зокрема, з економічних причин!
У якості влучного прикладу доцільно навести порівняння трьох всім відомих радіаційно небезпечних об’єктів, розташованих на території чорнобильської зони відчуження, а саме: сама зона відчуження, об’єкт «Укриття» (закриті руїни 4-го реакторного блоку Чорнобильської АЕС) і спеціально облаштоване приповерхневе сховище для низько- и середнє активних короткоживучих радіоактивних відходів (СОПСТРВ або скорочено комплекс «Вектор»). За даними багаторічних досліджень і спостережень були взяті офіційні дані із загальної активності та інтенсивності витоку для зони відчуження (основний виток через річку Прип’ять) і об’єкту «Укриття».
Локалізація | Загальна активність, 1015 Бк | Інтенсивність виносу , рік-1 | Щорічні потоки, 1012 Бк | Чи є об’єктом регулювання? |
Вся територія зони відчуження | 16 | 3∙10-4 | 3 – 13 | Ні |
Об’єкт «Укриття» | 340 | 3∙10-8 | 0.01 | Ні |
Комплекс«Вектор» (включно з Лот 3) в майбутньому | 10 | 3∙10-10 | 3∙10-6 | Так |
Для комплексу «Вектор» загальна активність взята із припущення, що уся радіоактивність, що розсіяна на території зони відчуження поза межами об’єкту «Укриття» (< 3%) в результаті Чорнобильської аварії, зібрана й захоронена на комплексі «Вектор». Інтенсивність виносу за межі комплексу «Вектор» взята з експертних міркувань на 2 порядки нижчою ніж для об’єкту «Укриття» з огляду на те, що комплекс «Вектор» будується у плановому порядку як сховище РАВ, а також має значно безпечніше розташування відносно підземних водоносних горизонтів і відкритих водних артерій.
У підсумку маємо вочевидь завищену оцінку щорічних потоків виносу радіоактивності за межі комплексу «Вектор», яка майже на 4 порядки менша за винос з об’єкту «Укриття» і складає одну мільйонну загального виносу за межі зони відчуження. Тим не менш парадоксом є те, що ані територія зони відчуження (як джерело), ані об’єкт «Укриття» не є об’єктом регулювання їх річних скидів і викидів, на відміну від комплексу «Вектор» який при усій нікчемності потенційного виносу є суб’єктом суворого регуляторного контролю!
Пропозиції
Сьогодні для вирішення проблем, що накопичились у сфері поводження з РАВ в Україні, потрібна цільна послідовна зрозуміла класифікація РАВ в Україні як дієвий і прозорий інструмент для організації поточної операційної безпеки поводження з РАВ, техніко-економічного коротко- і довгострокового планування поводження з РАВ та міжнародного обміну інформацією. Це можливо і необхідно досягнути лише докорінною переробкою існуючих національних нормативів (причому в бік спрощення) шляхом наближення до світових стандартів. Нижче запропоновані основні рішення цих проблем у вигляді.1. У класифікацію РАВ, що основана на критеріях допустимості (недопустимості) їх захоронення в сховищах різних типів (п. 15.1.5 ОСПУ-2005) внести новий тип РАВ: «Аварійний тип РВ, виникший після Чорнобильської катастрофи», що заповнює прогалину потенційної дози через 300 років після захоронення між 1 і 50 мЗв. Можливий тип вивільнення протягом 300 років після захоронення - Обмеженне вивільнення зі спеціальними умовами (активний або пасивний контроль, наприклад контроль обмеження доступу), а допустимий тип сховищ РАВ - Поверхневі чи приповерхневі сховища зони відчуження:
Тип РАВ | Потенційна доза, 300 років після захоронення | Можливий тип вивільнення протягом 300 років після захоронення | Допустимий тип сховищ РВ |
Коротко живучі | Меньше 1 мЗв | Повний, обмежений | Поверхневі або приповерхневі |
Аварійний тип РВ, виникший після Чорнобильської катастрофи | Більший або рівний 1 мЗв, та нижче 50 мЗв | Обмеженне вивільнення зі спеціальними умовами (активний або пасивний контроль, наприклад, контроль обмеження доступу) | Поверхневі чи приповерхневі сховища зони відчуження |
Довго-живучі, включаючи довго-живучі РВ, що виникли в результаті Чорнобильської катастрофи | Більше або дорівнює 50 мЗв | Не розглядаються | В стійких геологічних формуваннях |
Примітка: використання дози потенційного опромінення не допускається без супроводжуючої її імовірності реалізації.
2. Вводиться нова категорія - дуже низькоактивні відходи (ДНАВ), а низько- і середньоактивні відходи об'єднуються у одну категорію (НСАВ). При цьому класифікація радіоактивних відходів будується на «відношенні між певною активністю або потужністю дози та рівнем вивільнення».
№ | Категорія РВ | Діапазон питомої активності або потужності дози в одиницях рівня звільнення |
1. | РАВ дуже низького рівня (ДНАВ) | 100 ≤ K < 102 |
2. | РАВ низького та середнього рівня (НСАВ) | 102 ≤ K < 108 |
3. | РАВ високого рівня (ВАВ) | K ≥ 108 |
Величина K відношення питомої активності або потужності дози до рівня звільнення визначається таким чином:
1 | Для твердих РАВ – як відношення між певною активністю РАВ CR та рівнів вивільнення CRclear для радіонуклідів R згідно МАГАТЕ RS-G-1.7 | KR = CR / CRclear |
2 | Для рідких РАВ – як відношення між певною активністю РАВ CR та допустимою концентрацією PCRingest радіонуклідів R у питній воді (згідно таблиці Д.2.2 НРБУ-97) | KR = CR / PCRingest |
3 | У випадку, коли вміст радіонуклідів або питому активність неможливо визначити для твердих РАВ, K визначається як відношення потужності дози DR до мінімально значущої потужності дози DRm (1.2 нЗв/год) | K = DR / DRm |
4 | Для РАВ, які включають декілька радіонуклідів, категорія встановлена як сума обчислення факторів KR конкретних радіонуклідів R із суміші | K = ΣR(KR) |
Посилання
- Шибецький Ю.О., Шестопалов В.М., Жебровська К.І., Бондаренко О.О. Обмеження діючої в Україні класифікації радіоактивних відходів при вирішенні проблеми їх захоронення. - Бюлетень екологічного стану зони відчуження та зони безумовного (обов'язкового) відселення. - К., Агентство "Чорнобильінтерінформ", 2008, № 1, С.35-42.
- Classification of Radioactive Waste General Safety Guide. IAEA Safety Standards Series No. GSG-1. (http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/Pub1419_web.pdf)
- Бондаренко О.О. Ефективність діяльності державних органів у подоланні наслідків Чорнобильської катастрофи. Блог ТРЗУ, липень 2010 (http://urps-notices.blogspot.com/2010/07/blog-post_24.html)
- Основні санітарні правила забезпечення радіаційної безпеки України. Затверджено наказом МОЗ України від 02.02.2005 № 54 (http://zakon.rada.gov.ua/cgi-bin/laws/main.cgi?nreg=z0552-05&p=1281120514531905)
- Порядок звільнення радіоактивних відходів і побічних радіоактивних матеріалів від регуляційного контролю. Затверджено наказом Мінприроди України, МОЗ України від 17.11.97 № 183/331 (http://zakon.rada.gov.ua/cgi-bin/laws/main.cgi?nreg=z0583-97)
- Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами (СПОРО-85). МЗ СССР, М.-1986
- Разработка национальной стратегии и концепции по обращению с радиоактивными отходами в Украине, включая стратегию по обращению с радиоактивными отходами НАЭК «Энергоатом»: проект TACIS U4-03/04./под общ. ред. В.М.Шестопалова.- К.: изд-во «Промінь», 2008.
- Применение концепций исключения, изъятия и освобождения от контроля. Руководство по безопасности № RS-G-1.7, МАГАТЭ, 2006. (http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/Pub1202r_web.pdf)
- Норми радіаційної безпеки України. Доповнення: Радіаційний захист від джерел потенційного опромінення (НРБУ-97/Д-2000). Затверджено Постановою Головного державного санітарного лікаря України від 12.07.2000 № 116.
Автор:
- О.Бондаренко
До сих пор слабо себе представляю характеризацию РАО в промышленных масштабах в части определения характеристик чистых бета-излучателей, трансурановых элементов, просто промолчу про тритий...
ВідповістиВидалитиТермины "партия однородных РАО", лабораторные методы определения радиоизотопных характеристик должны быть явным образом разъяснены.
Коментар UkrHammer з приводу технічних складнощів прямого або принаймні оперативного контролю чистих альфа- й м'яких бета-випромінювачів зрозумілий. Але прошу не ставити знак дорівнює між класифікацією і характеризацією РАВ. Повертаю Вас до статті: "Класифікація РАВ необхідна для організації поточної операційної безпеки поводження з РАВ, техніко-економічного коротко- і довгострокового планування поводження з РАВ до моменту захоронення, міжнародного обміну інформацією і вирішення транскордонних питань поводження з радіоактивними матеріалами."
ВідповістиВидалитиА как реально (приборно) классифицировать ДСО? Потенциальное облучение не самый удобный способ в промышленных масштабах обращения с РАО.
ВідповістиВидалитиКстати про тритий ,
ВідповістиВидалитиПроверка метода утилизации тритий содержащих жидких радиоактивных отходов с помощью сорбентов «Синкопа» была проведена в августе 2009 г. в изотопной лаборатории Отдела радиационной и химической биологии Института биологии южных морей Национальной Академии Наук Украины на оборудовании сертифицированным МАГАТЭ (радиометрию производили с помощью автоматического жидкосно - сцинтилляционного спектрального бета - анализатора 1219-Rack Beta Spectral (LKB Wallac)). В результате работы показано, что применение данного сорбента позволяет снизить удельную радиоактивность трития в водных растворах более чем в 70 раз (с 960 717 Бк/л до 12 948 Бк/л). (Смотри «Отчет-заключение ИнБЮМ Украины, 21.08.2009 г.»)
Основные отличия технологии:
• минимальные энергетические затраты (нет выпаривания, комнатная температура, нормальное давление);
• простота технологии, при которой тритий накапливается в твердом осадке;
• уменьшение объема ТРО относительно исходного ЖРО в 100÷150 раз.
• преобразование твердого осадка в геоцементный камень (скорость выщелачивания медленнее в 100 раз, чем у стеклоблока) при нормальных условиях.
С точки зрения экономики в разы уменьшаются расходы на:
• - утилизацию тритий содержащих ЖРО с переводом его в ТРО и уменьшением объемов в 100÷150 раз.
• - перевозку и хранение ТРО;
Кстати вот еще один документ в котором присутствуют элементы классификации РАО (например классификация для жидких РАО соответствующая СПОРО-85): ПРБ АС 89. Правила радиационной безопасности при эксплуатации атомных станций.
ВідповістиВидалитиЕго тоже пока еще никто не отменял.