Термический режим солянокупольных структур при захоронении в них радиоактивный отходов

Краткое описание

ВВЕДЕНИЕ...3

ГЛАВА 1. ПЕРСПЕКТИВЫ РАЗВИТИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ...10

1.1. Ядерный топливный цикл...12

1.2. Проблема обращения с радиоактивными отходами...15

1.2.1. Форма захоронения радиоактивных отходов...18

1.2.2. Сравнительная характеристика матричных материалов для фиксации радионуклидов...19

1.2.3. Термическая и радиационная устойчивость, теплофизические свойства

остеклованных радиоактивных отходов...21

ГЛАВА 2. ПРОБЛЕМА ВЫБОРА ГЕОЛОГИЧЕСКОЙ ФОРМАЦИИ ДЛЯ ЗАХОРОНЕНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ...31

2.1. Опыт изучения и использования соляного купола Горлебен (Германия)...35

2.2. Проект создания подземной лаборатории в соляном куполе Большой Азгир (Западный Казахстан)...41

2.3. Соляной тектогенез. Классификация структур, созданных соляной тектоникой...44

2.3.1. Химический и минералогический состав каменной соли...47

2.3.2. Физические свойства каменной соли...50

2.3.3. Гипотезы формирования соляных структур...54

2.3.4. Классификация соляных структур...63

2.3.5. Рост соляных куполов...67

2.4. Прикаспийская впадина — крупнейший эвапоритовый бассейн мира...68

2.4.1. Распространение и районирование соляных структур прикаспийской впадины...69

2.4.2. Геофизические и геохимические аномалии...72

2.4.3. Геотермическое поле...73

2.4.4. Гидрогеология...81

2.5. Соляной купол как потенциальная вмещающая среда для могильника радиоактивных отходов...83

2.5.1. Изучение трещинно-порового пространства каменной соли...86

2.5.2. Изучение совместного действия радиации и увлажнения на реологические свойства каменной соли...87

2.5.3. Исследования по оценке безопасности захоронений радиоактивных

отходов. Моделирование процессов в каменной соли после захоронения РАО...87

ГЛАВА 3. РЕЗУЛЬТАТЫ ИЗУЧЕНИЯ ОБРАЗЦОВ ГОРНЫХ ПОРОД ЭВАПОРИТОВЫХ

БАССЕЙНОВ ПРИКАСПИЙСКОЙ И ПРИПЯТСКОЙ ВПАДИН...89

3.1. Результаты измерения теплофизических параметров образцов горных пород Прикаспийской впадины...89

3.2. Результаты химического анализа образцов каменной соли...96

3.3. Результаты изучения зависимости величины теплопроводности образца каменной соли от всестороннего давления и температуры...97

3.4. Радиогенная теплогенерация в термическом режиме литосферы...104

3.4.1. Результаты рентгеноспектрального анализа образцов. Расчет поверхностной теплогенерации пород...107

3.4.2. Прогнозирование времени установления квазистационарного теплового поля соляного купола после захоронения в нем тепловыделяющих элементов...110

ГЛАВА 4. ЧИСЛЕННОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ ТЕРМИЧЕСКОГО РЕЖИМА В СОЛЯНОМ КУПОЛЕ ПОСЛЕ ЗАХОРОНЕНИЯ В НЕМ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ ПРОГРАММНОГО ПАКЕТА «TERMGRAF»...112

4.1. Построение модели...115

4.2. Модификация модели...118

ЗАКЛЮЧЕНИЕ...125

ЛИТЕРАТУРА...128
Введение

ВВЕДЕНИЕ

Одной из отличительных особенностей новейшей истории человечества является стремительный рост энергопотребления. Наряду с внедрением высоких технологий во многие сферы жизни людей, в производстве тепловой и электроэнергии до сих пор преобладает сжигание ископаемого топлива. В этой ситуации использование атомной энергетики казалось выходом из энергетического тупика, решением многих проблем. Ее преимущества были настолько очевидны, что позволили начать производство электроэнергии в промышленных масштабах, невзирая на то, что технологии утилизации и захоронения радиоактивных отходов вообще отсутствовали. В относительно малом количестве отходов, которые образуются на действующей АЭС, не проглядывалась проблема и, тем более, угроза здоровью и благополучию населения Земли. Сегодня прогнозные оценки количества радиоактивных отходов (далее - РАО) показывают, что к 2010 г. только в России их общий объем достигнет одного миллиона кубических метров. И мы знаем, что хранение такого объема РАО на земной поверхности сопряжено с большой экологической опасностью. Захоронение радиоактивных отходов в стабильных геологических формациях является чрезвычайно нерациональным, но реально осуществимым способом изоляции этих материалов от биосферы. Очевидно, что свойства геологической среды должны соответствовать специфике продуктов, подлежащих захоронению - а именно наличию постоянно идущей экзотермической реакции распада радиоактивных изотопов. Поскольку концентрация радионуклидов в камере захоронения будет существенно отличаться от природных значений, речь идет о выборе приемлемых условий для решения этой задачи. В настоящей работе объектом исследования являлись солянокупольные структуры Прикаспийской впадины - одного из потенциальных районов захоронения РАО. Для их оценки применялись геологические критерии и метод численного моделирования термической эволюции геологической среды с использованием программного пакета «TERMGRAF».

Актуальность исследований

В настоящее время в окружающей среде присутствует большое количество искусственных (антропогенных) радионуклидов. Причины их возникновения - это деление ядер, ядерный синтез и нейтронная активация. Основными источниками поступления радионуклидов в биосферу являются следующие процессы:

1. Неуправляемые ядерные реакции: а) испытания ядерного оружия (до объявления моратория на проведение ядерных взрывов в 1986 г.); б) технические взрывы (сейсмическое зондирование, создание плотин, дробление руды, создание подземных хранилищ газа и др.); в) аварии на предприятиях ядерного топливного цикла.

2. Управляемые ядерные реакции, осуществляемые в ядерных реакторах: атомных электростанций (АЭС), атомного морского флота, научно-исследовательских реакторах.

3. Заключительные этапы ядерного топливного цикла: переработка облученного ядерного топлива на радиохимических заводах (РХЗ); захоронение радиоактивных отходов.

Превалирующий вклад в образование радиоактивных отходов (РАО) вносят предприятия ядерного топливного цикла. Основное количество РАО (99% по активности) сосредоточено на предприятиях ПО «Маяк», Сибирском химическом комбинате и Горно-химическом комбинате.

В настоящее время принята следующая схема обращения с отходами высокой удельной активности:

- хранение в жидкой форме до снижения остаточного тепловыделения (распада короткоживущих изотопов);

- отверждение и хранение в контролируемых условиях;

- окончательное захоронение твердых отходов в геологических формациях (Доклад МАГАТЭ, 2003).

В качестве потенциально пригодных для захоронения РАО в настоящее время рассматривают следующие породы: скальные (США, Россия, Япония, Индия и некоторые другие страны); глинистые (Бельгия, Швейцария, Великобритания, Нидерланды, Италия); многолетнемерзлые (Россия), геологические формации каменной соли (Германия, США, Россия).

При подземной изоляции РАО основной технологической нагрузкой является тепловыделение, которое ухудшает прочностные и меняет фильтрационные характеристики массива пород, существенно влияет на размеры и конструктивные особенности захоронения. Мероприятия по снижению температуры в могильнике требуют дополнительных материальных затрат. В этой ситуации использование геологической среды, способной эффективно отводить избыточное тепло за счет особых теплофи-зических свойств может быть возможным решением проблемы. Из горных пород наибольшей теплопроводностью обладает каменная соль, что делает ее особенно привлекательной для использования в выше обозначенных целях.

Настоящая работа посвящена изучению теплофизических свойств каменной соли, нахождению зависимости между температурой среды и величиной теплопроводности породы, моделированию термического режима и термической эволюции потенциального захоронения РАО. Исследование посвящено одной из нерешенных проблем атомной энергетики, что определяет его актуальность.

Цель исследования:

Оценка пригодности солянокупольных структур для захоронения долгоживущих радиоактивных отходов по теплофизическим критериям на основе математического моделирования.

Основные задачи исследований:

1. Оценка потенциальной вмещающей среды захоронения РАО с помощью геологических критериев (в отношении физико-механических, теплофизических, фильтрационных, сорбционных и др. свойств); изучение геоморфологических, геолого-гидрогеологических и др. условий;

2. Измерение теплофизических свойств каменной соли, выявление зависимости величины теплопроводности галита от изменения РТ-условий.

3. Проведение теплофизического моделирования процесса термальной эволюции вмещающей среды (соляного купола) после захоронения радиоактивных отходов.

Объектами исследования являлись: природные образцы горных пород эвапоритовых бассейнов (Прикаспийская впадина, район Оренбурга; Солегорское месторождение, Белоруссия), геологические разрезы, схемы строения, данные геотермических измерений в осадочном чехле Прикаспийской впадины.

Фактическая основа исследования

Для обоснования тезисных положений автором использованы результаты собственных исследований по определению химического состава, плотности, пористости, теплофизических свойств отобранных образцов, изучению зависимости теплопроводности образцов каменной соли от РТ-условий; численного моделирования тепловой эволюции района захоронения РАО, а также научный материал, опубликованный в отечественной и зарубежной литературе. Этот материал охватывает публикации по проблемам развития атомной энергетики, ядерного топливного цикла (ЯТЦ) и обращению с радиоактивными отходами; изучению и оценке геологических формаций — потенциальных вмещающий сред для захоронения РАО, моде-

лированию эволюции могильника РАО; методике измерения теплофизиче-ских свойств и справочным данным по петрофизике горных пород и полезных ископаемых.

Список литературы содержит 152 названия монографий и статей, касающихся исследованных вопросов и содержащих данные по России и зарубежным странам.

Научная новизна

1. Получены новые данные в изучении теплофизических свойств каменной соли, зависимости величины теплопроводности каменной соли от температуры и от всестороннего давления и температуры.

2. Рассчитана поверхностная теплогенерация горных пород предполагаемого района захоронения радиоактивных отходов за счет радиоактивного распада естественных радионуклидов U и Th. Проведена оценка вклада искусственных радионуклидов, входящих в состав РАО в термический баланс литосферы.

3. Впервые количественно, на основе нестационарного численного моделирования, оценена степень разогрева могильника радиоактивных отходов в солянокупольной структуре за счет спонтанного распада радионуклидов, содержащихся в РАО.

Практическая значимость исследования

Результаты и методология работы могут быть использованы при комплексной оценке потенциальной геологической среды захоронения тепловыделяющих промышленных отходов и моделировании термической эволюции литосферы после захоронения РАО.

Защищаемые положения:

1. Теплопроводность каменной соли уменьшается с увеличением температуры. Установлена численная зависимость между этими параметрами;

2. Локализация искусственных радионуклидов в приповерхностной зоне приводит к изменению термического баланса литосферы. Количественное моделирование термической эволюции могильника РАО проводится интервале нестационарного теплового режима;

3. Благоприятный термический режим в теле соляного купола после захоронения РАО возможен только при мощности тепловыделения источника до 100 Вт/м3, что на порядок меньше реальной мощности тепловыделения остеклованных высокорадиоактивных отходов.

Публикации и апробация работы:

По теме, которой посвящена настоящая работа, автор имеет 11 публикаций. Результаты исследования докладывались на 6 научных конференциях (из них 3 - международные).

Место исполнения

Работа выполнена автором в 2001-2004гг. в лаборатории тепломас-сопереноса ГИН РАН и на кафедрах экологического мониторинга и прогнозирования и геоэкологии экологического факультета РУДН.

Благодарности

Автор выражает глубокую признательность:

Научному руководителю, профессору М.Д. Хуторскому, за всестороннюю поддержку и неизменное внимание к работе, за предоставление фактических данных и программного обеспечения;

М.П. Антипову, В.И. Кононову и Б.Г. Поляку (ГИН РАН), за обсуждение результатов работы и ценные замечания;

8

СМ. Ляпунову (ГИН РАН) за помощь в проведении химического и рентгеноспектрального анализов;

Ю.А. Попову, Д.В. Коробкову, Д.А. Миклашевскому и всему коллективу лаборатории проблем геотермии МГГРУ за бесценную помощь в постановке экспериментов;

Б.И. Омельяненко, Б.Т. Кочкину, В.И Мальковскому (ИГЕМ РАН) за проявленный интерес к работе, информационную поддержку и ценные замечания;

Акад. РАН Б.Ф. Мясоедову, И.Г. Тананаеву (ГЕОХИ им. В.И. Вернадского РАН), В.Ю. Траскину, З.Н. Скворцовой (химический факультет МГУ им. М.В. Ломоносова), А.А. Касьяненко, В.Р. Ахмедзянову (экологический факультет РУДН) за обсуждение результатов работы и ценные замечания.

ГЛАВА 1. ПЕРСПЕКТИВЫ РАЗВИТИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

До недавнего времени атомная энергетика рассматривалась как наиболее перспективная. Ее преимущества связаны с относительно большими запасами ядерного топлива, щадящим воздействием предприятий атомного комплекса на окружаюую среду, возможностью строительства АЭС, не привязываясь к месторождениям полезных ископаемых, поскольку их транспортировка не требует существенных затрат в связи с малыми объемами. Достаточно отметить, что 0,5 кг ядерного топлива позволяет получать столько же энергии, сколько сжигание 1000 тонн каменного угля.

До середины 80-х годов человечество в ядерной энергетике видело выход из энергетического тупика. Только за 20 лет (с середины 60-х до середины 80-х годов) мировая доля энергии, получаемой на АЭС, возросла практически с нулевых значений до 15-17%, а в ряде стран она стала превалирующей. Ни один другой вид энергетики не имел таких темпов роста.

Основные экологические проблемы АЭС связаны с захоронением радиоактивных отходов, а также с ликвидацией самих АЭС после окончания допустимых сроков эксплуатации. Имеются данные, что стоимость таких ликвидационных работ составляет от 1/6 до 1/3 от стоимости самих АЭС. Некоторые параметры воздействия АЭС и ТЭС на среду представлены в таблице 1.

Сравнение АЭС и ТЭС по расходу топлива и воздействию

на окружающую среду

Мощность электростанций по 1000 мВт, работа в течение года

(Воронков, 1999)

Таблица 1

Факторы воздействия ТЭС АЭС

Топливо 3,5 млн. т угля 1,5 т урана или 1000 т урановой руды

10

Отходы: углекислый газ 10 млн. т

сернистый ангидрид и другие соединения 400 тыс. т

зола 100 тыс. т -

радиоактивные - 2т

При нормальной работе АЭС выбросы радиоактивных элементов в среду крайне незначительны. В среднем они в 2-4 раза меньше, чем от ТЭС такой же мощности.

Обобщенно можно выделить следующие пути воздействия АЭС на среду:

- разрушение экосистем и их элементов (почв, грунтов, водоносных структур и т.п.) в местах добычи руд (особенно при открытом способе); изъятие земель под строительство самих АЭС. Особенно большие территории отчуждаются под строительство сооружений для подачи, отвода и охлаждения подогретых вод. Для электростанции мощностью 1000 МВт требуется пруд-охладитель площадью около 800-900 га;

- изъятие значительных объемов вод из различных источников и сброс подогретых вод;

- вероятность радиоактивного загрязнения атмосферы, вод и почв в процессе добычи и транспортировки сырья, а также при работе АЭС, складировании, переработке и захоронении радиоактивных отходов (Воронков, 1999).

К маю 1986 г. 400 энергоблоков, работавших в мире и дававших более 17% электроэнергии, увеличили природный фон радиоактивности не более чем на 0,02%. До Чернобыльской катастрофы в нашей стране никакая отрасль производства не имела меньшего уровня производственного травматизма, чем АЭС. За 30 лет до трагедии при авариях, и то по нера-

11

диационным причинам, погибло 17 человек. После 1986 г. главную экологическую опасность АЭС стали связывать с возможностью аварий.

После аварии на ЧАЭС отдельные страны приняли решение о полном запрете на строительство АЭС. В их числе Швеция, Италия, Бразилия, Мексика. Недавно о постепенном отказе от ядерной энергетики и намерении демонтировать все действующие реакторы заявили Швеция и Германия. В России в настоящее время действует 30 ядерных реакторов на 10 АЭС. Промышленные реакторы установлены на подводных лодках, ледоколах и космических кораблях. Министерством по атомной энергетике РФ взят курс на наращивание атомных мощностей и переход на замкнутый топливный цикл с использованием МОХ-топлива (Мясоедов, 1997).

1.1. ЯДЕРНЫЙ ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ

В процессе ядерных реакций выгорает лишь 0,5-1,5% ядерного топлива (рис. 1)

Элементы свежего ядерного топлива Элементы облученного ядерного топлива

(на 1 т уранового топлива) (после трех лет эксплуатации в реакторе типа ВВЭР)

Уран:

U-238: 965 кг U-235:35 кг

Деление U-23 5 сопровождается выделением большого количества энергии

Уран:

U-238: 943 кг U-235: 9.8 кг

Продукты активации (включая Ри): 13 кг

Прод. деления: 34 кг

ВАО

Рис. 1. Состав свежего и облученного ядерного топлива

В мировой ядерной энергетике принято два возможных варианта обращения с облученным топливом (далее - ОЯТ), остающихся до последнего времени предметом бурных дискуссий между специалистами-

12

атомщиками, экологами, экономистами и т.д. Первый вариант заключается в длительном хранении ОЯТ с последующим его захоронением без переработки и называется открытым ядерным топливным циклом (далее -ОЯТЦ). Второй вариант заключается в переработке ОЯТ на радиохимических заводах с последующим извлечением и сепарированием урана и плутония с возможностью их повторного использования в ядерном топливе и называется замкнутым ядерным топливным циклом (далее - ЗЯТЦ) (рис.2). У каждого из этих вариантов есть свои преимущества и недостатки.

Сторонники масштабного развития ядерной энергетики поддерживают ЗЯТЦ, аргументируя свой выбор следующими причинами:

• нехватка энергетических ресурсов;

• приемлемая безопасность и стоимость переработки;

• уменьшение затрат на разведку, добычу и переработку руды;

• надежность и экономичность хранения РАО по сравнению с бесконечно хранимым ОЯТ;

• наличие освоенной радиохимической технологии и производств по переработке ОЯТ.

Защитники ОЯТЦ считают, что природные запасы урана и его невысокая стоимость обеспечивают необходимое развитие ядерной энергетики без возврата ОЯТ в топливный цикл. Кроме того, в письме ряда общественных организаций президенту США (октябрь 1994 г.) об угрозе плутония для безопасности, экономики и окружающей среды он не рассматривается как энергетическое топливо, и любое выделение его из отработавшего топлива должно быть исключено. Необходимо отметить, что плутоний обладает значительным энергетическим потенциалом: 1 г плутония эквивалентен 100 г урана и одной тонне нефти.

Открытый топливный цикл характеризуется очень низкой эффективностью использования урана - лишь ~1 % идет в производство ядерного топлива, а остальной поступает в отвалы обогатительных производств или остается в ОЯТ.

13

Современная ядерная энергетика в основном работает по открытому циклу, который заканчивается хранением отработавшего топлива. В России в качестве основного ЯТЦ выбран замкнутый, включающий переработку отработавшего топлива, использование вторичного топлива и надежную локализацию отходов. Но замкнутый топливный цикл реализуется в РФ не до конца. Извлеченный энергетический плутоний накапливается в специальных хранилищах и не поступает вновь в топливный цикл. В схеме же открытого топливного цикла не реализуется конечная стадия захоронения. Можно сказать, что на практике в обеих схемах реализован некоторый промежуточный топливный цикл.

Твэлы

Отработавшие твэлы

Рис.2 Принципиальная схема открытого и замкнутого ЯТЦ (Старков и др., 2001).

ОЯТ несет в себе большую потенциальную опасность, которая сохраняется на протяжении тысяч лет. Регенерация отработавшего топлива позволяет выделить радиологически опасные элементы, сжечь в ядерной установке (с полезным энергетическим выходом) долгоживущие а-излучатели и подвергнуть ядерной трансмутации другие опасные радио-

14

нуклиды. Продукты деления (ПД), обладающие ограниченной продолжительностью жизни, могут быть надежно локализованы.

Главным аргументом в пользу замкнутого топливного цикла является резкое повышение эффективности использования природного урана и, теоретически, вовлечение в топливный цикл нового энергоносителя — плутония. Однако при этом возникают серьезные трудности, связанные с образованием большого количества РАО, из которых только для высокоактивных отходов существует технология отверждения, а средне- и низкоактивные РАО неизбежно поступают в окружающую среду. Ядерный реактор мощностью 1000 МВт за год работы дает около 60 т радиоактивных отходов. Основное количество РАО (99% по активности) сосредоточено на предприятиях ПО «Маяк», Сибирско-химическом комбинате и Горно-химическом комбинате (Старков и др., 2001).

Переработка ОЯТ — наиболее радиационно «грязная» часть ядерного топливного цикла. Самую большую проблему представляют жидкие отходы высокой удельной активности. Они образуются при переработке отработавшего топлива на радиохимических заводах и представляют собой раствор тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) в концентрированной азотной кислоте. Помимо высокой радиоактивности (1 Ки/л) они обладают мощным тепловыделением, вызванным спонтанным распадом радионуклидов.

1.2. ПРОБЛЕМА ОБРАЩЕНИЯ С РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ

В общем случае, радиоактивные отходы - это ядерные материалы и радиоактивные вещества, дальнейшее использование которых не предусматривается.

РАО образуются при эксплуатации и выводе из эксплуатации объектов ядерного топливного цикла, атомных электростанций, судов с ядерны-

15

ми энергетическими установками и иными радиационными источниками; при использовании радиоактивных веществ в производственных, научных организациях и медицине; при реабилитации территорий, загрязненных радиоактивными веществами, а также при радиационных авариях.

По агрегатному состоянию РАО подразделяются на жидкие, твердые и газообразные.

К жидким РАО относятся не подлежащие дальнейшему использованию любые радиоактивные жидкости, растворы органических и неорганических веществ, пульпы и др. Жидкие отходы считаются радиоактивными, если в них удельная активность радионуклидов более чем в 10 раз превышает значения уровней вмешательства (УВ), приведенные в приложении П-2 НРБ-99.

К твердым РАО относятся отработавшие свой ресурс радионуклид-ные источники, не предназначенные для дальнейшего использования материалы, изделия, оборудование, биологические объекты, загрязненные объекты внешней среды, отвержденные жидкие отходы, в которых удельная активность радионуклидов превышает значения минимально значимой удельной активности (МЗУА), приведенной в приложении П-4 НРБ-99.

При известном радионуклидном составе в отходах они считаются радиоактивными, если сумма отношений удельной активности радионуклидов к их минимально значимой активности превышает 1.

При неизвестном радионуклидном составе твердые отходы считаются радиоактивными, если их удельная активность больше:

- 100 кБк/кг - для бета - излучающих радионуклидов;

-10 кБк/кг - для источников альфа - излучающих радионуклидов;

-1 кБк/кг - для трансурановых радионуклидов.

Гамма-излучающие отходы неизвестного состава считаются радиоактивными, если мощность поглощенной дозы у их поверхности (0,1 м) превышает 0,001 мГр/ч над фоном при соблюдении условий измерения в соответствии с утвержденными методиками.

16

Список литературы