Studii Privind Amplasarea Si Operarea In Conditii de Securitate a Depozitelor de Deseuri Radioactive Institutionale
CUVANT INAINTE
Cu ocazia definitivarii acestei lucrari, doresc sa adresez multumiri tuturor celor care m-au indrumat, mi-au impartasit cunostinte profesionale, m-au sprijinit moral si au fost alaturi de mine in momentele dificile.
In primul rand doresc sa aduc calduroase multumiri in mod deosebit conducatorului meu stiintific doamnei Prof. Dr. Ing. Sanda Manea, conducatorul stiintific al acestei lucrari, pentru cunostintele impartasite, sustinerea si intelegerea acordata pe toata durata activitatii de pregatire doctorala.
Tin sa aduc multumiri doamnei Prof. Univ. Dr. Ing. 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, multumesc tatalui meu, sotului meu Cristian si fiului meu Marius, colegilor si prietenilor care mi-au fost alaturi in aceasta perioada, m-au sustinut si m-au incurajat.
Bucuresti, septembrie 2015
Felicia Dragolici
CUPRINS
CUVANT INAINTE
INDEX DE FIGURI
INDEX DE TABELE
NOTATII/ABREVIERI
PREAMBUL
Partea I. DESEURILE RADIOACTIVE SI DEPOZITAREA ACESTORA
Capitolul 1. PROBLEMATICA DESEURILOR RADIOACTIVE
1.1. Introducere
1.2. Provenienta si caracteristicile deseurilor radioactive
Capitolul 2. MANAGEMENTUL DESEURILOR RADIOACTIVE
2.1. Notiuni generale
2.2. Minimizarea deseurilor solide
2.3. Tratarea deseurilor radioactive lichide
2.4. Tratarea deseurilor radioactive solide
2.5. Metode de imobilizare a deseurilor radioactive
Capitolul 3. DEPOZITAREA DESEURILOR RADIOACTIVE
3.1. Consideratii generale
3.2. Cerinte privind amplasarea depozitelor de deseuri radioactive
3.3. Optiuni de depozitare la suprafata
3.4. Optiuni de depozitare in formatiuni geologice de adancime
3.5. Alte practici
3.6. Variante potentiale
3.7. Bariere ingineresti in gestionarea deseurilor radioactive
3.8. Sinteza bibliografica asupra depozitelor de deseuri radioactive existente pe plan mondial
PARTEA a II-a. STUDIU DE CAZ – DEPOZITUL NATIONAL DE DESEURI RADIOACTIVE DE JOASA SI MEDIE ACTIVITATE BAITA, JUD. BIHOR
Capitolul 4. PREZENTAREA DEPOZITULUI
Capitolul 5. PROBLEMATICA BARIERELOR NATURALE SI INGINERESTI LA DNDR-BAITA-BIHOR
5.1. Bariere naturale
5.1.1. Localizare si topografie amplasamentul Depozitului National de Deseuri Radioactive de joasa si medie activitate – Baita , jud. Bihor (DNDR)
5.1.2. Caracteristici geologice ale amplasamentului Depozitului National de Deseuri Radioactive de joasa si medie activitate – Baita , jud. Bihor (DNDR)
5.1.3. Caracterizarea amplasamentului Depozitului National de Deseuri Radioactive de joasa si medie activitate – Baita , jud. Bihor (DNDR)
5.2. Sistemul de bariere ingineresti la DNDR-Baita Bihor
Capitolul 6. STUDII SI CERCETARI EXPERIMENTALE ASUPRA SISTEMULUI DE BARIERE INGINERESTI DE LA DEPOZITUL NATIONAL DE DESEURI RADIOACTIVE – BAITA BIHOR
6.1. Obiective
6.2. Analiza matricilor de conditionare a deseurilor radioactive
6.2.1. Programul de testare si materialele utilizate (retetele analizate si justificarea lor)
6.2.2. Experimente realizate si rezultate obtinute
6.3. Analiza materialelor de umplutura (backfilling) a spatiilor libere dintre colete
6.3.1. Caracterizarea materialelor utilizate
6.3.2. Programul de testare si retetele analizate
6.3.3. Experimente realizate si rezultate obtinute
6.4. Analize asupra rocilor gazda a depozitului
6.4.1. Date generale
6.4.2. Programul de testare
6.4.3. Experimente realizate si rezultatele obtinute
Capitolul 7. ANALIZA EVOLUTIEI RADIOACTIVITATII DESEURILOR DEPOZITATE / ANALIZA POTENTIALELOR MIGRARI DE RADIONUCLIZI DIN MEDIUL DE DEPOZITARE
Capitolul 8. CONCLUZII SI CONTRIBUTII PERSONALE LA OPTIMIZAREA SISTEMELOR DE BARIERE INGINRESTI SI OPERAREA DEPOZITELOR DE DESEURI RADIOACTIVE INSTITUTIVE
BIBLIOGRAFIE
LISTA DE PUBLICATII
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 (IAEA,2009) 24
Figura 3.2. Sectiune printr-un depozit de suprafata (ANDRA-Morsleben-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 exemplificarea 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 galerii. 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. Depozitul 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
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 falii/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 porozitatii aparente pentru materialul A1-bentonita 101
Figura 6.9. Determinarea densitatii aparente si a porozitatii aparente pentru materialul 101
Figura 6.10. Determinarea densitatii aparente si a porozitatii aparente pentru materialul 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
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 vulcanic, 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
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 distributie 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 radioactiv versus criterii de acceptanta si limite calculate in evaluarea post-inchidere pentru radionuclizii relevanti 128
NOTATII/ABREVIERI
AIEA / IAEA– Agentia Internationala pentru Energie Atomica
HLW – High Level Waste / 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 Management 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
PREAMBUL
Obiectivul de baza in ceea ce priveste depozitarea deseurilor radioactive este oferirea unei izolari suficiente a deseurilor din biosfera pentru a asigura o protectie adecvata a sanatatii umane si a mediului pentru durata de viata a deseurilor periculoase. Avand in vedere faptul ca radioactivitatea este o proprietate nucleara, practic imposibil de anihilat 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 si 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 ar 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.
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, deseuri 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 rezultate 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, autorizare 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 radioactivitatea 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 obligatorie 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 care datorita localizarii in apropierea amplasamentelor nucleare si obiceiurilor de viata pot fi expuse mai mult decat media populatiei.
Obiectivul de baza in ceea ce priveste depozitarea deseurilor radioactive este oferirea unei izolari suficiente a deseurilor din biosfera pentru a asigura o protectie adecvata a sanatatii umane si a mediului pentru durata de viata a deseurilor periculoase. Potentialul de izolare al metodei de depozitare alese trebuie sa fie proportional cu potentialul de periculozitate 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 cercetare care exploateaza un mare numar de instalatii experimentale sau de productie si din numeroasele aplicatii in medicina, agricultura, industrie si invatamant.
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 ani 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 reglementare 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 abilitata 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 aplicatiile tehnicilor si tehnologiilor, ce utilizeaza radionuclizi in cercetare, medicina, biologie, industrie si alte activitati institutionale produc cantitati relativ mari de deseuri radioactive. Cantitatile si tipurile de deseuri, depind in particular, de tipul activitatilor desfasurate. Deseurile lichide produse au volumele cele mai mari si de obicei si compozitiile cele mai complexe.
Ca o cerinta generala, producatorul de deseuri trebuie sa le colecteze pe tipuri si categorii si totodata sa minimizeze volumele, cât mai mult posibil. Principalii producatori de deseuri institutionale (altele decât cele din ciclul combustibilului nuclear) sunt:
Centrale de cercetari nucleare dotate in general cu reactori de cercetare si acceleratori, produc o mare varietate de radionuclizi, care sunt procesati in celule fierbinti sau laboratoare de radiochimie. Deseurile radioactive produse lichide si solide sunt, in general contaminate cu radionuclizi de viata scurta, numai volume relativ mici contin radionuclizi de viata lunga, cum sunt H-3 si C-14.
Operarea reactorilor nucleari de cercetare produce pe lânga deseurile solide si lichide normale si deseuri organice rezultate din schimbatorii de ioni organici folositi la purificarea apei din circuitul primar. Prin regenerarea lor, pot lua nastere deseuri lichide cu radioactivitate ridicata. Alte tipuri de deseuri intermediare de proces pot rezulta in statiile de tratare a deseurilor radioactive, respectiv slamuri rezultate la precipitare si concentratele de evaporare.
Acceleratoarele sunt instalatii mai ieftine ca reactorii nucleari si mai ieftin de operat, putând produce un mare numar de radionuclizi. Laboratoarele de producere a radioizotopilor folosesc de regula tintele iradiate in reactor sau ciclotron, procesându-le chimic prin dizolvare, separari, etc. Deseurile lichide sunt majoritare si trebuie segregate, deoarece contin, de obicei chimicale, incompatibile la amestecarea diferitilor efluenti sau la tratarea ulterioara. Efluentii slab activi trebuie, de asemenea separati de cei mediu activi. O parte semnificativa a izotopilor radioactivi primari sunt utilizati in producerea de produsi marcati si radiofarmaceutice, operatii care genereaza cantitati variabile de deseuri cu activitate specifica ridicata si compozitie variabila (depinzând de metoda de marcare), dar cunoscuta. O atentie speciala trebuie acordata radionuclizilor valabili, cum este radioiodul care poate fi foarte usor diseminat in timpul marcarii sau al procesarii deseurilor.
Centrele medicale de diagnoza si tratament folosesc un mare sortiment de radionuclizi si compusi marcati, cei mai multi având timp de injumatatire mic, din considerente de radioprotectie a pacientilor.
Aplicatiile industriale folosesc diverse tipuri de surse inchise de radiatii pentru teste nedistructive, controlul calitatii, masuratori, evaluarea performantelor instalatiilor si produselor, precum si tehnici cu trasori radioactivi, dar la scari mult mai mare fata de experimentele de laborator.
Cercetarea stiintifica din institutele de cercetare si universitati folosesc produse radioactive mai ales pentru studiul metabolitilor si ale cailor parcurse pe lanturile trofice in mediu a unui numar mare de substante diverse ca medicamentele, pesticidele, fertilizatorii, mineralele. Activitatile implicate in aceste studii sunt mici, dar obtinerea unor produsi marcati poate genera volume reduse de deseuri cu activitate specifica mare. Deseurile sunt solide si lichide organice si anorganice, ele putând pune probleme procesarii ulterioare.
Caracterizarea deseurilor si segregarea lor pe baza acestor criterii are o importanta majora in toate etapele de gestionare de la producere, pâna la depozitarea finala prin:
– stocarea intermediara pentru dezintegrare radioactiva;
– selectarea tehnologiilor de tratare si conditionare;
– alegerea metodelor de manipulare;
– implementarea masurilor administrative si organizatorice pentru toate etapele gestionarii;
– selectarea si realizarea barierelor ingineresti pentru confinarea radioactivitatii in timpul manipularii si depozitarii finale (sistem de ventilatie, tehnica de umplere si materialul, finisarile, inchiderile, acoperirea finala);
– durata controlului institutional;
– imbunatatirea caracteristicilor naturale ale amplasamentului depozitului;
– evaluarea securitatii radiologice 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 inseamna 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 radioactiva 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
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)
1Figura 1.1. Scheme de clasificare a deseurilor radioactive (IAEA, GSG-1, 2009)
Capitolul 2. MANAGEMENTUL DESEURILOR RADIOACTIVE
2.1. Notiuni generale
Activitatea de management al deseurilor 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 omologate 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 ceea 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 de cedari ale sistemului, infiltratii, etc. Mediul geologic si lucrarile de stabilizare a acestuia reprezinta deasemenea un element cheie in constructia si operarea unui depozit de deseuri radioactive.
Predepozitarea reprezinta totalitatea etapelor premergatoare depozitarii definitive:
Pre-tratarea;
Tratarea;
Conditionarea;
Stocarea; si
Transportul.
Caracterizarea desurilor este deasemenea o activitate importanta in componenta de predepozitare si este comuna 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 chimic; si
Decontaminare.
Tratarea deseurilor radioactive include acele operatii destinate imbunatatirii securitatii si optimizarii costurilor prin schimbarea caracteristilor deseurilor radioactive. Obiectivele de baza ale procesului de tratare sunt:
Reducerea volumelor;
Extragerea radionuclizilor din deseuri; si
Modificarea compozitiei fizice si chimice.
Conditionarea reprezinta acele operatiuni care conduc la producerea unui colet cu deseuri radioactive adecvat manipularii, transportului, stocarii si/sau depozitarii. Aceasta poate include:
Imobilizarea deseurilor in difeite tipuri de matrici solide;
Inchiderea/etansarea deseurilor in colete; si, daca este necesar
Realizarea unui sistem de supra-ambalare.
Imobilizarea 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.
Transportul 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 acestora, si, mai departe la o inslataie de depozitare.
Caracterizarea 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, chimice si radiologice a acestora.
2.2. Minimizarea deseurilor solide
Incinerarea este o metoda folosita pentru reducerea volumului de deseuri combustibile (hârtie, plastic, celuloza, textile, etc), provenite de la centralele nucleare, centre de cercetare nucleara si facilitati de tratare a deseurilor radioactive. Procesul prezinta un factor de reducere mai mare de 100 si cenusa rezultata poate fi cimentata si depozitata direct.
Compactarea este un alt proces care conduce la minimizarea volumului de deseuri. Deseurile compactabile sunt supuse asa-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 functie de tipul de deseuri de compactat.
2.3. Tratarea deseurilor radioactive lichide
Selectia celei mai bune metode de tratare depinde de compozitia radionuclizilor continuti, de volumul si compozitia chimica a deseurilor. Variantele posibile de tratare sunt evaporarea, schimbul ionic sau alte metode utilizate la scara mica.
Evaporarea in general se realizeaza intr-un evaporator unde condensul este colectat, masurat si in cele mai multe cazuri, deversat in apele de suprafata sau la sistemele de canalizare. Factorii de decontaminare sunt relativ mari, ajungând la trei sau patru ordine de marime. Concentratul rezultat este bogat in radionuclizi volatili si saruri anorganice si trebuie procesat printr-o metoda de imobilizare (a se vedea metodele de conditionare de mai jos).
O alta metoda este absorbtia de contaminanti pe schimbatori de ioni organici. Aceasta metoda se preteaza pentru lichide saline si cu continut scazut de radionuclizi. Procesul utilizeaza o coloana de schimbatori de ioni fixa care, dupa saturatie, poate fi spalata, regenerata si reumpluta pentru urmatoarea operatiune. Dupa mai multe cicluri, schimbatoarii de ioni uzati devin la randul lor deseuri radioactive solide, care trebuie tratate.
Mai putin frecvent folosita este absorbtia de contaminanti pe diverse precipitate, cum ar fi fosfati, sulfati sau hidroxizi, in conformitate cu pH-ul lor. Ulterior, namolul rezultat este tratat prin solidificare in ciment sau bitum.
2.4. Tratarea deseurilor radioactive solide
Cimentarea este un proces utilizat intensiv pentru conditionarea de lichide concentrate, namoluri, rasini schimbatoare de ioni, precum si alte tipuri de 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 deseuri.
Procesul de cimentare se desfasoara la temperaturi normale si produsul rezultat este stabil, rezistent impotriva radiatiilor, si este demonstrata fiabilitatea acestuia din punct de vedere tehnologic. Cu toate acestea, exista si un dezavantaj principal si anume cresterea volumului de deseuri, fapt care conduce implicit la cresterea costurilor de depozitare. Cu toate acestea, procesul de cimentare este foarte frecvent utilizat in intreaga lume datorita simplitatii sale, disponibilitatii materialului de baza, si riscului extrem de scazut privind producerea de incendii si explozii in timpul operatiunilor.
In unele instalatii de prelucrare a deseurilor, in centrale nucleare sau centre de cercetare nucleara, este folosit procesul de bituminizare pentru concentratele obtinute prin evaporare, namoluri sau rasini schimbatoare de ioni. Procesul este relativ simplu si materialul de imobilizare ieftin. In mod similar cimentarii, matricea prezinta coeficienti acceptabili de difuzie si, prin urmare, reprezinta o posibilitate redusa de eliberare a radionuclizilor in mediul inconjurator. Principalul dezavantaj il reprezinta inflamabilitatea matricii si, in prezenta unor componente in concentratii mari cum ar fi nitratii, se poate produce auto-aprinderea materialului.
2.5. Metode de imobilizare a deseurilor radioactive
Dupa ce deseurile sunt tratate in vederea reducerii volumului, urmeaza etapa de conditionare in vederea manipularii, transportului, stocarii si depozitarii finale. Conditionarea implica imobilizarea si ambalarea finala, rezultatul fiind coletul final cu deseuri radioactive depozitat definitiv.
Imobilizarea reprezinta conversia deseului intr-o forma solida, care reduce pericolul potential dat de dispersia si migrarea radionuclizilor in timpul stocarii, transportului si depozitarii. Ea implica folosirea unor matrici obtinute din materiale neradioactive, cum sunt: cimentul, bitumul sau polimerii, care fixeaza deseul ca un monolit, de obicei direct in ambalajul coletului final.
Materialul matricii trebuie adoptat deseului pentru:
componentele radioactive (tipul si timpul de injumatatire al radionuclidului, activitatea specifica, dozele de radiatii);
proprietatile fizice si chimice ale materialului deseului (lichid, slam, rasini schimbatoare de ioni, cenusa, metale);
comportarea coletului in conditiile depozitarii finale.
Dupa alegerea materialului matricii si a tehnologiei de imobilizare se face evaluarea securitatii radiologice pentru evidentierea si luarea in consideratie a constrângerilor si incompatibilitatilor, din care sa rezulte cele mai potrivite contra-masuri de imbunatatire a securitatii radiologice pentru toate etapele de la procesare la depozitare finala.
Imobilizarea materialului radioactiv reprezinta si obtinerea implicita a barierelor de confinare, care limiteaza dispersia radionuclizilor. Cele mai importante proprietati ale barierelor de confinare sunt:
compatibilitate cu materialul deseului;
o buna omogenitate;
solubilitate scazuta;
permeabilitate mica;
rezistenta mecanica;
rezistenta la agenti externi (chimici, fizici, biologici);
rezistenta la caldura si iradiere;
stabilitate mare pe perioada de depozitare.
In plus, materialele primare pentru matrice trebuie sa fie usor de procurat si de manipulat si sa nu dilueze excesiv deseul (volumul final sa nu fie prea mare raportat la volumul deseului neconditionat). Principalele tipuri de matrici utilizate pe scara larga au la baza cimentul hidraulic si betoane modificate, bitumul si polimerii.
Imobilizarea in ciment
Imobilizarea in ciment este cea mai uzuala metoda, deoarece:
este simpla si usor de operat la temperatura normala;
exista o mare experienta din ingineria civila;
materialele sunt ieftine si usor de procurat;
produsul are o densitate mare (bun ecran) si rezistenta mecanica;
betonul are proprietati excelente de retinere a cationilor, care precipita in mediu bazic;
se pot imobiliza aproape toate tipurile de deseuri : lichide prin mixare directa cu cimentul si agregatul, umede-slamuri prin mixare directa, solide).
La amestecarea pulberii de ciment cu apa, componentii sai sufera o serie de reactii de hidroliza si condensare, care duc la formarea unor noi produsi, ce asigura intarirea matricii.Completa hidratare a pastei de ciment are loc pentru un raport apa/ciment de 0,25; dar, din motive de lucrabilitate raportul se creste la 0,4-0,5.
Hidratarea si intarirea pastei de ciment poate fi afectata de diferite substante chimice prezente in deseul radioactiv implicând accelerarea, intârzierea sau chiar inhibarea completa a reactiilor. Dintre substantele chimice cu efecte net negative se cunosc: acidul boric, sulfatii, agentii de complexare, fosfatii. Din aceasta cauza sunt recomandate teste de laborator, care sa determine formula optima 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 deseuri cu matricea de ciment
In afara cerintelor privind rezistenta mecanica, principalele proprietati ale matricii de beton se refera la rezistenta la leaching si la coroziune, ambele fiind direct legate de porozitate. Imbunatatirea vitezei de leaching a Cs-137, care este cel mai mobil radionuclid se face prin aditia de bentonita sau zeoliti in pasta de ciment.
Performantele matricii trebuie continuu determinate prin teste de laborator pe termen scurt si termen lung, daca sunt necesare evaluarii securitatii radiologice.
Imobilizarea in bitum
Matricea bituminoasa este un amestec de materiale hidrocarbonate cu greutate moleculara mare, ce rezulta ca subprodus rafinarea petrolului sau la cocsificarea carbunelui. Incorporarea deseului in bitum se datoreaza proprietatilor 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 lasa sa se raceasca, obtinându-se un material solid.
O varianta a procesului foloseste o emulsie de bitum intr-un solvent, deseul se usuca termo-mecanic, iar materialul dupa omogenizare se solidifica pe masura ce solventul se evapora.
Avantajele folosirii bitumului ca matrice de imobilizare sunt:
insolubil in apa;
inert chimic, cu exceptia oxidantilor;
inertie biologica;
plasticitate mare dupa incalzire;
proprietati reologice bune;
rezistent la imbatrânire;
capacitate mare de incorporare a deseului;
usor de procurat si pret relativ mic.
Ca material organic are si unele dezavantaje:
descresterea viscozitatii cu cresterea temperaturii
desi nu este inflamabil, este un material combustibil;
posibile interactiuni chimice cu unii componenti chimici (nitrati,nitriti);
conductivitate termica mica.
Experienta a aratat ca exista unele deseuri care pot fi imobilizate satisfacator in bitum. Incoporarea in bitum nu este compatibila cu nitratii si nitritii, care au dus la mai multe explozii. Din considerente de securitate radiologica pentru deseurile ILW procedeul nu este aplicabil la slamuri si rasini schimbatoare de ioni.
Imobilizarea in polimeri
Are o utilizare limitata la imobilizarea in special, a rasinilor schimbatoare 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 diverselor matrici functie de rezistenta, stabilitate, costuri.
4Tabel 2.2. Compararea calitativa a proprietatilor deseurilor imobilizate
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 concentratii mai mari si izotopi de viata lunga este necesar un sistem de izolare mai complex. In mod ideal, functia de izolare radionuclizilor ar trebui obtinuta printr-un sistem multi-bariera, care utilizeaza atât bariere ingineresti, cat si bariere naturale, pentru a atinge siguranta pasiva necesara. Mai jos sunt ilustrate componentele 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 optiuni au fost luate in considerare si / sau puse in aplicare pentru depozitarea deseurilor care contin cantitati semnificative de deseuri radioactive de joasa si medie activitate continand izotopi de viata lunga (LILW-LL). In prezent, exista mai multe instalatii in functiune (WIPP si mai multe facilitati in apropiere de suprafata, in Statele Unite ale Americii), altele au fost autorizate (Konrad in Germania) sau sunt in proces de a fi scoase din functiune (Asse si Morsleben in Germania). Marea majoritate sunt instalatii subterane.
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 siguranta a deseurilor radioactive. In total noua principii au fost promulgate dintre care cinci sunt deosebit de relevante pentru proiectarea de instalatii de depozitare a deseurilor radioactive.
Principiul 1: Protectia sanatatii umane – deseurile radioactive sunt gestionate astfel incât sa se asigure un nivel acceptabil de protectie a sanatatii umane.
Principiul 2: Protectia mediului – deseurile radioactive sunt gestionate astfel incât sa se asigure un nivel acceptabil de protectie a mediului.
Principiul 4: Protectia generatiilor viitoare – deseurile radioactive sunt gestionate astfel incat impactul previzionat asupra starii de sanatate a generatiilor viitoare sa nu fie mai mare decat nivelurile relevante de impact, care sunt acceptate in prezent.
Principiul 5: Povara asupra generatiilor viitoare – deseurile radioactive trebuie gestionate intr-o maniera care sa nu conduca la impunerea/transferul de sarcini inutile asupra generatiilor viitoare.
Principiul 9: Securitatea instalatiilor – securitatea instalatiilor pentru gestionarea deseurilor radioactive trebuie sa fie asigurata in mod corespunzator in timpul vietii 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 datorat eliberarilor;
Minimizarea etapelor de intretinere/reparatii/actiuni corective a instalatiei.
Proiectarea unei instalatii isi propune sa ofere izolare adecvata a deseurilor dispuse de o perioada necesara de timp, tinând cont de caracteristicile deseurilor si ale amplasamentului precum si de cerintele de securitate ce se impun. Este recunoscut faptul ca, in special pe termen lung, ar putea avea loc anumite procese si evenimente care ar putea duce la eliberarea de radionuclizi din instalatia de depozitare (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 ca astfel de eliberari nu depasesc limitele de reglementare in timpul fazelor operationale sau post- inchidere si sunt la un nivel atat de scazut pe cat de rezonabil se poate atinge (ALARA- as low as reasonably achievable), luând in considerare factorii economici si sociali relevanti (IAEA-TECDOC-1256).
Caracteristicile amplasamentului (atât fizice, cât si chimice) sunt evaluate ca parte a procesului de amplasare pentru a se asigura ca proiectul sistemului de depozitare este compatibil cu caracteristicile amplasamentului, si ca constructia, exploatarea si inchiderea instalatiei 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 deseuri, aspecte privind transportul, si / sau existenta instalatiilor de depozitare) trebuie sa fie luate in considerare, precum si caracteristicile sale de izolare. Rolul proiectantului este, conform principiului multi-bariera, de a echilibra orice caracteristici specifice amplasamentului prin solutii tehnice adecvate, bazate pe o intelegere a efectelor parametrilor fizici si chimici relevanti din cadrul sistemului de depozitare. Obiectivul este de a compensa orice limitari ale amplasamentului, cu performante imbunatatite din alte componente ale sistemului (de exemplu, coletul de deseuri, materialele de bariera, integritatea structurii de depozitare, etc.), pentru a asigura siguranta si securitatea generala.
Proiectul detaliat este complet specific amplasamentului si, prin urmare, caracteristicile acestuia influenteaza semnificativ proiectarea si trebuie sa fie luate in considerare. Caracteristici importante de luat in considerare privind amplasamentul sunt:
Existenta infrastructurii si a serviciilor;
Disponibilitatea din punct de vedere al spatiului necesar;
Proximitatea de generare a deseurilor;
Topografia ;
Climatologia si hidrologia ;
Structura geologica si proprietatile sale (geomecanica, 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.
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 influenta in mod semnificativ siguranta instalatiei de depozitare in timpul perioadei de reglementare de interes. Proiectarea are scopul de a minimiza impactul unor astfel de evenimente si procese fie ele in faza de exploatare sau faza post – inchidere.
3.3. Optiuni de depozitare la suprafata
Activitati cum ar fi scoaterea din functiune a centralelor nucleare si a altor facilitati nucleare, precum si operatiunile de decontaminare/dezafectare/eliberare nerestrictiva a instalatiilor si amplasamentelor aferente, pot conduce la cantitati semnificative de deseuri de joasa activitate, cu continut scazut de elemente transuraniene si / sau de activare de lunga durata si produsi de fisiune. Pentru acest tip de deseuri, depozitarea in instalatii de suprafata, cu bariere ingineresti limitate la / sau aproape de amplasamentul de la care provin deseurile ar putea fi o optiune atractiva din punct de vedere al sigurantei, cat si din punct de vedere economic. Izolarea radionuclizilor din deseuri este garantata de catre amplasarea acestora, confinate corespunzator, deasupra pânzei freatice si prin limitarea sau evitarea apei pluviale de percolare, cu sistem de acoperire/inchidere suficient de etans. Deseori, aceste instalatii de mici dimensiuni pentru deseuri de joasa activitate constau in transee, in special in zonele aride si izolate.
Evaluarea privind gradul de adecvare a amplasamentului pentru a demonstra izolarea corespunzatoare a continutului radioactive si a deseurilor este parte integranta a procedurii de autorizare a amplasamentelor de depozitare a deseurilor radioactive.
Acest lucru va necesita studierea mediului geologic al amplasamentului in scopul de a evalua contributia barierelor naturale la confinarea radionuclizilor depozitati si diluarea / intarzierea eliberarilor de radionuclizi, astfel incât expunerile la risc ca urmare a radiatiilor sa fie pastrate cât mai mici posibil si la cele mai scazute limite de reglementare. Depozitarea de deseuri la suprafata, in escavatii/transee poate fi potrivita pentru deseuri de nivel foarte scazut, cu cantitati foarte limitate de izotopi de viata lunga. Aceste facilitati contin, de obicei, bariere ingineresti cu grad de complexitate scazut sau sisteme de etansare limitate. In astfel de cazuri, cerintele privind tratarea deseurilor si conditionarea acestora vor fi, de asemenea, mai putin stricte. Dar, criteriile adecvate de acceptare a deseurilor (WAC) si controlul de calitate (AC) trebuie sa asigure ca continutul de radionuclizi, in special continutul de izotopi de viata lunga, ramâne la niveluri foarte scazute, compatibile cu capacitatile de izolare a acestui tip de depozit.
O asemenea escavatie/transee poate fi impartita in compartimente individuale de izolare pentru a creste gradul de confinare al deseurilor si flexibilitatea de operare. Dupa umplere se construieste un sistem de acoperire cu rol de impermeabilizare/etansare deasupra intregii structuri. Supravegherea si monitorizarea sunt necesare dupa inchidere si pe toata perioada de control institutional. Din nou, aplicarea criteriilor de acceptare a deseurilor radioactive (WAC) va limita tipul, concentratia si cantitatea de radionuclizi permise in coletele de deseuri, reflectând capacitatea de retentie limitata a acestui tip de depozit. Recent, au fost realizate depozite de suprafata de tip bolta care contin mai multe bariere ingineresti elaborate cu scopul de a reduce cantitatea de apa care ar putea intra in contact cu deseurile prin infiltrare. Astfel de instalatii sunt destinate in principal pentru depozitarea deseurilor de viata scurta, cu activitatea izotopilor de viata lunga limitata la concentratii mici, care, de obicei, se incadreaza in intervalul 400 – 4000 kBq • kg-1, aceasta limita fiind impusa prin WAC.
Acest tip de instalatie permite depozitarea economica a unor volume mari de LILW. Depozitele ingineresti de suprafata sunt dotate cu sisteme de acoperire de suprafata, bariere verticale si bariere sub-orizontale (straturi de pardoseli). Exista alte tehnologii de izolare care pot fi aplicate, inclusiv barierele chimice care intârzie migrarea radionuclizilor fara a impiedica circulatia apei. Dupa ce deseurile sunt depozitate, spatiile goale sunt de obicei umplute cu mortar sau alt material de umplere (bentonita, argila). Sistemul de bariere ingineresti poate include sisteme de drenare si colectare a apelor de infiltratie. Pot fi realizate galerii subterane pentru a verifica functionarea barierelor ingineresti.
3Figura 3.2. Sectiune printr-un depozit de suprafata (ANDRA-Morsleben-VLLW)
Bariere suplimentare ar putea fi construite in jurul instalatiei de depozitare avand rolul de a controla miscarea apei. Comuna pentru toate depozitele de suprafata este perioada de control institutional care urmeaza dupa inchiderea depozitului. Scopul sau este de a preveni patrunderea umana si daune in sistemul de depozitare cum ar fi aparitia de vizuini de animale sau eroziunea. Acest control activ ar trebui sa fie mentinut pentru o perioada de timp suficienta pentru a permite ca radioactivitatea continuta sa scada la valori considerate fara risc pentru populatie si mediu. Controlul activ institutional 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 continut mai mare de radionuclizi de viata lunga sunt, de obicei, depozitate in formatiuni 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 deseuri de viata lunga pot fi depozitate la o adâncime intermediara (pana la circa 100 m). Depozitarea geologica a fost deja realizata in conditii de siguranta intr-un numar mare de tari. Formele de deseuri conditionate acceptate la un anumit depozit depind de caracteristicile deseurilor si cele ale amplasamentului. Tratarea si conditionarea deseurilor furnizeaza atât bariere fizice, cat si bariere chimice din punct de vedere al migratiei radionuclizilor.
Selectia materialului de rambleiere utilizat pentru a umple spatiile goale din interiorul depozitului depinde de cerintele de proiectare si trebuie sa ia in considerare compatibilitatea acestuia cu roca gazda. Depozitul poate avea forma unui tunel, o camera sau un siloz. Acesta poate fi special contruit pentru acest scop sau construit/amplasat intr-o mina existenta. Peretii pot fi acoperiti, de exemplu, cu material pe baza de ciment (torcret), iar spatiile libere pot fi umplute cu un material cu permeabilitate redusa, de exemplu bentonita, pentru a controla miscarea apelor subterane. In plus, stabilizarea pe termen lung a deschiderilor realizate prin excavare poate fi necesara in unele roci gazda. In principiu, depozitele amplasate in caverne/tuneluri miniere asigura un nivel mai ridicat de izolare in comparatie cu depozitele de suprafata. De asemenea, probabilitatea de intruziune umana dupa inchiderea depozitului este mult mai mica, deoarece accesul la o instalatie subterana inchisa necesita din punct de vedere tehnic un efort mai mare. Prin urmare, aceste instalatii pot fi capabile de a accepta concentratii mari de radionuclizi de viata lunga continuti in deseurile radioactive.
4Figura 3.3. Sectiune printr-un depozit geologic de adancime (SKB-Suedia)
Un alt avantaj al depozitelor geologice de adancime este ca necesitatea controlului institutional dupa inchidere este mult diminuata – in majoritatea cazurilor terenul poate avea o gama larga de utilizari, inclusiv in agricultura, imediat dupa inchiderea depozitului. Multe tipuri diferite de roci ar putea gazdui 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, doua optiuni sunt disponibile: re-utilizare a unei mine existente sau excavatie noua.
Dintre cele patru depozite geologice de adancime autorizate (nu toate sunt pentru deseuri de viata lunga), trei sunt amplasate in mine re-utilizate (Asse, Morsleben si Konrad in Germania) si unul este intr-o instalatie construita special in acest scop (WIPP in Statele Unite ale Americii). Depozitarea unor deseuri in puturi forate de la suprafata poate fi o optiune potrivita in cazul in care volumele de deseuri sunt limitate. Adâncimea acestor puturi variaza de la câtiva metri pâna la câteva sute de metri si au diametre de la câtiva zeci de centimetri pâna la mai mult de un metru. Deseurile ar fi in mod normal depozitate ca atare, fara o confinare speciala, din cauza dificultatii in a asigura conditii corespunzatoare in ceea ce priveste introducerea acestor deseuri in put/foraj. Forajele/puturile pot fi amplasate in zona invecinata unui depozit de suprafata pentru deseuri viata scurta, ceea ce va contribui la reducerea costurilor de depozitare, fiind realizate toate evaluarile necesare in mod unitar.
Foraje care se realizeaza de la suprafata pentru a forma in adancime un siloz au fost folosite pentru depozitarea de deseuri 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 deseuri radioactive conditionate. In Novaya Zemlya (Federatia Rusa), o varianta inginereasca mult mai ampla a fost propusa pentru amplasarea intr-o zona de permafrost. Comparativ cu alte instalatii de depozitare ingineresti de suprafata, o astfel de abordare ar face ca apele subterane inghetate sa reprezinte o bariera suplimentara impotriva migrarii radionuclizilor depozitati. Depozitele geologice proiectate si construite in mod corespunzator conduc la un grad maxim de izolare a deseurilor si ca atare pot accepta deseuri cu continut ridicat de radioactivitate de viata lunga. Dar efortul de punere in aplicare este mare, astfel incât constructia lor nu ar fi justificata pentru depozitarea unor cantitati limitate de deseuri 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 atractiva si fezabila din punct de vedere economic.
3.5. Alte practici
O serie de practici au fost folosite in trecut, in principal pentru a gestiona anumite deseuri istorice care necesitau masuri 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 optiunile mentionate mai sus sunt disponibile sau ar putea fi usor de implementat, dar ele pot constitui o practica acceptabila in scopuri de remediere. Aceste practici includ: – imobilizare in rezervoare/tancuri – in situ; mixare in adancime in pamant-in situ; vitrificare –in situ.
3.6. Variante potentiale
Pentru tarile cu o cantitate limitata de deseuri radioactive de joasa si medie activitate de viata lunga (LILW-LL), depozitarea deseurilor intr-un depozit regional, in comun cu alte tari, poate fi o solutie atractiva. Avand in vedere ca depozitarea subterana, mai ales la mare adancime, are costuri fixe ridicate independente de volumul de deseuri, economii semnificative ar putea fi realizate prin construirea unui depozit cu contributia mai multor tari. Pentru volume relativ mici de deseuri, stocarea pe termen lung de pâna la 100 de ani, poate chiar mai mult, poate fi considerata o optiune fezabila. O astfel de solutie poate contrazice principiile de durabilitate si echitatea intre generatii, si presupune indeplinirea unui numar de conditii prealabile. Se poate, totusi, sa fie cea mai buna solutie pâna la momentul la care o instalatie de depozitare devine disponibila. O astfel de stocare intermediara a fost pusa in aplicare in Olanda, Belgia si Danemarca, unde solutia finala de depozitare a deseurilor radioactive nu este disponibila in prezent. In tabelul 3.1. sunt prezentate optiunile de depozitare functie de tipurile de deseuri radioactive si modul de conditionare.
5Tabel 3.1. Optiuni posibile de depozitare finala
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 scazuta), mai degraba decât pe utilizarea de bariere ingineresti.
Cu toate acestea, de atunci, a devenit recunoscut faptul ca, in multe cazuri, este necesara utilizarea de bariere ingineresti (EBS – Engineering Barriers System) astfel proiectate incat sa imbunatateasca si sa completeze performantele barierelor naturale pentru a se asigura ca 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 redundanta in sistem sunt acum recunoscute. O astfel de abordare ajuta la evitarea supra-dependentei de o anumita componenta a sistemului de depozitare, cum ar fi geosfera, pentru a asigura siguranta necesara si a permite ca anumite componente sa cedeze fara a compromite siguranta generala a sistemului.
Diverse facilitati ingineresti de depozitare au fost dezvoltate pentru LILW, fiecare cu propriile lor caracteristici tehnice specifice in functie de factori cum ar fi caracteristicile amplasamentului si a deseurilor, strategiile nationale de gestionare a deseurilor radioactive si abordari de reglementare, si/sau factori sociali si economici. Majoritatea instalatiilor de depozitare a LILW au fost construite la suprafata 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 pâna la 100 m.
Pentru deseuri de joasa activitate care contin radionuclizi de viata scurta, depozitarea in transee cu materiale de tip bariere ingineresti simple poate fi adecvata, cu conditia 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 deseurile pot fi expuse la foarte putina apa, ca urmare a ratelor scazute de precipitatii si/sau o zona in care conditiile geologice au efect de retardare a migratiei radionuclizilor. Este importanta realizarea de sisteme corespunzatoare de drenaj pentru a impiedica acumularile de apa care conduc subsecvent la eliberarea ulterioara a radionuclizilor infiltratii.
In ciuda faptului ca intervin diferente de proiectare, dependente de tipurile si activitatile deseurilor radioactive, sunt general valabile urmatoarele tipuri de bariere ingineresti:
Coletul cu deseuri care cuprinde matricea de deseuri (ciment, bitum, polimeri, sticla, ceramica), coletul, supraambalajul si diverse acoperiri (otel carbon cu pereti subtiri, 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 argila) ; si
Sistemul de acoperire (nu este necesar pentru instalatii de depozitare tip galerii/tuneluri in roca-mine), care cuprinde o serie de straturi cu permeabilitate scazuta si ridicata, dispuse alternativ.
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)
Caracteristicile importante care trebuie luate in considerare in selectarea structurii si materialelor barierelor sunt durabilitatea lor pe termen lung, compatibilitatea acestora cu caracteristicile amplasamentului, mediile asociate si alte materiale, precum si disponibilitatea acestora. Termen lung (300-500 de ani) poate fi interpretat ca perioada de timp de interes in care bariera inginereasca contribuie la imbunatatirea functiei de securitate a depozitului.
In timpul fazei de selectie a materialelor de realizare a barierelor si utilizarea lor in cadrul etapei de proiectare, este necesara evaluarea potentialului lor pentru integritatea pe termen lung (IAEA-TECDOC-1256). Aceasta 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 cloruri si carbonati sau degradarea betonului prin actiunea sulfatilor sau altor agenti continuti in apele subterane sau deseuri sau reactiile intre agregatele alcaline);
Efecte de leaching ;
Degradarea microbiana;
Stabilitatea la coroziune si eroziune;
Radiatii si efecte termice, daca 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 deseuri sau din bariera in sine;
Limita infiltrarea de apa din precipitatii sau panzele freatice;
Controla infiltrarea apelor subterane;
Minimiza probabilitatea de intruziune umana accidentala sau voita;
Furniza un mecanism pentru limitarea si dispersarea gazelor, daca este cazul, generate in zona de depozitare, in special in coletul cu deseuri ;
Asigura stabilitate structurala pe termen lung ;
Proteja integritatea coletelor cu deseuri impotriva degradarii prin patrunderea de materiale degradante ;
Pentru a colecta si dirija apa de infiltrare pentru monitorizare si / sau conditionare;
Controla eroziunea suprafetei de acoperire a instalatiei de depozitare; si
Asigura conditiile fizice si chimice in zona adiacenta depozitului pentru a minimiza ratele de eliberare a radionuclizilor.
Proiectarea detaliata a barierelor ingineresti este foarte importanta pentru proiectul de ansamblu al depozitului. Prin urmare, proprietatile prezumate si eficienta functionala a acestor bariere sunt adesea definite in contextul cerintelor generale, astfel incât unele evaluari cantitative pot fi considerate in evaluarea sigurantei inca din stadiile timpurii. Rezultatele evaluarii de securitate sunt importante pentru definirea zonelor in care este necesara imbunatatirea performantelor. Alternativ, este posibil ca barierele ingineresti sa 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 depozitarii intermediare sau inainte de a fi izolate prin aplicarea de bariere ingineresti/materiale de umplutura, iar sistemele de ventilare ale 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 generala a sistemul de depozitare (sant, transee, galerii, etc) nu este supusa degradarii fizice care sa conduca la deformari structurale semnificative sau sa cedeze in perioada luata in considerare in evaluarea de securitate.
3.8. Sinteza bibliografica asupra depozitelor de deseuri radioactive existente pe plan mondial
Exista un numar de cai prin care radionuclizii pot migra sau pot ajunge in contact cu oamenii, inclusiv:
infiltrarea apelor de suprafata;
intruziunea apelor subterane;
migrarea ulterioara a apei contaminate (a levigatului);
intruziune accidentala;
scapari de gaz radioactiv.
Barierele ingineresti sunt folosite ca obstacole fizice si/sau chimice pentru a preveni sau intârzia miscarea (migrarea) radionuclizilor prin intermediul cailor prezentate anterior. Ele sunt o parte integranta o parte a instalatiei de depozitare si integrarea lor se realizeaza cel mai bine la inceputul procesului de proiectare.
In paralel, se pot obtine informatii suplimentare cu privire la caracteristicile deseurilor, caracteristicile amplasamentului, disponibilitatea materialelor locale si performantele sistemului, informatii care trebuie utilizate in realizarea conceptuala a barierelor ingineresti, in vederea imbunatatirii performantei generale a sistemului.
Barierele ingineresti pot fi folosite pentru a limita impactul cailor 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 ingineresti 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 aplicate in cadrul unui depozit si acele componente ale sistemului gazda (mediul geologic) care sunt in contact sau in apropierea EBS si ale carui proprietati pot fi afectate de prezenta a depozitului. „Far Field” sau campul/orizontul indepartat reprezinta 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 deseuri radioactive provenite din operarea CNE, situat in apropierea centralei nucleare Forsmark, este in functiune din anul 1988. Construit in roca de baza la aproximativ 60 m sub Marea Baltica, acesta este conectat la suprafata prin doua tuneluri cu o lungime de 1 km. Depozitul consta in caverne in roca proiectate in conformitate cu continutul diferit de activitate al deseurilor. Deseurile cu activitate joasa, care initial 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 peretii din beton cu grosimea de aproximativ 1 m si este inconjurat de un strat de bentonita. Deseurile cu o activitate mai joasa (deseurile cu activitate joasa si deseurile cu activitate mixta joasa si medie) sunt dispuse in galerii in stânca cu o lungime de 60 m. Alte galerii sunt planificate sa accepte deseurile 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)
Depozitul are o capacitate actuala de 60.000 m3 cu o capacitate planificata de depozitare de 90.000 m3 si, atunci când este plin, tunelurile de intrare vor fi astupate si sigilate cu beton pentru a izola si preveni accesul in continuare. Dupa etansare, nu se considera necesara nicio monitorizare ulterioara a depozitului.
FINLANDA – Olkiluoto CNE Loviisa
Constructia a inceput in 1993 si depozitul este in functiune incepând din aprilie 1997. Depozitul este construit in cristalin, roca de baza precambriana de granit la o adâncime de 100-120 m si este alcatuit din doua tuneluri orizontale pentru deseuri in stare uscata cu activitate joasa si o galerie de deseurile cu activitate medie, solidificate cu ciment. Deseurile cu activitate joasa, uscate, se ambaleaza in butoaie de 200 litri, care apoi sunt stivuite in tuneluri. Deseurile cu activitate medie, cimentate, sunt ambalate in recipiente cilindrice de beton de 1,7 m3, apoi puse intr-o galerie de beton care serveste drept bariera suplimentara. Golurile dintre containere sunt cimentate. Galeria pentru deseurile solidificate va fi terminata si luata in calcul pentru depozitare in câtiva ani si, in cadrul unei etape ulterioare, depozitul va gazdui si deseurile provenite din activitatile de dezafectare de la Centrala Nucleara 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)
Depozitul este proiectat pentru 6000 de butoaie de deseuri cu activitate medie, 5.300 m3 de deseuri cu activitate medie si joasa, solidificate, si alti 13.000 m3 de deseuri din dezafectare.
NORVEGIA – KLDRA Himdalen
Norvegia nu are un program nuclear dezvoltat in sensul de putere nucleara sau in scopuri de aparare. Cu toate acestea, in multe privinte, cercetarile sale si utilizarile institutionale ale materialelor radioactive si managementul deseurilor aferente prezinta numeroase asemanari cu situatia din România. Au fost mentinute programe de cercetare mici, dar puternice si sustinute in privinta mai multor tehnologii de energie, inclusiv energia nucleara incepând cu anul 1948. Activitatile sale de cercetare nucleara 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 doua 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 numar de caracteristici fizice si operationale, care sunt similare depozitului DNDR de la Baita-Bihor: a fost construit folosind tehnici de exploatare miniera, pe partea laterala a unui deal/ munte; este situat deasupra pânzei freatice si a oricaror zone cu ape subterane; destinat doar pentru deseuri institutionale.
Instalatia a devenit operationala in 1999. Deseurile cu activitate joasa si medie, depozitate la IFE in instalatii speciale la Kjeller au fost mutate la Himdalen. Similar cu o parte dintre deseurile istorice depozitate la Magurele de IFIN-HH, aceste deseuri au fost reambalate in colete cu volum mai mare si depozitate Himdalen. Scopul principal al instalatiei este depozitarea directa a coletelor de deseuri conditionate. Cu toate acestea, aproximativ 25% din capacitatea sa este in prezent folosita numai pentru depozitarea intermediara. Coletele de deseuri duse acolo sunt toate intr-o „forma gata de depozitare” si fie vor fi incastrate in beton, asa cum se face in partea de depozit a instalatiei, fie vor fi reciclate pentru depozitarea ulterioara in alta parte.
7Figura 3.6. Diagrama dispunerii de ansamblu a instalatiei Himdalen (IAEA TECDOC 1553)
Depozitul este construit intr-un deal in roca de baza cristalina. 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 sa ramâna aproximativ 50 de metri de roca pe orice directie. Acest invelis geologic este menit pentru protectia fizica nefiind proiectat sa actioneze ca o bariera pentru siguranta pe termen lung.
In fiecare caverna au fost construite doua sarcofage solide, cu sapa si pereti de beton. Atunci când o sectiune a sarcofagului a fost umpluta, va fi construit un acoperis. Acoperisurile vor avea o forma care sa colecteze infiltratiile de ape si vor fi impermeabilizate cu o membrana. Se folosesc trei caverne pentru depozitarea deseurilor, cu butoaie si recipiente aranjate in patru straturi. Atunci când s-a umplut un strat intr-o sectiune a sarcofagului cu colete de deseuri, se incastreaza in beton. Una dintre caverne este folosita pentru stocare. Alegerea intre a recupera in cele din urma deseurile in caverna de stocare sau a le depozita prin incastrare in beton se va face pe baza experientei din perioada de exploatare si a rapoartelor de siguranta, pregatite pentru inchiderea instalatiei, estimata pentru anul 2030. Nu exista planuri de recuperare a deseurilor radioactive conditionate dispuse in instalatia de depozitare in timpul exploatarii.
CEHIA – Depozitul Richard
Depozitul Richard este situat intr-o fosta mina de calcar si argila, cu un strat superior impermeabil de marna, aproape de Litoměřice, in Boemia de Nord, la aproximativ 100 km nord-est de Praga si prezinta similaritati importante cu depozitul de la Baita Bihor: este amplasat in foste galerii miniere; este situat la inaltimi considerabile deasupra nivelului marii si a orizonturilor apelor subterane; utilizeaza doar o mica parte din suprafata disponibila a minei; este utilizat exclusiv pentru deseurile radioactive institutionale; este operational de cca. 40 de ani. Infiltrarea apelor subterane nu este o problema, singurele infiltratii fiind din apele meteorice. Restul galeriilor poate reprezenta capacitate viitoare de depozitare, dar poate prezenta si cai sporite de migratie a radionuclizilor, inclusiv pericol de intruziune. Depozitul acopera doar o mica parte a complexului abandonat de mine Richard I, II si III, care cuprinde peste 40 de km de galerii si de traversari. 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 initiale din mina de calcar Richard II au fost substantial extinse pentru utilizarea sa ca depozit, cu cai imbunatatite de transport, late de 6 – 8 metri si cu inaltimea de 3 – 4 metri. Stabilitatea acestor cai de transport a fost asigurata prin introducerea cadrelor din beton armat intr-o forma de „U” intors, aproape patrat. Anumite parti ale cadrelor initiale din beton armat, instalate in 1944 – 1945, au fost fabricate direct in caile de transport, utilizând tehnici de turnare sub presiune a betonului. Zidurile cailor 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 retentie. Apa din sistemul in ansamblu este, in cele din urma, colectata intr-un rezervor extern de retentie centrala, ca si la Baita Bihor. Camerele de amplasare individuala au fost construite de-a lungul cailor de transport, lungi de 630 de metri, dupa cum se prezinta mai jos.
9Figura 3.8. Cale principala de transport (stanga) – Colete stivuite in nisa de depozitare (dreapta)(IAEA TECDOC 1553)
Intrarea in fiecare camera este asigurata printr-un portal din beton armat si suporturi suplimentare. Zidurile si acoperisul au fost stabilizate cu beton torcretat si consolidate prin inserarea a 1 – 5 metri de ancore lungi de mina. Temperatura din depozit este stabila (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 deseuri, cu un inventar de radionuclizi de 2,1014 Bq. Volumul total al instalatiei depaseste 17000 m3, capacitatea de depozitare fiind de aproximativ 50%, iar restul fiind cai de transport. In cazul in care volumul ramas continua sa fie umplut in ritmul actual de 100 – 200 de butoaie pe an, viata operationala a depozitului se va extinde pâna in 2070.
Deseurile primite sunt de obicei ambalate in butoaie de 200L, dar au fost initial ambalate in butoaie de 100 L. Spatiul dintre cele doua butoaie este umplut cu beton pentru a forma o captuseala de beton pentru protectie, de 5 cm grosime, pentru fiecare butoi. Atât suprafata interioara, cât si cea exterioara ale ambalajului exterior („overpack”) sunt galvanizate; in plus, suprafata exterioara este acoperita cu vopsea de protectie pentru a preveni coroziunea.
CEHIA – Depozitul Hostim
Primul depozit de deseuri radioactive, din Cehia, a fost construit intr-o mina de calcar de structura carstica, Alkazar, lânga localitatea Hostim, judet Beroun.
Depozitul a fost construit in anul 1959, adaptând doua galerii executate in anii 1942-1944, in scopuri necunoscute. Galeriile se afla la o adâncime la 30 m. Volumul total al celor doua galerii a fost in jur de 1690 m3. El a fost construit pentru deseuri radioactive de medie si joasa activitate, generate prin exploatarea instalatiilor de cercetare si de sanatate, plante agricole si alimentare.
10Figura 3.9. Zona de relief carstic si sistemul de galerii al minei Alkazar
Pentru depozitarea deseurilor radioactive s-au folosit galeriile A si B. Latimea galeriei A variaza intre 2,5 si 3,5 m, iar inaltimea variaza intre 2,0 m si 2,5 m, având o capacitate totala de 360 m3 . Vatra galeriei A a fost acoperita cu beton . In galeria A, sunt deseuri depozitate vrac, fara a fi conditionate (cutii, borcane de sticla, filtre de aer conditionat). La galeria B s-au facut lucrari miniere suplimentare pentru a crea spatii de depozitare cu inaltimi de la 2,5 m la 7,0 m si latimi care variaza intre 3,0 m si 6,0 m. Modificarile au creat un spatiu de depozitare de 1223 m3. Si podeaua acestei galerii a fost acoperita cu beton. In galeria B a depus deseuri radioactive Institutul de Cercetare si Dezvoltare. El a stocat deseurile in butoaie placate cu zinc, de 60 l, iar echipamentele voluminoase contaminate au fost stocate, in galerie, liber.
Depozitul a fost operational pâna in 1963, iar in anul 1965 depozitul a fost inchis prin decizia Oficiului Regional de Igiena. Inainte de inchidere, deseurile din galeria B au fost mutate la depozitul Richard. Inchiderea s-a facut cu zidarie. In 1980 s-a constatat ca acest tip de inchidere nu era sigur impotriva intrarii neautorizate a persoanelor, fapt care s-a intâmplat de câteva ori pâna in 1996.
Intre 1990 si 1991 autoritatile au efectuat un program de monitorizare a radiatiilor din arealul hidrogeologic apropiat depozitului (inclusiv a apelor din râul Berouka). Inventarul activitatii inregistrat in 1991 este prezentat in tabelul 3.3. de mai jos.
7Tabel 3.3. Inventarul radioactiv al depozitului Hostim (1991)
Depozitul a fost inchis in anul 1997 in baza rezultatelor analizei de securitate. Intre 1991 – 1994 s-au executat urmatoarele activitati: inventarierea deseurilor depozitate care s-a facut pe baza inregistrarilor disponibile; examinarea detaliata din punct de vedere al radiatiilor si al starii tehnice a ambelor galerii, verificarea surselor si ambalajelor cu nivel inalt de activitate (care ar fi trebuit sa fi fost mutate in 1964 din galeria B la depozitul Richard); evaluarea hidrogeologica a locatiei; evaluarea scenariilor accidentelor posibile; a fost creat un sistem de monitorizare (a apelor de suprafata si subterane, a stabilitatii geotehnice).
Analizele efectuate au demonstrat ca riscurile asociate reprocesarii si transportului deseurilor la alta locatie ar fi fost semnificativ mai mari decât daca 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.).
11Figura 3.10. Sectiune transversala a depozitului Hostim
(Deep geologic repositories – Norbert T. Rempe)
In prezent depozitul este sub control institutional, nefiind identificate pana in prezent migrari ale radionuclizilor depozitati.
GERMANIA
Germania a luat decizia de a depozita toate tipurile de deseuri radioactive in depozite de mare adâncime. Din acest motiv, deseurile sunt separate in doar doua categorii – care genereaza caldura si care nu genereaza caldura (in general, deseuri cu activitate joasa/ medie).
Intre 1965 si 1978, mina Asse, din Saxonia Inferioara, a fost folosita pentru depozitarea a aproximativ 141.000 de butoaie de deseuri cu activitate joasa si de deseuri cu activitate medie, cu viata scurta. Aceasta este folosita actualmente ca o instalatie de cercetare si dezvoltare pentru testarea plasarii in foraje a deseurilor cu activitate inalta si capacitatea de recuperare a deseurilor cu activitate medie.
Depozitarea deseurilor cu activitate joasa are loc in prezent la instalatia ERAM (Endlager fur Radioaktive Abfalle Morsleben). Aceasta a inceput sa functioneze in fosta mina de sare Bartensleben in 1978 si a primit ultima licenta in 1986 de la autoritatile din fosta RDG. Dupa reunificare, a fost initial inchisa in 1991, apoi redeschisa in 1994, pentru depozitarea deseurilor cu activitate joasa si medie, cu viata scurta.
Deseurile sunt depozitate la o adâncime de 500 de metri sub pamânt in nivelul 4 al minei. Butoaiele cu deseuri solide au fost depozitate prin „stivuire si descarcare”, precum si stivuirea containerelor si butoaielor de beton (figura 3.11). Deseurile lichide s-au amestecat cu lianti hidraulici si, imediat, au fost pompate intr-o cavitate de depozitare si au fost lasate sa se intareasca pe amplasament.
Pâna in momentul in care depozitul a fost inchis in 1998, Morsleben a primit aproximativ 36.800 m3 de deseuri radioactive, cu o activitate totala de 120.1 TBq. Actualmente, exista temeri ca in depozit exista o infiltratie de solutie de sare, bogata in magneziu, in unele zone ale depozitului (unele masuratori estimând infiltratia la o rata de 10 m3 pe an), care poate avea o potential cale din zona de depozitare inapoi in mediu.
In conformitate cu contractul BfS, rambleierea si inchiderea acestui depozit geologic de mare adâncime, care reprezinta pioneratul in domeniu, este in curs de planificare. ERAM este acum in curs de acordare a licentei de inchidere. Dupa terminarea procedurii de acordare a licentei, depozitul va fi sigilat si rambleiat. Obiectivul principal de siguranta este protejarea biosferei de efectele nocive ale radionuclizilor depozitati. Mai mult decât atât, cerintele clasice sau obisnuite impun depozitarea sau minimizarea altor efecte nefavorabile asupra mediului. ERAM este o mina de sare abandonata. Drept urmare, are un volum de goluri care necesita o stabilizare a cavitatilor. In plus, trebuie sa fie asigurata protectia 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 protectie si siguranta a mediului si populatiei. Conceptul prevede rambleierea cavitatilor, cu doua variante de tasare a materialelor de rambleiere (betoane-sare). Reducerea volumului ramas de goluri in mina determina, in cazul intruziunilor cu saramura, o limitare a proceselor de leaching a cutelor de potasa expuse. Cu toate acestea, in timpul procesului de tasare, caldura de hidratare a betonului duce la o crestere a temperaturii si, prin urmare, la presiuni induse termic ale betonului si rocilor inconjuratoare. Prin urmare, a fost analizata influenta acestor presiuni si deformari asupra stabilitatii corpului de sare si a integritatii barierei geologice prin calcule termomecanice bidimensionale si tridimensionale. Conformitatea cu obiectivele de siguranta trebuie sa fie dovedita pe baza unor criterii de dovedire a sigurantei, conform cadrului de reglementare german.
Obiectivele conceptului sunt stabilizarea pe termen lung a cavitatilor (rata ridicata de excavare nu prezinta niciun risc pentru stabilitatea geomecanica a minei in deceniile urmatoare), limitarea proceselor de leaching prin reducerea volumului de goluri si inchiderea structurilor de amplasare care contin deseuri radioactive cu bariere tehnice. In ceea ce priveste reducerea galeriilor de mina, sunt disponibile cerinte generalizate cu privire la diferitele parti ale câmpurilor miniere. In general, cerintele de rambleiere care decurg din obiectivul de stabilizare reprezinta factorul decisiv si limitarea proceselor de leaching sunt indeplinite in mod automat.
Pentru a separa structurile de amplasare de alte parti ale minei, sunt necesare etansari cu sectiuni transversale si lungimi diferite de pâna la câteva sute de metri pe niveluri diferite de exploatare miniera. Conceptul se bazeaza pe o rambleiere aproape completa a excavatiilor miniere cu material solid care este asezat in excavatiile subterane printr-un sistem de transport hidraulic.
Konrad
Depozitul Konrad este, in prezent, in etapele finale de pregatire pentru operare, fiind amplasat intr-o mina de minereu de fier dezafectata, care initial si-a inceput activitatea in 1965. Galeria de deseuri a fost sapata intr-un strat de minereu de fier, la o adâncime de 800-13000 de metri sub un strat de 400 m de argila si piatra impermeabile, impiedicând orice conexiuni hidraulice intre depozit si biosfera.
Capacitatea totala a depozitului va ajunge la 303.000 m3, prima galerie care urmeaza sa fie umpluta având un volum total de 63.000 m3. Se asteapta ca actuala capacitate sa fie epuizata pâna in 2040 si ca atunci sa fie necesara extinderea. Numai deseurile care au fost clasificate ca generând „un nivel neglijabil de caldura” vor fi depozitate la Konrad, responsabilitatea conditionarii acestor deseuri revenind producatorului de deseuri.
13Figura 3.12. Conceptul de depozitare la Konrad (Deep geologic repositories – Norbert T. Rempe)
UNGARIA – Depozitul de deseuri radioactive slab si mediu active (LILW) de la Bátaapáti
In 1993, Ungaria a lansat un program national al carui scop este acela de a rezolva problema managementului deseurilor radioactive din tara. S-a ales astfel un amplasament in vecinatatea localitatii Bátaapáti pentru construirea unui depozit pentru deseuri slab si mediu active (LILW) provenite de la CNE Paks, a carui roca gazda este granitul (figura 3.13).
In cazul depozitului de deseuri slab si mediu active aflat in prezent in faza de operare de cca. 2 ani, conceptul de depozitare adoptat respecta criteriile nationale legate de securitatea nucleara. Depozitul de la Bátaapáti aflat in partea de sud a Ungariei, este localizat pe un amplasament din granit la o adâncime de 250 m de suprafata, fiind destinat deseurilor radioactive aflate in stare solida cât si cele solidificate povenite de la CNE Paks. Pentru evaluarea din punct de vederea al securitatii nucleare a planului de post-inchidere (post-closure), este necesara luarea in considerare a unei perioade de 200.000 ani datorita timpilor relativ mari de injumatatire pentru deseurile radioactive ce urmeaza a fi depozitate. Asadar, tinând cont de aceasta perioada mare de timp prevazuta pentru durata de viata a depozitului, atât barierele ingineresti, cât si cele naturale trebuie sa contribuie la retinerea, izolarea si intârzierea radionuclizilor de biosfera.
14Figura 3.13. Depozitul de la Bátaapáti (PURAM LTD)
Constructia si operarea instalatiei aflate in subteran (inclusiv transportul deseurilor radioactive catre zona de depozitare finala) se vor realiza prin intermediul a doua tuneluri (shafts), utilizate pentru activitatile de cercetare geologica.
Acestea sunt prevazute cu o panta de 10% pentru asigurarea accesului pâna la zona de depozitare. Cele doua tuneluri sunt conectate la fiecare 220 – 270 m din lungimea lor prin galerii de trecere, utilizate pentru ventilatie. De asemenea, galeriile de trecere dintre cele doua tuneluri sunt prevazute cu rol in asigurarea cailor de evacuare in caz de urgenta.
Conceptul de depozitare adoptat este de tip incapere (chamber) de depozitare. Procesul de excavare al unei galerii cu o singura iesire este executat sistematic incepând cu tunelul de legatura. Depozitarea diverselor tipuri de deseuri radioactive in galerii se va realiza intr-o maniera segregata.
Amplasamentul de la Bátaapáti are o geologie relativ simpla, cu roca granitica carbonifera (in general, acest strat are o grosime de aproximativ 50 m) care se afla la baza stratului acoperitor de loess. Stratul de roca granitica prezinta un sistem de fisuri dezvoltat datorita apropierii de o linie tectonica. Asadar proprietatile 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 caracteristica deosebita a amplasamentului de la Bátaapáti este compartimentarea hidraulica. Prin compartimentarea hidraulica se intelege faptul ca amplasamentul este impartit in blocuri separate intre care conexiunile hidraulice sunt foarte limitate. Compartimentarea hidraulica are numeroase caracteristici avantajoase cu privire la depozitarea deseurilor radioactive. Din moment ce blocurile hidraulice au un numar de conexiuni foarte limitat, orice proces (activitate) hidraulic ce are loc intr-un bloc va avea o influenta limitata asupra celorlalte blocuri. Din ultimile studii realizate rezulta ca sunt necesare 17 galerii pentru asigurarea depozitarii intregului volum de deseuri radioactive de tip LILW generate din functionare si dezafectarea CNE Paks (figura 3.15).
Deseurile radioactive vor fi incarcate in butoaie cu capacitatea de 200 l ce vor fi amplasate in containere de beton. Spatiul dintre butoaie va fi umplut cu beton, iar containerele vor fi prevazute, la rândul lor, cu un capac din beton. De asemenea, spatiile dintre containerele de beton si peretii galeriilor de depozitare vor fi umplute cu un amestec alcatuit din roca de granit sfarâmata si ciment (figura 3.14). Conform analizelor de securitate efectuate, nivelul de radiatii la care populatia si mediul inconjurator depozitului este supus, este considerat neglijabil.In momentul de fata s-a transportat un numar de 2400 de butoaie din otel cu deseuri radioactive provenite de la CNE Paks.
15Figura 3.14. Conceptul de bariere multiple de la Bataapati (PURAM LTD)
16Figura 3.15. Conceptul de depozitare de la Bátaapáti (PURAM LTD)
Analiza de securitate pe termen lung face referire la evolutia post-inchidere a sistemului de depozitare si evalueaza impactul acestuia asupra biosferei. Este necesara dezvoltarea anumitor scenarii posibile – evolutii altenative ale sistemului de depozitare – si stabilirea faptului ca nu exista nici un scenariu posibil in care criteriile de securitate sa nu fie respectate.
Prima dovada a unei inchideri necorespunzatoare a depozitului ce poate conduce catre inregistrarea unor niveluri ridicate de radiatii in biosfera, poate fi monitorizata in modelul hidrogeologic prin investigarea modalitatilor in care diverse proiecte ale tunelurilor de acces influenteaza domeniul de curgere a apelor subterane.
Spre exemplu, s-a demonstrat faptul ca singura modalitate pentru regenerarea compartimentarii hidraulice a sistemului de ape subterane dupa inchiderea finala a depozitului este aceea de implementare a unor pereti etansi in tunelurile de acces, chiar in zonele ce prezinta defecte ale izolatiei.
Din datele prezentate se evidentiaza preocuparea continua la nivel international de implementare a unor masuri sporite care sa conduca la siguranta pe termen lung a depozitelor de 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 amplasarea 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 derulate 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 radioactive 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.
PARTEA a II-a. STUDIU DE CAZ – DEPOZITUL NATIONAL DE DESEURI RADIOACTIVE DE JOASA SI MEDIE 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 Radioactive 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 dezvoltarea 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 in conditii de securitate radiologica a fost rezolvata gestionarea deseurilor radioactive institutionale (rezultate din aplicarea tehnicilor si tehnologiilor nucleare, cu exceptia ciclului combustibilului 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 internationale.
Misiunea DMDR este gestionarea la nivel national a deseurilor radioactive institutionale de joasa si medie activitate provenite din aplicatiile tehnicilor si tehnologiilor nucleare in domenii ca invatamânt, cercetare, medicina, agricultura, industrie (din afara ciclului combustibilului nuclear), in conditii de securitate radiologica a personalului operator, populatiei 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 Carpatic.
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 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 – Cernavoda.
La alegerea amplasamentului DNDR s-a folosit experienta acumulata pana 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 depozite 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 mareasca 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 active 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 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 initiale 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), exploatari 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 umezeala, 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
Lucrarile miniere care servesc depozitarii deseurilor radioactive de joasa si medie 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 depozitarea 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.
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 gradului de securitate la eventuale infiltratii de apa in galeriile de depozitare, 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 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 acestea sa deterioreze galeriile destinate amplasarii depozitului.
Formatiunile 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.
Masuratorile radiometrice efectuate in ultimii 30 de ani asupra nivelului iradierii externe gamma si analizele radiochimice 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, 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.
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 experimental 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 mediu active de viata scurta. 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 Securitate pentru obiectiv (PSAR)(PSAR-ICEM ’07). Lucrarile au inclus cartarea fracturilor si zonelor de infiltratii din 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 Crisul Negru si Aries. Depozitul este localizat la circa 2.5 km vest de aceasta linie ce uneste varfurile Piatra Graitoare si Cucurbata Mare.
Accesul pe terenul din jurul depozitului este restrictionat datorita activitatilor miniere (acces controlat de Compania Nationala a Uraniului). Cea mai apropiata asezare de depozitul Baita Bihor este colonia miniera Baita Plai, aflata la 2 km vest de depozit , in prezent aproape abandonata. Urmatoarele localitati mai apropiate sunt Baita Sat si Nucet, aflate la circa 6 km in aval, intr-o vale abrupta. Accesul catre depozit se face din Baita Plai pe un drum neasfaltat de 2 km. Pe vremuri exploatarea de suprafata era deservita de o linie cale ferata, dar acum minereul (uraniu sau molibden) este transportat pe sosea.
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.
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 din 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 peretilor 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 de 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 pot 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 20º. Activitatile miniere au dus la cresterea unghiului mediu de panta in zonele exploatate pana la 35-50º, cu versanti sub-verticali asociati in mod curent cu treptele de cariera. In consecinta, procesele de eroziune naturala au capacitatea 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 geologic
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 siprincipalele 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.
22Figura 5.3. Harta zonei adiacente Depozitului Baita Bihor 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 Arieseni (in care se afla si depozitul), se suprapun peste rocile de varsta Permo-Triasica ale Panzei de Codru, care la randul sau sta 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 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 disponibile 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 metamorfismul hidrotermal asociat). Gradul 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 Arieseni 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 suprafata 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.
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 15º (in general intre 8º si 25º) 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 rocile 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 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 Tabelul 5.1. de mai jos.
8Tabel 5.1. Principalele caracteristici fizico-mecanice ale rocilor din perimetrul galeriilor 50 si 53 de la Baita-Bihor
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 stabilitate 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 activitatilor miniere, multe galerii suferind prabusiri locale in zonele fracturate. Este frecvent ca primii 10-20 m ai galeriilor sa fie prabusiti.
24Figura 5.5. Imagine dinspre sud a planului general al Depozitului. Depozitul 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
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 – 80º). Diabazele afloreaza catre nord-vest iar meta-gresiile catre sud-est de Falia Lupului, aceasta marcand o granita aproximativa 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 relativ recente (post-metamorfism). In 1982 s-arealizat o clasificare a diverselor fracturi si falii prezente in amplasament in conformitate cu originea lor tectonica.
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, fracturile de suprafata par sa fie mult mai complexe decat cele subterane, 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 depozitului, apartin grupului S2, care a fost subimpartit 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 acestor 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 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 initiale 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 cantitati de argila de frictiune. Faliile din Galeria 53 sunt in general 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.
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 efectuate 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 :
andezite – 2,60
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 comparatiei, 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 caracteristica 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 valoarea 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
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 orizontului +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 105ºC si greutatea partii solide a scheletului mineral. Valoarea medie a umiditatii pentru orizontul studiat 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 necesare 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 in tabelele urmatoare :
9Tabel 5.2. Rezistenta de rupere la tractiune pe probe de roca
10Tabel 5.3. Rezistenta de rupere la tractiune pe carote
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
12Tabel 5.5. Rezistenta de rupere la compresiune pe carote
Coeziunea si unghiul de rezistenta intermediara
Coeziunea 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 rezultat 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 rocilor, considerandu-se ca acestea sunt rezultatul unei permeabilitati radiale.
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 continutul in SiO2 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 tarie 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 definita ca fiind raportul 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 + 840m in care este amplasat depozitul.
Presiunea admisibila si adancimea de fundare
Pentru rocile analizate prin incercari de rezistenta la compresiune si tractiune 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.
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 bariere ingineresti la DNDR-Baita Bihor
Sistemul de bariere ingineresti din cadrul depozitului este structurat in:
matricea de confinare a deseurilor radioactive,
materialele si tehnologia utilizate pentru umplerea spatiilor libere dintre colete si dintre colete si peretii 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 asupra 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 deseurilor 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 bentonitei 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;
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 aceste 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 lucrarile 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 efectele radioactive sunt nesemnificative.
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 obtinute 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
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 materialele 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 conduca 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.
6.2. Analiza matricilor de conditionare a deseurilor radioactive
6.2.1. Programul de testare si materialele utilizate (retetele analizate si justificarea lor)
Aditivii minerali utilizati la prepararea probelor care sunt studiati 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 hidratare 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 hidrateaza 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 adecvata intre proportia de adaos hidraulic si suprafata specifica a liantului.
Adaosurile active prezente in cimenturile mixte sau introduse direct in betoniera la malaxarea componentilor pot exercita actiuni modificatoare notabile asupra permeabilitatii betonului. In general aceste adaosuri dau nastere in prezenta cimentului si a apei unor formatiuni gelice care manifesta contractie la uscare si umflare la umezire, iar pe de alta parte maresc porozitatea capilara a matricei. In cazul betoanelor expuse actiunii apei sau care lucreaza in mediu umed prezenta adaosurilor active influenteaza descrescator permeabilitatea. Dimpotriva, permeabilitatea betoanelor conservate in aer pe perioade mai indelungate poate sa creasca.
Aditivi minerali manifesta, in general, o infuenta favorabila asupra impermeabilitatii betonului. S–a constatat ca aceasta influenta difera in raport cu dozajul de ciment; astfel permeabilitatea betoanelor executate cu dozaje mari de ciment este influentata intr–o masura mai mica decât in cazul unui dozaj de ciment redus. Rezultate experimentale atesta ca pâna la un adaos in beton de 40% bentonita / tuf vulcanic raportata la masa cimentului, permeabilitatea betonului scade cvasiliniar cu dozajul de puzzolana.
Cimentul – Factor care influenteaza 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 urmare, 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:ciment 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, permeabilitatea 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 ciment proaspata. Variatia permeabilitatii pietrei de ciment in timp pentru un raport apa: ciment de 0,7 dupa Teoreanu(1993), este urmatoarea :
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, actiunile 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 exercitate 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 mineralogici 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 C3S, care limiteaza accentuarea 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 este 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 :
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 bentonite.
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.
Bentonita 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 intareasca 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, de 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 racire 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 corespunzatoare trassurilor romanesti. Compozitia chimica a puzzolanelor vulcanice variaza in limite relativ largi, continind in general 40-78 % SiO2 ; 8-22 % Al2O3 ; 1-15 % Fe2O3 ; 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:
– 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 CO2 si a vaporilor supraincalziti;
– partea activa a puzzolanelor se considera ca fiind 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 insa; 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 puzzolanelor.
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 compozitia chimica a bentonitelor, SiO2 poate sa depaseasca proportia de 65 %; de exemplu compozitia chimica a bentonitei de Valea Chioarului este: 66-74 % SiO2; 14-18 % Al2O3; 1,0-1,5 % Fe2O3; 0,7-1,5 % CaO; 1,7-2,6 % MgO; 2,2-3,3 % Na2O; raportul Al2O3/SiO2 : 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 capacitate 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 determina 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 avantajoase, 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 particulele se pot apropia pana la o distanta la care fortele de atractie echilibreaza fortele de respingere.
6.2.2. Experimente realizate si rezultate obtinute
a) Teste de compresiune pe matrici realizate din ciment Pa 35 si bentonite si/sau tuf vulcanic
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 vulcanic – 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 conditii 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 obtinute 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]
14Tabel 6.2. Rezistentele la compresiune pentru matricea ciment – apa
31Figura 6.3. Variatia rezistentelor la compresiune pentru matricea ciment-apa
15Tabel 6.3. Rezistentele la compresiune pentru matricea ciment –bentonita- apa
32Figura 6.4. Variatia rezistentelor la compresiune pentru matricea ciment – bentonita – apa
16Tabel 6.4. Rezistentele la compresiune pentru matricea ciment –tuf vulcanic- apa
33Figura 6.5. Variatia rezistentelor la compresiune pentru matricea ciment – tuf vulcanic – apa
Adaosurile puzzolanice utilizate pentru obtinerea acestor probe pot determina modificari ale proprietatilor de intarire ale matricei cimentului, in functie de raportul utilizat in amestec cu cimentul.
Specific pentru sisteme ciment – bentonita – tuf vulcanic este interactiunea dintre hidroxidul de calciu – constituenti mineralogici care rezulta din hidroliza cu adaos de ciment Portland hidraulic (reactia pozzolanica). Cinetica proceselor si proportia de Ca (OH)2 corelate cu adaosul de activitate hidraulic sunt in stransa dependenta.
Probele cu aditivi minerali testate in vederea utilizarii ca inlocuire partiala a cimentului prezinta 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 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.
b) teste de permeabilitate pe matrici de ciment si bentonita / tuf vulcanic
17Tabel 6.5. Compozitia cimentului incercat la permeabilitate
In laborator s–au efectuat atât determinari ale caracteristicilor cimentului proaspat cât si incercari pe cimentul intarit, rezultand urmatoarele:
– consistenta slab-plastica corespunzatoare unei tasari de 2,5 cm;
– categorie de lucrabilitate L2
– continut de aer antrenat 6,5%
– densitate aparenta 2.225 kg/mc.
Cimentul intarit, cu adaos de aditivi minerali, are o comportare foarte buna la actiunea infiltranta 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 actiunii unui jet de apa cu presiunea de 12 atmosfere si apoi s-a masurat inaltimea de patrundere a apei in epruvete. Rezultatele (valorile medii ale adâncimii de patrundere a apei) sunt prezentate in tabelul 6.6.
Cercetarile 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 influenta adaosului de aditivi minerali asupra permeabilitatii cimentului:
Gradul de impermeabilitate fata de apa scade cu scaderea dozajului de ciment si cu cresterea adaosului de aditiv,
Pentru obtinerea unui grad de impermeabilitate ridicat se impune utilizarea unei bentonite/tuf vulcanic cu grad de finete mare si adoptarea unei consistente corespunzatoare pastelor vârtoase sau slab plastice.
18Tabel 6.6. Influenta adaosului de aditiv mineral asupra permeabilitatii cimentului.
Realizarea betoanelor cu ciment si aditiv mineral cu grad de impermeabilitate ridicat este asociata cu adoptarea unui raport apa: liant redus, utilizarea de aditivi antrenori de aer sau micsti, cu dozaj de ciment corespunzator, folosirea de agregate sanatoase, compacte cu o compactitate ridicata a betonului si o buna conlucrare intre matrice si agregat, cum si cu punerea in lucrare, conservarea si tratarea ulterioara ingrijita.
Analizand datele, se constata:
• cea mai mica permeabilitate o prezinta probele cu dozaj de ciment de 625 kg/mc si adaos de bentonita in proportie de 10%
• dozajul cel mai mare de ciment utilizat in cercetare nu a dat cea mai mica permeabilitate; acest fapt se explica prin tendinta de microfisurare mai accentuata manifestata de probele cu dozaje mari de ciment;
• probele cu adaos de aditivi minerali utilizati ca inlocuitori partiali de ciment manifesta o comportare buna la actiunea infiltranta a apei;
• scaderea permeabilitatii cimentului cu adaos de aditivi minerali se explica pe de o parte prin formarea unei mase gelice suplimentare care colmateaza porii cimentului marind compactitatea acestuia, iar pe de alta 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% 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 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 bentonitei 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, 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 aditia de aditivi minerali in matricea de beton utilizata la confinarea deseurilor radioactive.
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, in vederea simularii testelor de spalare s-a ales o activitate de 250 µCi pentru radionuclidul Co-60, forma chimica CoCl2, 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)
Cu ajutorul valorilor lui R se poate determina fractiunea de radioizotop “scapata”intr-un an, dupa formula:
F
Unde : S – suprafata coletului cu deseuri radioactive confinate
V – volumul
Ρ – densitatea cimentului
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:
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 bentonita:
Bentonit halloystic-zeolitic, si
Bentonit Na-montmorillonitic.
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;
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 : SiO2 – 65-75% ; Al2O3 – 12-18% ; Fe2O3 – 1-3,5% ; CaO – 0,8-3% ; MgO – 0,7-3,5% ; K2O – 0,7-1,5% ; Na2O – 2,5-3,5% si TiO2 – 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 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). 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 calculate 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 securitate 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 opera in conditiile de amplasare geografica si a facilitatilor existente poate reprezenta o provocare atat din punct de vedere tehnic cat si economic, in conditiile in care evaluarile de Securitate au demonstrat viabilitatea sistemului de depozitare si siguranta 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 Kd. Constanta de distributie reprezinta raportul 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:
unde :
C1 = concentratia ionului in solutie, ramasa dupa echilibru;
C2 = C0 – 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 proprietati schimbatoare de ioni trebuie sa se determine experimental atat coeficientul de sorbtie Rs cat si coeficientul de desorbtie Rd.
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:
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 injumatatire sau timpul de injumatatire (t1⁄2) este durata de timp necesara pentru ca o cantitate sa scada la jumatate fata de valoarea masurata la inceputul perioadei. Desi notiunea poate descrie orice descrestere exponentiala (en), ea este folosita in special in fizica si chimia nucleara pentru descrierea fenomenelor de dezintegrare radioactiva. Dupa un timp t din numarul de nuclee N0 ramân numai N(t) de nuclee. Numarul de atomi dezintegrati scade in functie de factorul e. Perioada de injumatatire t1/2 se calculeaza dupa o constanta);
t – timpul necesar ajungerii la echilibru.
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 (t1). Coeficientul de desorbtie rezultat se calculeaza dupa formula:
unde :
Ct1= activitatea solutiei dupa t1, Bq;
t1 = timpul de echilibru al desorbtiei;
Vi = volumul de solutie inlocuit.
In cazul unei sorbtii total reversibile, intre valorile obtinute exista relatia:
In cazul in care o parte din radionuclid nu este desorbit (sau este un process extrem de lent) atunci:
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 VR si viteza de inaintare a apei purtatoare VAP va exista urmatoarea relatie:
unde :
Kd = constanta de distributie;
ρa = densitatea mediului absorbant;
p = porozitatea mediului absorbant.
Factorul 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 retentie/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:
unde:
Tr = timpul in care radionuclidul ajunge la o anumita distanta X;
= factorul de intarziere / retentie
= 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 de retentie (Ri) poate fi calculat cu ajutorul formulei:
unde:
Kd = constanta de distributie;
Ρ = densitatea mediului geologic;
Ɛ = porozitatea mediului geologic.
Timpul de retentie reprezinta timpul necesar ca concentratia initiala C0 a unui radionuclid care strabate o lungime X de mediu poros (geologic) sa ajunga in afara acestei grosimii la valoarea 0,05 C0.
Timpul de retentie poate fi calculat din ecuatia de difuzie:
Solutia ecuatiei este o expresie simpla pentru determinarea timpului de retentie:
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 fost 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%
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 50, 27/1, 27/2 si din locul de depozitare in saci al bentonitei (conform figurii 6.6)..
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 60%, temperatura 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:
– 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 introdusa 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 introdusa 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
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 apa 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-bentonita
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
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
b) Densitatea aparenta pentru cele trei amestecuri – A1, A2 si A3 a fost calculata cu formula:
Unde:
V1 este volumul de apa (Vapa)
V2 este volumul total (apa+material) (Vtotal)
m este masa probei
S-au obtinut urmatoarele rezultate:
A1 : = 1,786 g/cm3
A2 : = 2,174 g/cm3
A3 : = 2,083 g/cm3
Pe baza acestor rezultate s-a calculat in continuare porozitatea aparenta, cu formula:
Unde:
– densitatea aparenta a agregatelor, in g/cm3
a – absorbtia de apa, in %
– densitatea apei (1g/cm3)
Astfel, au fost obtinute urmatoarele rezultate:
A1 : p = 1,786%
A2 : p = 1,522%
A3 : p = 1,771%
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 reale 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
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
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 scazut in montajul experimental A3 in care materialul de umplere este bentonita+nisip+argila.
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 metodologiei prezentate anterior
Depozitarea deseurilor radioactive 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 unor 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.
Prezentul studiu 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 (Rs) si desorbtie (Rd) 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 redate 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 Kd obtinute pentru Tuf vulcanic, A1, A2 si A3
– 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 scadere 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 amestecurile studiate sunt aproape ireversibile;
– 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.
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 A1 a permis patrunderea efluentului lichid pana la ½ din inaltimea coloanei de material. A2 a permis trecerea deseului lichid prin coloana o singura data. A3 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 A2, 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%.
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
23Tabel 6.11. Rezultatele in termeni de retinere pe materiale a activitatii Cs-137
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.
Teste pe matricile solide studiate in vederea utilizarii ca potentiale material de umplere
Experienta internationala arata ca utilizarea bentonitei este extrem de larg 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 fiind 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.
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 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 + 7 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)
Pentru efectuarea incercarilor de rezistenta la compresiune a fost utilizata o masina de compresiune MATEST tip CYBER-TRONIC de 250kN. Pastrarea probelor 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 REFRIND 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)
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.
25Tabel 6.13. Proprietati ale unor materiale poroase obisnuite
* 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, Excellence 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:
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)
pH-ul betonului proaspat este de aproximativ 12-13 in mare parte datorita hidroxidului de calciu, care este un produs secundar de hidratare a cimentului. Cand o suprafata de beton reactioneaza cu dioxidul de carbon din aer, pH-ul suprafetei 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 compusi care, daca sunt solubili, sunt antrenati 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 prezinta sub forma de pulbere alba, care reactioneaza energic cu apa, efervescent cu degajare de caldura formându-se hidroxid de calciu (varul stins).
CaO + H2O –> Ca(OH)2
Varul stins este caustic, având o reactie puternic alcalina (valoare pH 12–13), impiedicand scaderea pH-ului in timp spre 8, cum se observa in celelalte probe.
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 FLUORESCENT 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)
27Tabel 6.15. Rezultatele monitorizarii matricilor solide S2 si S3 in timpul testelor de leaching cu marker ( pH si conductivitate)
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.
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 coroziune
In vederea observarii fenomenului de coroziune s-au pregatit seturi de probe dupa cum urmeaza:
Cate trei probe din fiecare amestec 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 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 butoiasului. 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).
S1, S2 si S3 – In conditii de laborator
S1, S2 si S3 – Dupa 6 luni de depozitare in-situ
S1, S2 si S3 – Dupa 12 luni de depozitare in-situ
A1, A2 si A3 – Dupa 6 luni de depozitare in-situ
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 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 faptul ca la cca. 18 luni de la depozitarea lor in-situ nu au avut loc migrari iar matricile sunt intacte, nefisurate si fenomenele de coroziune inca nu s-au produs. Parametrii monitorizati – pH si conductivitate – inregistreaza o usoara crestere urmata de stabilizare, 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 din 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 reprezentativi 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 prezumtiile utilizate:
Prin fenomenele fizico-chimice de absorbtie, dispersie si dilutie, 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 determinarea 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:
(6.4.-1)
Mecanismul reactiilor chimice dintre materialul 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):
(6.4.-2)
Unde :
v = viteza de inaintare a radionuclidului
u = viteza de inaintare a apei purtatoare
= factorul de intarziere, care reprezinta micsorarea vitezei de inaintare a radionuclidului datorita puterii de absorbtie a mediului geologic
= densitatea aparenta a mediului geologic
= 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:
(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 solutie radioactiva – roca este suficient pentru atingerea 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 radionuclidului 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.
Testele 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 datorita valorilor timpilor de injumatarire.
Coeficientii de distributie au fost calculati cu ajutorul formulei:
(6.4.-4)
Unde:
= concentratia radionuclidului X in solutia initiala
= 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:
(6.4.-5)
28Tabel 6.16. Caracteristicile geologice ale estantioanelor de roca utilizate in programul experimental
(*) Conform studiilor geologice initiale 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
29Tabel 6.17. Rezultatele analizelor chimice a probelor de apa prelevate de la DNDR
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
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 prezentata 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 suprafata specifica a fiecarei fractiuni granulometrice. Aceste valori sunt utile pentru o apreciere calitativa a fenomenelor de sorbtie.
In cazul unor astfel de roci mult mai aproape de realitate este valoarea constantei de distributie determinate in functie de suprafata specifica, notate K d(s) si care se poate calcula cu formula:
(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 – greutatea specifica a unei granule, rezulta ca masa acesteia va fi .
Numarul de granule dintr-o cantitate M va fi:
Iar suprafata totala Sw a particulelor din proba va fi:
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
pentru cazul in care diametrul granulei este egal cu 2x.
Multiplicand cu numarul de granule se obtine volumul eficace total si Mx 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:
care dupa efectuarea transformarilor devine :
Pentru evaluarea Mx masei reale contaminate (absorbite) de catre solutia radioactive, pentru cazul x<<d, primii doi termini pot fi neglijati, astfel ca se ajunge la formula:
iar pentru cazul in care d=2x , rezulta si deci )
Conform datelor experimentale putem considera ca:
fiind definit astfel un coeficient de distributie superficiala K d(s) .
Astfel roca este pusa in contact direct cu un volum de apa Vx continand un radioizotop X cu concetratia initiala. Dupa stabilirea echilibrului vom avea care reprezinta concentratia 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: Vx [, de unde rezulta ecuatia (vezi 6.4.-4 si 6.4.-6)
31Tabel 6.19. Valorile constantelor de distributie superficiale K_(d(s)) (ml/cm2) pentru Cs-137 si Co-60 pe esantioane de roca
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 este mult mai mica si in consecinta si coeficientii de distributie sunt mult mai mici.
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, 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 , si p.
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)
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 tabelul 7.2.
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
45Figura 7.1. Aria potentiala de influenta in timp a eventualelor migrari de radionuclizi
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 rezultate 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:
34Tabel 7.3. Stadiul inventarului radioactiv versus criterii de acceptanta si limite calculate in evaluarea post-inchidere pentru radionuclizii relevanti
Nota:
* In Raportul PSAR 2006, numarul total de butoaie a fost estimat la 17628, iar volumul mediu pe butoi a fost de 0,22 m3. Impartirea numarului de Bq la 17628 si apoi impartirea rezultatului la 0,22 (o operatie matematica echivalenta 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 tipurilor 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 personalul operator este de 20 mSv/an (20 x 10-3 Sv/an) ( NSR-01 – Norme Fundamentale de Securitate Radiologica)
Capitolul 8. CONCLUZII SI CONTRIBUTII PERSONALE LA OPTIMIZAREA SISTEMELOR DE BARIERE INGINRESTI 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 radioactive 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 obtinerea acestor probe pot determina modificari ale proprietatilor de intarire ale matricei cimentului, in functie de raportul utilizat in amestec cu cimentul. Probele cu aditivi minerali testate in vederea utilizarii ca inlocuire partiala a cimentului prezinta 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 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 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 bentonitei stabilizate creste de 14 ori fata de volumul initial.
Cercetarile efectuate pe matrici de ciment cu aditivi minerali au reliefat câteva aspecte interesante privind influenta adaosului de aditivi minerali asupra permeabilitatii cimentului:
Gradul de impermeabilitate fata de apa scade cu scaderea dozajului de ciment si cu cresterea adaosului de aditiv,
Pentru obtinerea unui grad de impermeabilitate ridicat se impune utilizarea unei bentonite/tuf vulcanic cu grad de finete mare si adoptarea unei consistente corespunzatoare pastelor vârtoase sau slab plastice.
Realizarea betoanelor cu ciment si aditiv mineral cu grad de impermeabilitate ridicat este asociata cu adoptarea unui raport apa: liant redus, utilizarea de aditivi antrenori de aer sau micsti, cu dozaj de ciment corespunzator, folosirea de agregate sanatoase, compacte cu o compactitate ridicata a betonului si o buna conlucrare intre matrice si agregat, cum si cu punerea in lucrare, conservarea si tratarea ulterioara ingrijita.
Analizand datele, se constata:
• cea mai mica permeabilitate o prezinta probele cu dozaj de ciment de 625 kg/mc si adaos de bentonita in proportie de 10%
• dozajul cel mai mare de ciment utilizat in cercetare nu a dat cea mai mica permeabilitate; acest fapt se explica prin tendinta de microfisurare mai accentuata manifestata de probele cu dozaje mari de ciment;
• probele cu adaos de aditivi minerali utilizati ca inlocuitori partiali de ciment manifesta o comportare buna la actiunea infiltranta a apei;
• scaderea permeabilitatii cimentului cu adaos de aditivi minerali se explica pe de o parte prin formarea unei mase gelice suplimentare care colmateaza porii cimentului marind compactitatea acestuia, iar pe de alta 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% 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 temperaturi 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 influenta 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 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.
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. Beneficiile 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 fi 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 mai bune rezultate fiind obtinute pentru A1 si A3 si pentru S1 si S2;
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 rezultatelor 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 National 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 acestea 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 radiochimice 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. Concentratiile gasite pentru radionuclizii depozitati se situeaza 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 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 retentie in cazul 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 mediului.
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 caracteristicile 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 de 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 testarea de noi materiale 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 porozitatii 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;
Utilizarea bentonitei si a amestecurilor 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 umiditate in conditii reale de depozitare si in conditii de laborator; deasemenea, ea poate fi pusa in opera in conditii
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 spatiilor libere cu materiale 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. Depozitarea deseurilor radioactive 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.
BIBLIOGRAFIE
IAEA SAFETY STANDARDS SERIES No. GSG-1, Classification of Radioactive Waste – General Safety Guide – International Atomic Energy Agency , Viena, 2009
IAEA NUCLEAR ENERGY SERIES No. NW-T-1.20, Disposal approaches for long lived low and intermediate level radioactive waste, Viena, 2009
Engineered Barrier Systems and the Safety of Deep Geological Repositories, State-of-the-art Report, ISBN 92-64-18498-8, NEA-OECD 2003
IAEA-TECDOC-1255, Performance of engineered barrier materials in near surface disposal facilities for radioactive waste, Viena, 2001
IAEA-TECDOC-1256, Technical considerations in the design of near surface disposal facilities for radioactive waste, Viena, 2001
“Preliminary Safety Analysis Report of the Baita Bihor Radioactive Waste Repository, Romania”(PSAR) QRS-1255A-PSAR2, 2006
“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 , Bruges, Belgium, 2007
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.
ICMN Baia Mare (1982). Studii Geotechnice si Hidrogeologice in zona galeriilor 50 si 53 de la Baita, jud. Bihor. BM47-06.
IFIN-HH (1982). Studii si cercetari cu trasori privind retentia si migrarea radionuclizilor in rocile din galleria 50-53 Baita. IFIN-Ctr 5320.
Universitatea Bucuresti, (1982). Evaluarea studiilor realizate pentru amplasarea DNDR Baita, Bihor (Raport Intern).
C. Hirian – Mecanica Rocilor, 1981
IAEA (1993). Report on Radioactive Waste Disposal. IAEA Technical Report Series No. 349, International Atomic Energy Agency, Vienna.
IAEA (2007) Low and Intermediate Level Waste Repositories: Socioeconomic Aspects and Public Involvement. TECDOC 1553.
Deep geologic repositories – Norbert T. Rempe, 2008, Geological Society of America.
IAEA (1995). The Principles of Radioactive Waste Management. Safety Series No. 111-F, International Atomic Energy Agency, Vienna.
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.
IAEA (1999). Near Surface Disposal of Radioactive Waste. IAEA Safety Standard Series No. WS-R-1, International Atomic Energy Agency, Vienna.
IAEA (2005a). Geological Disposal of Radioactive Waste. Draft Safety Requirements DS 154, International Atomic Energy Agency, Vienna.
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.
Bazele tehnologiei liantilor anorganici, ed. Didactica si Pedagogica, 1993, Ion Teoreanu.
IFIN (1992) – Studiul documentar privind caracterizarea bentonitelor si tufurilor vulcanice indigene – Contract H4.
IAEA-TECDOC-1397- Long term behaviour of low and intermediate level waste packages under repository conditions, Viena, 2004.
EPA (1999) Understanding variation in partition coefficient, kd, values – EPA 402-R-99-004A.
NSR-01 – Norme Fundamentale de Securitate Radiologica
IAEA – TRS 222 – Conditioning of low and intermediate level radioactive wastes (1983)
SREN-12390-2/2009 – Incercari pe beton intarit. Partea II – Pregatirea si pastrarea epruvetelor pentru incercari de rezistenta
SARAWAD-BB / PN II-PT-PCCA-2011-3.2-0334 : Dezvoltarea strategiei de inchidere a Depozitului National pentru Deseuri Radioactive Baita, Bihor, având la baza optimizarea sistemului de bariere ingineresti”.
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 Management, Cordoba, Spain,13-17 March 2000 .
8. “Institutional 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 Experience”, 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 Experience”, 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.
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 years 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 content 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 Operational 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 D2O in Cement Paste Matrix Studied by Quasielastic and Inelastic Neutron Scattering”, I. Padureanu, D. Aranghel, Ghe. Rotarescu, F. 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 Remediation 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 International 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 September 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.Duliu, 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. Ionascu, 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
(**)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. Toma, C. Olteanu, L. Done, F. Dragolici, O. Sima , 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 Cementitious 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 (Romanian National Radioactive Waste Repository – DNDR), A. Petrescu, L.Done, F. Dragolici, I.Prisecaru, G.Pavel, H.Popa, Rom. J. Phys. 59, (2014) 1025.
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 Journal 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 Institutionale (ID: 124156)
Dacă considerați că acest conținut vă încalcă drepturile de autor, vă rugăm să depuneți o cerere pe pagina noastră Copyright Takedown.