Класифікація радіоактивних відходів в Україні: наближення до міжнародних стандартів

О.О.Бондаренко

Citation
, XML
Автори

Abstract

Сьогодні для вирішення проблем, що накопичились у сфері поводження з РАВ в Україні, потрібна цільна послідовна зрозуміла класифікація РАВ в Україні як дієвий і прозорий інструмент для організації поточної операційної безпеки поводження з РАВ, техніко-економічного коротко- і довгострокового планування поводження з РАВ та міжнародного обміну інформацією. Це можливо і необхідно досягнути лише докорінною переробкою існуючих національних нормативів (причому в бік спрощення) шляхом наближення до світових стандартів. У статті проаналізований поточний стан питань пов’язаних із існуючою класифікацією РАВ і запропонована нова класифікація.

Блог-версія статті: http://urps-notices.blogspot.com/2010/08/blog-post_19.html

Радіоактивні матеріали, утворені внаслідок діяльності людини і до яких визнано неможливість їх подальшого використання, вважають радіоактивними відходами (РАВ) [1]. РАВ згідно чинного визначення не розглядаються як вторинна сировина. РАВ утворюються в результаті різного роду практичної діяльності людини: генерація електричної і теплової енергії за допомогою ядерних реакторів, видобуток і переробка корисних копалин, що містять підвищені рівні природних радіонуклідів, використання радіонуклідів або ядерних перетворень у дослідженнях, медицині, промисловості й у військових цілях. Дещо осторонь знаходяться джерела утворення РАВ, які не можна прямо віднести до практичної діяльності та які пов’язані з діяльністю по відновленню навколишнього середовища в результаті практичної діяльності людини, а саме: реабілітація (або ремедіація) територій, радіоактивно забруднених внаслідок радіаційно-ядерних аварій; зняття з експлуатації включно з дезактивацією радіаційно-ядерних об’єктів. Ключовим елементом організації поводження з РАВ із самого початку цього технологічного ланцюга є оптимальна класифікація РАВ. Класифікація РАВ необхідна для організації поточної операційної безпеки поводження з РАВ, техніко-економічного коротко- і довгострокового планування поводження з РАВ до моменту захоронення, міжнародного обміну інформацією і вирішення транскордонних питань поводження з радіоактивними матеріалами. Окрім того, стандарт МАГАТЕ №GSG-1 [2], опублікований у цьому році, передбачає, що загальна класифікація РАВ передусім враховує аспекти довготривалої безпеки захоронення РАВ.

На сьогодні, не дивлячись на певний поступ у вирішенні питань поводження з РАВ в Україні, можна стверджувати, що на перешкоді прогресу у розбудові єдиної державної системи поводження з РАВ і реалізації відповідних державних програм з поводження з РАВ стоїть, окрім іншого, відсутність цільної послідовної зрозумілої класифікації РАВ в Україні [3][4]. Нижче розглянуті деякі основні проблеми сучасної класифікації РАВ в Україні.

Класифікація РАВ в Україні: поточний стан 

Остання (але не єдина) класифікація РАВ встановлена ОСПУ-2005 [5]. У цьому розділі висвітлені деякі критичні питання, які вимагають свого вирішення.

Потенційна доза у класифікації РАВ


Пунктом 15.1.5 ОСПУ-2005 встановлено два типи РАВ (короткоіснуючі та довгоіснуючі), ґрунтуючись на основі критеріїв допустимості їх захоронення в поверхневих (приповерхневих) сховищах або глибоких геологічних формаціях і використовуючи дози потенційного опромінення (EP) через 300 років після захоронення:

  • Короткоіснуючі: EP < 1 мЗв·рік-1,
  • Довгоіснуючі: EP > 50 мЗв·рік-1.

Встановлення типу РАВ в діапазоні 1 ≤ EP ≤ 50 мЗв·рік-1 відбувається за розглядом Регулятора й без застосування імовірності критичних подій. На практиці це означає, що потенційне опромінення прирівняне до поточного, що у свою чергу значно, безпідставно і необґрунтовано підвищує консерватизм вимог безпеки до об’єктів і технологічних процедур поводження з РАВ. У свою чергу це призводить до неприйнятного затягування розгляду дозвільних документів Регулятором і до необґрунтованого підвищення вартості проектів, що подаються на розгляд.

Некоректність порогу визначення РАВ 

Пункт 15.1.6 ОСПУ-2005 встановлює чотири групи РАВ за критерієм «рівень вилучення»
Група РАВ
Тверді РАВ
Рівень вилучення (кБк·кг-1)
1
Трансуранові альфа-випромінюючі радіонукліди
0.1
2
Альфа-випромінюючі радіонукліди
1.0
3
Бета-, гама-випромінюючі радіонукліди (за винятком віднесених до групи 4)
10
4
3H, 14C, 36Cl, 45Ca, 53Mn, 55Fe, 59Ni, 63Ni, 93mNb, 99Tc, 109Cd, 135Cs, 147Pm, 151Sm, 171Tm, 204Tl
100
Поріг визначення РАВ за рівнем вилучення в українській класифікації виглядає невиправданим як мінімум з двох принципових причин:

  • Розходження між порогом визначення РАВ для довгоіснуючих альфа-випромінюючих радіонуклідів рекомендованим МАГАТЕ/Євроатомом і встановленим Українським законодавством у 4000 є невиправдано невідповідним (в Україні встановлено надто низький рівень для визначення РАВ).
  • Використання рівня у 10 кБк·кг-1 у якості порога у визначенні гама-випромінюючих РАВ є некоректним – це занадто високо для рівня вилучення через значну невідповідність основного (по дозі) та похідного (по концентрації) критеріїв для рівня вивільнення. Так, для умов опромінення 137Cs в геометрії «напів-безкінечного простору» з концентрацією 10 кБк·кг-1 річна доза складатиме приблизно 1 мЗв, що приблизно на два порядки перевищує дозу критерію звільнення 10 мкЗв·рік-1. Зокрема, документ МАГАТЕ RS-G-1.7 встановлює рівень звільнення 137Cs у 100 Бк·кг-1.

Питома активність проти потужності дози


Пунктом 15.1.7 ОСПУ-2005 встановлює три категорії РАВ для всіх чотирьох груп РАВ, котрі ґрунтуються на питомій активності. При цьому тут застосований масштабуючий фактор до рівня вилучення відповідної категорії РАВ для всіх груп і фазових станів (твердого і рідкого) РАВ. Наступним пунктом 15.1.8 ОСПУ-2005 встановлює три категорії РАВ для гама-випромінюючих радіонуклідів з невідомою питомою активністю за критерієм потужності поглинутої дози (мкГр·год-1).
Нижче у одну таблицю зведено класифікацію РАВ по категоріях з використанням питомої активності (П. 15.1.7 ОСПУ-2005) та потужності поглинутої дози (П. 15.1.8 ОСПУ-2005):
   
Категорія РАВ
Масштабуючий фактор до рівня вилучення по питомій активності (П. 15.1.7)
Масштабуючий фактор до потужності поглинутої  дози (мкГр·год-1)  (П. 15.1.8)
1
Низько-активні
1 – 102
1 – 102
2
Середньо-активні
102 – 106
102 – 104
3
Високо-активні
> 106
> 104
Вивчення таблиці приводить до двох застережень:

  • Викликає питання ширина діапазонів фізичних величин, встановлена для трьох категорій РАВ. Так, наприклад, у стандарті МАГАТЕ № GSG-1 [2] визначені типові значення об’ємної концентрації радіонуклідів для високоактивних відходів у 104 – 106 ТБк·м-3, що приблизно становить 1012 – 1014 Бк·кг-1. Тим же документом через перепосилання на Керівництво МАГАТЕ з безпеки № RS-G-1.7 визначені нижній поріг РАВ через рівень вилучення. Зокрема, для 137Cs він становить 100 Бк·кг-1. Таким чином, динамічний діапазон між нижніми границями низькоактивних і високоактивних РАВ за стандартом МАГАТЕ складає 1010, водночас ця величина у ОСПУ-2005 становить лише 106 або навіть 104 в залежності від вибору фізичної величини для категоризації РАВ. Підхід, прийнятий у ОСПУ-2005, на 4-6 порядків знижує нижню границю високоактивних РАВ і, таким чином, значно збільшує обсяги високоактивних РАВ (за рахунок середньоактивних) і, відповідно, необґрунтовано здорожчує планові асигнування на поводження з ними. Апріорі зрозуміло, що вартість поводження з 1 кг високоактивних РАВ значно більша ніж з 1 кг середньоактивних РАВ.
  • Навіть загальні знання з області ядерної фізики приводять нас до висновку, що границі категорій РАВ встановлені по питомій активності і по потужності дози мають бути пропорційні одна до одної. Одначе, це не спостерігається у випадку співставлення категоризацій з п. 15.1.7 і п. 15.1.8 ОСПУ-2005. Скоріше за все це викликано технічною помилкою, яку треба усунути. 

Нормативна багатозначність

Окрім зазначеної класифікації РАВ з ОСПУ-2005 в Україні чинні принаймні ще дві альтернативні рівноправні класифікації:

Також у кінці літа 2010 року з’явилися два документи, дотичні до питань класифікації:

  1. Порядок звільнення радіоактивних матеріалів від регулюючого контролю у рамках практичної діяльності [8];
  2. Гігієнічні нормативи “Рівні звільнення радіоактивних матеріалів від регулюючого контролю”, затверджені Постановою Головного державного санітарного лікаря України від 30.06.2010 №22 [9].

Спільний наказ Мінприроди України і МОЗ України встановлює рівні повного звільнення радіоактивних відходів і побічних радіоактивних матеріалів:

Загальна питома активність для насипної кількості (< 1000 кг):

  • Для альфа-випромінюючих радіонуклідів – 100 Бк·кг-1;
  • Для бета-випромінюючих радіонуклідів – 1000 Бк·кг-1.

Сумарна активність для 1-ї упаковки РАВ < 100 кг має містити:

  • Для альфа-випромінюючіх радіонуклідів – 10 кБк;
  • Для бета-випромінюючіх радіонуклідів – 100 кБк.
При знятті з експлуатації ядерних установок рівень звільнення по поверхневі забрудненості встановлено:
  • Для альфа-випромінюючіх радіонуклідів – 0.05 Бк·cм-2 (РВ – 5 кБк);
  • Для бета-випромінюючіх радіонуклідів – 5 Бк·cм-2 (РВ – 5 МБк);
  • Інші радіонукліди – 0.5 Бк·cм-2 (5 кБк < РВ < 5 МБк).

СПОРО-85 стисло надають таку класифікацію РАВ: 

Рідкі РАВ (Бк·л-1):

  • Низькоактивні: < 3.7·105
  • Середньоактивні: > 3.7·105 та < 3.7·1010
  • Високоактивні: > 3.7·1010

Тверді РАВ відносяться до радіоактивних, якщо вони перевищують:

  • Для бета-випромінюючіх радіонуклідів – 7.4·104 Бк·кг-1
  • Для гама-випромінюючіх радіонуклідів – 2·10-13 Гр·м-3 (10-7 г·кг-1 226Ra)
  • Для альфа-випромінюючіх радіонуклідів – 7.4·103 Бк·кг-1
  • Поверхневе забруднення 100 cм2 (част·cм-2·хв-1) – 5 α та 50 β
“Порядок звільнення радіоактивних матеріалів від регулюючого контролю у рамках практичної діяльності” і “Рівні звільнення радіоактивних матеріалів від регулюючого контролю”.
Обидва документи затверджують рівні звільнення у відповідності до [10], що є основою (або нижнім рівнем визначення) РАВ. Вводиться новий термін “припинення”. Поява обох документів є важливим кроком у бік міжнародної стандартизації норм радіаційної безпеки в Україні. Більша детальне обговорення [8] представлено публікації [11].
Як видно навіть з вельми поверхового огляду представлених джерел у підсумку на сьогодні є чинними п’ять неспівставимих між собою класифікацій, одночасне використання яких приводить до плутанини і конфліктних ситуацій.

Терміни і процедури

Також є низка прогалин і неузгодженостей нормативного характеру, які безпосередньо дотичні до питань застосування класифікації РАВ і ускладнюють і без того заплутану ситуацію, зокрема:
  • Документ НРБУ-97/Д-2000 [12] встановлює 4 типи вивільнення: повний, обмежений, обмежений зі спеціальними вимогами, а також визначені РАВ для яких не розглядають можливість вивільнення. Ці типи не мають чіткого розмежування і, тому, дають поле для довільного тлумачення, а, значить, до непрозорих рішень.
  • Термін «виключення» все ще не встановлений в українському нормативному полі.
  • Терміни «вилучення» і «вивільнення» часто використовуються довільним способом і усупереч з МАГАТЕ RS-G-1.7 [10]. Термін «виключення» взагалі ще не визначено в українському нормативному полі.
  • В українському законодавстві встановлені дві класифікації коротко- і довгоіснуючих РАВ, які є несумісними одна до одної, а саме: (1) у Законі України «Про поводження з РАВ» і п. 15.1.5 ОСПУ-2005 та (2) п. 15.1.10 ОСПУ-2005.
  • Процедура і критерії повного вивільнення РАВ встановлені у [6] не співпадають з відповідними величинами з ОСПУ-2005 [5].
  • У [8][9] вводиться новий термін “припинення” без коригування попередніх пов’язаних нормативно-правових актів. 

Інші складнощі практичного використання класифікації РАВ

Чинна класифікація РАВ за свою основу має питому активність радіонуклідів і як результат у певних ситуацій приводить до неможливості застосування. До таких ситуацій можна віднести:

  • Відпрацьовані джерела іонізуючого випромінювання, які не характеризуються такими параметрами «питома активність» та/або «потужність дози».
  • Відпрацьовані компресорні труби в нафтогазовій промисловості, які характеризуються високим рівнем поверхневого забруднення довгоживучих радіонуклідів 226Ra and 232Th.
  • У чорнобильській зоні відчуження звичайні операції, наприклад, з прибирання сміття стикаються з необхідністю «лібералізувати» поняття низькоактивних відходів (тобто підняття нижньої границі). Інакше значна частина «звичайного» сміття має скидатись у спеціально збудовані приповерхневі сховища, чим зменшується обсяги цих сховищ, передбачені для вирішення серйозніших питань.  

Особливість формування та використання ядерного законодавства в Україні

Підходи до формування ядерного законодавства і особливо до радіологічної оцінки безпеки в Україні все ще підпорядковані соціальному та психологічному чиннику Чорнобильської катастрофи. Можливо наслідки катастрофи слід вважати головним виправданням того, чому чисельні значення допустимих рівнів (концентрації, потік альфа- і бета радіації, рівні дії), рівні дозових квот, та інші основні значення системи радіаційного захисту населення є серед самих консервативних у світі.
Такий консервативний підхід ставить за мету захист від радіації на більш високому рівні майбутніх поколінь. Однак парадоксом у цій ситуації є те, що практичний результат відрізняється, а іноді просто протилежний від декларованого. Зокрема, нижче визначення порогової концентрації РАВ приводить до потреби розміщення більш істотної кількості РАВ, особливо чорнобильського походження. Це, у свою чергу, призведе до значного збільшення фінансових витрат (наприклад, при створення геологічного сховища, вмістом більше 600 тис. куб.м).
Як результат сформованих підходів до розробки і застосування нормативів у сфері радіаційного захисту населення в Україні, на прикладі даного розгляду класифікації РАВ, можна спостерігати реалізацію вже згаданого парадоксу, а саме: запровадження жорсткіших радіологічних обмежень не призводить до безпечніших результатів (включаючи зменшення колективної та індивідуальної дози) у зв’язку з неможливістю їх практичної реалізації, зокрема, з причин економічного характеру!
У якості доречного прикладу доцільно навести порівняння трьох всім відомих радіаційно небезпечних об’єктів, розташованих на території чорнобильської зони відчуження, а саме: сама зона відчуження, об’єкт «Укриття» (закриті руїни 4-го реакторного блоку Чорнобильської АЕС) і спеціально облаштоване приповерхневе сховище для низько- и середнє активних короткоживучих радіоактивних відходів (СОПСТРВ або скорочено комплекс «Вектор»). За даними багаторічних досліджень і спостережень були взяті офіційні дані із загальної активності та інтенсивності витоку для зони відчуження (основний виток через річку Прип’ять) і об’єкту «Укриття».
Локалізація
Загальна активність, 1015 Бк
Інтенсивність виносу, рік‑1
Щорічні потоки, 1012 Бк
Чи є об’єктом регулювання?
Вся територія зони відчуження
16
3∙10-4
3 – 13
Ні
Об’єкт «Укриття»
340
3∙10-8
0.01
Ні
Комплекс«Вектор» (включно з Лот 3) в майбутньому
10
3∙10-10
3∙10-6
Так
Для комплексу «Вектор» загальна активність взята із припущення, що уся радіоактивність, що розсіяна на території зони відчуження поза межами об’єкту «Укриття» (< 3%) в результаті Чорнобильської аварії, зібрана й захоронена на комплексі «Вектор». Інтенсивність виносу за межі комплексу «Вектор» взята з експертних міркувань на 2 порядки нижчою ніж для об’єкту «Укриття» з огляду на те, що комплекс «Вектор» будується у плановому порядку як сховище РАВ, а також має значно безпечніше розташування відносно підземних водоносних горизонтів і відкритих водних артерій. У підсумку маємо вочевидь завищену оцінку щорічних потоків виносу радіоактивності за межі комплексу «Вектор», яка майже на 4 порядки менша за винос з об’єкту «Укриття» і складає одну мільйонну загального виносу за межі зони відчуження. Тим не менш парадоксом є те, що ані територія зони відчуження (як джерело), ані об’єкт «Укриття» не є об’єктом регулювання їх річних скидів і викидів, на відміну від комплексу «Вектор» який при усій нікчемності потенційного виносу є суб’єктом суворого регуляторного контролю!

Пропозиції

Сьогодні для вирішення проблем, що накопичились у сфері поводження з РАВ в Україні, потрібна цільна послідовна зрозуміла класифікація РАВ в Україні як дієвий і прозорий інструмент для організації поточної операційної безпеки поводження з РАВ, техніко-економічного коротко- і довгострокового планування поводження з РАВ та міжнародного обміну інформацією. Це можливо і необхідно досягнути лише докорінною переробкою існуючих національних нормативів (причому в бік спрощення) шляхом наближення до світових стандартів. Нижче запропоновані основні рішення цих проблем у вигляді. 
1. У класифікацію РАВ, що основана на критеріях допустимості (недопустимості) їх захоронення в сховищах різних типів (п. 15.1.5 ОСПУ-2005) внести новий тип РАВ: «Аварійний тип РВ, виникший після Чорнобильської катастрофи», що заповнює прогалину потенційної дози через 300 років після захоронення між 1 і 50 мЗв. Можливий тип вивільнення протягом 300 років після захоронення – Обмеженне вивільнення зі спеціальними умовами (активний або пасивний контроль, наприклад контроль обмеження доступу), а допустимий тип сховищ РАВ – Поверхневі чи приповерхневі сховища зони відчуження:
Тип  РВ
Потенційна доза, 300 років після захоронення
Можливий тип вивільнення протягом 300 років після захоронення
Допустимий тип сховищ РВ
Коротко живучі
Меньше 1 мЗв
Повний, обмежений
Поверхневі або приповерхневі
Аварійний тип РВ, виникший після Чорнобильської катастрофи
Більший або рівний 1 мЗв, та нижче 50 мЗв
Обмеженне вивільнення зі спеціальними умовами (активний або пасивний контроль, наприклад, контроль обмеження доступу)
Поверхневі чи приповерхневі сховища зони відчуження
Довго-живучі, включаючи довго-живучі РВ, що виникли в результаті Чорнобильської катастрофи
Більше або дорівнює 50 мЗв
Не розглядаються
В стійких геологічних формуваннях
Примітка: використання дози потенційного опромінення не допускається без супроводжуючої її імовірності реалізації. 
2. Вводиться нова категорія – дуже низькоактивні відходи (ДНАВ), а низько- і середньоактивні відходи об’єднуються у одну категорію (НСАВ). При цьому класифікація радіоактивних відходів будується на «відношенні між певною активністю або потужністю дози та рівнем вивільнення».
Категорія РВ
Діапазон питомої активності або потужності дози в одиницях рівня звільнення
1.
РАВ дуже низького рівня (ДНАВ)
100K < 102
2.
РАВ низького та середнього рівня (НСАВ)
102 K < 108
3.
РАВ високого рівня (ВАВ)
K 108
Величина K відношення питомої активності або потужності дози до рівня звільнення визначається таким чином:
Для твердих РАВ – як відношення між певною активністю РАВ (C_R) та рівнів вивільнення (C_{tiny R}^{tiny clear}) для радіонуклідів згідно МАГАТЕ RS-G-1.7 [10]
K_{tiny R}=C_{tiny R}/C_{tiny R}^{tiny clear}
Для рідких РАВ – як відношення між певною активністю РАВ (C_{tiny R}) та допустима концентрація (PC_{tiny R}^{tiny ingest}) радіонуклідів R у питної воді (згідно таблиці Д.2.2 НРБУ-97 [13])
K_{tiny R}=C_{tiny R}/PC_{tiny R}^{tiny ingest}
У випадку, коли вміст радіонуклідів  або питому активність неможливо визначити для твердих РАВ, K визначається як відношення потужності дози DR до мінімально значущої потужності дози DR_m (1.2 нЗв/год): 
K=DR/DR_m
Для РВ, які включають декілька радіонуклідів, категорія встановлена як сума обчислення факторів K_{tiny R} конкретних радіонуклідів із суміші 
K=sum_{tiny R}{K_{tiny R}}


%d блогерам подобається це: