Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive [600481]
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
1 | 1 4 5
Universitatea Tehnic a de
Construc tii Bucure sti
UNIVERSITATEA TEHNIC A DE CONSTRUC TII BUCURE STI
FACULTATEA DE HIDROTEHNICA
CATEDRA DE GEOTEHNICA SI FUNDATII
TEZA DE DOCTORAT
STUDII PRIVIND AMPLASAREA SI OPERAREA
IN CONDITII DE SECURITATE A DEPOZITELOR DE
DESEURI RADIOACTIVE INSTITUTIONALE
Conducator stiintific
Prof. Univ. Dr. Ing. Sanda MANEA
Doctorand: [anonimizat]. Felicia Nicoleta NEDELEA (DRAGOLICI)
BUCURESTI – 2015
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
2 | 1 4 5
CUVANT INAINTE
Cu ocazia definitiva rii acestei lucr ari, doresc sa adresez mul tumiri tuturor celo r care m -au
indrumat, mi -au impartas it cuno stinte profesionale, m -au sprijinit moral si au fost al aturi de mine in
momentele dificile.
In primul rand doresc sa aduc calduroase multumiri in mod deosebit conducatorului meu
stiint ific doamnei Prof. Dr. Ing. Sanda Manea , conducatorul stiintific al acestei lucrari, pentru
cunostintele impartasite, sustinerea si intelegerea acordata pe toata durata activitat ii de pregatire
doctorala .
Tin sa aduc mul tumiri doamnei Prof. Univ. Dr. I ng. Loreta Batali precum si intregului
colectiv al Departamentului de Geotehnica din cadrul Facultatii de Hidrotehnica – Universitatea
Tehnica de Constructii Bucuresti pentru ajutorul si sugestiile privind analiza rezultatelor
experimentale si utilizarea acestora.
Multumesc din toata inima Domnilor Dr. Corneliu Turcanu si Dr. Gheorghe Rotarescu fara
de care evolutia si rezultatele mele profesionale nu ar fi fost posibile . Le multumesc pentru
increderea, rabdarea si colaborarea din ultimii 20 de ani si sper ca le -am implinit asteptarile.
In final, mul tumesc tatalui meu , sotului meu Cristian si fiului meu Marius, colegilor si
prieteni lor care mi -au fost al aturi in aceasta perioad a, m-au sus tinut si m-au incurajat.
Bucure sti, septembrie 2015
Felicia Dragolici
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
3 | 1 4 5
CUPRINS
CUVANT INAINTE ………………………….. ………………………….. ………………………….. ……………………… 2
INDEX DE FIGURI ………………………….. ………………………….. ………………………….. ……………………… 5
INDEX DE TABEL E ………………………….. ………………………….. ………………………….. ……………………. 7
NOTATII/ABREVIERI ………………………….. ………………………….. ………………………….. ………………… 9
PREAMBUL ………………………….. ………………………….. ………………………….. ………………………….. ….. 10
Partea I. DESEURILE RADIOACTIVE SI DEPOZITAREA ACESTORA ……… 11
Capitolul 1. PROBLEMATICA DESEURILOR RADIOACTIVE ………………………….. ………… 11
1.1. Introducere ………………………….. ………………………….. ………………………….. ………………………….. 11
1.2. Proveni enta si caracteristicile deseurilor radioactive ………………………….. ………………………. 12
Capitolul 2. MANAGEMENTUL DESEURILOR RADIOACTIVE ………………………….. ………. 17
2.1. Notiuni generale ………………………….. ………………………….. ………………………….. ……………………. 17
2.2. Minimizarea deseurilor solide ………………………….. ………………………….. ………………………….. .. 18
2.3. Tratarea deseurilor radioactive lichide ………………………….. ………………………….. ………………. 19
2.4. Tratarea deseurilor radioactive solide ………………………….. ………………………….. ……………….. 19
2.5. Metode de imobilizare a deseurilor radioactive ………………………….. ………………………….. ….. 20
Capitolul 3. DEPOZITAREA DESEURILOR RADIOACTIVE ………………………….. ……………. 24
3.1. Consideratii generale ………………………….. ………………………….. ………………………….. ……………. 24
3.2. Cerinte privind amplasarea depozitelor de deseuri radioactive ………………………….. ……….. 25
3.3. Optiuni de depozitare la suprafata ………………………….. ………………………….. …………………….. 27
3.4. Optiuni de depozitare in formatiuni geologice de adancime ………………………….. …………….. 29
3.5. Alte practici ………………………….. ………………………….. ………………………….. ………………………….. 31
3.6. Variante potentiale ………………………….. ………………………….. ………………………….. ……………….. 31
3.7. Bariere ingineresti in gestionarea deseurilor radioactive ………………………….. …………………. 32
3.8. Sinteza bibliografica asupra depozitelor de deseuri radioactive existente pe plan mondial
………………………….. ………………………….. ………………………….. ………………………….. ………………………. 36
PARTEA a II -a. STUDIU DE CAZ – DEPOZITUL NATIONAL DE DESEURI
RADIOACTIVE DE JOASA SI MEDIE ACTIVITAT E BAITA, JUD. BIHOR … 53
Capitolul 4 . PREZENTAREA DEPOZITULUI ………………………….. ………………………….. ………… 53
Capitolul 5. PROBLEMATICA BARIERELOR NATURALE SI INGINERESTI LA DNDR –
BAITA -BIHOR ………………………….. ………………………….. ………………………….. ………………………….. . 58
5.1. Bariere naturale ………………………….. ………………………….. ………………………….. ………………….. 58
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
4 | 1 4 5
5.1.1. Localizare si topografie amplasamentul Depozitului National de Deseuri Radioactive de joasa
si medie activitate – Baita , jud. Bihor (DNDR) ………………………….. ………………………….. ……………. 59
5.1.2. Caracteristici geol ogice ale amplasamentului Depozitului National de Deseuri Radioactive de
joasa si medie activitate – Baita , jud. Bihor (DNDR) ………………………….. ………………………….. ……. 60
5.1.3. Caracterizarea amplasamentului Depozitului National de Deseuri Radioactive de joasa si
medie activitate – Baita , jud. Bihor (DNDR) ………………………….. ………………………….. ……………….. 69
5.2. Sistemul de bariere ingineresti la DNDR -Baita Bihor ………………………….. ……………………… 76
Capitolul 6. STUDII SI CERCETARI EXPERIMENTALE ASUPRA SISTEMULUI DE
BARIERE INGINERESTI DE LA DEPOZITUL NATIONAL DE DESEURI
RADIOACTIVE – BAITA BIHOR ………………………….. ………………………….. ………………………….. 78
6.1. Obiective ………………………….. ………………………….. ………………………….. ………………………….. ….. 78
6.2. Analiza matricilor de conditionare a deseurilor radioactive ………………………….. ……………. 80
6.2.1. Programul de testare si materialele utilizate (retetele analizate si justificarea lor) ……………… 80
6.2.2. Experimente realizate si rezultate obtinute ………………………….. ………………………….. ………….. 85
6.3. Analiza materialelor de umplutura (backfilling) a spatiilor libere dintre colete ……………. 93
6.3.1. Caracterizarea materialelor utilizate ………………………….. ………………………….. ……………………. 93
6.3.2. Programul de testare si retetele analizate ………………………….. ………………………….. …………….. 94
6.3.3. Experimente realizate si rezultate obtinute ………………………….. ………………………….. ………….. 98
6.4. Analize asupra rocilor gazda a depozitului ………………………….. ………………………….. ……….. 116
6.4.1. Date generale ………………………….. ………………………….. ………………………….. …………………….. 116
6.4.2. Programul de testare ………………………….. ………………………….. ………………………….. …………… 116
6.4.3. Experimente realizate si rezultatele obtinute ………………………….. ………………………….. ……… 117
Capitolul 7. ANALIZA EVOLUTIEI RADIOACTIVITATII DESEURILOR DEPOZITATE /
ANALIZA POTENTIALELOR MIGRARI DE RADIONUCLIZI DIN MEDIUL DE
DEPOZITARE ………………………….. ………………………….. ………………………….. …………………………. 124
Capitolul 8. CONCLUZII SI CONTRIBUTII PERSONALE LA OPTIMIZAREA
SISTEMELOR DE BARIERE INGINERESTI SI OPERAREA DEPOZITELOR DE
DESEURI RADIOACTIVE INSTITUTIONALE ………………………….. ………………………….. …… 132
BIBLIOGRAFIE ………………………….. ………………………….. ………………………….. ………………………. 139
LISTA DE PUBLICATII ………………………….. ………………………….. ………………………….. …………… 141
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
5 | 1 4 5
INDEX DE FIGURI
Figura 1.1. Scheme de clasificare a deseurilor radioactive (IAEA, GSG -1, 2009) ………………………. 16
Figura 3.1. Componente ale sistemului de depozitare (I AEA,2009) ………………………….. …………….. 24
Figura 3.2. Sectiune printr -un depozit de suprafata (ANDRA -Morvilliers -VLLW) ……………………. 28
Figura 3.3. Sectiune printr -un depozit geologic de adancime (SKB -Suedia) ………………………….. …. 30
Figura 3.4. Plan general al FSR (ec.europa.eu – Deep Geological Disposal of Nuclear Waste in the
Swedish Crystalline Bedrock) ………………………….. ………………………….. ………………………….. ………… 37
Figura 3.5. Depozitul de deseuri radioactive de pe amplasamentul CNE Loviisa – Olkiluoto
(iaea.org – Workshop on Building Partnership in Waste Disposal Programme, 2011) ………………… 38
Figura 3.6. Diagrama dispunerii de ansamblu a instalatiei Himdalen (IAEA TECDOC 1553) …….. 40
Figura 3.7. Planul Depozitului Richard II si al Complexul General de Mine Richard (Deep geologic
repositories – Norbert T. Rempe) ………………………….. ………………………….. ………………………….. ……. 41
Figura 3.8. Cale principala de transport (stanga) – Colete stivuite in nisa de depozitare
(dreapta)(IAEA TECDOC 1553) ………………………….. ………………………….. ………………………….. ……. 42
Figura 3.9. Zona de relief carstic si sistemul de galerii al minei Alkazar ………………………….. ……… 43
Figura 3.10. Sectiune transversala a depozitului Hostim ………………………….. ………………………….. … 45
Figura 3.11. Amplasarea coletelor la Morsleben ………………………….. ………………………….. …………… 46
Figura 3.12. Conceptul de depozitare la Konrad (Deep geologic repositories – Norbert T. Rempe) 48
Figura 3.13. Depozitul de la Bátaapáti (PURAM LTD) ………………………….. ………………………….. …. 49
Figura 3.14. Conceptul de bariere multiple de la Bataapati (PURAM LTD) ………………………….. …. 50
Figura 3.15. Conceptul de depozitare de la Bátaapáti (PURAM LTD) ………………………….. …………. 51
Figura 4.1. Sectiune transversala intr -o galerie de depozitare cu exemplif icarea modului de
dispunere a coletelor cu deseuri radioactive conditionate ………………………….. ………………………….. .. 55
Figura 4.2. Galeria de transport (galeria 50) DNDR Baita -Bihor. ………………………….. ………………… 56
Figura 4.3. Depozitarea coletelor cu deseuri radioactive conditionate la DNDR -Baita,Bihor. ……… 56
Figura 5.1. Reprezentarea galeriilor si detaliilor relevante ale sistemului de depozitare ………………. 58
Figura 5.2. Localizare 3D a Depozitului National de Deseuri Radioactive Baita (PSAR 2006) ……. 59
Figura 5.3. Harta zonei adiacente Depozitului Baita Bihor cu prezentarea unitatilor geologice
majore si a relatiei acestora cu unele din cele mai importante g alerii. ………………………….. …………… 61
Figura 5.4. Harta geologica a zonei adiacente Depozitului Baita Bihor. Metagresiile Permiene –
maron. Meta -carbonatii cristalini – galben inchis, galben si roz (PSAR 2006) ………………………….. . 63
Figura 5.5. Imagine dinspre sud a planului general al Depozitului. Depo zitul se afla in galeriile de
culoare galben intens in partea dreapta sus a imaginii. Galeria albastra de sub depozit este Galeria
3/23 iar galeria rosie care trece pe sub depozit ………………………….. ………………………….. ……………… 65
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
6 | 1 4 5
Figura 5.6. Vedere dinspre SV prezentand unele din galeriile miniere (depozitul este amplasat in
galeria de culoare galben stralucitor), unele din forajele de explorare (violet), faliile pricipale (rosu),
faliile minore (indigo), si suprafata in trepte ………………………….. ………………………….. …………………. 66
Figura 5.7. Planul general (Galeriile 50 -53) prezentand sistemul de f alii/fracturi (S2) ……………….. 67
Figura 5.8. Accesul in DNDR Baita -Bihor si vedere a treptelor de exploatare ………………………….. . 69
Figura 5.9. Tipuri de colete utilizate in depozitarea deseurilor radioactive in Romania ………………. 77
Figura 6.1. Sistemul de bariere ingineresti studiat ………………………….. ………………………….. …………. 79
Figura 6.2. Punctele de amplasare a probelor supuse testelor de compresiune [Punct 1 (Tr.31/1
31/2) m 450; Punct 2 (Tr.23/1 Tr.23/2) m 355; Punct 3 (Tr.15/2) m 245] ………………………….. …….. 85
Figura 6.3. Variatia rezistentelor la compresiune pentru matricea ciment -apa ………………………….. .. 86
Figura 6.4. Variatia rezistentelor la compresiune pentru matricea ciment – bentonita – apa ………… 87
Figura 6.5. Variatia rezistentelor la compresiune pentru matricea ciment – tuf vulcanic – apa …….. 88
Figura 6.6. Schita cu punctele de prelevare a bentonitei pentru determinarea umiditatii ……………… 99
Figura 6 .7. Variatia umiditatii bentonitei in cazul celor doua metode analizate ………………………… 100
Figura 6.8. Determinarea densitatii aparente si a poro zitatii aparente pentru materialul A1 ……….. 101
Figura 6.9. Determinarea densitatii aparente si a porozitatii aparente pentru materialul A2 ……….. 101
Figura 6.10. Determinarea densitatii aparente si a porozitatii aparente pentru materialul A3 ……… 102
Figura 6.11. Montaj experimental pentru determinarea gradului de umiditate in conditii reale de
depozitare ………………………….. ………………………….. ………………………….. ………………………….. ……… 103
Figura 6.12. Montaj experimental pentru testele de curgere si retinere pe coloane ……………………. 107
Figura 6.13. Variatia rezistentelor la compresiune pentru matricile solide studiate S1, S2 si S3 …. 110
Figura 6.14. Observarea fenomenelor de coroziune a matricilor de confinare a deseurilor
radioactive utilizand materialele de umplere studiate (A1, A2 si A3) (S1, S2 si S3) …………………. 115
Figura 6.15. Punctele de prelevare ale estantioanelor de roca utilizate in programul experimental 119
Figura 6.16. Infiltratia radionuclidului intr -o granula ………………………….. ………………………….. ….. 121
Figura 7.1. Aria potentiala de influenta in timp a eventualelor migrari de radionuclizi …………….. 126
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
7 | 1 4 5
INDEX DE TABELE
Tabel 1.1. Activitati care genereaza deseuri radioactive si tipurile de deseuri rezultate ………………. 14
Tabel 1.2. Clasificarea deseurilor radioactive in Romania – functie de modul de depozitare
definitiva si caracteristicile importante (IAEA) ………………………….. ………………………….. …………….. 15
Tabel 2.1. Compatibilitatea unor categorii de deseuri cu matricea de ciment ………………………….. … 22
Tabel 2.2. Compararea calitativa a proprietatilor deseurilor imobilizate ………………………….. ……….. 23
Tabel 3.1. Optiuni posibile de depozitare finala ………………………….. ………………………….. ……………. 32
Tabel 3.2. Elemente constitutive ale barierelor ingineresti (IAEA -TECDOC -1255) …………………… 34
Tabel 3.3. Inventarul radioactiv al depozitului Hostim (1991) ………………………….. …………………….. 44
Tabel 5.1. Principalele caracteristici fizico -mecanice ale rocilor din perimetrul galeriilor 50 si 53 de
la Baita -Bihor ………………………….. ………………………….. ………………………….. ………………………….. ….. 64
Tabel 5.2. Rezistenta de rupere la tractiune pe probe de roca ………………………….. ………………………. 72
Tabel 5.3. Rezistenta de rupere la tractiune pe carote ………………………….. ………………………….. …….. 72
Tabel 5.4. Rezistenta de rupere la compresiune pe probe de roca ………………………….. ………………… 73
Tabel 5.5. Rezistenta de rupere la compresiune pe carote ………………………….. ………………………….. . 73
Tabel 6.1. Radionuclizii depozitati la DNDR -Baita ………………………….. ………………………….. ………. 78
Tabel 6.2. Rezistentele la compresiune pentru matricea ciment – apa ………………………….. ………….. 86
Tabel 6.3. Rezistentele la compresiune pentru matricea ciment –bentonita – apa ………………………… 86
Tabel 6.4. Rezistentele la compresiune pentru matricea ciment –tuf vulcanic – apa …………………….. 87
Tabel 6.5. Compozitia cimentului incercat la permeabilitate ………………………….. ………………………. 89
Tabel 6.6. Influenta adaosului de aditiv mineral asupra permeabilitatii cimentului. ……………………. 90
Tabel 6.7. Valorile vitezelor de spalare a radionuclidului Co -60 – R (g/cm2. zi) ………………………… 92
Tabel 6.8. Rezultatele obtinute pentru stabilirea gradului de umiditate ………………………….. ……….. 104
Tabel 6.9. Valorile constantelor de distributie Kd obtinute pentru Tuf vulca nic, A1, A2 si A3 ….. 105
Tabel 6.10. Observatii in timpul testelor de curgere si retinere pe coloane a efluentului radioactiv
………………………….. ………………………….. ………………………….. ………………………….. …………………….. 107
Tabel 6.11. Rezultatele in termeni de retinere pe materiale a activitatii Cs -137 ………………………. 108
Tabel 6.12.Valorile rezistentelor la compresiune pentru diferite matrici solide de umplere (N/mm2)
………………………….. ………………………….. ………………………….. ………………………….. …………………….. 109
Tabel 6.13. Proprietati ale unor materiale poroase obisnuite ………………………….. ……………………… 111
Tabel. 6.14. Rezultatele monitorizarii matricilor solide S1, S2 si S3 in timpul testelor de leaching
(pH si conductivitate) ………………………….. ………………………….. ………………………….. ………………….. 111
Tabel 6.15. Rezultatele monitorizarii matricilor solide S2 si S3 in timpul testelor de leaching cu
marker ( pH si conductivitate) ………………………….. ………………………….. ………………………….. ………. 113
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
8 | 1 4 5
Tabel 6.16. Caracteristicile geologice ale estantioanelor de roca utilizate in programul experimental
………………………….. ………………………….. ………………………….. ………………………….. …………………….. 119
Tabel 6.17. Rezultatele analizelor chimice a probelor de apa prelevate de la DNDR ………………… 120
Tabel 6.18. Valori experimentale ale K d(m) pentru Cs -137 si Co -60 pe esantioane de roca ……… 120
Tabel 6.19. Valorile constantelor de distributi e superficiale K_(d(s)) (ml/cm2) pentru Cs -137 si Co –
60 pe esantioane de roca ………………………….. ………………………….. ………………………….. ………………. 123
Tabel 7.1. Vitezele de inaintare ale frontului radioactive in functie de viteza de curgere a apei
subterane (m/zi) ………………………….. ………………………….. ………………………….. ………………………….. 124
Tabel 7.2. Calculul timpului necesar ca frontul radioactiv sa ajunga la anumite distante de depozit
considerandu -se viteza de 10-3 m/zi si de 1 m/zi ………………………….. ………………………….. ………….. 125
Tabel 7.3. Stadiul inventarului ra dioactiv versus criterii de acceptanta si limite calculate in
evaluarea post -inchidere pentru radionuclizii relevanti ………………………….. ………………………….. … 128
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
9 | 1 4 5
NOTATII/ABREVIERI
AIEA / IAEA – Agentia Internationala pentru Energie Atomica
HLW – High Level Wa ste / Deseuri Inalt Active
LILW -SL – Low and Intermediate Level Waste – Short Lived / Deseuri de Joasa si Medie
Activitate de Viata Scurta
LILW -LL – Low and Intermediate Level Waste – Long Lived / Deseuri de Joasa si Medie
Activitate de Viata Lunga
IFIN -HH – Institutul National de Cercetare Dezvoltare pentru Fizica si Inginerie Nucleara „Horia
Hulubei” Bucuresti Magurele
DMDR – Departamentul de Manag ement al Deseurilor Radioactive din cadrul IFIN -HH
DNDR – Depozitul National pentru Deseuri Radioactive de Joasa si Medie Activitate – Baita,
judetul Bihor.
STDR Magurele – Statia de Tratare a Deseurilor Radioactive de la IFIN -HH Magurele
ALARA – As Low As Rezonably Achieveble / Cat mai rezonabil posibil
WAC – Waste Acceptance Criteria / Criterii de acceptare a deseurilor
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
10 | 1 4 5
PREAMBUL
Obiectivul de baz a in ceea ce priveste depozitarea de seurilor radioactive este oferirea unei
izolari suficiente a de seurilor din biosfer a pentru a asigura o protec tie adecvat a a sanatatii umane si
a mediului pentru durata de via ta a de seurilor periculoase. Avand in vedere faptul ca
radioactivitatea este o proprietate nucleara, practic imposibil de anihila t prin metodele chimice si
fizice aplicate celorlalte tipuri de deseuri periculoase, managementul sigur si eficient al deseurilor
radioactive este o necesitate obligatorie pentru progresul in domeniu. „Timpul de viata”al unora
dintre deseurile radioactive este mult mai mare decat al oamenilor, fapt care conduce automat la
necesitatea izolarii lor astfel incat ele sa nu poata fi daunatoare pentru populatie si mediu.
Prezenta lucrare si-a propus si realizat:
– O analiza detaliata a provenientei si caracteristicilor fizico -chimice si radiologice a
deseurilor radioactive;
– Evaluarea conceptelor si sistemelor de depozitare existente la ora actual pe plan mondial;
– Prezentarea detaliata si obiectiva a Depozitului National de Deseuri Radioactive de Joasa s i
Medie Activitate (DNDR) Baita Bihor;
– Studii asupra sistemului de bariere ingineresti implementat in cadrul DNDR;
– Studii privind optimizarea sistemului de bariere ingineresti in vederea asigurarii securitatii
radiologice pe termen lung.
Oricare a r fi deciziile privind depozitarea deseurilor radioactive acestea sunt conditionate in
principal de:
– Existenta unor formatiuni geologice adecvate amplasarii unui depozit;
– Realizarea de lucrari ingineresti de mica sau mare complexitate functie de cerintele de
izolare;
– Testarea si validarea de materiale specifice pentru realizarea sistemelor de depozitare.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
11 | 1 4 5
Partea I. DESEURILE RADIOACTIVE SI DEPOZITAREA ACESTORA
Capitolul 1. PROBLEMATICA DESEURILOR RADIOACTIVE
1.1. Introducere
Utilizarea izotopilor radioactivi a inceput intre cele doua razboaie mondiale odata cu
separarea radiului din minereurile de uraniu si confectionarea de implanturi pentru terapia unor
forme de cancer.
Ca in orice activitate umana, rezultatul nedorit este aparitia deseurilor, de seuri care in acest
caz particular contin substante radioactive deosebit de periculoase pentru personalul operator,
populatie si mediul ambiant pe o durata care poate atinge un milion de ani. Prin definitie, deseuri
radioactive inseamna acele materiale rez ultate din activitatile nucleare, pentru care nu s -a prevazut
nici o intrebuintare ulterioara si care contin sau sunt contaminate cu radionuclizi in concentratii
superioare limitelor de exceptare reglementate de autoritatea nationala de reglementare, autor izare
si control a activitatilor nucleare. Mentionam ca in Romania, in conformitate cu prevederile legale
in vigoare, combustibilul nuclear uzat este considerat deseu radioactiv.
Caracterul cu totul special al deseurilor radioactive consta in faptul ca ra dioactivitatea este o
proprietate nucleara, practic imposibil de anihilat prin metodele chimice si fizice aplicate celorlalte
tipuri de deseuri periculoase. Din acest motiv, managementul sigur si eficient al deseurilor
radioactive este o necesitate obligat orie pentru progresul in domeniu.
Obiectivul primordial al managementului deseurilor radioactive este protectia populatiei si
a mediului ambiant, sarcinile de protejare aplicandu -se in prima instanta grupelor considerate
“critice” din populatie car e datorita localizarii in apropierea amplasamentelor nucleare si
obiceiurilor de viata pot fi expuse mai mult decat media populatiei.
Obiectivul de baz a in ceea ce priveste depozitarea de seurilor radioactive este oferirea unei
izolari suficiente a deseurilor din biosfer a pentru a asigura o protec tie adecvat a a sanatatii umane si
a mediului pentru durata de via ta a deseurilor periculoase. Poten tialul de izolare al metodei de
depozitare alese trebuie s a fie propor tional cu poten tialul de periculozitat e si longevitate al
deseurilor radioactive (in speta timpii de injumatatire ai radionuclizilor depozitati).
Deseurile radioactive generate din activitatile de producere si utilizare a izotopilor
radioactivi provin in primul rand din centrele nucleare de c ercetare care exploateaza un mare numar
de instalatii experimentale sau de productie si din numeroasele aplicatii in medicina, agricultura,
industrie si invatamant.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
12 | 1 4 5
Tinand cont ca viata unei instalatii nucleare este limitata, dezafectarea ei este o sursa
suplimentara de deseuri radioactive al caror volum este apreciat la cel putin volumul rezultat in
timpul operarii.
Aplicarea in tara noastra pe scara larga a tehnicilor si tehnologiilor nucleare cu surse
radioactive a inceput odata cu punerea in functiune a reactorului de cercetare si productie de
radioizotopi in 1957 pe platforma IFA -Magurele. In acesti peste 50 de a ni au aparut in Romania
cateva mii de unitati nucleare cu profil extrem de divers (cercetare, invatamant, agricultura,
biologie, medicina, transport, toate tipurile de industrii), care au utilizat surse radioactive in
activitatea lor.
Legislatia de regleme ntare a activitatilor nucleare adoptata in 1974 -1975, a impus
constructia Statiei de Tratare Deseuri Radioactive (STDR) pe platforma Magurele devenita
operationala la sfarsitul anului 1975. STDR -Magurele este si in prezent singura unitate de profil
abilita ta prin lege sa colecteze, trateze, conditioneze si stocheze temporar, la nivel national, toate
deseurile radioactive din afara ciclului combustibilului nuclear.
Depozitul National de Deseuri Radioactive (DNDR) – Baita – Bihor a fost realizat pentru
etapa finala a gestionarii deseurilor radioactive (depozitarea finala). Este amplasat in perimetrul
fostei exploatari miniere de uraniu de la Baita – Bihor, fiind dimensionat pentru depozitarea a
21.000 colete tip “A” standard de 200 L, cu deseuri slab si mediu active. In prezent gradul de
ocupare este de cca. 37%, perioada operationala fiind estimata sa dureze pana in 2040. Dupa
inchiderea definitiva a depozitului, urmeaza perioada de supraveghere institutionala, care este
estimata la 300 ani.
1.2. Provenienta si caracteristicile deseurilor radioactive
Toate aplica tiile tehnicilor si tehnologiilor, ce utilizeaz a radionuclizi in cercetare, medicin a,
biologie, industrie si alte activit ati institu tionale produc cantit ati relativ mari de de seuri radioactive.
Cantit atile si tipurile de de seuri, depind in particular, de tipul activit atilor desf asurate. De seurile
lichide produse au volumele cele mai mari si de obicei si compozi tiile cele mai complexe.
Ca o cerin ta general a, produc atorul de de seuri trebuie s a le colecteze pe tipuri si categorii si
totodat a sa minimizeze volumele, cât mai mult posibil. Principalii produc atori de de seuri
institu tionale (altele decât cele din ciclul combustibilului nuclear) sunt:
Centrale de cercet ari nucleare dotate in general c u reactori de cercetare si acceleratori,
produc o mare varietate de radionuclizi, care sunt procesa ti in celule fierbin ti sau laboratoare de
radiochimie. De seurile radioactive produse lichide si solide sunt, in general contaminate cu
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
13 | 1 4 5
radionuclizi de via ta scurt a, numai volume relativ mici con tin radionuclizi de via ta lunga, cum sunt
H-3 si C-14.
Operarea reactorilor nucleari de cercetare produce pe lâng a deseurile solide si lichide
normale si deseuri organice rezultate din schimb atorii de ioni organici folosi ti la purificarea apei din
circuitul primar. Prin regenerarea lor, pot lua na stere de seuri lichide cu radioactivitate ridicat a. Alte
tipuri de de seuri intermediare de proces pot rezulta in sta tiile de tratare a de seurilor radioactive,
respectiv slamu ri rezultate la precipitare si concentratele de evaporare.
Acceleratoarele sunt instala tii mai ieftine ca reactorii nucleari si mai ieftin de operat, putând
produce un mare num ar de radionuclizi. Laboratoarele de produc ere a radioizotopilor folosesc de
regula tintele iradiate in reactor sau ciclotron , procesându -le chimic prin dizolvare, separ ari, etc.
Deseurile lichide sunt majoritare si trebuie segregate, deoarece con tin, de obicei chimicale,
incompatibile la amestecarea diferi tilor efluen ti sau la tratar ea ulterioar a. Efluen tii slab activi
trebuie, de asemenea separa ti de cei mediu activi. O parte semnificativ a a izotopilor radioactivi
primari sunt utiliza ti in producerea de produ si marca ti si radiofarmaceutice, opera tii care genereaz a
cantit ati variabile de de seuri cu activitate specific a ridicat a si compozi tie variabil a (depinzând de
metoda de marcare), dar cunoscut a. O aten tie special a trebuie acordat a radionuclizilor valabili, cum
este radioiodul care poate fi foarte u sor diseminat in timpul marc arii sau al proces arii de seurilor.
Centrele medicale de diagnoz a si tratament folosesc un mare sortiment de radionuclizi si
compu si marca ti, cei mai mul ti având timp de injum atatire mic, din considerente de radioprotec tie a
pacien tilor.
Aplica tiile industriale folosesc diverse tipuri de surse inchise de radia tii pentru teste
nedistructive, controlul calit atii, m asuratori, evaluarea performan telor instala tiilor si produselor,
precum si tehnici cu trasori radioactivi, dar la sc ari mult mai mare fa ta de experiment ele de
laborator.
Cercetarea stiintifica din institutele de cercetare si universit ati folosesc produse radioactive
mai ales pentru studiul metaboli tilor si ale c ailor parcurse pe lan turile trofice in mediu a unui num ar
mare de substan te diverse ca medicamentele, pesticidele, fertilizatorii, mineralele. Activit atile
implicate in aceste studii sunt mici, dar ob tinerea unor produ si marca ti poate genera volume reduse
de de seuri cu activitate specific a mare. De seurile sunt solide si lichide organice si anorganice, ele
putând pune probleme proces arii ulterioare.
Caracterizarea de seurilor si segregarea lor pe baza acestor criterii are o importan ta major a in
toate etapele de gestionare de la producere, pân a la depozitarea final a prin:
– stocarea intermediar a pentru dezintegrare radioactiv a;
– selectarea tehnologiilor de tratare si condi tionare;
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
14 | 1 4 5
– alegerea metodelor de manipulare;
– implementarea m asurilor administrative si organizatorice pentru toate etapele gestion arii;
– selectarea si realizarea barierelor inginere sti pentru confinarea radioactivit atii in timpul
manipul arii si depozit arii finale (sistem de ventila tie, tehnica de umplere si materialul,
finisarile, inchiderile, acoperirea final a);
– durata controlului institu tional;
– imbun atatirea caracteristicilor naturale ale amplasamentului depozitului;
– evaluarea securit atii radio logice a depozitului.
Deseurile radioactive contin elemente chimice radioactive care nu mai au utilizare practica.
Deseul radioactiv este uneori produsul unui proces nuclear, cum ar fi fisiunea nucleara. Cele mai
multe deseuri radioactive sunt „de nivel scazut ”, ceea ce inseamn a ca ele au nivele scazute ale
radioactivitatii, raportate fie la masa, fie la volum. Acest tip de deseu consta adesea din elemente
cum ar fi echipamentul (hainele) de protectie, care sunt doar slab contaminate, dar periculoase in
caz de contaminare radioa ctiva a corpului uman prin ingerare, inhalare, absorbtie sau injectie.
In Romania, deseurile radioactive rezulta, in principal, din trei tipuri de activitati (tabel 1.1) :
1Tabel 1.1. Activitati care genereaza deseuri radioactive si tipurile de deseuri rezultate
Nr.crt. Tipul activitatii Tipuri de deseuri radioactive rezultate
A. extractia si
prepararea
minereurilor de
uraniu 1. deseuri radioactive rezultate din mineritul si prelucrarea
minereurilor de uraniu
B. producerea de
energie pe cale
nucleara
1. combustibil nuclear uzat rezultat din operarea reactorilor nucleari
energetici
2. deseuri radioactive rezultate din fabricarea combustibilului nuclear
si operarea reactorilor nucleari energetici
3. deseuri radioa ctive rezultate din dezafectarea instalatiilor nucleare
din sectorul energetic
C. activitati
institutionale
(aplicatii ale
tehnicilor si
tehnologiilor
nucleare in
medicina,
industrie,
agricultura si
cercetare) 1. combustibil nuclear uzat rezultat din ope rarea reactorilor nucleari
de cercetare
2. deseuri radioactive rezultate din operarea reactorilor nucleari de
cercetare
3. deseuri radioactive rezultate din producerea si utilizarea
radionuclizilor
4. deseuri radioactive rezultate din dezafectarea instalatiilor nucleare
din sectorul institutional
5. surse inchise uzate
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
15 | 1 4 5
Clasificarea deseurilor radioactive din Romania este conforma celei recomandate de AIEA
(IAEA , GSG -1, 2009 ), general valabila in tarile Uniunii Europene. Aceasta clasificare este
prezentata in tabelul de mai jos:
2Tabel 1.2. Clasificarea deseurilor radioactive in Romania – functie de modul de depozitare
definitiva si caracteristicile importante (IAEA)
Clasa
deseuri Continut
de radionuclizi Concentratie
alfa-
radionuclizi Putere
termica Optiune
de depozitare
definitiva Caracteristici importante
Deseuri slab si
mediu active
de viata scurta
(LILW -SL) – preponderent radionuclizi
emitatori beta -gama de viata
scurta (T1/2 < 30 ani)
– cantitati mici de emitatori
alfa de viata lunga (T1/2 > 20
ani) < 4 kBq/g < 2kW/mc Depozitare
la suprafata ILW -SL : Continut beta –
gamma mediu ; Continut alfa
semnificativ ; Radioactivitate
medie ; Degajare mic a de
caldura
LLW -SL :Continut beta –
gamma mic ; Continut alfa
nesemnificativ ; Radioactivitate
mica; Nu degaj a caldura
Deseuri slab si
mediu active
de viata lunga
(LILW -LL) – preponderent radionuclizi
emitatori alfa de viata scurta
(T1/2 > 20 ani)
– cantitati mici de emitatori
beta-gama de viata scurta
(T1/2< 30 ani) > 4 kBq/g < 2kW/mc Depozitare
geologica ILW -LL : Continut beta
gamma – mediu ; Continut alfa
semnificativ ; Radioactivitate
medie ; Degajare de c aldura
mica
LLW -LL: Continut beta –
gamma mic ; Continut alfa
seminificativ ; Radioactivitate
medie; Nu degaj a caldura
Deseuri inalt
active
(HLW) – preponderent radionuclizi
emitatori beta -gama de viata
scurta (T1/2 < 30 ani)
– cantitati importante de
radionuclizi emitatori alfa de
viata lunga (T1/2 > 20 ani) > 4kBq/g > 2kW/mc Depozitare
geologica la
mare adancime
Continut beta –gamma mare ;
Continut alfa semnificativ ;
Radioactivitate mare ; Degajare
mare de c aldura
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
16 | 1 4 5
1Figura 1.1. Scheme de clasificare a deseurilor radioactive (IAEA, GSG -1, 2009)
HLW –deseuri de inalta
activitate (depozitare
geologica la adancime mare)
ILW- deseuri de medie activitate
(depozitare la adancime medie)
LLW – deseuri de joasa
activitate (depozitare aproape
de suprafata)
VLLW – deseuri de foarte joasa
activitate (depozitare la suprafata)
VSLW – deseuri cu viata
foarte scurta (stocare
pentru descresterea
activitatii)
EW – deseuri exceptate
(eliberare nerestriciva)
Timp de injumatatire
Activitate
Stocare
pentru
descresterea
activitatii
Depozit de /pe
suprafata
Depozit la sau
aproape de
suprafata
Depozit la
adancime de
cateva zeci de
metri de suprata
Depozit
geologic de
adancime
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
17 | 1 4 5
Capitolul 2. MANAGEMENTUL DESEURILOR RADIOACTIVE
2.1. Notiuni generale
Activitatea de management al des eurilor radioactive are doua componente majore: componenta de
predepozitare si depozitarea. Atat in etapa de predepozitare si mai ales in etapa de depozitare sunt
necesare proiectarea si realizarea de lucrari ingineresti, din domeniul constructiilor si materialelor
de constructii. Astfel, in etapa de predepozitare sunt proiectate, testate si omologa te tipuri de colete
de depozitare, precum si constructii speciale pentru stocarea pe diferite perioade de timp, in vederea
reducerii activitatii radioactive prin timpii de injumatatire. In c eea ce priveste etapa finala de
depozitare, aceasta presupune realizarea de constructii complexe si utilizarea in cadrul sistemului de
materiale de ecranare a radiatiilor si de retinere a izotopilor care pot fi antrenati in afara depozitului
prin o serie d e cedari ale sistemului, infiltratii, etc. Mediul geologic si lucrarile de stabilizare a
acestuia reprezinta deasemenea un element cheie in constr uctia si operarea unui depozit de deseuri
radioactive.
Predepozitarea reprezinta totalitatea etapelor premergatoare depozitarii definitive:
Pre-tratarea ;
Tratarea;
Condition area;
Stocarea ; si
Transport ul.
Caracterizarea desurilor este deasemenea o activitate importanta in componenta de predepozitare si
este co muna tuturor etapelor susmentionate.
Pre-tratarea include orice operatie anterioara etapei de tratare, care permite selectarea tehnologiei
ce va fi aplicata in procesarea deseurilor (tratare si conditionare), precum:
Colectare;
Segregare (sortarea deseurilor in functie de activitate, material, doza, etc.) ;
Tratament c himic; si
Decontamina re.
Tratarea deseurilor radioactive include acele operatii destinate imbunat atirii securitatii si
optimizarii costurilor prin schimbarea caracte ristilor deseurilor radioactive. Obiectivele de baza ale
procesului de tratare sunt:
Reducerea volumelor ;
Extragerea radionuclizilor din deseuri; si
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
18 | 1 4 5
Modificarea compozitiei fizice si chimice.
Condition area reprezinta acele operatiuni care conduc la producerea unui colet cu deseuri
radioactive adecvat manipularii, transportului, stocarii si/sau depozitarii. Aceasta poate include:
Imobiliza rea deseurilor in difeite tipuri de matrici solide ;
Inchiderea/etansarea deseurilor in colete; si, daca este necesar
Realizarea unui sistem de supra -ambalare .
Imobiliza rea se refera la conversia deseului intr -o forma stabila, prin solidificare,
incorporare sau incapsulare. Matricile uzuale utilizate pentru imobilizare sunt: cimentul, bitumul si
sticla. In fapt, cimentul este cel mai larg utilizat si reprezinta componentul de baza in realizarea
matricii de conbditionare. Acesta este utilizat in combinatie cu diverse alte materiale care contribuie
in principal la reducerea permeabilitatii, a ratei de coroziune si retentie a radionuclizilor.
Stocarea deseurilor radioactive implica optiunea mentinerii deseurilor radioactive intr -o asemenea
forma incat sa poata fi realizata recuperarea lor, iar confinarea, izolarea, protectia mediului si
monitorizarea sunt realizate pe toata perioada de stocare.
Deseurile radioactive pot fi stocate in vrac, in forma pre -tratata, forma tratata sau conditionata.
Motivele si perioada etapei de stocare pot fi foarte variate, in functie de obiective, care pot fi, de
exemplu:
Atingerea timpilor de injumatatire necesari pentru eliberare restrictiva sau nerestrictiva;
Procesarea viitoare si/sau depozitarea ulterioara.
Transport ul se refera la mutarea deseurilor radioactive continute in containere special dedicate
dintr -o locatie in alta. De exemplu, deseurile radioactive vrac pot fi transportate de la punctul de
colectare la un centru specializat in vederea stocarii si/sau procesarii acesto ra, si, mai departe la o
inslataie de depozitare.
Caracteriza rea deseurilor radioactive este un aspect extrem de important care survine in fiecare
etapa a componentei de predepozitare. Cunoscand caracteristicile deseurilor radioactive este
posibila stabilirea viitoarelor procese de tratare, conditionare sau, gradul de adecvare pentru viitoare
manipulari, procesari, stocari sau depozitari. Caracterizarea deseurilor implica determinarea
proprietatilor fizice, chimi ce si radiologice a acestora .
2.2. Minimizarea deseurilor solide
Incinerarea este o metoda folosit a pentru reducerea volumului de de seuri combustibile
(hârtie, plastic, celuloz a, textile, etc), provenite de la centralele nucleare, centre de cercetare
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
19 | 1 4 5
nuclear a si facilit ati de tratare a de seurilor radioactive. Procesul prezint a un factor de reducere mai
mare de 100 si cenu sa rezultat a poate fi cimentata si depozitata direct.
Compactarea este un alt proces care conduce la minimizarea volumului de de seuri.
Deseurile compactabile sunt supuse a sa-numitei compactari in butoi, un proces care permite
reducerea volumului cu un factor de 3 -5. In centrele mari de procesare a deseurilor radioactive se
folosesc unitati mari de compactare, mult mai sofisticate si care pot atinge factori de reducere de
10-15, in func tie de tipul de de seuri de compactat.
2.3. Tratarea deseurilor radioactive lichide
Selec tia celei mai bune metode de tratare depinde de compozi tia radionuclizilor continuti, de
volumul si compozitia chimic a a deseurilor. Variantele posibile de tratare sunt evaporarea, schimbul
ionic sau alte metode utilizate la scara mica.
Evaporarea in general se realizeaz a intr-un evaporator unde condensul este colectat, m asurat
si in cele mai multe cazuri, deversat in apele de suprafa ta sau la sistemele de canalizare. Factorii de
decontaminare sunt relativ mari, ajungând la trei sau patru ordine de m arime. Concentratul rezultat
este bogat in radionuclizi volatili si saruri anorganice si trebuie procesat printr -o metoda de
imobilizare (a se vedea metodele de condi tionare de mai jos).
O alt a metod a este absorb tia de contaminan ti pe schimb atori de ioni organici . Aceasta
metoda se preteaza pentru lichide saline si cu con tinut sc azut de radionuclizi. Procesul utilizeaz a o
coloana de schimbatori de ioni fixa care, dup a satura tie, poate fi spalata, regenerat a si reumpluta
pentru urm atoarea opera tiune. Dup a mai multe cicluri, schimb atoarii de ioni uzati devin la randul
lor de seuri radioactive solide, care trebuie tratate.
Mai putin frecvent folosita este absorb tia de contaminanti pe diverse precipitate, cum ar fi
fosfa ti, sulfa ti sau hidroxizi, in conformitate cu pH -ul lor. Ulterior, n amolul rezultat este tratat prin
solidificare in ciment sau bitum.
2.4. Tratarea deseurilor radioactive solide
Cimentarea este un proces utilizat intensiv pentru condi tionarea de lichide concentrate,
namoluri, rasini schimb atoare de ioni, precum si alte tipuri d e deseuri. Procesul este extrem de
eficient pentru imobilizarea si retinerea pe o perioada lunga de timp, a radionuclizilor din forma de
deseu in matricea de ciment. Mortarul de ciment este utilizat si pentru a umple golurile din coletul
de de seuri.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
20 | 1 4 5
Procesul de cimentare se desfasoara la temperaturi normale si produsul r ezultat este stabil,
rezistent impotriva radia tiilor, si este demonstrata fiabilitate a acestuia din punct de vedere
tehnologic. Cu toate acestea, exista si un dezavantaj principal si anume cre sterea volumului de
deseuri, fapt care conduce implicit la crest erea costurilor de depozitare. Cu toate acestea, procesul
de cimentare este foarte frecvent utilizat in intreaga lume datorit a simplit atii sale, disponibilitatii
materialului de baz a, si riscului extrem de scazut privind producerea de incendii si explozii in
timpul opera tiunilor.
In unele instala tii de prelucrare a de seurilor, in centrale nucleare sau centre de cercetare
nuclear a, este folosit procesul de bituminizare pentru concentratele obtinute prin evaporare,
namoluri sau rasini schimb atoare de ioni. Pr ocesul este relativ simplu si materialul de imobilizare
ieftin. In mod similar cimentarii, matricea prezint a coeficien ti acceptabili de difuzie si, prin urmare,
reprezint a o posibilitate redus a de eliberare a radionuclizilor in mediul inconjur ator. Princip alul
dezavantaj il reprezinta inflamabilitatea matricii si, in prezen ta unor componente in concentra tii
mari cum ar fi nitra tii, se poate produce auto -aprinderea materialului.
2.5. Metode de imobilizare a deseurilor radioactive
Dupa ce de seurile sunt tratate in vederea reducerii volumului, urmeaz a etapa de
condi tionare in vederea manipul arii, transportului, stoc arii si depozit arii finale. Condi tionarea
implic a imobilizarea si ambalarea final a, rezultatul fiind coletul final cu de seuri radioactive
depozitat definitiv.
Imobilizarea reprezint a conversia de seului intr-o form a solid a, care reduce pericolul
poten tial dat de dispersia si migrarea radionuclizilor in timpul stoc arii, transportului si depozit arii.
Ea implic a folosirea unor matric i obtinute din materiale neradioactive, cum sunt: cimentul, bitum ul
sau polimerii, care fixeaz a deseul ca un monolit, de obicei direct in ambalajul coletului final.
Materialul matricii trebuie adoptat de seului pentru:
componentele radioa ctive ( tipul si timpul de injum atatire al radionuclidului, activitatea
specific a, dozele de radia tii);
propriet atile fizice si chimice ale materialului de seului (lichid, slam, r asini schim batoare
de ioni, cenu sa, metale );
comportarea coletului in condi tiile depozit arii finale.
Dupa alegerea materialului matricii si a tehnologiei de imobilizare se face evaluarea
securit atii radiologice pentru eviden tierea si luarea in considera tie a constrângerilor si
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
21 | 1 4 5
incompatibilit atilor, din care s a rezulte cele mai potrivite contra -masuri de imbun atatire a securit atii
radiologice pentru toate etapele de la procesare la depozitare final a.
Imobilizarea materialului radioactiv reprezint a si ob tinerea implicit a a barierelor de
confinare, care limiteaz a dispersia radionuclizilor. Cele mai importante propriet ati ale barierelor de
confinare sunt:
– compatibilitate cu materialul de seului;
– o bun a omogenitate;
– solubilitate sc azuta;
– permeabilitate mic a;
– rezisten ta mecanic a;
– rezisten ta la agen ti externi ( chimici, fizici, biologici);
– rezisten ta la caldura si iradiere;
– stabilitate mare pe perioada de depozitare.
In plus, materialele primare pentru matrice trebuie s a fie usor de procurat si de manipulat si
sa nu dilueze excesiv de seul (volumul final s a nu fie prea mare raportat la volumul de seului
necondi tionat). Principalele tipuri de matrici utilizate pe scar a larga au la baz a cimentul hidraulic si
betoane modificate, bitumul si polimerii.
Imobilizarea in ciment
Imobilizarea in ciment este cea mai u zuala metod a, deoarece:
– este simpl a si usor de operat la temperatura normal a;
– exist a o mare experien ta din ingineria civil a;
– materialele sunt ieftine si usor de procurat;
– produsul are o densitate mare (bun ecran) si rezisten ta mecanic a;
– betonul are propriet ati excelente de re tinere a cationilor, care precipit a in mediu bazic;
– se pot imobiliza aproape toate tipurile de de seuri : lichide prin mixare directa cu cimentul si
agregatul , umede -slamuri prin mixare directa , solide ).
La amestecarea pulberii de ciment cu apa, componen tii sai sufer a o serie de reac tii de
hidroliz a si condensare, care duc la formarea unor noi produ si, ce asigur a intarirea
matricii.Completa hidratare a pastei de ciment are loc pentru un raport ap a/ciment de 0,25; dar, din
motive de lucrabilitate raportul se cre ste la 0,4 -0,5.
Hidratarea si intarirea pastei de ciment poate fi afectat a de diferite substante chimice
prezente in de seul radioactiv implicând accelerarea, intârzierea sau chiar inhibarea complet a a
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
22 | 1 4 5
reactiilor. Dintre substantele chimice cu efecte net negative se cunosc: acidul boric, sulfa tii, agen tii
de complexare, fosfa tii. Din aceast a cauza sunt recomandate teste de laborator, care s a determine
formula optim a a betonului, precum si eventuale pre -tratamente sau utilizarea de aditivi. In tabelul
2.1. este explicitata compatibilitatea matricii de conditionare cu diverse tipuri de deseuri.
3Tabel 2.1. Compatibilitatea unor categorii de de seuri cu matricea de ciment
Tipul de seului Compatibilitatea
Rasini schimb ionic slaba/buna (cu adaos de Ca(OH) 2)
Slamuri din precipitat buna
Deseuri cu acid boric slaba/buna ( cu adaos de silicat de Na )
Deseuri cu sulfat medie
Deseuri cu nitra ti buna
Deseuri cu fosfa ti buna
Solutii cu detergen ti slaba/buna (cu adaos de antispuman ti)
Deseuri cu complexan ti slaba
Lubr ifianti, uleiuri, organice slaba/buna (cu adaos de emulsifian ti)
Deseuri acide slaba/buna(dupa neutralizare)
In afara cerin telor privind rezisten ta mecanic a, principalele propriet ati ale matricii de beton
se refer a la rezisten ta la leaching si la corozi une, ambele fiind direct legate de porozitate.
Imbun atatirea vitezei de leaching a Cs -137, care este cel mai mobil radionuclid se face prin adi tia
de bentonit a sau zeoli ti in pasta de ciment.
Performan tele matricii trebuie continuu determinate prin teste de laborator pe termen scurt si
termen lung, dac a sunt necesare evalu arii securit atii radiologice.
Imobilizarea in bitum
Matricea bituminoasa este un amestec de materiale hidrocarbonate cu greutate molecular a
mare, ce rezult a ca subprodus rafinarea petrolului sau la cocsificarea c arbunelui. Incorporarea
deseului in bitum se datoreaz a propriet atilor sale termoplastice si are loc la incalzirea bitumului si
deseului pentru lichefierea primului si evaporarea apei din cel de -al doilea. Dupa omogenizare pasta
se las a sa se raceasc a, obtinându -se un material solid.
O variant a a procesului folose ste o emulsie de bitum intr-un solvent, de seul se usuca termo –
mecanic, iar materialul dup a omogenizare se solidific a pe m asura ce solventul se evapor a.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
23 | 1 4 5
Avantajele folosirii bitumului ca matrice de imobilizare sunt:
– insolubil in apa;
– inert chimic, cu excep tia oxidan tilor;
– inertie biologic a;
– plasticitate mare dup a incalzire;
– propriet ati reologice bune;
– rezistent la imbatrânire;
– capacitate mare de incorporare a de seului;
– usor de procurat si pret relativ mic.
Ca material organic are si unele dezavantaje:
– descre sterea v iscozit atii cu cre sterea temperaturii
– desi nu este inflamabil, este un material combustibil;
– posibile interac tiuni chimice cu unii componen ti chimici (nitra ti,nitri ti);
– conducti vitate termic a mica.
Experien ta a ar atat c a exista unele de seuri c are pot fi imobilizate satisf acator in bitum.
Incoporarea in bitum nu este compatibil a cu nitra tii si nitri tii, ca re au dus la mai multe explozii . Din
considerente de securitate radiologic a pentru de seurile ILW procedeul nu este aplicabil la slamuri si
rasini schimb atoare de ioni.
Imobilizarea in polimeri
Are o utilizare limitat a la imobilizarea in special, a rasinilor schimb atoare de ioni, costurile
sunt relativ mari si este dificil de implementat, presupunand un proces tehnologic complex. In
tabelul 2.2 este prezentat modul de comportare al diver selor matrici functie de rezistenta, stabilitate,
costuri.
4Tabel 2.2. Compararea calitativ a a propriet atilor de seurilor imobilizate
Rezisten ta la leaching
Rezisten ta la radia tii
Stabilitate mecanic a
Rezisten ta la foc
Raport de seu/matrice (in greutate)
Costuri Ciment < polimeri < bitum
Polimerii < bitum < ciment
Bitum < polimeri < ciment
Bitum polimeri < ciment
Ciment < polimeri bitum
Polimeri > bitum > ciment
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
24 | 1 4 5
Capitolul 3. DEPOZITAREA DESEURILOR RADIOACTIVE
3.1. Consideratii generale
Un factor important in managementul si depozitarea deseurilor radioactive este concentrarea
izotopilor continuti in forma de deseu. Este o practica acceptata depozitarea deseurilor radioactive
cu o concentratie limitata de izotopi de viata lunga in facilitati amplasate la/aproape de suprafata, in
locatii cu caracteristici geologice favorabile, climat uscat, cu bariere ingineresti care sa
intazie/limiteze eventualele migrari ale radionuclizilor depozitati in limite si cantitati acceptabile.
Pentru concentra tii mai mari si izotopi de viata lunga este necesar un s istem de izolare mai
complex . In mod ideal, func tia de izolare radionuclizil or ar trebui ob tinuta printr -un sistem multi –
barier a, care utilizeaz a atât bariere inginere sti, cat si bariere natural e, pentru a atinge siguran ta
pasiv a necesar a. Mai jos sunt ilustrate componente le unui sistem de depozitare (IAEA, NW-T-1.20,
2009) : coletul cu deseuri conditionate, materialele tampon si de umplere, sistemul de inchidere si
mediul de depozitare (roca gazda) .
2Figura 3.1. Componente ale sistemului de depozitare (IAEA,2009)
O serie de op tiuni au fost luate in considerare si / sau puse in aplicare pentru depozitarea
deseurilor care con tin cantit ati semnificative de deseuri radioactive de joasa si medie activitate
continand izotopi de viata lunga (LILW -LL). In prezent, exist a mai multe instala tii in func tiune
(WIPP si mai multe facilitati in apropier e de suprafa ta, in Statele Unite ale Americii), altele au fost
autorizate (Konrad in Germania) sau sunt in proces de a fi scoase din func tiune (Asse si Morsleben
in Germania). Marea majoritate sunt instalatii subterane.
Roca gazda
Roca gazda
Colet cu
deseuri
conditionate
Material tampon
Material tampon
Umplutura
Container
Deseu
Forma de deseu
Matricea de
conditionare
Colet cu deseuri conditionate
Etansare
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
25 | 1 4 5
3.2. Cerinte privind amplasarea depozitelor de deseuri radioactive
In stabilirea amplasamentului optim pentru constructia si operarea unui depozit de deseuri
radioactive sunt luate in considerare principiile fundamentale referitoare la gestionarea si
depozitarea in siguran ta a deseurilor radioactive. In total nou a principii au fost promulgate dintre
care cinci sunt deosebit de relevante pentru proiectarea de instala tii de depozitare a de seurilor
radioactive.
Principiul 1: Protec tia sanatatii umane – deseurile radioactive sunt gestionate astfel incât s a
se asigure un nivel acceptabil de protec tie a s anatatii umane.
Principiul 2: Protec tia mediului – deseurile radioactive sunt gestionate astfel incât s a se
asigure un nivel acceptabil de protec tie a mediu lui.
Principiul 4: Protec tia genera tiilor viitoare – deseurile radioactive sunt gestionate astfel incat
impactul previzionat asupra st arii de s anatate a genera tiilor viitoare sa nu fie mai mare decat
nivelurile relevante de impact, care sunt acceptate in prezent.
Principiul 5: Povara asupra genera tiilor viitoare – deseurile radioactive trebuie gestionate
intr-o maniera care sa nu conduca la impunerea/transferul de sarcini inutile asupra
genera tiilor viitoare.
Principiul 9: Securitatea instala tiilor – securitatea instala tiilor pentru gestionarea de seurilor
radioactive trebuie s a fie asigurat a in mod corespunz ator in timpul vie tii lor/duratei de viata,
pana la finele perioadelor de control post -inchidere.
In concordanta cu principiile sus mentionate, obiectivul proiectarii unei instalatii de
depozitare este asigurarea ca instalatia poate fi construita, deseurile acceptate, manipulate si
depozitate fara riscuri asupra sanatatii populatiei si a mediului, atat in timpul operarii instalatiei cat
si dupa inchiderea acesteia. Pentru atingerea acestor obiective primare, proiectarea trebuie sa
indeplineasca urmatoarele obiective secundare :
Izolarea deseurilor ;
Controlul eliberarilor;
Minimizarea impactului datora t eliberarilor;
Minimizarea etapelor de intretinere/reparatii/actiuni corective a instalatiei.
Proiectarea unei instala tii isi propune s a ofere izolare adecvat a a deseurilor dispuse de o
perioad a necesara de timp, tinând cont de caracteristicile de seurilor si ale amplasamentului precum
si de cerin tele de securitate ce se impun. Este recunoscut faptul c a, in special pe termen lung, ar
putea avea loc anumite procese si evenimente care ar putea duce la eliberarea de radionuclizi din
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
26 | 1 4 5
instalatia de depozi tare (depozitul propriu -zis). Cu toate acestea, proiectarea , precum si alte aspecte
ale sistemului de depozitare (de exemplu caracteristicile geosferei), au scopul de a se asigura c a
astfel de eliberari nu dep asesc limitele de reglementare in timpul fazelo r opera tionale sau post –
inchidere si sunt la un nivel atat de sc azut pe cat de rezonabil se poate atinge (ALARA – as low as
reasonably achievable), luând in considerare factorii economici si sociali relevan ti (IAEA –
TECDOC -1256 ).
Caracteristicile amplasamentului (atât fizice, cât si chimice) sunt evaluate ca parte a
procesului de amplasare pentru a se asigura c a proiectul sistemului de depozitare este compatibil cu
caracteristicile amplasament ului, si ca construc tia, exploatarea si inchiderea insta latiei de depozitare
pot fi realizate intr-un mod sigur. In timpul selectarii amplasamentului, o serie de factori, cum ar fi
logistica (de exemplu, distanta fata de sursa de de seuri, aspecte privind transportul, si / sau existenta
instala tiilor de depozita re) trebuie s a fie luate in considerare, precum si caracteristicile sale de
izolare. Rolul proiectantului este, conform principiului multi -barier a, de a echilibra orice
caracteristici specifice amplasament ului prin solu tii tehnice adecvate, bazate pe o intelegere a
efectelor parametrilor fizici si chimici relevanti din cadrul sistemului de depozitare. Obiectivul este
de a compensa orice limit ari ale amplasament ului, cu performan te imbun atatite din alte componente
ale sistemului (de exemplu, coletul de deseuri, materialele de barier a, integritatea structur ii de
depozitare, etc. ), pentru a asigura siguran ta si securitatea general a.
Proiectul detaliat este complet specific amplasamentului si, prin urmare, caracteristicile
acestuia influen teaza semnificati v proiectarea si trebuie s a fie luate in considerare. Caracteristici
importante de luat in considerare privind amplasamentul sunt:
Existenta infrastructurii si a serviciilor;
Disponibilitatea din punct de vedere al spa tiului necesar;
Proximitatea de genera re a de seurilor;
Topografia ;
Climatologia si hidrologia ;
Structura geologic a si propriet atile sale (geomecanic a, geomorfologie, fisuri, defecte,
seismicitate, etc );
Caracteristicile hidrogeologice si geochimice (permeabilitate, modul de curgere al apelor
subterane , chimismul apelor, procese de retardare, etc) ; si
Procese geomorfologice.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
27 | 1 4 5
Proiectul poate lua in considerare, folosind analiza de securitate ca un instrument, diverse
evenimente si procese (unele normale, unele anormale si unele accidentale), care pot influen ta in
mod semnificativ siguran ta instala tiei de depozitare in timpul perioadei de reglementare de interes.
Proiectarea are scopul de a minimiza impactul unor astfel de evenimen te si procese fie ele in faza de
exploatare sau faza post – inchidere.
3.3. Optiuni de depozitare la suprafata
Activit ati cum ar fi scoaterea din func tiune a centralelor nucleare si a altor facilit ati nucleare,
precum si opera tiunile de decontaminare/dezafectare/eliberare nerestrictiva a instalatiilor si
amplasamentelor aferente, pot conduce la cantitati semnificative de de seuri de joasa activitate, cu
continut sc azut de elemente transuraniene si / sau de activare de lung a durat a si prod usi de fisiune.
Pentru acest tip de de seuri, depozitarea in instala tii de suprafa ta, cu bariere ingineresti limitate la /
sau aproape de amplasamentul de la care provin de seurile ar putea fi o op tiune atractiva din punct
de vedere al sigurantei , cat si di n punct de vedere economic. Izolarea radionuclizilor din de seuri
este garantat a de catre amplasarea acestora, confinate corespunz ator, deasupra pânzei freatice si prin
limitarea sau evitarea apei pluviale de percolare, cu sistem de acoperire/inchidere suficient de etan s.
Deseori, aceste instala tii de mici dimensiuni pentru de seuri de joasa activitate constau in tran see, in
special in zonele aride si izolate.
Evaluarea privind gradul de adecvare a amplasamentului pentru a demonstra izolarea
corespunz atoare a continutului radioactive si a de seurilor este parte integranta a procedurii de
autorizare a amplasamentel or de depozitare a deseurilor radioactive.
Acest lucru va necesita studierea mediul ui geologic al amplasamentului in scopul de a
evalua contribu tia barierelor naturale la confinarea radionuclizilor depozitati si diluarea / intarzierea
eliberarilor de radionuclizi, astfel incât expunerile la risc ca urmare a radia tiilor sa fie p astrate cât
mai mici posibil si la cele mai scazute limite de reglementare. Depozitarea de de seuri la suprafata,
in escavatii/ transee poate fi potrivita pentru de seuri de nivel foarte sc azut, cu cantit ati foarte limitate
de izotopi de viata lunga. Aceste facilit ati con tin, de obicei, bariere ingineresti cu grad de
complexitate scazut sau sisteme de etansare limitate. In astfel de cazuri, cerin tele privind tratarea
deseurilor si conditionarea acestora vor fi, de asemenea, mai pu tin stricte. Dar, criteriile adecvate de
acceptare a de seurilor (WAC) si control ul de calitate (AC) trebuie s a asigure c a continutul de
radionuclizi, in special con tinutul de izotopi de viata lunga, r amâne la niveluri foarte sc azute,
compatibile cu capacit atile de izolare a acestui tip de depozit.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
28 | 1 4 5
O asemenea escavatie /transee poate fi impartita in compartimente individuale de izolare
pentru a cre ste gradul de confinare al deseurilor si flexibilitatea de operare. Dup a umplere se
construieste un sistem de acoperire cu rol de impermeabilizare /etansare deasupra intregii structuri.
Supravegherea si monitorizarea sunt necesare dup a inchidere si pe toata perioada de control
institu tional. Din nou, aplicarea criteriilor de acceptare a deseurilor radioactive (WAC) va limita
tipul, concentra tia si cantitatea de radionuclizi permise in coletele de de seuri, reflectând capacitatea
de reten tie limitat a a acestui tip de depozit. Recent, au fost realizate depozite de suprafa ta de tip
bolta care contin mai multe bariere ingineresti elaborate cu scopul de a reduce can titatea de ap a care
ar putea intra in contact cu de seurile prin infiltrare. Astfel de instala tii sunt destinate in principal
pentru depozitarea de seurilor de viata scurta, cu activitatea izotopilor de viata lunga limitat a la
concentra tii mici, care, de obi cei, se incadreaz a in intervalul 400 – 4000 kBq • kg-1, aceast a limit a
fiind impus a prin WAC.
Acest tip de instalatie permite depozitarea economic a a unor volume mari de LILW.
Depozitele ingineresti de suprafa ta sunt dotate cu sisteme de acoperire de suprafa ta, bariere
verticale si bariere sub-orizontale (straturi de pardoseli). Exist a alte tehnologii de izolare care pot fi
aplicate, inclusiv barierele chimice care intârzie migrarea radionuclizilor f ara a impiedica circula tia
apei. Dup a ce de seurile s unt depozitate, spa tiile goale sunt de obicei umplute cu mortar sau alt
material de umplere (bentonita, argil a). Sistemul de bariere ingineresti poate include sisteme de
drenare si colectare a apelor de infiltratie. Pot fi realizate galerii subterane pent ru a verifica
functionarea barierelor ingineresti.
3Figura 3.2. Sectiune printr -un depozit de suprafata (ANDRA -Morvilliers -VLLW)
Bariere suplimentare ar putea fi construite in jurul instalatiei de depozitare avand rolul de a
controla mi scarea apei. Comuna pentru toate depozitele de suprafa ta este perioada de control
institutional care urmeaza dupa inchiderea depozitului. Scopul s au este de a preveni p atrunderea
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
29 | 1 4 5
uman a si daune in sistemul de depozitare cum ar fi aparitia de vizuini de animale sau eroziunea.
Acest control activ ar trebui s a fie mentinut pentru o perioad a de timp suficient a pentru a permite ca
radioactivitatea continuta sa scada la valori considerate fara risc pentru populatie si mediu.
Controlul activ institu tional poate fi mentinut, functie de nivelul de radioactivitate al deseurilor
depozitate timp de secole (de exemplu, pentru deseurile de joasa si medie activitate se considera de
10 ori timpul de injumatatire al Cs -137, de cca. 30 ani, rezultand o perioada de control institutional
de 300 ani). De asemenea pot fi aplicate si masuri de control institutional pasiv cum ar fi markeri,
controalele privind proprietatea terenurilor, precum si utilizarea documentelor din arhive.
3.4. Optiuni de depozitare in formatiuni geologice de adancime
Deseurile cu con tinut mai mare de radionuclizi de via ta lunga sunt, de obicei, depozitate in
forma tiuni geologice de adancime. Adâncimea de amplasare a acestor tipuri de depozite geologice
variaza intre cateva sute de metri si peste 1000 metri. In unele cazuri, anumite categorii de de seuri
de viata lunga pot fi depozitate la o adâncime intermediara (pana la circa 100 m). Depozitarea
geologic a a fost deja realizata in condi tii de siguran ta intr-un num ar mare de tari. Formele de
deseuri conditionate acceptate la un anumit depo zit depind de caracteristicile de seurilor si cele ale
amplasamentului. Tratarea si conditionarea de seurilor furnizeaz a atât bariere fizice , cat si bariere
chimice din punct d e vedere al migra tiei radionuclizilor.
Selec tia materialului de rambleiere utilizat pentru a umple spa tiile goale din interiorul
depozitului depinde de cerin tele de proiectare si trebuie s a ia in considerare compatibilitatea
acestuia cu roca gazd a. Depozitul poate avea forma unui tunel, o camer a sau un siloz. Acesta poate
fi special contruit pentru acest scop sau construit/amplasat intr-o min a existenta. Pere tii pot fi
acoperiti, de exemplu, cu material pe baza de ciment (torcret) , iar spa tiile libere pot fi umplute cu un
material cu permeabilitate redus a, de exemplu bentonita, pentru a controla mi scarea apelor
subterane. In plus, stabilizarea pe termen lung a deschiderilor realizate prin excavare poate fi
necesar a in unele roci gazd a. In principiu, d epozitele amplasate in caverne/tuneluri miniere asigura
un nivel mai ridicat de izolare in comparatie cu depozitele de suprafa ta. De asemenea, probabilitatea
de intruziune umana dup a inchiderea depozitului este mult mai mica, deoarece accesul la o
instala tie subteran a inchisa necesit a din punct de vedere tehnic un efort mai mare. Prin urmare,
aceste instala tii pot fi capabile de a accepta concentra tii mari de radionuclizi de viata lunga
continuti in deseurile radioactive.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
30 | 1 4 5
4Figura 3.3. Sectiune printr -un depozit geologic de adancime (SKB -Suedia)
Un alt avantaj al depozitelor geologice de adancime este c a necesitatea controlului
institu tional dup a inchidere este mult diminuata – in majoritatea cazurilor terenul poate avea o gam a
larga de utiliz ari, inclusiv in agricultur a, imediat dup a inchiderea depozitului. Multe tipuri diferite
de roci ar putea g azdui un depozit de adâncime : granit, sare, argila, tuf vulcanic si alte roci au fost
luate in considerare si / sau propuse, dar numai un singur depozit a fost efectiv pus in opera, in
formatiuni saline (Waste Isolation Pilot Plant -WIPP -SUA). Un alt depozit amplasat in roci cu
continut scazut de fier a fost realizat si autorizat in acest sens, dar nu este inca in operare (Konrad –
Germania). In dezvoltarea unui depozit de adâncime, dou a optiuni sunt disponibile: re -utilizare a
unei mine existente sau e xcavatie noua.
Dintre cele patru depozite geologice de adancime autorizate (nu toate sunt pentru de seuri de
viata lunga), trei sunt amplasate in mine re -utilizate (Asse, Morsleben si Konrad in Germania) si
unul este intr-o instala tie construita special in acest scop (WIPP in Statele Unite ale Americii).
Depozitarea unor de seuri in puturi forate de la suprafa ta poate fi o optiune potrivita in cazul in care
volumele de de seuri sunt limitate. Adâncimea acestor puturi variaz a de la câ tiva metri pân a la
câteva sute de metri si au diametre de la câ tiva zeci de centimetri pân a la mai mult de un metru.
Deseurile ar fi in mod normal depozitate ca atare, fara o confinare speciala, din cauza dificult atii in
a asigura condi tii corespunz atoare in ceea ce priveste introducerea acestor deseuri in put/foraj.
Forajele/puturile pot fi amplasate in zona invecinata unui depozit de supraf ata pentru de seuri via ta
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
31 | 1 4 5
scurt a, ceea ce va contribui la reducerea costurilor de depozitare, fiind realizate toate evaluarile
necesare in mod unitar.
Foraje care se realizeaza de la suprafa ta pentru a forma in adancime un siloz au fost folosite
pentru depo zitarea de de seuri contaminate cu elemente transuraniene in zona de testare din Nevada,
special constituita ca instalatie pilot de cercetare. In acest caz, barierele ingineresti se bazeaza in
mare parte pe cele aferente coletului cu de seuri radioactive con ditionate. In Novaya Zemlya
(Federatia Rusa ), o varianta inginereasca mult mai ampla a fost propusa pentru amplasarea in tr-o
zona de permafrost. Comparativ cu alte instalatii de depozitare ingineresti de suprafata, o astfel de
abordare ar face ca apele sub terane inghe tate sa reprezinte o barier a suplimentar a impotriva migrarii
radionuclizilor depozitati. Depozitele geologice proiectate si construite in mod corespunz ator
conduc la un grad maxim de izolare a de seurilor si ca atare pot accepta de seuri cu con tinut ridicat de
radioactivitate de viata lunga. Dar efortul de punere in aplicare este mare, astfel incât construc tia lor
nu ar fi justificat a pentru depozitarea unor cantit ati limitate de de seuri cu continut de radionuclizi de
viata lunga. In unele cazuri , depozitarea mixta de deseuri radioactive de joasa si medie activitate de
viata lunga (LILW -LL) cu deseuri radioactive cu activitate mare (HLW) poate fi o optiune atractiv a
si fezabil a din punct de vedere economic.
3.5. Alte practici
O serie de practici au fost folosite in trecut, in principal pentru a gestiona anumite de seuri
istorice care necesitau m asuri urgente de remediere in sensul ca nu mai era asigurata securitatea
radiologica si fizica a acestora. Aceste practici nu sunt recomandate in conditiile in care op tiunile
mentionate mai sus sunt disponibile sau ar putea fi u sor de implementat, dar ele pot constitui o
practic a acceptabil a in scopuri de remediere. Aceste practici includ: – imobilizare in
rezervoare/tancur i – in situ; mixare in a dancime in pamant -in situ; vitrificare –in situ.
3.6. Variante potentiale
Pentru tarile cu o cantitate limitat a de deseuri radioactive de joasa si medie activitate de
viata lunga (LILW -LL), depozitarea de seurilor intr-un depozit regional, in comun cu alte tari, poate
fi o solutie atractiv a. Avand in vedere ca depozitarea subterana, mai ales la mare adancime, are
costuri fixe ridicate independente de volumul de de seuri, economii semnificative ar putea fi
realizate prin construirea unui depozi t cu contributia mai multor tari. Pentru volume relativ mici de
deseuri, stocarea pe termen lung de pân a la 100 de ani, poate chiar mai mult, poate fi considerata o
optiune fezabila. O astfel de solu tie poate contrazice principiile de durabilitate si echit atea intre
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
32 | 1 4 5
genera tii, si presupune indeplinirea unui num ar de condi tii prealabile. Se poate, totu si, sa fie cea
mai bun a solutie pân a la momentul la care o instalatie de depozitare devine disponibila. O astfel de
stocare intermediar a a fost pus a in aplicar e in Olanda, Belgia si Danemarca, unde solu tia final a de
depozitare a de seurilor radioactive nu este disponibil a in prezent. In tabelul 3.1. sunt prezentate
optiunile de depozitare functie de tipurile de deseuri radioactive si modul de conditionare.
5Tabel 3.1. Op tiuni posibile de depozitare final a
Optiunea Categoria de de seu
HLW(I)
viata lunga ILW (II)
viata
lunga ILW(III)
viata lunga ILW(IV) LLW(V)
viata viata
scurta scurta
Depozit geologic de
adâncime mare uscat
solid imobilizat,
in colet, distan tat
pt.degajare
caldura solid, imobilizat, in
colet Aplicabil , dar cerin tele
sunt dep asite tehnic
umed solid , imobilizat,
in colet, distan tat,
cu mai multe
barere inginere sti solid, imobilizat in
colet cu mai multe
bariere inginere sti solid, in colet (op tional)
Depozit de mine sau in
cavit ati uscat nerecomandat posibil depinzând de
circumstan te solid, imobilizat, in colet
umed nerecomandat solid, imobilizat, in colet
Depozit de suprafa ta uscat nerecomandat solid, imobilizat, in colet
umed nerecomadat solid, imobilizat in colet
cu mai multe bariere
inginere sti
Injec tie de fluide auto
solidificabile in fracturi cu
permeabilitate redus a nerecomandat aplicabil dup a
demostrarea
tehnologiilor adecvate
Injec tii de lichide cu forma tii de
adâncime permeabile nerecomandat aplicabil dup a
demostrarea
tehnologiilor adecvate
3.7. Bariere ingineresti in gestionarea deseurilor radioactive
In urma cu 50 – 60 de ani cand au fost dezvoltate initial depozitele de deseuri radioactive de
joasa si medie activitate, acestea au avut la baza caracteristici de proiectare limitate, cel putin dupa
standardele actuale. Pentru a realiza obiectivele de proiectare, accentul s -a pus de multe ori pe
utilizarea de bariere naturale (cum ar fi geosfera cu permeabilitate sc azuta), mai degrab a decât pe
utilizarea de bariere ingineresti.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
33 | 1 4 5
Cu toate acestea, de atunci, a devenit recunoscut faptul c a, in multe cazuri, este necesara
utilizarea de barier e ingineresti (EBS – Engineering Barriers System) astfel proiectate incat s a
imbunatateasca si sa completeze performantele barierelor naturale pentru a se asigura c a obiectivele
de proiectare din ce in ce mai stricte sunt indeplinite la un nivel adecvat. In plus, beneficiile de a
introduce un anumit grad de redundan ta in sistem sunt acum recunoscute. O astfel de abordare ajut a
la evitarea supra -dependen tei de o anumita component a a sistemului de depozitare, cum ar fi
geosfera, pentru a asigura siguran ta necesar a si a permite ca anumite componente s a cedeze f ara a
compromite siguran ta general a a sistemului.
Diverse facilit ati ingineresti de depozitare au fost dezvoltate pentru LILW, fiecare cu
propriile lor caracteristici tehnice specifice in func tie de factori cum ar fi caracteristicile
amplasament ului si a de seurilor, strategiile na tionale de gestionare a de seurilor radioactive si
abord ari de reglementare, si/sau factori sociali si economici. Majoritatea instalatiilor de depozitare a
LILW au fost construite la suprafa ta sau la mai putin de 10 m de la suprafata. Cu toate acestea,
unele precum Depozitul final suedez (SFR), au fost construite la adâncimi de pân a la 100 m.
Pentru de seuri de joasa activitate care con tin radionuclizi de viata scurta, de pozitarea in
transee cu materiale de tip bariere ingineresti simple poate fi adecvat a, cu condi tia ca rata de
migrare a radionuclizilor sa fie situata la un nivel acceptabil, determinat prin evaluarile ingineresti
utilizate.
Un astfel de caz ar putea fi o zona in care de seurile pot fi expuse la foarte pu tina apa, ca
urmare a ratelor scazute de precipitatii si/sau o zona in care condi tiile geologice au efect de
retardare a migratiei radionuclizilor. Este importanta realizarea d e sisteme corespunz atoare de
drenaj pentru a impiedica acumularile de apa care conduc subsecvent la eliberarea ulterioar a a
radionuclizilor infiltratii.
In ciuda faptului ca intervin diferen te de proiectare, dependente de tipurile si activitatile
deseurilo r radioactive, sunt general valabile urmatoarele tipuri de bariere ingineresti:
Coletul cu de seuri care cuprinde matricea de de seuri (ciment, bitum, polimeri, sticl a,
ceramic a), coletul, supraambalajul si diverse acoperiri (o tel carbon cu pere ti sub tiri, din
beton, otel inox) ;
Unitatea de depozitare care cuprinde structurile ingineresti/straturile de izolare (beton, medii
poroase pentru drenaj, bitum, polimeri, argile) si captuselile si materialele de rambleiere
(beton, amestecuri de argil a) ; si
Sistem ul de acoperire (nu este necesar pentru instala tii de depozitare tip galerii/tuneluri in
roca-mine), care cuprinde o serie de straturi cu permeabilitate scazuta si ridicata, dispuse
alternativ.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
34 | 1 4 5
In tabelul 3.2. sunt sistematizate tipurile de bariere si functiile pe care acestea trebuie sa le
indeplineasca.
6Tabel 3.2. Elemente constitutive ale barierelor ingineresti (IAEA -TECDOC -1255)
Tip de
bariera Functie Materiale Parametrii cheie
Forma de
deseu si
containerul – Rezisten ta mecanic a
– Limiteaza patrunderea apei
– Retine radionuclizi i – Matrici de ciment
– Bitum
– Polimeri
– Container din beton
– Container metalic – Rezistenta
(compresiune)
– Permeabilitate
– Rata de leaching
– Durata de viata
Umplutura – Umplerea spatiilor libere
– Limiteaza infiltrarea apei
– Sorb tia
radionuclizi lor
– Precipitarea radionuclizi lor
– Controlul eliberarilor gazoase
– Permite recuperarea
deseurilor – Argile (naturale & fabricate )
– Ciment si argile
– Lapte de ciment
– Amestecuri de argil a (cu
ciment, pamanturi , roci, etc)
– Umpluturi cu rezisten ta
scazuta – Capacitate de sorb tie
– Permeabilitate
– Porozitate
– Propriet ati mecanice
Materiale
structurale
si de
etansare – Stabilitatea fizic a
– Bariera de izolare – Beton
– Beton armat
– Argila
– Membrane asfaltice sau
organic e
– Foi de o tel – Permeabilitate
– Rezistenta la
compresiune
– Rezisten ta la forfecare
– Grosime
– Durata de viata
Drenaje – Control ul levigatului
– Permite monitorizarea – Pietri s / nisip
– Ceramica si ciment – Permeabilitate
– Rata de blocaj
Sistem de
acoperire – Limiteaza infiltrarea apei
– Controlul eliberarilor gazoase
– Bariera de intruziune
(biologica & uman a)
– Bariera de eroziune – Argile
– Membrane asfaltice sau
polimeric e
– Nisip / pamant
– Pietri s / pavaj
– Geotextile
– Placi de beton
– Vegeta tie – Permeabilitate
– Capacitate de colectare
a apei
– Plasticitate
– Durata de viata
Caracteristicile importante care trebuie luate in considerare in selectarea structurii si
materialelor barierelor sunt durabilitatea lor pe termen lung, compatibilitatea acestora cu
caracteristicile amplasament ului, mediile asociate si alte materiale, precum si disponibilitatea
acestora. Termen lung (300 -500 de ani) p oate fi interpretat ca perioada de timp de interes in care
bariera inginereasca contribuie la imbun atatirea functiei de securitate a depozitului.
In timpul fazei de selec tie a materialelor de realizare a barierelor si utilizarea lor in cadrul
etapei de proiectare, este necesara evaluarea poten tialului lor pentru integritatea pe termen lung
(IAEA -TECDOC -1256 ). Aceast a evaluare are in vedere procesele relevante pentru mediul specific
al amplasamentului, in special :
Rezistenta la atacul chimic (de exemplu, pentru beton, coroziunea armaturilor de catre
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
35 | 1 4 5
cloruri si carbona ti sau degradarea betonului prin ac tiunea sulfa tilor sau altor agen ti
continuti in apele subterane sau de seuri sau reac tiile intre agregatele alcaline);
Efecte de leaching ;
Degradarea microbiana;
Stabil itatea la coroziune si eroziune;
Radia tii si efecte termice, dac a este cazul, pe unele materiale (acest lucru poate fi inexistent
sau neglijabil in cazul LILW);
Eforturi mecanice;
Efecte ale ciclurilor inghet -dezghet.
Barierele ingineresti sunt proiectate pentru a :
Minimiza eliberarea de radionuclizi din coletele de de seuri sau din bariera in sine;
Limita infiltrarea de ap a din precipita tii sau panzele freatice;
Controla infiltrarea apelor subterane;
Minimiza probabilitatea de intruziune umana accidentala sau voita;
Furniza un mecanism pentru limitarea si dispersarea gazelor, dac a este cazul, generate in
zona de depozitare, in special in coletul cu de seuri ;
Asigura stabilitate structural a pe termen lung ;
Proteja inte gritatea coletelor cu de seuri impotriva degradarii prin p atrunderea de materiale
degradante ;
Pentru a colecta si dirija apa de infiltrare pentru monitorizare si / sau condi tionare;
Controla eroziunea suprafetei de acoperire a instalatiei de depozitare; si
Asigura condi tiile fizice si chimice in zona adiacenta depozitului pentru a minimiza ratele
de eliberare a radionuclizilor.
Proiectarea detaliat a a barierelor ingineresti este foarte importanta pentru proiectul de
ansamblu al depozitului. Prin urmare, propriet atile prezumate si eficien ta func tionala a acestor
bariere sunt adesea definite in contextul cerin telor generale, astfel incât unele evaluari cantitative
pot fi considerate in evaluarea siguran tei inca din stadiile timpurii. Rezultatele evaluarii de
securitate sunt importante pentru definirea zonelor in care este necesar a imbun atatirea
performan telor. Alternativ, este posibil ca barierele ingi neresti s a fie supradimensionate, caz in care,
caracteristicile pot fi revizuite.
In ambele cazuri, unele standarde de referinta pot fi utilizate ca suport in etapa de proiectare .
De exemplu, coletele nu se degradeaza in timpul depozit arii intermediare sau inainte de a fi izolate
prin aplicarea de bariere ingineresti/materiale de umplutura, iar sistemele de ventilare ale
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
36 | 1 4 5
eliberarilor gazoase si structurile de rezistenta impotriva intruziunii functioneaza in parametrii
proiectati pe durata de timp estimata, la finele careia eliberarile gazoase sau consecintele intruziunii
sunt nesemnificative.
In mod similar structura general a a sistemul de depozitare ( sant, transee, galerii, etc) nu este
supusa degrad arii fizice care s a conduc a la deformari structurale semnificative sau sa cedeze in
perioada luat a in considerare in evaluarea de securi tate.
3.8. Sinteza bibliografica asupra depozitelor de deseuri radioactive existente pe plan mondial
Exist a un num ar de c ai prin care radionuclizii pot migra sau pot ajunge in contact cu
oamenii, inclusiv:
infiltrarea apelor de suprafa ta;
intruziunea apelor subterane;
migrarea ulterioar a a apei contaminate (a levigatului);
intruziune accidental a;
scapari de gaz radioacti v.
Bariere le ingineresti sunt folosit e ca obstacole fizice si/sau chimice pentru a preveni sau
intârzia mi scarea (migrarea) radionuclizilor prin intermediul cai lor prezentate anterior . Ele sunt o
parte integrant a o parte a instala tiei de depozitare si integrarea lor se realizeaz a cel mai bine la
inceputul procesului de proiectare.
In paralel , se pot obtine informa tii suplimentare cu privire la caracteristicile de seurilor,
caracteristici le amplasamentului , disponibilitate a materialelor locale si perform antele sistemului ,
informatii care trebuie utilizate in realizarea conceptuala a barierel or inginere sti, in vederea
imbun atatirii performan tei general e a sistemului.
Bariere le ingineresti po t fi folosit e pentru a limita impactul c ailor prin care radionuclizii pot
migra, pentru un anumit amplasament , ca parte a (IAEA -TECDOC -1255) :
procesului de elaborare a unui nou concept;
imbunatatirea unui depozit operational ;
remedieri la un depozit existent sau inchis.
Avand in vedere importanta deosebita si aportul tehnic adus de catre utilizarea barierelor
ingineresti au fost analizate o serie de practici implementate in diverse tipuri de depozite pentru
deseuri radioactive. Analiza s -a dorit a fi un etalon in ceea ce priveste sistemul de bariere
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
37 | 1 4 5
inginer esti implementat la Depozitul National pentru Deseuri Radioactive de Joasa si Medie
Activitate – (DNDR) – Baita, judetul Bihor, caracterizarea si optimizarea acestuia .
„Nearfield ” sau campul/orizontul apropiat include sistemul de bariere ingineresti aplic ate in
cadrul unui depozit si acele componente ale sistemului gazda (mediul geologic) care sunt in contact
sau in apropierea EBS si ale c arui propriet ati pot fi afectate de prezen ta a depozitului. „Far Field ”
sau campul/orizontul indepartat reprezint a geosfera ( si biosfera), dincolo de limita campului
apropiat (OECD -2003) .
Din studiul literaturii de specialitate si a cercetarilor realizate de catre centrele de cercetare
in domeniu, am sintetizat elementele majore ale conceptelor de depozitare aplicate in instalatii de
depozitare din Europa prin prezentarea sumara a unor depozite in operare sau planificate
(SARAWAD -BB / PN II -PT-PCCA -2011 -3.2-0334 ) (NEA-OECD -2003) (IAEA -TECDOC -1397).
SUEDIA – Depozitul final suedez (FSR)
Depozitul final suedez (FSR) pentru de seuri radioactive provenite din operarea CNE, situat in
apropierea centralei nucleare Forsmark, este in func tiune din anul 1988. Construit in roca de baz a la
aproximativ 60 m sub Marea Baltic a, acesta este conectat la suprafa ta prin dou a tuneluri cu o
lungime de 1 km. Depozitul const a in caverne in roc a proiectate in conformitate cu con tinutul diferit
de activitate al de seurilor. De seurile cu activitate joas a, care ini tial au fost imobilizate in coletele de
otel sau beton, sunt plasate in celule intr-un siloz subteran, cu inaltimea de 50 m si inconjurate de
beton. Silozul are pere tii din beton cu grosimea de aproximativ 1 m si este inconjurat de un strat de
bentonit a. Deseurile cu o activitate mai joas a (deseurile cu activitate joas a si deseurile cu activitate
mixta joasa si medie) sunt dispuse in galerii in stânc a cu o lungime de 60 m. Alte galerii sunt
planificate s a accepte de seurile de dezafectare atunci când acestea vor fi generate.
5Figura 3.4. Plan general al FSR (ec.europa.eu – Deep Geological Disposal of Nuclear Waste in the
Swedish Crystalline Bedrock)
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
38 | 1 4 5
Depozitul are o capacitate actual a de 60.000 m3 cu o capacitate planificat a de depozitare de
90.000 m3 si, atunci când este plin, tunelurile de int rare vor fi astupate si sigilate cu beton pentru a
izola si preveni accesul in continuare. Dup a etansare, nu se consider a necesar a nicio monitorizare
ulterioar a a depozitului.
FINLANDA – Olkiluoto CNE Loviisa
Construc tia a inceput in 1993 si depozitul este in func tiune incepând din aprilie 1997.
Depozitul este construit in cristalin, roc a de baz a precambrian a de granit la o adâncime de 100 -120
m si este alc atuit din dou a tuneluri orizontale pentru de seuri in stare uscat a cu activitate joas a si o
galerie de de seurile cu activitate medie, solidificate cu ciment. De seurile cu activitate joas a, uscate,
se ambaleaz a in butoaie de 200 litri, care apoi sunt stivuite in tuneluri. De seurile cu activitate
medie, cimentate, sunt ambalate in recipiente c ilindrice de beton de 1,7 m3, apoi puse intr-o galerie
de beton care serve ste drept barier a suplimentar a. Golurile dintre containere sunt cimentate. Galeria
pentru de seurile solidificate va fi terminat a si luat a in calcul pentru depozitare in câtiva ani si, in
cadrul unei etape ulterioare, depozitul va g azdui si deseurile provenite din activitatile de dezafectare
de la Centrala Nuclear a Loviisa.
6Figura 3.5. Depozitul de deseuri radioactive de pe amplasamentul CNE Loviisa – Olkiluoto
(iaea.org – Workshop on Building Partnership in Waste Disposal Programme, 2011)
Container de transport Tunel de transport
Deseuri de joasa activitate Deseuri de medie activitate
Beton armat
Containere cu deseuri radioactive
conditionate intr -un modul de beton armat
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
39 | 1 4 5
Depozitul este proiectat pentru 6000 de butoaie de de seuri cu activitate medie, 5.300 m3 de
deseuri cu activitate medie si joas a, solidificate, si alti 13.000 m3 de de seuri din dezafectare.
NORVEGIA – KLDRA Himdalen
Norvegia nu are un program nuclear dezvoltat in sensul de putere nuclear a sau in scopuri de
aparare. Cu toate acestea, in multe privin te, cercet arile sale si utiliz arile institu tionale ale
materialelor radioactive si managementul de seurilor aferente prezint a numeroase asem anari cu
situa tia din România. Au fost men tinute programe de cercetare mici, dar puternice si sus tinute in
privin ta mai multor tehnologii de energie, inclusiv energia nuclear a incepând cu anul 1948.
Activit atile sale de cercetare nu clear a s-au concentrat in cadrul Institutului pentru Tehnologia
Energiei, IFE, la Kjeller, la 25 km spre est de Oslo. In mod similar cu România, are dou a reactoare
de cercetare, unul in Halden (HBWR, un reactor de 20 MW), la 110 km spre sud est de Oslo si
celalalt in Kjeller (Jeep II, un reactor de 2 MW). Depozitul Himdalen KLDRA are un num ar de
caracteristici fizice si opera tionale, care sunt similare depozitului DNDR de la B aita-Bihor: a fost
construit folosind tehnici de exploatare minier a, pe partea lat erala a unui deal/ munte; este situat
deasupra pânzei freatice si a oric aror zone cu ape subterane; destinat doar pentru de seuri
institu tionale.
Instala tia a devenit opera tional a in 1999. De seurile cu activitate joas a si medie, depozitate la
IFE in instala tii speciale la Kjeller au fost mutate la Himdalen. Similar cu o parte dintre de seurile
istorice depozitate la M agurele de IFIN -HH, aceste de seuri au fost reambalate in colete cu volum
mai mare si depozitate Himdalen. Scopul principal al instala tiei este depozitarea direct a a coletelor
de de seuri condi tionate. Cu toate acestea, aproximativ 25% din capacitatea sa este in prezent
folosit a numai pentru depozitarea intermediar a. Coletele de de seuri duse acolo sunt toate intr-o
„form a gata de depozitare” si fie vor fi incastrate in beton, a sa cum se face in partea de depozit a
instala tiei, fie vor fi reciclate pentru depozitarea ulterioar a in alta parte.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
40 | 1 4 5
7Figura 3.6. Diagrama dispunerii de ansamblu a instala tiei Himdalen (IAEA TECDOC 1553)
Depozitul este construit intr-un deal in roc a de baz a cristalin a. Are patru caverne si un tunel
usor inclinat cu o lungime de 150 de acces pentru vehicule si personal. Toate cavernele si tunelul de
acces au sisteme monitorizate de drenare a apei. Cavernele sunt excavate astfel incât s a ramâna
aproximativ 50 de metri de roc a pe orice directie. Acest inveli s geologic este menit pentru protec tia
fizica nefiind proiectat s a actioneze ca o ba riera pentru siguran ta pe termen lung.
In fiecare cavern a au fost construite dou a sarcofage solide, cu sapa si pere ti de beton. Atunci
când o sec tiune a sarcofagului a fost umplut a, va fi construit un acoperi s. Acoperi surile vor avea o
form a care s a colecteze infiltra tiile de ape si vor fi impermeabilizate cu o membran a. Se folosesc
trei caverne pentru depozitarea de seurilor, cu butoaie si recipiente aranjate in patru straturi. Atunci
când s -a umplut un strat intr-o sec tiune a sarcofag ului cu colete d e deseuri, se incastreaz a in beton.
Una dintre caverne este folosit a pentru stocare. Alegerea intre a recupera in cele din urm a deseurile
in caverna de stocare sau a le depozita prin incastrare in beton se va face pe baza experien tei din
perioada de exploatare si a rapoartelor de siguran ta, preg atite pentru inchiderea instala tiei, estimat a
pentru anul 2030. Nu exist a planuri de recuperare a de seurilor radioactive conditionate dispuse in
instala tia de depozitare in timpul exploat arii.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
41 | 1 4 5
CEHIA – Depozitul Richard
Depozitul Richard este situat intr-o fost a mina de calcar si argila, cu un strat superior
impermeabil de marn a, aproape de Litoměřice, in Boemia de Nord, la aproximativ 100 km nord -est
de Praga si prezinta similarit ati importante cu depozitul de la B aita Bihor: este amplasat in foste
galerii miniere; este situat la inaltimi considerabile deasupra nivelului m arii si a orizonturilor apelor
subterane; utilizeaz a doar o mic a parte din suprafa ta disponibil a a minei; este uti lizat exclusiv
pentru de seurile radioactive institu tionale; este operational de cca. 40 de ani. Infiltrarea apelor
subterane nu este o problem a, singurele infiltratii fiind din apele meteorice. Restul galeriilor poate
reprezenta capacitate viitoare de depo zitare, dar poate prezenta si cai sporite de migra tie a
radionuclizilor, inclusiv pericol de intruziune. Depozitul acoper a doar o mic a parte a
complexului abandonat de mine Richard I, II si III, care cuprinde peste 40 de km de galerii si de
travers ari. Este situat deasupra pânzei freatice locale si este clasificat ca un depozit subteran.
8Figura 3.7. Planul Depozitului Richard II si al Complexul General de Mine Richard (Deep
geologic repositories – Norbert T. Rempe)
Intre 1960 si 1964, cavernele minate ini tiale din mina de calcar Richard II au fost substan tial
extinse pentru utilizarea sa ca depozit, cu c ai imbun atatite de transport, late de 6 – 8 metri si cu
inaltimea de 3 – 4 metri. Stabilitatea acestor c ai de transport a fost asigurat a prin introducerea
cadrelor din beton armat intr-o forma de „U” intors, aproape p atrat. Anumite p arti ale cadrelor
initiale din beton armat, instalate in 1944 – 1945, au fost fabricate direct in caile de transport,
utilizând tehni ci de turnare sub presiune a betonului. Zidurile c ailor de transport au fost ulterior
stabilizate cu beton torcretat. In roca gazda a fost instalat un sistem de drenaj cuprinzând o serie de
rezervoare de reten tie. Apa din sistemul in ansamblu este, in cele din urm a, colectat a intr-un
rezervor extern de reten tie central a, ca si la B aita Bihor. Camerele de amplasare individual a au fost
construite de -a lungul c ailor de transport, lungi de 630 de metri, dup a cum se prezint a mai jos.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
42 | 1 4 5
9Figura 3.8. Cale principala de transport (stanga) – Colete stivuite in nisa de depozitare
(dreapta)(IAEA TECDOC 1553)
Intrarea in fiecare camer a este asigurat a printr -un portal din beton armat si suporturi
suplimentare. Zidurile si acoperi sul au fost stabilizate cu beton torcretat si consolidate prin inserarea
a 1 – 5 metri de ancore lungi de min a. Temperatura din depozit este stabil a (in jur de 10° C).
In prezent, depozitul are o capacitate de depozitare de aproximativ 8000 m3. La depozit, au
fost depozitate peste 25000 de colete de de seuri, cu un inventar de radionuclizi de 2,1014 Bq.
Volumul total al instala tiei dep aseste 17000 m3, capacitatea de depozitare fiind de aproximativ
50%, iar restul fiind c ai de transport. In cazul in care volumul r amas continu a sa fie umplut in
ritmul actual de 100 – 200 de butoaie pe an, via ta opera tional a a depozitului se va extinde pân a in
2070.
Deseurile primite sunt de obicei ambalate in butoaie de 200L, dar au fost ini tial ambalate in
butoaie de 100 L. Spa tiul dintre cele dou a butoaie este umplut cu beton pentru a forma o c aptuseala
de beton pentru protec tie, de 5 cm grosime, pentru fiecare butoi. Atât suprafa ta interioar a, cât si cea
exterioar a ale ambalajului exterior („overpack”) sun t galvanizate; in plus, suprafa ta exterioar a este
acoperit a cu vopsea de protec tie pentru a preveni coroziunea.
CEHIA – Depozitul Hostim
Primul depozit de de seuri radioactive, din Cehia, a fost construit intr-o min a de calcar de structur a
carstic a, Alkazar, lânga localitatea Hostim, jude t Beroun.
Depozitul a fost construit in anul 1959, adaptând dou a galerii executate in anii 1942 -1944, in
scopuri necunoscute. Galeriile se afl a la o adâncime la 30 m. Volumul total al celor dou a galerii a
fost in jur de 1690 m3. El a fost construit pentru de seuri radioactive de medie si joas a activitate,
generate prin exploatarea instala tiilor de cercetare si de s anatate, plante agricole si alimentare.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
43 | 1 4 5
10Figura 3.9. Zona de relief carstic si sistemul de galerii al minei Alkazar
Pentru depozitarea de seurilor radioactive s -au folosit galeriile A si B. L atimea galeriei A
variaz a intre 2,5 si 3,5 m, iar inaltimea variaz a intre 2,0 m si 2,5 m, având o capacitate total a de 360
m3 . Vatra galeriei A a fost acoperit a cu beton . In galeria A, sunt deseuri depozitate vrac, fara a fi
conditionate (cutii, borcane de sticl a, filtre de aer condi tionat). La galeria B s -au facut lucr ari
miniere suplimentare pentru a crea spa tii de depozitare cu inaltimi de la 2,5 m la 7,0 m si latimi care
variaz a intre 3,0 m si 6,0 m. Modific arile au creat un spa tiu de depozitare de 1223 m3. Si podeaua
acestei galerii a fost acoperit a cu beton. In galeria B a depus de seuri radioactive Institutul de
Cercetare si Dezvoltare. El a stocat de seurile in butoaie placate cu zinc, de 60 l, iar echipamentele
voluminoase contaminate au fost stocate, in galerie, liber.
Depozitul a fost opera tional pân a in 1963, iar in anul 1965 depozitul a fost inchis prin
decizia Oficiulu i Regional de Igien a. Inainte de inchidere, de seurile din galeria B au fost mutate la
depozitul Richard. Inchiderea s -a facut cu zid arie. In 1980 s -a constatat c a acest tip de inchidere nu
era sigur impotriva intr arii neautorizate a persoanelor, fapt care s-a intâmplat de câteva ori pân a in
1996.
Intre 1990 si 1991 autoritatile au efectuat un program de monitorizare a radia tiilor din
arealul hidrogeologic apropiat depozitului (inclusiv a apelor din râul Berouka). Inventarul activit atii
inregistrat in 1991 este prezentat in tabelul 3.3. de mai jos.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
44 | 1 4 5
7Tabel 3.3. Inventarul radioactiv al depozitului Hostim (1991)
Radionuclizi Total activitate [Bq]
Galeria A Galeria B
H3 Estimare:
echivalent galeria A
max 1010
1.0.1011
C14 2.0.1010
Cs137 1.3. 1010
Sr90 1.3. 1010
Co60 5.8.108
Ra226 3.3.107
Ni63 1.9.106
Tl204 1.5.106
Pm147 1.1.105
Activitatea total a a
radionuclizilor *) max 1010 aprox 1011
Activitatea total a a
radionuclizilor cu via ta
scurt a <1011
Depozitul a fost inchis in anul 1997 in baza rezultatelor analizei de securitate. Intre 1991 –
1994 s -au executat urm atoarele activit ati: inventarierea de seurilor depozitate care s -a facut pe baza
inregistr arilor disponibile; examinarea detaliat a din punct de vedere al radia tiilor si al starii tehnice
a ambelor galerii, verificarea surselor si ambalajelor cu nivel inalt de activitate (care ar fi trebuit s a
fi fost mutate in 1964 din galeria B la depozitul Richard); evaluarea hidrogeologic a a loca tiei;
evaluarea scenariilor accidentelor posibile; a fost creat un sistem de monitorizare (a apelor de
suprafa ta si subterane, a stabilit atii geotehnice) .
Analizele efectuate au demonstrat c a riscurile asociate reproces arii si transportului de seurilor la alt a
locatie ar fi fost semnificativ mai mari decât dac a acestea ar fi fost imobilizate in locul de
depozitare. Prin urmare, depozitul a fost umplut cu un beton special si inchis definitiv in 1997
(figura 3.10.) .
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
45 | 1 4 5
11Figura 3.10. Sec tiune transversal a a depozitului Hostim
(Deep geologic repositories – Norbert T. Rempe)
In prezent depozitul este sub control institu tional, nefiind identificate pana in prezent migrari
ale radionuclizilor depozitati.
GERMANIA
Germania a luat decizia de a depozita toate tipurile de de seuri radioactive in depozite de mare
adâncime. Din acest motiv, de seurile sunt separate in doar dou a categorii – care genereaz a caldura
si care nu genereaz a caldura (in general, de seuri cu activitate joas a/ medie).
Intre 1965 si 1978, mina Asse, din Saxonia Inferioar a, a fost folosit a pentru depozitarea a
aproximativ 141.000 de butoaie de de seuri cu activitate joas a si de de seuri cu activitate medie, cu
viata scurt a. Aceasta este folosit a actualmente ca o instala tie de cercetare si dezvoltare pentru
testarea plas arii in foraje a de seurilor cu activitate inalta si capacitatea de recuperare a de seurilor cu
activitate medie.
Depozitarea de seurilor cu activitate joas a are loc in prezent la in stalatia ERAM (Endlager fur
Radioaktive Abfalle Morsleben). Aceasta a inceput s a functioneze in fosta min a de sare
Bartensleben in 1978 si a primit ultima licen ta in 1986 de la autorit atile din fosta RDG. Dup a
reunificare, a fost ini tial inchis a in 1991, apoi redeschis a in 1994, pentru depozitarea de seurilor cu
activitate joas a si medie, cu via ta scurt a.
Deseurile sunt depozitate la o adâncime de 500 de metri sub p amânt in nivelul 4 al minei.
Butoaiele cu de seuri solide au fost depozitate prin „stivuire si desc arcare”, precum si stivuirea
containerelor si butoaielor de beton (figura 3.11) . De seurile l ichide s -au amestecat cu lian ti
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
46 | 1 4 5
hidraulici si, imediat, au fost pompate intr-o cavitate de depozitare si au fost l asate s a se intareasc a
pe amplasament.
Pâna in momentul in care depozitul a fost inchis in 1998, Morsleben a primit aproximativ
36.800 m3 de de seuri radioactive, cu o activitate total a de 120.1 TBq. Actualmente, exist a temeri c a
in depozit exist a o infiltra tie de solu tie de sare, bogat a in magneziu, in unele zone ale depozitului
(unele m asuratori estimând infiltra tia la o rat a de 10 m3 pe an), care poate avea o poten tial cale din
zona de depozitare inapoi in mediu.
In conformitate cu contractul BfS, rambleierea si inchiderea acestui depo zit geologic de mare
adâncime, care reprezinta pioneratul in domeniu, este in curs de planificare. ERAM este acum in
curs de acordare a licen tei de inchidere. Dup a terminarea procedurii de acordare a licen tei, depozitul
va fi sigilat si rambleiat. Obiectiv ul principal de siguran ta este protejarea biosferei de efectele
nocive ale radionuclizilor depozita ti. Mai mult decât atât, cerin tele clasice sau obi snuite impun
depozitarea sau minimizarea altor efecte nefavorabile asupra mediului. ERAM este o min a de sare
abandonat a. Drept urmare, are un volum de goluri care necesit a o stabilizare a cavit atilor. In plus,
trebuie s a fie asigurat a protec tia apelor subterane.
12Figura 3.11. Amplasarea coletelor la Morsleben
(Deep geologic repositories – Norbert T. Rempe)
Pentru inchiderea depozitului, s -a elaborat un concept de inchidere pentru a asigura
conformitatea cu obiectivele de protec tie si siguran ta a mediului si populatiei. Conceptul prevede
rambleierea cavit atilor, cu dou a variante de tasare a materialelor de rambleiere (betoane -sare).
Reducerea volumului r amas de goluri in min a determin a, in cazul intruziunilor cu saramur a, o
limitare a proceselor de leaching a cutelor de potas a expuse. Cu toate acestea, in timpul procesului
de tasare, c aldura de hidratare a betonului duce la o cre stere a temperaturii si, prin urmare , la
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
47 | 1 4 5
presiuni induse termic ale betonului si rocilor inconjur atoare. Prin urmare, a fost analizat a influen ta
acestor presiuni si deform ari asupra stabilit atii corpul ui de sare si a integrit atii barierei geologice
prin calcule termomecanice bidimensionale si tridimensionale. Conformitatea cu obiectivele de
siguran ta trebuie s a fie dovedit a pe baza unor criterii de dovedire a siguran tei, conform cadrului de
reglementa re german.
Obiectivele conceptului sunt stabilizarea pe termen lung a cavit atilor (rata ridicat a de
excavare nu prezint a niciun risc pentru stabilitatea geomecanic a a minei in deceniile urm atoare),
limitarea proceselor de leaching prin reducerea volumului de goluri si inchiderea structurilor de
amplasare care con tin de seuri radioactive cu bariere tehnice. In ceea ce prive ste reducerea galeriilor
de min a, sunt disponibile cerin te generalizate cu privire la diferitele p arti ale câmpu rilor miniere. In
general, cerin tele de rambleiere care decurg din obiectivul de stabilizare reprezint a factorul decisiv
si limitarea proceselor de leaching sunt indeplinite in mod automat.
Pentru a separa structurile de amplasare de alte p arti ale minei, sunt necesare etan sari cu
sectiuni transversale si lungimi diferite de pân a la câteva sute de metri pe niveluri diferite de
exploatare minier a. Conceptul se bazeaz a pe o rambleiere aproape complet a a excava tiilor miniere
cu material solid care este a sezat in excava tiile subterane printr -un sistem de transport hidraulic.
Konrad
Depozitul Konrad este, in prezent, in etapele finale de preg atire pentru operare, fiind amplasat
intr-o min a de minereu de fier dezafectat a, care ini tial si-a inceput activitatea in 1965. Galeria de
deseuri a fost s apata intr-un strat de minereu de fier, la o adâncime de 800 -13000 de metri sub un
strat de 400 m de argil a si piatr a impermeabile, impiedicând orice conexiuni hidraulice intre depozit
si biosfer a.
Capacitatea total a a depozitului va ajunge la 303.000 m3, prima galerie care urmeaz a sa fie
umplut a având un volum total de 63.000 m3. Se a steapt a ca actuala capacitate s a fie epuizat a pâna
in 2040 si ca atunci s a fie necesar a extinderea. Numai de seurile care au fost clasificate ca generând
„un nivel neglijabil de c aldura” vor fi depozitate la Konrad, responsabilitatea condi tionarii acestor
deseuri revenind produc atorului de de seuri.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
48 | 1 4 5
13Figura 3.12. Conceptul de depozitare la Konrad (Deep geologic repositories – Norbert T. Rempe)
UNGARIA – Depozitul de de seuri radioactive slab si mediu active (LILW) de la Bátaapáti
In 1993, Ungaria a lansat un program na tional al c arui scop este acela de a rezolva problema
managementului de seurilor radioactive din tara. S-a ales astfel un amplasament in vecin atatea
localit atii Bátaapáti pentru construirea unui depozit pentru de seuri slab si mediu active (LILW)
provenite de la CNE Paks, a c arui roc a gazd a este granitul (figura 3.13) .
In cazul depozitului de de seuri slab si mediu active aflat in prezent in faza de operare de cca.
2 ani, conceptul de depozitare adoptat respect a criteriile na tionale legate de securitatea nuclear a.
Depozitul de la Bátaapáti aflat in partea de sud a Ungariei, este l ocalizat pe un amplasament din
granit la o adâncime de 250 m de suprafa ta, fiind destinat de seurilor radioactive aflate in stare
solid a cât si cele solidificate povenite de la CNE Paks. Pentru evaluarea din punct de vederea al
securit atii nucleare a planul ui de post -inchidere (post -closure), este necesar a luarea in considerare a
unei perioade de 200.000 ani datorit a timpilor relativ mari de injum atatire pentru de seurile
radioactive ce urmeaz a a fi depozitate. A sadar, tinând cont de aceast a perioad a mare de timp
prevazuta pentru durata de via ta a depozitului, atât barierele inginere sti, cât si cele naturale trebuie
sa contribuie la re tinerea, izolarea si intârzierea radionuclizilor de biosfer a.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
49 | 1 4 5
14Figura 3.13. Depozitul de la Bátaapáti (PURAM LTD)
Construc tia si operarea instala tiei aflate in subteran (inclusiv transportul de seurilor
radioactive c atre zona de depozitare final a) se vor realiza prin intermediul a dou a tuneluri (shafts),
utilizate pentru activit atile de cercetare geologic a.
Acestea sunt prev azute cu o pant a de 10% pentru asigurarea accesului pân a la zona de
depozitare. Cele dou a tuneluri sunt conectate la fiecare 220 – 270 m din lungimea lor prin galerii de
trecere, utilizate pentru ventila tie. De asemen ea, galeriile de trecere dintre cele dou a tuneluri sunt
prevazute cu rol in asigurarea c ailor de evacuare in caz de urgen ta.
Conceptul de depozitare adoptat este de tip incapere (chamber) de depozitare. Procesul de
excavare al unei galerii cu o singur a iesire este executat sistematic incepând cu tunelul de leg atura.
Depozitarea diverselor tipuri de de seuri radioactive in galerii se va realiza intr-o manier a segregat a.
Amplasamentul de la Bátaapáti are o geologie relativ simpl a, cu roc a granitic a carbonifer a
(in general, acest strat are o grosime de aproximativ 50 m) care se afl a la baza stratului acoperitor
de loess. Stratul de roc a granitic a prezint a un sistem de fisuri dezvoltat datorit a apropierii de o linie
tectonic a. Asadar propriet atile sistemului de fisuri al amplasamentului din granit sunt foarte
importante pentru analiza de securitate pe termen lung a depozitului, deoarece transportul
radionuclizilor va avea loc aproape exclusiv prin fisurile deschise.
O caracteristic a deosebit a a amplasamentului de la Bátaapáti este compartimenta rea
hidraulic a. Prin compartimenta rea hidraulic a se intelege faptul c a amplasamentul este impartit in
blocuri separate intre care conexiunile hidraulice sunt foarte limitate. Compartimenta rea hidraulic a
are numeroase caracteristici avantajoase cu privire la depozitarea de seurilor radioactive. Din
moment ce blocurile hidraulice au un num ar de conexiuni foarte limitat, orice proces (activitate)
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
50 | 1 4 5
hidraulic ce are loc intr-un bloc va avea o influen ta limitat a asupra celorlalte blocuri. Din ultimile
studii realizate rezult a ca sunt necesare 17 galerii pentru asigurarea depozit arii intregului volum de
deseuri radioactive de tip LILW generate din func tionare si dezafectarea CNE Paks (figura 3.15) .
Deseurile radi oactive vor fi incarcate in butoaie cu capacitatea de 200 l ce vor fi amplasate
in containere de beton. Spa tiul dintre butoaie va fi umplut cu beton , iar containerele vor fi
prevazute, la rândul lor, cu un capac din beton. De asemenea, spa tiile dintre containerele de beton si
peretii galeriilor de depozitare vor fi umplute cu un amestec alc atuit din roca de granit sf arâmat a si
ciment (figura 3.14) . Conform analizelor de securitate efectuate, nivelul de radia tii la care popula tia
si mediul inconjur ator depozitului este supus, este considerat neglijabil. In momentul de fa ta s-a
transportat un num ar de 2400 de butoaie din o tel cu de seuri radioactive provenite de la CNE Paks.
15Figura 3.14. Conceptul de bariere multiple de la Bataapati (PURAM LTD)
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
51 | 1 4 5
16Figura 3.15. Conceptul de depozitare de la Bátaapáti (PURAM LTD)
Analiza de securitate pe termen lung face referire la evolu tia post -inchidere a sistemului de
depozitare si evalueaz a impactul acestuia asupra biosferei. Este necesar a dezvoltarea anumitor
scenarii posibile – evolu tii altenative ale sistemului de depozitare – si stabilirea faptului c a nu exist a
nici un scenariu posibil in care criteriile de securitate s a nu fie respectat e.
Prima dovad a a unei inchideri necorespunz atoare a depozitului ce poate conduce c atre
inregistrarea unor niveluri ridicate de radia tii in biosfer a, poate fi monitorizat a in modelul
hidrogeologic prin investigarea modalit atilor in care diverse proiecte al e tunelurilor de acces
influen teaza domeniul de curgere a apelor subterane.
Spre exemplu, s -a demonstrat faptul c a singura modalitate pentru regenerarea
compartiment arii hidraulice a sistemului de ape subterane dup a inchiderea final a a depozitului este
aceea de implementare a unor pereti etan si in tunelurile de acces , chiar in zonele ce prezint a defecte
ale izola tiei.
Din datele prezentate se evidentiaza preocuparea continua la nivel international de
implementare a unor masuri spori te care sa conduca la siguranta pe termen lung a depozitelor de
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
52 | 1 4 5
deseuri de deseuri radioactive. Masurile sunt solutii ingineresti practice si materiale specifice a
caror viabilitate trebuie demonstrata in timp. In acest sens rezulta necesitatea studierii
amanuntite a componentelor specifice sistemelor de depozitare iar sistemul de bariere naturale si
ingineresti este un element cheie in ampla sarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor
de deseuri radioactive, indiferent de tipul, marimea sau complexitatea acestora.
Datele initiale privind sistemul de depozitare de la Baita au fost completate pe baza unor
studii si cercetari derul ate in ultimii 20 de ani si care au constituit o preocupare majora a
activitatii mele. In acest sens am derulat studii si cercetari privind matricea de conditionare,
utilizarea de noi materiale de umplere a spatiilor libere dintre coletele cu deseuri radio active
conditionate si eficienta celor implementate deja, precum si cercetari asupra mediului geologic
de amplasare al depozitului. Studiile experimentale si rezultatele acestora demonstreaza
viabilitatea sistemului cat si posibilitatea reala de optimizare a acestuia in vedere asigurarii unei
securitati radiologice sporite atat in perioada de operare cat si in cea de control institutional.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
53 | 1 4 5
PARTEA a II -a. STUDIU DE CAZ – DEPOZITUL NATIONAL DE DESEURI
RADIOACTIVE DE JOASA SI MED IE ACTIVITATE BAITA, JUD. BIHOR
Departamentul Management Deseuri Radioactive (DMDR) din cadrul IFIN -HH are in
componenta doua instalatii de interes national si anume:
Statia de Tratare a Deseurilor Radioactive , de pe Platforma Magurele ;
Depozitul National de Deseuri R adioacti ve de Joasa si Medie Activitate, de la Baita
Bihor .
Statia de Tratare a Deseurilor Radioactive (STDR) a fost pusa in functiune in anul 1974, iar
Depozitul National de Deseuri Radioactive (DNDR) de la Baita -Bihor in anul 1985. Decizia de
construire si punere in functiune a celor doua instalatii nucleare a fost urmare a activitatilor
derulate in cadrul platformei Magurele ( functionarea VVR -S, producerea de radioizotopi si compusi
marcati -CPR, CMN, acceleratori de particule, etc.) precum si dezvoltare a de tehnici si tehnologii
nucleare la nivel national (industrie, medicina, agricultura, invatamant, protectia mediului, etc.),
activitati care au generat si genereaza cantitati importante de deseuri radioactive.
Prin punerea in functiune si exploatarea i n conditii de securitate radiologica a fost rezolvata
gestionarea deseuril or radioactive institutionale ( rezultate din aplicarea tehnicilor si tehnologiilor
nucleare, cu exceptia ciclului combustibil ului nuclear) din intreaga tara . Incepand cu proiectarea ,
constructia, punerea in functiune si pana la exploatarea si intretinerea in stare de functionare a celor
doua instalatii, IFIN -HH a avut si are intreaga responsabilitate, in conditiile cresterii continue a
exigentelor si reglementarilor interne si intern ationale.
Misiunea DMDR este gestionarea la nivel na tional a de seurilor radioactive institu tionale de
joasa si medie activitate provenite din aplica tiile tehnicilor si tehnologiilor nucleare in domenii ca
invatamânt, cercetare, medicin a, agricultur a, industrie (din afara ciclului combustibilului nuclear),
in conditii de securitate radiologica a personalului operator, popula tiei si mediului.
Capitolul 4 . PREZENTAREA DEPOZITULUI
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 Carpati c.
Utilizand conceptele existente la nivelul anilor ’80 privind depozitarea definitiva a deseurilor
radioactive de joasa si medie activitate, in baza normelor interne si recomandarilor internationale, in
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
54 | 1 4 5
1985 a intrat in functiune DNDR – IFIN – HH Baita -Bihor in perimetrul unei foste mine de uraniu
din Exploatarea Miniera -Baita. Constructiile subterane au fost dimensionate pentru depozitarea a
21.000 buc. Containere standard cu deseuri radioactive, altele decat cele provenite de la CNE –
Cernavo da.
La alegerea amplasamentului DNDR s -a folosit experienta acumulata pa na la aceea data in
tarile mari producatoare de deseuri radioactive care arata ca cea mai indicata modalitate de
depozitare a deseurilor radioactive tratate si conditionate este in dep ozite subterane in formatiuni
geologice complet lipsite de pinza de apa subterana sau infiltratii.
Criteriile de acceptare a unui amplasament de depozitare a deseurilor radioactive impun ca
acesta sa asigure o izolare sigura de biosfera pe termene foarte lungi, iar exploatarea acestuia sa fie
eficienta si sigura.
Printre caracteristicile pe care trebuie sa le aiba un depozit pentru deseuri radioactive putem
evidentia :
– roca gazda sa fie compacta astfel incit sa asigure o bariera naturala prin retinerea sau
migrarea foarte lenta a radionuclizilor continuti in coletele depozitate.
– distanta suficient de mare intre depozit si cea mai apropiata localitate.
– seismicitatea redusa a zonei de amplasare.
– construirea unor bariere ingineresti care sa mareas ca gradul de retentie a radionuclizilor.
– spatiul de depozitare lipsit de infiltratii de apa.
– costuri scazute de intretinere si mentinere in functiune pe durate lungi.
Depozitul National de Deseuri Radioactive Baita – Bihor indeplineste in mare masura
cerintele mentionate. Baita – Bihor a fost proiectat in anul 1983 si pus in functiune in anul 1985.
Constructiile subterane ale depozitului au fost dimensionate pentru depozitarea a cca. 21.000
containere standard cu deseuri radioactive slab si mediu acti ve de 220 l fiecare.
Lucrarile de amenajare a depozitului au fost realizate de catre Exploatarea Miniera Baita,
judetul Bihor, amplasarea si functionarea depozitului fiind autorizata de catre organismele
autorizate. Amenajarea a fost facuta tinandu -se seama de lungimea totala a galeriilor si de numarul
de containere standard ce sunt depozitate annual, ajungandu -se la un profil optim de galerie de 10,5
m2, care este un profil tipizat (latimea la vatra fiind de 3,8 m, iar inaltimea de 3,4 m).
La amenajarea galeriilor pentru depozitarea deseurilor radioactive s -a tinut cont de :
situatia existenta a lucrarilor miniere in galeriile 50 si 53. Desi la data inceperii amenajarilor,
lucrarile miniere fusesera parasite de mai bine de 25 ani fara a se lua masuri de conservare,
galeriile erau accesibile cu exceptia a 120 m de la gura spre interior in galeria 53; de mentionat
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
55 | 1 4 5
ca dupa abandonare s -au efectuat impuscari masive in cariera fara ca aceasta sa sufere
deteriorari (cu exceptia primilor zeci de metri in galeria 50 si a transversalelor din aceasta pana
la 230 m – transversalele 13/1 si 13/2 – situate in conturul de exploatare si de la suprafata).
Caracteristicile naturale ale rocilor permit executarea de lucrari miniere fara sustinere;
Lucrarile i nitiale au fost sapate la un profil de 4,6 m2, ele formand obiectul unor cercetari
geologice pe conturul carierei;
In imediata apropiere a galeriilor 50 si 53 au mai existat si alte lucrari ca : foraje, suitori si
coboratori ( doua in galeriile 50 si 53), e xploatari miniere in cariera in jurul galeriei 50 ,
exploatari subterane sub transversalele 1 –13 din galeria 50, galerii de exploatare – lucrari care
nu au influentat grav starea galeriilor;
In lucrarile miniere, in unele zone, se observa in mica masura u mezeala, prelingeri de apa pe
tavan , pereti sau apa stagnanta la talpa galeriei provenita din infiltratii ; neacumularea in
cantitati mari se datoreaza atat afluxului redus de apa de infiltratie cat si eventualei scurgeri a
acesteia prin vechile lucrari ( foraje, coboratori) sau falii; prin gurile galeriilor 50 si 53 nu s -au
observat scurgeri de apa in timpul cercetarilor.
17Figura 4.1. Sectiune transversala intr -o galerie de depozitare cu exemplificarea modului de
dispunere a coletelor cu deseuri radioactive conditionate
Amplasarea coletelor cu deseuri radioactive conditionate la DNDR
Colet standard 220 L
Bentonita
Scara 1:30
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
56 | 1 4 5
Lucrarile miniere care servesc depozitarii deseurilor radioactive de joasa si m edie activitate
au fost largite la un profil dublu, nesustinut, cu rigole acoperite de colectare si scurgere a apelor.
Pentru galeria 50, galerie de acces, profilul este de tipul galerie simpla, nesustinut, de 5,7 m2, cu o
latime la vatra de 2,2 m.
18Figura 4.2. Galeria de transport (galeria 50) DNDR Baita -Bihor.
19Figura 4.3. Depozitarea coletelor cu deseuri radioactive conditionate la DNDR -Baita,Bihor.
Lucrarile auxiliare sapate anterior, neutilizabile (nise, santuri, coboratori, foraje,etc.) au fost
rambleiate si inchise cu diguri de beton. La fel s -a procedat si cu transversalele care nu se folosesc
la depozitare (transversalele utilizate pentru depozi tarea deseurilor radioactive sunt cele prezentate
in plansa 2). Rambleiajul a fost executat cu materialul rezultat de la reprofilarea galeriilor, pe o
adancime de 2 – 3 m in spatele digului de beton. La galeria 53, din cauza unor surpari, s -a sapat in
paralel galeria 53 bis, in lungime de 20 m, prin care se realizeaza si aerajul depozitului.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
57 | 1 4 5
Local, zonele de depozitare care prezentau picaturi sau prelingeri de apa din tavan sau
pereti, au fost izolate prin torcretare, in grosime de 10 cm, adaugandu -se ciment special
(hidrotehnic), pentru impiedicarea patrunderii apei in profilul galeriilor.
Cimentul folosit la torcretare si ulterior la betonare, a fost ales pe baza slabei agresivitati de
dezalcalinizare a apei, fiind acelasi cu cel folosit in prezent la confinarea deseurilor radioactive, si
anume cimentul Portland Pa 35. Pentru marirea gradu lui de securitate la eventuale infiltratii de apa
in galeriile de depozit are, talpa acestora a fost betonata in panta de 5 spre canalul colector.
Desi in anul 1982 cand au fost realizate primele studii privitoare la posibilitatea amplasarii
Depozitului National de Deseuri Radioactive, galeriile 50 si 53 (parte a exploatarii Avram Iancu)
luate in calcul in acest scop erau abandonate de mai bine de 25 de ani, fara ca i n prealabil sa fi fost
luate masuri de conservare a acestora, accesul a fost posibil fara pericol. De mentionat faptul ca
dupa abandonarea lucrarilor s -au realizat impuscaturi masive in cariera situata in imediata
apropiere, fara ca acestea sa deterioreze galeriile destinate amplasarii depozitului .
Formatiun ile in care este amplasat DNDR se incadreaza in categoria rocilor foarte tari spre
extratari, permitand executarea lucrarilor miniere nesustinute. In cei peste 25 de ani de exploatare,
nu s-au produs copturi sau desprinderi, profilul galeriilor fiind practic intact fata de anul 1982, anul
in care s -au realizat amenajarile.
Masura torile radiometrice efectuate in ultimii 30 de ani asupra nivelului iradierii externe
gamma si analizele radiochimice a prob elor de pamant , apa si vegetatie arata ca activitatea de la
DNDR Baita Bihor se desfasoara fara risc de iradiere suplimentara a persoanelor din populatie si a
mediului inconjurator. Nu se evidentiaza o migrare a radionuclizilor din depozit , concentratiile
masurate situandu -se sub limitele admise. Studiul comparativ efectuat pe datele obtinute din
masurari radiometrice, radiochimice si spectrometrice in intervalul 1984 – 2009 nu evidentiaza
modificari ale starii radiologice a zonei ca urmare a activitatilor de depozitare deseuri radioactive.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
58 | 1 4 5
Capitolul 5. PROBLEMATICA BARIERELOR NATURALE SI INGINERESTI LA DNDR –
BAITA -BIHOR
In cele ce urmeaza vor fi abordate o serie de elemente specifice in stransa corelatie cu
operarea in conditii de securitate a depozitului Baita -Bihor. Aceste elemente se refera la
caracterizarea si evaluarea sistemului de bariere, atat naturale cat si ingineresti, aferente depozitului,
cat si la un program ex perimental implementat in ultimii ani privind optimizarea acestui sistem.
20Figura 5.1. Reprezentarea galeriilor si detaliilor relevante ale sistemului de depozitare
5.1. Bariere naturale
Investigatiile preliminare privind geologia si hidrogeologia zonei au fost realizate in
1982 avand scopul de a determina in ce masura Galeriile 50 si 53 sunt potrivite sa fie folosite ca
depozit pentru deseurile radioactive slab si m ediu active de viata sc urta. La momentul respectiv nu
s-a realizat oficial o evaluare de securitate nucleara dar, pe baza aprecierii expertilor (de exemplu,
Universitatea Bucuresti (1982)), s -a tras concluzia ca amplasamentul este acceptabil din punct
de vedere geologic.
Unele caracterizari hidrologice/hidrogeologice suplimentare au fost intreprinse in cadrul
unui proiect PHARE referitor la elaborarea Analizei Preliminare de Sec uritate pentru obiectiv
(PSAR) (PSAR -ICEM ’07) . Lucrarile au inclus cartarea fracturilor si zon elor de infiltratii din
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
59 | 1 4 5
interiorul depozitului ca si masurarea precipitatiilor, debitelor si chimismului apei la nivelul
bazinului hidrografic local .
5.1.1. Localizare si topografie amplasamentul Depozitului National de Deseuri Radioactive de joasa
si medie activitate – Baita , jud. Bihor (DNDR )
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 Graitoare (1655m) – Bihor (1855m) –
Muncelul, care separa bazinele hidrografice ale râurilor Cri sul Negru si Aries. Depozitul este
localizat la circa 2.5 km vest de aceasta linie ce uneste varfurile Piatra Gr aitoare si Cucurb ata 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 dep ozit , 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 su prafata era deservita de o linie cale ferata, dar acum minereul
(uraniu sau molibden) este transportat pe sosea.
21Figura 5.2. Localizare 3D a Depozitului National de Deseuri Radioactive Baita (PSAR 2006)
Din punct de vedere topografic, aceasta este o zona relativ tanara, caracterizata prin vai
taiate abrupt . Spre vest, relieful topografic scade catre marginea Bazinului Pannonian.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
60 | 1 4 5
Modificarile semnificative ale topografiei naturale, datorate activitatilor miniere de
suprafata sunt evidente in Figura 5.2. care reprezinta o imagine tridimensionala a zonei.
Excavatiile asociate carierei de uraniu Baita Plai au inlaturat mare parte di n versant catre
nord – vest fata de intrarea in depozit si au inlocuit zona dintre cele doua cursuri de apa (Pârâul
Lupului si Stancii) cu o depresiune abrupta (cariera) cu pante inclinate (treptele carierei). Atunci
cand au fost excavate, in urma cu mai bine de 40 de ani, aceste trepte erau bine definite, dar
de atunci procesele de eroziune naturala au dus la degradarea acestora. Desi eroziunea este
considerata a fi un proces foarte lent in zonele cu roci dure, la Baita Bihor eroziunea pereti lor
carierei este un proces foarte activ, care se intensifica in zone fisurate sau faliate. Versantii din
spatele si deasupra depozitului sunt instabili existand in mod frecvent caderi d e pietre de pe
peretii carierei . Torentii, mai ales in timpul furtunilor, pot transporta volume mari de material.
Chiar daca rata de eroziune nu poate fi determinata exact din datele strânse pânâ in prezent,
este evident ca procesele naturale actioneaza in sensul echilibrarii pantelor instabile ale carierei si
ca p ot apare in timp schimbari importante care trebuie luate in considerare in evaluarea de
securitate post -inchidere. Aceasta evolutie continua a topografiei amplasamentului va afecta
hidrologia si implicit hidrogeologia. Pornind de la panta versantilor neexploatati inca, unghiul de
panta natural in zona (unghiul de stabilitate limita rezultat in urma eroziunii) este de circa 20ș.
Activitatile miniere au dus la cresterea unghiului mediu de panta in zonele exploatate pana la 35 –
50ș, cu ve rsanti sub -verticali asociati in mod curent cu treptele de cariera. In consecinta, procesele
de eroziune naturala au capacitat ea de a reduce acoperisul de roci de deasupra depozitului, iar acest
lucru trebuie luat in considerare in orice evaluare de securitate.
5.1.2. Caracteristici geologice ale amplasamentului Depozitului National de Deseuri Radioactive de
joasa si medie activitate – Baita , jud. Bihor (DNDR)
Cadrul geo logic
Depozitul National de Deseuri Radioactive Baita Bihor se afla intr -o zona complexa din punct
de vedere geologic si structural, constituita ca rezultat al numeroase episoade de orogeneza, de
intruziune magmatica si activitate hidrotermala asociate acestora. Figura 5.3. ilustreaza
complexitatea geologiei amplasamentului la suprafata ca si principalele falii la scara regionala. O
harta geologica simplificata a zonei adiacente a DNDR si a pozitiei unora din cele mai importante
falii este prezentata in Figura 5.4.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
61 | 1 4 5
22Figura 5.3. Harta zonei adiacente Depozitului Baita Biho r cu prezentarea unitatilor geologice
majore si a relatiei acestora cu unele din cele mai importante galerii.
Printre altele, aceste imagini ilustreaza urmatoarele caracteristici principale geologice si
structurale ale amplasamentului:
Zona a fost supusa unor multiple episoade de sariaj, rocile vechi suprapunandu -se in
prezent peste cele noi. Astfel, in imediata vecinatate a depozitului, stratele Permiene ale
Unitatii de Arie seni (in care se afla si depozitul), se suprapun peste rocile de varsta Permo –
Triasica ale Panzei de Codru, care la randul sau st a peste rocile Devoniene ale Panzei de
Poiana, si sunt suprapuse peste formatiunile Paleozoice ale Panzei de Poiana si de Biharia.
Sistemul regional dominant de falii este un sistem extins, orientat aproximativ NNV -SSE,
chiar daca exista falii inverse. In zona se manifesta tendinta generala a faliilor de cadere mare sa
se afunde catre vest, spre bazinele Beius si Pannonic.
Au existat etape semnificative de magmatism asociat faliilor aflate in apropierea depozitului, cu
formatiuni bazaltice (diabase), dyke -uri dioritice si sillturi asociate faliilor si in
metasedimente. Mineralizarea excesiva a zonei este in principal rezultatul alterarii
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
62 | 1 4 5
hidrotermale asociate magmatismului.
Desi formatiunile de roci din imediata apropiere a Depozitului sunt reprezentate in mare parte
din metagresii si filite (mica sisturi), exista si depozite importante de metacarbonati (marmura si
skarne) care au dus la drenarea de tip carstic manifestata in zona de NV. Sunt disponibil e unele
date hidrogeologice din aceste zone (in special din mina de molibden), dar trebuie avuta mare
grija in interepretarea datelor referitoare la debitele râurilor si paraielor ce pot fi influentate de
conditiile carstice. Aceste date sunt relevante doar pentru determinarea factorilor de dilutie
din aval.
Vaile din aval de Baita Sat/Nucet sunt umplute cu depozite Neogene si Cuaternare
apartinand formatiunilor Bazinului Beius. Acestea sunt in general depozite aluviale tipice
zonelor aflate imediat in avalul unui lant muntos activ. Toate formatiunile pre -Cuaternare au fost
afectate de metamorfismul regional asociat formarii Muntilor Carpati (si de magmatismul si
metamorfism ul hidrotermal asociat). Gradu l si tipul de alterare depinde de granulatia initiala,
de mineralogie si de vecinatatea de falii, fracturi si formatiuni intruzive.
Litologia
Depozitul de Deseuri Baita Bihor este localizat in Unitatea Permiana de Arie seni care,
in aceasta zona, este reprezentata prin meta -gresii negre, cenusii si vargate si filite in care s -au
intercalat diabaze. In special exista un orizont important de diabaze situat exact sub depozit iar
primii 100 m ai Galeriei 50 sunt excavati in diabaze. Corpul de minereu exploatat de mina de uraniu
Baita are o forma tabulara, lenticulara, a fost aliniat intr -o masura mai mare sau mai mica cu
stratele de roca si este asociat intruziunii diabazului.
Minereul a fost initial exploatat de la suprafata. Explorarea si extractia prin explozie au avut
ca rezultat inlaturarea unei parti importante din versantul muntos si crearea de platforme sau
trepte . Prospectiunea si exploatarea ulterioara, la supr afata si in subteran au dus la realizarea unei
retele foarte dese de foraje de explorare (din 10 m in 10 m sau uneori chiar mai dese) si la
excavarea unei retele de galerii la interval de 10 – 15 m, ce urmaresc gradul de afundare al
corpului de minereu si sunt interconectate prin puturi verticale.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
63 | 1 4 5
23Figura 5.4. Harta geologica a zonei adiacente Depozitului Baita Bihor. Metagresiile Permiene –
maron . Meta -carbonatii cristalini – galben inchis, galben si roz (PSAR 2006)
Metagresiile, care predomina, sunt in general roci granulare masive cu inclinare de circa
15ș (in general intre 8ș si 25ș) catre vest sau sud -vest, au porozitate si permeabilitate
intrinseca foarte scazuta si rezistenta mare. Grosimea stratului variaza de la cateva zeci de
centimetri, acolo unde sunt intersectate cu filite, la cateva zeci de metri. Metagresiile negre si
vargate contin adesea incluziuni lentiliforme de epidot cu diopsid, actinolit si albit care se pot
prelungi pe directia de stratificare, iar gresiile cenusii par uneori verzui, datorita prezentei
actinolitului, epidotului si diopsidului . La nivel microstructural, roca are un aspect lamelar, divers
colorat, ca rezultat al fenomenelor de substitutie metasomatica.
Exista date petrografice si mineralogice pentru rocile nederanjate aflate intre
fracturi/falii, obtinute din studiul pe sectiuni subtiri si din alte experimente. Este de
asteptat ca numeroasele zone fracturate si faliate, care reprezinta principalele cai de transport
pentru apa, sa aiba o mineralogie semnificativ diferita si mult mai variata comparativ cu roca
masiva, incluzand aici atat mineralizarea hidrotermala cat si r ocile faliate (de exemplu breccia faliei).
Atunci cand au fost depuse, gresiile au avut o porozitate relativ ridicata (probabil 30%) si o
permeabilitate semnificativa. Ambele caracteristici au fost reduse semnificativ de compactarea si
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
64 | 1 4 5
cimentarea ulterioara asociate metamorfismului, si mai ales metamorfismului hidrotermal.
In 1982 s -au prelevat probe din zona depozitului pentru examinare litologica
/ petrologica si pentru analize fizico/chimice. Rezultatele acestor studii sunt prezentate in IMR –
EM (1982), ICMN Baia Mare (1982) si IFIN -HH (1982). Aceste date sunt centralizate pe tipuri de
roci in Tabel ul 5.1. de mai jos .
8Tabel 5.1. Principalele caracteristici fizico -mecanice ale rocilor din perimetrul galeriilor 50 si 53
de la Baita -Bihor
Caracteristici UM Gresii Filite Diaba ze
Greutate specifica absoluta g/cm3 2,52 2,28 2.88
Greutate specifica aparenta g/cm3 2,47 2,21 2,85
Porozitatea % 3,04 3,25 1 – 4
Umiditatea % 0,2-0,3 0,4-1,5 0,2-0,3
Coeziunea daN/cm2 82-126 69-131 167-229
Unghi de rezistenta
interioara grade 51-57 52-55 56-58
Permeabilitatea cm/s 2×10 -9 1,6×10 -10 1,6×10 -9
Rezistenta de rupere:
– Compresiune
– Tractiune
daN/cm2
daN/cm2
233 – 1256
36 – 179
Se poate observa ca roca intacta este tare sau foarte tare si ca in stare nefracturata are valori
foarte scazute de porozitate si permeabilitate. Atata timp cat se poate demonstra ca permeabilitatea
si porozitatea rocii intacte sunt mici, mai ales comparativ cu fracturile, valorile absolute vor avea un
impact redus asupra rezultatelor evaluarilor de securitate. Chiar daca roca intacta are rezistenta
ridicata si o buna stab ilitate dupa cum este dovedit de bunele conditii structurale a multora dintre
galeriile miniere nesprijinite, faliile si zonele fracturate sunt relativ slabe. In multe cazuri fracturarea
a fost intensificata de exploziile asociate explorarii si activitati lor miniere, multe galerii suferind
prabusiri locale in zonele fracturate. Este frecvent ca primii 10 -20 m ai galeriilor sa fie prabusiti.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
65 | 1 4 5
24Figura 5.5. Imagine dinspre sud a planului general al Depozitului. Depozitul se afla in galerii le
de culoare galben intens in partea dreapta sus a imaginii. Galeria albastra de sub depozit este
Galeria 3/23 iar galeria rosie care trece pe sub depozit
Mai multe lucrari de detaliu pentru determinarea compozitiei mineralogice a rocilor
gazda ale depozitului au fost realizate de Geo Prospect in vara anului 2005 ( PSAR 2006).
Structura
‘Blocul’ depozitului este marginit catre nord – vest de Falia Lupului si catre sud – est de
sistemul de falii Falia Centrala. Ambele sisteme de falii se afunda abrupt (50 – 80ș). Diabazele
afloreaza catre nord -vest iar meta -gresiile catre sud -est de Falia Lupului, aceasta marcand o
granita aproximativ a intre exploatarea de suprafata si cea subterana. Falia Centrala separa
aflorimentele de meta -gresii granulare si filite negre: ea pare sa controleze deasemenea pozitia
vaii Pârâul Mic.
In mod extins, fracturi si falii de mult mai mica importanta (in sensul deplasarii faliei)
apar in intreaga zona. In termeni structurali, zona este tanara si activa din punct de vedere
tectonic, majoritatea faliilor fiind relat iv recente (post -metamorfism). In 1982 s -arealizat o
clasi ficare a diverselor fracturi si falii prezente in amplasament in conformit ate cu originea lor
tectonica.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
66 | 1 4 5
25Figura 5.6. Vedere dinspre SV prezentand unele din galeriile miniere (depozitul este amplasat in
galeria de culoare galben stralucitor), unele din forajele de explorare (violet), faliile pricipale (rosu),
faliile minore (indigo), si suprafata in trepte
Proprietatile mecanice ale diferitelor tipuri de roci sunt determinate in mare masura de
istoricul metamorfismului, chiar daca litologia originala mai joaca inca un rol important, multe
din masivele de roci fiind mai putin fracturate. Diferentele dintre intensitatea de fracturare din
subteran sunt partial legate de diferentele din acoperis si de activitatile miniere. Zonele cu
acoperis subtire din apropierea intrarii in galerii sunt in general mult mai intens fracturate. In
particular, frac turile de suprafata par sa fie mult mai complexe decat cele subte rane, probabil ca
rezultat al contributiei suplimentare adusa de explozii, descarcarea litologica si efectul agentilor
atmosferici.
Faliile si fracturile pot fi impartite in trei grupe:
S0 – stratificarea sedimentara originala. Oglinzile de frictiune observate pe aceste suprafete
indica faptul ca acestea au actionat ca plane de lunecare in timpul deformatiilor
asociate formarii structurilor S2. Ele par deasemenea sa joace un rol important in circulatia
apei subterane.
S1 – foliatia metamorfica, aproape identica stratificatiei.
S2 – principala faliere/fracturare secanta, examinata in detaliu in continuare.
Unele dintre cele mai importante falii si fracturi cartate, care traverseaza galeriile
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
67 | 1 4 5
depozitului, apartin grupului S2, care a fost sub impartit in patru sisteme de falii.
26Figura 5.7. Planul general (Galeriile 50 -53) prezentand sistemul de falii/fracturi (S2)
Sistemul F1 – este asociat faliei ‘Lupului’ (170/47 -50°). Aceasta falie este vizibila la
suprafata intr -o ‘ramasita de vale’ in sud -vestul intrarii in Galeria 50 . Reprezinta un plan de
lunecare important, pe care striatiile de lunecare indica o miscare senestra (deplasare). Microfaliile
si fisurile suport ale faliei Lupului sunt foarte slab reprezentate in depozit; sunt doar cateva
elemente care indica existenta acestui plan de falie. Observarea ac estor plane s -a facut la m.220
si la m.240 in galeria principala, unde domina partial foliatia sau o traverseaza sub un unghi
ascutit. In acest caz, falia indica un caracter invers (sariaj) ca rezultat al compresiunii. Falia
Lupului este de fapt flexata de sistemul F2, acesta fiind motivul pentru care falia nu traverseaza
direct galeria de acces in depozit.
Sistemul F2 – 129/90 -74°, este vizibil in Galeria 50 la m.160 -168 unde prezinta o
extindere locala. In restul galeriilor aceasta orientare apare doar ca sustinere a fisurilor.
Sistemele F1 si F2 au o frecventa scazuta in zona depozitului iar importanta lor este foarte limitata.
Totusi, la o scara mai mare, acestea joaca un rol important in ‘inchidere’ (delimitarea structurii
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
68 | 1 4 5
majore (divizare tectonica)). In general, falia Lupului actioneaza ca drenaj pentru apa de la
suprafata si nivelele subterane catre galeria Pacea, care este deasemenea traversata de ea.
Sistemul F3 – 238/71 ° (93/90 °- statistic impreuna cu fisurarea) indica o frecventa mai
degraba scazuta dar pare a fi important. Reprezinta o falie principala inclinata (NNW – SSE) care
traverseaza galeriile transversale de depozitare. In galeriile accesibile poate fi vazuta in
Galeria 19/1 -m.20; Galeria 23/1 -m.4; Galeria 27/2 -m.8 si Galeria 31/2 -m.21. Traverseaza
intreaga zona activa (de depozitare) a depozitului. Falia prezinta caracteristici initia le de
compresiune, cu pereti netezi, din care apar ramificatii continand o zona zdrobita cu grosimea de
0.7 m (Galeria 23/1 – peretii din dreapta si stanga). Intr -o etapa ulterioara, probabil post –
Larramica, este transformata intr -o falie de tensiune normala asociata ‘deblocarii’ sistemului. In
partea centrala a zonei de breccie apar benzi de cuart -carbonati. La o observare atenta se poate
vedea ca aceste fisuri sunt deschise. Grosimea zonei de brecciere creste la 0.9 m in Galeria 31/2.
Sistemul F4 – 212/89 -82° – Acest sistem reprezinta principala directie de tectonizare in zona
depozitului. Impreuna cu microfaliile si fisurile de sprijin, este prezent in fiecare din galeriile
accesibile. In zona activa (de depozitare) a depozitului, sunt prezente trei falii apartinand acestui
sistem:
in fata Galeriei 23/1 – cu o zona brecciata avand grosimea de 0.8 -1.0m, o falie de forfecare, o
falie inversa de mica amploare si dovada multor etape de reactivare;
la m.10 – Galeria 23/1; m.21 – Galeria 27/1 si m.24 – Galeria 31/1 , grosime 0.25 – 0.90m,
cu planuri de clivaj pe ambele laturi, aparent inchisa;
m.50 – Galeria 53; m.52 – Galeria 23/2 si m.53 – Galeria 27/2, grosime 0.2 – 0.35m,
microfisurile dintre benzile de umplutura ale faliei sunt deschise;
Un mare numar de falii si microfalii impreuna cu fisurile de sprijin par a fi deschise pe toata
lungimea Galeriei 53. Toate aceste falii sunt bine definite. Initial toate au fost falii de compresiune
cu fete netede care au fost ulterior reactivate si in cele mai multe cazuri au fost considerate a fi
falii de tensiune, pe baza depunerilor de cuart -calcit +/ – material triturat (zdrobit) cu mici c antitati de
argila de frictiune . Faliile din Galeria 53 sunt in gene ral largi, mai ales dupa m.100. Intre m.200 si
m.270 se pot remarca foarte clar doua falii de tensiune cu deschideri de aproximativ 20 -25 cm.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
69 | 1 4 5
5.1.3. Caracterizarea amplasamentului Depozitului National de Deseuri Radioactive de joasa si
medie activitate – Baita , jud. Bihor (DNDR)
27Figura 5.8. Accesul in DNDR Baita -Bihor si vedere a treptelor de exploatare
Greutatea specifica si greutatea specifica aparenta
Densitatea aparenta este definita in mecanica rocilor ca raportul dintre greutatea G a probei si
volumul real (fara pori si goluri de orice fel) al rocii si se exprima in g/cm3 sau in N/m3. Aceasta
caracteristica se foloseste pentru calcularea unor parametri fizici si mecanici ai rocilor cum ar fi
volumul porilor, gradul de compactitate, determinarea curbei de compresiune, porozitatea. Din
analizele efectua te a reiesit o greutate specifica medie pentru intregul complex de roci luate in
ansamblu al orizontului + 840 in valoare de 2,54 g/cm3, iar pe tipuri de roci valoriile medii sunt :
– gresii diferite 2,52 g/cm3
– diabaze 2,88 g/cm3
– filite 2,28 g/cm3
Greutatea specifica aparenta sau greutatea volumetrica reprezinta raportul dintre greutatea G a
unui corp poros sau cu goluri interioare si volumul sau aparent Va (inclusiv volumul golurilor si
porilor).
Din analizele efectuate pe un numar de 26 de probe au reiesit urmatoarele valori :
– gresii diferite 2,47 g/cm3
– diabaze 2,85 g/cm3
– filite 2,21 g/cm3
Din analizele efectuate a reiesit o greutate specifica aparenta pentru intregul complex de roci
luate in ansamblu al orizontului + 840 in valoare de 2,45 g/cm3.
Datele obtinute pentru valorile greutatilor specifice aparente au fost comparate, cu valorile din
literatura de specialitate de la acea data ( C. Hirian – Mecanica Rocilor, 1981) pentru valorile medii
ale greutatilor specifice aparente ale rocilor :
– andezi te – 2,60
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
70 | 1 4 5
– bazalte – 2,85
– dacite – 2,50
– granite – 2,65
– porfire – 2,60
– graise – 2,60
– sisturi calcaroase – 2,70
– gresii obisnuite – 2,15
– gresii compacte – 2,65
In urma c omparatiei , concluzia desprinsa a fost ca valorile corespund unor roci dure,
stancoase, compacte.
Porozitatea / indicele porilor
Porozitatea este difinita ca fiind raportul dintre volumul total al golurilor si volumul total al
rocii exprimat in procente. La roci golurile se pot prezenta ca pori, fisuri, crapaturi si caverne.
Aceasta caracte ristica este un parametru de mare importanta practica pentru problemele legate de
rezistenta si stabilitatea rocilor, de infiltrarea apei.
In urma analizelor, valorile medii ale porozitatii obtinute au fost :
– gresii diferite – 3,04%
– diabaze – 1 – 4%
– filite – 3,25%
Aceste valori pe tipuri de roci confera o porozitate generala medie a orizontului +840 in
valoare de 3,33%. Facem precizarea ca aceasta porozitate a fost calculata pe un numar de 26 de
probe diferite recoltate pe o lungime de cca. 470 m aferenta galeriei 50 situata in orizontrul +840.
Indicele porilor sau cifra porilor se defineste ca raportul dintre volumul golurilor si volumul
fazei solide. Valoarea rezultata in urma analizelor a reiesit ca fiind e = 9 x 10-3 – 34 x 10-3 .
Deasemenea v aloarea gradului de saturatie a fost calculata ca fiind S = 0,35 – 0,60 pentru intreg
complexul de roci al orizontului +840, ceea ce indica caracterul rocilor ca fiind slab umede spre
uscate.
Densitatea
Gradul de densitate reprezinta raportul dintre greutatea specifica aparenta si greutatea
specifica a unei roci si este intotdeauna ≤1.
In urma analizelor efectuate , valorile Kd -urilor sunt urmatoarele :
– gresii diferite – Kd = 0,99
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
71 | 1 4 5
– diabaze Kd = 0,98
– filite Kd = 0,95
– pentru intregul complex de roci aferent orizontului +840 Kd = 0,96
Analiza valorilor obtinute pentru Kd ne indica un grad de densitate ridicat atat pe formatiuni
de roci luate separat tipologic cat si pe intreg ansamblul de roci al orizontul ui +840.
Compactitatea
Din calculele efectuate a reiesit valoarea acesteia ca fiind C = 0,96667 pentru orizontul +840
ceea ce indica un complex de roci stancoase foarte compact.
Umiditatea
Umiditatea reprezinta raportul, exprimat in procente, dintre greutatea apei care se afla in
golurile rocii si care poate fi indepartata prin incalzire la 105șC si greutatea partii solide a
scheletului mineral. Valoarea medie a umiditatii pentru orizontul s tudiat este W = 0,6 – 2% iar
pentru complexele tipologice de roci W = 0,58 – 1,43% pentru gresii ; W = 0,2 – 0,3 pentru diabaze
si W = 0,4 – 1,50% pentru filite. Din observatiile in teren, s -a luat totusi in consideratie, pentru
evaluarile complexe necesar e destinatiei galeriilor 50 si 53 din orizontul + 840, un grad de
umiditate putin mai ridicat , dar fara a depasi valoarea de 3%.
Grad de saturatie
Gradul de saturatie S reprezinta raportul dintre umiditatea W a rocii in stare naturala si
umiditatea in stare saturata .
Functie de valoarea gradului de saturatie, rocile se clasifica astfel:
– uscate, daca 0 < S < 0,4
– umede daca 0,4 < S < 0,8
– foarte umede , daca 0,8 < S < 1
– saturate, daca S = 1
Avand in vedere faptul ca valoarea gradului de saturatie pentru intreg complexul de roci
aferent orizontului + 840 a rezultat ca fiind S = 0,35 – 0,60, concluzia care se desprinde este ca
rocile sunt slab umede spre uscate.
Rezistenta de rupere la tractiune
Incercarile au fost efectuate pe epruvete supuse unor eforturi de tractiune. Rezultatele sunt
prezentate i n tabelele urmato are :
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
72 | 1 4 5
9Tabel 5.2. Rezistenta de rupere la tractiune pe probe de roca
Nr.
Crt. Indicativ
proba d(cm) h(cm) F(daN ) Rezistenta la tractiune (daN/cm2)
Incercare min. Max. Med.
1. Es. 1 4,2
4,2
4,2 4,2
4,2
4,2 2716
3048
1496 98
110
54
54
110
87
2. Es. 2 4,2
4,2
4,2 4,2
4,2
4,2 1053
1110
1552 38
40
56
36
56
45
3. Es.3 4,2
4,2
4,2 4,2
4,2
4,2 1552
2328
1967 56
84
71
56
84
70
4. Es.4 4,2
4,2
4,2 4,2
4,2
4,2 1552
1995
1108 56
72
40
40
72
56
5. Es.5 4,2
4,2
4,2 4,2
4,2
4,2 2660
2244
2161 96
81
78
78
96
85
6. Es.6 4,2
4,2
4,2 4,2
4,2
4,2 3824
2937
3103 138
106
112
106
138
119
7. Es.7 4,2
4,2
4,2 4,2
4,2
4,2 1385
1967
1635 50
71
59
50
71
60
10Tabel 5.3. Rezistenta de rupere la tractiune pe carote
Nr.
Crt. Indicativ
proba h (cm) d (cm) F(daN ) Rezistenta la tractiune (daN/cm2)
Incercare min. Max. Med.
1. Transv.
27/1 3,55
3,37
3,28
3,69
3,05 3,18
3,18
3,18
3,18
3,18 4200
2500
2000
2900
3500 237
148
122
157
230
122
237
179
2. Galeria 50 4,08
3,15 3,13
3,13 4200
2000 209
129
129
209
169
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
73 | 1 4 5
Rezistenta de rupere la compresiune
Din probele de roca recoltate s -au confectionat epruvete care au fost supuse unor eforturi de
compresiune.
11Tabel 5.4. Rezistenta de rupere la compresiune pe probe de roca
Nr.crt. Indicativ
proba S(cm2) F(daN) Rezistenta la compresiune (daN/cm2)
Incercare min. max. med.
1. Es. 1 25
25
25 17000
21500
15000 680
860
600 600
860 713
2. Es. 2 25
25
25 11200
8200
20125 448
328
805 328 805 527
3. Es.3 25
25
25 200
525
1125 8
21
45 8 45 25
4. Es.4 25
25
25 11300
15500
17750 452
620
710 452 710 594
5. Es.5 25
25
25 12025
14000
12000 481
560
480 480 560 507
6. Es.6 25
25
25 38000
29700
26500 1520
1188
1060 1060 1520 1256
7. Es.7 25
25
25 14250
11500
20250 570
460
810 460 810 635
12Tabel 5.5. Rezistenta de rupere la compresiune pe carote
Nr.
crt. Indicativ
proba h (cm) d (cm) S(cm2) F(daN) Rezistenta la compresiune
Incercare min. max. med.
1. Transv.
27/1 3,2
3,2
3,2
3,2
3,2 3,18
3,18
3,18
3,18
3,18 7,94
7,94
7,94
7,94
7,94 10500
7850
6500
6000
7500 1332
989
819
756
944 756 1322 966
2. Galeria
50 3,15
3,15 3,12
3,12 7,60
7,60 10800
7000 1413
915 915 1413 1164
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
74 | 1 4 5
Coeziunea si unghiul de rezistenta intermediara
Coeziune a este forta de legatura dintre particulele solide ale unei roci care se opune la
desprinderea sau alunecarea lor sub actiunea unor forte exterioare. Are valoarea unei tensiuni si se
masoara in daN/cm2 .
Din prospectiunile efectuate s -au determinat urmatoarele valori ale coeziunii :
– gresii : 82 – 126 daN/cm2
– diabaze : 167 – 229 daN/cm2
– filite : 69 – 131 daN/cm2
Unghiul de frecare interioara este definit ca unghiul a carui tangenta trigonometrica reprezinta
coeficientul de frecare interioara dintre particulele rocii sau a materialului analizat f = tg γ. Pentru
rocile tari sau foarte tari acest unghi poarta denumirea de unghi de rezistenta interioara. Din
analizele efectuate au rezult at urmatoarele valori :
– gresii : 51° – 57°
– diabaze : 56° – 58°
– filite : 52° – 55°
iar pentru intreg orizontul + 840 valoarea medie este de 52°.
Permeabilitatea / coeficientul de permeabilitate
Prin notiunea de permeabilitate se intelege posibilitatea apei de a circula prin porii
materialelor. Gradul de permeabilitate se exprima prin viteza cu care circula apa libera prin pori sub
actiunea fortelor hidrodinamice.
In cazul rocilor din perimetrul depozitului, au reiesit urmatoarele valori :
– gresii diferite : K = 2 x 10 -9 cm/s
– diabaze : K = 1,6 x 10 -9 cm/s
– filite : K = 1,6 x 10 -10 cm/s
– orizontul + 840 : K = 1,3 x 10 -9 cm/s
Conform valorilor obtinute , se considera ca acestea au fost influentate de prezenta
microfisurilor care in cazul de fata sunt reprezentate prin fante foarte mici, vinisoare de calcit
(observabile cu lupa), fiind urmarita recoltarea unui esantion cat mai compact. Valorile prezentate
confera un caracter spre impermeabil al roci lor, considerandu -se ca acestea sunt rezultatul unei
permeabilitati radiale.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
75 | 1 4 5
Duritatea si taria
Duritatea (D) este o proprietate fizica a rocilor care depinde de coeziune, de aderenta
mineralelor si reprezinta reactia rocii la incercarea de patrundere in masa sa a unui corp tare.
Pentru determinarea duritatii, Mohs a elaborat o scara constituita din 10 trepte de duritate in
care principala caracteristica este ca fiecarui mineral ii este atribuita o treapta. Pe baza acestor trepte
si cunoscand continutu l in SiO 2 al rocii se poate calcula duritatea medie a unor roci.
Pentru determinarea duritatii au fost evaluate datele din literatura de specialitate coroborate cu
analizele chimice efectuate, obtinandu -se urmatoarele valori ale duritatii medii :
– gresii diferite – 5,49 grade Mohs
– diabaze – 5,97 grade Mohs
– filite – 6,01 grade Mohs
– complex roci oriz. +840 = 5,82 grade Mohs
Taria „T” se foloseste pentru rocile si substantele minerale utile, polimineralele. Din punct de
vedere minier Protodiakonov a intocmit o clasificare dupa rezistenta pe care o opun la perforaj si la
abatere, cumulata cu taria relativa a rocilor. Aceasta ta rie relativa a fost denumita coeficient de
taiere „t” si este functie directa de rezistenta de rupere la compresiune. In functie de aceasta el
clasifica rocile in 10 clase si 15 categorii.
In urma calculelor coeficientului de tarie si tinand cont de clasificarea Protodiakonov taria
medie a rocilor din orizontul +840 in care este amplasat depozitul Baita -Bihor este incadrata in
categoria a II -a , roci foarte tari spre categoria I -a , roci extratari.
Frecventa fisurilor
Frecventa fisurilor „f” este de finita ca fiind rap ortul dintre numarul de accidente tectonice
(fisuri, crapaturi, diaclaze, falii) pe unitatea de lungime. Din prospectiunile efectuate s -a constat ca
gradul de fisurare variaza de la 0,1 pentru falii la 0,7 – 1,0 pentru diaclaze si fisuri umplute cu
calcita. Aceste valori indica in ansamblu un caracter slab fisurat pentru orizontul + 840 m in care
este amplasat depozitul .
Presiunea admisibila si adancimea de fundare
Pentru rocile analizate prin incercari de rezistenta la compresiune si t ractiune se recomanda o
presiune admisibila de 6 – 8 kgf/cm2 pentru constructiile ce vor fi realizate la suprafata de gura
galeriei ( platforma supraterana). Adancimea de fundare a fost recomandata a fi de maxim 0,50 m
inlaturand roca alterata.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
76 | 1 4 5
Grad de seismicitate si adancime de inghet
Conform zonarii seismice a teritorului Romaniei, perimetrul aferent zonei Baita -Bihor este
incadrat in gradul VI de intensitate seismica. Adancimea de inghet se considera a fi de 1,00 m.
Din analizele si evaluarile specialistilor rezulta ca seismicitatea amplasamentului este
influentata de zona seismica Vrancea precum si de o slaba activitate seismica locala, intensitatea
maxima observata fiind Imax observat = VI iar intensitatea maxima posibila Imax posibila = VII.
5.2. Sistemul de b ariere ingineresti la DNDR -Baita Bihor
Sistemul de bariere ingineresti din cadrul depozitului este structurat in:
– matricea de confin are a deseurilor radioactive,
– materialele si tehnologia utilizate pentru umplerea spatiilor libere dintre colete si dintre
colete si p eretii galeriilor de depozitare, si
– mediul geologic de amplasare al depozitului (analizat in capitolele anterioare) .
Incepand cu anul 1985 cand a fost pus in functiune depozitul si s -a realizat depozitarea
primelor colete cu deseuri radioactive conditionate si pana in anul 1996, nu s -a practicat umplerea
spatiilor libere. Practic singurele bariere au fost considerate matricea de conditionare si roca gazda.
Odata cu dezvoltarea la nivel national si international a legislatiei in domeniu s -au demarat
analize de securitate pe termen lung, analize care au evidentiat necesitatea implementarii de masuri
ingineresti suplimentare. Acestea s -au studiat si aplicat asu pra tuturor sistemelor de depozitare,
astfel:
– au fost dezvoltate colete mai robuste cu ecrane suplimentare cu grosimi mai mari si fabricate
din materiale mai rezistente (figura 5.9) ;
– a fost optimizata reteta matricii de ciment utilizata pentru inglobarea d eseurilor radioactive
si a inceput derularea de cercetari pentru identificarea unor matrici stabile in vederea
utilizarii in procesul de conditionare a deseurilor radioactive “exotice” – aluminiul metalic
activat si grafit;
– a fost decisa utilizarea bentoni tei ca material de umplere a spatiilor libere dintre colete (din
1996 si pana in prezent) si constructia unor cofraje din lemn pentru punerea ei in opera;
– au fost realizate o serie de lucrari de modernizare a intregului sistem de depozitare: refacerea
in totalitate a sistemelor electrice, de ventilatie si de drenaj, impermeabilizarea peretilor
galeriei de acces prin armare si torcretare;
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
77 | 1 4 5
28Figura 5.9. Tipuri de colete utilizate in depozitarea deseurilor radioactive in Romania
– a fost realizata o analiza preliminara de securitate a depozitului, la cca. 20 de ani de la
punerea in functiune, care a demonstrat viabilitatea acestuia si a facut o serie de
recomandari, in vederea asigurarii unei securitati sporite. Printre aces te recomandari a fost si
analiza materialului de umplere si a tehnologiei de punere in opera.
In cele ce urmeaza se vor prezenta experimentele realizate in cadrul programului doctoral in
vederea optimizarii matricilor de conditionare cat si studiile si luc rarile experimentale realizate pe
diverse tipuri de materiale de umplere. Totodata am analizat si evaluarea eficacitatii sistemului de
bariere din punct de vedere al stabilitatii structurale si al indeplinirii functiilor de securitate –
retentia si intarzierea migrarii radionuclizilor depozitati pe o perioada de timp stabilita, dincolo de
care efec tele radioactive sunt nesemnificative.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
78 | 1 4 5
Capitolul 6 . STUDII SI CERCETARI EXPERIMENTALE ASUPRA SISTEMULUI DE
BARIERE INGINERESTI DE LA DEPOZITUL NATIONAL DE DESEURI
RADIOACTIVE – BAITA BIHOR
6.1. Obiective
Pentru analiza eficientei sistemului de bariere ingineresti si naturale de la Depozitul National
de Deseuri Radioactive Baita -Bihor, s -au avut in vedere o serie de experimente in vederea obtinerii
de informatii privind evolutia in timp a acestora, determinarea/evaluarea timpilor de migrare a
radionuclizilor depozitati prin cele trei medii care constituie barierele – maricea de conditionare,
materialul de umplere si mediul geologic, precum si a factorilor de sorbtie/retentie a acestora pe
aceleasi bariere. Prin aceasta analiza si rezultatele obtin ute se poate evalua impactul in timp a
sistemului de depozitare asupra mediului si, se poate interveni in sensul optimizarii tehnologiilor,
metodelor sau materialelor utilizate in prezent, daca situatia o impune.
Radionuclizii depozitati la DNDR sunt in general radionuclizi de joasa si medie activitate cu
timp de viata scurt. Tabelul 6.1. prezinta radionuclizii continuti in deseurile radioactive conditionate
si depozitate la DNDR -Baita precum si timpii de injumatatire asociati.
13Tabel 6.1. Radionuclizii depozitati la DNDR -Baita
Nr.crt. Radionuclid Timp de
injumatatire T 1/2 Natura
radiatiilor Observatii
1. Americiu -241 430 a alfa, gamma Radionuclid cheie
2. Argint -110 253 z beta, gamma
3. Cadmiu -109 470 z gamma
4. Carbon – 14 5730 a beta Radionuclid cheie
5. Calciu – 45 155 z beta
6. Cesiu – 134 2,2 a gamma
7. Cesiu – 137 30,2 a beta, gamma Radionuclid cheie
8. Clor – 36 3,1 a beta
9. Cobalt – 60 5,3 a gamma
10. Fier – 55 2,9 a gamma
11. Hidrogen – 3 12,36 a beta Radionuclid cheie
12. Nichel – 63 125 a beta
13. Poloniu -210 138 z alfa, gamma
14. Sodiu – 22 2,6 a beta
15. Strontiu – 90 29 a beta Radionuclid cheie
16. Taliu – 204 3,9 a beta
17. Zinc – 65 245 a gamma
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
79 | 1 4 5
29Figura 6.1. Sistemul de bariere ingineresti studiat
Au fost analizate materialele si tehnologiile actuale de depozitare , precum si alternative ale
acestora, pentru cele doua componente asupra carora se poate actiona in sensul imbunatatirii
performantelor: matricea de confinare si materiale le de umplere (backfilling) a spatiilor libere dintre
colete.
Au fost efectuate studii asupra:
– 3 matrici de conditionare a deseurilor radioactive (matricea de mortar utilizata in prezent,
matricea cu aditivi minerali si matricea de ciment);
– 3 materiale/mixturi de umplutura uscate (bentonita, bentonita mixata cu nisip si bentonita
mixata cu nisip si argila);
– 3 materiale/mixturi de umplutura solide (matricea de mortar utilizata in prezent, o formula
de beton alcalin si o formula de beton bentonitic);
– rocilor gazda ale depozitului de la Baita Bihor.
Obiectivul urmarit a constat in identificarea (daca este cazul) unui sistem optimizat de
depozitare a deseurilor radioactive si/sau validarea procesului actual de depozitare, prin compararea
performantelor actualelor material utilizate si identificarea unor potentiale material care pot
conduce la o mai buna confinare si izolare a deseurilor radioactive de mediul inconjurator. Evident,
studiile efectuate au ca scop principal utilizarea de materiale care sa c onduca prin implementarea lor
la o intarziere suficienta a eventualelor migrari de radionuclizi din depozit, astfel ca in momentul in
care acest lucru se produce, sa nu afecteze populatia si mediul inconjurator.
Matrice de conditionare
(ciment:nisip:apa)(STDR) Matrice de conditionare
(ciment:bentonita/tuf vulcanic:apa)
Materiale de umplere si izolare
Bentonita Bentonita : Nisip Bentonita : Nisip : Argila
Mortar STDR Beton alcalin Beton bentonitic
Mediul geologic
(gresii, filite, diabaze)
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
80 | 1 4 5
6.2. Analiza matricilor de conditionare a d eseurilor radioactive
6.2.1. Programul de testare si materialele utilizate (retetele analizate si justificarea lor)
Aditivii minerali utilizati la prepararea probelor care sunt studiat i in vederea utilizarii lor la
confinarea deseurilor radioactive si depozitarea finala in Depozitul National de Deseuri Radioactive
– Baita, jud. Bihor, sunt bentonite (Valea Chioarului) si tuful vulcanic.
Procesele de intarire sunt un rezultat al interactiunii fizico -chimice a adaosului hidraulic cu
produsii de hidrata re ai liantului din amestec, in primul rand cu hidroxidul de calciu. Intarirea
acestor cimenturi este determinata indeosebi de natura adaosului hidraulic si in special de
reactivitatea chimica a acestuia.
Intarirea cimenturilor cu adaosuri hidraulice este de tip mixt si consta in:
– hidratarea si hidroliza componentilor mineralogici din clincherului de ciment Portland;
– interactiunea chimica dintre substantele active din compozitia adaosurilor hidraulice cu
produsii de hidratare ai cimentului Portland.
Procesele ce se produc in faza initiala sunt fenomene de hidratare a aluminosilicatilor de
calciu si a feritaluminatilor de calciu cu formare de hidrosulfataluminati de calciu, hidroaluminati
de calciu si hidroferiti de calciu. Silicatii de calciu se hidra teaza si hidrolizeaza cu formare de
hidrosilicati de calciu si Ca (OH) 2.
Comportarea mecanica, dupa intarirea liantilor din ciment Portland si adaosuri hidraulice,
poate fi imbunatatita prin cresterea gradului lor de dispersie; se impune insa o corelare ad ecvata
intre proportia de adaos hidraulic si suprafata specifica a liantului.
Adaosurile active prezente in cimenturile mixte sau introduse direct in betonier a la
malaxarea componen tilor pot exercita ac tiuni modificatoare notabile asupra permeabilit atii
betonului. In general aceste adaosuri dau na stere in prezen ta cimentului si a apei unor forma tiuni
gelice care manifest a contrac tie la uscare si umflare la umezire, iar pe de alt a parte m aresc
porozitatea capilar a a matricei. In cazul betoanelor expuse actiunii apei sau care lucreaz a in mediu
umed prezen ta adaosurilor active influen teaza descresc ator permeabilitatea. Dimpotriv a,
permeabilitatea betoanelor conservate in aer pe perioade mai indelungate poate s a creasc a.
Aditivi minerali manifest a, in general, o infuen ta favorabil a asupra impermeabilit atii
betonului. S –a constatat c a aceast a influen ta difer a in raport cu dozajul de ciment; astfel
permeabilitatea betoanelor executate cu dozaje mari de ciment este influen tata intr–o masura mai
mica decât in cazul unui dozaj de ciment redus. Rezultate experimentale atest a ca pâna la un adaos
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
81 | 1 4 5
in beton de 40% bentonita / tuf vulcanic raportat a la masa cimentului, permeabilitatea betonului
scade cvasiliniar cu dozajul de puzzolana.
Cimentul – Factor care infl uenteaza permeabilitatea pastei de ciment
Permeabilitatea cimentului intarit depinde de factorii care controleaza porozitatea
permeabila: raportul apa/ciment, gradul de hidratare, compozitia mineralogica, finetea de macinare.
Gelul de ciment are permeabilitatea foarte redusa, corespunzatoare unui coeficient de
permeabilitate (k) de ordinul 10-14 cm.s-1; ca urmare, porii de gel au o influenta cu totul
nesemnificativa asupra permeabilitatii pietrei de ciment, comportare care se explica prin prezenta
apei strans legata prin adsorbtie. Grosimea stratului de apa adsorbita fiind de aproximativ 0,15 m,
rezulta ca porii cu diametre de 0,2…0,3 m sunt cvasi impermeabili ; porii cu dimensiuni de 0,5 …
1 m sunt permeabili, dar la presiuni relativ mari. Ca u rmare, permeabilitatea pietrei de ciment este
determinata de factorii care influenteaza formarea unor pori cu dimensiuni de 0,5 …1 m sau mai
mari.
Raportul apa: ciment este cel mai important dintre factorii influenti, controland direct
porozitatea pietrei de ciment intarita si deci si permeabilitatea acesteia. Se constata ca pana la valori
ale raportului apa:ciment de 0,45…0,5, coeficientul de permeabilitate al pietrei de ciment
inregistreaza o crestere redusa si lenta; in intrevalul in care raportul apa:c iment creste de la 0,6 la
0,7, permeabilitatea se mareste de aproximativ 6 ori.
Aceasta comportare decurge din cresterea porozitatii capilare cu raportul apa: ciment, in
functie de care inregistreaza valori de la 0 pana la aproximativ 40%. Prezenta porilor capilari si
proportia acestora poate explica permeabilitatea de 20 pana la 100 de ori mai mare a pietrei de
ciment fata de cea a gelului de ciment.
Porozitatea capilara depinde de asemenea de gradul de hidratare. In pasta de ciment
proaspata, permeabilita tea este controlata de concentratia de ciment – si deci de raportul apa: ciment
– precum si de forma si dimensiunea granulelor; porozitatea mare asociata cu interactia slaba dintre
componenti explica separarea apei si permeabilitatea ridicata a pastei de c iment proaspata. Variatia
permeabilitatii pietrei de ciment in timp pentru un raport apa: ciment de 0,7 dupa Teoreanu (1993) ,
este urmatoarea :
Varsta (zile) Proaspat 5 6 8 13 24 Final
Coeficientul de
permeabilitate k
(cm/s)
2.10-4
4.10-8
1.10-8
1.10-9
5.10-10
1.10-10
6.10-11
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
82 | 1 4 5
Dupa sfarsitul prizei, cu cresterea gradului de hidratare, porozitatea capilara si
permeabilitatea descresc ca urmare a formarii gelului de ciment, care ocupa treptat interstitiile
dintre granule, cu o crestere de volum de aproximativ 2,1 ori fata de volumul cimentului anhidru.
Cei doi factori de influenta examinati – raportul apa: ciment si gradul de hidratare –
actioneaza fiecare de sine statator, putand determina insa fiecare in parte acelasi efect. In acelasi
timp, actiu nile exercitate de raportul apa: ciment si gradul de hidratare pot fi convergente, sau
dimpotriva, divergente. Un raport apa: ciment redus asociat cu un grad de hidratare ridicat
determina o permeabilitate redusa. Rezulta din cele examinate ca actiunile ex ercitate de raportul
apa: ciment si de gradul de hidratare determina o permeabilitate redusa a pietrei de ciment in
conditiile in care asigura diminuarea importanta a porozitatii capilare si intreruperea retelei de pori
capilari.
Dintre componentii mineral ogici ai clincherului de ciment Portland mineralele silicatice
favorizeaza cresterea compactitatii si deci diminuarea permeabilitatii la apa; aluminatul tricalcic,
dimpotriva, formeaza structuri mai grosiere si mai poroase, si ca urmare duce la o crestere a
permeabilitatii. In privinta influentei raportului dintre mineralele silicatice, cresterea acestuia este
asociata cu micsorarea permeabilitatii cand piatra de ciment este conservata in mediu umed,
comportare care se explica prin cantitatea mare de geluri care colmateaza porii. La conservare in
aer, dupa un interval prealabil de intarire in conditii de umiditate, o proportie mai ridicata de silicat
tricalcic poate deveni favorabila, datorita rezistentelor mecanice mai mari ale C 3S, care limiteaza
accentuar ea starii de microfisurare generata de contractie.
Marirea finetii de macinare a cimentului Portland infuenteaza, in general, descrescator
permeabilitatea, indeosebi la varste mici, detorita accelerarii procesului de hidratare -hidroliza.
Permeabilitatea es te influentata, de asemenea, si de granulozitatea cimentului anhidru.
Granulozitatea controleaza nu numai volumul de goluri dintre granulele de ciment si si porozitatea
pastei de ciment, atat in stare proaspata cat si dupa intarire; rezultatele obtinute pe paste de ciment
Portland cu raport apa: ciment de 0,4 intarite la 28 zile in mediu umed, sunt asociate cu aceasta
influenta :
Ciment Fractiuni granulometrice % Coeficientul de
permeabilitate k (cm/s) <5 m 5-30 m 30-60 m >60 m
C 1 30 55 10 5 2.5 x 10-11
C 2 21 69 9 1 0.5 x 10-11
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
83 | 1 4 5
Variatia descrescatoare a permeabilitatii in timp este influentata de conditiile de conservare.
Conservarea in mediu umed si absenta manifestarii proceselor care genereaza fisuri (variatiile de
temperatura, alternantele de umezire -uscare), pot determina diminuarea pronuntata si continua a
permeabilitatii.
Bentonita, tuful vulcanic: Factori de reducere a permeabilitatii
Argilele care contin montmorillonit in proportie de 60 – 100 % sunt cunoscute sub
denumirea de bentoni te.
O proprietate caracteristica a bentonitei este aptitudinea sa de umflare, adica de a adsorbi n
molecule de apa. Aceasta umflare este insotita de etansare automata sau impermeabilizare,
plasticitate, vascozitate, tixotropie, adica tendinta de fluidizare sub actiunea vibratiilor. Capacitatea
de adsorbtie de apa a argilei obisnuite este de aproximativ 50 -60 g de apa la fiecare 100 g de
material uscat. Bentonita, pe de alta parte, este capabila sa adsoarba 700 -1000 g de apa la 100 g de
material uscat.
Bent onita si tuful vulcanic fac parte din categoria adaosurilor hidraulice active. Adaosurile
hidraulice sau puzzolanele sint materiale care fin macinate si amestecate cu hidroxid de calciu sau
substante donore de hidroxid de calciu, sint capabile sa se intare asca hidraulic, inclusiv la
temperatura normala, ca urmare a fixarii hidroxidului de calciu si formarii, in consecinta a unor
compusi, practic insolubili, care dezvolta structuri rezistente. Substantele active din compozitia
adaosurilor sunt, in general, d e natura silicioasa, silicoaluminoasa sau silicoferitaluminoasa, a caror
reactie cu hidroxidul de calciu (sau alti compusi in prezenta apei) se numeste reactie puzzolanica.
In urma eruptiilor vulcanice, lava fiind proiectata in atmosfera, a suferit o racir e brusca si a
trecut, in cea mai mare parte, in stare vitroasa. In urma acestor procese s -au format cenusile
vulcanice, care sint alcatuite din particule fine. Prin consolidare, ele trec in tufuri vulcanice, care
sint roci cimentate, poroase. Prin alterare , tufurile vulanice se transforma in bentonite.
Adaosurile hidraulice de origine vulcanica se gasesc sub forma de depozite sau straturi, ca
roci mai mult sau mai putin friabile -de genul tufurilor vulcanice, sau ca mase dure -cum sint cele
corespunzatoar e trassurilor romanesti. Compozitia chimica a puzzolanelor vulcanice variaza in
limite relativ largi, continind in general 40 -78 % SiO 2 ; 8-22 % Al 2O3 ; 1-15 % Fe 2O3 ; 2-24 % CaO
; 0,2-4 % MgO ; 1 -11 % alcalii.
Activitatea acestor adaosuri hidraulice nu poate fi apreciata numai dupa compozitia chimica;
trebuie luata simultan in consideratie compozitia lor fazala si mineralogica.
Explicatiile care se dau in legatura cu activitatea puzzolanelor vulcanice se pot grupa astfel:
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
84 | 1 4 5
– proprietatile puzzolanelor se datoreaza unui proces de granulare; masa necristalina, activa
este privita ca un produs al modificarii materialelor initiale, supuse in timp la actiunea apelor care
contin CO 2 si a vaporilor supraincalziti;
– partea activa a puzzolanelor se considera ca f iind constituita din materiale de eruptie
vulcanica provenite din straturi geologice cu compozitie argiloasa; aceasta masa a fost supusa
incalzirii, astfel incit s -a deshidratat complet si s -a transformat din punct de vedere chimic, fara sa
se topeasca ins a; produsul obtinut se rehidrateaza apoi sub actiunea vaporilor din atmosfera;
– masa vitroasa este socotita ca un aerogel; ca urmare a structurii sale microspongioase,
prezinta o suprafata specifica interna foare ridicata, cae explica activitatea puzzolan elor.
Bentonitele sint argile de culoare deschisa sub forma stratificata care contin peste 75 %
montmorillonit si beidellit; se caracterizeaza printr -o plasticitate si capacitate de adsorbtie ridicate.
Datorita continutului ridicat de montmorillonit in com pozitia chimica a bentonitelor, SiO 2 poate sa
depaseasca proportia de 65 %; de exemplu compozitia chimica a bentonitei de Valea Chioarului
este: 66 -74 % SiO 2; 14-18 % Al 2O3; 1,0-1,5 % Fe 2O3; 0,7-1,5 % CaO; 1,7 -2,6 % MgO; 2,2 -3,3 %
Na2O; raportul Al 2O3/SiO 2 : 0,25 -,43.
Datorita sarcinii electromagnetice mari de la suprafata particulelor si a gradului inalt de
dispersie (caracteristici determinate de prezenta montmorillonitului), bentonita manifesta activitate
de suprafata ridicata si, ca urmare, prezinta cap acitate de adsorbtie, plasticitate, contractie la uscare
si umflare la umezire, mari; cresterea activitatii de suprafata este favorizata de un grad de
cristalinitate redus al montmorillonitului. Prezenta cationilor de sodiu in complexul de adsorbtie
determ ina cresterea plasticitatii si a variatiilor dimensionale la uscare si umezire (in prezenta apei,
bentonitele isi maresc volumul de aproximativ zece ori).
Cand bentonita este adaugata in cantitati de 1 -10 % la ciment, ea confera cimentului
caracteristici a vantajoase, deoarece actioneaza ca agent de plastifiere. Proprietatile liante si
impermeabilitatea sistemului sunt imbunatatite ca rezultat al plasticitatii marite.
In zona de contact, intre argila si ciment, unde au loc reactiile secundare, particulele de
bentonita sunt legate intre ele prin intermediul compusilor secundari de cimentare. Bentonita
prezinta structura de coagulare la distanta; aceasta structura ia nastere in conditiile in care pragul de
curgere atinge o valoare relativ ridicata, iar particul ele se pot apropia pana la o distanta la care
fortele de atractie echilibreaza fortele de respingere.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
85 | 1 4 5
6.2.2. Experimente realizate si rezultate obtinute
a) Teste de compresiune pe matrici realizate din ciment Pa 35 si bentonite si /sau tuf vu lcanic
Urmatoarele matrici (cuburi cu dimeniunea de 20 x 20 x 20 mm) au fost testate din punct de
vedere al rezistentei la compresiune:
– ciment – tuf vu lcanic – apa (1:0.1:0.5)
– ciment – bentonita – apa (1:0.1:0.5)
Matricile utilizate au fost fara crapaturi sau pori si cu fetele laterale plane. Probele au fost
pastrate in trei puncte diferite din depozitul Baita (vezi figura 6.2.) si au fost testate la diferite
perioade de timp si comparate cu probele tinute in cond itii de laborator. De asemenea, in cele trei
puncte au fost amplasate si probe de referinta realizate conform retetei actuale de condtionare a
deseurilor in cadrul Statiei de Tratare a Deseurilor Radioactive de la Magurele ( IAEA -TECDOC –
1397) . Rezultatele o btinute sunt prezentate in tabelele 6.2., 6.3. si 6.4.
30Figura 6.2. Punctele de amplasare a probelor supuse testelor de compresiune [Punct 1 (Tr.31/1
31/2) m 450; Punct 2 (Tr.23/1 Tr.23/2) m 355; Punct 3 (Tr.15/2) m 245]
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
86 | 1 4 5
14Tabel 6.2. Rezistentele la compresiune pentru matricea ciment – apa
Nr.
crt. Proba Rcomp. (N/mm2)
1 an 3 ani 5 ani 7 ani
1 Ciment -Apa – conditii de laborator 28.3 51.3 61.0 64
2 Ciment -Apa – conditii reale, Punct 1 39.5 55.3 63.5 69
3 Ciment -Apa – conditii reale, Punct 2 43.5 59 72 73
4 Ciment -Apa – conditii reale, Punct 3 37.6 56 62 66.7
31Figura 6.3. Variatia rezistentelor la compresiune pentru matricea ciment -apa
15Tabel 6.3. Rezistentele la compresiune pentru matricea ciment –bentonita – apa
01020304050607080
1 an 3 ani 5 ani 7 ani
conditii de laborator conditii reale 1 conditii reale 2 conditii reale 3R compresiune (N/mm2)
Timp
Nr.
crt. Proba Rcomp. (N/mm2)
5 ani 7 ani 10 ani
1 Ciment -Bentonita -Apa, conditii de laborator 36.25 36.3 37.1
2 Ciment -Bentonita -Apa, conditii reale , Punct 1 36.5 36.5 40.97
3 Ciment -Bentonita -Apa, conditii reale , Punct 2 47.08 49 51.86
4 Ciment -Bentonita -Apa, conditii reale , Punct 3 43.5 48.8 63.08
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
87 | 1 4 5
32Figura 6.4. Variatia rezistentelor la compresiune pentru matricea ciment – bentonita – apa
16Tabel 6.4. Rezistentele la compresiune pentru matricea ciment –tuf vulcanic – apa
010203040506070
5 ani 7 ani 10 ani
conditii de laborator conditii reale 1 conditii reale 2 conditii reale 3Rcompresiune (N/mm2)
Timp
Nr.
crt. Proba Rcomp. (N/mm2)
5 ani 7 ani 10 ani
1 Ciment – Tuf vu lcanic – Apa, conditii de laborator 38 39.30 39.35
2 Ciment – Tuf vulcanic – Apa, conditii reale , Punct 1 40.25 41.4 46
3 Ciment – Tuf vulcanic – Apa, conditii reale , Punct 2 44.5 47.9 50.2
4 Ciment – Tuf vulcanic – Apa, conditii reale , Punct 3 45.8 50.1 54.3
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
88 | 1 4 5
33Figura 6.5. Variatia rezistentelor la compresiune pentru matricea ciment – tuf vulcanic – apa
Adaosurile puzzolanice utilizate pentru ob tinerea acestor probe pot determina modific ari ale
propriet atilor de intarire ale matricei cimentului, in func tie de raportul utilizat in amestec cu
cimentul.
Specific pentru sisteme ciment – bentonit a – tuf vulcanic este interac tiunea dintre hidroxidul
de ca lciu – constituen ti mineralogici care rezult a din hidroliza cu adaos de ciment Portland hidraulic
(reac tia pozzolanic a). Cinetica proce selor si propor tia de Ca (OH) 2 corelate cu adaosul de activitate
hidraulic sunt in stransa dependenta .
Probele cu aditivi minerali testate in vederea utilizar ii ca inlocuire par tiala a ciment ului
prezint a un bun comportament din punct de vedere al rezistentei mecanice atat in conditii simulate
de depozitare cat si in conditii reale, incadrandu -se in valorile superioare ale limitelor.
Trebuie de remarcat totusi, ca proprietatile de rezistenta mecanica ale cimentului sau
betonului sunt influentate nef avorabil prin adaugarea de bentonita in procente mai mari de 8 – 10
%. Cercetarile efectuate au evidentiat ca un adaos de 8 -10 % bentonita nu influenteaza rezistentele
mecanice ale matricii.
0102030405060
5 ani 7 ani 10 ani
conditii de laborator conditii reale 1 conditii reale 2 conditii reale 3R compresiune (N/mm2)
Timp
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
89 | 1 4 5
b) teste de permeabilitate pe matrici de ciment si bentonita / tuf vulcanic
17Tabel 6.5. Compozi tia cimentului incercat la permeabilitate
Ciment
Pa 35 Bentonita /
Tuf vulcanic Apa Raport
A/L A/C
Kg/mc Kg/mc L/mc
C*667 – 333 – 0,5
B*625 62,5 312,5 0,454 0,5
T*625 62,5 312,5 0,454 0,5
BT*625 31,75+31,75 312,5 0,454 0,5
In laborator s –au efectuat atât determin ari ale caracteristicilor cimentului proasp at cât si
incerc ari pe cimentul intarit, rezultand urmatoarele:
– consisten ta slab -plastic a corespunz atoare unei tas ari de 2,5 cm;
– categorie de lucrabilitate L2
– continut de aer antrenat 6,5%
– densitate aparent a 2.225 kg/mc.
Cimentul intarit, cu adaos de aditivi minerali, are o comportare foarte bun a la ac tiunea
infiltrant a a apei. Epruvetele au fost confectionate in cadrul STDR si au avut un timp de maturare de
90 zile ( IAEA -TECDOC -1397) .
Probele – cuburi cu latura de 20 cm – au fost supuse ac tiunii unui jet de ap a cu presiunea de
12 atmosfere si apoi s -a masurat inaltimea de p atrundere a apei in epruvete. Rezultatele (valorile
medii ale adâncimii de p atrundere a a pei) sunt prezentate in tabelul 6.6.
Cercet arile efectuate pe urmatoarele tipuri de matrici:
– ciment : bentonita : apa =1 : 0,1 : 0,5
– ciment : tuf vulcanic : apa = 1 : 0,1 : 0,5
– ciment : bentonita : tuf vulcanic : apa =1 : 0,05 : 0,05 : 0,5
au reliefat câteva aspecte interesante privind influen ta adaosului de aditivi minerali asupra
permeabilit atii cimentului:
Gradul de impermeabilitate fa ta de ap a scade cu sc aderea dozajului de ciment si cu cre sterea
adaosului de aditiv,
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
90 | 1 4 5
Pentru ob tinerea unui grad de impermeabilitate ridicat se impune utilizarea unei
bentonite/tuf vulcanic cu grad de fine te mare si adoptarea unei consisten te corespunz atoare
pastel or vârtoase sau slab plastice.
18Tabel 6.6. Influen ta adaosului de aditiv mineral asupra permeabilit atii cimentului.
Proba de
ciment Dozaj
ciment Adaos de aditiv
mineral Total liant Apa Raport
apa/liant Adincimea
de patrundere
a apei, cm
Cod kg/mc kg/mc % Kg/mc l/mc cm
C1 667 – – 667 333 0,5 7,2
C2 667 – – 667 333 0,5 5,0
C3 667 – – 667 333 0,5 4,6
B1 625 62.5 10 687,5 312,5 0,454 3,2
B2 625 62.5 10 687,5 312,5 0,454 4,0
B3 625 62.5 10 687,5 312,5 0,454 3,7
T1 625 62.5 10 687,5 312,5 0,454 5,0
T2 625 62.5 10 687,5 312,5 0,454 5,3
T3 625 62.5 10 687,5 312,5 0,454 4,8
BT1 625 62,5 10 687,5 312,5 0,454 5,7
BT2 625 62,5 10 687,5 312,5 0,454 4,9
BT3 625 62,5 10 687,5 312,5 0,454 5,1
Realizarea betoanelor cu ciment si aditiv mineral cu grad de impermeabilitate ridicat este
asociat a cu adoptarea unui raport ap a: liant redus, utilizarea de aditivi antrenori de aer sau mic sti, cu
dozaj de ciment corespunz ator, folosirea de agregate s anatoase, compacte cu o compactitate rid icata
a betonului si o bun a conlucrare intre matrice si agregat, cum si cu punerea in lucrare, conservarea
si tratarea ulterioar a ingrijit a.
Analizand datele, se constat a:
• cea mai mic a permeabilitate o prezint a probele cu dozaj de ciment de 625 kg/mc si adaos de
bentonita in propor tie de 10%
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
91 | 1 4 5
• dozajul cel mai mare de ciment utilizat in cercetare nu a dat cea mai mic a permeabilitate;
acest fapt se explic a prin tendin ta de microfisurare mai accentuat a manifestat a de probele cu dozaje
mari de ciment;
• probele cu adaos de aditivi minerali utilizati ca inlocuitori par tiali de ciment manifest a o
comportare bun a la actiunea infiltrant a a apei;
• scaderea permeabilit atii cimentului cu adaos de aditivi minerali se explic a pe de o parte
prin formarea unei mas e gelice suplimentare care colmateaz a porii cimentului m arind compactitatea
acestuia, iar pe de alt a parte prin modificarea spectrului dimensional al porilor cu reducerea porilor
usor accesibili apei.
Utilizarea bentonitei pentru marirea plasticitatii si impermeabilitatii se justifica si datorita
faptului ca un strat de 10 – 15 cm de amestec ciment: bentonita este capabil sa reziste la eroziune si
la patrunderea apei chiar la presiuni de pana la 1 kgf/cm2. Porii cimentului sunt etansati efectiv cu
1-2% ben tonita (din greutatea cimentului adaugata in apa de amestecare), deoarece hidroxidul de
calciu produs in timpul hidratarii in interiorul sistemului tinde sa mobilizeze montmorillonitul,
transformandu -l in bentonita de calciu, care retine mai intens apa de hidratare. Aceasta produce
impermeabilitate pentru sistemul in intregime. Bentonita nu este sensibila la temperaturi moderat
ridicate, acestea fiind chiar favorabile pentru impermeabilizare.
O mare influenta o are si tipul de bentonita folosit: sodica (activata) sau calcica. La
bentonita sodica, cationii de schimb ai montmorillonitului sunt inlocuiti de sodiu, si ca urmare,
proprietatile mecanice ale bentonitei sunt inca si mai pronuntate. Gradul de impermeabilitate la care
se poate ajunge cu bentonita sodica este superior aceluia obtinut de cantitati corespunzatoare de
bentonita de calciu. Cresterea in volum a bentonitei cu calciu, la umflare, ajunge la valori de 150%,
iar aceea a bentonitei activate ajunge la valori de 800%, in timp ce volumul bentonit ei stabilizate
creste de 14 ori fata de volumul initial.
Coreland cele de mai sus cu rezultatele obtinute din testele pe fluxul tehnologic, precum si
cu datele obtinute anual din monitorizarea radioactivitatii mediului in zona de influenta a
depozitului, r eiese faptul ca tehnologiile de conditionare a deseurilor radioactive sunt viabile si
asigura stabilitatea coletului pe termen mediu si lung.
Pentru imbunatatirea performantelor pe termen lung poate fi luata in considerare aditia de
aditivi minerali in ma tricea de beton utilizata la confinarea deseurilor radioactive.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
92 | 1 4 5
c) Teste de spalare a substantelor radioactive continute in deseurile radioactive conditionate la
Statia de Tratare a Deseurilor Radioactive – STDR Magurele
S-au simulat teste de spalare pe epruvete din beton maturate , de forma paralelipipedica cu un
volum de cca. 250 cm3, suprafata totala de cca. 300 cm2 si greutatea de cca. 600 grame.
Avand in vedere faptul ca procedeele de tratare a deseurilor radioactive lichide utilizate in
trecut se bazau pe evaporare si concentrare, din datele si registrele de tratare concentratul ce se
imbetona avea o activitate de maxim 1 µCi/cm3. In consecinta, i n vederea simularii testelor de
spalare s -a ales o activitate de 250 µCi pentru radionuclidul Co -60, forma chimica CoCl 2,
considerat reprezentativ pentru deseurile tratate. Pentru spalarea epruvetelor s -a utilizat apa din
zona DNDR -Baita Bihor, la un debit de 100 cm3/h, echivalent unei viteze a apei de 24 cm/24 h.
Prelevarea probelor ( recipient de 20 cm3) s-a realizat pe durata a 7 zile, la fiecare 24 de ore.
A fost masurata activitatea in probele de apa colectate, in Bq, precum si vitezele de spalare
R (g/cm2 x zi).
19Tabel 6.7. Valorile vitezelor de spalare a radionuclidului Co-60 – R (g/cm2. zi)
Timp Activitatea (Bq) R (g/cm2. zi)
Ziua 1 79 ±2,9 0,3 x 10-5
Ziua 2 44±4,1 0,17 x 10-5
Ziua 3 38±3,2 0,14 x 10-5
Ziua 4 23±3,3 0,9 x 10-6
Ziua 5 13,8±1,6 0,5 x 10-6
Ziua 6 15,1±1,0 0,4 x 10-6
Ziua 7 13,7±1,8 0,5 x 10-6
Cu ajutorul valorilor lui R se poate determina fractiunea de radioizotop “scapata”intr -un an,
dupa formula:
F=365 𝑅 𝑆
𝜌 𝑉
Unde : S – suprafata coletului cu deseuri radioactive confinate
V – volumul
Ρ – densitatea cimentului
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
93 | 1 4 5
Un calcul simplu pentru un colet cu H = 90 cm, diametru = 60 cm si o densitate de 2,3 g/cm2, arata
ca fractiunea de scapare pentru Co -60 / an este :
F = 0,7 %
Activitatea “spalata” dupa un numar n de ani poate fi calculata cu relatia:
𝐴=𝐴0 (1−𝐹)𝑛−1𝑒−𝜆(𝑡+𝑛)
Rezultatele obtinute atesta o foarte buna rezistenta la spalare a deseurilor radioactive conditionate
incadrandu -se in limitele prezentate in literatura de specialitate (IAEA -TECDOC -1255: India – 2 x
10-4 ÷ 3 x 10-6 g/cm2. zi)
Deasemenea, din evaluarea inventarului posibil a fi depozitat si limitele de siguranta in
evaluarea post -inchidere, reiese in mod clar faptul ca activitatile depozitate sunt cu cateva ordine de
marire sub limita de confort in ceea ce priveste evolutia migrarilor radionuclizilor din depozit in
orizonturi de timp cuprinse intre 100 si 300 de ani.
6.3. Analiza materialelor de umplutura (backfilling) a spatiilor libere dintre colete
6.3.1. Caracterizarea materialelor utilizate
Bentonita utilizata in experimentele efectuate este , in fapt , bentonita utilizata incepand cu
anul 1996 in procesul de depozitare a deseurilor radioactive conditionate la Baita Bihor. La vremea
respectiva au fost efectuate o serie de studii si cercetari asupra unor zacaminte existente in
Romania, ajungandu -se la concluzia ca se preteaza cel mai bine in vederea utilizarii ca material de
umplere a spatiilor libere dintre colete [20 -IFIN -1992 H4].
In Valea Chioarului se deosebesc doua sorturi de bentonit a:
– Bentonit halloystic -zeolitic, si
– Bentonit Na -montmorill onitic.
Acesta din urma, este cel mai important fiind alcatuit in proportie de pana la 85% din Na –
montmorillonit provenit din sticla acida si subordonat din feldspat, mica, cuart si minerale opace.
Na-montmorillonitul da nastere unei roci unsuroase de culoare albicioasa, avand uneori nuante
rozacee. Nuantele sunt date de prezenta in diferite cantitati a celorlalte minerale: biotit, clorit,
feldspat, etc. Benzile de culoare rosiatica sunt date de retentia mare de oxizi de fier, migrate din
roca gazda.
Compozitia mineralogica:
– Na-montmorillonit – pana la 85% din masa rocii (mineral principal);
– Caolinit – pana la 60% (este rezultatul alterarii feldspatilor);
– Feldspati – intre 5 -35%, apar in cristale mici;
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
94 | 1 4 5
– Biotit – paiete milimetrice verzi, uneori cu inlcuziuni de minerale opace (magnetit si goethit);
– Cuart – 13%, de dimenisuni foarte mici;
– Muscovit si sericit – apar in foite foarte fine;
– Cristobalit – intre 7 -25%;
– Illit – intre 15 -25%.
Compozitia chimica : SiO 2 – 65-75% ; Al 2O3 – 12-18% ; Fe 2O3 – 1-3,5% ; CaO – 0,8-3% ;
MgO – 0,7-3,5% ; K 2O – 0,7-1,5% ; Na 2O – 2,5-3,5% si TiO 2 – 0,08-0,9%. Capacitatea de umflare
a acestui bentonit variaza intre 6 -12 iar rezistenta la compresiune intre 4 -7 N/cm2.
In cadrul PSAR 2006 s -a emis ipoteza ca bentonita are un impact pozitiv minor asupra
sistemului de depozitare. Dozele calculate au aratat ca prezenta bentonitei in galeriile de depozitare
reduce dozele post -inchidere cu mai putin de un ordin de marime. Beneficiile p otentiale datorate
proprietatilor de sorbtie ale bentonitei sunt reduse datorita densitatii slabe de amplasare realizata la
Depozitul de la Baita Bihor (ceea ce face ca bentonita sa fie succeptibila de a fi “spalata”)
precum si facilitarii degradar ii butoaielor (asigurand astfel contactul direct intre umiditate si
butoaie). Chiar daca se presupune ca bentonita nu este spalata si toata apa care curge in interiorul/in
afara fiecarei galerii umplute cu bentonita curge prin bentonita, dozele ca lculate se reduc numai de
aproximativ cinci ori. Deci, utilizarea in continuare a bentonitei ca material de umplutura, amplasata
conform tehnicii actuale, trebuie evaluata cu atentie din punct de vedere al perspectivei cost,
securitate operationala si secu ritate post -inchidere.
Desi consideram ca nu exista argumente reale si verificabile in favoarea acestei ipoteze, am
studiat posibilitatea utilizarii unor matrici “solide” pentru umplerea spatiilor libere dintre colete, in
ciuda faptului ca punerea in oper a in conditiile de amplasare geografica si a facilitatilor existente
poate reprezenta o provocare atat din punct d e vedere tehnic cat si economic, in conditiile in care
evaluarile de Securitate au demonstrat viabilitatea sistemului de depozitare si siguran ta pe lermen
lung.
6.3.2. Programul de testare si retetele analizate
Metodologia aplicata:
Capacitatea de retentie a unui material absorbant pentru un anumit radionuclid este
caracterizata de obicei prin constanta de distributie K d. Constanta de distributie reprezinta raportul
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
95 | 1 4 5
dintre numarul de ioni retinuti pe unitatea de material absorbant si numarul de ioni ramasi in
unitatea de volum in conditiile stabilirii echilibrului intre cele doua faze:
𝐾𝑑=𝑉
𝑚 ∙ 𝐶2
𝐶1 (6.3.−1)
unde :
C1 = concentratia ionului in solutie, ramasa dupa echilibru;
C2 = C 0 – C1, concentratia adsorbita pe materialul solid la echilibru;
C0 = concentratia ionului in solutia initiala.
Ecuatia (1) este valabila in conditiile unei variatii complet reversibile. In realitate se constata
ca procesul reversibil, de desorbtie, nu este total si este foarte lent.
De aceea, pentru caracterizarea proprietatilor de retentie a unui material cu prop rietati
schimbatoare de ioni trebuie sa se determine experimental atat coeficientul de sorbtie R s cat si
coeficientul de desorbtie R d.
Pentru determinarea coeficientilor de sorbtie de obicei se amesteca o cantitate de material
absorbant (0,5 – 1 g) cu un volum de apa purtatoare de ioni (15 -25 ml) si se agita pana se stabileste
echilibrul.
Calcularea coeficientului de sorbtie Rs pentru un radionuclid se face dupa formula:
𝑅𝑆=𝑉
𝑚 ∙ 𝐶0−𝐶𝑡 ∙𝑒−𝜆𝑡
𝐶𝑡 ∙𝑒−𝜆𝑡 (6.3.−2)
unde:
V = volumul solutiei, ml;
m = cantitatea de material absorbant , g;
C0 = activitatea initiala a solutiei, Bq;
Ct = activitatea solutiei dupa echilibru, Bq;
λ = constanta de dezintegrare (Perioada de injum atatire sau timpul de injum atatire (t1⁄2) este
durata de timp necesar a pentru ca o cantitate s a scada la jum atate fa ta de valoarea m asurat a la
inceputul perioadei. De si notiunea poate descrie orice descre stere exponen tiala (en), ea este
folosit a in special in fizica si chimia nuclear a pentru descrierea fenomenelor de dezintegrare
radioactiv a. Dupa un timp t din num arul de nuclee N 0 ramân numai N (t) de nuclee. Num arul de
atomi dezintegra ti scade in func tie de facto rul e. Perioada de injum atatire t1/2 se calculeaz a
dupa o constant a);
t – timpul necesar ajungerii la echilibru.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
96 | 1 4 5
Dupa instalarea echilibrului sorbtiei un anumit volum Vi (ml) din solutie, de obicei 4/5, se
inlocuieste cu o solutie inactiva (apa distilata) si se continua agitarea sistemului solid -lichid pana la
restabilirea unui nou echilibru (t 1). Coeficientul de desorbtie rezultat se calculeaza dupa formula:
𝑅𝑑=𝑉
𝑚 ∙𝐶0∙𝑒[−𝜆(𝑡−𝑡1)]−𝐶𝑡[𝑉𝑖
𝑉∙𝑒−𝜆𝑡1]−𝐶𝑡1
𝐶𝑡1 (6.3.−3)
unde :
Ct1= activitatea solutiei dupa t 1, Bq;
t1 = timpul de echilibru al desorbtiei;
Vi = volumul de solutie inlocuit.
In cazul unei sorbtii total reversibile, intre valorile obtinute exista relatia:
𝑅𝑆 =𝑅𝑑 =𝐾𝑑 (6.3.−4)
In cazul in care o parte din radionuclid nu este d esorbit (sau este un process extrem de lent) atunci:
𝑅𝑆< 𝑅𝑑 (6.3.−5)
Diferenta dintre valorile Rs si Rd reprezinta cantitatea de radionuclid adsorbita ‘ireversibil’.
Gradul de retentie al unui radionuclid de catre un material cu proprietati schimbatoare de ioni
depinde de numerosi factori, printre care:
– Forma chimica a radionuclidului;
– Compozitia mineralogica, caracteristicile fizico -chimice ale materialului absorbant;
– caracteristicile fizico -chimice ale solutiei purtatoare.
Ca urmare a proceselor de sorbtie si desorbtie, viteza de migrare a unui radionuclide este
mult mai mica decat cea a apei purtatoare. Tinand cont de valorile constantelor de distributie ale
unui radionuclide pentru un material absorbant, intre viteza de inaintare a radionuclidului V R si
viteza de inaintare a apei purtatoare V AP va exista urmatoarea relatie:
𝑉𝑅
𝑉𝐴𝑃=1
1 +𝐾𝑑𝜌𝑎
𝑝 (6.3.−6)
unde :
Kd = constanta de distributie;
ρa = densitatea mediului absorba nt;
p = porozitatea mediului absorbant.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
97 | 1 4 5
Factorul 1 +𝐾𝑑𝜌𝑎
𝑝 se numeste factor de intarziere/retentie al radionuclidului si reprezinta
de cate ori se micsoreaza viteza de inaintare a radionuclidului fata de viteza de inaintare a apei
datorita “puterii”de retentie a mediului absorbant.
Determinarea factorului de r etentie/intarziere are o importanta deosebita in evaluarea
timpului necesar ca un radionuclid sa poata migra la o anumita distanta X aflata in geosfera sau
biosfera. Acesta (timpul) se poate calcula utilizand urmatoarea formula:
𝑇𝑟 =(1+𝐾𝑑𝜌𝑎
𝑝)∙𝑇 (6.3.−7)
unde:
Tr = timpul in care radionuclidul ajunge la o anumita distanta X;
(1+𝐾𝑑𝜌𝑎
𝑝) = factorul de intarziere / retentie
𝑇 = timpul necesar ca frontul de agent purtator (apa) sa ajunga la distanta X
Cunoscand valorile constantelor de distributie se poate calcula factorul de intarziere al
frontului de inaintare al radionuclizilor fata de frontul de inaintare al apei purtatoare datorat retentiei
mediului geologic , precum si timpul de retentie. Factorul de intarziere sau d e retentie (R i) poate fi
calculat cu ajutorul formulei:
𝑅𝑖 =1 +𝐾𝑑𝜌(1−𝜀)
𝜀 (6.3.−8)
unde:
Kd = constanta de distributie;
Ρ = densitatea mediului geologic;
Ɛ = porozitatea mediului geologic.
Timpul de retentie reprezinta timpul necesar ca concentratia initiala C 0 a unui radionuclid
care strabate o lungime X de mediu poros (geologic) sa ajunga in afara acestei grosimii la valoarea
0,05 C 0.
Timpul de retentie poate fi calculat din ecuatia de difuzie:
𝜕𝐶
𝜕𝑡= 𝐷𝑝
𝑅𝑖 𝑣2𝐶 (6.3.−9)
Solutia ecuatiei este o expresie simpla pentru determinarea timpului de retentie:
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
98 | 1 4 5
𝑡 =0,1 ∙𝑋2∙𝑅𝑖
𝐷𝑝 (6.3.−10)
unde:
X = grosimea barierei;
Dp = difuzivitatea apei prin pori (6 x 10-11 m2/sec din literatura de specialitate).
Considerand o bariera de 0,4 m formata dintr -un schimbator de ioni naturali indigeni studiat,
se obtine factorul de intarziere si timpul de intarziere datorat numai fenomenelor de sorbtie pentru
radionuclizii studiati.
6.3.3. Experimente realizate si rezultate obtinute
Au f ost stabilite trei compozitii : materiale/mixturi uscate de umplutura (bentonita,
bentonita mixata cu nisip si bentonita mixata cu nisip si argila), pentru a fi analizate in vederea
utilizarii ca material de umplere (backfilling) a spatiilor libere dintre colete.
Materialele testate sunt:
– bentonita pulbere – B (A1)
– bentonita pulbere:nisip – 1:1 – BN (A2)
– bentonita pulbere:nisip:argila – 3:5:2 –BNA (A3)
Argila s -a maruntit prin mojarare. Argila si nisipul s -au sitat prin sita cu ochiuri cu Ø = 1,5 mm.
In ceea ce priveste matricile solide studiate acestea au fost:
– (S1) ciment – nisip – 1:1 cu o ratie apa: ciment de 0,5 – reteta utilizata de cca. 25 de ani la
STDR pentru conditionarea deseurilor radioactive
– (S2) – beton alcalin cu compozitia : ciment 30%, var nestins 15%, argila 25% si apa 30%
– (S3) – beton bentonitic cu compozitia : ciment 30%, bentonita 10%, argila 30% si apa 30%
a) Determinarea umiditatii bentonitei utilizate la DNDR -Baita -Bihor , in conditii reale de utilizare
Au fost prelevate de la DNDR, Baita – Bihor, patru probe de bentonita, din galeriile 5 0,
27/1, 27/2 si din locul de depozitare in saci al bentonitei (conform figurii 6.6). .
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
99 | 1 4 5
34Figura 6.6. Schita cu punctele de prelevare a bentonitei pentru determinarea umiditatii
O cantitate de 100 g de bentonita din fiecare proba a fost uscata pana la masa constanta in
etuva la 100 ° C si a fost determinata umiditatea fiecarei probe, obtinandu -se urmatoarele rezultate:
G53 – 21%, 27/1 – 16.4%, 27/2 – 16.4% si bentonita din depozit – 11.9% umiditate.
Deasemenea, au fost realizate teste de determinare a umiditatii in laborator, fiind simulate
conditiile de temperatura din depozit si anume 13 ° C.
TEST BENTONITA I
S-au cantarit 50 g de bentonita dintr -un sac care a fost pastrat intr -un alt sac de plastic, in
conditii de laborator. Proba de 50 g de bentonita a fost introdusa in camera climatica la temperatura
de 13 ° C si umiditate relativa de 50%. Proba a fost cantarita pana la masa constanta (trei cantariri
succesive, aceeasi masa) la intervale de timp cuprinse intre 1 ora si 2 ore. Dupa ce proba a ajuns la
masa constanta, umiditatea in camera climatica a fost crescuta cu 10%, respectiv la 60%, 70% si
80%, te mperatura fiind mentinuta la 13 ° C pe tot parcursul testului.
A fost masurat timpul in care proba a ajuns la masa constanta la fiecare nivel de umiditate in parte,
obtinandu -se urmatoarele rezultate:
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
100 | 1 4 5
– 50% u.r. – 25 ore (u.r. medie 54%);
– 60% u.r. – 46 ore (u.r. medie 63%);
– 70% u.r. – 82 ore (u.r. medie 72%);
– 80% u.r. – 112 ore (u.r. medie 81%).
TEST BENTONITA II
S-au cantarit 50 g de bentonita din acelasi sac utilizat la testul I. Proba a fost intro dusa in
camera climatica la 13 ° C si umiditate relativa de 50%, a fost cantarita pana la masa constanta si a
fost notat timpul. A fost crescuta umiditatea in camera climatica cu 10%, respectiv la 60%,
temperatura fiind mentinuta la 13 ° C, a fost introdusa o alta proba de bentonita identica cu prima
(50g de bentonita din acelasi sac), a fost cantarita pana la masa constanta si a fost notat timpul.
O alta proba de 50 g de bentonita a fost intr odusa in camera climatica la 13 °C si umiditate
relativa de 70%, apoi alta proba la 60% si alta, la 90% u.r.
S-au obtinut urmatoarele rezultate:
– 50% u.r. – 22 ore (u.r. medie 54%);
– 60% u.r. – 22 ore (u.r. medie 63%);
– 70% u.r. – 28 ore (u.r. medie 72%);
– 80% u.r. – 45 ore (u.r. medie 81%);
– 90% u.r. – 47 ore (u.r. medie 90%).
35Figura 6.7. Variatia umiditatii bentonitei in cazul celor doua metode analizate
0102030405060708090100
0 20 40 60 80 100 120Umiditate (%)
Timp (ore) Test 1
Test 2
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
101 | 1 4 5
b) Determinarea densitatatii aparente si a porozitatii aparente pentru cele trei amestecuri – A1,
A2 si A3
Avand in vedere faptul ca nu s -a putut efectua determinarea prin adaugarea cantitatii de apa
peste materialele analizate, deoarece in cazul A1 si A3 a pa nu a putut patrunde in toata masa, s -a
efectuat determinarea prin introducerea materialelor in apa.
A1 (bentonita pulbere – B):
Vapa = 500 mL / mB = 375 g ( 375 g bentonita a absorbit cei 500 mL apa ) / Vtotal = 710 mL
36Figura 6.8. Determinarea densitatii aparente si a porozitatii aparente pentru materialul A1
A2 (bentonita pulbere:nisip – 1:1 – BN):
Vapa = 500 mL / mBN = 500 g / Vtotal = 730 mL
37Figura 6.9. Determinarea densitatii aparente si a porozitatii aparente pentru materialul A2
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
102 | 1 4 5
A3(bentonita pulbere:nisip:argila – 3:5:2 –BNA ):
Vapa = 500 mL / mBNA = 500 g / Vtotal = 740 mL
38Figura 6.10. Determinarea densitatii aparente si a porozitatii aparente pentru materialul A3
b) Densitatea aparenta pentru cele trei amestecuri – A1, A2 si A3 a fost calculata cu formula:
𝜌𝑎=𝑚
𝑉2 −𝑉1
Unde:
– V1 este volumul de apa ( Vapa)
– V2 este volumul total (apa+material) ( Vtotal)
– m este masa probei
S-au obtinut urmatoarele rezultate:
A1 : 𝜌𝑎 = 1,786 g/cm3
A2 : 𝜌𝑎 = 2,174 g/cm3
A3 : 𝜌𝑎 = 2,083 g/cm3
Pe baza acestor rezultate s -a calculat in continuare porozitatea aparenta , cu formula:
𝑝=𝜌𝑎 ∙𝑎
𝜌𝑎𝑝𝑎∙100 (%)
Unde:
𝜌𝑎 – densitatea aparenta a agregatelor, in g/cm3
a – absorbtia de apa, in %
𝜌𝑎𝑝𝑎 – densitatea apei (1g/cm3)
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
103 | 1 4 5
Astfel, au fost obtinute urmatoarele rezultate:
A1 : p = 1,786%
A2 : p = 1,522%
A3 : p = 1,771%
c) Stabilirea gradului de umiditate a celor trei tipuri de materiale uscate A1, A2 si A3 in conditii
reale de depozitare, ca material de umplere
Au fost realizate trei montaje experimentale care au fost pastrate in -situ in cadrul
depozitului, in conditii rea le de umiditate si temperatura, in vederea stabilirii gradului de umiditate.
Montajele experimentale au fost realizate astfel incat sa fie simulat modul de depozitare, in
sensul ca au fost turnate probe in butoiase din tabla (cu h=112 mm si diametrul de 75 mm),
utilizandu -se reteta utilizata la inglobarea deseurilor radioactive (mortar de ciment). Acestea au fost
stivuite pe generatoare in trei montaje, spatiile libere fiind umplute cu cele trei amestecuri
susmentionate: A1, A2 si A3.
39Figura 6.11. Montaj experimental pentru determinarea gradului de umiditate in conditii reale de
depozitare
Proba 2 Proba 1
Proba 3 Proba 5 Proba 4
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
104 | 1 4 5
Montajele au fost pastrate timp de 12 luni in galeria experimentala de la DNDR -Baita -Bihor.
Cele 5 probe prelevate din fiecare montaj au fost cantarite si uscate in etuva la 105°C pana au ajuns
la masa constanta, fiind apoi calculate umiditatea.
20Tabel 6.8. Rezultatele obtinute pentru stabilirea gradului de umiditate
Cod
proba Mproba initiala
[g] Mproba uscata
[g] Umiditate
[%]
A1.1 39.81 32.84 16.18
A1.2 23.13 19.08 17.51
A1.3 28.57 23.66 17.19
A1.4 29.87 24.73 17.21
A1.5 48.08 39.66 17.51
A2.1 33.69 28.98 13.98
A2.2 35.83 31.21 12.89
A2.3 42.04 37.95 9.73
A2.4 72.43 62.82 13.27
A2.5 88.65 77.34 12.76
A3.1 48.31 44.12 8.67
A3.2 54.67 49.55 9.37
A3.3 71.85 65.31 9.10
A3.4 65.45 59.43 9.20
A3.5 85.14 76.11 10.6
Se observa ca gradul de umiditate este practic constant in toata sectiunea pentru fiecare
montaj experimental in parte. Cel mai mare grad de umiditate se inregistreaza in montajul
experimental A1 in care materialul de umplere este bentonita iar cel mai sca zut in montajul
experimental A3 in care materialul de umplere este bentonita+nisip+argila.
d) Teste de sorbtie pentru cele trei amestecuri A1, A2 si A3 in vederea stabilirii gradului de
retentie, pentru cei doi radionuclizi considerati relevanti din punct de vedere al inventarului
radioactiv continut in depozit – Cs-137 si Co -60, conform metod ologiei prezentate anterior
Depozitarea deseurilor radioactiv e pe termen lung implica aparitia unor probleme
importante legate de aspecte radiobiologice si ecologice. Una din solutiile adoptate in unanimitate
astazi este depozitarea deseurilor radioactive in formatiuni geologice de adancime.
Exista posibilitatea uno r scurgeri de radionuclizi din depozit in urma unor calamitati
naturale, a unor infiltratii de ape meteorice in depozit. Ca urmare, datorita circulatiei apelor
subterane radionuclizii depozitati pot ajunge in geosfera si de aici in biosfera.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
105 | 1 4 5
Prezentul stud iu s-a ocupat si de gasirea unor amestecuri cu o capacitate mare de retentie
pentru radionuclizii depozitati in depozitul Baita -Bihor in vederea preintampinarii imprastierii si
intarzierii migrarii radionuclizilor in geosfera.
Ca urmare a programului de cercetare efectuat s -au obtinut urmatoarele rezultate:
– S-a pus la punct metodologia de determinare a capacitatii de sorbtie (R s) si desorbtie (R d) a
schimbatorilor de ioni naturali indigeni (bentonite si tufuri vulcanice) si s-a simulat aplicarea
metodologiei pentru amestecul A2 si A3 ;
– Pentru sorturile de schimbatori de ioni naturali utilizati in experimente in aceleasi conditii de
lucru (pH, raport masa/volum, timp de contact), capacitatea de retentie a ionilor studiati
descreste astfel :
137 Cs > 60 Co > …. > 65 Zn > 131 I > 82 Br (EPA, 1999)
Valorile constantelor de distributie pentru sorturile selectate sunt reda te in tabelul 6.9. pentru cei 2
radioizotopi studiati cu granulometrie ce a variat de la 0,2 – 3 mm .
21Tabel 6.9. Valorile constantelor de distributie K d obtinute pentru Tuf vulcanic, A1, A2 si A3
Aditivi/schimbatori Granulometrie
(mm) Kd (ml/g)
137 Cs 60 Co
Tuf vulcanic 1 – 3 681,32 30,94
Bentonita ( A1) 0,2 1362,2 272,8
Bentonita : nisip –1:1 (A2) 0,2 – 3 913,22 201,11
Bentonita : nisip : argila –3:5:2 ( A3) 0,2 – 3 1105,2 233,7
– Pentru aceleasi conditii de lucru timpul de echilibru pentru radionuclizii studiati este intre
48–72 ore. Pe masura ce raportul masa/volum creste, procesele de sorbtie -desorbtie scad. S -a
constatat in urma studiului influentei ionilor straini asupra proceselor de sorbtie faptul ca pe masura
cresterii concentratiei ionilor straini in solutie are loc o sca dere a procesului de sorbtie.
– Un rezultat important al acestor cercetari l -a constituit punerea in evidenta a vitezelor
proceselor de desorbtie foarte lente, ceea ce inseamna ca procesele de sorbtie pe schimbatorii de
ioni naturali si amestecuril e studiate sunt aproape ireversibile;
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
106 | 1 4 5
– Cu cat continutul de zeoliti si Na – montmorillonit in tufurile vulcanice, respectiv in
bentonite, este mai mare, cu atat capacitatea de retentie a schimbatorilor de ioni naturali indigeni
creste.
Aplicand f ormula (6.3.−8) obtinem valori ale factorului de retentie in domeniul 103 – 104,
comparabile cu valorile din literatura de specialitate [SCK•CEN ,2012 ].
e) Teste de curgere si retinere pe coloane a efluentului radioactiv cu continut de Cs -137, provenit
din bazinele de stocare a combustibilului nuclear uzat (DCNU) de la Reactorul Nuclear de
Cercetare VVR -S IFIN -HH.
Au fost realizate teste pe coloane pentru:
– bentonita pulbere – A1
– bentonita pulbere:nisip – 1:1 – A2
– bentonita pulbere:nisip:argila – 3:5:2 – A3
S-au cantarit cate 20 g din fiecare material si s -au introdus in 3 coloane (blocate la partea
inferioara cu vata de sticla). Coloanele au Ø = 20 mm, iar inaltimea stratului de material a fost:
– A1, A2 – 60 mm;
– A3 – 55 mm.
In coloane s -au introdus cate 50 mL deseu radioactiv lichid ce continea 2920 Bq/L 137Cs
(146 Bq/L per proba). Efluentul lichid nu a trecut prin coloana de material. Materialul A 1 a permis
patrunderea efluentului lichid pana la ½ din inaltimea coloanei de material. A 2 a per mis trecerea
deseului lichid prin coloana o singura data. A 3 a permis infiltrarea deseului lichid pe intreaga
inaltime a coloanei de material, dar nu si curgerea din coloana (au curs doar cateva picaturi care s –
au reintrodus pe coloana).
Pe durata testului au fost prelevate probe de lichid din coloane, de deasupra stratului de
material (cu exceptia primei prelevari din A 2, care s -a facut din efluentul trecut prin coloana)
pentru care s -a determinat activitatea 137Cs. Dupa masurare, probele au fost reintroduse in coloane.
Activitatea 137Cs a fost determinata cu ajutorul unei instalatii de spectrometrie gama cu
detector HPGe coaxial a carui eficacitate a fost calculata cu ajutorul unei solutii cu activitatea 137Cs
cunoscuta, in aceeasi geometrie cu a probei si timp de achizitie a spectrului de 60 000 s.
Eficacitatea detectorului a fost de 30%.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
107 | 1 4 5
40Figura 6.12. Montaj experimental pentru testele de curgere si retinere pe coloane
22Tabel 6.10. Observatii in timpul testelor de curgere si retinere pe coloane a efluentului radioactiv
Timp contact
material – deseu Material Activitate, Bq/L Observatii
0 A1 2920
0 A2 2920
0 A3 2920
2 h A2 151 Dupa trecere prin coloana
24 h A1 1188
24 h A2 –
24 h A3 1217
6 zile A1 500
6 zile A2 388 Lichidul trecut prin coloana a fost
amestecat cu cel de deasupra coloanei
si concentratia de activitate a crescut
6 zile A3 522
13 zile A1 276
13 zile A2 337
13 zile A3 194
23 zile A1 425
23 zile A2 340
23 zile A3 – Nu mai era lichid suficient
36 zile A1 578
36 zile A2 334
36 zile A3 – Nu mai era lichid suficient
40 zile A1 – Nu mai era lichid suficient
40 zile A2 – Nu mai era lichid suficient
40 zile A3 – Nu mai era lichid suficient
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
108 | 1 4 5
23Tabel 6.11. Rezultatele in termeni de retinere pe materiale a activitatii Cs -137
Proba Timp contact Activitate, Bq/L
A1 0 2920
24 h 1188
6 zile 500
13 zile 276
23 zile 425
36 zile 578
A2 0 2920
2 h 151
6 zile 388
13 zile 337
23 zile 340
36 zile 334
A3 0 2920
24 h 1217
6 zile 522
13 zile 194
23 zile –
36 zile –
Din datele experimentale se observa o foarte buna comportare a celor trei tipuri de material
analizate in sensul ca retentia este practic totala dupa 40 de zile. Montajele au fost tinute sub
observatie timp de 6 luni, timp in care nu s -a produs eliberarea efluentului radioactiv. Acest fapt
indica ca procesele de sorbtie, in cazul producerii unei infiltratii, sunt rapide iar procesele de
desorbtie sunt mult mai lente, observatie care atesta eficienta materialelor de umplere analizate in
sensul intarzierii migrarii de radionuclizi.
f) Teste pe matricile solide studiate in vederea utilizarii ca potentiale material de umplere
Experienta internationala arata ca utilizarea bentonitei este extrem de la rg raspandita si este
un proces deja matur. Diferenta intre utilizarea bentonitei ca bariera inginereasca la DNDR -BB si
alte instalatii de depozitare a deseurilor radioactive rezida din forma in care este utilizata. In vreme
ce in alte depozite este utilizata sub forma compactata (fapt care are avantajul unei permeabilitati
aproape nule si a unei rezistente mecanice de peste 20 MPa), in cazul DNDR aceasta este utilizata
sub forma de pulbere fii nd amplasata vrac in spatiile libere dintre colete. Evident ca in acest mod nu
se poate realiza o acoperire foarte eficienta si ea reprezinta o bariera fara rezistenta mecanica.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
109 | 1 4 5
f1) Teste de compresiune
Pentru testele de compresiune au fost utilizate probe sub forma de cuburi cu latura de 20
mm, astfel:
T1 – Cate doua probe din fiecare reteta au fost testate dupa 28 de zile de la decofrare fiind
tinute in baia termostatata in apa la temperatura de 20 °C pentru a ajunge la maturare
(conform SREN -12390 -2/2009)
T2 – Cate doua probe din fiecare reteta au fost testate dupa 28 de zile de la decofrare fiind
tinute in baia termostatata in apa la temperatura de 20 °C pentru a ajunge la maturare
(conform SREN -12390 -2/2009) + 97 de zile in conditii de laborator + 3 zile in camera
climatica la temperatura de 13°C si 95% umiditate relativa (simuland conditiile reale de
depozitare de la DNDR unde temperature si umiditatea sunt relativ constante)
T3 – Cate doua probe din fiecare reteta au fost testate dupa 28 de zile d e la decofrare fiind
tinute in baia termostatata in apa la temperatura de 20 °C pentru a ajunge la maturare
(conform SREN -12390 -2/2009) + 97 de zile in conditii de laborator + 7 zile in camera
climatica la temperatura de 13°C si 95% umiditate relativa (sim uland conditiile reale de
depozitare de la DNDR unde temperature si umiditatea sunt relativ constante)
Pentru efectuarea incercarilor de rezistenta la compresiune a fost utilizata o masina de
compresiune MATEST tip CYBER -TRONIC de 250kN. Pastrarea probelo r dupa turnare si
decofrare a fost efectuata in bai digitale termostatate MARSHALL, producator MATEST, in apa la
temperatura de 200 C. Conditionarea probelor a fost efectuata la temperatura de 13°C si 96%
umiditate relativa, intr -o camera climatica tip RE FRIND model ATU700.
Rezultatele obtinute in conditiile de testare explicitate anterior sunt prezentate in tabelul 3.10.
24Tabel 6.12.Valorile rezistentelor la compresiune pentru diferite matrici solide de umplere
(N/mm2)
Proba T1(28 zile) T2 (128 zile) T3 (132 zile)
S1 (STDR) 45,85 48,092 67,486 63,651 57,139 54,851
S2 (BA) 9,953 8,687 17,341 17,004 20,106 19,676
S3 (BB) 7,526 6,943 13,809 11,044 14,515 12,580
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
110 | 1 4 5
41Figura 6.13. Variatia rezistentelor la compresiune pentru matricile solide studiate S1, S2 si S3
f2) Teste de permeabilitate
Au fost preparate probe sub forma de cuburi cu latura de 100 mm din cele trei retete S1 –
STDR, S2 -BA si S3 -BN a caror componenta a fost prezentata anterior, in vederea determinarii
permeabilitatii apei sub presiune prin probe.
Conditii de testare:
– S1-STDR si S2-BA: testate la 36 de zile de la turnare, timp in care au fost tinute in baia
termostatata in apa la temperatura de 20 °C pentru a ajunge la maturare (conform SREN –
12390 -2/2009). Presiunea a fost de 30 bari timp de 545 ore. Trecerea apei prin probe s -a
oprit complet dupa 300 de ore. Prin proba S1 -STDR au trecut doar cateva picaturi de
apa, fapt pentru care nu a fost posibila determinarea coeficientului de permeabilitate.
Prin proba S2 -BA au trecut 20 ml de apa, coeficientul de permeabilitate fiind 3,4 x 10-11
cm/s .
– S3 – BB: testate la 112 zile de la turnare, timp in care a fost tinuta in baia termostatata in
apa la temperatura de 20 °C pentru a ajunge la maturare (conform SREN -12390 -2/2009).
Presiunea a fost de 30 bari timp de 1152 ore si au fost recoltati 51 ml de apa,
coeficientul de permeabilitate fiind 2,6 x 10-11 cm/s .
010203040506070
0 50 100 150Rezistenta la compresiune (N/mm2)
Timp (zile) S1-STDR
S2-BA
S3-BB
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
111 | 1 4 5
25Tabel 6.13. Propriet ati ale unor materiale poroase obi snuite
Tipul materialului Porozitatea Permeabilitatea
Bentonita * 0,2 – 0,29 1,1 x 10-10 – 9,2 x 10-12
Mortar de ciment*** 1,19 x 10-11 – 3,75 x 10-11
Piatr a de var (dolomit)** 0.04 – 0.10 2 x 10-11 – 4.5 x 10-10
Nisip** 0.37 – 0.50 2 x 10-7 – 1.8 x 10-6
Pamant ** 0.43 – 0.54 1.4 x 10-9 – 1.4 x 10-7
* The influence of smectite content on microstructure and geotechnical properties of calcium and
sodium bentonites, Ivan Dananaja, Jana Frankovska, Ivan Janotkab, Applied Clay Science 28
(2005) 223– 232.
** Scheidegger (1974) si Bejan si Lage (1991)
*** Permeability of high strenght concrete, S.M.Gupta et.All, Ex cellence in Concrete Construction
through Innovation, ISBN 978 -0-415-47592 -1.
Determinarea permeabilitatii probelor de beton a fost efectuata cu un aparat cu 4 celule tip
CN790 fabricatie IMPACT, Anglia, la presiunea de 30 bari.
f3) Teste de leaching/absorbtie
Pentru efectuarea testelor de leaching au fost studiate amestecurile dupa cum urmeaza:
i) Referinta – Probe retete solide: STDR (S1), BA(S2) si BB (S3), cuburi 20x20x20 mm au
fost introduse intr-un volum de apa de 900 mL
26Tabel. 6.14. Rezultatele monitorizarii matricilor solide S1, S2 si S3 in timpul testelor de leaching
(pH si conductivitate)
Data Parametru STDR BB BA
08.08.13 pH 7,38 7,38 7,38
Conductivitate 0, 757 mS/cm 0, 757 mS/cm 0, 757 mS/cm
09.01.14 pH 8,04 7,95 12,20
Conductivitate 0,828 mS/cm 0,807 mS/cm 1,044 mS/cm
06.02.14 pH 7,80 7,90 12,16
Conductivitate 0,833 mS/cm 0,816 mS/cm 1,381 mS/cm
11.09.14 pH 8,14 8,48 12,38
Conductivitate 0,766 mS/cm 0,747 mS/cm 2,06 mS/cm
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
112 | 1 4 5
pH-ul betonului proaspat este de aproximativ 12 -13 in mare parte datorit a hidroxidului de
calciu, care este un produs secundar de hidratare a cimentului. Cand o suprafa ta de beton
reactioneaz a cu dioxidul de carbon din aer, pH -ul suprafe tei se reduce treptat la aproximativ 8,0
printr -un proces numit carbonatare.
Deasemenea, la contactul cu apa al betonului proaspat se produce (in principal)
descompunerea hidroxidului de calciu urmata de formarea a noi compu si care, dac a sunt solubili,
sunt antrena ti si eliminati din beton ducand la cresterea conductivitatii.
Cresterea pH -ului si conductivitatii sunt mai accentuate in proba BA datorita prezentei varului
nestins. Oxidul de calciu (varul nestins ): se prezint a sub form a de pulbere alb a, care reactioneaz a
energic cu apa , efervescent cu degajare de c aldura formându -se hidroxid de calciu (varul stins).
CaO + H 2O –> Ca(OH) 2
Varul stins este caustic, având o reactie puternic alcalin a (valoare pH 12 –13), impiedicand
scaderea pH -ului in timp spre 8, cum se observa in celelalte probe.
ii) Probe cu marker. Probele testate au fost butoiase metalice (avand h = 150 mm, Ø = 100
mm, reprezentand la o scara de aproximativ 1:6 coletul de tip A utilizat in conditionarea
deseurilor radioactive) in care s -a turnat reteta S1 -STDR. In centrul butoiasului a fost
amplasat trasorul ( de forma unei sfere, obtinut prin amestecarea a 10 g beton STDR cu
0,2 g colorant de tipul COLE PARMER F LUORESCENT RED). Un set de probe , dupa
28 de zile de la turnare au fost inglobate in amestecurile BA si BB iar dupa alte 7 zile au
fost complet imersate intr -un volum de apa de 2500 mL (cu pH egal cu pH -ul probelor
de apa din zona depozitului)
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
113 | 1 4 5
27Tabel 6.15. Rezultatele monitorizarii matricilor solide S2 si S3 in timpul testelor de leaching cu
marker ( pH si conductivitate)
Data Parametru BB + marker BA +marker
24.09.13 pH 7,34 7,34
Conductivitate 0, 716 mS/cm 0, 716 mS/cm
Prezenta trasor Nu Nu
09.12.13 pH 12,35 13,20
Conductivitate 1,576 mS/cm 7,61 mS/cm
Prezenta trasor Nu Nu
06.02.14 pH 11,91 12,56
Conductivitate 1,274 mS/cm 3,38 m/cm
Prezenta trasor Nu Nu
11.09.14 pH 9,50 10,66
Conductivitate 1,145 mS/cm 1,942 mS/cm
Prezenta trasor Nu Nu
Pe masura ce dioxidul de carbon reactioneaza cu hidroxidul de calciu si se formeaza
carbonat de calciu solid, care se depune pe fundul flaconului conductivitatea apei scade, asa cum se
observa pentru toate probele.
iii) Un alt set de probe , dupa 28 de zile de la turnare au fost inglobate in amestecurile A1,
A2, A3, S1, S2 si S3 pana la ¾ din inaltimea butoiasului, in mod similar probelor
prezentate anterior, si au fost amplasate in Galeria 23/1 – Galerie experimentala din
cadrul DNDR – Baita Bihor pentru observatie. Amplasarea s -a realizat pe vatra galeriei
pe un pat de cca. 2cm de bentonita. Dupa 18 luni de la amplasare nu s -au evidentiat
migrari ale trasorului.
f4) Observarea fenomenelor de corozi une
In vederea observarii fenomenului de corozi une s-au pregatit seturi de probe dupa cum
urmeaza:
– Cate trei probe din fiecare amest ec analizat (S1, S2 si S3) realizate astfel: un butoias
metalic in care s -a turnat reteta STDR de conditionare a deseurilor radioactive a fost
inglobat intr -o forma constituta din reteta STDR (S1), BA (S2) si BB (S3) pana la ¾ din
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
114 | 1 4 5
inaltimea butoiasului. Doua seturi de probe au fost amplasate in DNDR – Baita Bihor in
zona fronturilor deschise pentru depozitare, timp de 6 respectiv 12 luni. Cel de -al treilea
rand de probe a fost pastrate in conditii de laborator, in pungi de plastic sigilate, timp de
125 de zile. Dupa 125 de zile acestea au fost introduce in camera climatica la
temperatura de 13 °C si umiditatea de 96% (simuland conditiile de depozitare) pentru 7
zile. Probele pot fi observate in figura 6.14. a) b) si c) .
– Cate doua probe din fiecare amestec analizat (A1, A2 si A3) realizate astfel: un butoias
metalic in care s -a turnat reteta STDR de conditionare a deseurilor radioactive a fost
inglobat in amestecurile A1 – bentonite, A2 -bentonita+nisip si A3 -bentonita+nisip+argila
pana la ¾ din inaltimea buto iasului. Ambele seturi de probe au fost amplasate in DNDR
– Baita Bihor in zona fronturilor deschise pentru depozitare, timp de 6 respectiv 12 luni.
Probele pot fi observate in figura 6.14. d) si e).
a) S1, S2 si S3 – In conditii de laborator
b) S1, S2 si S3 – Dupa 6 luni de depozitare in -situ
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
115 | 1 4 5
c) S1, S2 si S3 – Dupa 12 luni de depozitare in -situ
d) A1, A2 si A3 – Dupa 6 luni de depozitare in -situ
e) A1, A2 si A3 – Dupa 12 luni de depozitare in -situ
42Figura 6.14. Observarea fenomenelor de coroziune a matricilor de confinare a deseurilor
radioactive utilizand materialele de umplere studiate (A1, A2 si A3) (S1, S2 si S3)
Testele realizate pe matricile solide studiate in vederea utilizarii ca potentiale material de umplere
au demonstrat:
– rezistente mecanice bune pentru S1 si in limite pentru S2 si S3: valorile obtinute sunt
satisfacatoare avand in vedere faptul ca rolul materialelor de umplere este cel de retentive in primul
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
116 | 1 4 5
rand. Evident, din punct de vedere al intruziunii umane, matricile solide sunt de dorit a fi utilizate
datorita dificultatii sporite de retragere a deseurilor in cazul unei patrunderi neautorizate.
– coeficienti de permeabilitate redusi, de ordinul 10-11 cm/s fapt care permite o izolare mult mai
eficienta a deseurilor si in mod automat la un timp posibil de eliberare mult mai mare. In sustinere,
din analiza probelor continand trasori s -a observant fapt ul ca la cca. 18 luni de la depozitarea lor in-
situ nu au avut loc migrari iar matricile sunt intacte, nefisurate si fenomenele de corozi une inca nu
s-au produs. Parametrii monitorizati – pH si conductivitate – inregistreaza o usoara crestere urmata
de sta bilizare, ca urmare a reactiilor care au loc in matrici si finalizarea prizei .
6.4. Analize asupra rocilor gazda a depozitului
6.4.1. Date generale
Studiul retentiei/retinerii unui radionuclid pe un anumit mediu poros, in cazul de fata
esantioane prelucrate din roca naturala din interiorul DNDR Baita Bihor, s -a efectuat in cadrul
laboratorului Departamentului de Management al Deseurilor Radioactive di n cadrul IFIN -HH,
operatorul si administratorul Depozitului National de Deseuri de Joasa si Medie Activitate Baita,
jud. Bihor.
In vederea asigurarii reprezentativitatii rezultatelor au fost stabilite trei criterii:
– Materialul solid (rocile) au fost prelevate din galeriile de depozitare, din diverse zone ale
depozitului;
– Solutia purtatoare (vectorul purtator) a fost colectata din bazinele de la DNDR care
preiau infiltratiile produse in zona galeriei de transport;
– Radionuclizii utilizati sunt reprezent ativi pentru deseurile care sunt tratate in cadrul
Statiei de Tratare a Deseurilor Radioactive (STDR) si depozitati la DNDR.
6.4.2. Programul de testare
Metodologia si prezumtii le utilizate:
Prin fenomenele fizico -chimice de absorbtie, dispersie si dilut ie, mediul geologic
inconjurator unui depozit de deseuri radioactive, trebuie sa joace functia de bariera naturala in calea
imprastierii radionuclizilor. Pentru a caracteriza capacitatea de schimb a unui mediu geologic pentru
un anumit ion este necesara de terminarea coeficientului de distributie (Kd), care reprezinta raportul
dintre numarul de ioni retinuti pe unitatea de material absorbant si numarul de ioni din unitatea de
volum:
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
117 | 1 4 5
𝐾𝑑=𝑛𝑟.𝑑𝑒 𝑖𝑜𝑛𝑖 𝑠𝑜𝑟𝑏𝑖𝑡𝑖 /𝑔 𝑑𝑒 𝑚𝑎𝑡𝑒𝑟𝑖𝑎𝑙
𝑛𝑟.𝑑𝑒 𝑖𝑜𝑛𝑖 𝑑𝑖𝑧𝑜𝑙𝑣𝑎𝑡𝑖 /𝑚𝑙 𝑑𝑒 𝑠𝑜𝑙𝑢𝑡𝑖𝑒 (6.4.-1)
Mecanismul reactiilor chimice dintre material ul absorbant (roca in cazul de fata) si
radionuclizi este foarte complex. Ca urmare a retinerii radionuclizilor de catre mediul inconjurator
viteza de migrare a radionuclizilor devine mult mai mica decat cea a apei purtatoare. In conditiile
disponibilitatii valorilor Kd -urilor radionuclizilor determinate pentru un anumit mediu, se poate
scrie urmatoarea relatie intre viteza de inaintare a radionuclidului si viteza de inaintare a apei
purtatoare (vectorul purtator):
𝑣=𝑢
(1+𝐾𝑑𝜌𝑎
𝑝) (6.4.-2)
Unde :
v = viteza de inaintare a radionuclidului
u = viteza de inaintare a apei purtatoare
(1+𝐾𝑑𝜌𝑎
𝑝) = factorul de intarziere, care reprezinta micsorarea vitezei de inaintare a
radionuclidului datorita puterii de absorbtie a mediului geologic
𝜌𝑎 = densitatea aparenta a mediului geologic
𝑝 = porozitatea mediului geologic
Cu ajutorul acestor parametrii se poate calcula si timpul necesar ca un anumit radionuclid sa
ajunga la o distanta data (distanta stabilita din datele amplasamentului si luand in consideratie
limitele de risc ale unui depozit de deseuri radioactive din punct de vedere al populatiei si
mediului), prin aplicarea urmatoarei relatii:
𝑡𝑛=(1+𝐾𝑑𝜌
𝑝)𝑡 (6.4.-3)
6.4.3. Experimente realizate si rezultatele obtinute
S-a realizat determinarea experimentala a caracteristicilor de sorbtie ale rocilor din
perimetrul galeriei 50 si a transversalelor utilizate pentru depozitarea coletelor cu deseuri
radioactive conditionate. Determinarea Kd s -a realizat prin metoda statica deoarece s -a considerat
ca valorile coeficientilor de distributie determinati prin aceasta metoda sunt mult mai reprezentative
decat cele care ar putea fi obtinute prin metode dinamice, deoarece timpul de 48 de ore de contact
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
118 | 1 4 5
solutie radioactiva – roca este suficient pentru atinger ea echilibrului, in vreme ce prin metoda
dinamica timpul de contact este mult mai scurt , iar echilibrul nu se realizeaza.
O cantitate cunoscuta de roca uscata si mojarata se pune in contact cu un anumit volum de
solutie radioactiva (concentratia radionucl idului in solutie este cunoscuta).
Dupa 48 de ore, timp in care se considera ca echilibrul radionuclid -roca s -a stabilit, solutia
se separa de materialul solid si se determina concentratia finala a radionuclidului.
Teste le s-au efectuat pe sase esantioane de roci sfaramate, macinate si sitate pentru a fi aduse la
granulatia de 0,3 – 0,5 mm (prelevate din punctele prezentate in figura 6.14.) . Au fost efectuate
teste pentru 2 radionuclizi, considerati relevanti din punct de vedere al deseurilor radioactive
depozitate si al inventarului radioactiv continut in prezent si estimat a fi depozitat la DNDR -Baita :
Co-60 si Cs -137. Practic, acesti radionuclizi reprezinta peste 90% din inventarul radioactive, fiind
relevanti si datori ta valorilor timpilor de injumatarire.
Coeficientii de distributie au fost calculati cu ajutorul formulei:
𝐾𝑑(𝑚)=(𝐶𝑥)𝑖𝑛 𝑚𝑎𝑡𝑒𝑟𝑖𝑎𝑙 𝑠𝑜𝑙𝑖𝑑 /𝑔 𝑚𝑎𝑡𝑒𝑟𝑖𝑎𝑙 𝑠𝑜𝑙𝑖𝑑
(𝐶𝑥)𝑖𝑛 𝑠𝑜𝑙𝑢𝑡𝑖𝑒 / 𝑛𝑟. 𝑚𝑙 𝑠𝑜𝑙𝑢𝑡𝑖𝑒=(𝐶𝑥)𝑖−(𝐶𝑥)𝑓
(𝐶𝑥)𝑓 × 𝑛𝑟.𝑚𝑙 𝑠𝑜𝑙𝑢𝑡𝑖𝑒
𝑔 𝑚𝑎𝑡𝑒𝑟𝑖𝑎𝑙 𝑠𝑜𝑙𝑖𝑑 (6.4.-4)
Unde:
(𝐶𝑋)𝑖 = concentratia radionuclidului X in solutia initiala
(𝐶𝑋)𝑓 = concentratia radionuclidului X in solutia finala (solutia separata de materialul solid dupa
atingerea echilibrului)
Avand in vedere faptul ca, concentratia este proportionala cu activitatea, formula de mai sus devine:
𝐾𝑑(𝑚)=𝜇𝐶𝑖 / 𝑔 𝑚𝑎𝑡𝑒𝑟𝑖𝑎𝑙 𝑠𝑜𝑙𝑖𝑑
𝜇𝐶𝑖/ 𝑚𝑙 𝑠𝑜𝑙𝑢𝑡𝑖𝑒 (6.4.-5)
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
119 | 1 4 5
28Tabel 6.16. Caracteristicile geologice ale estantioanelor de roca utilizate in programul
experimental
Nr.crt. Cod proba Loc de recoltare Descriere ( *)
1. PR 1 (1) Galeria 50, m.190 Gresii filitoase negre, epidotizate
2. PR 2 (18) Galeria 50, m.340 Gresie cuartoasa rozacee cu benzi filitoase
3. PR 3 (35) Tr.23/1 – m.20 (gal.50) Gresii filitoase metamorfozate
4. PR 4 (32) Tr.27/1 – m.40(gal.50) Gresii cuartoase rozacee epidotizate si
piritizate
5. PR 5 (22) Galeria 50, m.380 Filite grezoase in alternanta cu gresii
epidotizate
6. PR 6 (26) Tr.31/1 – m.10 (gal.50) Gresii epidotizate
(*) Conform studiilor geologic e initial e realizate de ICPMRR -Institutul de Cercetari si Proiectari
pentru Metale Rare si Radioactive – Baia mare (1982)
43Figura 6.15. Punctele de prelevare ale estantioanelor de roca utilizate in programul experimental
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
120 | 1 4 5
29Tabel 6.17. Rezultatele analizelor chimice a probelor de apa prelevate de la DNDR
Trim Cod proba pH Conductivitate,
μS/cm Conc.
nitra ti,
mg/L Conc.
fluoruri,
mg/L Conc. cloruri,
mg/L TOC, mg/L
I A-I-2014 -3 6,97 ± 0,14 200,00 ± 1,87 < 2,20 0,20 ± 0,03 0,50 ± 0,1 28,60 ± 0,11
A-I-2014 -4 6,91 ± 0,14 136,30 ± 1,87 < 2,20 <0,02 <0,50 15,50 ± 0,11
II A-II-2014 -3 7,75 ± 0,14 144,44 ± 1,87 < 2,20 0,03 ± 0,03 1,75 ± 0,11 18,90 ± 0,11
A-II-2014 -4 7,82 ± 0,14 177,00 ± 1,87 < 2,20 0,02± 0,03 1,66 ± 0,11 13,60 ± 0,11
III A-III-2014 -3 7,82 ± 0,14 119,50 ± 1,87 < 2,20 0,026 ± 0,03 1,24 ± 0,11 17,30 ± 0,11
A-III-2014 -4 7,53 ± 0,14 153,50 ± 1,87 < 2,20 0,087± 0,03 1,14 ± 0,11 13,90 ± 0,11
IV A-IV-2014 -3 7,21± 0,14 190,40 ± 1,87 < 2,20 0,134 ± 0,05 1,38 ± 0,11 17,20 ± 0,11
A-IV-2014 -4 7,47 ± 0,14 149,60 ± 1,87 < 2,20 0,034 ± 0,03 1,45 ± 0,11 15,10 ± 0,11
Unde: A (apa) -I, II, III, IV (semestrul) -2014(anul) -3, 4 (Punctele de prelevare – vezi schita de mai
sus 3 -canal collector, 4 bazine colectoare).
In tabelul 6.18. sunt date valorile K d(m) pentru cei doi izotopi studiati pe cele 6 esantioane de
roca recoltate:
30Tabel 6.18. Valori experimentale ale K d(m) pentru Cs -137 si Co -60 pe esantioane de roca
Nr.
crt. Cod proba Descriere K d(m) (ml/g )
Cs-137 Co-60
1. PR 1 (1) Gresii filitoase negre, epidotizate 3115 2834
2. PR 2 (18) Gresie cuartoasa rozacee cu benzi filitoase 3004 2632
3. PR 3 (35) Gresii filitoase metamorfozate 3590 2690
4. PR 4 (32) Gresii cuartoase rozacee epidotizate si piritizate 3537 2701
5. PR 5 (22) Filite grezoase in alternanta cu gresii epidotizate 2736 1896
6. PR 6 (26) Gresii epidotizate 2948 2348
Valorile K d(m) –urilor obtinute sunt destul de apropiate pentru esantioanele de roca utilizate,
fapt care conduce la concluzia ca, compozitia chimica a acestora este destul de asemanatoare.
Deoarece, asa cum reiese si din caracterizarea geologica a amplasamentului prezen tata in capitolele
anterioare, in mediul gazda al depozitului sunt roci compacte putin permeabile sau impermeabile,
studiile efectuate in laborator au confirmat ca valorile K d(m) –urilor sunt putin reprezentative, ele
variind functie de granulometrie si s uprafata specifica a fiecarei fractiuni granulometrice. Aceste
valori sunt utile pentru o apreciere calitativa a fenomenelor de sorbtie.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
121 | 1 4 5
In cazul unor astfel de roci mult mai aproape de realitate este valoarea constantei de
distributie determinate in fun ctie de suprafata specifica, notate K d(s) si care se poate calcula cu
formula:
𝐾𝑑(𝑠)=𝑞
𝐶=(𝐶𝑜
𝐶−1)𝑉
𝑆𝑤 (6.4.-6)
Analiza acestui proces a presupus o serie de consideratii si similitudini, dupa cum este
prezentat in cele ce urmeaza:
Am considerat fiecare particula solida din esantion ca fiind o sfera cu diametrul d, deci
suprafata specifica a fiecarei granule va fi s = πd2, ceea ce inseamna ca suprafata celor n granule
dintr -o proba va fi Sw = nπd2. Notand cu 𝛾 – greutatea specifica a unei granule, rezulta ca masa
acesteia va fi =𝜋𝛾𝑑3
6 .
Numarul de granule dintr -o cantitate M va fi:
𝑛=𝑀
𝑚=𝑀
𝜋𝛾𝑑3
6 (6.4.−7)
Iar suprafata totala Sw a particulelor din proba va fi:
𝑆𝑤=𝑛∙𝑠=𝑀𝜋𝑑2
𝜋𝛾𝑑3
6=6𝑀
𝛾𝑑 (6.4.−8)
Desi roca este putin permeabila consideram ca totusi radionuclidul va patrunde in fiecare
granula pe o distanta x (vezi figura 6.16) absorbindu -se intr -un anumit volum numit volum eficace
(Vx):
44Figura 6.16. Infiltratia radionuclidului intr -o granula
𝑉𝑥=4
3𝜋𝑥3−2𝜋𝑑𝑥2+𝜋𝑑2𝑥 𝑠𝑎𝑢 𝑉𝑥=4
3𝜋𝑥3 (6.4.−9)
pentru cazul in care diametrul granulei este egal cu 2 x. dd
d
Vx x
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
122 | 1 4 5
Multiplicand cu numarul de granule se obtine volumul eficace total si M x masa reala
contaminata (absorbita) de catre solutia radioactiva, marime care nu poate fi determinate prin
metode directe.
Cu aceste date s -a obtinut o noua constanta:
𝐾𝑑(𝑥)=(𝐶𝑥)𝑖−(𝐶𝑥)𝑓
(𝐶𝑥)𝑓 ∙𝑉
𝑀𝑥 care dupa efec tuarea transformarilor devine :
𝐾𝑑(𝑚)=(8𝑥3
𝑑3−12𝑥2
𝑑2+6𝑥
𝑑)𝐾𝑑(𝑥) (6.4.−10)
Pentru evaluarea M x masei reale contaminate (absorbite) de catre solutia radioactive, pentru
cazul x<<d, primii doi termini pot fi neglijati, astfel ca se ajunge la formula:
𝐾𝑑(𝑚)=(6𝑥
𝑑)𝐾𝑑(𝑥) (6.4.−11)
iar pentru cazul in care d=2x , rezulta 𝐾𝑑(𝑚)=𝐾𝑑(𝑥) si deci 𝐾𝑑(𝑚)=𝑓(𝐾𝑑(𝑥))
Conform datelor experimentale putem considera ca:
𝐾𝑑(𝑚)=𝑥𝐾𝑑(𝑥)
𝑉𝑥 𝑆𝑤 (6.4.−12)
fiind definit astfel un coeficient de distributie superficiala K d(s) .
Astfel roca este pusa in contact direct cu un volum de apa V x continand un radioizotop X cu
concetratia initiala (𝐶𝑋)𝑖 . Dupa stabilirea echilibrului vom avea (𝐶𝑋)𝑓 care reprezinta co ncentratia
finala, care ramane in solutie dupa procesul de sorbtie, prin retinerea pe suprafata S a unei cantittai
q (concentratia pe unitatea de suprafata). Deci cantitatea fixate este: V x [(𝐶𝑋)𝑖− (𝐶𝑋)𝑓]=𝑞𝑆𝑤, de
unde rezulta ecuatia (vezi 6.4.-4 si 6.4.-6)
𝐾𝑑(𝑠)=𝑞
𝐶=(𝐶𝑜
𝐶−1)𝑉
𝑆𝑤 (6.4.−13)
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
123 | 1 4 5
31Tabel 6.19. Valorile constantelor de distributie superficiale K_(d(s)) (ml/cm2) pentru Cs -137 si
Co-60 pe esantioane de roca
Nr.
crt. Cod proba Descriere 𝐾𝑑(𝑠)(ml/cm2)
Cs-137 Co-60
1. PR 1 (1) Gresii filitoase negre, epidotizate 52,95 48,17
2. PR 2 (18) Gresie cuartoasa rozacee cu benzi filitoase 51,06 44,74
3. PR 3 (35) Gresii filitoase metamorfozate 61,02 45,75
4. PR 4 (32) Gresii cuartoase rozacee epidotizate si piritizate 60,12 45,91
5. PR 5 (22) Filite grezoase in alternanta cu gresii epidotizate 46,51 32,23
6. PR 6 (26) Gresii epidotizate 50,11 43,31
Valorile calculate sunt obtinute pentru situatia in care rocile sunt sfaramate pana la
dimensiuni cuprinse intre 0,3 – 0,5 mm. In realitate insa rocile care gazduiesc depozitul de deseuri
radioactive Baita sunt compacte, blocuri monolitice, circulatia apelor facandu -se prin eventualele
fisuri, ceea ce inseamna ca suprafata expusa la contactul cu apa es te mult mai mica si in consecinta
si coeficientii de distributie sunt mult mai mici.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
124 | 1 4 5
Capitolul 7. ANALIZA EVOLUTIEI RADIOACTIVITATII DESEURILOR DEPOZITATE /
ANALIZA POTENTIALELOR MIGRARI DE RADIONUCLIZI DIN MEDIUL DE
DEPOZITARE
Avand in vedere faptul ca am stabilit o corelatie intre viteza de inaintare a radionuclidului si
viteza de inaintare a apei purtatoare functie de factorul de intarziere (1+𝐾𝑑𝜌𝑎
𝑝), care reprezinta
micsorarea vitezei de inaintare a radionuclidului datorita puterii de absorbtie a mediului geologic,
pentru valori date ale vitezei de curgere a apei se pot calcula vitezele de inaintare ale frontului
radioactive, cunoscandu -se 𝐾𝑑(𝑠), 𝜌𝑎 si p.
𝑣=𝑢
(1+𝐾𝑑𝜌𝑎
𝑝) (6.4.−2,cap.6)
Conform studiilor privind caractrerizarea geologica a amplasamentului s -au folosit in calcul
valori ale porozitatii de 3,33% si densitatea aparenta de 2,45. Rezultatele sunt prezentate in tabelul
7.1.
32Tabel 7.1. Vitezele de inaintare ale frontului radioactive in functie de viteza de curgere a apei
subterane (m/zi)
Radionuclid/viteza
de inaintare (v) Viteza de curgere a apei subterane (u)
10-3 10-2 10-1 1 10
Co-60 3,3 .10-6 3,3 .10-5 3,3 .10-4 3,3 .10-3 3,3 .10-2
Cs-137 2,3 .10-6 2,3 .10-5 2,3 .10-4 2,3 .10-3 2,3 .10-2
In continuare se poate face o estimare in ceea ce priveste timpii necesari pentru ca frontul
radioactive sa ajunga la diferite distante fata de depozit, in cazul unei eventuale migrari a
radionuclizilor depozitati datorata cedarii uneia dintre componentele sistemului de depozitare.
Astfel au fost calculati anii necesari ajungerii frontului radioactiv la distante de 10, 100, 500 si 1000
m de depozit , in doua variante: la viteze de 10-3 m/zi si la viteze de 1 m/zi iar rezultatele sunt
prezentate in tabel ul 7.2.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
125 | 1 4 5
33Tabel 7.2. Calculul timpului necesar ca frontul radioactiv sa ajunga la anumite distante de depozit
considerandu -se viteza de 10-3 m/zi si de 1 m/zi
Radio
nuclid Viteza de curgere a apei subterane (u)-10-3
m/zi Radio
nuclid Viteza de curgere a apei subterane (u)- 1m/zi
10 m 100 m 500 m 1000 m 10 m 100 m 500 m 1000 m
Co-60 8,2 .104 8,2.105 4,1.106 8,2.106 Co-60 8,2 .10 8,2.102 4,1.103 8,2.104
Cs-137 1,19.104 1,19.105 5,9.105 1,19.106 Cs-137 1,19.10 1,19.102 5,9.103 1,19.104
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive institutionale
126 | 1 4 5
45Figura 7.1. Aria potentiala de influenta in timp a eventualelor migrari de radionuclizi
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
127 | 1 4 5
In cele ce urmeaza am realizat o analiza asupra inventarului radioactiv estimat a fi depozitat
coroborat cu limitele actuale de activitate si valorile de activitate re zultate din analiza post -inchidere
(PSAR 2006) pentru 7 radionuclizi care fie reprezinta aportul cel mai mare la inventar (Cs -137, Co –
60) fie sunt radionuclizi cheie datorita duratei mari de viata sau proprietatilor fizico -chimice:
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive institutionale
128 | 1 4 5
34Tabel 7.3. Stadiul inventarului radioactiv versus criterii de acceptanta si limite calculate in evaluarea post -inchidere pentru radionuclizii relevanti
Radionuclid
Activitate
estimata a fi
depozitata (Bq) Activitate maxima
calculata in
scenariul post –
inchidere (Bq) Activitatea permisa a
fi depozitata conform
criteriilor de
acceptanta stabilite de
autoritatea de
reglementare (Bq)* Observatii**
H-3
(T1/2 12,35
ani)
6,7 x 1010 1,5 x 1016 5,8 x 1014 Compu sii con tinând tritiu sunt mobili si pot sc apa din coletele de
deseuri sub form a de gaz sau vapori. PSAR 2006 a calculat c a vor
exista anumite scurgeri de tritiu din depozit dup a 70-110 de ani
(incepând cu 1985), avand un impact extrem de sc azut (4 x 10-9 Sv
/ an), in termeni de doza, pentru populatia B aita Sat. Impactul este
estimat luand in considerare valoarea din evaluarea post -inchidere
este de 1,5E16 Bq, adica este de 224000 ori (2,24E5) mai mare
decât cea mai bun a estimare a inventarului. Totusi având in vedere
poten tialul de emisie in mediul inconjur ator, tritiul este considerat
un radionuclid cheie.
C-14
(T1/2 5736 ani)
4,8 x 1010 7,9 x 1013 5 x 1011 Compu sii con tinând carbon sunt mobili si pot sc apa din coletele de
deseuri sub form a de gaz sau vapori. PSAR 2006 a calculat c a vor
exista anumite scurgeri de tritiu din depozit dup a 300 de ani
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive institutionale
129 | 1 4 5
(incepând cu 1985), avand un impact scazut (5 x 10-7 Sv / an), in
termeni de doza, pentru populatia B aita Sat. Impactul este estimat
luand in considerare valoarea din evaluarea post -inchidere este de
7,9E13 Bq, adica este de 1650 ori mai mare decât cea mai bun a
estimare a inventarului. Totusi având in vedere poten tialul de
emisie in mediul inconjur ator, carbonul este considerat un
radionuclid cheie.
Co-60
(T1/2 5,27 ani) 2,6 x1014 1,2 x 1022 7,7 x 1015 Limita de activitate total a Co -60 din depozit derivat a din evaluarea
post-inchidere a PSAR 2006 este 1.2E22 Bq, care este un num ar
descurajant de mare si este evident c a nu are leg atura cu realitatea.
Limita de activitate este, in esen ta, fara restric tii dintr -o perspectiv a
post-inchidere. Totusi, avand in vedere faptul ca este radionuclidul
cel mai larg utilizat in aplicatiile din toate domeniile, el este un
radionuclid majoritar depozitat la DNDR -Baita Bihor.
Sr-90
(T1/2 28,5 ani) 2,3 x 1013 4,7 x 1018 1,9 x 1014 Sr-90 emite particule beta cu energie ridicat a care emit radia tii
electromagnetice cu energie mai sc azuta atunci când este incetinit
(de exemplu, atunci când interac tioneaz a cu materialul de
protec tie). Se estimeaza ca vor exista anumite scurgeri de Sr -90 din
depozit dupa aproape 150 de ani ( incepând cu 1985). Limita total a
de activitate a Sr -90 din depozit ob tinuta din evaluarea post –
inchidere este de 4,7E18Bq care este de 200000 (2E5) ori mai mare
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive institutionale
130 | 1 4 5
decât cea mai bun a estimare a inventarului. Aceasta din urm a
indic a faptul c a impactul dozei este de aproximativ 5 x 10-9 Sv / an
pentru Grupul de expunere din B aita Sat. Având in vedere
poten tialul de emisie in mediul inconjur ator, Sr -90 este considerat
un radionuclid cheie.
Cs-137
(T1/2 30,1 ani) 8,3 x 1013 5,1 x 1015 1,9 x 1014 Raportul PSAR 2006 arata ca vor exista anumite scurgeri de Cs –
137 din depozit dup a aproape 20 de ani ( incepând cu 1985).
Aceasta din urm a indic a un impact al dozei de vârf de aproximativ
7 x 10-6 Sv / an*** pentru Grupul de expunere din B aita Sat dup a
circa 100 de ani. Limita total a de activitate a Cs -137 din depozit
obtinuta in evaluarea post -inchidere este de 5,1E15Bq care este de
60 de ori mai mare decât cea mai bun a estimare a inventarului.
Având in vedere poten tialul de emisie in mediul inconjur ator, Cs –
137 este considerat un radionuclid cheie.
Ra-226
(T1/2 1600 ani) 1,5 x 1011 1,2 x 1013 1,9 x 1013 Ra-226 este un radioizotop natural, provenind din U -238. Raportul
PSAR 2006 arata ca vor exista anumite scurgeri de Ra -226 din
depozit dup a aproape 100 de ani ( incepând cu 1985). Aceasta din
urma indic a un impact al dozei de vârf de aproximativ 7 x 10-7 Sv /
an pentru Grupul de expunere din B aita Sat dup a aproximativ 9000
de ani. In plus, descendentii sai, Pb -210 si Po-210 au, de asemenea,
doze de vârf la momente similare, iar impactul este de aproximativ
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive institutionale
131 | 1 4 5
1 x 10-7 Sv / an, cu o magnitudine similar a dozei de vârf a Cs -137.
Limita total a de activitate a Ra -226 din depozit ob tinuta in
evaluarea post -inchidere este de 1,2E13Bq care este de 80 de ori
mai mare decât cea mai bun a estimare a inventarului. Având in
vedere poten tialul de emisie in mediul inconjur ator al Ra -226 si al
celor doi descendenti, Ra -226 este considerat un radionuclid cheie.
Atentie! Depozitul este situat intr -o veche exploatar e de uraniu.
Am-241
(T1/2 433 ani) 1.9 x 1010 4.2 x 1016 1,9 x 1013 Limita de activitate total a a Am -241 din depozit, rezultat a din
evaluarea post -inchidere PSAR 2006 este 4.2E16 Bq, care este un
factor de aproximativ 2E6 ori mai mare decât cea mai bun a
evaluare a inventarului, fapt care nu ridica probleme privind o
eventuala migrare a sa din depozit (avand si proprietatea de a se
fixa foarte bine in matricea de ciment si roca).
Nota:
* In Raportul PSAR 2006, num arul total de butoaie a fost estimat la 17628, iar volumul mediu pe butoi a fost de 0,22 m3. Impartirea num arului de Bq
la 17628 si apoi impartirea rezultatului la 0,22 (o opera tie matematic a echivalent a cu impartirea Bq la 3878) duce la transformarea Bq in Bq/m3.
** Pentru realizarea unei evaluari conservative, in analiza s -a considerat cazul cel mai defavorabil, considerand ca toate coletele depozitate vor contine
activitatile maxime premise. In practica, pe baza unei experiente de peste 30 de ani, acest lucru nu este posibil, datorita t ipurilor de deseuri,
caracteristicilor lor fizice si restrictiilor in cee ace priveste transportul coletelor cu deseuri radioactive conditionate ( in termeni de doza).
*** Limita dozei efective pentru populatie este de 1 mSv (10-3 Sv/an) pe an iar pentru pers onalul operator este de 20 mSv/an (20 x 10-3 Sv/an) ( NSR –
01 – Norme Fundamentale de Securitate Radiologica)
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
132 | 1 4 5
Capitolul 8 . CONCLUZII SI CONTRIBUTII PERSONALE LA OPTIMIZAREA
SISTEMELOR DE BARIERE INGIN ERESTI SI OPERAREA DEPOZITELOR DE
DESEURI RADIOACTIVE INSTITUTIONALE
A) Concluzii si propuneri privind matricea de conditionare a deseurilor radioactive de joasa si
medie activitate
Avand in vedere faptul ca rezistentele la compresiune in cazul matricilor de conditionare a
deseurilor r adioactive de joasa si medie activitate sunt recomandate a avea valori de peste 5 MPa la
90 zile (IAEA -TRS-222/1983) din rezultatele obtinute se poate observa ca atat formula de matrice
utilizata in prezent in cadrul STDR -Magurele cat si formulele studiate cu un adaos de 10% aditivi
minerali prezinta rezistente la compresiune in domeniul 30 -40-50-60 MPa la 1, 3, 5 si 10 ani.
Adaosurile puzzolanice utilizate pentru ob tinerea acestor probe pot determina modific ari ale
propriet atilor de intarire ale matricei cimentului, in func tie de raportul utilizat in amestec cu
cimentul. Probele cu aditivi minerali testate in vederea utilizarii ca inlocuire par tiala a cimentului
prezint a un bun comportament din punct de vedere al rezistentei mecanice atat in conditii simulate
de depozitare cat si in conditii reale, incadrandu -se in valorile superioare ale limitelor .
Trebuie de remarcat totusi, ca proprietatile de rezistenta mecanica ale c imentului sau
betonului sunt influentate nefavorabil prin adaugarea de bentonita in procente mai mari de 8 – 10
%. Cercetarile efectuate au evidentiat ca un adaos de 8 -10 % bentonita nu influenteaza rezistentele
mecanice ale matricii.
O mare influenta o ar e si tipul de bentonita folosit: sodica (activata) sau calcica. La
bentonita sodica, cationii de schimb ai montmorillonitului sunt inlocuiti de sodiu, si ca urmare,
proprietatile mecanice ale bentonitei sunt inca si mai pronuntate. Gradul de impermeabilita te la care
se poate ajunge cu bentonita sodica este superior aceluia obtinut de cantitati corespunzatoare de
bentonita de calciu. Cresterea in volum a bentonitei cu calciu, la umflare, ajunge la valori de 150%,
iar aceea a bentonitei activate ajunge la val ori de 800%, in timp ce volumul bentonitei stabilizate
creste de 14 ori fata de volumul initial.
Cercet arile efectuate pe matrici de ciment cu aditivi minerali au reliefat câteva aspecte
interesante privind influen ta adaosului de aditivi minerali asupra pe rmeabilit atii cimentului:
Gradul de impermeabilitate fa ta de ap a scade cu sc aderea dozajului de ciment si cu cre sterea
adaosului de aditiv,
Pentru ob tinerea unui grad de impermeabilitate ridicat se impune utilizarea unei bentonite/tuf
vulcanic cu grad de finete mare si adoptarea unei consisten te corespunz atoare pastelor vârtoase
sau slab plastice.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
133 | 1 4 5
Realizarea betoanelor cu ciment si aditiv mineral cu grad de impermeabilitate ridicat este
asociat a cu adoptarea unui raport ap a: liant redus, utilizarea de adit ivi antrenori de aer sau mic sti, cu
dozaj de ciment corespunz ator, folosirea de agregate s anatoase, compacte cu o compactitate ridicat a
a betonului si o bun a conlucrare intre matrice si agregat, cum si cu punerea in lucrare, conservarea
si tratarea ulterio ara ingrijit a.
Analizand datele, se constat a:
• cea mai mic a permeabilitate o prezint a probele cu dozaj de ciment de 625 kg/mc si adaos de
bentonita in propor tie de 10%
• dozajul cel mai mare de ciment utilizat in cercetare nu a dat cea mai mic a permeabilitate;
acest fapt se explic a prin tendin ta de microfisurare mai accentuat a manifestat a de probele cu dozaje
mari de ciment;
• probele cu adaos de aditivi minerali utilizati ca inlocuitori par tiali de ciment manifest a o
comportare bun a la actiunea infiltrant a a apei;
• scaderea permeabilit atii cimentului cu adaos de aditivi minerali se explic a pe de o parte
prin formarea unei mase gelice suplimentare care colmateaz a porii cimentului m arind compactitatea
acestuia, iar pe de alt a parte prin modifi carea spectrului dimensional al porilor cu reducerea porilor
usor accesibili apei.
Utilizarea bentonitei pentru marirea plasticitatii si impermeabilitatii se justifica si datorita
faptului ca un strat de 10 – 15 cm de amestec ciment: bentonita este capabil sa reziste la eroziune si
la patrunderea apei chiar la presiuni de pana la 1 kgf/cm2. Porii cimentului sunt etansati efectiv cu
1-2% bentonita (din greutatea cimentului adaugata in apa de amestecare), deoarece hidroxidul de
calciu produs in timpul hidratarii in interiorul sistemului tinde sa mobilizeze montmorillonitul,
transformandu -l in bentonita de calciu, care retine mai intens apa de hidratare. Aceasta produce
impermeabilitate pentru sistemul in intregime. Bentonita nu este sensibila la tempera turi moderat
ridicate, acestea fiind chiar favorabile pentru impermeabilizare.
Coreland cele de mai sus cu rezultatele obtinute din testele pe fluxul tehnologic, precum si
cu datele obtinute anual din monitorizarea radioactivitatii mediului in zona de infl uenta a
depozitului, reiese faptul ca tehnologiile de conditionare a deseurilor radioactive sunt viabile si
asigura stabilitatea coletului pe termen mediu si lung.
Pentru imbunatatirea performantelor pe termen lung poate fi luata in considerare
folosirea de aditivi minerali in matricea de beton utilizata la confinarea deseurilor radioactive.
Rezultatele obtinute atesta o foarte buna rezistenta la spalare a deseurilor radioactive
conditionate incadrandu -se in limitele prezentate in literatura de specialita te (IAEA -TECDOC –
1255: India – 2 x 10-4 ÷ 3 x 10-6 g/cm2. zi)
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
134 | 1 4 5
Deasemenea, din evaluarea inventarului posibil a fi depozitat si limitele de siguranta in
evaluarea post -inchidere, reiese in mod clar faptul ca activitatile depozitate sunt cu cateva ordine de
marire sub limita de confort in ceea ce priveste evolutia migrarilor radionuclizilor din depozit in
orizonturi de timp cuprinse intre 100 si 300 de ani.
B) Concluzii si propuneri privind materialul de umplere a spatiilor libere dintre colete
In cadrul PSAR 2006 s -a emis ipoteza ca bentonita are un impact pozitiv minor asupra
sistemului de depozitare. Dozele calculate au aratat ca prezenta bentonitei in galeriile de depozitare
reduce dozele post -inchidere cu mai putin de un ordin de marime. Ben eficiile potentiale datorate
proprietatilor de sorbtie ale bentonitei sunt reduse datorita densitatii slabe de amplasare realizata la
Depozitul de la Baita Bihor (ceea ce face ca bentonita sa fie succeptibila de a fi “spalata”)
precum si facilitarii degradarii butoaielor (asigurand astfel contactul direct intre umiditate si
butoaie).
Au fost stabilite trei compozitii – 3 materiale/mixturi de umplutura (bentonita, bentonita
mixata cu nisip si bentonita mixata cu nisip si argila), pentru a f i analizate in vederea utilizarii ca
material de umplere (backfilling) a spatiilor libere dintre colete.
In ceea ce priveste matricile solide studiate acestea au fost:
– (S1) – ciment – nisip – 1:1 cu o ratie apa: ciment de 0,5 – reteta utilizata de cca. 25 de ani la STDR
pentru conditionarea deseurilor radioactive
– (S2) – beton alcalin cu compozitia: ciment 30%, var nestins 15%, argila 25% si apa 30%
– (S3) – beton bentonitic cu compozitia: ciment 30%, bentonita 10%, argila 30% si apa 30%
Teste realizate in-situ privind caracterizarea comportarii celor trei mixturi de umplutura
uscate au demonstrat:
– ca gradul de umiditate este practic constant in toata sectiunea pentru fiecare montaj
experimental in parte. Cel mai mare grad de umiditate se inregistreaza in montajul
experimental A1 in care materialul de umplere este bentonita iar cel mai scazut in
montajul experimental A3 in care materialul de umplere este bentonita+nisip+argila.
– Din punct de vedere al retentiei radionuclizilor relevanti (Co -60 si Cs -137) toate
mixturile prezinta un grad mare de retentie ca urmare a proprietatilor de sorbtie, fiind
adecvate a fi utilizate ca backfilling;
– Rezultatele experimentale prezentate in cap. 3.3. conduc la concluzia ca toate retetele
analizate sunt eficiente, cele ma i bune rezultate fiind obtinute pentru A1 si A3 si pentru
S1 si S2;
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
135 | 1 4 5
In concluzie, consider ca din punct de vedere al eficientei ca material de umplere, cea mai
propice abordare este utilizarea matricilor solide care au proprietati multiple :
– Caracteristici fizico -mecanice superioare;
– Proprietati de sorbtie, retentie si eliberare adecvate rolului de bariera inginereasca;
– Rol de intarzietor in cazul intruziunii umane neautorizate;
– Crearea unui sistem monolit in interiorul depozitului.
Exista si un inconvenient major in implementarea in cadrul procesului de depozitare si
anume dezvoltarea unei tehnologii de punere in opera, care in conditiile date este practic imposibila.
In ceea ce priveste utilizarea mixturilor uscate ca material de umplere a spatiilor libere
dintre colete, consider ca cea mai eficienta bariera este A3 (bentonita + nisip + argila) , avand in
vedere intercompararea re zultatelor obtinute. Utilizarea acestui material nu ridica probleme de
punere in opera, amestecul putand fi realizat pe amplasament si fiind aplicata aceeasi tehnologie ca
in prezent.
C) Concluzii privind bariera naturala – mediul geologic si hidrogeologic in care este amplasat
Depozitul Natio nal de Deseuri Radioactive de joasa si medie activitate – Baita, jud. Bihor (DNDR)
Desi in anul 1982 cand au fost realizate primele studii privitoare la posibilitatea amplasarii
Depozitului National de Deseuri Radioactive, galeriile 50 si 53 (parte a exploatarii Avram Iancu)
luate in calcul in acest scop erau abandonate de mai bine de 25 de ani, fara ca in prealabil sa fi fost
luate masuri de conservare a acestora, accesul a fost posibil fara pericol. De mentionat faptul ca
dupa abandonarea lucrarilor s -au realizat impuscaturi masive in cariera situata in imediata
apropiere, fara ca acest ea sa deterioreze lucrarile.
Formatiunile in care este amplasat DNDR, gresii cuarto -feldspatice, se incadreaza in
categoria rocilor foarte tari spre extratari, permitand executarea lucrarilor miniere nesustinute.
In cei aproape 30 de ani de exploatare, nu s-au produs copturi sau desprinderi, profilul
galeriilor fiind practic intact fata de anul 1982, anul in care s -au realizat amenajarile.
Masurarile radiometrice efectuate in ultimii 25 de ani asupra nivelului iradierii externe
gamma si analizele radiochi mice a probelor de pamant , apa si vegetatie arata ca activitatea de la
DNDR Baita Bihor se desfasoara fara risc de iradiere suplimentara a persoanelor din populatie si a
mediului inconjurator. Nu se evidentiaza o migrare a radionuclizilor din depozit. Conc entratiile
gasite pentru radionuclizii depozitati se situeaza sub limitele admise.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
136 | 1 4 5
Studiul comparativ efectuat pe datele obtinute din masurari radiometrice, radiochimice si
spectrometrice in intervalul 1984 – 2009 nu evidentiaza modificari ale starii radi ologice a zonei ca
urmare a activitatilor de depozitare a deseurilor radioactive.
In consecinta, din datele obtinute se constata ca mediul geologic in care este amplasat
depozitul este compact, slab fisurat iar roca are proprietati bune de retenti e in caz ul unor
potentiale migrari a radionuclizilor. Deasemenea, simularile si evaluarile realizate arata ca
practic nu exista un impact al activitatii de depozitare a deseurilor radioactive in orizontul de
timp de interes de 300 de ani asupra populatiei si mediu lui.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
137 | 1 4 5
CONTRIBUTII PERSONALE
In cadrul studiilor si programului experimental intreprinse in cadrul tezei de doctorat am realizat:
– O ampla documentare privind cerintele si criteriile de amplasare a unui depozit de deseuri
radioactive;
– Analiza factorilor cheie privind carac teristic ile deseurilor radioactive si solutiile de depozitare a
acestora;
– Analiza sistemului de bariere ingineresti utilizate pe plan mondial si cercetarile privind
durabilitatea acestora;
– O analiza complexa a sistemului de depozitare de la Baita -Bihor;
– Studii experimentale privind eficacitatea matricii de conditionare a deseurilor radioactive si
propuneri d e optimizare a acesteia , prin efectuarea de teste de rezistenta la compresiune, teste
pentru stabilirea gradului de permeabilitate si teste de spalare ;
– Studii experimentale si analize privind eficienta materialelor de umplere aplicate in prezent si
testare a de noi material e cu proprietati de retentie sporite in vederea implementarii in cadrul
procesului de depozitare; am realizat caracterizarea materialelor de umplere prin efectuarea de
teste privind determinarea umiditatii, a densitatii aparente, a porozit atii aparente, gradului de
umiditate, gradului/capacitatii de retentie la izotopii relevanti pentru materialele uscate ; pentru
materialele solide am efectuat teste de rezistenta la compresiune, teste pentru stabilirea gradului
de permeabilitate, teste de leaching si teste pentru observarea fenomenelor de coroziune ;
– Au fost puse la punct proceduri specifice de incercare pentru realizarea de teste specifice, in
vederea punerii in evidenta a proprietatilor materialelor studiate prin caracterizari initiale si
caracterizari dupa perioade de timp in care diferitele probe au fost amplasate in mediul real, in
depozit ;
– Simularea si caracterizarea comportarii materialelor de umplutura in conditii in -situ ;
– Evaluari ale mediului geologic de amplasare al depozitului in baza rezultatelor incercarilor
efectuate pe roci;
– O analiza complexa a eficacitatii sistemului de bariere ingineresti aplicabile in cadrul DNDR
Baita Bihor in vederea asigurarii securitatii pe termen lung.
Rezultatele obtinute demonstreaza ca :
Matricile de conditionare a deseurilor radioactive sunt adecvate scopului propus iar utilizarea
aditivilor minerali in proportii de maxim 10% conduce la pastrarea rezistentelor mecanice si
obtinerea unei permeabilitati reduse;
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
138 | 1 4 5
Utilizarea bentonitei si a am estecurilor pe baza de bentonita, nisip si argila ca material de
umplere a spatiilor libere dintre colete este o alternativa viabila avand in vedere rezultatele
obtinute din punct de vedere al capacitatii de sorbtie si retentie precum si a gradului de
umid itate in conditii reale de depozitare si in conditii de laborator; deasemenea, ea poate fi pusa
in opera in conditii tehnice relativ simple.
Matricile solide analizate in vederea utilizarii ca materiale de umplere pot fi utilizate cu succes
avand in vedere coeficienti de permeabilitate redusi, rezistentele mecanice obtinute precum si
rezultatele observatiilor privind leaching -ul si aparitia fenomenelor de coroziune . In comparatie
cu utilizarea materialelor uscate, implementarea tehnologiei de umplere a spat iilor libere cu
material e solide ridica probleme tehnice privind posibilitatea punerii in opera in conditiile de
operare a depozitului.
Decizia de amplasare a depozitului in perimetrul unei vechi exploatari miniere de uraniu
(apartinand Companiei Nationale a Uraniului – CNU -SA), in doua galerii de explorare, s -a
dovedit a fi o decizie cu un fundament tehnic solid. Mediul geologic raspunde cerintelor de
izolare iar tehnologiile de depozitare utilizate sunt adecvate si confera stabilitate pe termen lung.
Depo zitarea deseurilor ra dioactive nu are impact negativ asupra mediului si populatiei,
dimpotriva, are un impact social si economic pozitiv la nivel national prin gestionarea in
siguranta a deseurilor radioactive intr -o maniera controlata.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
139 | 1 4 5
BIBLIO GRAFIE
1. IAEA SAFETY STANDARDS SERIES No. GSG -1, Classification of Radioactive Waste –
General Safety Guide – International Atomic Energy Agency , Viena, 2009
2. IAEA NUCLEAR ENERGY SERIES No. NW -T-1.20, Disposal approaches for long lived
low and intermediate level radioactive waste, Viena, 2009
3. Engineered Barrier Systems and the Safety of Deep Geological Repositories, State -of-the-art
Report, ISBN 92 -64-18498 -8, NEA -OECD 2003
4. IAEA -TECDOC -1255, Performance of engineered barrier materials in near surface disposa l
facilities for radioactive waste, Viena, 2001
5. IAEA -TECDOC -1256, Technical considerations in the design of near surface disposal
facilities for radioactive waste, Viena, 2001
6. “Preliminary Safety Analysis Report of the Baita Bihor Radioactive Waste Reposit ory,
Romania”(PSAR) QRS -1255A -PSAR2, 2006
7. “Preliminary Safety Analysis of the Baita Bihor Radioactive Waste Repository, Romania” –
Richard Little, Quintessa Limited; Felicia Dragolici, IFIN -HH; Alex Bond, Quintessa Limited;
Ludovic Matyasi, Sandor Matyasi, Geo Prospect SRL; Mihaela Naum, Ortenzia Niculae,
SITON; Mike Thorne, Mike Thorne and Associates; Sarah Watson, Quintessa Limited
(UK/ROMANIA), The 11th International Conference on Environmental Remediation and
Radioactive Waste Management ICEM ’07 , Brug es, Belgium, 2007
8. IMR -EM Bihor, Dr. Petru Groza (1982), Studii Geologice, Tectonice, Microtectonice,
Mineralogice si Chemice in zona galeriilor 50 si 53 de la Baita, jud. Bihor.
9. ICMN Baia Mare (1982). Studii Geotechnice si Hidrogeologice in zona galerii lor 50 si 53 de
la Baita, jud. Bihor. BM47 -06.
10. IFIN -HH (1982). Studii si cercetari cu trasori privind retentia si migrarea radionuclizilor in
rocile din galleria 50 -53 Baita. IFIN -Ctr 5320.
11. Universitatea Bucuresti, (1982). Evaluarea studiilor realizate pentru amplasarea DNDR Baita,
Bihor (Raport Intern).
12. C. Hirian – Mecanica Rocilor, 1981
13. IAEA (1993). Report on Radioactive Waste Disposal. IAEA Technical Report Series No. 349,
International Atomic Energy Agency, Vienna.
14. IAEA (2007) Low and Intermediate Level Waste Repositories: Socioeconomic Aspects and
Public Involvement . TECDOC 1553.
15. Deep geologic repositories – Norbert T. Rempe, 2008, Geological Society of America.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
140 | 1 4 5
16. IAEA (1995). The Principles of Radioactive Waste Management. Safety Series No. 111 -F,
International Atomic Energy Agency, Vienna.
17. IAEA (1997). Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the Safety
of Radioactive Waste Management. Information Circular INFCIRC/546, International
Atomic Energy Agency, Vienna.
18. IAEA (1999). Near Surface Disposal of Radioactive Waste. IAEA Safety Standard Series No.
WS-R-1, International Atomic Energy Agency, Vienna.
19. IAEA (2005a). Geological Disposal of Radioactive Waste. Draft Safety Requirements DS 154,
International Atomic Energy Agency, Vienna.
20. IAEA (2005b). Generic Post -Closure Safety Assessment for Borehole Disposal of Disused
Sealed Sources. Draft Safety Report, version 0.5, International Atomic Energy Agency, Viena.
21. Bazele tehnologiei liantilor anorganici , ed. Didactic a si Pedagogica, 1993, Ion Teoreanu .
22. IFIN (1992) – Studiul documentar privind caracterizarea bentonitelor si tufurilor vulcanice
indigene – Contract H4.
23. IAEA -TECDOC -1397 – Long term behaviour of low and intermediate level waste packages
under repository conditions, Viena, 2004.
24. EPA (1999) Understanding variation in partition coefficient, kd, values – EPA 402 -R-99-
004A.
25. NSR -01 – Norme Fundamentale de Securi tate Radiologica
26. IAEA – TRS 222 – Conditioning of low and intermediate level radioactive wastes (1983)
27. SREN -12390 -2/2009 – Incercari pe beton intarit. Partea II – Pregatirea si pastrarea
epruvetelor pentru incercari de rezistenta
28. SARAWAD -BB / PN II -PT-PCCA -2011 -3.2-0334 : Dezvoltarea strategiei de inchidere a
Depozitului Na tional pentru De seuri Radioactive B aita, Bihor, având la baz a optimizarea
sistemului de bariere inginere sti”.
29. Norbert Maes, Sonia Salah, Christophe Bruggeman, Marc Aertsens, Evelien Martens, Van
Laer Liesbeth – Radionuclide migration and retention processes in Boom Clay , SCK•CEN
Contract: CO -90-08-2214 -00,RP.W&D.0064 NIRAS/ONDRAF contract: CCHO -2009 –
0940000, LTBC02 -GEO -01, September, 2012.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
141 | 1 4 5
LISTA DE PUBLICATII
1. “Influence of complexing agents on the mechanical performances of the cement
conditioning matrix”, F.Dragolici , Gh.Rotarescu, C.N.Turcanu , A.C.Dragolici , Belgrad – Yugoslav
Nuclear Society Conference – YUNSC’98.
2. “Management of institutional radioactive waste in Romania: present and future”,
Gh.Rotarescu, C.N.Turcanu, C.Postelnicu, F.Dragolici , s.a., Bucuresti – NUC Info’98.
3. “Public acceptance regarding the activities developed at the National Repository for
Radioactive Waste – Baita, Bihor county”, F.Dragolici , A.C.Dragolici, Gh.Rotarescu, C.Mihai,
Bucharest – SIEN’99.
4. “Radiation protection methodology applied at the Romanian National Repository for
Radioactive Waste – Baita, Bihor county”, F.Dragolici , A.Luca , A.C.Dragolici, Gh.Rotarescu,
Bucharest – SIEN’99.
5. Durability of cemented waste in repository and under simulated conditions.Contract
Agreement No. 9743/RO.Second year progress report, Mihaela Bucataru -Nicu, Felicia Dragolici ,
Laura Lungu, Gh. Rotarescu, C.N. Turcanu, IAEA Meeting , Cordoba, Spain, april 1999.
(**) 6. “National Facilities for the Management of Institutional Radioactive Waste in Romania”,
Gh.Rotarescu, C.N.Turcanu, F.Dragolici , M.Nicu, L.Lungu, L. Cazan, G.Matei, V. Guran,
Advances in Nuclear Physics, 1999.
7. “ Radioactivity studies in the Romanian National Repository for Radioactive Waste – Baita,
Bihor County area, during 14 years of exploatation”, F. Dragolici , Gh. Rotarescu, A. Luca, T. Peic,
C. Postelnicu, A. C. Dragolici, Conference on the Safety of Radioactive Waste M anagement,
Cordoba, Spain,13 -17 March 2000 .
8. “Instituti onal Radioactive Waste Treatment and Conditioning in Romania”, F.Dragolici ,
C.N.Turcanu, Gh.Rotarescu, Conferinta “Management of Radioactive Waste from Non -Power
Applications – Sharing the Experienc e”, 2001, Malta.
9. “Waste generated by the future decommissioning of the Magurele VVR -S research reactor”,
F.Dragolici , C.N. Turcanu, Gh. Rotarescu, A.C. Dragolici, Conferinta “Management of
Radioactive Waste from Non -Power Applications – Sharing the Expe rience”, November 2001,
Malta.
10. “Long term behaviour of waste packages under repository conditions”, “Durability of
cemented Waste in Repository and Under Simulated Conditions”,Final report, Praga, June 2001.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
142 | 1 4 5
11. “Technical aspects regading the management of radioactive waste from decommissioning of
nuclear facilities “, F. Dragolici , Gh. Rotarescu, C.N. Turcanu , I. Paunica, WM’03 , February
2003, Tucson, Arizona, USA.
12. “Environmental impact analysis after 18 y ears of operation of the Romanian National
Repository for Low and Intermediate Level Radioactive Waste, Baita -Bihor county” , F. Dragolici ,
Gh. Rotarescu, C.N. Turcanu , I. Paunica, WM’03 , February 2003, Tucson, Arizona, USA.
13. Workshop “Structure and c ontent of Safety Cases and Development of Confidence in Safety
of Near -Surface Disposal Facilities “ F. Dragolici ,, Budapest, Hungary, 21 -25 June 2004”.
(*) 14. Durability of cemented waste in repository and under simulated conditions , Felicia
Dragolici , Mihaela Bucataru -Nicu, Laura Lungu, C.N. Turcanu, Gh. Rotarescu , IAEA -TECDOC –
1397, pag. 137 -167, June 2004.
15. "Managementul deseurilor radioactive in Romania", F. Dragolici , Gh. Rotarescu, C.
Turcanu, Gh. Dogaru, Baku, Azerbaidjan 13 -17 iunie 2005;
16. “Evaluation, Planning and Strategies on Assuring the Capabilities for Management of
Radioactive Waste from Research Reactors and Small Nuclear Facilities Decommissioning”, F.
Dragolici , Gh. Rotarescu, C.N. Turcanu, Gh. Dogaru, I. Paunica, Conference on Op erational Safety
Performance in Nuclear Installations, IAEA Viena.
17. “Romanian National Repository for Low and Intermediate Level Radioactive Waste, Baita –
Bihor County (DNDR): Present Status and Further Developments”, F. Dragolici , International
Conference on Safety of Radioactive Waste Disposal, 2 -10 oct. 2005, Tokyo Japonia.
18. “Methods to retrieve and verify old waste inventory data with special attention to spent
sealed radioactive sources “, Technical Meeting, F. Dragolici , Viena, Austria, June 2004
19. “Licence application for low and intermediate level predisposal waste management
facilities”, Technical Meeting, F. Dragolici , Viena, Austria, Nov. 2005
20. “Management of Institutional Radioactive Waste at Radioactive Waste Treatment Plant
(STDR) from the National Institute of Research and Development for Physics and Nuclear
Engineering “Horia Hulubei”(IFIN – HH)”, Technical Meeting “Lessons Learned by Member
States in Operating Low Level Radioactive Waste Processing and Storage Facilities” , F.Dragolici ,
30 Oct – 03 Nov 2006
(**)21. “An Inelastic Neutron Scattering Study of the Water Dynamics in Cement Paste”,I.
Padureanu, D. Aranghel, Ghe. Rotarescu, F. Dragolici , C. Turcanu, ZH.A.Kozlov, V.A.Semenov,
Romanian Journal of Physics, vol. 50, no .5-6, 2005.
(**) 22.“Structure and Dynamics of Confined H2O and D 2O in Cement Paste Matrix Studied by
Quasielastic and Inelastic Neutron Scattering”, I. Padureanu, D. Aranghel, Ghe. Rotarescu, F.
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
143 | 1 4 5
Dragolici , C. Turcanu, R. Brzozowski, M. Stepinski, P.J. Szalanski, ZH.A.Kozlov, V.A.Semenov,
Romanian Journal of Physics, vol. 50, no.5 -6, 2005.
23. “Preliminary Safety Analysis of the Baita Bihor Radioactive Waste Repository, Romania” –
Richard Little, Quintessa Limited; Felicia Dragolici , IFIN -HH; Alex Bond, Quintessa Limited;
Ludovic Matyasi, Sandor Matyasi, Geo Prospect SRL; Mihaela Naum, Ortenzia Niculae, SITON;
Mike Thorne, Mike Thorne and Associates; Sarah Watson, Quintessa Limited (UK/ROMANIA),
The 11th International Conference on Environmental Remediati on and Radioactive Waste
Management ICEM ’07 , 2 -6 September, Bruges, Belgium
24. “XRF Application for Diffusion Studies in Radioactive Waste Cemented Matrix”, Mihaela
Nicu, Laura Ionascu, Felicia Dragolici , Corneliu Turcanu, Gh. Rotarescu 7th Internati onal Balkan
Workshop on Applied Physics, July 5 -7th 2006, Constanta, Romania.
25. “Decommissioning of VVR -S Reactor and Management of Radioactive Waste”, M.
Dragusin, V. Copaciu, F. Dragolici , Gh. Rotarescu, IAEA -Workshop, Almaty, Kazahstan, 2006.
26. “Characterization studies of a radioactive waste drum using high resolution gamma
spectrometric systems” M.Toma , O. Sima , C. Cristache, L. Done, F. Dragolici , Proc. of 7th
General Conference of the Balkan Physical Union, Alexandroupolis 9 -13 Septembe r 2009, ISBN
978-0-7354 -0740 -4, page 35 -40 (2009)
(*)27. “Licence Applications for low and Intermediate Level Waste predisposal Facilities: A
Manual for Operators “ , Felicia Dragolici et All, IAEA -TECDOC -1619
28. “Treatment and Conditioning of Historical Radioactive Waste”, Dogaru Ghe., Dragolici F .,
Ionascu L., Rotarescu Ghe., Proceedings of Nuclear 2009, (2009), ISSN 2066 -2955
(**)29. “Determination of Elemental Content in Geological Samples “, C. Cristache, O.D uliu, M.
Toma, F. Dragolici , M.Bragea, L. Done, Romanian Journal of Physics, vol. 53, number 7 -8, Pages
941-946, Bucharest, 2008
(**)30. “Efficiency Calibration Studies for Gamma Spectrometric Systems: the Influence of
Different Parameters” , M. Toma, O. Sima, C. Cristache, F. Dragolici , G. Rotarescu, G. Dogaru, L.
Done, Romanian Journal of Physics, vol. 53, number 7 -8, Pages 795 -800, Bucharest, 2008
(**)31. “The Influence of the Complexing Agents on the Concrete Matrix Studied by XRD” , M.
Nicu, L. Ionas cu, C. Turcanu, F. Dragolici , G. Rotarescu, G. Dogaru, Romanian Journal of Physics,
Volume 53, Number 7 -8, Pages 841 -850, Bucharest 2008
(*)32. “Retrieval, restoration and Maintenance of Old Radioactive Waste inventory Records”,
Felicia Dragolici et. All., IAEA -TECDOC -1548
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
144 | 1 4 5
(**)33. “XRF Application for Diffusion Studies in Radioactive Waste Cemented Matrix”, Mihaela
Nicu, Laura Ionascu, Felicia Dragolici , Corneliu Turcanu, Gh. Rotarescu, Rom. Journ. Phys.,
Vol.52, No. 3 -4, P. 287 -294, Bucharest, 2007
(**)34. Study of the structure and dynamics relaxation phenomena in complex disordered systems,
resulting from hydration of the cement pastes, using the neutron scattering techniques, C. A.
Dragolici, A. Radulescu, Gh. Rotarescu, F. Dragolici , Romanian Reports in Physics, Vol. 62, No.
4, p.p. 791 -800,
(**)35. On the efficiency calibration for different systems used for the assay of radioactive waste
containers , M. T oma, C. O lteanu , L. D one, F. D ragolici , O. S ima , Romanian Reports in Physics,
Volume 62, Number 4
36. Characterization Studies of Radioactive Waste Drums Using High Resolution Gamma
Spectrometric System, M. Toma, C. Cristache, L. Done, F. Dragolici , and O. Sima , AIP Conf.
Proc. – January 21, 2010 – Volume 1203, pp. 35 -39
(*)37. The Behaviours of Cem entitious Materials in Long Term Storage and Disposal of
Radioactive Waste – Results of a Coordinated Research Project IAEA -TECDOC -1701 Felicia
Dragolici et. All , (ISBN: 978-92-0-139310 -4), 2013
(**)38. Chemical composition of radioactive waste and the mechanical performance of the
cemented matrix , L. Ionascu, M. Nicu, C. Turcanu, F. Dragolici , Gh. Rotarescu , Romanian
Reports in Physics 65 (4), (2013) 1518 -1524 , 2013
(**)39. Gamma -ray spectrometry method used for radioactive waste drums characterization for
final disposal at National Repository for Low and Intermediate Radioactive Waste – Baita,
Romania , L. Done, L.C. Tugulan, F. Dragolici , C. Alexandru , Applied Radiation and Isotopes,
2013
(**)40. Study of radioactive precipitates cemented matrix by the X -ray diffraction phase
identification, M. Nicu, L. Ionascu, C. Turcanu, F. Dragolici , Gh. Rotarescu , Romanian Reports in
Physics 65 (4), (2013) 1511 -1517 , 2013
(**)41. Determination of the diffusive motion of water molecules in hydrated cement paste by
quasielastic neutron scattering , C. A. Dragolici, R. Kahn, F. Dragolici , Rom. Rep. Phys. 63(2),
2011, p. 465 -470, 2011
(**)42. Thorough investigations of Radon concentration variations in Baita Bihor (R omanian
National Radioactive Waste Repository – DNDR), A. Petrescu, L.Done, F. Dragolici , I.Prisecaru,
G.Pavel, H.P opa, Rom. J. Phys. 59, (2014) 1025 .
Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive
institutionale
145 | 1 4 5
43. Improvement of the operational infrastructure at the Romanian National Repository for LILW ,
Felicia Dragolici , Elena Neacsu, Iosif Paunica, Dumitru Morar, Carmela Alexandru, Horatiu Popa ,
Technical Innovation in Nuclear Civil Engineering – TINCE 2014 , Paris , France, September, 2014
(**) 44. Introduction in means and methods used in chemical, Biological, radiological, and nuclear
decontamination , C. Dragolici, F. Dragolici , Rom. J. Phys. 59, (2014) 920
(**) 45. Study of the conditioning matrices for aluminium radioactive wastes, Laura Ionascu,
Mihaela Nicu, Corneliu Turcanu, Felicia Dragolici and Gheorghe Rotarescu , Rom. J . Phys., Vol.
59, (2014) 360 –368.
(***) 46. Brevet de inventie nr. 126351 : Colet pentru stocarea pe termen lung a deseurilor
radioactive alfa active, Autori : Gheorghe Dogaru, Felicia Dragolici , Laura Ionascu, Gheorghe
Rotarescu, Corneliu Turcanu .
(**) 47. "Use of lithium nitrate as a potentially corrosion inhibitor for radioactive aluminium in
cementing systems" , M. Nicu, L. Ionascu, C. Turcanu, F. Dragolici , Rom. J. Phys. 60, 1193 (2015)
48. “ Development of the engineering barrier and closure system at the Romanian LILW
Radioactive Waste National Repository, Baita -Bihor county ”, Sanda Manea, Loretta Batali, Horatiu
Popa , Felicia Dragolici , Elena Neacsu , XVI – ECSMGE 2015, 13 -17 Septembrie 2015, Edinburg.
(**) 48 . “Evaluation of Environmental Monitoring Data at Low and Intermediate -Level Radioactive
Waste Repository Baita, Bihor, Romania ”, B.T. Obreja, E. Neacșu, L. Done, F. Dragolici ,
L.Tugulan, L. Zicman, D. Scradeanu , accepted for publication in Romanian Journa l of Physics
(2015 – http://www.nipne.ro/rjp/accepted_papers.html)
(*) – Carti
(**) – Articole cotate ISI
(***) – Brevet
Copyright Notice
© Licențiada.org respectă drepturile de proprietate intelectuală și așteaptă ca toți utilizatorii să facă același lucru. Dacă consideri că un conținut de pe site încalcă drepturile tale de autor, te rugăm să trimiți o notificare DMCA.
Acest articol: Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive [600481] (ID: 600481)
Dacă considerați că acest conținut vă încalcă drepturile de autor, vă rugăm să depuneți o cerere pe pagina noastră Copyright Takedown.