Радиолиз воды при захоронении радиоактивных отходов

Окончательное удаление из среды обитания человека радиоактивных отходов реально будет проводиться путем захоронения их в оборудованные глубинные подземные хранилища - отработанные соляные шахты, специальные емкости в скальных породах или скважины, где отходы будут надежно изолированы от внешних воздействий, прежде всего от воздействия воды. Однако до окончательного захоронения любая технология предполагает промежуточное хранение отвержденных отходов в виде блоков из стекла, бетона, битума, керамики, металло-керамики и др. в течение некоторого времени (50 - 300 лет) в приповерхностных хранилищах, в которых отходы будут "охлаждаться" при постоянном контроле. Гарантировать невозможность проникновения воды в эти хранилища невозможно, особенно, при больших сроках хранения. При контакте воды с отходами возможны два эффекта:выщелачивание самого отхода и радиолиз воды. Выщелачивание изучалось весьма интенсивно. Меньше внимания уделялось радиолизу воды под действием излучения радионуклидов, инкорпорированных в отходах. В то же время этот эффект может быть причиной больших неприятностей. В качестве примера обсудим ситуацию на "Саркофаге"- укрытии разрушенного 4-го блока Чернобыльской АЭС. "Саркофаг" можно рассматривать как своеобразное поверхностное хранилище радиоактивных отходов.

В 1990 - 1991 гг. в средствах массовой информации при обсуждении проблем, связанных с существованием "Саркофага", высказывались соображения о возможности взрыва водородо-воздушной смеси в помещениях под оболочкой и дополнительного разноса радионуклидов. Действительно, поскольку оболочка "Саркофага" негерметична, то попадание воды (например, при дожде или снегопаде) в развал под оболочкой вполне вероятно. Радиолиз воды в развале под действием ионизирующего излучения топливосодержащих масс (ТСМ) сопровождается образованием молекулярного водорода, который будет выделяться из развала и может скапливаться в застойных зонах под оболочкой. Вероятность этого события, очевидно, зависит от соотношения скорости выделения водорода и скорости обмена воздуха в помещениях под оболочкой в результате естественной конвекции или принудительной вентиляции.

Изложенное ниже представляет собой, по существу, методику расчета кинетики радиационно-химического образования водорода в системе: отвержденный радиоактивный отход - вода.

Для оценки скорости выделения водорода из развала под оболочкой "Саркофага" зададимся упрощенной моделью.

Будем считать, что под оболочкой находятся топливосодержащие массы с гомогенно распределенными компонентами, в том числе радионуклидами; в поровом пространстве ТСМ находится подвергающаяся радиолизу вода, массовая доля которой задается.

Предполагаем, что поглощение энергии излучения водой зависит от природы излучения:

- -излучатели будем рассматривать как поверхностный облучатель и считать, что имеет место полное поглощение энергии в слое воды, равном пробегу -частиц;

- в случае - и -излучателей положим, что в воде поглощается энергия, пропорциональная электронной доле (или в первом приближении массовой доле) воды в развале.

Скорость образования водорода определяется типом излучения (через начальные радиационно-химические выходы) и составом воды, особенно, наличием в ней примесей органических соединений.

Необходимые для расчета данные о химическом и радиохимическом составе ТСМ возьмем из статьи А. А. Борового (см. список рекомендованной литературы). Они систематизированы ниже.

ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО. Исходный изотопный состав: ²³⁸U 98%, ²³⁵U 2%. Химический состав: диоксид урана, высшие оксиды урана, гидрокарбонаты урана (оценок содержания нет). Радионуклидный состав (на 1990 г.) приведен в табл. 7.5. Структура топлива: спеченные обломки топливных таблеток, диспергированное топливо с размером частиц от 1 до 200 мкм (максимальное количество частиц имеет размеры 2-5 мкм).

Таблица 7.5. Радионуклидный состав ядерного топлива

Излучатели	Общая активность на 190 т. UO2, кКи
- 238Pu
239Pu
240Pu
- ( -) 241Pu 137Cs	5000 7000
- 90Sr

ТОПЛИВОСОДЕРЖАЩИЕ МАССЫ. Силикатные (в основном SiO₂), серпентинитные (в основном фосфаты), расплаво-керамики, лавы и пемзы (в сумме 60-80 %) с захваченным и раскрошенным диоксидом урана (2-18 %), графитом (до 5 %) и капельками металла.

ХАРАКТЕРИСТИКА ВОДЫ В ПОДАППАРАТНЫХ ПОМЕЩЕНИЯХ. Усредненные значения параметров химического состава составляют:сухой остаток 0.2 -4,2 г/дм³, рН = 7,25 - 9,60, жесткость 0,8 - 2,5 мг-экв/кг, масла - до 0,04 г/кг, окисляемость 5 - 15 мг О₂ /кг. Удельная активность воды в подаппаратных помещениях (бассейн-барботер и т. д.) по данным КЭ ИАЭ им. И. В. Курчатова составляет по ¹³⁷Сs 10^-2 - 10^-3 Ки/дм³, содержание урана - 0,5 -10 мг/кг; по данным радиохимического и гамма-спектрометрического анализа аналитической службы "Саркофага" содержание ¹³⁷Cs не превышает 10^-2 Ки/дм³, а содержание урана 0,6 мг/кг.

Имея перечисленные выше данные, проведем оценку скорости образования водорода. Полагаем, что 1 т ТСМ содержит (% вес.):UO₂ - 10, SiO₂ - 80, H₂O с окисляемостью менее 2 мг/дм³ - 10, и считаем, что поглощаемая водой энергия обусловлена воздействием только - и -излучения, -частицы поглощаются полностью в материале ТСМ и их энергия идет только на нагрев этих веществ. Принимаем, что доля энергии , -излучения, поглощаемой водой, составляет

где f(i) - доля данного элемента в смеси и (i) - его массовый коэффициент поглощения.

Доля энергии , -излучателей, поглощаемой водой, равна в первом приближении массовой доле воды в смеси f _, = f(H₂O), т.е. около 0,1. Мощность дозы, поглощаемой водой (от , -излучателей), равна

P = _i P_i = ( _i Q_i A_i) f(H₂O).
Здесь Q_i - удельная активность ТСМ по данному i-му излучателю, А_i - величины из табл. 10.4. (см.главу 10) В табл. 7.6 приведены удельные активности (Ки/г), рассчитанные для состава, приведенного в табл. 7.5. Таким образом, оценочное значение мощности дозы составляет

Р = (9,0.10⁹. 3,7.10^-3 + 4,2.10¹⁰. 3,2.10^-3). 0, 1 МэВ/(г. с) = 1, 7. 10⁷ МэВ/(г. с) = 1, 7. 10¹³ эВ/(г. с)

Таблица 7.6 Удельные активности ТСМ, рассчитанные для состава, приведенного в табл. 7.5

Излучатель	Удельная активность топлива х102,Ки/г	Удельная активность ТСМ х10 3 ,Ки/г	Средняя энергия излучателей, МэВ
241Pu	2,6	2,6	0, 021
137Cs	3,7	3,7	0, 662
90Sr + 90Y	3,2	3,2	1, 408

По данным дозиметрической службы "Саркофага" максимальная (локальная) мощность дозы на поверхности ТСМ Р= 2400 Р/ч или 3, 6. 10¹³ эВ/(г.с).

Таким образом, наша оценка мощности поглощенной дозы по радионуклидному составу является реальной (несколько заниженной, так как мы пренебрегли вкладом излучения ²⁴¹Pu и других "мелких" излучателей). Для воды с принятой минимальной окисляемостью, полагая, что при радиолизе воды в поровом пространстве ТСМ не наступает радиационно-химического стационарного состояния, а имеет место непрерывное выделение газа, радиационно-химический выход водорода равен G(H₂)= 0,5 молекула/100 эВ. Это - выход, характерный для воды, не содержащей в значительном количестве примесей органической природы, таких как масла, ПАВ и т. д.).

Скорость выделения водорода равна d[H₂]/dt = G(H₂) Р /100N_А, где N_А - число Авогадро. Подстановка численных значений величин, входящих в эту формулу, дает оценочное значение скорости выделения водорода из ТСМ, содержащих в порах и трещинах воду

d[H₂]/dt = 0, 02 ндм³ Н₂ в ч с 1 т ТСМ.

Теперь, воспользовавшись полученным расчетным значением скорости обра-зования водорода, рассчитаем коэффициент обмена газовой фазы, необходимый для обеспечения взрывобезопасной концентрации водорода в помещениях, в которых находятся ТСМ. Зададим: объем помещения - V, м³ и массу ТСМ в помещении - m, т. На предприятиях радиохимической промышленности безо-пасной концентрацией водорода в воздухе производственных помещений принята 0,4% об. (в 10 раз меньше нижнего концентрационного предела взрываемости смесей водорода с воздухом). Для расчета расхода воздуха "на сдувку водорода" используем обычно применяемую в практике обращения с жидкими ВАО формулу (см. раздел 7.5) g = 250 W(H₂), м³/ч, где W(H₂) - скорость образования водорода в помещении объема V с находящейся в нем массой m ТСМ
W(H₂) = 10 (d[H₂]/dt) m, м³ /ч.
Таким образом, имеем g = 0,25 (d[H₂]/dt) m, м³ /ч.

Кратность обмена воздуха n = g/V = 0,25 (d[H₂]/dt) m /V, 1/ч.

Oценка для m = 10 т и V = 100 м³ дает n < 0, 001. Такая малая кратность обмена может быть легко обеспечена при естественном обмене за счет конвекции.

Таким образом, проведенные на базе количественного анализа состава топливосодержащих масс даже оценочные расчеты скорости образования водорода показывают, что накопление водорода в застойных зонах под оболочкой весьма маловероятно. Следовательно, опасения, высказываемые средствами массовой информации в отношении возможности взрыва радиолитического водорода под оболочкой "Саркофага", его разрушения и распространения радиоактивности можно считать преувеличенными.