Uploaded by Е.А. Аверин

Научные основы Енисейского проекта

advertisement
Борису Ивановичу Омельяненко
с благодарностью посвящается
2
Б.Т. Кочкин, В.И. Мальковский, С.В. Юдинцев
НАУЧНЫЕ ОСНОВЫ ОЦЕНКИ БЕЗОПАСНОСТИ
ГЕОЛОГИЧЕСКОЙ ИЗОЛЯЦИИ
ДОЛГОЖИВУЩИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ
(ЕНИСЕЙСКИЙ ПРОЕКТ)
Москва, 2017
3
УДК 621.039.7
ББК 26.35
К 55
Кочкин Б.Т., Мальковский В.И., Юдинцев С.В.
К55
Научные основы оценки безопасности геологической изоляции долгоживущих радиоактивных отходов (Енисейский проект)  М.: ИГЕМ РАН, 2017. –
384 с. : ил.
ISBN 978-5-88918-047-0
В монографии рассмотрено современное состояние проблемы подземной изоляции облученного ядерного топлива (ОЯТ) и высокорадиоактивных отходов (ВАО).
На основе сопоставления с мировым опытом и с учетом нормативных документов,
действующих в Российской Федерации, проанализированы основные проблемы при
реализации безопасной геологической изоляции ВАО в России (Енисейский проект).
Охарактеризовано текущее состояние Енисейского проекта, рассмотрены
свойства Нижнеканского массива гранитогнейсов – среды будущей подземной исследовательской лаборатории (ПИЛ) и потенциального хранилища ВАО, проанализированы процессы взаимодействия ВАО и инженерных конструкций хранилища с
геологической средой и их влияние на безопасность, намечены основные сценарии
долгосрочной эволюции системы геологической изоляции, даны предварительные
оценки распространения радиоактивного загрязнения с использованием метода математического моделирования.
Сформулированы основные задачи работ, которые будет необходимо выполнить в ближайшее десятилетие для достоверного доказательства безопасности данного объекта, в том числе в проектируемой подземной исследовательской лаборатории.
Монография представляет интерес для специалистов, участвующих в реализации данного проекта и его управлении, местной администрации и общественности, а
также для студентов профильных вузов.
ISBN 978-5-88918-047-0
© ИГЕМ РАН, 2017
© Кочкин Б.Т.,
Мальковский В.И.,
Юдинцев С.В.
4
ПРЕДИСЛОВИЕ научного редактора, академика РАН Н.П. Лаверова:
Повышение уровня жизни людей зависит от развития мировой экономики и увеличения энергопотребления. Потребности человечества в энергии не могут быть удовлетворены вводом тепловых электростанций из-за необходимости сокращения выбросов парниковых газов и улучшения экологической обстановки. Рост генерации энергии нельзя также обеспечить только за счет возобновляемых источников из-за их дороговизны и недостаточной эффективности. Поэтому неизбежно дальнейшее развитие атомной энергетики. Отношение населения к атомной энергетике в разных странах меняется от поддержки до полного отрицания. Немалую роль в этом сыграли
аварии на АЭС в Чернобыле и Фукусиме. Соответственно ведут себя национальные
правительства: в одних странах программы строительства АЭС расширяются, а в
других сворачиваются. В Российской Федерации выработка электроэнергии на АЭС
уже приблизилась к пятой части потребления и планируется дальнейший ее рост.
Объекты ядерной энергетики производят большие объемы радиоактивных отходов. Одно из важнейших условий устойчивого развития атомной энергетики связано с поиском методов безопасного обращения с этими опасными веществами. Наиболее перспективный путь решения этой проблемы заключается в захоронении радиоактивных отходов в подземных хранилищах на глубине в сотни метров.
Предлагаемая монография посвящена теме безопасного захоронения таких материалов, она развивает вопросы, поднятые в работе «Изоляция отработавших ядерных материалов: геолого-геохимические аспекты», изданной в 2008 году. В ней
обобщены материалы по обоснованию возможности захоронения отходов высокого и
среднего уровней радиоактивности на примере геологического хранилища в гранитогнейсах Нижнеканского массива, Красноярский край. Обоснование его безопасности
позволит решить экологические проблемы, связанные с накопленными и текущими
отходами переработки ядерного топлива. Эта монография важна для понимания состояния наших знаний в данной области и определении задач первоочередных исследований. Она будет интересна специалистам по обращению с радиоактивными отходами, экспертам организаций, контролирующих безопасность объектов атомной
энергетики, студентам и общественности. Как известно, 2017 год объявлен в нашей
стране Годом экологии и я полагаю, что эта монография станет заметным вкладом
ученых Российской академии наук в связанные с его проведением мероприятия.
Член Президиума Российской Академии наук,
Председатель Президиума Научно-технического совета
Государственной корпорации «Росатом»
академик РАН
Н.П. Лаверов
11 сентября 2016 года
5
ВВЕДЕНИЕ
Использование атомной энергии сначала в военных, а затем и мирных целях
ведет к появлению радиоактивных отходов. В период гонки вооружений в
середине прошлого века обращение с радиоактивными отходами (РАО) носило варварский характер. Во всем мире, в том числе в США и СССР, эти
отходы сбрасывались в реки и открытые водоемы, регулярно происходили их
утечки и аварийные выбросы из поверхностных хранилищ. Загрязнение окружающей среды в районах атомных производств приняло угрожающий характер [Кузнецов, 2002; 2003; Завершающие…, 2003; Лаверов, Величкин и др.,
2008]. Потенциальная опасность такой практики быстро стала очевидной.
Был подписан ряд международных соглашений: в 1972 году — Лондонская
конвенция, исключающая сброс радиоактивных и химических отходов на дно
морей и океанов, а с 1993 года запрещен слив жидких РАО в моря.
Существующие в нашей стране радиационные и радиоэкологические
проблемы были детально рассмотрены в трехтомной монографии, подготовленной учеными из Российской академии наук и специалистами Госкорпорации «Росатом» [Проблемы ядерного наследия…, 2012; 2013; 2015]. Для их
решения была принята специальная Федеральная целевая программа «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до
2015 года», которая была успешно выполнена [Ликвидация…, 2015]. С целью
дальнейшего устранения радиоэкологических проблем принята и уже начала
реализовываться Федеральная целевая программа «Обеспечение ядерной и
радиационной безопасности на 2016 – 2020 годы и на период до 2030 года»
(ФЦП ЯРБ-2). Одной из главных ее задач является создание объектов инфраструктуры для переработки отработавшего ядерного топлива и захоронения
радиоактивных отходов. К 2030 г. планируется ввести в эксплуатацию объекты изоляции РАО суммарной мощностью 223 700 м3, вывезти в централизованное хранилище ОЯТ около 83 тыс. отработавших тепловыделяющих сборок, переработать свыше 3 тыс. т ОЯТ, вывести из эксплуатации 82 ядерно- и
радиационно-опасных объекта (ЯРОО), осуществить реабилитацию
4.26 млн м2 загрязненных территорий, захоронить около 176 300 м3 РАО
[http://фцп-ярб2030.рф/].
На решение проблемы безопасной утилизации радиоактивных отходов
оборонной деятельности и ядерной энергетики нацелены усилия ученых из
многих стран. Первое предложение по захоронению отвержденных радиоактивных отходов в соляных толщах и других типах пород сделано учеными
Национальной академии наук США в конце 50-х гг. [Hess H.H. et al.,1957],
после чего начались соответствующие исследования. Примерно в то же время
в СССР учеными Академии наук разработана альтернативная технология закачки жидких отходов (ЖРО) в глубокие геологические горизонты осадочного чехла. Впервые закачка ЖРО осуществлена в 1963 г. в районе расположения Сибирского химического комбината [Рыбальченко и др., 2014]. Однако
не для всех районов расположения радиохимических производств геологическое строение оказалось пригодно для этой технологии, поэтому жидкие, а
6
также твердые РАО во все возрастающих объемах накапливаются во временных хранилищах.
Развитие атомной энергетики в мире зависит от успешного решения
проблемы радиоактивных отходов [The Economics …, 2013]. В этой связи повсеместно взят курс на геологическое захоронение отвержденных РАО вблизи поверхности или на глубине в зависимости от степени их опасности. В
России дан старт проекту размещения глубокого хранилища РАО на участке
Енисейский в районе г. Железногорск (Красноярский край).
Главные цели написания этой книги:
1. Изложить с позиций фундаментальной науки и с учетом мирового опыта
видение основных научно-технических проблем, лежащих на пути безопасной реализации проекта геологической изоляции РАО в России (Енисейский
проект).
2. Охарактеризовать текущее научно-техническое состояние Енисейского
проекта. Учитывая интерес к данной проблеме, книга должна быть понятна
для заинтересованных лиц со стороны управления проектом, местной администрации и общественности.
3. Сформулировать задачи работ, но не программу конкретных исследований,
для исследователей, которые будут вовлечены в его реализацию в ближайшее
десятилетие. За это время планируется, среди всего прочего, выполнить необходимые работы в подземной исследовательской лаборатории (ПИЛ) по
оценке безопасности будущего могильника.
РАО: происхождение, объемы и свойства
Различные виды отходов образуются в результате функционирования объектов атомной энергетики, добычи урановых руд, изготовлении ядерного топлива, в процессе переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), после
использования радиоактивных источников в медицине, промышленности и
других сферах народного хозяйства. РАО могут находиться в твердом, жидком или газообразном состоянии. Радиоактивные газы стараются улавливать
и вместе с жидкими отходами переводить в отвержденную форму. РАО отличаются по удельной радиоактивности и периоду полураспада радионуклидов.
В мире, и в том числе в России, накоплены большие объемы РАО, но
подавляющая их часть содержит низкие концентрации радионуклидов. Наибольшую опасность представляют высокоактивные отходы (ВАО) и само
ОЯТ. Их объем не превышает долей процента от общего объема РАО, но высокая радиоактивность и длительный период сохранения опасности, заставляют принимать экстраординарные усилия по их изоляции от среды обитания
человека. В России реализуется замкнутый ядерный топливный цикл. Так как
практически все накопленное и образующееся ОЯТ будет перерабатываться,
то данная книга ориентирована на обращение с ВАО и анализ условий их
безопасной изоляции.
7
Почему в мире выбрана технология геологической изоляции ВАО и ОЯТ
Технология захоронения отвержденных ВАО и ОЯТ в глубоких геологических формациях решает ряд концептуальных проблем обращения с ними.
Она дает приемлемое в техническом и экономическом отношениях решение
по замыканию ядерного топливного цикла, минимизирует радиационную
опасность для населения, исключает вероятность намеренного хищения радиоактивных материалов и, главное, снимает бремя хранения накопленных
отходов с будущих поколений [МАГАТЭ SF-1, 2007; НП-058-04, 2004].
Основные понятия
Термин «захоронение» относится к размещению радиоактивных отходов в
недрах без намерения их последующего извлечения [МАГАТЭ SSR-5, 2011;
НП-055-14, 2014 и др.]. В странах, где планируется захоранивать ОЯТ, конструкция предназначенных для этого геологических хранилищ может предусматривать возможность извлечения из них уже размещенных ОЯТ в случае
принятия решения об их переработке. В некоторых странах, например во
Франции, такая возможность предполагается и в отошении ВАО.
При геологическом захоронении размещение отходов планируется в
специально сооружаемых шахтах в геологической формации, отвечающей
определенным требованиям (долгосрочная стабильность, благоприятные гидрогеологические характеристики и другие условия) на глубине в сотни метров от поверхности. Целями захоронения РАО являются:
- удержание радионуклидов в ограниченном пространстве;
- изоляция отходов от биосферы
- снижение вероятности последствий непреднамеренного вмешательства человека в процесс захоронения отходов;
- воспрепятствование, сокращение и замедление миграции радионуклидов от места захоронения до биосферы в любое будущее время.
Решить эти задачи призваны геологические могильники отходов, обладающие мультибарьерной системой защиты от выхода РАО (рис. 1).
Мультибарьерный подход к обеспечению безопасности хранилищ
Концепция безопасности геологических хранилищ основана на использовании различных барьеров в системе захоронения, которые выполняют защитные функции в течение различных периодов времени. Желательно выполнение нескольких функций одним и тем же барьером [МАГАТЭ SSR-5, 2011;
НП-055-14, 2014 и др.].
Совокупность барьеров должна обеспечить глубокоэшелонированную
защиту биосферы, с тем, чтобы безопасность не зависела чрезмерно от какого-либо одного барьера или от выполнения им какой-либо одной функции. В
стандартных конструкциях хранилищ предусматриваются следующие барьеры: матрица с ВАО, металлическая канистра для матрицы, глинистый буфер
между канистрой и вмещающей породой, заполнитель магистральных тоннелей и других подземных выработок, вмещающая порода и геологическая среда в целом, которая отделяет систему инженерных барьеров (СИБ) от био-
8
сферы (рис. 2). Концепция проекта геологического хранилища может предусматривать основную нагрузку в обеспечении долгосрочной безопасности
как на СИБ, так и на защитные свойства геологической среды.
Рис. 1. Схема геологического хранилища в Олкилуото, Финляндия. По данным
(http://www.posiva.fi/en/media/image_gallery).
Безопасность геологических хранилищ регламентируется на международном и национальном уровнях. Полное удержание и изоляция радионуклидов от биосферы в течение потенциальной опасности отходов не ожидается. В связи с этим, индикаторами безопасности захоронения считаются возможные радиологические последствия. Общая работоспособность системы
захоронения должна демонстрировать, что эти последствия для человека и
окружающей среды являются приемлемо низкими на весь период потенциальной опасности ОЯТ и ВАО. Это значит, что дозы и риски для лиц из состава населения в долгосрочной перспективе не превысят граничных доз или
обусловленных риском ограничений, которые использованы в качестве проектных критериев. Во всех планируемых ситуациях предполагается предельная эффективная доза облучения 1 мЗв/г [НРБ-99/2009]. Эта доза и ее эквивалент риска не должны быть превышены в будущем.
9
Рис. 2. Схема конструкции мультибарьерного могильника на примере проекта KBS-3
с двумя вариантами расположения ячеек [Safety..., 2008].
Оценка безопасности  специальная процедура, выполняемая для доказательства соответствия будущего сооружения проектным критериям. Поскольку ОЯТ и ВАО останутся источником радиационной опасности на период времени, исчисляемый сотнями тысяч и миллионами лет, доказать безопасность хранилища экспериментальным путем невозможно. Единственный
способ – это математическое моделирование и прогноз поступления радионуклидов в биосферу. Модели миграции должны показать где, когда, какие и
сколько радионуклидов попадет в окружающую среду. На этом основании
будет выполнен расчет эффективной дозы облучения будущих поколений.
История реализации технологии и современное состояние в мире
В середине 1980-х годов специалисты по обращению с ВАО и ОЯТ полагали
практически решенными все основные технические проблемы обеспечения
безопасной изоляции отвержденных ВАО и ОЯТ в специальных могильниках. Шахты человечество научилось строить давно. Мультибарьерная конструкция могильника, предлагаемая в разных вариантах, казалось, гарантировала безопасность могильника. Тем не менее, эта технология до сих пор не
реализована нигде в мире, а сроки ввода проектов все время переносятся.
Практически «вечная» опасность ВАО и ОЯТ с одной стороны и жесткие
нормативные требования безопасности с другой определяют фундаментальные научные проблемы при доказательстве безопасности геологических хранилищ. Эти проблемы касаются, прежде всего, достоверности оценки долго-
10
временной безопасности подземного хранилища. Для этого необходимо:
обосновать будущую эволюцию системы захоронения и определить вероятные отклонения от основного сценария; выбрать адекватные математические
модели, описывающие отдельные процессы в системе и систему в целом; а
также показать, что никакие возможные радиологические последствия не
превысят установленные нормы безопасности в период потенциальной опасности ВАО.
Сравнительно позднее начало реализации проекта геологической изоляции ВАО в Российской Федерации позволяет использовать международный опыт, приобретенный при реализации аналогичных проектов [Обзор
…., 2015]. На сегодняшний день в научно-технической среде имеется согласие в том, что безопасная геологическая изоляция ВАО и ОЯТ технически
вполне достижима. Этот вывод поддерживается тем фактом, что ряд стран,
например, Швеция и Финляндия, уже определили дорожные карты реализации с конкретными сроками. В других странах, например, в Германии и Великобритании, таких программ нет, главным образом, из-за противодействия
общественности. В этих странах считается, что данную задачу следует первоначально решать на политическом уровне [Falck, Nilsson, 2009; Grambow,
Bretesché, 2014]. В зависимости от выбранной концепции ядерного топливного цикла, основное внимание уделяется захоронению ОЯТ или ВАО. В США
в последнее время обсуждается возможность сооружения раздельных геологических хранилищ для гражданских и оборонных высокоактивных отходов
и ОЯТ [DOE 2013; DOE 2014; DOE 2015]. Последние оценки этой стратегии
показали, что ранее сделанные расчеты не в полной мере отвечают действительности с точки зрения сроков и стоимости сооружения хранилищ и поэтому должны быть уточнены [Nuclear waste…, 2017].
Исследования в сфере геологической изоляции РАО условно делятся на
изучение выбранных площадок и разработку конкретных проектов, а также
на общие исследования. Общие исследования нацелены на изучение фундаментальных физических и химических характеристик и процессов, такие как
свойства и поведение материалов инженерных барьеров и окружающей среды. Они также касаются процессов управления, контроля и регулирования.
Конкретные исследования ориентированы на накопление и интеграцию данных и информации о месте размещения и заложенных в проект технических
решениях.
В то время как ученые и технологи убеждены в том, что размещение
ОЯТ или ВАО рано или поздно начнется, отношение к этому вопросу у регулирующих организаций и общественности отличается. Главное препятствие в
принятии управленческих решений о начале размещения отходов в хранилищах состоит в общественном неприятии и в том, что еще нужно сделать для
убедительной демонстрации их безопасности. Для повышения доверия используются демонстрационные испытания в ПИЛ, использование природных
аналогов, повторение и ревизия ранних результатов даже по уже решенным
вопросам, что должно убедить в основательности научной базы и, обязательно, привлечение местной общественности к принятию решений. В области
11
регулирования проявляется тенденция к унификации национальных норм и
критериев безопасности. Общие правила и нормы разрабатывает Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ). Для обмена опытом используются и другие международные структуры, например Агентство по
Ядерной Энергии Организации по Экономическому Сотрудничеству и Развитию (АЯЭ ОЭСР). В последние годы особое внимание привлекли проблемы
управления качеством выполнения технической части проектов. Это можно
объяснить «эффектом отложенного наказания» за некачественное выполнение работ по обеспечению безопасности. Дело в том, что утечки радиоактивности, из-за возможных просчетов и ошибок сегодняшних исполнителей, обнаружатся в биосфере не ранее, чем через сотни и тысячи лет. Это предъявляет исключительные этические требования к исполнителям и привлекает
особое внимание к ним со стороны контролирующих структур и общественности. Своя задача есть и у академической науки – обозначить максимально
возможный уровень обоснования надежности геологического захоронения
РАО. Этот уровень покажет то возможное состояние изученности и степени
доказательства его безопасности, к чему обязаны стремиться проектные организации, и то невозможное, чего не вправе требовать органы надзора и
представители общественных экологических движений.
Работы по исследованию геологической изоляции и проектирования
хранилищ РАО ведутся около сорока лет. Главные вопросы на сегодня: «какие проблемы решены, а что еще нужно сделать для обоснования безопасности» или «как близки проекты к реализации». Ситуация с продвижением проектов захоронения существенно отличается в разных странах [The Economics
…, 2013], что отражается, например, в выборе участков и технических решений для сооружения объектов захоронения РАО, планируемых сроках их
ввода в эксплуатацию (рис. 3), составах и объемах отходов и многих других
аспектах.
Общественное мнение в России
В соответствии с Федеральным законом от 11 июля 2011 г. № 190-ФЗ решением Правительства Российской Федерации определена организация – Национальный оператор по обращению с радиоактивными отходами (ФГУП
«НО РАО»), которая отвечает за захоронение радиоактивных отходов, в том
числе за безопасное обращение с принятыми на захоронение РАО, эксплуатацию и закрытие пунктов их захоронения. Национальный оператор создает в
стране систему окончательной изоляции РАО практически «с нуля». Это означает новизну данной тематики для населения регионов планируемого размещения объектов при отсутствии примеров решения этой задачи внутри
страны и в мире. Первым местом размещения глубокого хранилища ВАО в
РФ выбран участок Енисейский в районе Горно-химического комбината,
Красноярский край [Кудрявцев и др., 2008]. По отношению к нему существуют настороженные настроения общественности, главным образом, в Красноярске, удаленном от этого участка примерно на 60 км. В то же время в
г. Железногорск, расположенном на расстоянии около 6 км от будущего хра-
12
нилища, где проживает население, более информированное в вопросах обращения с радиоактивными материалами, отмечается благожелательное отношение к созданию этого объекта.
Рис. 3. Временные рамки проектов по сооружению геологических хранилищ РАО
[The Economics …, 2013]. LA – заявка на получение лицензии на захоронение отходов, LB – лицензия на сооружение хранилища. Желтое – срок между заявкой на получение лицензии на сооружение хранилища и началом его эксплуатации, красное –
срок эксплуатации хранилища, серое – период между размещением последней упаковки и закрытием хранилища, FC – окончательное закрытие хранилища отходов.
С 2013 года сотрудники ФГУП «НО РАО» совместно с руководством
Гражданской ассамблеи Красноярского края проводят работу по информированию населения и представителей общественных организаций региона о
планах по созданию подземной исследовательской лаборатории (ПИЛ) и геологического хранилища [Поляков и др., 2013]. На Общественных слушаниях
(июль 2015 года) решение о строительстве ПИЛ на участке Енисейский поддержано жителями г. Железногорск. Этому предшествовали 25-летние исследования геологической среды региона, проводившиеся ведущими научноисследовательскими и проектными институтами Российской Федерации.
13
1. ОБЕСПЕЧЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ ГЕОЛОГИЧЕСКОЙ ИЗОЛЯЦИИ
РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ
Радиоактивные отходы представляют серьезную опасность для персонала,
обслуживающего пункты их хранения, и для населения, проживающего в окрестностях ядерно и радиационно опасных объектов (ЯРОО). В обеспечении
безопасности обращения с РАО сталкиваются интересы исполнителя работ
(оператора), надзорного органа (регулятора) и общественности. Общие подходы к безопасной изоляции РАО изложены в «Объединенной конвенции»,
разработанной международными организациями под эгидой МАГАТЭ
[МАГАТЭ. Объединенная конвенция..., 1997]. Национальные особенности
отражены в нормах и законах конкретных государств. Это позволяет наряду с
проблемами общего характера учитывать конкретные особенности происхождения и свойства РАО.
1.1. Радиоактивные отходы и обращение с ними
1.1.1. Образование РАО
Функционирование объектов атомной энергетики сопровождается накоплением РАО. Основные их источники – это добыча урановых руд; конверсия
(перевод урана из оксидной формы во фторидную и обратно) и обогащение
урана; изготовление ядерного топлива; облучение топлива в ядерном реакторе; переработка ОЯТ (иногда и само ОЯТ относится к РАО); применение радиоактивных веществ и источников ионизирующего излучения в промышленности, ядерной медицине и научных центрах; вывод ядерных установок и
реакторов из эксплуатации; реабилитация загрязненных территорий и др.
К началу 2017 года в России на 10 АЭС эксплуатируется 35 энергоблоков с установленной электрической мощностью 27 900 МВт (18 реакторов
ВВЭР, 15 канальных уран-графитовых реакторов, в том числе 11 реакторов
РБМК-1000, два энергоблока с реакторами на быстрых нейтронах: БН-600 и
БН-800). В 2015 г. ими выработано 195.2 млрд кВт ч электроэнергии или
18.6 % от произведенной в стране, в 2016 г. – 196.4 млрд кВт ч при плане на
2017 г. в 199.8 млрд кВт ч. До 2030 г. планируется сооружение еще 11 блоков
с тепловыми реакторами поколения III+ и с реакторами поколения IV на быстрых нейтронах БН-1200 [Распоряжение..., 2016]. По данным Международного Агентства по Атомной Энергии [PRIS: https://www.iaea.org/pris/] по состоянию на февраль 2017 года в мире имеется 449 действующих гражданских
промышленных реакторов с суммарной мощностью 392 195 МВт электрической энергии, еще 60 реакторов находятся в стадии строительства, а продолжительность их эксплуатации превышает 17 000 реакторных лет.
По оценкам [Lovasic, 2008] к 2015 г. в мире должно быть произведено
порядка 390 000 т ОЯТ, из них 97 000 тонн переработано. Ежегодная выгрузка ОЯТ в настоящее время составляет 11 500 т при текущем объёме переработки менее 5 000 т/г. В России накоплено свыше 22 000 т ОЯТ [Хаперская,
2012; Муратов, Тихонов, 2015], две трети этого количества – из реакторов
14
РБМК, приблизительно треть – ВВЭР-1000, меньшие объемы приходятся на
ОЯТ атомных подводных лодок, ЭГП-6 (Билибинская АЭС) и остановленных
реакторов АМБ-1 и 2 (Белоярская АЭС). Ежегодно в стране образуется и завозится из-за рубежа до 800 т ОЯТ энергетических, транспортных и исследовательских реакторов. Из них на «ПО Маяк» перерабатывается 200–250 т
ОЯТ/г, главным образом реакторов ВВЭР-440 и БН-600. Предпринятые в последние годы усилия позволили расширить номенклатуру перерабатываемого
на этом предприятии ОЯТ, в том числе с реакторов РБМК-1000 и ВВЭР-1000,
то есть сделать его практически универсальным заводом.
ОЯТ после 3–5 лет хранения в пристанционных бассейнах выдержки
вывозится в сухое и «мокрое» хранилища на ФГУП ФЯО «Горно-химический
комбинат» (ГХК). В хранилище ГХК вывозится также ОЯТ реакторов ВВЭР1000, построенных по советским проектам за рубежом. В 2012 г. на ГХК введено в эксплуатацию сухое централизованное хранилище для отработанного
топлива реакторов РБМК-1000 и начато перемещение в него ОЯТ с площадок
АЭС, что существенно снизило опасность их переполнения.
В мире существуют две стратегии обращения с ОЯТ – переработка с
извлечением делящихся элементов или его отнесение к отходам. В Российской Федерации принята стратегия замкнутого ядерного топливного цикла
(ЯТЦ), в его основе лежит принцип переработки ОЯТ для возврата в ЯТЦ
регенерированных материалов и обеспечения экономически и экологически
приемлемой изоляции продуктов деления и остаточных актинидов. Переработка ОЯТ реакторов ВВЭР-440, БН-600, ледокольного флота и исследовательских реакторов осуществляется на ФГУП «ПО «Маяк» (ПО «Маяк»). При
переработке 1 т ОЯТ образуется 13–34 м3 ВАО, 59–78 м3 среднеактивных
(САО) и 1552– 1875 м3 низкоактивных (НАО) отходов [Глаголенко и др.,
1997; Копырин и др., 2006]. Большие объемы САО и НАО возникают также
при эксплуатации ядерных реакторов.
В основе технологии отверждения жидких ВАО лежит одностадийный
процесс их включения в алюмофосфатное стекло в печи прямого электронагрева (табл. 1.1). ПО «Маяк»  единственное радиохимическое производство
в нашей стране, где с 1986 г. по 2010 г. жидкие ВАО включались в стекломатрицу. За это время суммарно на 4-х печах переработано 28 112 м3 жидких
ВАО и получено 6 216 тонн Na-Al-P стекла суммарной активностью 643 млн
Кюри [Ремизов и др., 2014; Отчет по…, 2016]. Последняя из этих печей остановлена в августе 2010 г. Строительство следующей электропечи ЭП-500/5
завершено в декабре 2015 г., а ее пуск с реальными отходами запланирован
на сентябрь 2016 г. При ее создании был учтен опыт работы четырех печей
такого типа, действоваших в 1987–2010 гг. Производительность печи ЭП500/5 составит 420 пеналов остеклованных ВАО в год (три канистры объемом
по 200 л каждая в одном пенале) и сроком службы 6 лет. Печь ЭП-500/5 остекловывания высокоактивных растворов радиохимического завода ПО «Маяк» ввели в эксплуатацию 27 декабря 2016 года и в этот же день там приступили к переработке ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 [http://фцп-ярб2030.рф].
15
Таблица 1.1. Остекловывание жидких ВАО переработки ОЯТ в электропечах типа
ЭП-500 на ПО «Маяк» [Ремизов и др., 2014; Отчет по…, 2016].
№ печи
Пуск
Остановка
ЭП-500/2
ЭП-500/1-р
ЭП-500/3
ЭП-500/4
Итого
10.02.1987
09.01.1991
20.06.2001
01.12.2006
23.02.1988
14.01.1997
02.02.2006
08.2010
Переработано
жидких ВАО, м3
998
11 463
7 985
7 666
28 112
Получено стекла,
тонн / млн Ки
162 / 3.9
2 195 / 281.9
1 793 / 175.2
2 066 / 182.0
6 216 / 643.0
ЭП-500/5 станет последней в серии таких плавителей из-за отсутствия
технологии их демонтажа и захоронения. Комплекс остекловывания ВАО
включает:
электропечь,
камеру
розлива
стекла,
транспортнотехнологическую цепочку, три отсека хранилища для остеклованных ВАО.
Его работа обеспечит утилизацию текущих ВАО от переработки ОЯТ и позволит к 2020 г. остекловать накопленные жидкие ВАО с получением до
6 тыс. т алюмофосфатного стекла [Баторшин и др., 2013; 20151-2]. С учетом
уже имеющегося их количества, масса остеклованных ВАО приблизится к
12 000 т, что при плотности стекла 2.5 г/см3 составит около 4800 м3 и приблизится к проектной вместимости геологического хранилища ВАО на участке
«Енисейский», определенной в 4500 м3.
1.1.2. Классификация и обращение с разными типами РАО
Радиоактивные отходы классифицируются по нескольким признакам: периодам полураспада содержащихся в них радионуклидов (долгоживущие и короткоживущие); удельной радиоактивности (высокоактивные, среднеактивные, низкоактивные и очень низкоактивные или ОНАО); агрегатному состоянию (жидкие, твердые и газообразные) и содержанию делящихся изотопов. В
отдельные классы выделяют отработавшие закрытые источники ионизирующего излучения; радиоактивные отходы при добыче и переработке урановых
руд; РАО, образовавшиеся при осуществлении не связанных с использованием атомной энергии видов деятельности и при добыче и переработке сырья с
повышенным содержанием природных радионуклидов.
На январь 2011 г. количество ЖРО в РФ составляло 486 млн м3, твердых РАО (ТРО) – 87 млн т, а активность 4.27·1019 Бк и 3.59·1019 Бк, соответственно [Radioactive…, 2014; Муратов, Тихонов, 2015]. Подавляющая часть
ЖРО – поверхностные водоемы вблизи радиохимических производств, а ТРО
– отходы добычи уранового сырья. Хранение ЖРО в РФ осуществляется на
83 предприятиях (330 объектов хранения, на трех из которых ведется подземная закачка). ТРО складированы на 136 предприятиях в 1466 временных хранилищах в 43 регионах России [Поляков и др., 2013; Баторшин и др., 2013;
Ремизов и др., 2014; Ликвидация…, 2015; Проблемы ядерного…, 2012, 2013,
2015]. Основные места образования и хранения твердых и жидких РАО – ПО
16
“Маяк” (Челябинская область), Красноярский Горно-химический комбинат
(ГХК), Сибирский химический комбинат в Томской области (СХК) (рис. 1.1).
По последним данным [Обращение…, 2017] в Российской Федерации
накоплено более 510 млн м³ РАО различных категорий, в том числе 440 млн
м³ ЖРО и 72 млн м³ ТРО, которые размещены почти в 1200 хранилищах разного типа и уровня безопасности. Среднегодовой объем образования РАО в
России составляет порядка 1.3 млн м³ ТРО и 2.1 млн м³ ЖРО. Наибольшее
количество ЖРО образуется на ПО «Маяк» (около 600 тыс. м³ в год), а основной источник ТРО – предприятия уранодобывающего дивизиона ГК «Росатом» (1243 тыс. м³ в год).
Рис. 1.1. Размещение основных объектов, связанных с образованием и хранением
радиоактивных отходов, на территории России (основа – геологическая карта)
1 – Предприятия по добыче урана; 2 – Предприятия по изготовлению ядерного топлива; 3 – Атомные электростанции; 4 – Предприятия по переработке ОЯТ; 5 – Исследовательские атомные центры; 6 – Базы и судоремонтные заводы атомного флота; 7 –
Пункты захоронения твердых РАО; 8 – Пункты захоронения жидких РАО.
Для удобства и безопасности хранения ЖРО включаются в битумную,
цементную или стеклообразную матрицу в зависимости от происхождения,
состава, радиоактивности [Дмитриев, Стефановский, 2000; Лаверов и др.,
20081; Лифанов, Карлина, 2012].
Подавляющую долю (93–97 %) в объеме ЖРО и ТРО составляют низкоактивные РАО (рис. 1.2). Хотя ВАО среди ЖРО занимают всего 0.5 об.%,
на них приходится 42 % их общей радиоактивности. Основные типы твердых
ВАО представлены остеклованными отходами переработки ОЯТ, оболочками
топливных элементов и их сборок, загрязненным оборудованием, отработавшими источниками ионизирующего излучения. Их доля в активности ТРО
17
равна 98 %, более половины этого количества (1.9·1019 Бк) приходится на остеклованные отходы. На 01.01.2015 г. объем накопленных РАО в РФ составил 431 млн м3 ЖРО и 76 млн т ТРО. Это меньше, чем было в 2008 г.
(486 млн м3 и 87 млн т, соответственно) на момент принятия Федеральной
Целевой Программы по ядерной и радиационной безопасности (ФЦП ОЯРБ).
В 2012 г. образовалось 2.05 млн м3 ЖРО и 1.4 млн т ТРО, из которых 97 % по
массе и всего 0.003 % (3.3·1014 Бк) по активности пришлось на низкоактивные
отходы горнорудной промышленности. Скорость накопления ТРО и ЖРО
снижается со временем (табл. 1.2).
Рис. 1.2. Распределение жидких (ЖРО) и твердых (ТРО) радиоактивных отходов по
объему и активности в Российской Федерации по состоянию на 2011 г. [Radioactive
waste..., 2014; Муратов, Тихонов, 2015].
В 2013–2014 гг. проведена регистрация 809 объектов размещения накопленных РАО. К «накопленным радиоактивным отходам» отнесены все РАО,
образовавшиеся до принятия Закона от 11.07.2011 № 190-ФЗ «Об обращении
с радиоактивными отходами и о внесении изменений в отдельные законодательные акты Российской Федерации». К таким накопленным РАО отнесено
553.5 млн м3 РАО, из которых 60 млн м3 размещены в пунктах глубинного
захоронения (жидкие РАО), а 11 млн м3 РАО образовались в ходе мирных
ядерных взрывов [Тихонова и др., 2016]. Относящееся к «ядерному наследию» отработавшее ядерное топливо — это ОЯТ, находящееся в федеральной
собственности, то есть накопленное до принятия Федерального закона от
01.12.2007 № 317-ФЗ «О Государственной корпорации по атомной энергии
«Росатом»». На 01.01.2014 г. в России имелось около 21 тыс. тонн такого
ОЯТ реакторов различного типа [The Fourth …, 2014].
18
Таблица 1.2. Объемы радиоактивных отходов, образовавшихся в 2010 и 2014 гг.
[Муратов, Тихонов, 2015].
Виды отходов по
радиоактивности
НАО
САО
ВАО
Всего
Жидкие радиоактивные
отходы, в тыс. м3 (%)
2010 год
2014 год
2817.8 (92.69)
1167 (89.91)
207.9 (6.84)
121 (9.32)
14.3 (0.47)
10 (0.77)
3040 (100)
1298 (100)
Твердые радиоактивные
отходы, в тыс. т (%)
2010 год
2014 год
1379 (99.22)
1180 (99.91)
14 (0.45)
1 (0.08)
10 (0.33)
0.1 (0.01)
1403 (100)
1181.1 (100)
На предприятиях ГК «Росатом» к 2011 г. накоплено 600 тыс. м3 долгоживущих САО и ВАО с низким тепловыделением, ежегодно образуется еще
3 500 м3 таких отходов. На ПО «Маяк» уже имеется 6 200 т остеклованных
ВАО с высоким тепловыделением, а к 2020 г. их масса предположительно
составит 11 000–12 000 т [Поляков и др., 2013; Баторшин и др., 2013, 20151;
Ремизов и др., 2014], а объем достигнет 4 400–4 800 м3.
В РФ огромные количества ЖРО закачивались и продолжают закачиваться в глубокие водоносные горизонты. С 1963 г. и по настоящее время на
трех объектах (Сибирский химический комбинат, Красноярский горнохимический комбинат, Научно-исследовательский институт атомных реакторов в Димитровграде) удалено более 60 млн м3 ЖРО, в том числе ВАО и
САО, и этот процесс продолжается [Пименов и др., 2013].
Мировая тенденция заключается в том, что ЖРО любой активности
подлежат обязательному кондиционированию (отверждению), то есть их
переводу в форму и состояние, пригодные для захоронения. Другая тенденция  переход от хранения РАО на поверхности к окончательной изоляции от биосферы, к захоронению. Обе тенденции закреплены в международных и национальных рекомендациях, документах и законах.
1.1.3. Нормативные требования по обеспечению безопасности захоронения РАО
Основополагающая цель безопасности обращения с РАО и основные принципы ее обеспечения излагаются в документах международных организаций
– МАГАТЭ (IAEA), АЯЭ ОЭСР (NEA OECD) и в национальных нормативных документах. Они образуют цельную систему норм, требований, рекомендаций [Шарафутдинов и др., 2007].
Издания МАГАТЭ, касающиеся безопасности обращения с радиоактивными отходами (проект RADWASS), делятся на категории по иерархической схеме. Наивысший уровень занимают Основы Безопасности, в них
представлены основные цели, концепции и принципы обеспечения безопасности (например, МАГАТЭ. SF-1, 2007). Нормы Безопасности содержат
требования, которые должны выполняться для обеспечения безопасности в
конкретных видах деятельности или областях применения (например,
МАГАТЭ. SSR-5, 2011). Руководства по Безопасности – рекомендации, со-
19
ставленные на основе международного опыта и относящиеся к выполнению
основных требований (например, МАГАТЭ. SSG-14, 2011; МАГАТЭ. SSG23, 2012). Основы Безопасности и Нормы Безопасности выпускаются с одобрения Совета управляющих МАГАТЭ.
Ниже в иерархии располагаются издания серии Правила Безопасности. В них даны практические примеры и описываются детальные методы,
которые могут быть использованы для применения Норм безопасности и Руководств по безопасности. Правила Безопасности выпускаются под общим
руководством Генерального директора МАГАТЭ. Дополнительная категория,
Отчеты по Безопасности, состоит из независимых докладов групп экспертов
по вопросам безопасности, включая разработку новых принципов, передовых
концепций и основных проблем и событий. Есть и другие публикации
МАГАТЭ, которые содержат информацию, важную для безопасности: Серия
Трудов (доклады, представленные на симпозиумах и конференциях), Серия
Технических Докладов (в которых делается акцент на технический аспект) и
Серия МАГАТЭ-ТЕХДОК (в этих документах информация дана, как правило, в предварительной форме).
Объединенная конвенция о безопасности обращения с отработавшим
топливом и о безопасности обращения с радиоактивными отходами от
5 сентября 1997 г. [МАГАТЭ. Объединенная конвенция ..., 1997] для Российской Федерации вступила в силу 19 апреля 2006 г. Конвенция была принята с
целью достичь и поддерживать высокий уровень безопасности при обращении с этими видами ядерных материалов во всем мире.
Основополагающая цель безопасности в области ядерной энергии 
защита людей и охрана окружающей среды от вредного воздействия ионизирующего излучения. Она достигается соблюдением ряда принципов, распределяющих ответственность организаций разных уровней и устанавливающих
способы защиты населения и превентивные меры по предотвращению аварий
и уменьшению рисков [МАГАТЭ. SF-1, 2007]. Более конкретные требования
к обеспечению безопасности захоронения РАО и ОЯТ формулируются в документах более низкого уровня, например, МАГАТЭ. SSR-5, 2011. Эти же
цели, принципы и требования вошли в аналогичные российские документы
по обеспечению безопасности при захоронении РАО [НП-58-04 и НП-05514]. Безопасность при захоронении РАО заключается в их надежной изоляции, гарантирующей радиационную безопасность человека и окружающей
среды на весь период потенциальной опасности РАО. На основе этих принципов разрабатывается технология геологической изоляции отходов в составе
устойчивых консервирующих матриц (форм РАО), которая позволяет достичь цели безопасного обращения с РАО [Лаверов и др., 1991]. Требования к
матрицам и процедуры их тестирования перечислены в отечественных [ГОСТ
Р 50926-96, 1996; ГОСТ Р 50927-96, 1996; ГОСТ Р 51883-2002, 2002; ГОСТ Р
50089-2003, 2003; ГОСТ Р 52126-2003, 2006] и международных документах
[Donald, 2010; Waste Forms …, 2011].
В принципах № 1–3 МАГАТЭ [SF-1, 2007] определяется ответственность и роль государства и организаций, отвечающих за деятельность, свя-
20
занную с радиационными рисками. Принципы № 4–7 посвящены собственно
обеспечению безопасности. Принцип № 4 в российских документах детализирован как принцип «многобарьерности»: «долговременная безопасность
захоронения РАО в период после закрытия хранилища должна обеспечиваться применением системы барьеров безопасности на пути распространения
ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в окружающую среду;
нарушение целостности одного из барьеров безопасности или вероятное
внешнее событие природного или техногенного происхождения не должны
приводить к снижению уровня долговременной безопасности системы захоронения РАО». Принцип № 5 звучит так: «радиационное воздействие, связанное с захоронением РАО, должно поддерживаться на возможно низком и
достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов».
Принцип № 6: «прогнозируемые уровни облучения будущих поколений, обусловленные захоронением РАО, не должны превышать допустимых уровней
облучения населения, установленных нормативными правовыми актами; любой индивидуум будущих поколений должен быть защищен от вредного воздействия захороненных РАО в неменьшей степени, чем любой индивидуум
нынешнего поколения». Принцип № 7 в документах прописан как принцип
«невозложения чрезмерного бремени на будущие поколения». Захоронение
РАО должно осуществляться таким образом, чтобы не переносить на будущие поколения бремя, связанное с необходимостью обеспечения безопасности при обращении с РАО [НП-058-04; НП-055-14].
В российских документах [НП-058-04; НП-055-14], в том числе и в санитарных правилах [СПОРО-2002], эти принципы раскрываются в виде конкретных требований к долговременному захоронению радиоактивных отходов, выбору мест для хранилищ, их проектированию и оценке безопасности.
Эти требования соответствуют рекомендациям международных организаций.
Допустимые уровни облучения населения установлены нормативными правовыми актами ОСПОРБ-99/2010 и НРБ-99/2009. Предел эффективной дозы
облучения населения в связи с сооружением хранилища при действии природных процессов равен 0.3 м Зв в год (величина риска 10-5), а в случае техногенного воздействия (вторжения человека) он определен в 1 м Зв в год. Эта
доза и ее эквивалент риска считаются критериями безопасности и не должны
быть превышены в будущем.
В 2011 г. в России был принят Закон об обращении с радиоактивными
отходами № 190-ФЗ [Федеральный ..., 2011]. Этот закон упорядочивает текущую деятельность в соответствии с международными принципами и рекомендациями и определяет ответственность государственных организаций.
Органом государственного регулирования безопасного использования ядерной энергии, в том числе обращения с ОЯТ и РАО, и вывода из эксплуатации
ядерных и радиационно-опасных объектов (ЯРОО) является Федеральная
служба по экологическому, технологическому и атомному надзору («Ростехнадзор»). Ростехнадзор — федеральный орган исполнительной власти, который осуществляет регулирование безопасности при использовании атомной
энергии в соответствии с Федеральным законом об использовании атомной
21
энергии [Федеральный..., 1995] и другие функции в соответствии с Объединенной конвенцией о безопасности обращения с отработавшим топливом и
радиоактивными отходами и другими международными соглашениями.
Практическую деятельность по использованию ядерной энергии в РФ, включая обращение с РАО и ОЯТ, осуществляют ГК «Росатом» и его подразделения [Федеральный..., 2007].
Федеральный закон № 190-ФЗ ввел понятие собственности на радиоактивные отходы и пункты их хранения, определил цель создания, принципы
функционирования и состав Единой государственной системы обращения с
радиоактивными отходами, изложил требования к обеспечению безопасности
пунктов захоронения радиоактивных отходов, определил задачи и обязанности Национального оператора по обращению с радиоактивными отходами и
др. В соответствии с 190-ФЗ и приказом Правительства Российской Федерации № 384-р от 20 марта 2012 г. создана организация, ответственная за утилизацию радиоактивных отходов – Национальный оператор по обращению с
РАО. Основные направления деятельности: обеспечение безопасного обращения с отходами, принятыми для утилизации; эксплуатация объектов захоронения РАО, проектирование и строительство пунктов захоронения РАО,
прогнозирование инфраструктуры для обращения с РАО и их удаления, ведение реестра РАО и кадастра пунктов их хранения. За обращение с радиоактивными отходами до момента их передачи ФГУП «НО РАО» отвечают организации, в ходе деятельности которых произошло их накопление. Такими
организациями являются атомные электростанции, предприятия ядерного
топливного цикла, исследовательские институты и центры, объекты военноморского флота, специализированные учреждения по транспортировке, хранению и переработке РАО – ФГУП «РосРАО» и ФГУП «Радон». Для финансового обеспечения обращения с РАО и стимула к снижению объемов образования РАО этим законом вводятся отчисления в резервные фонды и плата
за услуги Национального оператора (ФГУП «НО РАО»).
В Федеральном законе № 190-ФЗ дана классификация радиоактивных
отходов, направляемых на захоронение. По активности, происхождению, агрегатному состоянию и требованиям (условиям) захоронения радиоактивные
отходы делятся на шесть классов:
класс 1 — твердые высокорадиоактивные отходы, подлежат захоронению в пунктах глубинного захоронения радиоактивных отходов после выдержки для снижения их тепловыделения;
класс 2 — твердые ВАО и твердые САО с долгоживущими радионуклидами, подлежат захоронению в пунктах глубинного захоронения радиоактивных отходов без предварительной выдержки;
класс 3 — остальные САО и НАО с долгоживущими радионуклидами,
подлежат захоронению в пунктах приповерхностного захоронения радиоактивных отходов на глубине до 100 м;
класс 4 — остальные НАО и радиоактивные отходы с очень низкой активностью, подлежат захоронению на одном уровне с поверхностью земли;
22
класс 5 — жидкие САО и НАО подлежат захоронению только в тех
пунктах глубинного захоронения, которые сооружены и эксплуатируются на
день вступления в силу 190-ФЗ;
класс 6 — твердые РАО добычи урановых руд с повышенным содержанием природных радионуклидов, подлежат захоронению в пунктах приповерхностного захоронения отходов.
Министерством природных ресурсов и экологии РФ устанавливаются и
регулярно уточняются тарифы на захоронение радиоактивных отходов. В
развитие классификации РАО и Постановления Правительства Российской
Федерации [Постановление..., 2012] Ростехнадзором разработаны критерии
приемлемости отходов для захоронения [НП-093-14]. В них определены требования к физико-химическим свойствам РАО и упаковок для их захоронения. Радиоактивные отходы делятся на категории по удельной активности и
содержанию радионуклидов (табл. 1.3).
Таблица 1.3. Классификация твердых радиоактивных отходов по активности [Постановление …, 2012].
Категория
отходов
Удельная активность, Бк/г
β-илучатели
 - излучатели
трансурановые
элементы (ТУЭ)
ОНАО
< 103
< 102
< 10
НАО
103 – 104
102 – 103
10 – 102
САО
104 – 107
103 – 106
102 – 105
ВАО
> 107
> 106
> 105
К удаляемым РАО класса 1 относятся высокоактивные твердые и отвержденные жидкие радиоактивные отходы с удельной активностью более
107 Бк/г для отходов с бета-излучающими радионуклидами, за исключением
трития; более 106 Бк/г для отходов с альфа-излучающими радионуклидами,
кроме трансурановых элементов; более 105 Бк/г для отходов с трансурановыми радионуклидами. К классу 2 относятся: отработавшие закрытые источники ионизирующего излучения первой и второй категорий опасности, а также удаляемые твердые (отвержденные жидкие) высокорадиоактивные отходы
с удельной активностью более 107 Бк/г для отходов с бета-излучающими радионуклидами (кроме трития); более 106 Бк/г для отходов с альфаизлучающими радионуклидами (за исключением ТУЭ); более 105 Бк/г для
отходов, содержащих трансурановые радионуклиды. К этому же классу относятся среднеактивные радиоактивные отходы с долгоживущими радионуклидами с периодом полураспада более 30 лет и удельной активностью от 104 до
107 Бк/г по бета-излучающим радионуклидам (за исключением трития); от 103
до 106 Бк/г для альфа-излучающих радионуклидов (кроме ТУЭ); от 102 до
23
105 Бк/г для отходов с трансурановыми радионуклидами [Постановление...,
2012]. В соответствии с критериями приемлемости [НП-093-14], РАО обоих
классов подлежат захоронению в пунктах глубинного захоронения с предварительной выдержкой для снижения их тепловыделения (отходы класса 1)
или без таковой (отходы класса 2).
Отходы третьего и четвертого классов, в связи с их большими объемами, предпочтительнее изолировать вблизи мест их образования, чтобы исключить перевозку по территории России. Число таких мест должно быть
сведено к минимуму, к нескольким крупным объектам. Имеющиеся материалы, архивы и результаты прошлых изысканий позволяют сделать выводы о
потенциальной пригодности по геологическим условиям 30 площадок в 18
регионах для создания объектов окончательной изоляции РАО третьего и
четвертого классов [Поляков, 2014]. Эти перспективные площадки для окончательной изоляции РАО находятся в различных федеральных округах РФ в
районах, где накоплено и образуется большое количество радиоактивных отходов (см. pис. 1.1).
Геологическую изоляцию отходов классов 1 и 2 предполагается осуществить в Красноярском крае на участке «Енисейский» Нижнеканского массива. Проект начал реализовываться в рамках ФЦП «Обеспечение ядерной и
радиационной безопасности на 2008 и на период до 2015 года» и будет продолжен в следующей версии этой программы, рассчитанной на 2016-2030 гг.
В настоящее время на участке проводятся проектно-изыскательские работы.
В 2016-2020 гг. будет осуществляться строительство подземной исследовательской лаборатории (ПИЛ) для проведения натурных исследований с целью подтверждения пригодности массива горных пород для безопасного размещения РАО.
Федеральный закон 190-ФЗ привел деятельность, осуществляемую на
Енисейском участке, в правовое поле. В частности закон делает подземное
захоронение долгоживущих отходов обязательным, а не желательным или
возможным, как прежде. «Радиоактивные отходы, за исключением короткоживущих радиоактивных отходов, удельная активность которых в результате
распада радионуклидов за время хранения может быть снижена до уровня,
при котором такие отходы перестают быть радиоактивными отходами, подлежат обязательному захоронению в пунктах захоронения радиоактивных
отходов». Этот закон обязывает Национального оператора осуществлять
свою деятельность в соответствии с Законом РФ «О недрах» от 21 февраля
1992 года № 2395-1 [Закон РФ ..., 1992]. В связи с данной нормой вся деятельность по геологическому изучению участка Енисейский после 2011 г.
проходит экспертизу в Государственном Комитете по запасам (ГКЗ).
1.1.4. Перспективы
В соответствии с международными нормами, возлагающими ответственность
по безопасности обращения с РАО на национальные государства, в РФ осуществляется ряд национальных Программ. Заказчиком-координатором федеральных целевых программ является Государственная корпорация «Роса-
24
том». В 2015 г. завершилась ФЦП по ядерной и радиационной безопасности,
в ходе которой введены в эксплуатацию установки по переработке и компактированию РАО методами цементирования, битумирования, остекловывания,
упаривания, сжигания. Эти работы будут продолжены в новой ФЦП «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2016–2020 годы и на период до 2030 года» (ФЦП ЯРБ–2), утвержденной постановлением Правительства Российской Федерации от 19 ноября 2015 года № 1248. Ее заказчиками
выступают Министерство образования и науки Российской Федерации, Министерство промышленности и торговли Российской Федерации, Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору, Федеральное медико-биологическое агентство и Государственная корпорация
по атомной энергии «Росатом». «Росатом» является основным разработчиком
и координатором Программы. Ее цель состоит в обеспечении ядерной и радиационной безопасности в Российской Федерации путем решения первоочередных проблем ядерного наследия и создания объектов инфраструктуры по
обращению с ОЯТ и РАО, необходимой для их перевода в радиационнобезопасное состояние, в том числе путем геологического захоронения. В ходе
выполнения ФЦП ЯРБ–2 будут созданы новые объекты переработки ОЯТ и
обращения с РАО, продолжены вывоз ОЯТ на централизованное хранение и
переработка ОЯТ, захоронение РАО после приведения их к критериям приемлемости.
Кроме того, в ФЦП «Ядерные энерготехнологии нового поколения на
период 2010–2015 годов и на перспективу до 2020 года» [Паспорт .., 2010]
предусмотрены работы по снижению объемов выгружаемого отработавшего
ядерного топлива и образующихся радиоактивных отходов на единицу электрической мощности атомных электростанций; по фракционированию и
трансмутации минорных актинидов, что позволит снизить радиотоксичность
удаляемых отходов.
Стратегическими целями ГК «Росатом» до 2020 г. являются: обеспечение ввода в Российской Федерации в 2016-2020 гг. шести новых энергоблоков и продление сроков эксплуатации существующих АЭС. Основное научно-техническое направление работ – разработка перспективных ядерных
энерготехнологий, обеспечивающих создание ядерной энергетической системы с тепловыми и быстрыми реакторами, работающей в замкнутом топливном цикле [Паспорт…, 2016]. Схемой территориального планирования в области энергетики до 2030 г [Распоряжение..., 2016 г. № 1634-р] предусмотрено сооружение пунктов захоронения радиоактивных отходов (ПЗРО), в том
числе приповерхностных хранилищ отходов классов 3 и 4, а также пункта
глубинного захоронения радиоактивных отходов Енисейский в НижнеКанском массиве Красноярского края вместимостью 4500 м3 ВАО класса 1 и
155 000 м3 ВАО и САО класса 2.
Базовый принцип политики Госкорпорации «Росатом» при обращении
с ОЯТ — это необходимость его переработки для обеспечения экологически
приемлемого обращения с продуктами деления и возврата в ядерный топливный цикл регенерированных ядерных материалов. В ходе выполнения ФЦП
25
ЯРБ-2 будут созданы новые объекты переработки ОЯТ и обращения с РАО,
вывезены на централизованное хранение отработанные тепловыделяющие
сборки; реабилитированы загрязненные территории и захоронены твердые
РАО после их приведения в необходимое состояние в соответствии с критериями приемлемости. При реализации этой Программы предстоит переработать 3 100 т ОЯТ, преимущественно ВВЭР типа. В конце 2016 г. на ПО «Маяк» планируется, в дополнение к ОЯТ ВВЭР-440 и БН-600, начать переработку ОЯТ реакторов ВВЭР-1000, первая партия которого поступит с Ростовской
АЭС. На предприятии ГК «Росатом» «Горно-химический комбинат» (ГХК,
Железногорск, Красноярский край) с учетом результатов работы Опытнодемонстрационного центра планируется к 2020 году в промышленном масштабе внедрить технологию экологически безопасной переработки ОЯТ реакторов ВВЭР-1000.
На площадке ГХК с 2013 г. ведется строительство опытнодемонстрационного центра (ОДЦ) для отработки современных технологий
переработки ОЯТ. В конце 2015 г. завершено строительство первого пускового комплекса мощностью 5 т ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 в год. Ввод второго
пускового комплекса мощностью 250 т ОЯТ в год намечен на 2020-2021 гг.
По результатам его работы планируется создание крупного завода с отверждением жидких ВАО переработки ОЯТ в боросиликатную стекломатрицу.
Стратегия развития «ПО Маяк» предполагает сооружение нового
комплекса остекловывания жидких ВАО после планового вывода
действующей печи ЭП-500/5 из эксплуатации [Баторшин и др., 2013;
Ремизов и др., 2014]. Его концепция базируется на двух технологиях с
получением боросиликатной и фосфатной стекломатрицы отходов. В первой
будет применен малогабаритный удаляемый плавитель для включения в B-Si
стекло отходов текущей переработки ОЯТ, что позволит возвращать
остеклованные ВАО зарубежным поставщикам ОЯТ. Вторая технологическая
линия основана на удаляемом плавителе типа ЭП с наработкой Al-P стекла
для отверждения накопленных ВАО и отходов переработки отдельных типов
ОЯТ российских реакторов, в частности АМБ-1/2.
В отдаленной перспективе в стране будет создана двухкомпонентная
структура АЭС с реакторами на быстрых и тепловых нейтронах, объединяемых общим замкнутым ядерным топливным циклом (ЯТЦ). Замкнутый ЯТЦ
включает технологически связанные кластеры временного хранения ОЯТ,
переработки ОЯТ быстрых и тепловых реакторов, фабрикации топлива, переработки и подготовки РАО к изоляции. Развитие ядерной энергетики в нашей
стране будет сопровождаться образованием радиоактивных отходов с различными характеристиками. По-прежнему остается острой проблема обращения с отходами, накопленными в ходе предыдущей оборонной деятельности, в том числе с большим количеством жидких ВАО. Все это потребует
разработки новых технологий обращения с радиоактивными отходами и
безопасной изоляции РАО. В частности, необходимо будет выбрать оптимальные матрицы для фракционированных отходов усовершенствованного
процесса переработки ОЯТ и методов их изготовления. Наиболее перспек-
26
тивны для этого кристаллические (оксидные и металлические) композиции с
высокими изоляционными свойствами в отношении долгоживущих продуктов деления и актинидов, изготавливаемые индукционным плавлением в «холодном тигле» [Лаверов и др., 20081; Юдинцев и др., 2015; Стефановский,
Юдинцев, 2016; Stefanovsky et al., 2016].
Без окончательного решения проблемы изоляции ОЯТ и ВАО программа развития атомного энергетического комплекса оказывается под вопросом.
Обоснованию подходов к безопасному геологическому захоронению
наиболее опасных радиоактивных отходов классов 1 и 2 посвящены следующие разделы главы 1. Свойства этих отходов определяют предпочтительность их окончательной изоляции в геологической среде:
 высокое тепловыделение, особенно первые сотни лет;
 химический состав (искусственные радионуклиды с высокой радиотоксичностью);
 высокая радиоактивность;
 длительный период естественного радиоактивного распада;
 террористические риски;
 относительно небольшой объем.
1.2. Мультибарьерное геологическое хранилище
Исследования, выполненные в 1960-1970-х гг. показали, что существует несколько возможных способов изоляции радионуклидов от окружающей среды [Подземное.., 1981]:
Физическая изоляция РАО от подземных вод (1) помещением РАО в
металлические канистры; (2) изоляцией этих канистр оболочками из слабопроницаемых глинистых материалов; (3) выбором для размещения хранилищ
безводных геологических сред.
Снижение растворимости радионуклидов в подземных водах путем (1)
связывания их в специальных нерастворимых матрицах; (2) помещения матриц РАО в оболочки (контейнеры и канистры) из материалов, поддерживающих геохимические условия, неблагоприятные для растворения матриц и
выщелачивания радионуклидов; (3) выбора для размещения хранилища РАО
геологических сред с гидрогеохимическими условиями, неблагоприятными
для миграции большинства радионуклидов.
Замедление конвективного переноса радионуклидов подземными водами, (1) окружая РАО оболочками из природных сорбирующих материалов;
(2) выбирая для размещения хранилища области с застойным гидродинамическим режимом и (3) породы с высокими сорбционными свойствами по отношению к радионуклидам.
Эти способы лежат в основе проектов мультибарьерных хранилищ.
Безопасность хранилища мультибарьерной конструкции обеспечивается за
счет двух факторов: герметичности (удержания радионуклидов в пределах
барьера) и замедления миграции радионуклидов на пути в биосферу. Каждый
27
из этих факторов обеспечивается свойствами материалов, составляющих
конкретный барьер. Один и тот же барьер обычно обладает несколькими
свойствами, влияющими на удержание или замедление миграции радионуклидов. В англоязычной литературе эти свойства стали называть «функциями
безопасности» / «safety functions» (Long-term Safety ..., 2006; МАГАТЭ, SSR-5,
2011]1. Сами барьеры могут быть искусственными, созданными человеком
специально, и природными, присущими геологической среде, которая выбрана для размещения хранилища. Такое деление используется при характеристике барьеров.
Совокупность инженерных барьеров включает нерастворимую матрицу
из особого стекла или другого материала, в которой будут заключены радионуклиды, металлическую канистру, в которой находится матрица, слабопроницаемые сорбционноемкие оболочки канистр (глинистый буфер) и заполнители камер, тоннелей и шахт (бэкфил).
Назначение матрицы (как синоним термина «матрица отходов» часто
используется понятие «форма отходов»)  минимизация скорости выщелачивания радионуклидов.
Канистра (контейнер, упаковка) и буфер – изолируют ВАО от подземных вод.
На буфер и бэкфил возлагаются и другие функции по обеспечению
безопасности:
- сокращение тектонических воздействий на канистру;
- отвод тепла;
- задержка мелких частиц от разрушающихся канистр и матриц;
- замедление диффузии растворимых радионуклидов и миграции их
коллоидов;
- поддержание химического равновесия.
Заполнитель скважин, шахт и тоннелей призван изолировать высокопроницаемые и ослабленные зоны в геологической среде и замедлить скорость движения подземных вод.
Геологические условия, которые также служат барьерами на пути радионуклидов в биосферу, повышают изолирующие возможности системы
эшелонированной защиты.
Определение набора защитных свойств системы изоляции (функций
безопасности) — центральный элемент анализа безопасности хранилища. В
ходе анализа все процессы удержания и замедления разделяются по структурным уровням на функции матрицы, канистры, буфера, заполнителя и
вмещающих пород и т.д. Некоторые барьеры обладают только удерживающими свойствами, например, канистра. Если ее герметичность нарушена, то
реализуются явления и процессы, связанные с утечкой и транспортом радио-
1
В отечественной литературе, например в НП-055-14, часто используется термин
«защитные свойства». Соответственно в ряде случаев допустим перевод термина
«safety functions» как «защитные функции».
28
нуклидов из канистры, т.е. относящиеся к замедляющим функциям системы,
а функции удержания переходят к другим барьерам [Long-term ..., 2011].
Вклад инженерных и геологических барьеров в обеспечение безопасности зависит от типа РАО и национальных нормативных требований. В России
природные барьеры (породы) рассматриваются как основное условие безопасности для глубинных хранилищ ВАО. Геологическая среда должна ограничивать контакт подземных вод с инженерными барьерами и миграцию радионуклидов при нарушении целостности инженерных барьеров [НП-055-14,
2014]. А в Швеции приоритет в обеспечении долгосрочной безопасности глубинного хранилища для ОЯТ отдается защитным функциям инженерных
барьеров [Hedin, Olsson, 2016]. Требования и конкретные примеры конструкций СИБ в различных национальных проектах отражены во многих публикациях, например [Engineered…, 2003, 2004; Лаверов и др., 20081; Bennett, Gens,
2008; Bennet, 2010; Обзор…, 2015; и др.].
Российская концепция обеспечения безопасности, в которой главным
барьером на отдаленную перспективу определена геологическая среда, должна формулироваться также как в других подобных случаях. А именно — поскольку срок функционирования СИБ мал по сравнению с продолжительностью периода, на который необходимо обеспечить безопасность хранилища,
то СИБ должна быть спроектирована так, чтобы минимально нарушать защитные функции вмещающей геологической среды.
В соответствии с НП-055-14 в проекте хранилища должны указываться
данные о защитных свойствах барьеров безопасности, методы контроля их
свойств, надежность инженерных барьеров и минимальные сроки, в течение
которых каждый из них сохраняет требуемые для обеспечения безопасности
свойства без вмешательства извне. Возможные изменения свойств барьеров в
будущем должны быть специально учтены в сценариях эволюции хранилища.
Система барьеров должна обеспечить безопасность захоронения РАО в период их потенциальной опасности с учетом всех возможных воздействий.
1.2.1. Характеристика защитных функций инженерных барьеров
Исходя из назначения инженерных барьеров, рассмотрим свойства материалов, из которых их изготавливают. Одновременно дадим краткую характеристику процессов их деградации и, как следствие, определим защитные функции, которые могут выполнить те или иные материалы в обеспечении безопасности геологического хранилища.
1.2.1.1. Матрица
Нормативные требования обязывают приводить РАО в физическую форму,
пригодную для захоронения и соответствующую критериям приемлемости
[НП-093-14, 2014]. Технологические операции такого перевода называют
кондиционированием отходов. Для ВАО 1 и 2 классов опасности используется технология остеклования, для САО класса 2 с долгоживущими радионуклидами – цементирование. Матрицей для ВАО в РФ служит алюмофосфатное
стекло, а за рубежом используются боросиликатные стекла.
29
Остеклованные ВАО обладают высокой химической, термической и
радиационной устойчивостью, что делает стекломатрицы надежной преградой для начала миграции радионуклидов. Скорость выщелачивания радионуклидов подземными водами из стекла характеризуется низкими значениями. По нормативным требованиям срок службы упаковки с остеклованными
ВАО должен быть не менее 1 000 лет [НП-093-14, 2014], а в зарубежных проектах он определен в 10 000 и более лет [Engineered barrier…, 2003].
Цемент используется не только в качестве матриц САО, но также для
изготовления контейнеров и упаковок, как элементы конструкций (облицовка
тоннелей), эти материалы могут входить в состав глинистого буфера, применяться как пробки тоннелей после завершения эксплуатации и закрытия хранилища. Некоторые из этих объектов будут удалены перед закрытием хранилища, но основная часть (сотни тысяч м3 или миллионы тонн) останется в
геологическом хранилище, что окажет большое влияние на эволюцию его
физико-химических и гидрогеохимических параметров. Цементные материалы легко разрушаются под действием различных физико-химических процессов, гораздо быстрее стекол, но они обладают важным качеством – изменяют
рН и состав подземных вод в направлении увеличения устойчивости стальных контейнеров РАО [Cementitious…, 2012].
1.2.1.2. Канистра
Канистра — один из важнейших элементов СИБ и выбор ее материала должен проводиться с учетом совместимости с остальными барьерами, поскольку они действуют не по отдельности, а как единая система. При этом ключевым параметром является требуемый срок службы канистры [Bennett, Gens,
2008; Павлов и др., 2016]. Он различен в зависимости от того, нужна она
лишь для доставки матрицы РАО в хранилище или нормативно для нее установлена гарантированная устойчивость на определенный срок: 1000 лет, 100
тысяч и даже 1 млн лет. Так в шведском проекте изоляции ОЯТ гарантию целостности канистры на период 1 млн лет обеспечивает медная оболочка толщиной 5 см [Hedin, Olsson, 2016].
В случае остеклованных ВАО контейнер должен физически изолировать отходы от подземных вод на срок не менее 1000 лет. За это время распадутся теплогенерирующие нуклиды (90Sr, 137Cs) и температура в хранилище
начнет снижаться (закончится тепловая стадия). Из данных экспериментов
известно, что температура оказывает наибольшее влияние на скорость преобразования и растворения остеклованных отходов в подземных водах. Канистры обычно изготавливаются из сплавов на основе железа (углеродистая сталь,
чугун, нержавеющая сталь). Возможно использование сплавов титана или
никеля [Rodriguez, 2014], но их применение ограничивает высокая стоимость.
В качестве материалов контейнеров изучались также керамические материалы – оксиды кремния и алюминия, карбид кремния [Donald, 2010; Diomidis,
Johnson, 2014; Павлов и др., 2016]. Их преимущество – высокая устойчивость
и отсутствие генерации водорода при коррозии, а недостатки – проблемы с
герметизацией (сваркой) контейнеров, низкая механическая прочность при
30
нагрузках (хрупкость), в случае карбида кремния – еще и высокая стоимость
изготовления, в десятки раз более высокая, чем у стальных контейнеров.
В большинстве стран канистры остеклованных ВАО делают из стали,
содержащей <0.3 масс.% углерода, может иметься примесь Mn, Si, Cu, Cr, Ni,
Mo, W, V, Zr [King, Shoesmith, 2010]. Ее положительные качества – это комбинация прочности и пластичности, устойчивость к коррозии в условиях хранилища РАО, опыт создания объектов нужного размера, низкая стоимость.
Недостаток – генерация H2 в анаэробных условиях, что будет негативно влиять на состояние других защитных барьеров [Bennett, 2010]. Гарантированный срок службы такой канистры составляет порядка 1000 лет, а главным
деструктивным процессом служит коррозия [Bennett, Gens, 2008]. Основные
факторы, влияющие на коррозию стали: состав, температура, окислительный
потенциал, щелочность и минерализация подземных вод, а также наличие в
системе хранилища бентонитового буфера и других конструкционных материалов, в частности цемента.
1.2.1.3. Буфер
Главная функция сорбционного буфера состоит в изоляции контейнера с отходами от окружающей среды за счет высокой способности удерживать радионуклиды в СИБ и предотвращения доступа подземных вод. В связи с этой
задачей и положением буфера в СИБ он должен отвечать ряду требований
[Pusch, 2010]: обладать низкой проницаемостью, чтобы миграция продуктов
коррозии и радионуклидов сводилась к процессу диффузии; иметь высокие
сорбционные (ионообменные) характеристики для максимального замедления миграции радионуклидов; быть химически и механически устойчивым, а
также не оказывать сильного негативного воздействия на другие инженерные
барьеры. Он должен иметь высокое давление набухания после насыщения
водой, чтобы заполнять полости и трещины, но при этом исключающее разрушение канистр с отходами. Буфер должен иметь высокую теплопроводность, пластичность для смягчения последствий движения пород, газопроницаемость, обладать способностью задерживать коллоиды и микроорганизмы,
подавлять микробиологическую активность, поддерживать оптимальные параметры Eh и pH в хранилище.
Для сооружения буфера предлагается использовать глины [Pusch,
2010]. Состав и свойства глин, в том числе состоящих из смешанослойных
минералов, описаны в литературе [Осипов и др., 1989; Осипов, Соколов,
2015]. Требования к материалам для изготовления буфера в хранилище РАО
отражены во многих публикациях [Engineered…, 2003, 2004; Bennet et al.,
2006; Лаверов и др., 2004, 20081; Pusch, 2010; Bildstein, Claret, 2015]. Они базируются на данных экспериментов, проводимых в ряде национальных и международных проектов. Материалом, оптимально сочетающим все эти необходимые свойства, служит природное вещество — бентонит. Бентонит (на-
31
зван по месторождению Бентон в США) — это монтмориллонитовая1 глина,
иногда уплотненная до аргиллита, обладает высокими сорбционными свойствами, пластичностью и разбухаемостью при насыщении водой. Особенность
структуры заключается в наличии трёхслойного пакета вида тетраэдроктаэдр-тетраэдр. Связь между пакетами слабая, в это пространство может
проникать вода, из-за чего минерал сильно набухает. Емкость его катионного
обмена достигает 80 – 120 мг-экв на 100 г. На монтмориллонит в бентоните
приходится 55–95 %, другие минералы представлены гидрослюдой, хлоритом, каолинитом, кварцем. Наиболее крупные месторождения бентонита образовались при разложении вулканогенных пеплов и туфов в подводных условиях [Геологический ..., 1973; Лаверов и др., 2004, 20081].
Составы бентонитов, а значит и их свойства, варьируются в широких
пределах. Наиболее изучен как материал для барьеров хранилищ ВАО бентонит марки МХ-80 из штатов Вайоминг и Южная Дакота, США. Он содержит
до 75 % Na-монтмориллонита, 15 % кварца, 5-8 % полевого шпата, 1 % карбоната, 0.3 % пирита, 0.4 % Сорг. В эксперименте FEBEX (Швейцария) использован бентонит, в котором имеется, мас.%: 92 % монтмориллонита; 2 %
кварца; 2 % плагиоклаза; 2 % кристобалита; 0.6 % карбонатов; 0.4 % органического вещества, примесь гипса, пирита и галита. Состав отвечает формуле
(Ca0.49Na0.07K0.11)(Si7.82Al0.17)(Al2.77Fe3+0.33Fe2+0.01MgO0.80)O20(OH)4, а равновесная с этим бентонитом вода имеет величину рН в интервале 7.3–7.5. В России
имеются многочисленные месторождения бентонитовых глин в Хакассии,
Воронежской области, в Татарстане, на Сахалине. Для образцов изучены ионообменные свойства [Гупало и др., 2002; Бочарникова, 2016].
Низкая проницаемость бентонита (10-13-10-14 м/с) препятствует проникновению радионуклидов из хранилища в подземные воды. Миграция компонентов в насыщенном водой бентоните возможна только путем диффузии.
Низкая проницаемость бентонита обусловлена пластинчатой формой, мелким
размером (100 × 100 × 1 нм) и особенностями расположения монтмориллонитовых чешуек. Поперечные сечения каналов в бентоните, по которым происходит фильтрация воды, варьируются в широких пределах. В сужениях таких
каналов будут задерживаться коллоидные частицы. Поэтому считается, что
миграция радионуклидов через бентонит в коллоидной форме практически
исключена.
Недостаток бентонита – низкая теплопроводность, для ее повышения
добавляют кварцевый песок или щебень пород. Это его свойство учитывают
при разработке конструкций хранилища. Важным параметром служит определение максимальных значений температуры на поверхности канистры
(упаковки) с РАО, которое требует обоснования (табл. 1.4). Ограничение по
температуре – главный фактор, определяющий устойчивость бентонитового
буфера. В большинстве случаев ее предельное значение составляет 90–100 оС
1
Монтмориллонит  минерал сложного состава, относящийся к слоистым силикатам.
Входит в группу смешанослойных минералов (смектита), включающую также нонтронит, сапонит, бейделит и др.
32
(Бельгия, Финляндия, Франция и др.), но иногда допускаются более высокие
величины [Wang et al., 1988; Лаверов и др., 2008].
Таблица 1.4. Предельные температуры хранилищ ВАО в глинах [Bennet et al., 2006].
Среда или процесс
Вмещающая порода
Бентонит
Растворение матрицы
радионуклидов
Растворимость радионуклидов
Сорбция радионуклидов на бентоните
Ограничения по температуре
< 90 оС на расстоянии 15 м от
центра туннеля
< 125 оС во внешней части
< 100 оС к моменту деградации
контейнера РАО
< 50 оС к моменту деградации
металлического контейнера
< 50 оС к моменту деградации
металлического контейнера
Обоснование ограничения
Надежность доказательства
безопасности хранилища
Сохранность свойств буфера
Мало данных для температур
выше 100 оС
Большая надежность термодинамических расчетов
Основные данные по сорбции
получены при 25 оС
1.2.1.4. Бэкфил
Назначение бэкфила (или засыпки) – заполнение свободного пространства
шахт и тоннелей во избежание появления водных потоков и распространения
радионуклидов, фиксация канистр с ВАО и бентонитового буфера в местах
первоначального размещения, сохранение формы и стабильности подземных
горных выработок и воспрепятствование их механическому разрушению.
Материал для засыпки должен обладать инертностью по отношению к другим инженерным барьерам. Защитные свойства засыпки в совокупности
должны сохраняться многие тысячи лет. Для изготовления засыпки предпочтительны природные материалы – бентонитовые глины, дробленые вмещающие породы, их смеси с добавками для создания физико-химических условий, которые улучшают свойства СИБ, например, с кварцем для увеличения
теплопроводности, порошком железа для создания восстановительной среды,
измельченным нерадиоактивным стеклом для насыщения подземных вод его
элементами и снижения скорости растворения стекломатрицы. В завершение
этого раздела отметим, что анализ защитных функций СИБ наиболее детально выполнен в шведском проекте изоляции ОЯТ (табл. 1.5).
1.2.2. Защитные функции геологической среды
Защитные функции вмещающих пород определяются их гидрогеологическими и геохимическими свойствами. Так соляные купола и соляные слои образуют «безводную» среду. Глинистые породы являются водонасыщенными, а
миграция в них радионуклидов осуществляется диффузионным способом.
Для водонасыщенных кристаллических пород, в которых миграция радионуклидов будет осуществляться конвективным способом, поток подземных
вод контролируется трещинами. В такой среде важно знать время миграции
загрязненных подземных вод до биосферы и поглощение радионуклидов породой. Эти показатели зависят от таких свойств как проницаемость, сорбционная емкость и других. Геохимические свойства и минеральный состав
33
вмещающих формаций определяют Eh-pH и химический состав подземных
вод [Falck, Nilsson, 2009]. Наиболее детальный анализ защитных функций
геологической среды выполнен в шведском проекте (табл. 1.6).
Таблица 1.5. Защитные функции инженерных барьеров [Long-term ..., 2011].
1. Матрица
Защитные функции, относящиеся к удержанию
нет
2. Канистра
Барьер для коррозии
Сопротивление литостатической нагрузке
Сопротивление сдвиговой нагрузке при смещении пород
3. Буфер
Ограничение конвективного транспорта
Сокращение микробиологической активности
Смягчение сдвигов породы
Сопротивление термическому преобразованию
Предотвращение смятия канистры
Ограничение давления при разбухании
4. Заполнитель тоннелей
Уравновешивает расширение буфера
Защитные функции, относящиеся к замедлению:
1. Матрица
Интеграция радионуклидов
Иммобилизация радионуклидов
Недопущение цепной реакции
2. Канистра
Барьер для транспорта
Недопущение цепной реакции
3. Буфер
Ограничение конвективного транспорта
Сопротивление термическому преобразованию
Предотвращение смятия канистры
Фильтр для коллоидов
Сорбент радионуклидов
Пропуск газов
4. Заполнитель тоннелей
Ограничение конвективного транспорта
Сорбент радионуклидов
Как видно из таблицы, одни и те же условия в геосфере могут рассматриваться как основа для функций удержания и замедления. Кроме того,
функции удержания связаны с условиями, снижающими риск опасных деформаций выработок или исключающими нарушение герметичности канистр
и буфера. Среди функций замедления наиболее важны процессы диффузионного стока в матрицу пород и сорбции радионуклидов на породах, а также
коллоидный транспорт. Вследствие способности коллоидов фиксировать на
своей поверхности радионуклиды диффузионный сток в матрицу и сорбция
радионуклидов на породах при низкой концентрации коллоидов возрастают.
Защитные функции, относящиеся к миграции радионуклидов, определяются условиями в геологической среде. Известно, что предпочтительность
восстановительных близнейтральных и слабоминерализованных подземных
34
вод обусловлена химическими свойствами большинства радионуклидов. В
таких условиях последние хуже растворяются и плохо вовлекаются в процессы миграции [Лаверов и др., 20081; Falck, Nilsson, 2009].
Таблица 1.6. Защитные функции геологической среды [Long-term ..., 2011].
Геосферные защитные функции, относящиеся к удержанию
1. Обеспечивает предпочтительные геоа) Eh – восстановительные
химические условия, из них основные:
б) pH – близнейтральные
в) минерализация низкая, состав простой
2. Обеспечивает предпочтительные гида) Общее сопротивление переносу радионуклиро(гео)логические и транспортные услодов в трещинах - высокое (экспертная оценка)
вия, из которых основные:
б) Поток радионуклидов через границу буфер –
порода – низкий (экспертная оценка)
3. Обеспечивает механически стабильа) Литостатическое давление ограничено (не
ные условия:
слишком большая глубина размещения)
б) Сдвиговое смещение (расстояние и скорость)
при осаждении полостей выработок ограничены
4. Обеспечивает предпочтительные тера) Недопущение промерзания буфера и канистр
мальные условия:
Геосферные защитные функции, относящиеся к замедлению:
1. Обеспечивает предпочтительные геоа) Eh – восстановительные
химические условия, из которых основб) pH – близнейтральные
ные:
в) минерализация низкая, состав простой
2. Обеспечивает предпочтительные гида) Общее сопротивление переносу радионуклирогеологические и транспортные услодов в трещинах – высокое (экспертная оценка)
вия, из которых основные:
б) Поток радионуклидов через границу буфер –
порода – низкий (экспертная оценка)
в) Сорбция на породах (хорошая)
г) Диффузия в матрицу пород (высокая)
д) Концентрация коллоидов низкая
Радиоактивные элементы ВАО относятся к разным химическим группам. Среди них имеются элементы, как подвижные в разных физикохимических условиях водной среды, так и относительно малоподвижные.
Очень низкой растворимостью практически по всему полю Eh – pH условий
обладают Am, Pu (кроме ультракислой среды) и Cm, а также Zr и Sn среди
продуктов деления. U, Tc и Np обладают высокой растворимостью в окислительной обстановке (Np только в резко окислительной), но они же обладают
очень низкой растворимостью в восстановительной обстановке (Tc  кроме
кислой среды). Cs, Sr и I обладают высокой растворимостью практически в
любых природных условиях. В природных условиях растворимость одних и
тех же элементов зависит от химического состава вод. Актиниды, например,
склонны к образованию растворимых комплексных соединений. Перенос радионуклидов может происходить в форме коллоидов [The scientific…, 1995].
35
Основная часть радионуклидов в той или иной мере сорбируется породами. Вовсе не сорбируется только йод. В реальных природных условиях эффективность сорбции может отличаться от экспериментальной из-за влияния
особенностей химического состава местных подземных вод и горных пород.
Сравнение растворимости радионуклидов и их склонности к сорбции на породах показывает, что сорбционная способность пород может компенсировать высокую растворимость Sr, Cs, Ra. Плохо сорбируются Tc, U и Np, то
есть те элементы, подвижность которых наиболее зависит от окислительновосстановительных условий, что подчеркивает роль этих условий как защитной функции геосферы. Особую проблему представляют растворимые и плохо сорбируемые породами элементы, особенно те из них, которые характеризуются продолжительным периодом полураспада [The scientific…, 1995].
Проницаемость пород и механизмы, контролирующие миграцию, в частности процессы ее замедления, тесно взаимосвязаны. Они протекают в
масштабах от трещин километровой протяженности до микродеформаций
микронного уровня. На процессы миграции влияют гидравлические свойства
пород, химические свойства элементов, минералогические и геохимические
свойства материалов и пород.
Гидравлические свойства кристаллических пород, включая поровую и
трещинную проницаемость пород, отличаются сильной гетерогенностью.
Эксперименты in situ в трещиноватых породах показали, что одна трещина
может доминировать в формировании общего потока вод. Проницаемость
трещин в сантиметровом масштабе наименее изучена, особенно в связи с
процессами осаждения и соосаждения минеральных новообразований. Процессы в масштабе от сантиметров до дециметров изучаются лабораторно.
Имеются единичные трещины, изученные in situ трассерными методами.
Проблема перевода результатов измерений из одного масштаба в другой (апскейлинг) рассмотрена в работе [Brace, 1980; Gueguen et al., 1996, Шмонов и
др., 2002], некоторые аспекты обсуждаются на сайте IP FUNMING
(http://www.fanming.com). Признается очевидная потребность в гидравлических исследованиях в каждом конкретном месте. Кроме того, предполагается
изменчивость трещинной проницаемости во времени в связи с изменением
глобального климата и других внешних факторов. Неопределенности, связанные с этими процессами, являются темой исследований европейского проекта PAMINA (http://www/ip-pamina.eu/).
Миграция радионуклидов в кристаллических породах осуществляется,
в основном, путем конвективного переноса подземными водами. Связанная с
неоднородностью потока вод гидродинамическая дисперсия приводит к
сглаживанию пиков концентраций и размыванию фронтов загрязнений
[Мальковский, 2008]. Диффузионные эффекты связаны с проникновением
загрязнителей в поровое пространство пород из трещин, по которым движется основная часть потока подземных вод (матричная диффузия). Этот процесс относится к функции замедления. Сорбция на поверхности трещин –
другой замедляющий процесс. Определенные в экспериментах сорбционные
свойства пород, выраженные через коэффициент распределения (Kd) радио-
36
нуклидов между твердой и жидкой фазами, не всегда в полной мере отражают процесс сорбции в натурных условиях. Из-за этого возможность их использования для предсказания миграции радионуклидов ограничена. В настоящее время создаются гибридные модели сорбции [Falck, Nilsson, 2009].
Применительно к миграции радионуклидов в земной коре геохимические процессы в гранитах и других кристаллических породах изучены меньше, чем фильтрационные. Считается, что трещинное минеральное заполнение
 главный фактор задержки миграции радионуклидов. В целом, замедляющие
способности трещиноватых пород трудно прогнозируются количественно,
особенно на длительные периоды времени. Это вызывает необходимость качественных оценок обобщенных защитных функций, отражающих миграционные свойства геологической среды (см. табл. 1.6).
Высокая значимость защитной способности геосферы сопротивляться
переносу радионуклидов в трещинах (выполнялась экспертным методом) отражает трудно формализуемые процессы взаимодействий растворов с поверхностью трещин, выполненных жильными минералами различного состава, по всему пути фильтрации [Long-term ..., 2011]. Низкая оценка потока радионуклидов через границу буфер – порода (выполнялась экспертным методом) отражает примерную величину коэффициента утечки радионуклидов из
СИБ в геосферу [Long-term ..., 2011].
Защитные функции геосферы, связанные с проходкой и устойчивостью
горных выработок, определяются геомеханическими свойствами пород.
Процесс проходки нарушает поле напряжений в породах, что вызывает деформации, в т.ч. продолжающиеся после закрытия. Хотя проходка шахт и
тоннелей – развитая технология, в настоящее время проводится много исследований по изучению совмещенных процессов переноса тепла и флуктуаций
водного потока, связанных с изменением распределения механических напряжений в породах при проходке выработок [Falck, Nilsson, 2009].
Процессы, косвенно влияющие на геосферные защитные функции, связаны со свойствами радионуклидов, трудностями в учете гетерогенности системы и процессов в ней [Falck, Nilsson, 2009].
Термохимические свойства радионуклидов изучены удовлетворительно,
хотя обнаружились пробелы в знаниях о поведении даже обычных элементов,
таких, как селен для температур 25-150 оС, ожидаемых в бэкфиле и вмещающих породах ближнего поля.
Гетерогенные реакции, связанные с процессами миграции радионуклидов, изучены также не в полной мере. Известно, что осаждение чистых фаз,
соосаждение и сорбция в природных условиях могут протекать одновременно, что затрудняет расчеты. Для многих фаз нет природных аналогов для использования в прогнозе осаждения – соосаждения.
Коллоиды и органические комплексы пока рассматриваются как частный вопрос при моделировании миграции. Главный источник коллоидов –
бентонитовый материал буфера, из которого они могут попадать в геосферу,
коллоиды, связанные с изменением матрицы, а также частицы естественного
37
происхождения, изначально содержавшиеся в подземных водах. Предложено
много моделей для коллоидной миграции радионуклидов.
Микробиологическая активность не влияет на химические реакции, но
влияет на их скорость неоднозначным образом. Микроорганизмы могут стать
причиной нескольких вариантов реакций с разными окончаниями. Вследствие этого влияние микроорганизмов на выполнение функций безопасности
геосферой дальнего поля не ясно.
Генерация газа и процессы многофазных потоков могут происходить
как в самом хранилище, так и в его ближнем поле. В частности, коррозия железа, из которого сделаны канистры, вызывает газообразование (выделение
Н2). В качестве защитных функций геосферы могут быть определены условия
для удаления газов через породы и буфер. На газообразование влияет много
факторов. Этот процесс активно изучается и моделируется.
Взаимодействие процессов в системе хранилища происходит разными
способами. Имеются научные проекты (DECOVALEX) по комплексному
изучению геомеханических, гидравлических и геохимических процессов и их
влиянию на конструкцию хранилища.
1.3. Изучение природных аналогов геологических хранилищ РАО
Природные аналоги десятилетиями используются при разработке научных
основ геологической изоляции долгоживущих РАО. С этой целью изучаются
месторождения радиоактивных элементов и стабильных изотопов радионуклидов [Miller et al., 2000]. Для изучения конструктивных материалов хранилищ привлекаются антропогенные аналоги [Anthropogenic ..., 2005]. В последние годы осознана потенциальная ценность аналогий для убеждения заинтересованных сторон вне групп специалистов [Falck, Nilsson , 2009].
1.3.1. Аналогия с месторождениями
Размещение радионуклидов в земных недрах делает захоронение РАО схожим с созданием искусственного месторождения. Основной его особенностью должна стать скрытость — «необнаруживаемость» на поверхности, т.е.
хранилище не должно поставлять в окружающую среду заметного, а точнее
опасного для людей количества радионуклидов [Chapman, 1992]. Определить
основные принципы выбора геологических условий для размещения хранилищ помогают различные природные аналоги и, прежде всего, месторождения радиоактивных элементов [Natural…,1987; Лаверов и др., 20082].
Правомерность таких аналогий базируется на идентичности процессов
и условий массопереноса, которые действуют в земной коре на рудное вещество и тех, которые будут действовать на вещество отходов. Одни условия в
геологической среде замедляют и/или препятствуют выносу этого вещества
на поверхность, другие  способствуют процессам выноса вещества из недр
на поверхность. Геологическая среда может служить экраном, способствующим длительному сохранению сформированных месторождений. Это относится к рудам различных металлов, в т. ч. радиоактивных, к залежам нефти и
газа. В отношении последних широкое распространение получила практика
38
создания искусственных хранилищ в геологических недрах [Бухгалтер и др.,
2002]. Часто приводится пример уранового месторождения Окло в Габоне, в
пределах которого 1700 млн. лет назад в течение, по крайней мере, 0.5 млн
лет на глубине 3.5 км протекали ядерные реакции деления [Jensen, Ewing,
2001]. На момент формирования в рудах месторождения Окло содержалось
от 50 до 70 % оксида урана, доля 235U в котором была около 3 %, что соответствует степени обогащения урана в топливе современных АЭС. Специфические условия участка: качество природного урана, обилие воды и отсутствие
поглотителей нейтронов, вызвали цепную реакцию в части залежей месторождения с разогревом недр до 600 оС. Образовавшиеся радионуклиды должны
были соответствовать тем, которые образуются сейчас на АЭС. Предпринимались попытки выявить аналоговые черты между этим месторождением и
хранилищем ОЯТ. К сожалению, ядерные реакции протекали на этом месторождении так давно, что продукты деления урана распались до стабильных
элементов. Подвижные радионуклиды удалялись из области природного реактора, но древний возраст объекта не позволяет сделать какие-либо обоснованные выводы об условиях, которые вызывали эту миграцию [Brookins,
1983; Krauskopf, 1988].
Гораздо больший интерес для выявления аналоговых черт представляют так называемые скрытые месторождения радиоактивного сырья, которые
не выходят на поверхность и часто никакими признаками не обнаруживают
себя в приповерхностных отложениях и подземных водах. Именно на этих
примерах лучше всего выявлять принципы выбора сред с высокими изоляционными возможностями. Из многих аналогов, изучавшихся в связи с проблемами захоронения ВАО и ОЯТ, образец такого скрытого оруденения в чистом виде представляет месторождение Сигар Лейк (рис. 1.3.).
Месторождение находится в Канаде и залегает на глубине 430 м от поверхности в сцементированных песчаниках. Рудные тела имеют форму линз и
образовались 1.3 млрд лет назад. Рудные тела содержат исключительно высокие концентрации урана (местами >40 масс.%) и запасы, оцениваемые в
150 тыс. тонн, что сопоставимо с ожидаемым количеством ОЯТ в заполненном хранилище. На месторождении Сигар Лейк в качестве аналоговых интересны такие его характеристики, как содержание урана в рудах, общие запасы урана, глубина и форма залежей, но главное — сохранность оруденения в
течение очень продолжительной геологической истории и отсутствие поверхностных признаков радиоактивных руд, залегающих на глубине. Последнее вызывает наибольший интерес, в связи с тем, что знание природных
условий, которые смогли обеспечить практически абсолютную консервацию
урана в недрах в течение более миллиарда лет, несомненно, важно при выборе геологической среды с целью безопасного захоронения РАО.
Неподвижность урана обусловлена тем, что физико-химическая обстановка в подземных водах, циркулирующих через месторождение, неблагоприятна для миграции. Длительная сохранность такой обстановки обязана
спокойному тектоническому развитию района после образования месторождения. Аналогия хранилища с месторождением Сигар Лейк замечательна с
39
двух сторон. С одной стороны, на примере природного радионуклида (U) показано какую важную роль в обеспечении безопасности захоронения будут
играть знания о поведении искусственных радионуклидов в природных обстановках. С другой стороны, ясно, что фактор тектонической стабильности
будет в значительной степени определять устойчивость всей искусственной
геохимической системы хранилища.
Рис. 1.3. Схематический разрез месторождения Сигар-Лейк, разновидности пород,
главные тектонические нарушения (пунктир) и направление современного потока
подземных вод [Cramer et al, 1987].
Для природных месторождений металлов основным механизмом разрушения является перенос и рассеивание химических элементов и соединений подземными водами. Другой распространенный механизм разрушения
рудных месторождений — дезинтеграция и выветривание при выводе этих
залежей на поверхность. К экзотическим механизмам относятся захват рудных скоплений магматическими расплавами или рассеивание при падении
крупного метеорита. Месторождения также разрушаются при добыче полезных компонентов человеком. Сказанное о механизмах разрушения месторождений природных радиоактивных элементов будет справедливо и для хранилищ искусственных радионуклидов. Поэтому изучение гидрогеологических условий участков захоронения, наряду с тектоническими и геохимическими факторами, оценивается как одно из важнейших направлений в анали-
40
зе пригодности недр для захоронения. Размещение хранилищ должно исключать вероятность вывода хранилища на поверхность или в зону выветривания
при денудации перекрывающих пород, извержения вулканов в окрестностях
хранилища и непреднамеренное проникновение в хранилище при поиске
природных полезных ископаемых. Возможность разрушения хранилища при
вероятном падении крупного метеорита резко снижается при большой глубине его размещения.
1.3.2. Изучение процессов деградации системы изоляции на примере природных аналогов
Изучение рудных месторождений как природных аналогов хранилищ на первых порах имело главной целью продемонстрировать безопасность технологии захоронения, в том числе для широкой общественности. Позднее, природные аналоги стали привлекаться для изучения процессов, которые трудно
моделировать в лаборатории. Изучение аналогов дает возможность получить
данные о медленных процессах в очень продолжительной шкале времени,
которые никогда не будут получены иным путем [Natural…, 1987].
Особенности взаимодействия природного уранинита, как аналога ОЯТ,
с геологической средой изучались на примере оксидных урановых руд
Стрельцовского рудного поля [Лаверов и др., 20082; Laverov et al., 2009]. Изучение минерального состава руд показало, что на первичный настуран воздействовали пострудные гидротермальные растворы. В результате сформировался вторичный уран-кремниевый гель, заместивший первичный настуран
исключительно в пределах рудных тел. Специальное количественное изучение баланса, перераспределения урана показало, что значимого выноса за
пределы рудных тел не произошло. Это указывает на то, что в условиях восстановительной среды функционировал высокоэффективный геохимический
барьер против миграции урана.
Определенные результаты дало изучение природных аналогов стеклянных матриц для ВАО. Искусственные и природные аналоги алюмофосфатных
стекломатриц ВАО отсутствуют. Для боросиликатных композиций такими
аналогами служат древние стеклянные изделия и природные базальтовые
стекла. В ряде исследований изучались археологические находки. Так в Средиземном море вблизи о-ва Ембиец на глубине 56 м найдено затонувшее судно, пролежавшее на дне около 1800 лет [Verney-Carron et al., 2010;
Corrosion…, 2010]. На нем обнаружена пластина стекла, полученная в печи и
охлажденная на воздухе. Стекло имеет состав, масс.%: 70 SiO2, 20 Na2O, 5
CaO, 1.8 Al2O3, 3.2 – другие элементы. На протяжении всего времени оно
контактировало с морской водой при температуре 15 оС. Для изучения взят
блок весом в несколько кг. В нем имеются трещины, образованные во время
закалки расплава. Вблизи поверхности блока и вдоль трещин наблюдается
изменение стекла. Ширина зоны зависит от интенсивности смены воды в
контакте со стеклом. Максимальная ее мощность в 500 мкм достигается
вблизи поверхности, а вблизи трещин, удаленных от поверхности, она равна
5 мкм (рис. 1.4).
41
Вдоль широких трещин, особенно вблизи поверхности, мощность зоны
изменений стекла достигает 100 мкм. На контакте с поверхностью стекла рН
воды соответствует значениям для морской воды, а в трещинах возрастает до
9.4. Микротрещины в стекле заполнены смектитом – глинистым минералом,
состоящим из элементов, выщелоченных из стекла (Ca, Al, Si), а также элементов морской воды и осадка (Mg, Al, Fe). Основным продуктом изменения,
как и в большинстве случаев взаимодействия стекол с водой, является гидратированный слой, образующийся на поверхности блока и вдоль трещин. Приведенные данные свидетельствуют о низкой скорости преобразования стекла
в морской воде при 15 оС. Несмотря на доступ воды, мощность зоны гидратации за 1800 лет составила всего 0.5 мм. Столь низкая скорость преобразования артефактов доказывает, что и остеклованные РАО в сходных условиях не
могут стать серьезной угрозой окружающей среде.
Рис. 1.4. СЭМ-изображение поверхности (а) стекла, находившегося в морской воде, и
строение его внутренней трещины (б): 1 – неизмененное стекло, 2 – гидратированное
стекло, 3 – вторичные фазы [Corrosion…, 2010]. Метки равны 200 (а) и 10 (б) мкм.
Природными аналогами боросиликатных стекол также служат континентальные и океанические базальты [Lutz et al., 1985; Cowan, Ewing, 1989;
Crovisier et al., 2003; Grambow, 2006]. Наблюдается сходство механизмов
преобразования природных базальтов и боросиликатных стекол: воздействие
водных растворов на природные стекла сводится к замещению ионов щелочей и щелочных земель ионами водорода, гидратации стекла, его частичному
растворению и осаждению вторичных фаз [Advocat et al., 2001]. В результате
формируется слой, в котором в направлении из внутренних частей блока к
поверхности выделяются: неизмененное стекло; зона выщелачивания (диффузионного обмена) с дефицитом подвижных элементов; гелевый слой с повышенным содержанием кремнезема и водорода; внешний слой новообразованных аморфных и кристаллических фаз. Как для базальтовых, так и боросиликатных стекол со временем скорость выщелачивания уменьшается на
42
три – пять порядков. Изучение базальтовых стекол свидетельствует о низкой
скорости их растворения, что связывается с очень медленным диффузионным
механизмом массообмена через поверхностный измененный слой. Новообразованные кристаллические и аморфные фазы и толщина зоны изменения зависят от состава раствора и стекла, времени взаимодействия, температуры, а
для природных стекол — еще и от других факторов, которые часто невозможно установить.
На скорость преобразования природных стекол влияет состав вмещающих пород. В солях на поверхности стекла формируется два слоя новообразованных минералов. Внешний слой состоит из минералов солей (MgCl2, KCl,
NaCl, CaSO4) с подчиненным значением разнообразных силикатов [Wicks,
2001]. Далее расположен слой, сложенный минералами элементов, выщелоченных из стекла, с примесью элементов вмещающих солей. Образование на
поверхности стекла минералов солей и обогащение внешних слоев магнием –
особенности преобразования стекол в солях. Скорость коррозии базальтовых
стекол меняется от долей до десятков микронов за 1000 лет. Возраст базальтов составляет миллионы лет, их изучение дает информацию, которую невозможно получить с помощью лабораторных опытов [Ewing, 2001]. При
взаимодействии с водой в базальтах образуется внешняя зона палагонитизации (рис. 1.5). Границы слоя четкие, а его структура и состав непостоянны.
Начальная стадия процесса палагонитизации выражается в гидратации стекла
с последующей его кристаллизацией и образованием глинистых минералов.
Рис. 1.5. Фотография природного базальтового стекла с возрастом 4 млн лет из Исландии: V – исходное стекло, V2 – гидратированное стекло (гелевый слой), A – контактовая зона глинистых минералов, Z – цеолит шабазит [Grambow, 2006].
43
Другие исследователи рассматривают палагонитизацию как результат
растворения стекла с отложением аморфных и кристаллических фаз. Мощность палагонитового слоя, образованного за 1000 лет, составляет от 0.0003
до 50 мкм. Низкие значения характерны в случае изоляции стекла от водных
растворов. Скорости изменения в 0.001 мкм за 1000 лет отмечены для стекол
с возрастом более 1 млн лет, но прямая связь между возрастом и толщиной
слоя не установлена. Экспериментальное изучение природных базальтовых
стекол показало, что их можно рассматривать как надежный аналог для оценки свойств остеклованных радиоактивных отходов для длительных периодов
времени [Grambow, 2006]. При 25 оС скорость выщелачивания базальтовых
стекол на начальной стадии равна 4×10-3 г/м2 сутки, через 7 дней снизилась до
2×10-4 г/м2 сутки, а через год – уменьшилась до 2×10-6 г/м2 сутки.
Как и для стекол, роль изучения древних искусственных аналогов чрезвычайно важна для оценки устойчивости материалов канистр. Лабораторные
эксперименты длятся годы, в лучшем случае до 10 лет, тогда как поведение
данного элемента СИБ необходимо предсказать на 1000 лет и более. В археологии имеются хорошо документированные факты устойчивости металлов на
протяжении 650 лет (например, детали Папского дворца в Авиньоне). В случае парижской церкви (рис. 1.6) воспроизводится близкая картина с точки
зрения pH, Eh и состава раствора к условиям в геологическом хранилище.
При изучении древних артефактов в них выделены четыре области: металл;
плотный слой продуктов коррозии, в основном оксидов Fe и гидроксидов;
промежуточная область диффузии железа в цементную оболочку и цементная
кладка [Chitty et al., 2005].
Рис. 1.6. Фотография металлического объекта (а) в цементе церкви Saint-Gervais в
Париже с возрастом 350 лет и схема зоны (б) их контакта [Chitty et al., 2005].
Толщина слоя продуктов коррозии меняется от десятков микрон у молодых объектов, до нескольких мм у металлического объекта в Папском
дворце. Средняя скорость коррозии оценивается величиной менее 8 мкм/год.
Она зависит от состава цемента в контакте с металлом и рН воды и может
различаться в разы. Археологические находки добавляют надежности при
оценке поведения канистр РАО в лаборатории. Они позволяют получить до-
44
полнительную информацию об общей скорости разрушений и проявлении в
них дырочной коррозии.
По данным изучения археологических находок скорость разрушения
материалов на основе железа оценена величиной от 2 до 20 мм за 10 000 лет
[Yoshikawa et al., 2008]. При этом необходимо учитывать, что материалы
канистр РАО имеют, как правило, несколько иной состав. Так нержавеющая
сталь, сплавы на основе никеля и титана изобретены сравнительно недавно и
не имеют полной аналогии с изделиями из прошлого (рис. 1.7).
Результаты изучения природных аналогов периодически суммируются
в обзорах, например МАГАТЭ [Use of Natural ..., 1999]. Природные аналоги
предоставляют данные для прогноза поведения системы геологической изоляции ОЯТ и ВАО, но не являются исчерпывающими, поскольку не учитывают других факторов. К ним, в первую очередь, относятся свойства и химический состав РАО, конкретные материалы и технология строительства подземных сооружений, геологические условия реализации проектов.
Рис. 1.7. Скорость коррозии стали в воде в анаэробных условиях на контакте с
бентонитом, данные опытов и изучения природных аналогов: 1 – лабораторные
данные, 2 – консервативная оценка в 0.01 мм/г, 3 – ожидаемая коррозия в 31.8 мм за
1000 лет, 4 – коррозия в условиях низких значений парциального давления кислорода
(0.001 мм/г), 5 – диапазон значений, 6 – искусственные аналоги. Реалистичные
значения скорости коррозии равны 2–20 мм за 10 000 лет. По [Feron, Macdonald,
2006; Yoshikawa et al., 2008].
45
1.4. Выбор места для хранилища
1.4.1. Общие положения
Геологические условия, способные служить барьером на пути радионуклидов
в биосферу, повышают изолирующие возможности всей системы защиты
хранилища. К ним относятся: низкая водопроводимость вмещающих пород,
отсутствие крупных трещин, высокая сорбционная способность пород и другие. Очевидно также, что геологической среде присущи и другие условия,
которые могут стать причиной разрушения отдельных барьеров или всей системы. Даже самая совершенная система инженерной защиты может оказаться
подверженной внешним воздействиям вмещающей среды. К ним относятся
вулканические извержения, сейсмические толчки и другие явления.
Двоякая роль геологической среды в обеспечении безопасности диктует необходимость подбора таких условий в месте захоронения, которые определяют пригодность геологической среды в отношении обеих ролей. Более
того, геологические факторы — это не все обстоятельства, которые определяют выбор места размещения хранилища. Такое решение выносится с учетом экономических, правовых, социально-политических и других факторов.
Еще в 1970–е годы были разработаны процедуры принятия решений о
выборе месте размещения хранилища отходов [Site selection…, 1977], а в последующие годы они совершенствовались [Siting ..., 1990]. Множество
управленческих факторов, которые следует принимать во внимание, а также
ограничения, накладываемые со стороны геологической среды, говорят о
том, что идеальный выбор места вряд ли возможен, а в сегодняшней реальности, когда в большинстве стран с местом для первого хранилища уже определились, такой выбор  это уже упущенная возможность [Falck, Nilsson, 2009].
В России требования к месту будущего хранилища официально закреплены в 2004 г. [НП-055-14]. Анализ мировой практики принятия решений показал, что геологическая среда размещения играет важную, но не всегда определяющую роль [Кочкин, 2005].
1.4.2. Критерии пригодности геологической среды
При выборе геологической среды для изоляции РАО решаются две главные
задачи, связанные с обеспечением безопасности хранилища: максимальное
использование в системе безопасности защитных свойств геологической среды и выявление негативных геологических факторов, потенциально опасных
для функционирования системы обеспечения безопасности будущего хранилища РАО, с целью минимизации их влияния.
Решение этих задач определяет процедуру выбора геологической среды
для сооружения хранилища в соответствии с определенными нормативными
требованиями.
Для установления соответствия геологической среды требованиям, необходимым для обеспечения безопасной изоляции РАО, разработаны специальные геологические критерии. Критерии, используемые на этапе выбора
места, обычно качественные и основываются на предпочтительности для за-
46
хоронения сред с определенным составом и состоянием. Качественный уровень определения граничных значений приемлемости обусловлен, с одной
стороны, общим характером информации, доступной на этом этапе работ,
особенно на начальных обзорных стадиях, а с другой – целесообразностью
отказа от жестких количественных критериев, которые могут затруднить
процесс такого выбора.
Совокупность геологических критериев при выборе полигонов для
окончательной изоляции РАО утверждена в нормативных документах РФ
[НП-055-14]. Так, согласно указанному документу не допускается размещение глубоких геологических хранилищ в районах с активными движениями
земной коры, высокой сейсмической и вулканической активностью, в районах интенсивной разработки полезных ископаемых, в том числе в границах
расположения карьеров, шахтных полей, санитарно-защитных зон водозаборов подземных вод, в пределах горных отводов месторождений полезных ископаемых.
Площадка для размещения глубокого хранилища должна выбираться с
учетом следующих требований:
 вмещающие породы должны быть представлены одним из потенциально пригодных типов (кристаллические породы: граниты, гнейсы, туфы
предпочтительно основного и ультраосновного состава; каменная соль, ангидрит; глины). Породы должны иметь достаточный объем, залегать на приемлемой глубине, обладать благоприятными физико-механическими свойствами, однородной структурой и низкой трещиноватостью;
 район площадки не должен испытывать интенсивные тектонические
движения;
 горизонт пород, вмещающий хранилище, не должен содержать линзы
рассолов, пласты проницаемых пород;
 толща вмещающих горных пород не должна содержать водоносных
горизонтов, линз подземных вод или трещиноватых зон, по которым возможны водопритоки в горные выработки хранилища и их затопление.
При наличии альтернативных вариантов площадок для размещения
хранилищ глубокого заложения, отвечающих перечисленным требованиям,
предпочтение следует отдавать тем, условия которых удовлетворяют одному
или нескольким дополнительным требованиям:
 подземные воды имеют восстановительный характер, слабощелочную
реакцию и низкую минерализацию;
 активные разломы в пределах площадки отсутствуют;
 район расположения хранилища характеризуется пониженным тепловым потоком;
 выше предполагаемой глубины заложения подземных сооружений
хранилища располагаются непригодные для водоснабжения водоносные горизонты и водоупоры;
47
 отсутствуют каналы гидравлической связи предполагаемого уровня
размещения хранилища с дневной поверхностью свыше и нижележащими
водоносными горизонтами, включая непригодные для водоснабжения.
Перечисленные требования многочисленны и касаются свойств горных
пород, подземных вод, геологических, тектонических и гидрогеологических
условий, а также факторов внешних воздействий. При этом они имеют разную значимость в обеспечении безопасности. Некоторые требования обязательны для выполнения как, например, наличие пригодных пород. Другие
требования, прежде всего, касающиеся факторов внешнего воздействия, необходимо тщательно оценивать из-за большой опасности возможных последствий их проявления (вероятность сейсмической и вулканической активности
и др.). Соблюдение третьих требований всего лишь желательно и поэтому
они носят рекомендательный характер, например, наличие региональных водоупоров.
1.4.3. Сравнение потенциально пригодных пород
Наличие потенциально пригодной породы – это важнейшее требование к
среде захоронения. Пригодные для размещения ВАО горные породы должны
обладать таким комплексом фильтрационных, геохимических и сорбционных
свойств, чтобы воспрепятствовать миграции радионуклидов в биосферу. Они
также должны отвечать определенным инженерно-геологическим требованиям. Совокупность теплофизических свойств должна придавать породе способность хорошо проводить тепло и противостоять напряжениям, возникающим под воздействием высоких тепловых потоков. По физико-механическим
свойствам они должны поддаваться проходке горным способом с применением имеющихся технологий и при этом быть достаточно прочными, чтобы
поддерживать горные выработки до полной загрузки хранилища, сохранять
устойчивость подземного сооружения в долгосрочной перспективе. Тела горных пород должны иметь размеры, достаточные для размещения хранилища
требуемого объема и залегать на глубине, приемлемой для строительства и
недоступной для поверхностных процессов. Кроме того такие породы сами
по себе не должны быть ценным полезным ископаемым.
Ни одна из пород не обладает всеми перечисленными свойствами одновременно, поэтому «пригодная порода» – это всегда компромисс, что необходимо учитывать в процедуре выбора места. Признано, что в той или
иной мере потенциально пригодны породы трех групп: 1) разнообразные
магматические и метаморфические кристаллические породы (граниты, базальты, туфы, гнейсы); 2) эвапориты (каменная соль, ангидрит) и 3) глины.
Эти группы пород принципиально отличаются друг от друга по физикомеханическим свойствам (прочные или пластичные) и/или по их поведению в
воде (растворимые или нерастворимые).
Каменная соль (галит) давно привлекла внимание своей водонепроницаемостью и практически полным отсутствием воды [Pierce, Rich, 1962; Site..,
1977]. Соли устойчивы в природных условиях. Они имеют высокую растворимость в воде, но, тем не менее, находятся в своем естественном залегании в
48
течение миллионов лет. Скорость миграции радионуклидов через соль будет
очень мала в почти любых представимых ситуациях. В условиях высокой
стабильности хранилища миграция радионуклидов в чистом галите не превысит по имеющимся оценкам нескольких десятков метров за очень продолжительные периоды времени [Herrmann, Knipping, 1993]. Температурная проводимость соли выше, чем у кристаллических пород, а поэтому меньше ее тепловой разогрев. Каменная соль обладает пластичностью и способностью залечивать трещины. К недостаткам относится низкая сорбционная емкость
соли в отношении всех радионуклидов. Однако наиболее значительные недостатки соли касаются ее невысоких инженерно-геологических свойств, изза которых возникают проблемы долгосрочной устойчивости СИБ.
Глины привлекательны для целей захоронения из-за низкой гидравлической проницаемости, высокой сорбционной способности и способности
залечивать трещины [Site selection..., 1977]. Однако они обладают низкой теплопроводностью и, что особенно важно, теряют свои сорбционные свойства
при нагреве выше 100 оС. Наиболее важны при захоронении отходов гидрогеологические аспекты глинистых пород. На их изучение сделан основной
упор при реализации соответствующих проектов [Project…, 2002; Румынин и
др., 2003; Delay, 2010].
Кристаллические породы (граниты, гнейсы, базальты, туфы, другие
разновидности изверженных и метаморфических пород) положительно оцениваются благодаря высокой механической прочности и хорошей теплопроводности, однако для захоронения могут использоваться только малотрещиноватые блоки таких пород, обладающие относительно низкой водопроницаемостью. Разновидности кристаллических пород сильно различаются по
фильтрационным, сорбционным, теплофизическим свойствам, что требует
большого количества исследований, прежде чем рекомендовать такую породу под локализацию хранилища [Site…, 1977]. Считается, что основной проблемой кристаллических пород в связи с захоронением РАО является проблема моделирования водного потока в сложно построенной трещиннопоровой среде [The scientific…, 1995].
Потенциально пригодной средой для геологической изоляции РАО могут служить кристаллические породы зон затрудненного водообмена. Многие
страны выбрали такую геологическую среду для размещения ВАО и ОЯТ.
Геологические условия в России таковы, что именно эта среда присуща районам производства и хранения РАО, которые рассматривались как перспективные участки для размещения геологических хранилищ [Лаверов и др.,
2000; Гупало, 2004]. Исследования по выбору участков для захоронения ВАО
ведутся более 20 лет, в том числе в районе ФГУП ФЯО «ГХК»,
г. Железногорск Красноярского края и в Челябинской области в районе
ФГУП «ПО «Маяк», г. Озерск.
Размещение хранилища РАО среди слабо трещиноватых кристаллических пород, залегающих в зоне затрудненного водообмена на территории со
спокойной тектонической обстановкой может дать гарантию длительной изоляции радионуклидов в геологической среде. Но это мнение требует количе-
49
ственного обоснования для условий реальной площадки. В связи с этим, при
выборе полигона для захоронения РАО в кристаллических породах оценка
фактора трещиноватости геологической среды особо важна.
1.4.4. Методология выбора участка геологической среды для создания подземных хранилищ
Совместить требования к трещиноватости пород, свойствам подземных вод и
к другим параметрам, по которым оценивается пригодность геологической
среды на конкретной площадке, можно при условии достижения определенных компромиссов. Для этого разработаны различные методологические
подходы к выбору среды и места, которые учитывают геологические, экономические, правовые и социально-политические факторы. Методология выбора должна согласовывать интересы атомной индустрии (безаварийность и
экономическая эффективность) и населения (безопасность и согласие) [Disposition ..., 2001; The scientific …, 1995]. Известны три возможных способа
обеспечения компромисса при решении вопроса о пригодности геологической среды:
1) выделение в пределах исходной территории районов, совокупность
геологических условий в которых однозначно оценивается всеми экспертами
как перспективная или потенциально пригодная для использования в целях
окончательной изоляции РАО;
2) выделение районов, в которых пригодная совокупность геологических условий определяется путем последовательного применения критериев
для оценки отдельных условий и постепенного сокращения площади исходной территории;
3) выделение районов на основе формализованного опроса экспертовгеологов, суждения которых позволяют дать комплексную количественную
оценку (рейтинг) разным совокупностям условий, распространенным на исходной территории.
Первый подход реализован в случаях размещения хранилищ в массивах
каменной соли [Pierce, Rich, 1962] или в «водоненасыщенной зоне» туфов
[Winograd, 1972]. В этих ситуациях осуществляется районирование территорий на основе выделения типичных геологических обстановок, перспективных для реализации проектов окончательной изоляции РАО. Второй подход
был неоднократно использован во многих странах, в том числе в России [Исследования ..., 1999; Disposition... 2001]. Процедура выбора места при таком
подходе разделяется на серию последовательных этапов, имеющих конечную
цель максимально сократить исходную территорию до нескольких альтернативных участков, в пределах которых все необходимые условия отвечают
заданным требованиям. Эти два концептуальных подхода позволяют отбраковать заведомо непригодные области, но в них не предусмотрена возможность сравнения потенциально благоприятных районов между собой и распределения перспективных районов по степени их относительной пригодности и выделения среди них наиболее приемлемых.
50
Третий подход [Морозов и др., 1992; Кочкин, 1996] опирается на формализованный опрос экспертов, суждения которых относительно каждого из
геологических условий позволяют дать комплексную количественную оценку
разным совокупностям условий, провести сравнительное районирование заданной территории и установить наиболее перспективный район (районы) на
основе ранжирования территорий по этой оценке.
Перечисленные подходы имеют свои достоинства и недостатки. Каждый подход решает вопрос о потенциальной пригодности места, но ни один
не дает однозначного ответа на вопрос о безопасности будущего хранилища.
Для ответа на него необходимо достигнуть такой полноты и детальности изучения, при которой станет возможна оценка безопасности будущего хранилища на основе радиологических критериев безопасности с использованием
миграционных моделей [Лаверов и др., 20101]. По мере укрупнения масштаба
работ по выбору места меняется состав и значимость критериев оценки пригодности геологической среды. На обзорных этапах отбраковываются территории, которым присущи основные факторы внешних рисков, и отбираются
районы, максимально удовлетворяющие требованиям, утвержденным в нормативных документах к вмещающим породам (геологическим формациям),
гидрогеологическим условиям, тектонической обстановке и др. факторам.
Чем детальнее масштаб работ при выборе места в кристаллических
формациях, тем все более решающими становятся два взаимосвязанных критерия: минимальная трещиноватость пород и подходящий размер блока. Относительно монолитный блок пород, который рекомендуется для проведения
дальнейших более детальных исследований, должен иметь размер, достаточный для размещения в нем инфраструктуры подземного хранилища. Наконец,
на заключительном этапе критерием для утверждения площадки под строительство хранилища (или предшествующей ему ПИЛ) должен стать положительный результат по предварительной оценке безопасности.
1.4.5. Обоснование выбора участка Енисейский
Исследования в пределах Южно-Енисейского кряжа Красноярского края с
целью выбора площадки хранилища ВАО проводились с начала 1990-х годов.
В 1992-2001 гг. выполнены региональные исследования на площади свыше
22 000 км2 [Поляков и др., 20131; Гупало, 2004; Андерсон и др., 2006; Материалы ..., 2015]. Она охватывала древнейшие гнейсовые толщи, породы Таракского гранитного массива, гранитоиды Белогорского и Нижнеканского
массивов. Сравнительная оценка площадей проводилась по специальному
перечню критериев, в который вошли не только геолого-структурные параметры (близость глубинных разломов, повышенная трещиноватость и анизотропия породных блоков), но также и административное положение, особенности социальной структуры, расстояние до ГХК и другие [Андерсон и др.,
19991, Андерсон и др., 19992].
По комплексу этих критериев сначала из 20, а затем из 8 участков были
отобраны два наиболее перспективных участка: первый — Верхнеитатский,
второй — Енисейский. В 1995-1999 гг. проведены комплексные исследования
51
на участке Верхнеитатский (рис. 1.8). Он включал две площадки: Итатский и
Каменный [Кудрявцев и др., 2008]. Принятая в 2002 г. «Декларация о намерениях на строительство подземной лаборатории в районе Нижнеканского массива» рассматривала Верхнеитатский участок в качестве основного района,
Енисейский  альтернативного. В 2002-2005 гг. комплексные геофизические
исследования были сконцентрированы на участке Енисейский. Эти работы
проводились поэтапно, с последовательным сокращением площади и повышением плотности расположения точек исследований  сначала на площади
70 км2, затем более детально на площади 25 км2 [Материалы ..., 2015].
Рис. 1.8. Перспективные участки, выделенные в 1998-2002 гг. [Материалы ..., 2015].
1, 2 – гнейсовый комплекс архейского (AR) и протерозойского (РR) возраста; 3 – ортоклазовые граниты архея (АR); 4 – гранитоиды Нижнеканского интрузивного комплекса (γR); 5, 6 – осадочные породы девонского (D) и юрского (J) возраста; 7 – четвертичные (Q) осадочные образования; 8 – тектонические нарушения; 9 – наиболее
перспективные участки (1 – Южный, 2 – Верхнеитатский, 3 – Нижнеитатский, 4 –
Тельский, 5 – Енисейский, 6 – Каменный, 7 – Итатский); 10 – площади работ.
52
Оба участка признаны пригодными, включая их размеры. Верхнеитатский участок сложен гранитоидами. В интервале 100–700 м породы крепкие,
слаботрещиноватые, за исключением интервала 380–480 м. Участок Енисейский сложен гранито-гнейсами. Ниже глубины 300 м породы крепкие, слаботрещиноватые [Поляков и др., 20131]. Породы участка Енисейский более неоднородны по строению, чем породы в пределах участков Итатский и Каменный. Это обусловлено частой перемежаемостью плагиогнейсов, их гранитизированных разностей и дайково-жильных образований. В породах участка
Енисейский широко представлены околотрещинные низкотемпературные
метасоматические преобразования, хотя по интенсивности они уступают аналогичным образованиям в разрезах участков Итатский и Каменный [Петров
и др., 2015]. Оба эти участка пригодны по гидрогеологическим характеристикам. Ниже глубины 400 м коэффициенты фильтрации менее 10-3 м в сутки.
Решающую роль в выборе Енисейского участка сыграла его близость к инфраструктуре ГХК (4 км против 24 км у участков Итатский и Каменный) и
расположение в пределах ЗАТО Железногорска [Кудрявцев и др., 2008.; Поляков и др., 20131].
На участке Енисейский осуществлены комплексные геофизические
изыскания (магниторазведка, электроразведка, гравиразведка и сейсмические исследования), а также геологоразведочные работы с бурением и
полным отбором керна трех картировочных скважин по 100 м и одной структурной скважины глубиной 600 м. Проведено лабораторное изучение горных
пород и подземных вод. По результатам всех этих исследований на участке
Енисейский была выделена площадка размером 2.0x2.5 км на расстоянии
около 4.5 км от Енисея и 6 км от промышленной части города Железногорска. Размеры площадки достаточны для размещения всех подземных и
наземных сооружений потенциального хранилища [Кудрявцев и др., 2008;
Гупало, 2004; Лобанов и др., 2011].
Выбранная площадка находится в центральной части относительно однородного в геологическом отношении блока (Байкало-Шумихинская площадь). Наиболее крупные «Тельский» и «Шумихинский» разломы этот блок
не затрагивают [Материалы ..., 2015]. Данный район характеризуется слабой
тектонической активностью. Активные разломы в пределах площадки отсутствуют. За последние 5 млн лет скорость вертикального поднятия земной поверхности не превышает одного метра за 10 тыс. лет. На уточненной карте
ОСР-97D его сейсмическая активность оценивается в 7 баллов по шкале
MSK-64. Вмещающие породы представлены кристаллическими метаморфическими породами, преимущественно биотит-плагиоклазовыми гнейсами,
они имеют благоприятные физико-механические свойства, однородную
структуру и низкую трещиноватость.
Возраст пород на участке потенциального размещения подземных сооружений объекта более 1800 млн лет. Возраст подземных вод на глубинах
более 200 м около 7 тыс. лет. Подземные воды имеют восстановительный характер, слабощелочную реакцию и низкую минерализацию. Питание подзем-
53
ных вод инфильтрационное при общем для участка нисходящем направлении
потока, отсутствуют крупные каналы гидравлической связи уровня хранилища с приповерхностными водоносными горизонтами [Кудрявцев и др., 2008;
Гупало, 2004; Лобанов и др., 2011]. Характеристики выделенной площадки на
участке Енисейский соответствовали основным нормативным критериям
(НП-055-04, см. раздел 1.4.2), хотя и не так однозначно, как утверждалось. На
ней было рекомендовано выполнить детальные инженерно-геологические
изыскания с глубинным бурением. В 2008–2011 гг. проводились комплексные геофизические исследования на поверхности, а также горногеологические и гидрогеологические, в том числе опытно-фильтрационные,
исследования массива горных пород до глубины 700 м. С этой целью было
пробурено 14 глубоких геологоразведочных скважин (10 глубиной 600–700 м
и 4 по 200 м) с полным отбором керна [Поляков и др., 20131].
Установлено, что гнейсовая толща вмещающего массива представляет
собой серию пологозалегающих горизонтов. Гнейсы характеризуются как
породы категории от средней до высокой прочности. Крутопадающие (под
углами 65–70 ) дайковые тела по физико-механическим характеристикам не
уступают породам массива и делят вмещающую толщу на отдельные блоки.
Расстояния между дайками от 10–30 м до 100–150 м. Трещиноватость связана
с долгоживущими крутопадающими тектоническими нарушениями древнего
заложения. Трещины выполнены карбонатным, полевошпатовым, или кварцевым материалом. В них имеются локальные зоны выщелачивания. Мелкие
трещины не имеют сквозного системного характера. Коэффициенты фильтрации в диапазоне 360–650 м характеризуются низкими значениями (до
6×10-4 м/сут), типичными для водоупорных пород [Лобанов и др., 2010; Лобанов и др., 2011]. Результаты исследований показали пригодность площадки
для сооружения ПИЛ и в будущем хранилища отходов [Материалы ..., 2015].
1.5. Подземные исследовательские лаборатории
1.5.1. Общие положения
Огромный опыт, накопленный международным сообществом по исследованиям в подземных исследовательских лабораториях (ПИЛ), обобщен экспертами Агентства по Ядерной Энергетике [Underground ..., 2013]. В этой работе
дан список WEB-сайтов ПИЛ и их операторов. Имеются и другие обзорные
работы, например [Blechschmidt, Vomvoris, 2010]. Международный опыт работ в ПИЛ регулярно обновляется на сайте МАГАТЭ: www.iaea.org/
OurWork/ST/NE/NEFW/WTS-Networks/URF/urffiles/URF-Brochure.pdf.
Подземные исследовательские лаборатории в англоязычной литературе
называют «underground research laboratory» или «underground rock
laboratories» с одинаковой аббревиатурой (URL) [Blechschmidt, Vomvoris,
2010]. ПИЛ предоставляют возможность сравнить и дополнить результаты,
полученные как в классических лабораториях, где временная шкала мала, так
и при изучении природных аналогов, где пространственная и временная шкалы гораздо обширнее (табл. 1.7).
54
ПИЛ играют важную роль в реализации проектов геологического захоронения ВАО и ОЯТ. Они предоставляют реальные условия для научных
оценок потенциальной среды размещения, испытания выбранных материалов
СИБ и демонстрации технических решений. Только ПИЛ могут дать надежные данные, полученные in situ, в таких областях как геологическая информация в масштабе хранилища, конструкционная и операционная осуществимость проекта, операционная безопасность. ПИЛ обеспечивают возможность
участия в проекте представителей широкого научного сообщества и повышают доверие к технологии среди заинтересованных технических и общественных организаций и лиц. Использование ПИЛ как ценной площадки взаимодействия оператора с публикой и организациями, принимающими решения, – это важнейшая не техническая задача.
Таблица 1.7. Взаимосвязь лабораторных исследований, экспериментов in situ в ПИЛ
и данных о природных аналогах ([Blechschmidt, Vomvoris, 2010] с дополнениями).
Метод
Эксперименты в «классической» лаборатории
Подземные исследовательские лаборатории
(эксперименты in situ)
Природные аналоги
Характеристики
Хорошо определенные граничные
условия, нереалистичная среда
Определенные, но сложные граничные условия, реалистичная среда,
соответствующая хранилищу
Граничные условия менее определенные, реалистичная среда
Продолжительность
наблюдений
От недель до лет
От нескольких лет до
десятилетий
До миллионов лет
С деятельностью в ПИЛ связаны следующие важные понятия:
- характеристика (места или среды-аналога)  исследование базовых
свойств геологической среды in situ;
- демонстрация  представление изоляционных возможностей элементов СИБ;
- тестирование  экспериментальная оценка свойств элементов СИБ
in situ;
- технология создания  разработка оборудования и методов по всем
видам экспериментальной и операционной деятельности [Underground ...,
2013].
Имеется два крайних подхода к созданию ПИЛ, хотя в реальности они
сочетаются. Подход «сверху-вниз» (top-down) начинается с систематической
оценки потребностей, которые могла бы (должна) удовлетворить ПИЛ в контексте проекта захоронения, а затем выполняется обоснование специальных
экспериментов под эти потребности. Подход «снизу-вверх» (bottom-up) начинается с оценки возможных экспериментов, которые могут быть выполнены в
ПИЛ, и уже затем выстраивается деятельность, которая могла бы обеспечить
потребности проекта. С научной и технической точки зрения первый подход
представляется более предпочтительным, но роль ПИЛ шире технической и
55
есть еще потребности в тренинге персонала, строительных ноу-хау и др. Второй подход более целесообразен на ранних стадиях развития программы геологической изоляции захоронения [Blechschmidt, Vomvoris, 2010].
1.5.2. Типы и примеры ПИЛ в кристаллических породах
Известно несколько способов деления ПИЛ по типам, но самые распространенные категории – это выделение общих и специальных ПИЛ. ПИЛ общего
типа не планируются для захоронения РАО. Они устраиваются в уже существующих выработках или в создаваемых специально для них (табл. 1.8).
Таблица 1.8. ПИЛ в кристаллических породах [Underground ..., 2013].
Название
Порода
Страна
Годы деятельности
ПИЛ «общие, в существовавших выработках»
Kamaishi Mine
граниты
Япония
1988–1 998
Stripa Mine
граниты
Швеция
1976–1992
Grimsel Test Site (GTS)
граниты
Швейцария
с 1984–по наст. время
Olkiluoto Research Tunnel
граниты
Финляндия
с 1992–по наст. время
Climax
граниты
США, Колорадо
1978–1983
Fanay-Augères
граниты (ураФранция
1980–1990
новая шахта)
ПИЛ «общие, в специально сооруженных выработках»
AECL URL
гранит
Канада Монитоба
1984–2006 (2010)
Mizunami URL (MIU)
гранит
Япония
с 2004–по наст. время
Äspö Hard Rock Laboratory гранит
Швеция
с 1995–по наст. время
Busted Butte
туф
США, Невада,
с 1998–по наст. время
Юкка Маунтин.
Korea Underground Reгранит
Корея
с 2006–по наст. время
search Tunnel (KURT)
ПИЛ «специальные, на месте возможного хранилища»
ONKALO
гранит (тонаФинляндия
с 2004 (лицензия на
лит)
строительство хранилища к 2012)
Exploratory Studies Facility туф
США, Невада,
1996–2009
(ESF)
Юкка Маунтин
В России исследования базовых свойств геологической среды in situ
проводятся в горных выработках урановых месторождений Стрельцовского
рудного поля [Лаверов и др., 20082; Laverov et al., 2009], а деятельность по
разработке оборудования и экспериментальных методов осуществляется в
подземных выработках ГХК [Гупало, 2004]. ПИЛ общего типа наиболее полезны на самых ранних стадиях реализации программ геологического захоронения радиоактивных отходов.
Специальные ПИЛ сооружаются на месте потенциального размещения
отходов как предшественник или начальная стадия хранилища. Сооружение
специальной ПИЛ на месте будущего хранилища возможно, если место при-
56
знано потенциально пригодным. ПИЛ может быть как рядом, так и внутри
площадки хранилища. В кристаллических породах специальные ПИЛ немногочисленны (табл. 1.9).
Роль общих и специальных ПИЛ в реализации технологии захоронения
отличается (см. табл. 1.9). Общие ПИЛ ориентированы на разработку и тестирование технологий и методов, на сбор общих данных по безопасности.
Задачи, решаемые в специальных ПИЛ, конкретны, привязаны к месту и
проекту. Общими целями всех ПИЛ является повышение доверия к проекту
на разных этапах процесса принятия решений и стратегического планирования и создание условий для международного сотрудничества.
Таблица 1.9. Роль общих и специальных ПИЛ (по [Underground ..., 2013]).
Общие
Создание и тестирование технологий и методов
Понимание процессов и сбор данных для ОБ
Проверка концепции и демонстрация
Укрепление доверия и развитие сотрудничества
Специальные
Оценка места и подтверждение
Сбор конкретных данных
Демонстрация технологии и методов
Тестирование окончательного проекта, а также других операционных аспектов
Укрепление доверия
Общие ПИЛ создавались по разным причинам (рис. 1.9). Перед ранними проектами ставилась задача подтверждения исходных концепций проектирования и изучения специальных реакций ближнего поля. Например, проект Стрипа в Швеции дал обширную гидрогеологическую информацию о
гранитных породах и послужил развитию технологий измерения термодинамических, геофизических и геохимических свойств этих гранитов. Позднее
ПИЛ создавались для испытания и подтверждения технологий, которые могли бы уменьшить стоимость или упростить проект без снижения безопасности, как например, Äspö в Швеции. Интересно, что из-за высокой плотности
трещин эта ПИЛ размещалась в худших условиях, чем предполагаемое будущее хранилище [Underground ..., 2013].
В специальных ПИЛ продолжаются программы по характеристике уже
выбранного места для продолжения сбора информации путем тестирования
пород in situ. В программе таких исследований критически важно минимизировать ущерб геологическим барьерам и избежать проходки многочисленных
глубоких скважин. Это означает рекомендацию осуществлять исследовательское бурение не с поверхности, а на горизонте размещения из выработок
ПИЛ [Underground ..., 2013]. Поскольку ПИЛ на участке Енисейский относится к специальным, в кристаллических породах, то далее речь пойдет преимущественно о них.
57
Рис. 1.9. ПИЛ общего типа Аспе (Äspö) в выработках в гранитах на глубине 450 м.
1986 — изыскания, 1988 — выбор места, 1990–1995 — строительство, 1995 — начало
научной программы [Blechschmidt, Vomvoris, 2010].
1.5.3. Планирование работ в специальных ПИЛ в течение поэтапного создания хранилища
Исследования в ПИЛ создают основу для доказательства безопасности в связи с техническими аспектами проекта, так и в отношении геологических, гидрогеологических, геохимических и других характеристик места. При планировании работ возможны варианты в сроках, типе и международной кооперации. Приходится также учитывать рекомендации нормативных документов.
Существует информация, которую невозможно получить иным способом,
например, для моделирования транспорта радионуклидов с целью оценки
безопасности и надежности инженерных элементов. При проектировании
специальных ПИЛ рекомендуется учитывать следующие факторы:
1) Выбор места для сооружения специальной ПИЛ означает, что оно
же  одновременно и будущее место для геологического хранилища.
2) Программа ПИЛ должна минимизировать нарушения геосферы, что
требует строгого контроля качества процедур. Проникающие методы (прежде
всего бурение с поверхности) могут быть не разрешены.
3) Научную программу следует проектировать так, чтобы ее результаты вели к последовательной минимизации неопределенностей в сравнении с
результатами поверхностных изысканий, и, кроме того, чтобы приобрести
58
конкретные данные для детального проекта и процедуры оценки безопасности при лицензировании хранилища.
4) Специальная ПИЛ должна позволить демонстрацию инженерных
решений хранилища и проводить оптимизацию технологии изоляции [Underground ..., 2013].
Из пункта (1) следует, что деятельность в специальной ПИЛ должна
учитывать геометрические различия ПИЛ и будущего хранилища и временные сроки их реализации. Эти различия могут ограничить масштабы тестирования по времени и в пространстве в сравнении с требуемым для обоснования долговременной безопасности. Например, объем изученных пород, возможно, окажется не представительным по составу. Практически невозможно
определить свойства пород в деталях по всему объему будущего хранилища.
Это приведет к необходимости экстраполяции соответствующих параметров
при моделировании рассеивания радионуклидов в геологической среде.
Из пункта (2) следует, что деятельность в специальной ПИЛ имеет ряд
ограничений, связанных с возможным ущербом будущему сооружению и
вмещающей среде, который повлечет за собой общее снижение безопасности.
Проходка выработок ПИЛ может значительно и надолго изменить гидрогеологические условия во вмещающей геологической среде. Поэтому до начала
проходки выработок необходимо определить базовые гидрогеологические
условия (гидравлические напоры, геохимические условия и другие). Нужно
собрать достаточно данных для создания гидрогеологической модели из
фильтрационных тестов и других источников. Возможно, потребуются и другие эксперименты в ненарушенной среде [Underground ..., 2013].
С началом строительства ПИЛ начнет поступать информация, которая
будет важна для оценки влияния проходки на исходную ненарушенную среду. Для этого, как только начинается проходка, в выработках проводится мониторинг и, если нужно, размещается соответствующее оборудование. Чтобы
избежать задержек, эти виды работ увязываются в графики последовательности исполнения.
Общие рекомендации при строительстве специальной ПИЛ в кристаллических породах приведены на примере ПИЛ ОНКАЛО [Blechschmidt,
Vomvoris, 2010], условия размещения которой ближе всего к ПИЛ на участке
Енисейский. Фундаментальное требование – специальная ПИЛ должна быть
построена без ущерба для долговременной безопасности [ONKALO ...,
20031]. То же относится к выполнению экспериментов. Горизонт размещения
лаборатории должен соответствовать уровню размещения отходов, а также
должен быть обеспечен доступ в нее посетителей. В исследованиях при
строительстве ПИЛ ОНКАЛО выделено несколько стадий [ONKALO ...,
20032]:
Первая стадия. Поверхностные исследования до начала проходки для
установления базовых условий.
Вторая стадия. Исследования при проходке вертикальных и горизонтальных выработок, которые сопровождаются исследованиями на поверхности. Результатом будет мониторинг ответа геосферы на строительную дея-
59
тельность, исправление характеристик целевого объема пород и детализация
проекта.
Третья стадия. Завершение строительства на целевой глубине вместе с
выполнением подземных исследований, включая специальные тесты по технологии и экспериментам, относящимся к долговременной безопасности
мультибарьерной системы.
Четвертая стадия. Строительство хранилища. Продолжение подземных исследований в процессе проходческой деятельности, особенно при проходке тоннелей.
1.5.4. Опыт, приобретенный в зарубежных ПИЛ
Работы в соляной шахте Ассе (Германия) – первой общей ПИЛ – начались в
1965 г. Первая общая ПИЛ в специальной выработке была создана в Канаде в
1984 г. Первая специальная ПИЛ оборудована в Германии в железорудной
шахте Конрад в 1980 г. Накоплен большой опыт деятельности в ПИЛ разных
типов. Специальная ПИЛ ОНКАЛО, Финляндия (рис. 1.10, 1.11) в породах,
сходных с породами на участке Енисейский, создана в 2003 г. для изучения
гранитного фундамента и условий в подземных водах на площадке у Олкилуото. Хотя ее строительство планировалось закончить лишь в 2014 г., но исследования начались сразу же с началом проходки [Underground ..., 2013].
Виды и число работ, выполняемых в ПИЛ возрастает со временем. Поскольку на старте таких исследований 40 лет назад технологии изоляции РАО
в геологических хранилищах были недостаточно развиты, то приоритетными
были проекты по разработке оборудования и тестовых методик, а также сбор
фундаментальных геологических данных.
В настоящее время исследования в ПИЛ направлены на более интегрированные и более сложные проекты, среди них [Underground ..., 2013]:
- натурные эксперименты, учитывающие граничные условия хранилища, такие как большой объем, продолжительное время и реалистичные гидрогеологические параметры. Они направлены на создание и испытание компонентов инженерных барьеров в условиях хранилища и разработку полномасштабных технологий и испытаний размещения отходов;
- проекты, нацеленные на доказательство осуществимости хранилища
(инженерная целесообразность, операционные аспекты, закрытие, мониторинг, воздействие хранилища на вмещающие породы). Примеры таких исследований включают создание и испытание подходов и методов долговременного мониторинга, демонстрацию и испытание технологии возможного извлечения отходов;
- разработка метода переноса информации от масштаба ПИЛ к размерам реального хранилища в тех же или похожих породах и гидрогеологических условиях (апскейлинг).
60
Рис. 1.10. ПИЛ ОНКАЛО (ONKALO) на месте будущего хранилища в гранитах. Этапы работ: 2004–2011 – строительство, 2004 – начало исследований, 2010 – исследования на глубине, 2011 – завершение проходки, 2015 – планируемое начало строительство хранилища [Blechschmidt, Vomvoris, 2010].
Рис. 1.11. ПИЛ ОНКАЛО (ONKALO). Демонстрационный тоннель с гнездами для
размещения упаковок с ОЯТ. Фото: Посива (Posiva), Финляндия.
Параллельно с натурными работами в ПИЛ ведутся итеративные теоретические разработки по совершенствованию оценки безопасности. Сегодня
они сфокусированы на сокращении неопределенностей и повышении доверия
к обоснованию безопасности. Например, эксперименты в ПИЛ могут дать
ответ на выбор одной из альтернативных концептуальных моделей расчетов
61
или предоставить данные для научного понимания специфических процессов.
Особое внимание уделяется полномасштабным тестам по поведению СИБ и к
объемным и долговременным трассерным экспериментам (рис. 1.12).
Работы в подземном хранилище отличаются от выполняемых на поверхности, с поверхности или в обычных шахтах. Кроме того, каждое хранилище ориентировано на свою концепцию, требующую соответствующих инноваций. ПИЛ позволяет приобрести опыт таких действий путем разработки
методов, оборудования и накопления практик (табл. 1.10).
Рис. 1.12. Трехмерная схема эксперимента по изучению коллоидов и задержки
радионуклидов («CRR test») в ПИЛ Гримзель (Grimsel Test Site).
(www.grimsel.com). Вид перпендикулярно к экспериментальной зоне смятия
[Blechschmidt, Vomvoris, 2010].
Таблица 1.10. Эксперименты в ПИЛ [Underground..., 2013].
Цели
Создание методов, оборудования и
приобретение опыта для подземной
характеристики среды и методов
мониторинга
62
Примеры экспериментов и ПИЛ
Вентиляционный эксперимент, гидравлические и
сейсмические испытания в пересекающихся скважинах, эксперименты скважинного радара и заверки
смещения (Стрипа, Швеция)
Испытание экстензометра (AECL URL, Канада)
Оценка влияния землетрясений на глубокие геологические условия (Камаиши и Мизунами, Япония)
окончание Таблицы 1.10.
Цели
Определение достоверности поверхностных методов характеристики места
Предоставление данных для проекта хранилища и оценки безопасности (ОБ)
Тестирование и разработка концептуальных и численных моделей
процессов, потенциально относящихся к транспорту радионуклидов
через породы
Разработка методов, оборудования
и накопление опыта в сооружении
хранилища и операциях закрытия и
извлечения отходов
(I) Количественная оценка влияния
проходки на ближнее поле
(II) Дальнейшее развитие и тестирование методов проходки
(III) Моделирование эффектов,
вызванных размещением радиоактивных отходов (генерация тепла,
радиация, выщелачивание радионуклидов, механическое влияние,
утечка газов)
(IV) Изучение взаимодействия
материалов в условиях хранилища,
эксперименты, относящиеся к долговременным процессам, постоперационным фазам, коррозии,
геомеханической стабильности
(V) Демонстрация осуществимости
СИБ
(VI) Демонстрация техники размещения и извлечения
(VII) Демонстрация долговечного и
непроникающего мониторинга
Примеры экспериментов и ПИЛ
Сравнение результатов прогнозов, выполненных до
проходки, с условиями, обнаруженными в тоннелях
(Аспе, Швеция; Мизунами, Япония)
Картирование трещин и гидравлические измерения
для выбора мест для размещения полномасштабных
ячеек (ОНКАЛО, Финляндия)
Геофизические тесты (Гримзель, Швейцария; Стрипа,
Швеция и др.)
Эксперименты по замедлению и миграции радионуклидов (Гримзель, Швейцария), рис. 1.12
Эксперименты по транспорту в растворах и диффузии (AECL URL, Канада; Камаиши, Япония)
Эксперименты с трассерами (Аспе, Швеция)
Эксперименты в зонах, нарушенных при проходке
(Аспе, Швеция; Гримзель, Швейцария и другие)
Изучение нарушенной зоны вокруг взрывного тоннеля и выбуренных гнезд размещения (ОНКАЛО и
другие)
Изменение геохимических условий в туннелях среды
ближнего поля (Камаиши и Мизунами, Япония)
Сравнение машинной и взрывной технологий проходки (Аспе, Швеция; Гримзеле, Швейцария)
Технология изоляции нарушенной зоны (ОНКАЛО,
Финляндия и другие)
Тепловые тесты (Стрипа, Швеция; Юкка Маунтин,
США; Гримзель, Швейцария и другие)
Тест на совмещенные термо-гидро-механические
процессы (Камаиши, Япония)
Долговременные исследования цемента (Гримзель,
Швейцария)
Тесты герметизации скважин и буферной массы
(Стрипа, Швеция)
Эксперименты с полномасштабной СИБ (Гримзель,
Швеция)
Полномасштабные тесты герметизации тоннеля и
шахты (AECL URL, Канада)
Тест газопроницаемой герметизации – GAST (Гримзель, Швейцария)
Несколько ПИЛ, включая Аспе, Швеция
Несколько ПИЛ, включая Гримзель, Швейцария
63
До начала строительства ПИЛ для разработки концептуальной и численной модели или моделей геологической структуры площадки используются данные поверхностных методов. Проходка выработок позволяет их верифицировать, например, подтвердить расположение трещинных зон. Объемная информация может помочь в установлении связи между параметрами,
измеренными с поверхности (данные скважин и геофизики), и измеренными
в ПИЛ. В результате уточнения геологического строения появятся основания
для отбраковки непригодных моделей. Возможность геолого-структурных
моделей дать точный прогноз положения разных типов пород и тектонических нарушений – это ключ к демонстрации осуществимости проекта [Underground ..., 2013].
Результаты экспериментов разных типов, получаемые в ПИЛ, дополняют данные с поверхности и полученные в лабораторных экспериментах.
Дополнение распространяется на всю глубину и протяженность строящихся
выработок. Достигается лучшее понимание вариаций литологического состава пород, структур и других неоднородностей. За счет уточнения параметров
in situ устраняются неопределенности в этих данных. Детальное опробование,
включая подземные воды, в ПИЛ можно осуществить вплоть до отдельных
трещин. Сбор фоновых параметров обеспечит базу для мониторинга.
Данные, получаемые в ПИЛ,  это основа создания моделей разной детальности и назначения: гидродинамических и транспортных моделей для
оценки безопасности, для проектирования, для оптимизации размещения
конструкций [Underground ..., 2013].
1.5.5. Опыт, приобретенный в российских ПИЛ
1.5.5.1. Общая ПИЛ на Горно-Химическом комбинате
Подземные сооружения ГХК можно рассматривать как первую российскую
ПИЛ общего типа в скальных породах. ГХК территориально близок к участку
Енисейский (Гупало, 2004). Их геологическое строение сходно, поэтому результаты детального изучения массива метаморфических пород, вмещающих
подземные промышленные объекты ГХК (рис. 1.13), особенно ценны. Начиная с 1960 г в течение более 40 лет здесь исследовалась динамика изменения
характеристик породных блоков и тектонических нарушений в приконтурных
зонах подземных выработок большого сечения (с пролетами до 20 м и более
и высотой до 60 м). Исследования велись в условиях природных и техногенных воздействий, в том числе от тепловых источников больших размеров 
теплообменников подземных ядерных реакторов (рис. 1.14). Получены
[Gupalo, 2001; Гупало, 2002] важные данные о параметрах геомеханических,
гидрогеологических и геохимических процессов, происходящих в массиве
пород. Выполнялись эксперименты по получению значений гидродинамических и геомиграционных параметров в зонах тектонических нарушений
(дробления и рассланцевания) скального породного массива.
64
Рис. 1.13. Расположение существующих подземных объектов ГХК, место будущей
специальной ПИЛ и возможного хранилища [Гупало, 2004].
На лабораторной установке по изучению фильтрации радиоактивных
растворов через образцы керна проводились эксперименты с горными породами, остеклованными отходами и радиоактивными растворами при температурах до 300 °С и давлениях до 30 МПа, имитировавшие поведение многобарьерной системы в условиях глубинного захоронения [Gupalo et al., 2000;
Gupalo et al., 2001; Гупало и др., 2002; Гупало, Бейгул, 2003]. Эти выработки
могут быть использованы в будущем как филиал специальной ПИЛ для отдельных видов работ по обоснованию безопасности хранилища РАО на участке Енисейский [Гупало, 2004; Кудрявцев и др., 2008; Лобанов и др., 2011].
1.5.5.2. Общая ПИЛ  урановое месторождение Антей
Еще один пример российской ПИЛ общего типа – это урановое месторождение Антей (Стрельцовское рудное поле в Юго-Восточном Забайкалье). Данный объект сочетает черты подземной лаборатории и природного аналога
геологического хранилища ОЯТ. Месторождение локализовано в палеозойских гранитах на глубинах 400–1000 м, оно вскрыто выработками на шести
горизонтах. Особенности его геологического строения, характера напряженно-деформированного состояния пород и инфраструктуры горных выработок
предоставляют возможность для изучения всего спектра процессов, которые
могут происходить в ближнем и дальнем полях хранилища ОЯТ [Лаверов и
др., 20082].
65
Рис. 1.14. Исследования, выполненные в подземных сооружениях ГХК для оценки
параметров, определяющих безопасность окончательной изоляции [Gupalo, 2008].
1.5.6. Программа (график / планы строительства) работ в специальной
ПИЛ на участке Енисейский
Известны два проекта ПИЛ на участке Енисейский. В первом проекте
(рис. 1.15, А) подземные сооружения и разведочные скважины располагаются
на одном уровне на глубине 500 м [Кудрявцев и др., 2008; Ревенко и др.,
2011]. Во втором, более позднем, проекте ПИЛ (Рис. 1.15, Б) сооружения и
скважины располагаются на двух уровнях на глубинах 450 и 525 м. Между
этими горизонтами будут размещаться вертикальные скважины для пеналов с
66
имитаторами тепловыделяющих ВАО. Фактически в состав сооружений подземной лаборатории войдут также вертикальные стволы и горизонтальные
горно-капитальные выработки, ограничивающие в плане рабочую площадь
будущего размещения РАО (317×745 м). Вскрытие комплекса выработок на
горизонтах будет осуществляться вспомогательным, технологическим и вентиляционным стволами.
Рис. 1.15. А: Подземные сооружения будущей подземной исследовательской лаборатории [Ревенко и др., 2011]; Б: Расположение ПИЛ (выделено красным цветом) в
проекте предполагаемого хранилища [Поляков и др., 20132]
В любом случае ПИЛ будет расположена на расстоянии около 4.5 км от
Енисея и 6 км от промышленной части г. Железногорск. Разработка проекта
завершена в конце 2015 г. Строительство и исследования в ПИЛ запланированы на 2016–2024 гг. Планируется, что содержание исследований в ПИЛ
будет соответствовать рекомендациям МАГАТЭ, изысканиям в зарубежных
ПИЛ и рекомендациям экспертной группы ГКЗ «Роснедра», изложенным в
заключении экспертной оценки отчета по выполненным исследованиям,
представленного ГХК [Поляков и др., 20131; Поляков и др., 20132].
В процессе исследований в ПИЛ будет выполнена экспериментальная
отработка операций строительства камер и скважин захоронения РАО, технологических операций обращения с РАО и создания системы инженерных
барьеров, проведены комплексные исследования свойств инженерных барьеров, динамики тепловых процессов в скважинах и массиве пород. Работы в
ПИЛ планируется выполнять в 3 этапа:
I этап (2016–2018 гг.) — комплексные опытно-фильтрационные, геофизические и лабораторные исследования пород в ходе строительства вертикальных и горизонтальных подземных сооружений лаборатории общей длиной более 2200 м на горизонте 450 м;
II этап (2019–2021 гг.) — комплексные исследования массива пород в
подземных сооружениях и скважинах в диапазоне глубин будущего размещения долгоживущих ВАО и САО; отработка и оптимизация операций
строительства камер и скважин для изоляции РАО. Предусматривается
строительство следующих сооружений:
67
- двух камер сечением 6.0 на 6.5 м длиной по 320 м на горизонтах 450 и
520 м;
- горизонтальных выработок общей длиной более 2200 м на горизонте
520 м;
- трех вертикальных скважин глубиной по 70 м и диаметром 1.4 м;
- шести горизонтальных скважин на горизонте 450 м общей длиной более 1000 м.
III этап (с 2022 года) – отработка и оптимизация технологических операций обращения с РАО; продолжение инженерно-геологических изысканий,
натурных и лабораторных исследований в горно-капитальных сооружениях и
скважинах в диапазоне глубин захоронения отходов. Кроме того, будут исследованы изолирующие свойства инженерных барьеров и динамика тепловых процессов в скважинах и массиве пород. Проект хранилища предусматривает размещение кондиционированных САО и ВАО с незначительным тепловыделением в горизонтальных горных выработках на двух горизонтах
захоронения на глубинах 450 и 525 м. Остеклованные ВАО с высоким тепловыделением будут размещаться в вертикальных скважинах диаметром 1.2 м и
глубиной по 75 м, пройденных с верхнего горизонта на нижний.
Выполнение комплекса инженерно-геологических изысканий, натурных и лабораторных исследований в горно-капитальных сооружениях непосредственно в участке размещения кондиционированных РАО должно обеспечить достоверную оценку геологических, гидрогеологических, структурнотектонических и сейсмических условий исследуемого массива и физикомеханических, теплофизических, сорбционно-миграционных свойств пород.
В июле 2015 года в г. Железногорске состоялись общественные слушания по вопросу размещения и сооружения ПИЛ, положительные результаты
которого открыли путь к началу строительных работ. Материалы для них
доступны по ссылке: https://cloud.mail.ru/public/9V77/FKWiSgNcw.
1.6. Период после закрытия хранилища
В данном разделе обозначены темы международных дискуссий по проблемам, которые ожидают оператора после получения лицензии на строительство геологического хранилища. Общая стратегия реализации проекта захоронения РАО подразумевает уже сегодняшнюю готовность оператора к решению таких проблем [The Safety Case ..., 2014].
Обеспечение эксплуатационной безопасности хранилища в разных
странах четко регламентировано и, следовательно, основные проблемы уже
учтены, в том числе и в России [НП-055-14]. Решения, касающиеся периода
после закрытия хранилища и перевода его в состояние могильника, более
дискуссионны. Это, прежде всего, «проблема доверия» [Falck, Nilsson, 2009].
Проект хранилища, вероятно, начнет реализовываться только тогда, когда все
заинтересованные стороны (ученые, инженеры, операторы, регуляторы, местные администраторы и общественность) будут уверены в том, что хранилище будет исполнено так, как запроектировано. На практике выясняется, что
68
нет ясных механизмов и критериев того, когда вопрос о доверии следует считать решенным [Establishing..., 2002].
С этой проблемой связан вопрос «управления знаниями». Этот популярный термин не имеет ясного определения. Под ним понимается охрана
знаний (ноу-хау) в пределах ведомства (корпоративное знание), сохранение
научных знаний о процессах и феноменах для дальнейшего использования,
передача знаний о хранилище будущим поколениям. Считается, что научные
знания реализуются с циклом около 10 лет. В процессе реализации проекта
захоронения меняются руководители программ и носители информации. Новые поколения должны осваивать знания, приобретенные ранее [Falck, Nilsson, 2009].
Вторая проблема – потенциальная возможность извлечения уже размещенных РАО. В мире известны две принципиально разные национальные
политики в отношении так называемой «извлекаемости». Главная причина
для «извлечения»  это появление в будущем технической возможности рационального использования радиоактивных веществ, помещенных в хранилище. Прежде всего, это касается ОЯТ. В некоторых странах рассматривается
возможность извлечения отходов в период до нескольких сотен лет, при этом
возможность извлечения не должна перекладывать решение о захоронении на
будущие поколения [Considering ..., 2009]. В России, с ее политикой замкнутого топливного цикла, ОЯТ не рассматриваются как отходы (за редким исключением). В связи с этим захоронение ВАО и САО, в том числе на Енисейском участке, рассматривается без возможности последующего извлечения
[Кудрявцев и др.., 2008]. Вторая гипотетическая причина возможного извлечения  принципиальные ошибки в проекте. Исключение этой возможности
должно достигаться средствами контроля качества проекта и процедуры размещения РАО, включая технологию «закрытия».
Третья проблема  мониторинг хранилища после его закрытия. В качестве дискуссионных рассматриваются такие вопросы [Considering ..., 2009]:
 Как долго следует выполнять мониторинговые измерения?
Обычно этот вопрос объединяют с вопросами выбора средств измерений и
продолжительности ведомственного контроля (в России такое ведомство 
«НО РАО»).
 Как долго требуется пассивный ведомственный контроль?
В качестве средств пассивного контроля в ряде зарубежных проектов рассматривается установка монументов или специальных маркеров на поверхности. Сюда же относится вопрос передачи знаний будущим поколениям. Как
пронести информацию через многие века? Возможные варианты решения:
создание системы сохранения записей о хранилище на время «до 500 лет»
или «сколько возможно» [Falck, Nilsson, 2009].
69
2. ОЦЕНКА БЕЗОПАСНОСТИ ХРАНИЛИЩА
2.1. Понятия и определения
Безопасным с технической точки зрения может считаться только такое хранилище, которое отвечает установленным критериям безопасности. Принцип
ограничения рисков в отношении физических лиц предписывает размещать
РАО так, чтобы любой индивидуум из будущих поколений был бы защищен
от вредного воздействия захороненных РАО в неменьшей степени, чем любой индивидуум нынешнего поколения [МАГАТЭ, SSR-5, 2011; НП-055-14].
Оценка безопасности (ОБ) выступает одним из ряда мероприятий по обеспечению безопасности захоронения РАО. Поскольку выход радионуклидов в
среду обитания и возможный ущерб здоровью населения при нормальном
функционировании многобарьерной системы захоронения ожидается через
тысячи лет, то с этической точки зрения крайне важно тщательно выполнять
все работы по обеспечению безопасности и осуществлять контроль качества.
Контроль качества выполненных работ в отношении отдельных элементов системы захоронения обычно называют оценкой надежности1 / performance assessment (ОН / PA), а в отношении всей системы изоляции —
оценкой безопасности / safety assessment (ОБ / SA). По существу ОБ — это
завершающая или объединяющая стадия ОН, хотя это и не универсальная
точка зрения [Falck, Nilsson, 2009]. С некоторых пор [Long-term Safety...,
2006] в процедуры по контролю качества работ входит оценка функций
безопасности / safety function assessment. Функции безопасности или защитные функции2, можно определить как роль, которую играет некая определенная часть системы безопасности в обеспечении безопасности [Methods...,
2012]. Главное различие всех этих процедур между собой состоит в используемых индикаторах безопасности и критериях соответствия.
Универсальных схем классификации индикаторов или формальных определений дополнительных индикаторов, которые могут быть применены в
ОБ, не существует [Methods ..., 2012]. Опыт реализации международных проектов, например, SPIN [Becker et al., 2003] или PAMINA [Becker et al., 2009],
показал, что такие индикаторы безопасности как доза и риск используются
для оценки соответствия хранилища нормам безопасности. Индикаторы надежности подходят для понимания и оценки поведения отдельных элементов
системы. Индикаторы защитных функций / safety function indicators / подходят для раздельного рассмотрения и оценки ключевых процессов в системе
или ее элементах.
К индикаторам безопасности относятся количественные характеристики, которые представляют собой меру общей надежности системы в отношении специфического аспекта безопасности в сравнении с установленным значением глобального или локального уровня, который может быть до1
Такой перевод англоязычного термина предложен в работе [Коренков, 1992].
Перевод английского термина «safety functions» как «защитные функции» был
предложен в разделе 1.2.
2
70
казан или, по крайней мере, в целом рассматриваться как безопасный [Performance..., 2011]. Эти критерии могут предлагаться экспертами, как со стороны регулятора, так и оператора.
Критерии безопасности системы изоляции в большинстве зарубежных
и российских нормативных документов сформулированы в виде численного
значения допустимой годовой эффективной дозы облучения или связанного с
ней индивидуального радиологического риска. Безопасность системы оценивается на период после загрузки ВАО и ОЯТ в подземное сооружение и перевода его в режим могильника на срок необходимой изоляции, т.е. от момента
закрытия до исчезновения реальной опасности размещаемых под землей отходов [НП-055-14; Protection..., 1985; Safety indicators..., 2003].
Численные значения критериев безопасности хранилищ РАО устанавливаются национальными регулирующими органами. Значения допустимой
дозы в различных странах варьируют в пределах 0.1–1 мЗв/год, а риска 10-5–
10-6 год-1 и рассчитываются на определенный период будущего [Protection...,
1985]. Прогнозными индикаторами вреда для здоровья, как указано выше,
являются доза радиации, которую получат представители населения, или
риск радиологических заболеваний, в частности, различными видами рака.
Расчет доз и рисков опирается на прогнозные данные поступления радионуклидов в поверхностные воды. Радионуклиды попадают в пищу непосредственно с водой или через пищевые цепочки типа вода – растения – человек
или вода – животное – человек и другие. Общее количество попавших в организм радионуклидов формирует индивидуальную дозу, зная которую можно
рассчитать риск заболевания раком.
Ограничение техногенного облучения в нормальных условиях для лиц
из состава населения России измеряется эффективной дозой не более 1 мЗв в
год [НРБ-99/2009]. В целях соблюдения установленного предела дозы, хранилище отходов рекомендуется проектировать так, чтобы расчетная доза или
риск для населения, которое может подвергнуться облучению в будущем в
результате возможных природных процессов, затрагивающих геологическое
хранилище, не превышала трети граничной дозы или 0.3 мЗв в год. Ограничение, обусловленное риском смерти от рака, должно быть порядка 10-5 в год
[МАГАТЭ, SSR-5, 2011].
Кроме ежегодной эффективной дозы или радиологического риска в
нормативных документах ряда стран используются такие индикаторы безопасности, как концентрация радиотоксичных элементов в биосферной воде и
поток радиотоксичности из геосферы. Нормы безопасности, выводимые на
основе этих индикаторов, могут быть следующими:
 Концентрация радиотоксичности в биосферной воде (в единицах
Зв/м3) не должна превышать установленные нормы для питьевой воды.
 Поток радиотоксичности из геосферы (Зв/год) в среду обитания не
должен превышать поток естественных радионуклидов в подземных водах
района хранилища.
Определение критериев для дополнительных («нерисковых») индикаторов безопасности – наибольшая трудность в их применении. Они могут
71
быть известны из других регулируемых областей, как, например, концентрация радиотоксичности в питьевой воде. Другие индикаторы сильно изменчивы от района к району и поэтому будут адекватны в специфических условиях
как, например, поток природной радиотоксичности или концентрация радиотоксичности в подземных водах. Можно использовать данные из других мест
или глобальные (районные) шкалы, если отсутствуют точные значения для
конкретного участка. В отчете МАГАТЭ представлено несколько подходов
для сбора локальных и региональных данных [Natural Activity..., 2005].
Индикаторы надежности, в отличие от индикаторов безопасности, которые оценивают всю систему захоронения, но при этом не дают представления о том, как эта система работает, позволяют показать работу отдельных ее
элементов, совместное функционирование разных барьеров, в каких элементах системы и какие радионуклиды задерживаются и как ее можно оптимизировать. Можно дать следующее определение: индикаторы надежности  это
количественные индикаторы, вычисляемые посредством подходящих моделей и представляющие собой меру для надежности элементов системы, нескольких элементов или полной системы. Измеряются эти индикаторы обычно через концентрации или потоки радионуклидов внутри и между отдельными элементами системы хранилища или другими описательными способами, которые демонстрируют особые свойства системы [Performance..., 2011].
Такие индикаторы могут соответствовать цельным элементам системы (буфер или слой вмещающих пород) или нескольким ее компонентам (например,
канистра, содержащая матрицу, со временем заполняется водой и осадком
продуктов взаимодействия). В ОН также полезен анализ поведения единичных радионуклидов. Сравнение радионуклидов по разным характеристикам
(растворимость или сорбция) позволяет изучить дополнительные процессы
или эффекты в системе.
В ОН используют критерии надежности по каждому элементу системы или его компоненту. В частности, при оценке надежности (пригодности)
геологической среды используют геологические критерии. Последние были
рассмотрены выше в разделе 1.4.2.
Индикаторы защитных функций / функций безопасности/ впервые
применены в шведском проекте [Long-term Safety..., 2006]. Они определены
как измеряемые или вычисляемые величины, которые количественно характеризует определенный объем, к которому относится рассматриваемая защитная функция. В сравнении с индикаторами надежности в SPIN-проекте
[Becker et al., 2003] вычисленные значения индикаторов защитных функций
характеризуют свойства элементов, относящихся к безопасности раздельно и
независимо. Если вычисленные значения индикаторов надежности зависят
как от надежности конкретного барьера или его компонента, так и от того
поступает или нет поток радионуклидов из «предыдущего» барьера (т. е. от
надежности «предыдущего» барьера или компонента), то большинство индикаторов защитных функций не зависят от таких условий. Примерами индикаторов защитных функций, например, для буфера, могут служить: гидравлическая проводимость и давление разбухания, которые определяют способность
72
буфера ограничивать конвективный перенос радионуклидов водой. Такой
индикатор, как плотность буфера показывает способность последнего смягчать смещения пород по трещинам или сокращать микробиологическую активность [Long-term..., 2011].
Детальная и количественная оценка безопасности хранилища необходима в связи с тем, что концепция безопасности построена на выполнении
двух главных факторов изоляции радионуклидов: герметичности (удержание)
и замедлении миграции (задержка). Эти процессы обеспечиваются всеми
компонентами хранилища. Опираясь на результаты изучения свойств компонентов, в контексте долговременной эволюции системы могут быть идентифицированы многочисленные защитные функции, которые обеспечивают
удержание и замедление миграции радионуклидов [Methods..., 2012]. Некоторые из защитных функций обеспечивают только лишь удержание или замедление, другие  оба фактора. Так способность бентонитового буфера подавлять микробиологическую активность рассматривается только как функция
удержания [Long-term ..., 2011].
Для количественной оценки безопасности необходимо выразить индикаторы защитных функций в измеряемых или вычисляемых величинах. Чтобы установить поддерживается данная защитная функция или нет, желательно иметь количественный критерий соответствия. Это не всегда возможно.
Тем не менее, по крайней мере, для концепции KBS-3 (Швеция), имеются
несколько критических свойств барьеров, по которым могут быть установлены количественные лимиты [Long-term Safety ..., 2006]. К ним относится медное покрытие, пиковая (максимальная) температура в буфере, плотность буфера, давление разбухающего буфера и другое.
Следует помнить, что ситуация с оценкой безопасности геологического
хранилища отличается от оценки безопасности многих других технических
или индустриальных систем в одном важном отношении. Надежность системы хранилища или ее частей не меняется одновременно и целиком, как, например, в случае с водяным насосом или энергетической системой, которые
либо функционируют, либо нет. Для мультибарьерной системы хранилища
или ее разных подсистем, которые будут работать постоянно или последовательно, не существует определенных различий между приемлемой надежностью системы со случаем, когда система или подсистема нарушена. Несоответствие по одному из критериев надежности или защитных функций не означает нарушение безопасности хранилища в целом, но требуется более подробный анализ данных и оценки безопасности. Более того, нормативные значения (критерии) нужны не для всех индикаторов. Они не обязательны для
индикаторов, используемых для изучения поведения хранилища или для
сравнения разных проектных вариантов между собой. Критерии безопасности
для доз и риска определяются регулятором. Определение всех других критериев в большинстве стран возложено на оператора или вообще никак не регулируется [Methods..., 2012].
73
2.2. Методология оценки безопасности
В середине 1980-х гг. специалисты по обращению с ВАО и ОЯТ считали, что
решены уже все основные технические проблемы обеспечения безопасной
изоляции этих материалов от среды обитания человека посредством удаления
в глубокие геологические формации [Rethinking..., 1990]. Однако позднее было признано, что на пути успешной реализации этой технологии остается ряд
научных проблем, которые касаются, прежде всего, долговременной оценки
безопасности подземного хранилища [Disposition..., 2001].
Технические возможности позволяют обеспечить изоляцию радионуклидов в системе инженерных барьеров на экономически приемлемых условиях на срок до первых тысяч лет1. В результате неизбежной деградации системы инженерных барьеров рано или поздно произойдет поступление некоторой части загрязнителей в геологическую среду. Именно породный массив
призван обеспечить изоляцию радионуклидов от биосферы на длительный
срок. Если в обычной практике для контроля рассеивания загрязнения под
землей применяются методы измерения в наблюдательных скважинах, окружающих опасный подземный объект, то в случае геологического хранилища
РАО такой подход невозможен. Это, прежде всего, связано с тем, что пространственно-временные параметры хранилища и структура системы изоляции радионуклидов таковы, что полномасштабные натурные испытания технически невозможны. Площадь хранилища может достигать нескольких
квадратных километров. На глубине 0.5–1 км будут помещены десятки тысяч
тонн отходов, окруженных эшелонированной системой инженерных барьеров. Даже размещение под землей отдельных тестовых упаковок с ВАО или
ОЯТ, изолированных инженерными барьерами, бессмысленно из-за неприемлемо малой продолжительности необходимых испытаний. Потребуются сотни лет только на то, чтобы эти барьеры деградировали, и радионуклиды вышли бы в геологическую среду. Только тогда будет целесообразно выполнять
контрольные измерения в окружающих скважинах. В то же время размещение РАО под землей без каких-либо испытаний недопустимо исходя из принципа обеспечения безопасности будущих поколений и среды обитания.
2.2.1. Период обеспечения безопасности
ОЯТ и ВАО миллионы лет будут источником радиационной опасности из-за
длительности процесса радиоактивного распада входящих в них долгоживущих нуклидов. Радиационная безопасность регулируется действующими
нормами, ограничивающими допустимые величины индивидуальных доз облучения или риска радиологических заболеваний для населения [НП-055-14;
МАГАТЭ, SSR-5, 2011]. Это значит, что геологическая изоляция ОЯТ и ВАО
должна обеспечить надежную защиту населения и окружающей среды на ис1
В тех странах, где концепция обеспечения безопасности возлагает основную защитную функцию на инженерные барьеры (например, Швеция), «цена данного вопроса»,
видимо, не имеет значения. Медная оболочка упаковки толщиной в 5 см способна
обеспечить изоляцию в миллион лет (см. раздел 1.2).
74
ключительно продолжительный период времени, исчисляемый сотнями тысяч и миллионами лет (рис. 2.1).
Для сравнения можно указать на то, что промышленная революция началась всего 150 лет назад. Возраст египетских пирамид около 4 тыс. лет;
примерно такое же время отделяет нас от начала следующего глобального
ледникового периода (без учета возможного влияния парникового эффекта).
Примерно 200 тыс. лет назад на Земле появился современный вид человека;
через такое же время в будущем радиоактивность ВАО сравняется с радиоактивностью богатых урановых руд. Безопасными ВАО станут через
10 млн лет. Чуть меньший срок отделяет нас от начала эволюционной ветви
гоминид, т.е. отделения человека от обезьяны. Доказать безопасность хранилища на такой период путем натурных экспериментов невозможно.
Рис. 2.1. Некоторые события отдаленного будущего на фоне кривых падения индекса
радиотоксичности для разных отходов (Project…, 2002, с изменениями; по [Becker et
al. 2003]). Индекс радиотоксичности – безразмерный показатель гипотетической дозы в результате поглощения активности в данный момент времени, суммируемой по
всем радионуклидам и отнесенной к установленному лимиту годовой дозы.
Выход из ситуации с невозможностью проведения полномасштабных
натурных экспериментов для доказательства безопасности хранилищ определен в международных и национальных нормативных документах. Признано,
что выполнение ОБ хранилища должно осуществляться путем моделирования системы изоляции и численного прогноза утечек радионуклидов в среду
обитания. Эти прогнозируемые утечки можно использовать для вычислений
доз облучения и/или радиологических рисков для представителей населения
75
и, в соответствии с базовыми принципами безопасности, сравнивать результаты этого прогнозирования с действующими нормами [Underground..., 1981].
С увеличением периода прогноза возрастает вероятность развития системы захоронения по таким сценариям, которые могут быть инициированы
редкими и трудно предсказуемыми явлениями. В отдаленном будущем возможно изменение факторов, влияющих на процессы водной миграции радиоактивных загрязнителей в среду обитания. На достоверность прогноза оказывают влияние неоднородность и анизотропия свойств геологической среды,
определяемые с ограниченной степенью точности и детальности. Последнее,
прежде всего, касается кристаллических пород, которые отличаются высокой
неоднородностью свойств. В целом оценка долговременной безопасности
геологических хранилищ сталкивается с проблемой достоверности прогнозных величин поступления радионуклидов в биосферу и расчетных значений
радиологических индикаторов или, другими словами, в обоснованности вывода о безопасности. Решение этой проблемы зависит от многих факторов:
принятого проекта хранилища, типичных геологических условий, существующей нормативной базы и других [Кочкин, 2013]. Это означает, что проблема «бремени отходов» приняла иную форму, чем изначально предполагалось. Из-за наличия объективных неопределенностей в долгосрочном прогнозе будущие поколения не гарантированы от потенциальной опасности радиационных воздействий могильника.
2.2.2. Горизонт достоверного прогноза
В недалеком прошлом общий методологический подход к долгосрочному
прогнозу сводился к экстраполяции в будущее существующих тенденций.
Согласно постулатам классической науки считалось, что прогноз поведения
объекта можно сделать на любое время в будущее или прошлое на основе
установленных законов природы. Точность прогноза ограничивалась только
математическими сложностями.
Современное состояние знаний накладывает на эту методологию определенные ограничения. В последние сорок  пятьдесят лет было показано,
что наряду с детерминированными (например, коррозия матрицы с ВАО) и
стохастическими (например, землетрясения) процессами, имеется еще один
важный класс процессов. Формально они являются детерминированными, но
предсказывать их поведение можно лишь на ограниченный период времени.
Нелинейные свойства природных объектов обнаружились при исследовании
открытых неравновесных систем. Неопределенность в знании исходных данных или деталей динамического процесса рано или поздно вырастает до огромнейшей неопределенности в прогнозе. Результаты исследований возникновения хаоса в детерминированных системах, которые начались с прогноза
погоды (Э. Лоренц, 1963), распространились на другие природные системы:
гидродинамические, экономические, экологические [Капица и др., 2003].
Примерно к 70-м годам прошлого века было осознано, что развитие
хаоса в детерминированных системах существенно ограничивает предсказуемость природных и техногенных процессов. Во многих случаях, когда
76
требуется прогноз развития сложной системы, существует горизонт предсказуемости, за которым господствует полная неопределенность. Осознание существующих ограничений на точный прогноз лишает смысла некоторые притязания на предвидение будущего, но помогает увидеть истинный масштаб
стоящих проблем [Капица и др., 2003]. Это относится и к долгосрочному прогнозу безопасности геологических хранилищ РАО [Кочкин, 2013].
Горизонты достоверного прогноза для процессов, которые необходимо
учитывать при расчетах миграции радионуклидов в биосферу, доз и рисков
для населения, различаются на порядки (рис. 2.2). С этим связаны пределы
предсказуемости различных процессов, которые определяют общий рост неопределенностей в оценке безопасности.
Рис. 2.2. Горизонты предсказуемости процессов, влияющих на оценку безопасности
систем захоронения ВАО.
2.2.3. Обоснование безопасности
Осознание того факта, что в результатах прогнозных оценок доз и рисков для
будущих поколений, всегда останутся неопределенности, стало вызовом для
научного сообщества и определило содержание исследований на долгие годы. Одновременно претерпела изменение сама стратегия доказательства
безопасности геологических хранилищ. Как сказано выше, результаты прогнозных расчетов дозы/риска содержат некоторое количество неопределен-
77
ностей и поэтому будут не вполне достоверными. Осознание остроты проблемы неопределенностей в доказательстве безопасности подземных хранилищ ВАО привело к заметным изменениям в конкретных понятиях безопасности и совершенствованию процедуры оценки безопасности, основные положения которых были заложены еще в прошлом веке [Disposal..., 1991].
Процесс доказательства безопасности хранилища и демонстрация того,
что с приемлемой степенью убедительности оно остается безопасным на весь
срок после периода времени, в течение которого может быть гарантирован
активный контроль, в англоязычной литературе принято называть «Postclosure safety assessment», т. е. «Оценкой безопасности после закрытия хранилища». В последние годы рамки ОБ расширены и включают процедуры сопоставления широкого круга доказательств и аргументов, которые дополняют
и поддерживают обоснованность результатов количественных расчетов доз и
рисков [The Safety Case..., 2013].
В конце XX-ого века экспертной группой Агенства по ядерной энергии
ОБСЭ /NEA-OECD/ была предложена концепция обоснования безопасности
геологических хранилищ [Confidence..., 1999]. Для ее обозначения используется термин «Post-closure safety case» или просто «Safety case», что можно
перевести как «Досье безопасности» (ДБ). В некоторых странах ДБ включает
стадию операционной безопасности [Post-Closure..., 2004; International...,
2009; The Safety Case..., 2013]. ДБ может быть широко определено как структурированная презентация доказательств, исследований и линий обоснования, относящихся к долговременной безопасности планируемого или реального хранилища [Falck, Nilsson, 2009]. Как международный стандарт концепция ДБ введена МАГАТЭ [IAEA, GS-R-3, 2006; МАГАТЭ, SSR-5, 2011]. В
нашей стране аналогом досье безопасности можно считать «Отчет по обоснованию безопасности» (ООБ), составление которого предусмотрено российскими нормативными документами [НП-055-14; РБ-050-09]. ДБ (ООБ) охватывает научную и техническую деятельность, которая должна удовлетворять
нормативным и общественным требованиям. Общественный контекст особенно важен для убедительности построений. За прошедшие годы накоплен
опыт по таким аспектам ДБ как включение новых данных, создание моделей
и уточнение проекта, оценки надежности и повышения качества документации. Этот опыт постоянно обсуждается на международных встречах разного
уровня. Ряд национальных программ и проектов уже подошли к стадии лицензирования хранилища, что открывает новые темы для дискуссий [The
Safety Case..., 2013].
Согласно нормам МАГАТЭ, досье безопасности является перечнем аргументов и доказательств разумного уровня безопасности сооружения. Оно
обязательно включает оценку дозы/риска, информацию по достоверности
этой оценки и о предположениях, сделанных в ходе ее выполнения, а также
доказательства и аргументы, поддерживающие вывод о безопасности. В определении, приводимом в европейских документах, имеется ряд важных
уточнений. ДБ – перечень аргументов в поддержку долговременной безопасности хранилища для данной стадии его создания. Оно включает решения по
78
оценке безопасности и обоснования убежденности в этих решениях, характеризует все нерешенные проблемы и дает рекомендации по их устранению на
будущих стадиях создания хранилища. По сути дела с введением концепции
обоснования безопасности оценка безопасности перестала быть только оценкой радиологических последствий [The Safety Case..., 2013].
Тем не менее, ОБ, во-первых, остается центральной частью ДБ и, вовторых, результаты ОБ рассматриваются в контексте ДБ, в котором они аргументированы дополнительной информацией для подкрепления решения,
основанного на ОБ. Наиболее современные толкования этих понятий, учитывающие более ранние определения, даны в работе [Methods ..., 2012]:
 Оценка безопасности – систематическое исследование рисков, связанных с геологическим хранилищем и способностью площадки и проекта
обеспечить функции безопасности и соответствие нормативным требованиям. Задачи ОБ состоят в выяснении следующих вопросов: как, каким образом
и при каких обстоятельствах радионуклиды могли бы покинуть хранилище,
насколько вероятна такая утечка и каковы были бы последствия такой утечки
для населения и окружающей среды.
 Досье безопасности — совокупность аргументов и доказательств, которые описывают, измеряют и обосновывают безопасность геологического
хранилища на данном уровне состояния проекта. ДБ включает результаты ОБ
в форме численных результатов вычисления индикаторов безопасности и дополнительные качественные или количественные аргументы в пользу безопасности, которые создают контекст для численных результатов. Таким образом, ДБ — это обобщение доказательств, моделей и результатов специальных
исследовательских проектов и методов, которые призваны убедить заинтересованные стороны в высококачественном выполнении научных или организационных процессов по обеспечению безопасности хранилища.
Основу ДБ (или ООБ) составляют три типа оценок, упомянутых выше:
оценка безопасности (safety assessment), оценка надежности (performance
assessment) и оценка защитных функций (safety function assessment). На основе количественных результатов ОБ по завершению каждого этапа работ определяются перспективы проекта изоляции РАО и принимается решение о
его продолжении, прекращении или изменении направления работ. ОН также
выполняется регулярно по мере проектирования, разработки и создания отдельных барьеров или их системы, но уже для контроля качества выполненных работ. ОН становится ОБ тогда, когда анализируется надежность всей
системы изоляции.
Оценка безопасности в терминах риска и/или дозы — приоритет в составлении ДБ. Тем не менее, в силу упомянутых выше причин, достоверность
этих оценок должна быть поддержана путем привлечения иных типов доказательств, а также дополнительных аргументов в отношении безопасности хранилища. Этот подход может компенсировать недостатки радиологических
аргументов. В поддержку детерминистической оценки дозы/риска можно
привлечь вероятностную оценку дозы/риска. Полезны общие примеры возможностей геологической среды обеспечить изоляцию и свидетельства высо-
79
ких изоляционных свойств геологической среды выбранного полигона и проектируемых инженерных барьеров. Рекомендуется использовать индикаторы
безопасности, отличные от радиологических. Необходимо привлекать аргументы, обосновывающие адекватность стратегии обращения с неопределенностями в ходе выполнения ОБ и составления ДБ.
В качестве дополнения к традиционному детерминистскому подходу
оценки радиологических последствий может быть использована методология
их вероятностной оценки. Вероятностная оценка безопасности (Probabilistic
safety аssessment) основана на вероятностном подходе к распознаванию сценариев, обобщению значений параметров и назначению математического инструментария для получения численных оценок дозы/риска. Обычно выделяется 3 этапа в проведении ОБ по вероятностной методологии. Этап 1-й включает анализ опасных событий, на основе которого определяется частотность
событий, причиняющих основной вред. Этап 2-й включает анализ реакции
радиоактивных отходов на эти события и вместе с результатами 1-ого этапа
дает оценки частотности и величины утечек радионуклидов в окружающую
среду. Этап 3-й состоит в анализе их последствий и вместе с результатами
исследований 2-ого этапа позволяет оценить дозы и риски для населения
[Procedures..., 2002].
Каждый из этих двух подходов (детерминистский и вероятностный)
имеет достоинства и ограничения, но они оба не способны дать однозначный
прогноз поведения системы, а только лишь оценивают пределы возможного
влияния радиоизотопов на биосферу и население [Scientific..., 2003].
В обоснование эффективности технологии геологической изоляции
обычно приводятся данные о природных аналогах хранилищ или их компонентов. Особенно часто приводятся аналогии, касающиеся поведения урановых руд — аналога ОЯТ, устойчивости минералов — химических аналогов
матриц радионуклидов, коррозии изделий античного возраста, а также результаты изучения процессов, сходных с теми, что будут протекать в системе
геологического хранилища (см. раздел 1.3).
Площадка, целенаправленно выбранная для будущего могильника на
основании критериев пригодности геологической среды, должна отличаться
исключительными изоляционными свойствами и характеризоваться ничтожной вероятностью проявления опасных внешних явлений. Надежность среды,
оцененная по геологическим критериям, дает аргументы в пользу сценария
безопасного развития системы изоляции на длительную перспективу. Надежность геологической среды выбранной площадки должна рационально использоваться в системе обоснования безопасности хранилища.
2.3. Обращение с неопределенностями
Различные неопределенности обязательно присутствует во всяком ДБ (ООБ).
Цель современных исследований – минимизировать пределы неопределенностей, охватить их количественно и разработать стратегию обращения с ними
для выработки нормативных решений [Falck, Nilsson, 2009]. Этим проблемам
посвящен проект PAMINA (www.ip-pamina.eu/). В настоящее время востре-
80
бованы количественные методы обоснования убедительности ДБ. Установление чрезмерных критериев безопасности может оказаться слишком дорогим при реализации проекта.
Вопрос об обращении с неопределенностями поднят еще в 1980-х гг., в
частности в связи с достоверностью количественных прогнозов безопасности
могильников ОЯТ и ВАО [Bonano, Cranwell, 1988]. В документе АЯЭ 1991 г.
признано, что результаты оценки безопасности всегда ассоциированы с неопределенностьями [Disposal..., 1991]. К настоящему времени «обращение с неопределенностями» выделяется в качестве одной из важных процедур при
прогнозном моделировании вообще и при подготовке решений по проблемам
захоронения в частности. Раздел «Обращение с неопределенностями» есть во
всех руководствах по оценке безопасности могильников ОЯТ и ВАО.
Источники неопределенностей в оценке надежности многочисленны
[Bonano, Cranwell, 1988] и вносятся в модель по трем главным направлениям:
из долгосрочного прогноза системы захоронения, процедуры создания модели и используемой информации. Каждое из этих направлений содержит множество процедур, обстоятельств и ситуаций, которые привносят свои неопределенности (рис. 2.3).
2.3.1.Типы неопределенностей
В международных документах неопределенности обычно классифицируются
в зависимости от их роли в ОБ:
 Сценарные неопределенности связаны со значительными изменениями, которые могут проявиться в физических процессах, протекающих в СИБ
и вмещающей геологической среде с течением времени.
 Модельные неопределенности возникают из-за неточностей в понимании поведения природной и инженерной систем, физических процессов,
характеристик места и их отражениях, использующих упрощающие абстракции в оценочных моделях и вычислениях с помощью компьютерных программ.
 Неопределенности в параметрах и данных связаны со значениями параметров, которые используются в оценочных моделях, поскольку эти данные могут быть неполны, не могут быть измерены точно или недоступны
[The Safety Case..., 2013].
Все три типа неопределенностей связаны между собой и могут обрабатываться разными способами в зависимости от их природы безотносительно
того или иного типа.
В некоторых руководствах неопределенности подразделяются на неустранимые и устранимые. На практике это деление относительно, поскольку
многие неопределенности – результат кумулятивного эффекта от неопределенностей разной природы. Например, вычисленная скорость деградации
компонента СИБ — устранимая неопределенность, но она может быть усилена внешним нарушающим событием и тогда уже представлять неустранимую
неопределенность [Methods..., 2012].
81
Рис. 2.3. Источники неопределенностей в оценке безопасности (по [Bonano, Cranwell,
1988]).
82
С научной точки зрения более адекватна типизация неопределенностей
в зависимости от их природы [Apostolakis, 1990; Кочкин, 2004]. В самом общем виде неопределенность – свойство, характеризующее нечто, точно не
установленное, например «неопределенное положение». По сути дела, за понятием неопределенность в скрытом виде присутствует некий субъект, а
именно человек, принимающий решение. Прогнозная деятельность сопровождается принятием многочисленных решений, относящихся к выбору предпочтительного варианта именно в ситуациях неопределенности, поэтому в
прогнозировании так важны процедуры обращения с неопределенностями.
Неопределенность в результатах прогноза, связанная с недостатком
знаний о параметрах конкретного места, может быть снята детальными исследованиями, в результате которых будет получено реальное значение необходимого параметра. Недостаток знаний как источник неопределенности
проявляется также в форме описания связей между параметрами в модели
объекта. Во многих случаях прогнозная модель носит характер предположения с качественным описанием отношений ее параметров, в других случаях –
неизвестна область применимости установленных функциональных связей и
т.д. Очевидно, что эти пробелы в знаниях также устранимы в принципе
[Apostolakis, 1990].
Неопределенности в численных параметрах и предположениях об отношениях между параметрами, описывающими объект, которые теоретически могут быть устранены после проведения дополнительных работ, образуют 1-й тип неопределенностей. Если бы измерения физических параметров
не вносили ошибок, то достаточно было единственного измерения, чтобы
снять неопределенность 1-го типа. Повторные измерения нужны для снятия
погрешностей измерений и повышения точности результата прогнозных расчетов.
Неопределенности 2-го типа связаны со случайными явлениями. К ним
относятся явления естественного (природные катаклизмы) или техногенного
(отказы механизмов) характера и последствия действий самого человека
(аварии по вине человека), вносящие случайную составляющую в результат
прогноза. Количественная мера неопределенностей этого рода – классическая
вероятность, которая основана на относительной частотности событий, зафиксированных в статистике наблюдений, опытов, испытаний. Достоверность прогноза с помощью статистических параметров определяется вероятностью, которой пренебрегают в данном исследовании. Практически достоверным считается то событие, вероятность ненаступления которого приближается к нулю. Неопределенность, обусловленную отсутствием знания о характере распределения таких случайных величин, можно уменьшить еще до
проведения прогноза, повышая объем выборки, т.е. проводя повторные наблюдения и накапливая знания, как для физических неопределенностей.
Стохастические модели, предложенные для прогноза многих природных явлений, не могут служить основанием для точного прогноза их проявления. Например, нельзя указать время следующего землетрясения заданной
силы, хотя имеются соответствующие стохастические модели на базе распре-
83
деления Пуассона. Неопределенность с указанием точного времени следующего события нельзя устранить никаким увеличением числа наблюдений
[Apostolakis, 1990]. В общем, неопределенности 2-го типа, которые следует
называть стохастическими, можно минимизировать, но нельзя устранить
окончательно. Это значит, что даже если стохастические неопределенности в
исходных данных минимизированы до обоснованного уровня, то процесс и
результаты прогноза все равно будут содержать теоретически неустранимые
неопределенности. В этом состоит различие последствий стохастических и
физических неопределенностей, присутствующих в описании поведения объекта прогнозирования.
К сожалению, закон больших чисел, на котором основано практическое
применение теории вероятностей, бесполезен для прогноза событий, которые
случаются через периоды времени несравненно большие, чем опыт человечества. Геология как раз полна такими редкими с позиций человека событиями.
В других случаях информация может быть получена в принципе, но решение
не может ждать, пока эти строгие экспериментальные данные будут получены реально (если когда-нибудь будут). В этих ситуациях исследователь не
располагает временем для приобретения объективных оснований для того,
чтобы убедить себя в достаточности всех проведенных измерений, в их корректности и представительности результата для области, описываемой моделью, а также в правильности всех модельных предположений. Более того, в
отношении оценки адекватности выбранной для прогноза модели (верна/неверна) вообще не может быть никакой статистики [Apostolakis, 1990]. С
одной стороны, очевидно, что в последней ситуации повышение степени изученности, сколько бы времени оно не длилось, не имеет отношения к увеличению размера выборки (числу испытаний), используемой в теории вероятностей. С другой стороны – проведение детальных исследований может в
корне изменить мнение исследователя о пригодности модели, если будут выявлены какие-нибудь принципиально новые сведения об изучаемом объекте.
Чем меньше конкретных данных о моделируемом объекте имеется в
распоряжении исследователя, тем большее влияние на результаты прогноза
оказывают общий уровень знаний и субъективный опыт данного исследователя. Неопределенности, связанные с этой ситуацией  3-й тип неопределенностей, которые можно называть субъективными. В ситуации неопределенности исследователь вынужден оценивать свои выводы и решения как достоверные исходя только из собственной убежденности в достаточности оснований для этого. Его оценка зависит не только от объективного состояния знаний об объекте моделирования, но и от его личного опыта, включая индивидуальную базу объективных знаний, заблуждений и предубеждений. В связи
с этим единственный путь повышения достоверности оценок субъективных
неопределенностей – специальные формальные процедуры, позволяющие
вычленить объективную составляющую в этих оценках и получившие общее
название «методов экспертной оценки». В основе математического аппарата
экспертной оценки лежит теорема Байеса, которая позволяет заменить реально наблюдаемые события оценками независимых экспертов. Эту субъектив-
84
ную убежденность используют не только для оценки достоверности имеющегося знания, но и для прогноза будущих событий, при этом достоверность
прогноза весьма подвержена влиянию субъективного мнения эксперта, такой
прогноз осуществляющего. Обычные недостатки применения методов экспертной оценки при подготовке решений состоят в использовании неявных
или скрытых суждений экспертов и в чрезмерном упрощении процедуры получения оценочных суждений. В методическом отношении наиболее важны
перевод экспертной оценки в явную форму и создание формальных процедур
ее проведения. Только в этом случае будет обосновано привлечение строгих
математических методов, базирующихся на теореме Байеса, к обработке результатов опроса экспертов.
Экспертная оценка базируется на опыте и знаниях экспертов, а в случае
подготовки решений по достоверности оценки безопасности могильников на
отдаленное будущее соответствующего опыта у человечества нет. Поэтому
экспертам придется высказывать суждения на мировоззренческом уровне.
2.3.2. Стратегия обращения с неопределенностями
Общая стратегия обращения с неопределенностями в ОБ разработана достаточно подробно. В отношении разных неопределенностей следуют одной из
возможных стратегий [Methods..., 2012]:
 Демонстрация того, что данная неопределенность не относится к ОБ.
 Исследование неопределенности напрямую математическими методами. При вероятностном подходе каждый неопределенный параметр оценивается функцией распределения или путем серии анализов чувствительности.
 Ограничение неопределенности возможно, например, путем проведения нескольких упрощающих предположений, взятых консервативно, т.е.
предположения делаются так, чтобы вычисленные индикаторы безопасности
были бы завышены — этот подход именуют «принцип консервативности» в
ОБ.
 Исключение неопределенного события или процесса возможно, если,
в отношении него высказано экспертное суждение о том, что оно (он) имеет
очень низкую вероятность или, если его последствия будут пренебрежительно малы.
 Использование согласованного стилизованного подхода применяется,
чтобы избежать неустранимых неопределенностей, например, в поведении
человека или в будущем состоянии биосферы.
Обращение с субъективными неопределенностями (3-й тип) вызывает
наибольшие проблемы.
Для быстро меняющихся факторов, прогноз которых на продолжительный срок невозможен в принципе, используются «стилизованные» (упрощающие, но консервативные) предположения [Methods..., 2012]. Например,
это касается таких процедур как расчет поглощенной дозы [Safety indicators...,
2003]. Значение поглощенной дозы связано с привычками конкретного человека, обычаями и образом жизни всего населения. Привычки и образ жизни
85
могут быть предсказаны только на очень короткий период времени, измеряемый десятками лет (см. рис. 2.2). Для того чтобы обойти неопределенности,
связанные с предсказанием образа жизни в более отдаленном времени, существующий образ жизни и действующие нормы безопасности просто переносятся на любой будущий период. Стилизация нейтрализует неустранимые
неопределенности, но не исключает эти неопределенности в принципе. Кроме
прогноза образа жизни наименее предсказуемы процессы в биосфере из-за
антропогенной деятельности и изменений климата.
Другой подход применяется для тех переменных факторов, долгосрочный прогноз которых возможен, но зависит от изменчивых факторов. Для их
прогноза принят «сценарный подход» [Methods..., 2012]. Прогнозные расчеты
выполняются по ансамблям многочисленных сценариев эволюции системы
хранилища. Под сценарием эволюции системы захоронения радиоактивных
отходов понимается «одна из возможных последовательностей связанных
между собой событий, явлений и факторов природного и техногенного происхождения и физико-химических процессов, определяющих эволюцию системы захоронения РАО, миграцию радионуклидов в окружающую среду и
уровни облучения человека» [НП-055-14].
В современной практике используются два подхода к выявлению факторов, событий и процессов (ФСП)1 [Methods..., 2012]. Один из этих подходов (a bottom-up approach2) — это анализ внешних событий или условий (изменения климата, изначальные дефекты канистр и др.), которые могут запустить изменения в системе захоронения или воздействовать на ее надежность.
Анализ защитных функций  другой современный подход к разработке сценариев (a top-down approach). При втором подходе выполняется анализ пригодности защитных барьеров выполнять свои защитные функции и удерживать радионуклиды в течение необходимого периода времени. В мире проделана огромная работа по анализу безопасности геологических хранилищ и
созданию баз ФСП, которые рассчитаны на все типы могильников как, например, общеевропейская база [Features..., 2000] или ориентированы на условия изоляции в кристаллических породах, как шведская и финская. Имеющиеся базы ФСП, составленные для зарубежных проектов, нельзя перенести
на проект Енисейский. Это связано с особенностями размещаемых отходов,
оригинальным проектом СИБ и геологическими условиями [Кочкин, 2013].
Выявленные ФСП комбинируются в отдельные возможные сценарии
эволюции системы захоронения. Вероятность того или иного сценария может
быть установлена исходя из имеющейся информационной базы, в том числе
экспертными методами. Не обязательно и/или невозможно описывать инди1
Здесь англоязычное слово «features» вслед за НП-055-14 переведено как «факторы».
В русской версии глоссария МАГАТЭ оно переведено как «характеристики». Возможен также перевод как «особенности».
2
«Top-down» и «bottom-up». В методологии системного подхода  это обозначение
стратегий обработки информации и приобретения знаний («нисходящий» и «восходящий» подходы).
86
видуально все возможные сценарии. Однако рассмотрение достаточно полного ансамбля должно дать адекватную основу для прогноза. В ансамбль включаются разные типы сценариев. Сценарий эволюции системы, при котором
СИБ и геологическая среда функционируют в заданных пределах, называют
базовым или главным. Все возможные отклонения описывают сценарные варианты (вероятностные сценарии), а те события, которые ведут к существенным нарушениям системы обеспечения безопасности, описывают нарушающие (аварийные) сценарии.
Третий подход в обращении с неопределенностями состоит в том, что
многие неопределенности могут быть сняты путем нормативного регулирования. Это касается, например, периода продолжительности численного расчета доз и рисков.
Представление о том, что безопасность хранилища должна оцениваться
на срок, пока отходы представляют опасность, имеет под собой этическое
основание в виде принципа ответственности перед будущими поколениями.
Понятно, что даже с учетом падения радиоактивности ВАО и ОЯТ период
потенциальной опасности этих отходов практически неограничен. В последнее время сложилось мнение, что в этом вопросе следует учитывать конкурирующие этические принципы. Например, экономическую целесообразность
расчетов на период времени, выходящий за пределы существования современной цивилизации [Considering..., 2009]. С увеличением срока количественных расчетов растет число сценарных вариантов, по которым нужно делать вычисления и, следовательно, увеличиваются затраты труда и времени.
Чрезмерное удлинение срока даст мало достоверную и излишнюю информацию; напротив, ограничение вычислений слишком ранним сроком может
привести к потере важной информации, к которой обычно относят время наступления и значение пиковых доз. Практическое значение нормативного
регулирования указанного периода состоит в ответе на вопрос: ограничивать
ли продолжительность численного расчета доз и рисков или проводить расчет на весь период потенциальной опасности отходов. Отсюда вытекает необходимость научных или/и логических аргументов для обоснования расчетного периода количественного прогноза, а также обоснования индикаторов,
на основе которых могут быть установлены критерии безопасности, отличные от величины дозы или риска.
2.4. Оценка безопасности на весьма отдаленное будущее
Радиотоксичность РАО падает со временем благодаря распаду, но долгоживущие радионуклиды сохранят опасность на многие миллионы лет (см.
рис. 2.1). За такой период в хранилище и его окружении произойдут события
и процессы, скорость протекания и длительность которых может изменяться
в широких пределах. Возможность достоверного прогноза всех этих процессов и оценки их последствий для надежности хранилища и безопасности населения снижается при удалении в будущее (см. рис. 2.2). Соответственно со
временем растут неопределенности в оценке безопасности хранилища, что
87
снижает доверие к технологии геологической изоляции ВАО и ОЯТ с позиций достижимости целей, поставленных перед проектами захоронения.
Прогноз состояния хранилища после закрытия поднимает два вопроса о
временных шкалах: (1) на какой период времени необходимо делать такой
прогноз и (2) на какой период этот прогноз должен быть достоверен. Хотя их
решение опирается на научные исследования по эволюции места и оценке
вероятностей событий, оно также имеет этическую основу. Ученые должны
донести свою убежденность в достоверности прогноза до всех «заинтересованных» сторон [Falck, Nilsson, 2009]. В международном сообществе к решению ряда вопросов долгосрочной безопасности имеется общий подход, а решения на национальном уровне связаны со спецификой конкретного проекта
хранилища и природными условиями его размещения. По другим вопросам
согласие в отношении подходов к решению проблем оценки долгосрочной
безопасности не достигнуто и дискуссии продолжаются. Рекомендации международных организаций и экспертных групп [Falck, Nilsson, 2009] сводятся к
фокусированию интереса публики на краткосрочную безопасность населения, достоверность которой легче обосновать, и на защиту среды обитания в
долгосрочной перспективе.
Отсутствие общих решений находит отражение в национальных нормативных документах, регулирующих деятельность по геологической изоляции
радиоактивных отходов. Одни документы ограничиваются критериями общего характера, другие устанавливают различные критерии для разных периодов, детально регламентируя процедуру оценки безопасности на весь период
потенциальной опасности долгоживущих РАО [Safety indicators..., 2003, The
Handling..., 2004; Considering..., 2009]. В российских нормативных документах, которые следуют международным рекомендациям, закреплены общие
критерии безопасности в виде определенных допустимых значений дозы и
риска на весь период потенциальной опасности [НП-058-04, НП-055-14].
2.4.1. Проблемы применения эффективной дозы и рисков как индикаторов
безопасности
Доза – традиционный индикатор общей безопасности в атомной энергетике и
при обращении с радиоактивными веществами. В ОБ доза зависит от принятого сценария или «получателя», эволюция которого на длительную перспективу неопределена. Критика в адрес этих индикаторов связана с неопределенностями в расчетах дозы, а также потому, что безопасность, основанная
на дозовом критерии, не защищает другие виды живых организмов кроме человека. Радиологический риск зависит от дозы радиоактивности, поглощенной отдельными индивидами, проживающими в окрестностях хранилища.
Показатель эффективной дозы (или эффективная доза для представительного
индивида за год) вычисляется путем рассмотрения основных способов облучения типичного жителя. Радионуклиды могут попасть в среду обитания изза нарушений в упаковке отходов и отсутствия адекватной изоляции хранилища геологической средой. Хотя радиоактивность отходов падает с течени-
88
ем времени, долгоживущие радионуклиды могут принимать участие в формировании дозы чрезвычайно длительное время.
Значение поглощенной дозы тесно связано с привычками конкретного
человека, обычаями и образом жизни всего населения. Привычки и образ
жизни могут быть предсказаны только на очень короткий период времени. По
этой причине дозы и риски, вычисляемые для отдаленного будущего, принято рассматривать не как реальные измеряемые значения, а как некие абстрактные величины или индикаторы безопасности, которые служат для сравнения с установленными количественными критериями.
В рекомендациях Международной комиссии по радиационной защите
признается, что „ ... дозы и риски, как измерения вреда здоровью, не могут
быть спрогнозированы с какой-либо определенностью на периоды более чем
несколько сотен лет в будущее“ [Radiation Protection ..., 2000]. Таким образом, практическое использование дозы и риска в качестве критериев безопасности сталкивается с проблемой быстрого роста неустранимых неопределенностей при количественной оценке безопасности хранилищ РАО по мере
увеличения периода прогноза. Для того, чтобы обойти неопределенности,
связанные с предсказанием образа жизни в отдаленном будущем, используются модели, включающие «стилизованные» (упрощающие, но консервативные) предположения относительно образа жизни и привычек людей на любой
будущий период времени. При таком подходе дозы и риски, вычисляемые на
отдаленные периоды, должны использоваться как иллюстрация потенциального влияния РАО на гипотетических индивидов. Эта иллюстрация основана
на согласованном наборе предположений. Они должны быть специфичны для
конкретного места из-за биосферных и социальных особенностей, а также
заложенного уровня консерватизма оценки. Очевидно, что этот подход может
быть применен при расчете доз и рисков и для участка Енисейский. Открытым остается вопрос «как долго в будущем вести такие расчеты».
Из-за проблем вычисления доз и рисков рассматриваются и другие индикаторы безопасности, например, в проекте PAMINA [Performance..., 2011].
Полагают, что разные индикаторы безопасности следует применять к разным
периодам существования хранилища. Измерения концентрации радионуклидов в среде или потоки радионуклидов дают более прямые и независимые от
«получателя» результаты. Эталоном для сравнения могут быть природные
(геохимические) потоки элементов-аналогов. Для радионуклидов могут рассматриваться не дозы, а их токсичность. Однако нормативные стандарты
безопасносной концентрации радионуклидов в компонентах окружающей
среды имеются только для урана, да и то лишь в некоторых странах [Falck,
Nilsson, 2009].
2.4.2. Периодизация эволюции системы изоляции «после закрытия»
Такие понятия, как «период», «интервал» и время» являются взаимозаменяемыми, и означают «промежуток времени», в течение которого что-либо произошло или должно произойти. Однако в некоторых случаях в их употреблении могут быть различия. Так понятие «период» более пригодно для связы-
89
вания времени с процессами, а понятие «интервал» для определения конкретных сроков начала и/или окончания процессов. Например, «... развитие
хранилища в период после резких климатических изменений, которые, вероятно, произойдут в интервале от тысячи до десятков тысяч лет». Следует определить понятие «временная шкала» или «масштаб времени», под которым
понимается различная длительность процессов. Например, для многих геологических процессов она измеряется миллионами лет и более, тогда как большинство процессов в СИБ закончатся уже через сотни и тысячи лет.
Периодизация эволюции геологических хранилищ учитывает длительность наиболее значимых процессов и расчетные сроки функционирования
защитных барьеров, уменьшение опасности отходов во времени, рост неопределенностей в развитии системы изоляции, реальные возможности науки в
оценке изменчивости геологической среды. Поскольку речь идет об очень
отдаленных временах и безопасности будущих поколений, эти подходы неизбежно несут отпечаток этических принципов [The Handling..., 2004]. Важно,
чтобы все значимые ФСП были адекватно учтены. Есть каталоги ФСП, например, общеевропейский [Features..., 2000]. Использование методологии
«защитных функций»  также инструмент для оценки значимости процесса и
определения ключевых сценариев.
Изменения во времени СИБ и ее геологического окружения в значительной степени специфичны для места и проекта. В самом общем виде, они
представляют результат следующих групп событий и процессов, различающихся по своей длительности, вероятности проявления и объему охватываемого пространства.
Процессы, связанные с перераспределением вещества и энергии под
действием термальных, химических, гидравлических и механических градиентов. Эти процессы происходят вследствие нарушения геологической среды
при строительстве хранилища, размещения в нем отходов, отличающихся
своими особыми свойствами, и ведут к установлению равновесия после закрытия хранилища. Они протекают за периоды, обычно измеряемые сотнями
и тысячами лет. Пространство, в котором протекают эти процессы, примыкает непосредственно к размещаемым отходам, захватывая нарушенную при
его строительстве геологическую среду. Этот объем часто именуют «ближним полем» хранилища, границы которого не уходят далее нескольких метров от упаковок с РАО.
Процессы взаимодействия инженерных компонентов хранилища
(включая отходы) и между инженерными компонентами и геологическим
окружением. К ним, в частности, относятся коррозия контейнеров с отходами
на контакте с водой, проникающей в хранилище, миграция загрязненных вод
во вмещающие породы и взаимодействие с ними и др. Эти процессы могут
проявиться в различных масштабах времени. Пространство, в котором они
протекают, также не выходит за пределы «ближнего поля».
Процессы, протекающие в геологическом окружении хранилища, и
процессы и явления разной природы, воздействующие на подземное пространство. Примерами таких процессов и явлений служат миграция радио-
90
нуклидов за пределами ближнего поля, медленный подъем или опускание
территории, изменения климата, редкие сильные землетрясения или случайные действия человека в будущем, например, бурение в окрестностях хранилища в поисках ресурсов. Длительность большей части этих процессов измеряется сотнями тысяч и миллионами лет, либо низкой вероятностью проявления за длительные периоды. Эти процессы охватывает все пространство геологической среды, вмещающей хранилище, которое часто именуют «дальним
полем» хранилища.
В литературе можно найти несколько подходов к периодизации процесса эволюции хранилища после закрытия. Так, например, в бельгийском
проекте изоляции ОЯТ выделено три периода после закрытия хранилища:
термальный период, период изоляции радионуклидов в СИБ и геологический
период рассеивания радионуклидов. Условно временные рамки периодов
резкие, но в реальности процессы перекрывают друг друга и периоды сменяются постепенно [Considering..., 2009].
Иначе осуществлен подход к периодизации развития хранилища в программе Великобритании для низко- и среднеактивных РАО с долгоживущими
радионуклидами. Выделено 5 периодов, определяемых функционированием
ведущего барьера: матричный барьер, упаковка, цементный барьер, геологический барьер, долговременная безопасность в окружающей среде. Принципиальное отличие от предыдущего подхода  все периоды начинаются одновременно. Это объясняется тем, что все барьеры уже созданы, и среда для
миграции радионуклидов существует. При этом предусмотрен латентный период для тех барьеров, которые еще не начали выполнять свою защитную
функцию. Барьер начнет действовать, если предшествующие ему барьеры
вышли из строя из-за естественной деградации или аварийно нарушены [Considering..., 2009].
Таким образом, множественность значимых процессов и барьерных
функций исключают универсальный способ деления будущего развития хранилища на четкие периоды. Длительность процессов и пространственный
объем, который они захватывают, могут быть теми факторами, которые определяют периодизацию развития хранилища. Действительно, в нормативных
документах разных стран отмечается тенденция разделить время удержания
большинства радионуклидов в пределах СИБ (несколько тысяч – десятков
тысяч лет, область в несколько метров) и время удержания в геологической
среде (миллионы лет, сотни метров – километры) на самостоятельные периоды существования хранилища. Биосфера, в отличие от инженерных сооружений хранилища или геологической среды, не несет защитных функций и не
является частью системы изоляции. Она рассматривается как объект защиты.
Однако и этот подход не универсален.
2.4.3. Подходы к обоснованию периода численного прогноза доз и рисков
В современных международных и национальных документах период модели
для количественного расчета утечек и доз определен в очень широких пределах – от 10 тыс. до более 100 млн лет, чаще других установлен 1 млн лет
91
[Considering..., 2009]. Главная дискуссия касается подходов к периоду после
этого срока: продолжать вычислять те же индикаторы «на все времена» или
устанавливать верхний предел из-за того, что со временем падает радиотоксичность отходов, растут неопределенности, затраты и дальнейшие расчеты
теряют здравый смысл. В некоторых национальных руководствах при сохранении риска и дозы как индикаторов «на все времена» предусмотрена меньшая значимость этих индикаторов в обосновании безопасности для отдаленного будущего и возрастающая значимость дополнительных факторов, таких
как контроль качества исполнения, геологическая стабильность и других.
Для каждого предлагаемого периода расчетов приводятся свои соображения (рис. 2.4). Так, например, падение радиоактивности отходов ниже радиоактивности урановых руд могло бы быть объективным (вне этических
соображений) обоснованием предельного срока количественных расчетов доз
и рисков. Ограничение периода расчетов зависит от типа отходов, при этом
радиотоксичность ОЯТ сохраняется дольше, чем у всех других типов долгоживущих РАО [Considering..., 2009].
Рис. 2.4. Некоторые рекомендации и действующие нормы по продолжительности
расчета доз и рисков [Considering..., 2009; Safety indicators..., 2003; НП-055-14] и кривые падения индекса радиотоксичности для разных типов отходов (Project…, 2002;
цит. по [Becker et al., 2003] с изменениями). Индекс радиотоксичности – см. рис 2.1.
Еще один подход к обоснованию верхнего ограничения периода количественных вычислений доз и рисков – наличие неких важных внешних событий, разделяющих эволюцию хранилища в долгосрочной перспективе на
периоды, различающиеся в чем-то по существу. В Швеции для проекта изо-
92
ляции ОЯТ требуется оценка риска на один ледниковый цикл или не менее
чем на 105 лет. Прогнозные вычисления рекомендуется продолжать до тех
пор, пока они дают полезную информацию [Considering..., 2009].
Еще сильнее, практически ниже предела в 10 тыс. лет, может быть сокращен период количественных расчетов доз и рисков в Финляндии. Финские
нормативные документы различают «предсказуемое будущее окружающей
среды», для которого нужно обязательно делать оценки доз (несколько тыс.
лет), и «эру экстремальных климатических изменений» (за пределами нескольких тыс. лет), когда ожидается общее похолодание климата с периодами
развития вечной мерзлоты и оледенений. Правда, под влиянием парникового
эффекта, общее похолодание может отдалиться на 50 тыс. лет и более
[Pimenoff, 2011]. Аргументация такого периода расчета отражает прагматичный вопрос: «Для кого рассчитывать дозы в зоне ледников, в которой окажется территория финского могильника?» Кроме того, расчеты показали, что
через 10 тыс. лет радиологический риск от искусственных радионуклидов
приблизится к риску от поступления природных радионуклидов, содержащихся в гранитных породах окружающей среды Финляндии. Возможные изменения климата к этому времени преобразуют среду обитания человека настолько, что отказ от расчета доз становится оправдан. При этом снимаются
некоторые неопределенности в расчете миграционных потоков в биосфере
[Considering..., 2009].
Для участка Енисейский, который расположен близко к фронту возможного предстоящего оледенения, вопрос разумного ограничения периода
количественного расчета дозы и риска по климатическим основаниям также
актуален [Кочкин, 2013].
В целом можно сказать, что ограниченный и сравнительно короткий
период для расчета доз и рисков представляется более разумным с разных
точек зрения.
2.4.4. «Нерисковые» количественные индикаторы безопасности
Первоначальное намерение использовать дополнительные индикаторы состояло в том, чтобы избежать неопределенностей, присущих вычислениям
доз и рисков, основанных на предположениях о поведении людей и характере
климатических условий в отдаленном будущем. Раз так, то со временем дополнительные индикаторы безопасности стали рассматриваться в качестве
полезного инструмента к периодам времени в отдаленном будущем
[Methods..., 2012]. Содержание дискуссий о сущности оценки безопасности
на более отдаленные периоды касается введения таких количественных и качественных критериев, которые не потребуют привлечения «стилизованных»
параметров для вычисления индикаторов безопасности [Considering..., 2009].
Речь идет о введении так называемых “нерисковых” количественных индикаторов.
При таком подходе в качестве объекта для оценки защищенности берется не представитель населения, а сама биосфера как среда обитания всего
живого или даже граница геологической среды и биосферы (граница дальне-
93
го поля). В рекомендации экспертов Европейской комиссии, участвовавших в
изучении альтернативных подходов, предлагается остановиться на следующих видах индикаторов [Considering..., 2009]:
 Показатели эффективной дозы и радиологического риска, при вычислении которых требуется отразить в расчетной модели биосферные пути миграции радионуклидов и учесть образ жизни населения,
наиболее значимы для начального периода (несколько тысяч лет).
 Концентрация радионуклидов в биосферной воде, вычисление которой требует отражения в моделях условий и степени разбавления загрязненного потока в приповерхностных водоносных горизонтах и в
поверхностных водах, как индикатор предпочтителен для средних
периодов (от нескольких тысяч до нескольких десятков тысяч лет).
 Поток радионуклидов из геосферы, для вычисления которого не требуется всего перечисленного, предпочтителен для поздних периодов
(сотни тысяч лет и более).
В любом случае оценка безопасности выполняется путем сравнения
вычисленных значений индикаторов с установленными в нормативных документах критериями (если таковая норма будет установлена). Например, поток
активности из хранилища может сравниваться с естественной фоновой активностью в приповерхностных подземных водах и реках, измеренной в районах, близких и/или аналогичных по геологическим и климатическим условиям к месту хранилища. Следует помнить, что набор радионуклидов, формирующих активность, поступающую из хранилища, будет отличаться от состава радиоактивных элементов естественного происхождения.
«Нерисковые» индикаторы позволяют избежать трудности, с которыми
сталкивается оценка безопасности и интерпретация дозы и риска в условиях
неограниченных неопределенностей. Их значение может расти или даже доминировать для наиболее отдаленных периодов. Уже упоминалось, что в некоторых странах, например в Финляндии, такие индикаторы – требование
нормативных документов. Даже в тех странах, как в РФ, где такие требования
отсутствуют, национальный оператор вправе их использовать как дополнительные к предельным значениям дозы и риска для повышения убедительности оценки безопасности в отдаленном будущем.
2.4.5. Дополнительные геологические аргументы в пользу долговременной
безопасности
Кроме риска, дозы и «нерисковых» количественных индикаторов безопасности нормативные документы могут требовать приводить в Досье безопасности (или ООБ) дополнительные аргументы, демонстрирующие длительную
стабильность хранилища на период количественных расчетов доз, рисков или
других индикаторов и даже после исчерпания разумных оснований для количественных расчетов [Considering..., 2009]. Следует отметить, что сила таких
аргументов закладывается еще при выборе площадки для хранилища. С позиции прогноза долгосрочной безопасности хранилища выбор места (площадки) под хранилище определяется двумя приоритетными требованиями:
94

минимальное присутствие факторов, способных нарушить безопасность квалифицированно спроектированного хранилища в долгосрочной
перспективе (долгосрочная стабильность);

возможность получения такой информации, которая уже на ранних стадиях программы, позволит спрогнозировать безопасность хранилища
на продолжительный период времени (долгосрочная предсказуемость).
В целом, набор критериев пригодности геологической среды площадки
для размещения хранилища ориентирован на эти требования (см. раздел 1.4).
Кроме того, в документах ряда стран имеются так называемые «дисквалифицирующие» критерии. Чаще всего это относится к допустимой интенсивности сейсмотектонических явлений или вероятности проявления вулканизма.
Таким образом, в случае грамотно проведенной процедуры выбора места и
при соблюдении установленных требований вероятность и интенсивность
возмущающих событий ничтожна, скорости опасных процессов невелики, а
последствия существенно меньше, чем те ограничения, которые установлены
в требованиях по безопасности. Тем не менее, в любом случае на выбранной
площадке всегда остается некоторая вероятность проявления возмущающих
событий или процессов, а это значит, что при подготовке ДБ (ООБ) предстоит осуществить количественный прогноз геологической среды по каждому
существенному фактору.
2.4.6. Достоверность прогноза развития геологической среды
Важность геологических аргументов в обосновании долгосрочной безопасности хранилища связана с удаленным горизонтом достоверного прогноза многих геологических процессов, что дает гарантии длительной стабильности и
предсказуемости процессов в системе изоляции. Геологические события и
процессы в земной коре многочисленны, разнообразны и различаются по
скорости, срокам развития, вероятности проявления и влиянию на эволюцию
хранилища и его окружения. Длительная временная шкала, присущая оценке
и обоснованию безопасности, означает, что в рассмотрение необходимо
включать даже самые медленные процессы в земной коре и очень редкие геологические события.
Общий методологический подход к долгосрочному прогнозу геологических процессов сводится к экстраполяции в будущее существующих тенденций. По сути это тот же метод актуализма, используемый в геологии для
расшифровки прошлого, который состоит в прямом переносе сегодняшних
условий и процессов назад во времени (а при прогнозе – вперед). Современное состояние знаний накладывает на эту методологию определенные ограничения. Так выше уже шла речь о развитии хаоса в открытых динамических
системах, к которым относится геологическая среда (см. раздел 2.2).
Ретроспективное рассмотрение эволюции Земли позволяет выделить
три основных типа закономерностей в геологических процессах [Пущаровский, 1998, Пущаровский, Соколов, 2001, Хаин, 2001, Хаин, Халилов, 2009]:
направленность (необратимость), цикличность и нелинейность (неравномерность) развития.
95
Направленность в развитии выражается в необратимом изменении
структуры и перераспределения вещества Земли и ее оболочек, в эволюции
процессов, меняющих облик Земли. Необратимые изменения геологических
процессов протекают настолько медленно, что на протяжении последнего
миллиарда лет они практически незаметны, а поэтому их влияние за этот период можно игнорировать [Хаин, 2001]. Для прогноза стабильности геологической среды, в которой размещается хранилище ВАО и ОЯТ, эти изменения
также можно не учитывать.
Цикличность понимается как «... квазипериодическое повторение определенной последовательности событий или стадий развития, плавно переходящих одни в другие или выраженные скачками в этом развитии ...» [Хаин,
2001]. Цикличность выражается в периодической смене интенсивности проявления некоего физического (геологического) процесса. Изучение феномена
цикличности показало, что в развитии Земли цикличность присуща практически всем процессам, а ее масштабы варьируются от сотен миллионов лет до
часов [Хаин, Халилов, 2009]. Так, например, длительность платформенного
режима, отличающегося тектонической стабильностью, измеряется сотнями
миллионов лет. К циклическим процессам относятся медленные вертикальные колебания земной коры, периодическое изменение климата, изменчивость сейсмотектонической и вулканический активности и др. Это те факторы, которые рассматриваются как существенные для прогноза стабильности
геологического хранилища в долгосрочной перспективе. Циклические закономерности [Хаин, 2001] являются лишь осложнением главной закономерности эволюции Земли  ее общей направленности.
Для долгосрочного прогноза хранилищ РАО наибольший интерес
представляют циклы, укладывающиеся в разумный период необходимой изоляции РАО, содержащих долгоживущие радионуклиды, то есть циклы с периодичностью от нескольких миллионов лет и менее. Нижним пределом продолжительности циклов, представляющих интерес, можно считать величину
порядка нескольких тысяч лет.
Нелинейность  третий тип закономерностей в развитии Земли, они
выражаются в неравномерности протекания необратимых процессов. По
мнению В.Е. Хаина [Хаин, 2001] «... в иерархии закономерностей эволюции
Земли нелинейность занимает третье место, а первое принадлежит направленности, второе – цикличности. Нелинейность лишь осложняет и затушевывает эти закономерности, но отнюдь их не отменяет и не подменяет». Другое
мнение (парадигму) представляет Ю.М. Пущаровский [Пущаровский, 1998],
согласно которому понятие нелинейности геологических процессов – результат новых представлений о Земле, как об открытой системе, где происходит
сложный обмен веществом и энергией, сопровождающийся диссипативными
явлениями. Согласно Ю.М. Пущаровскому и С.Д. Соколову [Пущаровский,
Соколов, 2001], реконструкция прошлого (и соответственно предсказание будущего) на основе нелинейных закономерностей может выполняться путем
моделирования сложных геологических процессов. Создание таких моделей,
как и необходимого математического аппарата, дело будущего.
96
Таким образом, заключение о геологической стабильности и долгосрочной предсказуемости развития хранилища опирается на общее состояние
знаний об эволюции Земли и данных о геологической истории конкретного
района в течение продолжительных отрезков прошлого. Необратимость, цикличность и нелинейность геологических процессов ограничивают применение метода актуализма в отношении адекватной реконструкции прошлого, а,
следовательно, и для предсказания будущего. Для прогноза стабильности
геологических условий в районе хранилищ долгоживущих РАО наиболее эффективным инструментом на сегодня следует признать циклические закономерности, установленные для многих геологических процессов. Направленные необратимые изменения в земной коре измеряются гораздо большей
длительностью процессов, чем требуется для прогноза безопасности. Нелинейность сложных геологических систем, хотя и выявлена, пока еще не имеет
строгих функциональных описаний для использования в количественном
прогнозе. При этом предсказание эволюции даже наиболее стабильных площадок, основанное на экстраполяции процессов, присущих данной площадке,
становится неопределенным с удалением на достаточно долгий период времени в будущее именно по причине нелинейности геологических процессов и
их многофакторности [Кочкин, 2013]. В целом, достоверный прогноз стабильности геологических условий возможен на периоды в миллионы лет при
соблюдении существующего хода эволюции, но различен для разных процессов, отличающихся удаленностью горизонта прогноза.
Подводя итоги раздела, можно сказать, что на период изоляции долгоживущих РАО должны устанавливаться такие критерии безопасности, которые не предъявляют неразумных требований к выполнению долговременной
оценки безопасности. Необходим баланс принципов к установлению периода
количественных расчетов доз и рисков и выбору критериев безопасности на
более отдаленные периоды будущего.
97
3. ГЕОЛОГИЧЕСКОЕ ХРАНИЛИЩЕ В КРИСТАЛЛИЧЕСКИХ ПОРОДАХ
(НА ПРИМЕРЕ ЕНИСЕЙСКОГО ПРОЕКТА)
3.1. Особенности кристаллических пород, как среды размещения геологических хранилищ
В области захоронения РАО термин «кристаллические» породы означает их
принадлежность к разнообразным типам магматических (например, граниты
и туфы) или метаморфических (гнейсы) пород. Кристаллические породы обладают свойствами, которые делают их пригодными для размещения хранилищ на глубине сотен метров от поверхности. Из-за низкой пористости вода в
них преимущественно находится в нарушениях минеральной матрицы или
трещинах. Поскольку именно нарушения создают основные пути для потока
подземных вод и переноса радионуклидов, изучению трещинных систем в
кристаллических породах уделяется особое внимание.
Геологическая среда кристаллических пород всегда насыщена водой
кроме верхней маломощной зоны выше уровня грунтовых вод. Одним из
редких исключений служат пустынные районы штата Невада, США, в которых зона аэрации достигает сотен метров. Здесь на участке Юкка Маунтин
планировалось хранилище в «безводной» зоне спекшихся вулканических туфов [Дублянский и др., 1999; Swift, Bonano, 2016].
В ряде стран, таких как Швеция и Финляндия, кристаллические породы
выходят на поверхность, в других местах они перекрыты осадочными породами, что определяет различия в методах изучения места захоронения. Геофизические методы подходят для закрытых территорий, но пешеходная
съемка вместе с картировочным бурением, если это возможно, более информативна, поскольку дает возможность отбирать и изучать образцы пород оптическими или физико-химическими методами. В любом случае необходимо
глубокое бурение для получения представлений о пространственном распределении геологических структур, литологических и тектонических неоднородностей.
Исследования по размещению хранилищ в кристаллических породах
продвинулись наиболее далеко в Швеции и Финляндии [Long-ter..., 2011;
Safety Case..., 2012]. Большой вклад в решение различных научнотехнических проблем геологической изоляции также внесли работы в ПИЛ
[Hooper, 2010] в кристаллических породах Канады, Франции, Швейцарии,
Японии и ряда других стран (см. раздел 1.5),
В больших объемах кристаллических пород всегда содержатся водопроводящие трещины [Лаверов и др., 20102]. Разнообразие масштаба зон деформаций создает гетерогенную среду фильтрации подземных вод. Реальная
гидравлическая проводимость кристаллической породы, скорость и направление потока (и, таким образом, перенос радионуклидов) могут сильно меняться в пространстве. Прежде всего, в породах имеются не связанные друг с
другом поровые и трещинные пространства с застойными водами. В них доминирующим транспортным механизмом становится диффузия. В сантиметровом измерении поток в трещине часто канализирован через связанные по-
98
лые пространства между минералами, заполняющими трещины. В меньшем
масштабе (метры и более) поток концентрируется в небольшом числе проводящих структур, обычно формируемых трещинными зонами, или вдоль линий пересечения трещин. Локальные разломы, трещинные зоны или пересечения трещин образуют проводящие структуры следующего ранга (десятки
метров или больше), которые концентрируют поток еще сильнее. Геометрия
этих структур – доминирующий фактор распределения потока подземных вод
в пределах сравнительно крупных и слабопроницаемых блоков. Региональные водопроницаемые разломы служат каналами связи глубинных подземных вод с приповерхностными горизонтами и поверхностными водоемами.
Движение потока подземных вод в региональном плане удовлетворительно описывается средней проницаемостью трещиноватых пород, но может
быть осложнено зонами относительно крупных водопроницаемых тектонических нарушений. За пределами таких нарушений циркуляция подземных вод
в кристаллических массивах осуществляется лишь по отдельным трещинам и
локальным зонам повышенной трещиноватости, в то время как в основном
объеме пород движение подземных вод незначительно. Скорость перемещения вод по отдельным трещинам крайне неравномерна и при средней скорости потока, исчисляемой сантиметрами и миллиметрами в год, в некоторых
трещинах она может достигать десятков и даже сотен метров в год. В этой
связи на локальном уровне, соответствующем размеру хранилища, использовать усредненные параметры водопроницаемости недопустимо. Необходимо
представлять положение каждой проницаемой трещины [Scientific..., 2003].
Результаты изучения вмещающих пород, включая базовые свойства,
относящиеся к проекту или ОБ хранилища, — стартовая точка любого геологического описания среды размещения будущего сооружения. Они включают
разнообразные физико-механические свойства пород и характеристику напряженно-деформированного состояние in situ. При изучении геологической
структуры исследования фокусируются на нарушениях сплошности пород,
так как именно эти нарушения определяют механические и гидрогеологические свойства среды, которые важны и для безопасности хранилища и для
принятия решений по проекту.
Стандартный подход к характеристике нарушений — их классификация по протяженности. Термины «разлом», «зона нарушения» или «трещинная зона» обычно применяются к протяженным разрывным деформациям пород, включающим множество индивидуальных трещин. Зоны нарушений в
свою очередь подразделяются в соответствии с их потенциальным влиянием
на проект или безопасность хранилища. Применительно к проектам захоронения наиболее крупные региональные зоны имеют протяженность в десятки
километров. Они могут рассматриваться как естественные границы полигона
для поиска площадки. Большинство зон – локальные и имеют порядок протяженности в километры. Некоторые из них могут включаться в исследования на этапе характеристики места. Для картирования региональных зон пригодны наземные и аэрогеофизические методы. Кроме того, такие зоны обычно распознаются как линеаменты в рельефе. Для прослеживания зон наруше-
99
ний на глубину нужны особые методы, включая бурение с ориентированным
керном или бурение нескольких наклонных стволов для выявления крутопадающих зон. Оценка на основе разнообразной и разрозненной информации
достоверности объемной увязки зон нарушений в районе предполагаемого
места размещения хранилища  это особая проблема, решение которой
предшествует их визуализации [Кочкин, 2011].
Малые зоны протяженностью менее сотни метров, как правило, не поддаются индивидуальному изучению из-за редкой сети буровых скважин. Для
характеристики их свойств используются геостатистические методы. Источник информации о частоте и ориентировке в пространстве таких зон  это
керн или фотографии стенок скважин, геофизический каротаж, гидрогеологические исследования в скважинах и другие методы.
Наконец, имеются единичные трещины длиной 10 м и менее. Эти нарушения детально изучаются уже в горных выработках на глубине размещения хранилища. Для понимания возможной роли малых трещинных зон в механике вмещающих пород и структуре фильтрационного потока в хранилище, геостатистическая информация о трещинных зонах объединяется в объемных моделях, получивших название моделей дискретной трещинной сети
(ДТС/DFN). ДТС включает как минимум такие компоненты, как ориентировка пакета трещин, распределение размера трещин в пакете и количество или
интенсивность трещиноватости в объеме пород [Munier, 2004].
Для моделирования потока подземных вод в региональном и локальном
масштабе необходима гидрогеологическая информация. Такие модели используются для уточнения проекта, в ОБ и оценке среды обитания. Изначально представляется концептуальная модель (одна или с альтернативными
вариантами представления или схем движения потока подземных вод), а по
мере уточнения характеристик места устанавливаются граничные и начальные условия для математической модели, определяются значения гидравлических параметров для разных компонентов модели.
Программа тестов в единичных и кустовых скважинах включает разнообразные методы. По мере накопления информации из альтернативных вариантов выбирается наиболее подходящая модель. Проверка модели осуществляется с использованием консервативных трассерных тестов, измерениями
уровней в кустах скважин, изучением различий в химизме и изотопии трещинных и матричных (поровых) вод.
Программа геохимических исследований, результаты которых используются в ОН и ОБ, разнообразна. Обычно она включает изучение состава
трещинных и поровых вод, определение в них Eh-pH, наличия коллоидов,
микроорганизмов и газов, а также состава минеральных новообразований на
поверхности трещин. Геохимическая информация необходима при интерпретации процессов взаимодействия в системе вода – порода, понимания изменчивости состава подземных вод, оценки возраста подземных вод и времени
их продвижения до области разгрузки и многих других моделей ближнего и
дальнего поля. Основная цель этих геологических, гидрогеологических и гео-
100
химических исследований — создание моделей транспорта радионуклидов
[Hooper, 2010].
Другое направление в исследованиях кристаллической вмещающей
среды  решение проблем операционной и краткосрочной безопасности в
«тепловой» период. При проходке выработок и после размещения отходов
возможны разнообразные нарушения, связанные с механическим и тепловым
воздействием на вмещающую среду. Считается необходимым рассмотрение
совмещенных
термо-гидро-механико-химических
(ТГМХ)
процессов
[Going..., 2001].
Общепризнано, что состояние инженерного сооружения и вмещающей
среды не останется неизменным в отдаленном будущем. То же относится к
модели транспорта радионуклидов. В связи с долгосрочным прогнозом развития системы изоляции рассматриваются вопросы стабилизации физикохимических условий благодаря свойствам вмещающей формации, буферной
способности пород в отношении внешних воздействий на систему и, соответственно, возможные внешние воздействия на систему. Анализ стабильности
вмещающей среды к внешним факторам выполнялся, например, в одном из
проектов АЯЭ ОБСЕ [Stability..., 2009].
Исследования в ПИЛ в кристаллических породах позволят решить такие важные проблемы, как: калибровка моделей распределения размеров и
интенсивности трещин и трещинных систем; канализирование потоков подземных вод в трещинных системах; изменчивость локальных условий среды
при проходке горных выработок и другие.
3.2. Енисейский проект
Участок Енисейский располагается в кристаллических породах НижнеКанского массива Красноярского края (рис. 3.1). Наряду с другими участками
этого массива он уже более 20 лет рассматривается в качестве возможного
района размещения хранилища высокоактивных отходов. Однако как основное место для размещения геологического хранилища ВАО и САО он был
определен сравнительно недавно [Кудрявцев, 2008].
Проектным планом предусматривается, что в хранилище могут быть
размещены 4 500 м3 ВАО с высоким тепловыделением и 155 000 м3 САО и
ВАО с низким выделением тепла. В 2008–2011 гг. на этом участке проведены
комплексные исследования массива пород. Пробурено 10 скважин глубиной
по 700 м и 4 скважины глубиной по 200 м. [Материалы ... 2015]. В 2016 г. получено разрешение на строительство ПИЛ (см. раздел 1.5.6), а получение лицензии на строительство хранилища планируется к 2029 г. (табл. 3.1). До получения лицензии деятельности с РАО в ПИЛ не предусматривается.
Сооружения ПИЛ будут состоять из комплекса поверхностной инфраструктуры, трех вертикальных шахтных стволов глубиной до 510 м, горизонтальных выработок на горизонтах +5.0 м и 70.0 м общей протяженностью до
5 000 м, четырех горизонтальных горных выработок общей длиной 600 м для
выполнения экспериментальных работ (по две выработки на горизонтах
+5.0 м и 70.0 м) [Материалы..., 2015]. Положение ПИЛ на схеме будущего
101
хранилища приведено на рис. 1.15 (см. раздел 1.5.6). Геологические условия
участка Енисейский похожи на условия площадок Форсмарк (Forsmark, Швеция), Олкилуото (Olkiluoto, Финляндия), сложенных гранитами [Long-term...,
2011; Safety Case..., 2012]. Отличие касается геологической истории, сейсмичности и других параметров. Инженерный проект хранилища Енисейский
отличается от проекта KBS-3 в Скандинавских странах по конструкции, типам отходов (вместе ВАО и САО), составу матрицы ВАО. Близким к нему по
конструкции СИБ является бельгийский проект по захоронению в глинах
[Mallants et al., 2001] и те проекты, где матрицей ВАО служат стекла, используются стальные канистры и бентонитовый буфер [Engineered…, 2003].
Рис. 3.1. Географическая позиция участка Енисейский.
Таблица 3.1. Этапы реализации плана геологической изоляции ВАО в России [Кудрявцев и др., 2008; Лобанов и др. 2011; Поляков и др., 2013; Polyakov et al., 2013].
Этап исследований
Процесс выбора места в Нижне-Канском массиве
«Декларация о намерениях» строительства объекта окончательной подземной изоляции ВАО»
Инженерно-геологические изыскания с бурением глубоких скважин и
разработка проекта
Общественные слушания и получение разрешения на сооружение ПИЛ
Начало строительства ПИЛ
Исследования в ПИЛ и подготовка ООБ к лицензированию хранилища
102
Годы работ
1993–2005
2002, 2008
2009–2014
2012, 2015
2016
до 2029
3.3. СИБ Енисейского проекта
3.3.1. Состав радионуклидов
Геологическое хранилище предназначено для изоляции радионуклидов,
опасных своей радиотоксичностью. График падения радиотоксичности разных типов РАО показан на рис. 2.1 в разделе 2.2.1. Состав ВАО от переработки ОЯТ зависит от его состава, особенностей и общих целей технологии переработки. При переработке ОЯТ с целью дальнейшего использования радиоизотопы урана и плутония. В газовую фазу уходит 90% 14С и до 99% летучих (36Cl, 129I) долгоживущих радионуклидов [Impact of…, 2008], что вызывает снижение их содержаний в образующихся ВАО и САО. За неимением
сведений о составе отходов, планируемых к захоронению на участке Енисейский, ниже приведены литературные данные о содержаниях долгоживущих
радионуклидов в ОЯТ и отходах его переработки (табл. 3.2).
Таблица 3.2. Активность долгоживущих радионуклидов в типичном ОЯТ через 40
лет после выгрузки из реактора и в канистре остеклованных ВАО [Kristallin-1, 1994].
Радиоизотоп
Т1/2, лет
ОЯТ,
109 Бк / т
14
5.7 103
3.0 105
7.5 104
1.1 106
1.5 106
2.1 105
6.5 106
2.3 105
1.6 107
2.3 106
1.6 105
2.5 105
7.0 108
2.3 107
2.1 106
4.5 109
2.4 104
6.6 103
3.8 105
7.4 103
8.5 103
4.7 103
27.8
1.04
132
3.3
90.8
612
4.29
21.8
1.14
21.5
0.002
55.9
0.75
13
13
11.6
10500
19800
76.1
762
6.16
1.19
C
Cl
59
Ni
79
Se*
93
Zr
99
Tc
107
Pd
126
Sn
129
I
135
Cs
233
U
234
U
235
U
236
U
237
Np
238
U
239
Pu
240
Pu
242
Pu
243
Am
245
Cm
246
Cm
36
Остеклованные ВАО, канистра с 200 кг стекла
моль
Бк
–
–
107×10-2
1.07×10-1
1.06×101
1.04×101
2.56
2.78×10-1
–
3.30
1.06×10-3
1.11×10-2
9.22×10-2
5.82×10-2
3.49
8.11
2.52×10-1
1.68×10-1
1.72×10-2
3.85×10-1
3.43×10-3
3.38×10-4
–
–
1.88×109
2.18×1010
9.20×1010
6.48×1011
5.20×109
3.67×1010
–
1.90×1010
8.84×107
6.01×108
1.73×106
3.29×107
2.16×1010
2.40×107
1.39×1011
3.40×1011
6.04×108
6.90×1011
5.33×109
9.45×108
Примечание: * период полураспада 79Se равен 327 000 лет [Jörg et al., 2010]. Прочерк
— нет данных. Размеры канистры: длина 1.03 м, диаметр 0.43 м, объем 0.07 м3.
103
Из радионуклидов в ВАО главную угрозу для человека будут представлять долгоживущие продукты деления и трансурановые актиниды с периодами полураспада (Т½) в тысячи и более лет. Наиболее опасны среди них элементы с высокой миграционной способностью в водах в составе коллоидных
частиц (актиниды, цезий, олово, цирконий) или отрицательно заряженных
ионов (технеций, йод, селен, нептуний). В цементированных САО основные
долгоживущие радионуклиды —это продукты активации элементов топлива
и конструкций реактора (14С, 36Cl, 59Ni), продукты деления, в частности 129I, а
также актиниды 237Np, 239Pu [Safety…, 2004; Gaona et al., 2013].
3.3.2. Общая структура СИБ в сравнении с зарубежными проектами
Общая структура СИБ отражает концепцию обеспечения безопасности, принятую (или нормативно определенную) в той или иной стране. В большинстве стран (Швеция, Финляндия, Испания, Япония и др.) на СИБ возлагается
основная задача по обеспечению надежности хранилища. Близкие к российской концепции захоронения РАО развивают Бельгия, Франция, Швейцария,
Южная Корея и Япония, где формой (или матрицей) ВАО служат стекла, используются стальные канистры и бентонитовый буфер. По конструкции упаковки ВАО российский проект в некоторой степени сходен с «суперконтейнером» бельгийского дизайна. По составу матрицы для ВАО (алюмофосфатное стекло) проект захоронения, реализуемый в нашей стране, не имеет аналогов. В остальных странах для этого используются боросиликатные стекла
или предполагается захоранивать ОЯТ без переработки. В табл. 3.3 приведена
российская концепция СИБ в сравнении с данными по особенностям СИБ в
других странах [Engineered…, 2003].
Рекомендуемый срок службы стекломатрицы ВАО в большинстве зарубежных проектов предполагается в 10 000 лет, контейнера для остеклованных ВАО — в 1000 лет; сохранение защитных функций буфером и засыпкой
ожидается на срок более 1000 лет, а при захоронении ОЯТ и до 1 млн лет
(Швеция, Великобритания).
Ядром СИБ любого проекта захоронения ВАО служит стекломатрица.
Благодаря кондиционированию радионуклиды включены в матрицу – первый
искусственный барьер хранилища. С учетом состава жидких отходов от переработки ОЯТ (высокое содержание Al, Mo, сульфатов) в России применяется
технология их иммобилизации в Na-Al-P-стекло (алюмофосфатное) одностадийным плавлением в электропечи. На ПО «Маяк» на Южном Урале жидкие
ВАО отверждаются в Na-Al-P стекломатрицу c 1987 г. [Фосфатные…, 1997].
В остальных странах для иммобилизации ВАО используются боросиликатные стекла [Lutze, 1988; Grambow, 2006; Donald, 2010]. Опыт остекловывания радиоактивных отходов среднего уровня в боросиликатную матрицу
имеется в России [Лифанов, 2010; Лебедев, Стефановский, 2011; Лаверов и
др., 2013]. Использование B-Si стекол для изоляции ВАО предполагается в
будущем на ПО «Маяк» и в комплексе остекловывания Горнохимического
комбината [Алой, Никандрова, 2015]. Для включения жидких ВАО от переработки тонны ОЯТ требуется около тонны Al-P-стекла или 200 кг B-Si-стекла.
104
Таблица 3.3. Характеристики и предназначение различных элементов СИБ в
российском [Материалы…, 2015] и зарубежных проектах (по материалам
[Engineered…, 2003]).
Страна
Россия
РАО (среда)
ВАО, САО
(скальные
породы)
Общая роль СИБ
Удержание радионуклидов в
начальный период и минимизация
выхода в дальнейшую стадию.
Устойчивость горных
выработок хранилища.
Изоляция радионуклидов в период тепловой фазы*, минимизация
степени нарушенности пород.
Матрица
Замедление
скорости выхода
радионуклидов в
долгосрочной
перспективе.
Предотвращение
выщелачивания на
10000 лет.
Контейнер
Физическая изоляция
радионуклидов на ср
1000 лет.
Бельгия
ВАО и ОЯТ
(глины)
Финляндия
ОЯТ,
(скальные
породы)
Изоляция отходов, минимизация
выхода радионуклидов.
Не считается
частью СИБ, но
должна замедлить
выход
радионуклидов.
Исключение контакт
с водой на срок в 100
лет, но возможен бол
ранний выход
радионуклидов из-за
дефектов.
Канада
ОЯТ,
(скальные
породы)
Физико-химико-гидробиологическая изоляция отходов
и минимизации выхода
радионуклидов в геосферу в
отдаленной перспективе.
Замедление
выхода
радионуклидов в
геосферу.
Задержка радионукл
по меньшей мере на
лет.
Исключение контакт
матрицы ВАО с водо
тепловую стадию.
105
продолжение таблицы 3.3
Страна
Франция
РАО (среда)
САО, ВАО,
МОКС ОЯТ
(глины,
скальные
породы)
Общая роль СИБ
Безопасность хранения,
транспортировки и размещения,
снижение газовыделения.
Упаковка и буфер регулируют
условия в хранилище. Задержка
радионуклидов в зоне
нарушений, исключение их
миграции в геосферу.
Радиологическая безопасность,
поддержка целостности
хранилища, защита от
грунтовых вод.
Матрица
Устойчивость к
выщелачиванию
радионуклидов
на 100 000 лет.
Контейнер
Размещение и извлечение
РАО, защита от
подземных вод,
подавление выноса
радионуклидов во всех
сценариях.
Б
В
у
р
и
к
з
ФРГ
САО (соли)
Не является
частью СИБ.
Не является частью СИБ.
ВАО (разные
породы)
СИБ должна обладать
высокими защитными
свойствами, геосфере отводится
подчиненная роль в
обеспечении безопасности.
Создание восстановительных условий,
среда для сорбции
радионуклидов,
физическая изоляция на
1000 и более лет.
Южная
Корея
ВАО,
(скальные
породы)
Удержание
радионуклидов на срок
1000 лет.
М
р
н
п
Испания
ОЯТ (глины,
скальные
породы)
Минимизация поступления вод,
задержка выхода
радионуклидов, рассеяние
тепла, защита от внешних
стрессов.
Удержание радионуклидов в
начальный период и минимизация выхода в дальнейшую стадию.
Стабильность и
обеспечение
задержки или
низкого выхода
радионуклидов в
течение десятков
тысяч лет.
Предотвращение
выщелачивания
радионуклидов.
С
с
в
п
п
Н
с
с
з
т
Япония
Замедление
скорости выхода
радионуклидов.
Удержание
радионуклидов в течение
1000 лет.
З
ф
х
с
106
окончание таблицы 3.3
Страна
Швеция
РАО (среда)
ОЯТ
(скальные
породы)
ВАО (глины,
скальные
породы)
Общая роль СИБ
Проект KBS-3: форма РАО, буфер,
геосфера должны исключить миграцию радионуклидов.
Проект Kristallin-I: Обеспечение
устойчивости горных выработок
хранилища.
Великобритания
Разные отходы
и среда
США
Юкка
Маунтин**:
ВАО, ОЯТ
(туфы)
WIPP: ТУЭ
(соли)
Краткосрочная задержка продуктов
деления упаковкой. Ограничение
растворимости и выхода
радионуклидов из ближнего поля
буферированием среды.
Исключение нарушения среды при
проходке выработок, контроль за
выделением газов.
Щиты против капельной воды для
дополнения природных барьеров.
Швейцария
США
Засыпка MgO – создание химической среды, связывание СО2. Пробка из цемента, заполнитель шахт
для изоляции.
Матрица
Замедление
скорости выхода
радионуклидов
Низкий выход
радионуклидов за
150 000 лет во всех
сценариях, кроме
вторжения из-за
деятельности
человека.
Низкая
проницаемость и
ограниченный
выход
радионуклидов на
срок от 300 до 500
лет.
Контейнер
Удержание радион
течение 1 000 000
нормальном сцена
Удержание радионачальный период
повышенной темп
кроме вторжения и
деятельности чело
Уменьшение
скорости выхода
радионуклидов.
Стойкость к корро
срок более 10 000
основного сценари
Не является частью
СИБ.
Не является частью
Физическая целост
подавление выход
радионуклидов на
500 лет.
Примечание: * - срок тепловой фазы принят за 500 лет для ВАО и 2000 лет для ОЯТ;
** – заявка на лицензию для хранилища ВАО отозвана.
107
Следующий барьер  упаковка отходов. Обычно упаковка включает
внутренний металлический контейнер ВАО и внешнюю упаковку, она еще
называется пенал или чехол [Павлов и др., 2016]. В ряде проектов число
слоев увеличено за счет дополнительных изолирующих материалов.
Наиболее высокие требования предъявляются к контейнеру с ОЯТ – он
должен сохранять целостность от 100 тысяч лет до 1 млн лет. Для остеклованных отходов столь длительные сроки службы контейнера очевидно являются избыточными. Уже через 10 000 лет радиотоксичность остеклованных
ВАО снизится до уровня богатых урановых руд (см. рис. 2.1 в разделе 2.2.1).
Это относится к ВАО, остеклованным в боросиликатную матрицу. В алюмофосфатной стекломатрице, используемой в нашей стране, содержание радионуклидов в 3–4 раза ниже, а, значит, достижение ею уровня радиотоксичности, сравнимого с урановой рудой произойдет еще быстрее.
Оценка предлагаемых вариантов СИБ и их выбор проводится с учетом
следующих требований: безопасность хранилища в ходе эксплуатации и на
длительную перспективу, техническая реализуемость, простота сооружения,
управления и содержания, соответствие национальным нормам по
обращению с РАО, наличие природных аналогов, приемлемая стоимость,
существание плана – графика создания, вариабельность. Данные о составе и
назначении материалов СИБ в проектах, близких по концепции безопасности,
принятой в нашей стране – захоронение остеклованных отходов в стальных
канистрах с сорбционным бентонитовым буфером и в породах типа гнейсов
или гранитов приведены в табл. 3.4.
Таблица 3.4. Элементов СИБ и период их функционирования в проекте Енисейский
[Материалы…, 2015] и схожих проектах [Engineered…, 2003].
Страна
Контейнер /
упаковка
Углеродистая
сталь / нержавеющая сталь
Нержавеющая
сталь 304 /
нержавеющая
сталь 316L
Сталь
Буфер / засыпка
Другое
Бентонит / смесь
цемента с бентонитом
60% бентонит,
35% песок, 5%
графит / глина
Бетонная
оболочка
Бентонит
Франция
Нержавеющая
сталь / сталь
Бентонит
Заполнитель
из глины
Бентонит
Задержка радионуклидов на 10 000 лет
Задержка радионуклидов на 100 000 лет
Япония
Углеродистая
сталь
Сталь
Смесь бентонит –
песок
Бентонит
Бетонная
пробка
Нет
Десятки тысяч лет
Россия
Бельгия
Чехия
Швейцария
108
Облицовка
тоннеля
Период функционирования
Задержка радионуклидов не менее 1 000
лет
Задержка радионуклидов на 10 000 лет
Задержка радионуклидов на 150 000 лет
Общая схема СИБ в хранилище на участке Енисейский представлена на
рис. 3.2. Матрицей отходов в РФ служат алюмофосфатное стекло для ВАО
классов 1 и 2 и цемент — для САО класса 2 с долгоживущими радионуклидами. Контейнеры и упаковки сделаны из углеродистой или нержавеющей
стали. Буфер – это природный бентонит на основе минерала монтмориллонита, а засыпка – смесь цемента с бентонитом. Упаковки с ВАО класса 1 размещаются между двумя горизонтами в скважинах диаметром 1.2 м и длиной
75 м, а ВАО класса 2 и цементированные САО – в камерах горизонтальных
выработок [Лобанов и др., 2011; Поляков и др., 2013; Polyakov et al., 2013].
Рис. 3.2. Расположение ВАО и САО в проекте «Енисейский» [Лобанов и др., 2011].
109
Предполагается [Павлов и др., 2016], что для РАО класса 2 будет использоваться несколько типов контейнеров: возвратный металлический контейнер с невозвратной выемной частью для захоронения высокоактивных
отходов; тонкостенный металлический или невозвратный железобетонный
контейнер для среднеактивных отходов.
К моменту закрытия хранилища на участке Енисейский в 2047 г. в нем
предполагается разместить 4500 м3 остеклованных ВАО 1-ого класса. Там же
будут размещены 155 000 м3 отходов класса 2 – остеклованные ВАО с низким
тепловыделением и САО с долгоживущими радионуклидами в цементной
матрице. ВАО класса 1 планируется размещать в две очереди: сначала 4500
пеналов с 3 бидонами по 200 литров каждый (общий нетто объем остевлованных ВАО 1-ой очереди равен 2700 м3), а затем еще 3000 таких пеналов
(или 1800 м3). В каждом таком пенале находится по 600 литров (1500 кг)
стекла с удельной активностью (0.3–1)×1013 Бк/кг. САО с долгоживущими
радионуклидами класса 2 в цементной матрице будут размещаться в металлических контейнерах объемом 1.5 м3 в горизонтальных камерах, которые
после заполнения отходами герметизируются смесью цемента и бентонита
(см. рис. 3.2).
Похожий вариант совмещения в едином хранилище остеклованных
ВАО и долгоживущих САО в цементной форме рассматривается в рамках
Французского проекта захоронения «CIGEO». В толще глин юрского возраста на глубине 500 м предполагается разместить более 10 000 м3 остеклованных ВАО (60 000 канистр объемом 190 л массой 500 кг) и 70 000–100 000 м3
САО с долгоживущими радионуклидами [Ouzounian et al., 2014; Grambow,
2016]. Остеклованные ВАО находятся в канистре из нержавеющей стали
(длина 1.3 м, диаметр 43 см) с толщиной стенок 5 мм, которая помещается в
чугунный контейнер с толщиной стенок 55 мм для последующего захоронения. Хотя ВАО и САО размещаются в едином хранилище, они будут разобщены в пространстве и находиться в соседних галереях общей площадью
15 км2. Другая особенность французского проекта – обеспечение возможности извлечения упаковок с РАО в течение ста лет после начала эксплуатации
хранилища, старт которой намечен в промежутке между 2025 и 2030 гг.
По своей конструкции упаковка ВАО для хранилища «Енисейский»
напоминает Бельгийский «суперконтейнер» для захоронения ВАО в глинах
[Mallants et al., 2001; Bennet, 2010; Павлов и др., 2016]. В этом проекте остеклованные ВАО помещают в тонкостенный стальной контейнер, который окружен промежуточным и наружным чехлами, между которыми находится
уплотненный бентонит. В «суперконтейнере» Бельгийского дизайна имеется
7 элементов: стекломатрица ВАО, контейнер, нерадиоактивное B-Si стекло,
упаковка, бентонит, чехол, цементная облицовка, заполнитель из щебня или
из смеси глины и песка. Эта комбинация защитных элементов исключает
контакт ВАО с водой на стадии разогрева из-за распада короткоживущих радионуклидов, продолжающейся от сотен лет до первых тысяч лет, и предот-
110
вращает контакт с отходами высокощелочных вод, образующихся при разрушении цементной облицовки. Концепция подобного «суперконтейнера»
разрабатывается также в Финляндии, Швеции и Корее [Bennet, 2010]. Ее
ключевая идея заключается в том, что контейнер с ВАО, вместе с буфером и
защитным металлическим чехлом помещаются внутрь общей внешней оболочки. Оптимальная конструкция СИБ распределяет функции обеспечения
безопасности между разными барьерами, что позволит удерживать радионуклиды в хранилище в случае разрушения какого-либо одного из них, что отвечает международным требованиям по обеспечению безопасности сразу несколькими барьерами [МАГАТЭ, SSR-5, 2011].
3.4. Характеристика геологической среды участка Енисейский
Район размещения будущего хранилища расположен на водоразделе рек Енисей и Кан (рис. 3.3). Он находится на стыке трех крупных геологических
структур – Сибирской платформы на востоке, Западно-Сибирской плиты на
западе и эпиплатформенной Алтае-Саянской орогенической зоны на юге.
Район находится в юго-западной (Ангаро-Канской) части Енисейского кряжа,
являющегося выступом на дневную поверхность байкальского фундамента
Сибирской платформы. Фундамент сложен прочными гранито-гнейсовыми
породами архейского и раннепротерозойского возраста (рис. 3.4, 3.5). Они
будут служить вмещающей геологической средой для хранилища и осуществлять защитные функции.
Участок Енисейский сложен прочными гранито-гнейсами, которые по
физико-механическим свойствам в состоянии обеспечить техническую безопасность подземного сооружения, а также безопасность захоронения ВАО и
САО для населения [Материалы..., 2015]. Лабораторные исследования физико-механических, минералого-петрографических, радиохимических и других
параметров пород дали положительную оценку барьерных свойств вмещающей среды по отношению к радионуклидам в отходах, планируемых к захоронению. Сорбционные и фильтрационные свойства гранитогнейсов, определенные на их образцах, соответствуют данным, полученным в других проектах по геологической изоляции. Такие сорбционные и фильтрационные характеристики достаточны для выполнения функции замедления радионуклидов, если они покинут пределы СИБ. Низкая проницаемость пород, выявленная при проведении гидравлических экспериментов in situ, преимущественно
связана с мелкой трещиноватостью и способна обеспечить хорошее удержание радионуклидов. Присутствие в трещинах вторичных минералов, имеющих высокую сорбционную способность, гарантирует дополнительное усиление функций удержания и замедления миграции радионуклидов. Окончательное подтверждение способности геологической среды участка Енисейский выполнить возложенные на нее защитные функции следует ожидать после завершения оценки безопасности проекта.
111
Рис. 3.3. Положение участка Енисейский среди региональных геологических структур (по [Андерсон и др., 2006] с изменениями).
3.4.1. Геоморфология района
Рельеф района относится к низкогорному типу, на западе он сменяется равнинно-террасным, переходящим в пойменно-болотистый по берегам
р. Енисей. Абсолютные отметки поверхности рельефа в месте расположения
площадки ПИЛ и хранилища варьируются от +370 до +430 метров [Материалы..., 2015]. Отметки уреза воды р. Енисей +120.6 м. В пределах Енисейского
кряжа большинство исследователей выделяет четыре поверхности выравнивания [Коржуев, 1974], сверху вниз: останцовая гольцовая – 900–1100 м абсолютной высоты /позднетриасово-раннеюрская/, верхняя водораздельная –
600–800 м /позднеюрско-раннемеловая/, нижняя (основная) водораздельная –
400–500 м /позднемеловая-плиоценовая/ и придолинная – 250–350 м
/среднеплиоценоценовая/, в которую врезаны высокие террасы рек. Гольцовая
поверхность встречается только в северной, наиболее высокой части кряжа.
Придолинная поверхность развита на его западном склоне вдоль долины
112
Енисея. Все они деформированы новейшими движениями и по большей части
отделяются одна от другой достаточно отчетливыми уступами.
Рис. 3.4. Вмещающая порода: фото керна (http://www.aakolotov.ru/2013/168).
Рис. 3.5. Фотография биотит-плагиоклазового гнейса в оптическом микроскопе в
параллельных (а) и скрещенных (б) николях. Скважина Р-4, глубина 336.9 м. Размер
метки 400 мкм. Данные Б.И. Омельяненко [Петрографические…, 2011]).
113
Возраст последнего пенеплена определяет как датско-палеоценовоэоценовый, т.е. 15–20 млн лет [Миляева, 1971] и, возможно, характеризует
основную водораздельную поверхность выравнивания. Количество и возрастная индексация поверхностей выравнивания и террас трактуются неоднозначно [Коржуев, 1974]. Речные террасы Енисея и Кана в рассматриваемом и
смежных районах изучались рядом исследователей, например, В.В. Фениксовой [Фениксова, 1977], которая выделяет 8 террас. В районе с. Атаманово установлены V терраса (Q2II) – «лагерная» высотой 30–35 м, и более низкие IV
(Q4III) высотой 25–35 м и III террасы (Q2III) высотой 18–25 м. Низкие террасы
и поймы обычно образуют довольно плоское днище долины Енисея и его основных притоков.
Для отложений террасового комплекса долины Енисея характерно широкое распространение подпрудных отложений, которые формировались
выше наступавшего с севера ледника. Эти отложения не всегда четко отделяются от собственно террасового аллювия, с которым они местами переслаиваются. Предполагается [Фениксова, 1970], что средне-плейстоценовый
(самаровский) подпрудный водоем проникал к устью р. Ангары, а уровень
позднене-плейстоценового (позднезырянского) водоема достигал высоты 140 м
[Палеогеография..., 1980]. В настоящее время значение уреза воды р. Енисей у
Красноярска составляет 138 м, из чего можно допустить, что последний водоем целиком покрывал долину Енисея в рассматриваемом районе.
Территория всей северной части Нижне-Канского массива представляет собой преимущественно денудационную равнину, осложненную достаточно развитой овражно-речной сетью. На водораздельных площадях хребта абсолютные отметки составляют 230-540 м (нижняя /основная/ водораздельная
поверхность). Относительные превышение над уровнями рек и ручьев – 100–
350 м. Выровненные водоразделы являются фрагментами древнего пенеплена, оставшимися благодаря тому, что район не захватывали покровные оледенения четвертичного периода. На этой поверхности сохранилась позднемеловая каолиновая кора выветривания. Ее останцы имеют мощность 5–15 м, а
на поверхности малоизмененных пород встречаются горизонты дресвы мощностью до 1–3 м. Лучше сохранилась поверхность выравнивания неогенраннечетвертичного времени (5–1 млн лет). В это время Сибирская платформа находилась в состоянии тектонического покоя и в климатических условиях, близких к современным. На поверхности формировались монтмориллонит-гидрослюдистые красноцветные образования. На вершинах и пологих
склонах возвышенностей их мощность достигает 10 м [Андерсон и др., 2006].
3.4.2. Вмещающие породы
Участок Енисейский расположен на невысоком Атамановском хребте (300–
500 м), крутые склоны которого ограничивают долину Енисея с востока. Выступ фундамента, слагающий Атамановский хребет, с запада отделен от осадочного чехла Западно-Сибирской плиты по Муратовскому надвигу. На юге
114
он граничит со структурами Рыбинской впадины палеозойского и мезозойского возраста, относящейся к Алтае-Саянскому орогену, на востоке фундамент перекрыт чехлом юрских угленосных осадков Канско-Тасеевской впадины, входящей в состав Сибирской платформы.
3.4.2.1 Стратиграфия
В геологическом строении района принимают участие гнейсовые толщи канского и енисейского метаморфических комплексов, угленосные осадки юры и
современные элювиально-делювиальные рыхлые отложения (см. рис. 1.8, в
разделе 1.4.5).
Архейские образования канского метаморфического комплекса сложены породами, регионально метаморфизованными до гранулитовой фации,
они разделены (снизу вверх) на кузеевскую (ARkz) и атамановскую (ARat)
метаморфические серии. Кузеевскую серию слагают гиперстеновые, гранатгиперстеновые и гранат-биотитовые плагиогнейсы и двупироксеновые кристаллические сланцы, имеющие в средней части разреза горизонты гранатдвуполевошпатовых, а в верхней – кордиеритсодержащих разновидностей
гнейсов. В составе атамановской серии доминируют силлиманит-гранаткордиеритовые и гранат-биотитовые гнейсы и биотит-кордиеритовые кристаллические сланцы. Видимая мощность канского метаморфического комплекса 4000–4500 м. Граница между сериями условно проводится по исчезновению гиперстена в породообразующих количествах в кузеевской и появлению кордиерита в породообразующих количествах в атамановской метасериях. Архейский возраст канского комплекса подтвержден значениями в 4100
± 200 млн лет для монацитов из чарнокитов [Материалы..., 2015]. Изотопный
возраст метаморфических пород канской серии составляет 4.1–3.1 млрд лет.
[Ножкин и др., 1989, Ножкин, 2009].
Раннепротерозойские образования енисейского комплекса сложены породами амфиболитовой фации регионального метаморфизма и со стратиграфическим и угловым несогласием залегают на гранулитах канского метаморфического комплекса. Они подразделяются (снизу вверх) на исаевскую
(PR1is) и среднянскую (PR1sr) метаморфические серии. Этот комплекс выходит на поверхность за пределами участка к западу от него. Возраст комплекса
определен по вулканитам и жильным гранитам как 2687–2457 млн лет. Контакты между канским и енисейским комплексами практически всеми исследователями картируются как тектонические [Материалы..., 2015].
Восточнее района Енисейского участка в пределах Тельской впадины
известны осадочные отложения юрского возраста (J1-2). Они трансгрессивно
залегают на глубоко эродированном докембрийском фундаменте, в опущенном блоке, в кровле которого, вероятно, сохранилась древняя кора выветривания. Горизонтально залегающие юрские отложения представлены континентальной угленосной формацией.
115
Кроме того, на породах кристаллического фундамента повсеместно
развиты нерасчлененные рыхлые элювиально-делювиальные отложения –
суглинки, супеси и пески с включением дресвы и щебня подстилающих раннедокембрийских пород. Мощность отложений колеблется от 5-6 м на склонах до первых десятков метров на плоских водоразделах (преимущественно
реликты древней коры выветривания) и в долинах логов. В руслах ручьев
развиты современные аллювиальные отложения. Они представлены илистыми песками с включением слабо окатанного галечно-гравийного материала. В
4–5 км к западу от участка развиты плейстоцен-голоценовые галечники, пески и супеси 6-ти террас долины р. Енисея. Общая мощность аллювиальных
отложений колеблется от 12 до 20 м [Материалы..., 2015].
3.4.2.2. Магматизм
Докембрийские метаморфические комплексы подверглись ультраметаморфизму и гранитизации в процессе таракской гранитизации в рифее (1850–
1890 млн лет) и становления Нижнеканского гранитного массива. В результате образовались обширные поля инъекционных мигматитов [Андерсон и др.,
2006]. Нижне-Канский гранитоидный массив площадью около 3 500 км2 является одним из крупнейших в Средней Сибири. Массив вытянут в северозападном направлении более чем на 100 км в соответствии с ориентацией
вмещающих тектонических глыб архея и протерозоя. Подводящий канал, согласно гравиметрическим данным, находится в центральной части на глубине
3.5–4.0 км. Сложное строение массива определяет неоднозначную интерпретацию одних и тех же фактических данных [Линд и др., 2004; Попов, 2001].
Нижне-Канский массив относится к полифазной гранитовой формации.
В первую фазу внедрения формировались диориты, кварцевые диориты, тоналиты и гранодиориты, во вторую – биотитовые граниты и лейкограниты.
Жильная фаза представлена жилами и дайками аплитов, пегматитов, диабазов, лампрофиров [Даценко, 1995]. Породами, вмещающими гранитоидный
массив, являются архейские кристаллические сланцы и гнейсы, местами прорванные небольшими телами пород основного состава (габбро, габбронориты, нориты), а также раннепротерозойские двуслюдяные сланцы и плагиогнейсы. Контакты с вмещающими породами полого погружаются под
гранитоиды, чем определяется воронкообразная форма массива в разрезе.
На северной границе массива, по р. Кан и устьям рек Большого и Малого Итата, на протяжении 3–5 км плагиогнейсы и кристаллические сланцы архея интенсивно изменены внедрением мелких тел гранитоидов и сплошной
послойной мигматизацией. Все минералы гнейсов, кроме кварца, замещаются
агрегатом мусковита и биотита. На востоке по р. Кан в устье р. Сокаревки
архейские гранат-гиперстеновые гнейсы прорваны гранитными сателлитами,
мигматизирующими вмещающую толщу. Пироксен при этом замещается роговой обманкой, гранат – биотитом и кварцем, плагиоклаз – мусковитом. На
116
юге и западе породы Нижне-Канского массива контактируют с архейскими
биотитовыми гнейсами атамановского комплекса.
3.4.2.3. Нижне-Канский гранитогнейсовый купол1
Данные о строении Нижне-Канского гранитоидного массива и вмещающих
его гнейсовых комплексов, а также петрографии слагающих его пород [Исследования..., 1999] указывают на то, что это типичный гранитогнейсовый
купол. Такие геологические структуры широко распространены в природе и,
будучи сформированы по определенному механизму, обладают общими чертами, типичными для всех куполов, и индивидуальными особенностями,
свойственными данному конкретному куполу. Изучением особенностей и
условий формирования гранитогнейсовых куполов занимались многие исследователи, но наибольшее внимание этой проблеме уделено Т.Г. Павловой
[Павлова, 1967] и Ф.А. Летниковым [Летников, 1975]. Гранитогнейсовые купола формируются в областях развития мощных осадочно-вулканогенных
толщ под воздействием глубинных флюидов, обогащенных Si, K, Na и H2O.
Метаморфические (в том числе и гранитизированные) породы в пределах
гранитогнейсовых куполов формируются на больших глубинах в условиях
альмандин-амфиболитовой фации. В этой фации выделяется три субфации по
возрастанию температуры их образования: ставролит-альмандиновая, дистенальмандин-мусковитовая и силлиманит-альмандин-ортоклазовая. В периферических частях массива преобладают метаморфические породы, гранитизированные и магматические породы тяготеют к центральным частям гранитогнейсовых куполов. Эта тенденция очень четко проявлена в пределах Нижне-Канского гранитогнейсового массива.
Размеры и степень развития гранитогнейсового купола определяет интенсивность процессов гранитизации. По этому признаку купола делятся на
три типа, между которыми существуют переходные разновидности. При переходе от первого к третьему типу растет степень метаморфизма и гранитизации. Основная часть куполов 1-го типа сложена породами эпидотамфиболитовой фации метаморфизма. Лишь в центре заметную роль начинают играть метаморфические породы альмандин-амфиболитовой фации,
мигматиты и гнейсы. Такое строение купола свидетельствует, что процессы
плавления в куполе имели ограниченное развитие или же центральная часть с
преобладанием гранитов скрыта на глубине. Купола 2-го типа в центральной
части сложены гранитоидами с прототектонической структурой, конформной
с полосчатостью метаморфических пород. В основной их части преобладают
метаморфические породы альмандин-амфиболитовой и реже гранулитовой
фаций, главным образом гранитогнейсы. Гнейсы и кристаллические сланцы
находятся в подчиненном количестве. Купола 2-го типа служат примером,
когда процессы плавления гнейсов не были завершены. Купола 3-го типа об1
текст раздела написан Б.И. Омельяненко.
117
разуются при наиболее интенсивном проявлении процессов гранитизации. В
их строении преобладают гранитоиды, на образование которых за счет гнейсов указывают реликтовые структурные элементы и теневые гранитоиды,
гранито-гнейсы и гнейсы, развитые в периферической части купола. Гранитоиды представлены как продуктами гранитизации вмещающих пород in situ,
так и магматическими телами, инъецированными в виде расплава. Часто в
виде тел различной формы встречаются метабазиты, амфиболиты и диабазы.
Соотношение гранитоидов и основных пород в составе зависит от состава
исходного субстрата.
По данным изучения керна скважин участка Енисейский характерным
минералом метаморфической толщи является силлиманит, что свидетельствует о формировании пород в условиях наиболее высокотемпературной силлиманит-альмандин-ортоклазовой субфации регионального метаморфизма.
Особенности Нижне-Канского кристаллического массива позволяют отнести
его к гранитогнейсовому куполу, переходному между 2- и 3-м типами. В его
строении принимают участие магматические тела гранитоидов, мигматиты, в
различной степени гранитизированные гнейсы, гнейсы преимущественно
гранитоидного состава, метабазиты, амфиболиты и диабазы.
3.4.3. Геологическая структура участка
Верхняя часть литосферы имеет развитую систему структурных нарушений,
представленных тектоническими разломами и трещинами различного масштаба, которые ограничивают сравнительно монолитные структурные блоки.
При этом дизъюнктивы могут быть как проводниками, так и экранами для
флюидов, причем проводящие разрывные нарушения со временем могут переходить в разряд экранов, благодаря различным наложенным процессам
[Адушкин и др., 1996]. В тектонически активных и в стабильных регионах
имеются активные тектонические нарушения на всех масштабных уровнях. В
земной коре постоянно идут процессы различного пространственновременного уровня: землетрясения, деформации зон разломов, дифференциальные движения блоков и т.п. Все эти явления характерны и для юга Енисейского кряжа и составляющих его структур.
Нижне-Канский массив расположен в зоне сочленения Енисейского
кряжа с Западно-Сибирской плитой, от которой породы кряжа отделены системой параллельных субмеридианальных разломов, главным из которых является Муратовский. По этому разлому амплитуда смещения кровли докембрийского фундамента достигает 720 м [Андерсон и др., 2006]. Северная
часть Нижне-Канского массива в пределах водораздела рек Енисей и Кан
рассечена серией глубинных разломов – магистральных тектонических нарушений, подвижки по которым продолжаются в наше время. Ориентация
разломов субмеридианальная, выраженная в рельефе руслами рек. К востоку
от Муратовского разлома расположены разломы (рис. 3.6.): Правобережный,
118
разлом долины Черского, Большетельский, Малотельский, Большой и Малый
Итатские, Канско-Енисейский [Лукина, 1996, Лукина, 1999].
Рис. 3.6. Система разломов Енисейско-Канского междуречья (по [Лукина, 1999],
фрагмент с дополнениями).
Движения по разломам носят сбросово-сдвиговый характер с различными амплитудами и направленностью смещения блоков. Разломно-блоковая
структура северной части массива представляет систему тектонических ступеней, гипсометрические отметки которых снижаются с востока на запад: от
приподнятого края Сибирской платформы к относительно опущенной Западно-Сибирской плите. Ширина («шаг») ступеней 5.0–5.5 км, амплитуды смещения – от десятков до сотен метров. Субмеридианальные разломы, по крайней мере, Большетельский и Малотельский, существовали в докембрийское
время. Стабильный режим территории с отсутствием тектонических поднятий наблюдался в эоцене и продолжался 35–45 млн лет до границы миоцена и
119
плиоцена (около 5 млн лет назад), после чего началось неотектоническое
поднятие района [Лукина, 1999].
Формирование разломов сопровождается деформацией окружающих их
пород, образованием оперяющих трещин в зонах динамического влияния.
Ширина зон зависит от длины активного разлома. Так, например, для Малого
Итатского разлома ширина зоны динамического влияния на поднятом крыле
составляет 1.3 км, а на опущенном — 1.15 км. В зонах динамического влияния активных разломов происходит трансформация полей тектонических напряжений. В результате формируются закономерно ориентированные по отношению к активным разломам трещины: открытые, совпадающие по направлению с траекториями сжимающих напряжений, и закрытые, притертые
– перпендикулярные к ним. За пределами зон динамического влияния породы
массива остаются неизменными и подчиняются современному региональному полю напряжений.
Кроме активных разломов в северной части массива развиты протяженные (5–7 км) прямолинейные мегатрещины. Ориентация раскрытых трещин для западной и восточной части изучаемой территории различна: на западе это СВ, на востоке – ССЗ и ССВ. Причиной является разная кинематическая характеристика полей тектонических напряжений к западу и востоку
от Большого Итатского разлома [Лукина, 1999].
3.4.3.1. Геологическое строение участка «Енисейский»
Участок «Енисейский» находится на северо-западном окончании НижнеКанского гранитогнейсового купола в породах атамановской серии канского
метаморфического комплекса. Толща метаморфических пород разбита разрывными нарушениями на тектонические блоки. Участок расположен в одном из относительно монолитных блоков [Материалы..., 2015]. Этот блок с
запада и востока ограничен субмеридиональными Атамановским и Правобережным разломами, а с юго-запада и северо-востока – Байкальским и Шумихинским разломами, диагональными по отношению к первым.
Геологическое строение участка Енисейский изучено в 2001–2011 гг.
разведочным бурением глубиной до 700 м и комплексными геофизическими
работами (рис. 3.7).
На участке Енисейский сланцево-гнейсовая толща атамановской серии
прорвана дайковыми комплексами как минимум двух генераций. К первому
относится комплекс даек габбро-долеритов мощностью от первых до 40 и
более метров. Более поздние дайки габбро-диабазов, трахидолеритов и лампрофиров являются секущими по отношению к дайковому комплексу первого этапа. Их мощность варьируется от десятков сантиметров до нескольких
метров. Образование комплекса послойных и секущих даек на территории
площадки относят к рубежу позднего архея – раннего протерозоя, что отвечает времени завершения прогрессивного регионального метаморфизма канского метаморфического комплекса [Материалы..., 2015]. На настоящем, пока
120
слабом, уровне изученности информация, полученная при документации керна скважин об элементах залегания пород, даек, зон деформаций и других
нарушений сплошности среды размещения хранилища, допускает альтернативные варианты увязки в объеме изученного блока.
Рис. 3.7. План-схема расположения глубоких разведочных скважин на площадке
ПИЛ и хранилища (по [Поляков и др., 2013] с изменениями)
1 – проекция камер размещения отходов на поверхности; 2 – контур площадки; 3 –
скважины и их номера; 4 – водораздел; 5 – ручьи.
Преобладающие углы падения гнейсовидной полосчатости 5–30°, доходящие до 40–60° в местах локальных тектонических дислокаций, например, на контактах с дайками долеритов. Считается, что внедрение комплекса
даек долеритов первой генерации произошло по сравнительно пологой сети
нарушений. Породы сланцево-гнейсовой толщи вместе с секущими их дайками слагают пологую антиклинальную складку. Сеть мелких трещин в гнейсах и долеритах преимущественно залечена продуктами метасоматоза, особенно на глубине [Материалы..., 2015].
121
3.4.3.2. Характеристика трещиноватости
Сеть разрывных нарушений, проявленных непосредственно на территории
участка Енисейский, сформирована разломами и зонами трещиноватости.
Среди них встречаются древние разломы, залеченные различными минеральными ассоциациями, и открытые трещины. Площадка будущего хранилища
находится в центральной части относительно монолитного блока в стороне от
главных региональных тектонических зон, но внутри этого блока развиты
тектонические нарушения высоких порядков. Они имеют разную природу,
минеральное выполнение, проницаемость. Характеризуя состояние изученности тектонических нарушений пород участка Енисейский, можно констатировать следующее. Разрывные нарушения, проявленные в породах кристаллического фундамента, относятся к разломам высоких порядков и имеют незначительные мощности. Сквозных разрывных нарушений и зон трещиноватости, идущих от поверхности до уровня размещения, не выявлено. Ранние
тектонические деформации, нередко сопровождавшиеся внедрением даек
первого этапа, залечены процессами, связанными с ультраметаморфизмом и
гранитизацией. Наследующие их более поздние разрывы в виде зон брекчирования, дробления и трещиноватости часто залечены процессами регрессивного метаморфизма (диафтореза). Минеральное выполнение этой стадии разнообразно. Оно проявляется в виде прожилков карбоната, кварца, хлорита,
эпидота, хлорита с кальцитом и выполнения ими цемента брекчий. Изучение
разнопорядковой трещиноватости показало, что на фоне регулярной первичной трещиноватости (5-й порядок) гетерогенное распределение имеют более
протяженные зоны трещиноватости (4-й порядок) и зоны дробления (3-й порядок) [Румынин и др., 2016].
Анализ материалов по изучению гидрогеологических характеристик
массива показал, что имеются факты прямой связи трещинных систем как по
латерали, так и по вертикали. Нисходящая фильтрация на участке Енисейский развивается по сети трещин, между которыми сохраняются изолированные блоки, в которых подземные воды не вовлечены в этот напорный глубоко циркулирующий поток. Прямых геологических данных для решения этого
вопроса недостаточно. Редкая сеть разведочных скважин не позволяет достоверно увязать между собой конкретные тектонические нарушения и зоны
трещиноватости, выявленные при документации керна скважин, а, следовательно, и оценить их влияние на водопроводимость массива.
3.4.4. Гидрогеологическая информация
3.4.4.1. Климат, условия питания и движения подземных вод
Нижнеканский массив расположен в континентальной области умеренного
климатического пояса с годовым количеством осадков 540–560 мм. Осадки за
ноябрь – март: 130–160 мм; апрель – октябрь: 390–400 мм [Андерсон и др.,
2006]. Климат района резко континентальный с продолжительной суровой
зимой и коротким жарким летом. Среднегодовая температура воздуха -0.5 …
122
-3.0 °С. Среднемесячная температура января -20… -22; июля: +18…+20°С.
Глубина сезонного промерзания достигает 210–300 см. Полное оттаивание
грунтов заканчивается в июле. Такая криогенная обстановка играет существенную роль в формировании подземного и поверхностного стоков. Сезонная
мерзлота выступает не только в роли временного водоупора, усиливающего
поверхностный сток весной и в начале лета, но и существенным образом ограничивает инфильтрационное поступление атмосферных осадков вглубь
гранитогнейсового массива по зонам трещиноватости пород. Область питания располагается над возвышенной частью водораздела рек Енисей и Кан,
область транзита – по понижениям и долинам рек, а область разгрузки – по
руслам и прибрежным частям водной системы.
Аккумуляция атмосферных осадков происходит на плоских водоразделах, сложенных элювиальными суглинками и глинами. Протяженность плоских водоразделов от 1.2 до 10 км, их ширина — 0.3–1.5 км и более. Преобладающие высоты водоразделов меняются от +300 до +600 м. Водоносную
зону экзогенной трещиноватости гранитогнейсов можно характеризовать как
водообильную, с максимальным наполнением в начале лета и наименьшим
зимой. Ее максимальная мощность достигает 50–70 м. В среднем глубина залегания зеркала грунтовых вод под осевыми линями водоразделов в бассейне
Енисея и Кана составляет 20–30 м.
Недра Нижне-Канского массива, как и другие области байкальской
складчатости, характеризуются инфильтрационным (гидростатическим) режимом подземных вод. Отсутствие глубинных механизмов формирования
напоров на глубинах до 2–3 км определяет отсутствие восходящих фильтрационных водных потоков в области транзита. Преобладание нисходящих инфильтрационных потоков определяет гидродинамическую защищенность
приповерхностных и наземных сред, наиболее эффективную в областях водораздела. Пространства речных долин следует рассматривать как области
разгрузки регионального потока с восходящим направлением движения подземных вод.
В верхних частях Нижне-Канского массива – в зонах гипергенеза и развития трещиноватости можно ожидать сохранения водными растворами основных свойств поверхностных вод. Изменения параметров подземных вод
могут происходить по мере их продвижения вглубь массива. Взаимодействие
вод, содержащих растворимые соли, газы, органические вещества и коллоиды
со сложным минеральным комплексом горных пород, может приводить как к
увеличению миграционных процессов, так и к их подавлению. Например, по
мере нисходящей миграции подземные воды обедняются кислородом, что
влияет на окислительно-восстановительный потенциал, который регулируется реакциями с железосодержащими минералами. Взаимодействие водных
растворов с гнейсами и гранитами, содержащими кларковые концентрации
хлора и серы, приводит к увеличению хлоридно-натриевой и сульфатнонатриевой составляющих в водной фазе [Крайнов, Рыженко, 1996]. В глубо-
123
ких зонах кристаллических щитов, сложенных гнейсово-гранитоидными породами, найдены трещинно-жильные высокоминерализованные воды. Так,
например, на Канадском, Балтийском, Украинском, Бразильском щитах в интервалах глубин 1080–1650 м обнаружены существенно хлоридные рассолы с
минерализацией 280–325 г/л [Крайнов, Рыженко, 1997]. В глубинных областях Нижне-Канского массива ничего подобного не обнаружено.
Фильтрационные свойства плотных кристаллических пород определяются, в основном, особенностями текстур, структур и морфологии порового
пространства [Шмонов и др., 2002]. Актуально изучение возможной связи
состава подземных вод с минеральным составом вмещающих гнейсов и их
структурой. Сложная, многозональная система внутриформационных подземных растворов с изменяющимися физико-химическими свойствами требует детальных гидрогеологических исследований и проведения натурных испытаний.
3.4.4.1. Гидрогеологическая характеристика участка
Гидрогеологические данные [Материалы..., 2015] показывают, что водоносность кристаллических пород на участке Енисейский соответствует общим
представлениям. Она определяется характером и степенью их нарушенности
и затухает с глубиной, по мере исчезновения трещиноватости, сформированной экзогенными процессами (выветривание, выщелачивание и т.д.). Поверхность подземных вод повторяет в сглаженном виде рельеф, и имеет глубину
залегания 20–50 м и более на водоразделах и 2–10 м в днищах долин. На глубинах ниже 80–250 м подземные воды приурочены к системам тектонических
нарушений, интрузивным контактам и трещинам в толщах монолитных пород. Гидродинамический поток трещинных вод при совместном влиянии локальных и региональных градиентов уровня подземных вод имеет сложный
характер и соответствует модели [Toth, 1963], которая применительно к условиям Енисейского участка выглядит так, как представлено (рис. 3.8). Трещинные воды условно разделяются на трещинно-грунтовые (локальные потоки) и трещинно-жильные (региональный поток).
В верхней части разреза направление потоков трещинно-грунтовых вод
контролируется гипсометрическим положением земной поверхности, мощностью зоны экзогенной трещиноватости и протяженностью трещин, глубиной
эрозионных врезов и имеет локальный характер и отличается активным водообменом. Областью разгрузки регионального потока подземных вод является
р. Енисей [Материалы..., 2015]. По обводненности, характеру распространения и движения подземных вод на участке Енисейский выделены три гидрогеологические зоны [Материалы..., 2015]:
1. Локально обводненный горизонт четвертичных элювиальноделювиальных отложений.
Глубина залегания горизонта колеблется от 0.3 до 30 м (в среднем около 10 м). Он не выдержан по площади, а по типу вод относится к пластовому
124
безнапорному и подстилается относительно водонепроницаемой толщей суглинков и архейскими метаморфическими породами. Водовмещающие породы представлены суглинками, супесями и глинами с подчинённым количеством песчано-гравийного материала. Наибольшее обводнение элювиальноделювиальные отложения имеют в периоды снеготаяния и затяжных дождей.
В «сухие» периоды обводнение имеет линзообразный характер за счет литологических неоднородностей, чаще всего приурочено к местным понижениям
рельефа. По данным проведенных исследований, а также по аналогии со
смежными районами, фильтрационные свойства делювиальных отложений
неоднородны: коэффициенты фильтрации составляют от десятых долей до
20 м/сут. Питание подземных вод этого горизонта происходит за счет атмосферных осадков и бокового притока. Разгрузка водоносного горизонта осуществляется за счет испарения с уровня грунтовых вод, перетекания в нижележащие водоносные горизонты, а также в виде подземного и поверхностного стока в долины ручьев.
Рис. 3.8. Модель потока трещинных вод при совместном влиянии локальных и региональных градиентов уровня подземных вод [Toth, 1963] применительно к условиям Енисейского участка.
2. Относительно водоносная зона экзогенной трещиноватости в сланцево-гнейсовой толще
Трещинно-грунтовые воды в этой зоне приурочены к обильной экзогенной трещиноватости метаморфических и интрузивных пород. Эти трещины перехватывают сток поверхностных вод и потоки локальных водоносных
горизонтов, опуская их ниже местного базиса эрозии. Гидродинамический
режим в этой зоне напорно-безнапорный, глубина циркуляции, в основном,
125
до глубины 80–220 м. В зависимости от рельефа, подземные воды зоны
вскрываются на глубинах от 10 до 150 м, уровни устанавливаются на глубинах от 0 до 50 м. Коэффициенты фильтрации, измеренные для интервалов
скважин, вскрывающих зону экзогенной трещиноватости, изменяются от
0.0002 до 0.3 м/сут. Как следует из фильтрационных свойств пород, в этой
области могут образовываться лишь отдельные слабоводоносные зоны трещинно-жильных вод со сложными связями и разной водопроводимостью в
плане и разрезе. Это подтверждается различиями в статических уровнях на
различных глубинах. Трещинно-грунтовые воды, циркулирующие в зоне экзогенной трещиноватости, образуют бассейны радиального стока, направление которого определяется современной эрозионной сетью рельефа, в отдельных участках которой осуществляется их частичная разгрузка. Большая
часть вод дренируется в верховьях долинных водотоков разветвленной сети
логов – водосборников, имеющих в плане перистый вид (рис. 3.9). При выходе на поверхность они просачиваются через делювиальные отложения, образуя в тальвеге долин заболоченные участки.
Питание подземных вод трещинно-грунтового горизонта происходит за
счет атмосферных осадков, перетока из вышележащего горизонта и бокового
притока. Основное направление транзита – горизонтальное. Вертикальные,
нисходящие и восходящие движения подземных вод имеют подчиненное
значение. Разгрузка подземных вод осуществляется за счет подземного стока
в долины мелких рек и ручьев (р. Шумиха, ручьи Безымянный, Студеный,
Меркурьев и др.) и перетекания в нижележащие трещинные зоны тектонических нарушений.
3. Условно водонепроницаемая зона кристаллических пород (региональный поток).
Зона сложена монолитными разновидностями переслаивающихся гнейсов и кристаллических сланцев, а также дайками габбро-диабазов. Эти породы претерпели различные метасоматические изменения, которые привели к
залечиванию древних зон трещиноватости. В этой зоне трещинно-жильные и
поровые подземные воды распространены ограниченно. Трещинно-жильные
воды, как установлено по данным гидрогеологических тестов, связаны с зонами тектонических нарушений или интрузивных контактов. На территории
Нижне-Канского массива наиболее обводнены разломы, приуроченные к
структурам, подновленным или сформировавшимся под влиянием неотектонических или современных движений. Фильтрация трещинно-жильных вод
по этим структурам обусловлена открытыми, гидравлически связанными
трещинными зонами, сформированными в ходе новейшей тектонической активизации.
126
Рис. 3.9. Современная эрозионная сеть рельефа Енисейского участка. Цветом выделены водосборные области разных порядков. Левую часть занимают водосборные
области Енисея, правую (зеленовато-серый цвет)  Б. Тели.
Питание подземных вод условно водонепроницаемой зоны осуществляется за счет перетока из вышележащей зоны экзогенной трещиноватости и
бокового регионального потока. В этом процессе основную роль играет инфильтрация атмосферных осадков. Атмосферные осадки просачиваются через покров элювиально-делювиальных образований в зону региональной
трещиноватости, где и формируются основные запасы трещинных вод. Другим каналом инфильтрации поверхностных вод являются многочисленные
выходы скальных пород, где эти воды проникают в трещиноватую зону кристаллических массивов. Только незначительная доля атмосферных осадков
127
достигает нижней, условно непроницаемой, зоны, где сливается с региональным потоком. Разгрузка регионального потока происходит далеко за пределами участка в смежных гидрогеологических структурах, в частности в пойменные и подрусловые отложения долины р. Енисей.
Гидродинамический режим трещинно-жильных вод имеет напорный
характер. Гидравлические уровни устанавливаются на глубинах от 0.5 до
90 м от поверхности. Установившиеся уровни в различных интервалах опробования отличаются между собой, иногда весьма значительно (до 80 м), но
чаще разница не превышает 20 м. Коэффициенты фильтрации для основного
объема пород, слагающих эту зону, не превышают 0.0005 м/сут. Только в отдельных интервалах коэффициент фильтрации может повышаться до сотых и
даже десятых долей м/сут. Значения активной пористости кристаллических
пород, развитых на участке, составляют 0.002-0.003.
На Енисейском участке выполнялись работы по мониторингу гидрогеологических условий. По данным, полученным в 2010–2013 гг., наибольшая амплитуда в результатах измерений наблюдалась в период проведения
геологоразведочных работ, когда нарушения сложившейся гидродинамической остановки были наиболее значимы. По результатам мониторинга динамики уровней подземных вод, можно сделать вывод о том, что на участке
происходит постепенное восстановление естественной гидродинамической
обстановки, нарушенной после проходки скважин и выполнения гидрогеологических тестов. Также наблюдается сезонное колебание уровней [Материалы..., 2015]. Были выполнены опытно-фильтрационные работы (ОФР) в 10
глубоких скважинах (около 150 откачек) и гидрогеологическое изучение двух
кустов мелких скважин. Установлена низкая чувствительность ОФР к зонам
трещиноватости, что обусловлено слабой гидравлической взаимосвязью зон
4-ого порядка [Румынин и др., 2016].
Объект Енисейский находится в пределах зоны регионального фильтрационного потока с весьма замедленным водообменом. Региональным базисом дренирования этого потока является долина р. Енисей. Мелкие поверхностные водотоки, в частности р. Шумиха, влияния на этот поток не оказывают.
Восходящий поток подземных вод на этом участке исключен. Благодаря инфильтрационному питанию регионального потока подземных вод, наличие
субвертикальных зон с резко повышенной проницаемостью непосредственно
на участке или в его окрестностях не скажется на общем направлении регионального потока [Мальковский, Пэк, 2001]. Попадание радионуклидов из хранилища в верхние зоны разреза над ним исключено. Область потенциальной
разгрузки загрязненных растворов будет приурочена к долине р. Енисей.
3.4.5. Результаты геохимических исследований пород и подземных вод
Петрографо-минералогический облик пород атамановской серии однообразен. В количественном отношении в разрезе толщи преобладают биотитовые
и двуслюдяные разновидности гнейсов (до 50 об.%), а также плагиогнейсы с
128
содержанием плагиоклаза до 55–60 масс.% и кварца до 30–40 масс.%. Силлиманитсодержащие и кордиеритсодержащие разности составляют 18–
20 об.%, гранат-биотитовые и гиперстеновые гнейсы до 10 об.%.
Гидрохимические исследования, проведенные на участке, показали, что
воды поверхностных водотоков и источников по величине общей минерализации являются исключительно пресными. Значения общей минерализации
лежат в интервале 50–450 мг/л, при типичных количествах в 150–300 мг/л. По
составу солей воды гидрокарбонатно-кальциевые при резко подчиненном
количестве магния, натрия и калия. По величине pH воды слабощелочные и
нейтральные (значения 6.7–8.1). При средней величине Еh около +125 мВ
почти для 95 % проб вод из ручьёв и источников это значение не опускается
ниже ноля, а в 85 % проб оно выше +50 мВ [Андерсон и др., 2006].
Подземные воды разных уровней разреза мало различаются.
1. зона экзогенной трещиноватости
Здесь распространены гидрокарбонатные кальциевые воды с минерализацией 0.27–0.5 г/л, среднее значение рН составляет 8.1, общая жесткость не
превышает 6.25°Ж, содержание нитрат-иона ниже 3.76 мг/л, содержание хлоридов находится в пределах 0.9–7.5 мг/л, общее содержание железа достигает
6 мг/л, аммония – 1.2 мг/л. Содержание свободной углекислоты при проведении химического анализа – в пределах 4.5–7.8 мг/л.
2. водонепроницаемая зона кристаллических пород
Подземные воды зоны по проведенным определениям имеют минерализацию от 0.15 до 0.30 г/л и гидрокарбонатный кальциевый состав.
Анализ этой информации позволяет сделать следующие заключения:
 гидрохимические характеристики вертикальной зональности подземных вод подтверждают представления об инфильтрационном происхождении
подземных вод;
 существующие значения Еh типичны для зон интенсивного водообмена и могут свидетельствовать о том, что на изучаемой территории в восходящую разгрузку вовлечены лишь подземные воды неглубоких горизонтов
[Материалы..., 2015].
3.4.6. Данные об устойчивости выработок
Представления об устойчивости подземных выработок будущего объекта,
кроме результатов изучения физико-механических свойств керна пород, основываются также на данных, полученных в подземных сооружениях ГХК
(см. раздел 1.5.5).
3.4.7. Стабильность современных условий
3.4.7.1. История развития региона
Регион Енисейского кряжа относится к сравнительно древним образованиям
земной коры, байкалидам, сформировавшимся в позднем рифее – кембрии.
129
Байкальский тектогенез во многих местах был вызван аккрецией (причленением) тектонических террейнов (позднерифейских островных дуг, микроконтинентов) к окраинам древних континентов (в частности, Сибирского). Породы самих террейнов и древних континентов относятся к архейским и нижнепротерозойским образованиям и датируются возрастом от 2227±69 до
1734±4 млн лет и моложе [Бибикова и др., 1993, Бибикова и др., 2001, Ножкин и др., 2001]. Возраст гранитоидов Нижне-Канского массива определен
величиной 940±90 млн лет [Волобуев и др., 1964].
Формирование Нижне-Канского массива связано с этапом субдукции
крупной Исаковской островной дуги под формации Енисейского кряжа [Даценко, 1995]. Наиболее вероятное время формирования массива и всего нижнеканского комплекса – верхний рифей (1000–650 млн лет). Это время проявления крупнейшего события в истории развития Енисейского кряжа – интенсивного байкальского орогенеза с важнейшим рубежом формирования тектоно-магматических комплексов – 900 млн лет [Андерсон и др., 2006]. Наиболее
значительные фазы складчатости, отвечающие эпизодам аккреции, приходятся на интервал 850–800 млн лет (середина позднего рифея) [Булгатов, 1983].
Стабильный платформенный режим с размывом докембрийских структур, наступивший в регионе Енисейского кряжа после завершения байкальского тектогенеза (примерно 850–500 млн лет), прерывался в период среднепалеозойской тектонической активизации (410–380 млн лет), которая фиксируется нарушением изотопных систем цирконов в гранитогнейсах Тейского
купола [Ножкин и др., 1999]. После этого события гранитогнейсовое основание видимо оставалось спокойным и подвергалось размыву вплоть до поздней перми – раннего триаса (250–240 млн лет назад), когда был заложен раздел между прогибающейся частью Западно-Сибирской плиты и воздымающейся областью Сибирской платформы и Енисейского кряжа. Амплитуда
смещения по крупным разломам достигает сотен метров. В юрское время
(208–145 млн лет) на фоне общего опускания территории и развития морских
бассейнов оформился краевой шов Сибирской платформы с ЗападноСибирской плитой [Андерсон и др., 2006]. Это Муратовский разлом (проходит по восточной окраине г. Железногорска и пересекает р. Енисей вблизи
ГХК). К востоку от него имеется серия субмеридианальных разломов, с запада на восток: Правобережный, Большетельский, Малотельский, Большой и
Малый Итатские [Лукина, 1996]. Четыре последние трассируются долинами
одноименных рек.
Юрские терригенные отложения мощностью многие сотни метров образуют грабены и грабен-синклинали, ограниченные разрывами [Глубинное..., 1994]. Но эти структуры, связанные с внутриплатформенной активизацией, находят слабое отражение в современном рельефе. Во всяком случае,
размах современного рельефа значительно меньше размаха мезозойских дислокаций. Очевидно, что новейший тектогенез проявился здесь существенно
слабее мезозойского [Несмеянов, Воейкова, 2008].
130
Начиная с мела до среднего палеогена (132–58 млн лет) в регионе формируется единая выровненная структурно-денудационная поверхность Западно-Сибирской плиты, Енисейского кряжа и Восточных Саян. Новейшие
тектонические движения начались в позднем олигоцене, 25 млн лет назад и
продолжаются с перерывами до настоящего времени [Андерсон и др., 2006].
В позднем олигоцене – миоцене с началом тектонической активизации
района спокойный платформенный режим нарушается проявлениями дифференцированных вертикальных движений и повышенной сейсмичностью. Неотектоническую активность в регионе можно связывать с его близостью к
современной границе тектонических плит, коллизия которых отражается в
глубине плит вдоль древних зон субдукции (рис. 3.10).
Скорость новейших вертикальных тектонических движений в районе
не превышает 0.1 мм/год, обычно на порядок ниже. Разнонаправленные подвижки зафиксированы вдоль берега р. Енисей в 4–5 км по Муратовской разломной зоне [Материалы..., 2015].
3.4.7.2. Современная сейсмичность
За 250 лет наблюдений на исследуемой территории было зафиксировано несколько землетрясений силой около 4 баллов по шкале MSK-64. Подавляющая часть эпицентров сильных землетрясений и практически все палеосейсмодислокации расположены много южнее района площадки ПИЛ на удалении от 400 до 900 км. В 2012 г. произошло два землетрясения, дошедших до
г. Железногорска и площадки ПИЛ, с интенсивностью около 3.5 баллов по
шкале MSK-64. На карте ОСР-97D, используемой при проектировании и размещении атомных станций и других опасных объектов в сейсмоактивных
районах, территория относится к периферии 8-балльной зоны (рис. 3.11). По
данным карт ОСР-97*2012 она отнесена к зоне с балльностью 7.3 [Материалы..., 2015]. Площадка располагается вблизи сейсмоактивных разломов
(рис. 3.12), наследующих древнюю зону субдукции (см. рис. 3.10).
По результатам инженерно-сейсмологических исследований в районе
размещения объекта выполнено детальное сейсмическое районирование
(ДСР). Оценка показала, что при максимальных землетрясениях в ближайших
ВОЗ на средних грунтах интенсивность сейсмических сотрясений на площадке может достичь 7 баллов по шкале МСК-64. Интенсивность сейсмических
сотрясений на уровне размещения подземных выработок будет на 1 балл
меньше, чем на поверхности [Материалы..., 2015].
Имеющаяся информация по истории и строению Енисейского кряжа, а
также существующий уровень знаний в науках о Земле, позволяет предполагать сохранение существующего тектонического режима в ближайшие миллионы лет [Андерсон и др., 2006; Андерсон, 2011; Кочкин, Петров, 2015].
131
Рис. 3.10. Литосферные плиты юга Сибири (фрагмент карты В.И. Уломова
[http://seismorus.ru/hazards/russia].
1 – границы литосферных плит; 2 – реликты конвергентных сейсмоактивных структур (зон субдукции); 3 – государственные границы; 4 – местоположение участка.
3.4.7.3. Активные разломы
По традиционным представлениям о неотектонике региона территория южной части Енисейского кряжа граничит с восточной прибортовой частью Западно-Сибирской плиты. Широкая зона их сочленения обычно интерпретируется как зона глубинного Енисейского разлома. На неотектонической карте, составленной под редакцией Н.И. Николаева [Карта..., 1985], Енисейский
кряж показан эпиплатформенным орогеном в области рифейской и палеозойской складчатости. Зона сочленения Енисейского кряжа и плиты трактуется
как зона разлома или как геофлексура [Коржуев, 1974]. В дальней ретроспективе ее ширина могла достигать 130–140 км, для неотектонического этапа она
составляет, по-видимому, от нескольких километров до первых десятков километров.
132
Рис. 3.11. Карта ОСР-97Д (фрагмент /http://www.seismos-u.ifz.ru/ocp-97d/).
Цифрами показаны баллы по шкале МСК-64 для данного цветового поля.
На картах более детального масштаба Западно-Сибирская плита отделяется от Енисейского кряжа и всей Сибирской платформы субмеридиональным Муратовским взбросо-надвигом, по которому вертикальная амплитуда
смещения докембрийского фундамента достигает 650 м. Примыкающая с запада к Енисейскому кряжу часть Западно-Сибирской плиты рассматривается
в качестве структурной ступени с абсолютными отметками поверхности кристаллического фундамента в интервале от -400 до -1000 м.
Выполненные к сегодняшнему дню неотектонические исследования
показали, что многие новейшие разрывы наследуют древние разрывные зоны.
При этом наклон новейших разрывных сместителей может отличаться от наклона более древних. Не все исследователи находят признаки активных разломов на этой территории. Так на мелкомасштабной схеме суммарных вертикальных движений за этап горообразования южной части Красноярского
края, составленной Г.А. Голодковской и Н.П. Костенко [1967], новейшие разломы на рассматриваемой территории отсутствуют.
133
Рис. 3.12. Схема элементов сейсморайонирования юга Красноярского края (прогноз
ВОЗ). По [Сигбатулин и др., 2004] с изменениями.
1 – сейсмоактивные разломы; 2 – области умеренной сейсмоактивности; 3 – области
повышенной сейсмоактивности; 4 – ВОЗ; 5 – район размещения хранилища РАО.
В публикациях Н.В. Лукиной [1996] и В.Т. Трифонова и др. [2002] отмечается только Муратовский сброс, с восточным поднятым крылом, создающим уступ в рельефе. В качестве признаков активности отмечаются: смещения или деформации молодых форм рельефа, русел, долин и т.п.; данные повторных геодезических наблюдений, включая GPS; линейная деформация
рельефа, различимая на аэрофотоснимках.
По данным дешифрирования мелкомаштабных аэрокосмических, топографических и геолого-геофизических материалов рядом исследователей выделялось большое количество различно ориентированных, но прямолинейных линеаментов, трактовавшихся в качестве разрывных нарушений. Так на
карте Н.В. Лукиной (см. рис. 3.6, раздел 3.4.3), опубликованной в 1999 г., сеть
субмеридиональных разломов, проявленных в рельефе, дополняет Муратовский разлом. Но их кинематика и новейшая активность не всегда обосновывались [Несмеянов, Воейкова, 2008].
134
Наиболее сложная система разрывов представлена в работе [Лобацкая,
2005]. Она включает (рис. 3.13) три системы активных разломов: систему меридиональных пологих надвигов и взбросов с висячими восточными крыльями (наиболее крупные – Муратовский и Канско-Енисейский) и две системы
более молодых диагонально ориентированных сдвигов и сбросов (наиболее
крупные: Кантатский сбросо-сдвиг северо-западной ориентировки и Нижнеканский сбросо-сдвиг северо-восточного простирания). P.M. Лобацкая оценивает амплитуду плейстоценовых вертикальных смещений в 50–120 м.
Рис. 3.13. Карта разломов Нижнеканского гранитоидного массива и сопредельных
территорий (по [Лобацкая, 2005] с дополнениями).
Разломы достоверные (1), предполагаемые под чехлом кайнозойских отложений (2) и
их кинематический тип: сбросы (3), взбросы и надвиги (4). Стрелки вдоль разломов
указывают направление сдвиговых смещений в крыльях. Названия крупных разломов: I  Муратовский, II – Канско-Енисейский, III – Кантатский, IV – Нижнеканский.
Толщина линий соответствует рангу разлома – чем толще линия, тем крупнее разлом.
Результаты изучения неотектоники Енисейского кряжа и его обрамления в работе С.А. Несмеянова и О.А. Воейковой [2008] показаны на карте
(рис. 3.14). Активные разрывы выделялись по сети специальных структурно-
135
геоморфологических профилей. Наиболее активные разрывы достаточно хорошо видны на топооснове (например, Муратовская система), а также проявлены и на космоснимках. Прямолинейность в плане подавляющего большинства активных разрывов свидетельствует в пользу их сбросового типа. Исключительные случаи изгиба разрывов в плане позволили предположить существование взбросов или сбросо-взбросов.
Рис. 3.14. Схема активных разрывов (по [Несмеянов, Воейкова, 2008], фрагмент с
дополнениями).
1 – активные разрывы и их номера (в том числе, 5 – Муратовская система), 2-3  линии геоморфологических профилей.
Практически все активные разрывы на изученной территории являются
локальными (протяженность до 50 км). Предполагавшееся в предыдущих исследованиях присутствие региональных активных разрывов этими авторами
не подтверждается. По их данным в ряде случаев активны только отдельные
локальные фрагменты древних региональных разрывов. Например, часто
считающийся региональным Муратовский разлом на новейшем этапе геологического развития активен только в отдельных фрагментах. К северу от
Атамановского поднятия на его продолжении он наблюдается флексурой, да
136
и то в нескольких километрах восточнее самого разлома, не получившего отражения в рельефе. То же относится к Кантатскому сбросо-сдвигу, выделенному P.M. Лобацкой [2005]. По данным С.А. Несмеянова и О.А. Воейковой
[2008] он активен севернее участка Енисейский. При этом площадка объекта
располагается в зоне сочленения этих и других активных разломов.
Проведенные исследования показали, что разрывные смещения не определяют, а лишь осложняют общее орогеническое воздымание Енисейского
кряжа. Новейшие движения в районе участка Енисейский характеризуются не
только вертикальными перемещениями, но и горизонтальными. Имеющиеся
GPS-наблюдения в пределах геодинамического полигона в этом районе, проведенные в 2012–2013 и 2013–2014 гг. дают основания утверждать, что здесь
имеют место площадные знакопеременные деформации земной коры. По одним базисным линиям фиксируется удлинение, по другим — сжатие [Морозов, 2016; Татаринов и др., 2016].
В отношении прогноза активных движений по новейшим разломам в
будущем, имеющиеся данные указывают на определенный потенциал активности движений по разломам в окрестностях будущего хранилища. Очевидно, что необходимы детальные исследования новейших движений, в том числе на основе крупномасштабной GPS-сети.
3.4.8. Основные нерешенные проблемы, связанные с изученностью Енисейского участка
Ниже приводятся основные неопределенности в информации, касающейся
геолого-структурных и гидрогеологических факторов и условий, которые в
наибольшей степени могут повлиять на гидродинамическую модель транспорта радионуклидов в геосфере.
Геологическое строение
Территория района и непосредственно участка практически повсеместно перекрыта рыхлыми образованиями значительной мощности и залесена, что
сильно затрудняет достоверную интерпретацию имеющихся точечных данных. В региональном масштабе информация о площадном распределении пород и зон тектонических нарушений получена только из данных мелкомасштабного геологического картирования, различных видов геофизических
съемок разного масштаба и структурного анализа топографических карт мелкого масштаба. Соответственно увязка этих структурных элементов в плане
неоднозначна. В масштабе участка и площадки геофизическая информация
дополнена редкими скважинами. Крупномасштабное геологическое картирование поверхностности не проводилось, извлечение ориентированного керна
или фотодокументация стенок скважин не выполнялись. Если углы падения
пород и нарушений были установлены при документации керна, то простирания этих литологических и тектонических структур достоверно неизвестны. Несмотря на наблюдаемые различия в строении геологического разреза и
137
составе пород, уровень изученности не позволяет отразить перечисленные
особенности в транспортных моделях. Повысить достоверность геологоструктурных 3D моделей помогут работы, которые будут выполняться при
строительстве объекта.
Фильтрационные свойства пород
Фильтрационные свойства пород участка Енисейский определялись по образцам и в ходе поинтервальных фильтрационных тестов в глубоких скважинах и в двух кустах скважин. Неоднозначность увязки литологических и тектонических структур снижает достоверность интерпретации гидрогеологических тестов. Необходимо уточненить эти данные до начала строительства
шахтных стволов, пока гидрогеологическая обстановка существенно не нарушена.
Сопоставление лабораторных измерений проницаемости пород, полученных на образцах, с данными фильтрационных тестов, выполненных в массиве горных пород in situ, остается нерешенной фундаментальной проблемой.
Этой проблемой («апскейлинг») многие исследователи занимаются давно,
однако универсального решения, например, в виде некоего «коэффициента
перехода» не найдено [Brace, 1980; Zharikov et al., 2003].
За пределами участка в области фильтрации подземных вод к долине
Енисея необходимо выполнить дополнительные гидрогеологические исследования, особенно по распределению напоров [Румынин и др., 2016].
3.4.9 Сравнение с геологическими условиями зарубежных проектов
Процессы миграции радионуклидов из хранилищ, размещаемых в различных
благоприятных для этого средах (кристаллические породы, соли, глины), будут протекать по-разному. Геологические условия участка Енисейский схожи
с условиями, которые присущи площадкам Форсмарк (Forsmark, Швеция),
Олкилуото (Olkiluoto, Финляндия) и некоторым другим, сложенным кристаллическими породами [Safety Case..., 2012, Long-term safety..., 2011]. Средой
для изоляции ВАО в них выбраны гранитогнейсы в России, граниты в Швеции и Финляндии, находящиеся в зоне затрудненного водообмена. Обводненность среды площадок Форсмарк, Олкилуото или среды в Канаде [Garisto,
2012], Японии [Mizunami..., 2001] соответствует обводненности среды на
участке Енисейский. Гидрогеологическая позиция Енисейского участка более
благоприятна в сравнении со скандинавскими. Он приурочен к области питания и удален от области разгрузки более чем на 4 км. Участки Форсмарк и
Олкилуото приурочены к зоне транзита подземных вод и находятся на расстоянии менее 1 км от области разгрузки (рис. 3.15). Преимущество скандинавских площадок — расположение области разгрузки их загрязненных вод в
море, что могло бы обеспечить колоссальное разбавление загрязнения в биосфере. Правда прогнозируемый подъем территории этих участков уже через
первые тысячи лет выведет область разгрузки на сушу в долину реки.
138
Рис. 3.15 Проекция рельефа поверхности на 2020, 4020 и 12020 годы по базовому
сценарию. Показаны позиция центральной части хранилища (красный кружок) и зона
разгрузки загрязненных подземных вод (зеленый кружок) [Safety Case..., 20121].
Если брать площадки в кристаллических породах (Швеция, Финляндия,
Канада, США и др.), то даже на них геологическая среда будет различаться
по факторам, не относящимся к типу пород или гидрогеологии, а по геотектонической позиции и истории развития территории, а также по структурным
особенностям, которые во многом являются следствием предыдущих факто-
139
ров. Геотектоническая позиция и история развития площадок в Финляндии,
Швеции или Канаде существенно отличаются от таковых для участка Енисейский, особенно за последние миллионы лет.
Зарубежные площадки расположены в пределах древних щитов, очень
стабильных в тектоническом отношении. Сейсмичность этих щитов слабая и
вероятность сотрясений, способных вызвать нарушения в системе инженерных барьеров низкая. Это делает их привлекательными для размещения геологических хранилищ ВАО и ОЯТ. Тем не менее, в них также происходят
сравнительно сильные землетрясения. Вероятность экстремальных событий
для площадок, расположенных на щитах древних платформ, оценивается хотя и неопределенно, но все-таки как крайне низкая. Так в работе [Fenton et al.,
2006], выполненной для провинции Онтарио, где планируется разместить канадский могильник, дается прогноз в 20–40 событий М  6 за 10 000 лет
(продолжительность голоцена) на территорию площадью 106 км2, причем 33–
100 % этих событий могут достичь поверхности. Напротив, участок Енисейский, расположенный в зоне постплатформенной тектонической активизации,
характеризуется относительно высоким уровнем сейсмичности (до 8 баллов)
по карте ОСР-97D [Карта..., 2002], которая соответствует периоду повторяемости ожидаемого сейсмического эффекта в 10 000 лет и 0.5%-ной вероятности возможного его превышения в течение 50 лет. В отношении тектонической активности участок Енисейский ближе всего к площадке Юкка Маунтин
[Swift, Bonano, 2016].
Еще одно отличие Енисейского участка связано с тем, что территория
зарубежных площадок, расположенных в северных районах, регулярно перекрывалась ледниковыми панцирями (несколько раз за последний миллион
лет). В эти периоды резко возрастало литостатическое давление в недрах. В
будущем это может отразиться в деформациях канистр. В эпохи оледенения
уровень океана понижался, а земная кора под ледниками испытывала погружение. В периоды отступления ледников территория площадок Форсмарк и
Олкилуито оказывалась под уровнем океана, в связи с этим подземные воды
замещались морскими. В последующем, из-за облегчения нагрузки на земную
кору, происходил подъем территории и океан отступал. Подземные воды
вновь опреснялись. К настоящему времени облегчение нагрузки на земную
кору привело к подъему территории и отступлению океана [Long-term...,
2011; Safety Case..., 2012]. Территория участка Енисейский никогда не перекрывалась ледниками [Кочкин, 2015, Палеоклиматы..., 2009]. Тем не менее, в
каждое из последних оледенений она оказывалась, как и площадки на северных территориях, в зоне развития сплошной многолетней мерзлоты на глубину в сотни метров. Такие же колебания глобального климата следует ожидать и в предстоящие миллионы лет. Некоторые отступления от этой закономерности может внести потепление глобального климата из-за сжигания органического топлива. Эта своя научная проблема, которая исследуется методами математического моделирования [Изменения..., 2007].
140
Благоприятной особенностью участка Енисейский является его положение на региональном водоразделе. Учитывая общую тенденцию неотектонических движений данной территории к подъему, с большой вероятностью
следует ожидать неизменность регионального потока подземных вод на перспективу ближайших миллионов лет. Поток сохранит современные черты,
показанные на рис. 3.8. Это все существенно упрощает моделирование регионального движения подземных вод. Осложнения гидродинамической модели будут связаны с глубоким промерзанием пород в ледниковые периоды.
Также очевидно, что характер ограничивающих разломов и водопроводящих трещинных зон в пределах конкретных площадок (точная позиция
этих структур на участке Енисейский будет уточняться в ходе детальных исследований) различается из-за особенностей состава пород, истории развития
процессов деформаций и минерализации.
141
4. ЭВОЛЮЦИЯ СИСТЕМЫ ГЕОЛОГИЧЕСКОЙ ИЗОЛЯЦИИ
4.1. Методологические вопросы
Адекватное обращение с многочисленными неопределенностями в ОБ опирается среди прочих методов на «сценарный подход». В связи с этим, российские нормативные документы и международные рекомендации включают
рассмотрение сценариев развития системы изоляции в число материалов для
обоснования долговременной безопасности геологического хранилища [НП055-14; МАГАТЭ, SSR-5, 2011]. Основа для возможных сценариев  начальное состояние системы геологической изоляции и прогноз ее развития. В
свою очередь, анализ эволюции – определенный шаг при составлении ООБ
(или ДБ). Он следует после получения результатов имитационных исследований надежности и моделирования защитных функций элементов системы,
главным образом СИБ. Другой источник данных для анализа будущей эволюции  выявление и установление факторов, событий и процессов (ФСП) в
хранилище. ФСП, действительные для данного проекта, вместе с результатами тестирования защитных функций кладутся в основу периодизации жизни
хранилища.
Для Енисейского проекта все эти исследования находятся пока в начальном состоянии. По этой причине нами в дальнейшем, особенно по эволюции СИБ, преимущественно рассматриваются данные для зарубежных
проектов. Основа для определения базового сценария  принятая или наиболее вероятная эволюция, а неопределенности, остающиеся в ее прогнозе, 
основа для формулировки других сценарных вариантов [Methods..., 2012].
Начальные этапы эволюции хранилища характеризуются кратковременными интенсивными процессами, развивающимися в результате выемки
вмещающих пород, размещения тепловыделяющих ВАО в горных выработках и закрытия хранилища. Они включают, в частности, формирование нарушенной зоны пород, осушение и последующее восстановление обводненности вмещающих пород и другое.
В долгосрочной перспективе эволюция определяется влиянием внешних условий [Methods..., 2012]. Исследования по шведскому и финскому проектам хранилищ ОЯТ показали, что ведущим внешним фактором будет глобальный климат. Для каждого периода принятой эволюции хранилищ рассматривались процессы, связанные с изменением внешних условий, процессы
в геосфере и СИБ и по каждому выявлялись неопределенности. Результаты
тестирования надежности защитных функций должны показать, что свойства
СИБ и пород будут соответствовать целевым показателям и целевым свойствам в пределах несущественных отклонений. Неопределенности, остающиеся
в принятой эволюции, учитывались при формулировке сценарных вариантов
[Long-term..., 2011; Safety Case..., 2012].
142
4.1.1. Тестирование защитных функций
Один из подходов к разработке эволюции системы изоляции  анализ защитных функций хранилища (a top-down approach). При этом первоначально
идентифицируются критические защитные функции проектируемой системы,
а затем определяются комбинации условий, которые могли бы опасно повлиять на одну или более этих функций [Methods..., 2012]. Пригодность инженерных и природных барьеров выполнять защитные функции, как это формулируется в требовании № 8 МАГАТЭ [МАГАТЭ, SSR-5, 2011], определяется
через их способность удерживать или замедлять радионуклиды в течение необходимого периода,. Тестирование защитных функций и их способность
соответствовать целевым показателям и целевым свойствам выполняется в
процессе ОН. Для этого выбираются соответствующие индикаторы безопасности и обосновываются критерии их оценки. Индикаторы и их критерии
разрабатываются для защитных функций, отдельно связанных с замедляющими и удерживающими свойствами барьеров (см. разделы 1.2 и 2). В качестве примера приведены требования к защитным функциям в шведском проекте (рис. 4.1 и 4.2).
Данные тестирования защитных функций для Енисейского проекта в
литературе практически отсутствуют. По утверждению разработчиков проекта, инженерные барьеры и благоприятные условия вмещающих пород обеспечат безопасную локализацию РАО в ближней зоне объекта даже с учетом
потенциально возможных аварийных ситуаций [Лобанов и др., 2011].
Отсутствие многих важных данных по Енисейскому проекту свидетельствует о том, что вопросы структуры, состава, целевых показателей и целевых свойств основных защитных барьеров еще только предстоит разработать. Это — предмет обстоятельных исследований в будущем, в том числе, в
ПИЛ. Чтобы более наметить возможные линии эволюции хранилища на участке Енисейский и восполнить дефицит информации по тестированию защитных функций, возложенных на конкретные барьеры системы изоляции в
данном проекте (см. раздел 3), нам пришлось обращаться к анализу результатов по зарубежным аналогам.
4.1.2. Идентификация ФСП
Согласно действующим в России нормативным документам [НП-055-14; НП064-05] идентификация ФСП — необходимая процедура при принятии решений по реализации проектов геологической изоляции РАО. Уже на стадии
выбора «... площадки размещения хранилища в соответствии с требованиями
действующих нормативных документов должны быть исследованы характерные для района предполагаемого размещения явления, процессы и факторы
природного и техногенного происхождения». Это требование аналогично
требованиям МАГАТЭ [МАГАТЭ, SSR-5, 2011].
143
Рис. 4.1. Защитные функции безопасности (жирный шрифт), их индикаторы и критерии (курсив), относящиеся к удержанию. Если количественный критерий не возможен, то для индикации предпочтительных значений индикаторов используются понятия типа «высокий», «низкий» и «ограничен». Цветовое выделение показывает линии
связи защитные функций прочих барьеров с защитными функциями канистр: К1
(красный), К2 (зеленый) и К3 (голубой) (по [Long-term..., 2011]).
144
Рис. 4.2. Защитные функции безопасности (жирный шрифт), их индикаторы и критерии (курсив), относящиеся к замедлению. Если количественные критерии невозможны, то используются термины «высокий», «низкий», «ограниченный». Защитные
функции, индикаторы и критерии, размещенные в светлых прямоугольниках также
применимы к характеристике функции удержания (см. рис. 4.1) [Long-term..., 2011].
145
При неизменности содержания имеются отличия в использовании термина «FEPs» в национальных программах. В соответствии с рекомендациями
МАГАТЭ1 эти термины следует понимать следующим образом. Факторы 2
(features) – объекты, структуры или условия, которые имеют потенциал для
воздействия на надежность системы изоляции.
В ряде стран «features» – просто характеристики компонентов системы
изоляции, таких как материал конструкции, трещина в породах, загрязненная
питьевая вода (OPG, Канада), или характеристики хранилища и среды размещения (Nirex, Великобритания). Событие (event) — природное или антропогенное явление, которое может существенным образом воздействовать на
надежность системы изоляции и проявиться в течение интервала времени,
который короче периода прогноза. Процесс (process) — природное или вызванное человеком явление, которое может существенным образом воздействовать на надежность системы изоляции и действует в течение всего периода
прогноза или значительной его части. Иногда «FEPs» в целом рассматриваются как синонимы «factors» (Enresa, Испания) [Methods..., 2012]. Есть также
предложение рассматривать «features» как единый элемент, представляющий
совокупность характеристик, процессов и событий /Characteristics, Processes
and Events/ [Freeze et al., 2014]. Это предложение, однако, только запутывает
понятийный аппарат анализа безопасности.
Анализ ФСП, которые могут запустить изменения в системе захоронения или воздействовать на ее надежность — это один из современных подходов к обоснованию эволюции системы изоляции (a bottom-up approach)
[Methods..., 2012]. Среди ФСП выделяются модельные и сценарные. Такое
деление принято в большинстве зарубежных документов и, в какой-то мере,
оно соответствует НП-055-14.
На ранних этапах подготовки ООБ (ДБ) исключаются второстепенные
ФСП, прежде всего те, что вносят оптимистический вклад в оценку безопасности. Это позволяет сократить число необходимых вводных параметров в
прогнозные модели и число возможных сценариев. Выбираются такие способы получения вводных параметров, которые позволяют получить необходимую информацию приемлемой достоверности без проведения многочисленных экономически затратных исследований. Используются мнения экспертов: геологов и математиков — о достаточности исходных данных для выполнения достоверных прогнозных расчетов. Первоначально выполняется
идентификация ФСП — составление их исчерпывающего списка, охваты1
Относящиеся к безопасности термины должны толковаться в соответствии с определениями, данными в Глоссарии МАГАТЭ по вопросам безопасности [IAEA safety
glossary..., 2007] или http://www-ns.iaea.org/standards/safety-glossary.htm.
2
В русскоязычной версии Глоссария МАГАТЭ термин «feature» переведен как «характеристика». Другие переводы, например «особенность, черта или признак» не
соответствуют определению в Глоссарии. В НП-055-14 термин обозначен как «фактор». Авторы придерживаются терминологии российского нормативного документа.
146
вающего весь диапазон явлений, потенциально значимых для оценки долговременного состояния системы захоронения. Следующим этапом является
отбор (скрининг) наиболее важных ФСП, которые по отдельности или в сочетании с другими ФСП определяют долгосрочную надежность конкретного
подземного хранилища (рис. 4.3).
Рис. 4.3. Схема ключевых ФСП для хранилища отходов в кристаллических породах.
Каталог ФСП — продукт анализа безопасности геологического хранилища. Процесс этого анализа может быть сокращен благодаря использованию
зарубежного опыта. В мире проделана огромная работа по анализу безопасности геологических хранилищ и созданию баз ФСП, которые рассчитаны
или на все типы могильников, как, например, европейская [Features..., 2000],
или ориентированы на условия изоляции в кристаллических породах, как
шведская [FEP report..., 2006] или финская [Safety Case..., 20122], в глинах
[Mallants et al., 2001; Features..., 2003] или в солях [Wolf J. et al., 2012].
147
История проведения ФСП анализа началась 1980-х гг. в связи с работами по оценке безопасности геологических хранилищ ОЯТ и ВАО. ФСП анализ  исторически первый подход к разработке сценариев эволюции хранилища. В настоящее время работа по обобщению ФСП ведется Объединенной
группой по Досье безопасности (Integration Group for the Safety Case, IGSC,
NEA OECD), созданной в 2000 г. Комиссией по обращению с радиоактивными отходами (NEA Radioactive Waste Management Committee, RWMC). IGSC
выполняет роль консультативного совета при RWMC по геологическому захоронению радиоактивных отходов, особенно высокоактивных, а также отходов с долгоживущими радионуклидами. Основная задача IGSC – помощь
странам, как членам ОБСЕ, так и другим странам в создании Досье безопасности на современном уровне.
Комиссией по обращению с радиоактивными отходами разработан
универсальный список ФСП из 134 групп ФСП [Features…, 2000]. Этот список ФСП дает возможность формирования набора ФСП для любых конкретных проектов (рис. 4.4). Он строится на основе учета факторов, которые воздействуют на системы хранилища. Классификация учитывает все возможные
взаимодействия, прямые и обратные связи, а потому довольно сложна для
восприятия и запутана. Там же дан словарь терминов и определений и краткие комментарии относительно ФСП, включенных в этот список, что позволяет определить диапазоны применения тех или иных ФСП для конкретных
проектов захоронения и сопоставить их с ФСП из универсального списка.
Данная классификация выполнена на четырех уровнях факторов: 0-3 с
выделением в пределах каждого из них специфичных категорий ФСП. Оценочный уровень (базис) включает ФСП, связанные с общими пространственно-временными масштабами оценок, всевозможными постулатами о хранилище, предположениями о действиях людей и нормативными требованиями.
Внешние факторы (уровень 1) объединяют управленческие проблемы, воздействия от геологических и биосферных процессов, а также возможной деятельности людей. Наиболее многочисленны факторы, связанные с системой
изоляции (уровень 2) и свойствами радионуклидов (уровень 3). Ниже приведены пояснения к ряду ФСП системы изоляции (уровень 2) и свойств радионуклидов (уровень 3) в соответствии с глоссарием Международного списка.
Подкатегория 2.1. Отходы и инженерные компоненты.
Факторы и процессы, связанные с отходами и инженерными компонентами
системы захоронения слагают подраздел списка, состоящий из отдельных
ФСП.
2.1.01. Количества радионуклидов и других материалов. Эти ФСП отражают данные об объемах материалов, веществ, элементов, радионуклидов в
хранилище, общую радиоактивность отходов и количества в них токсичных
веществ, в том числе массу радиоактивных отходов, стали, других металлов,
цемента, органики и др.
148
Рис. 4.4. Схема классификации при составлении перечня ФСП (по [Features…, 2000]).
2.1.02. Характеристика форм (матриц) радиоактивных отходов. Эти
ФСП связаны с физическими, химическими, биологическими особенностями
отходов в момент захоронения, они могут эволюционировать в хранилище.
Среди них имеются ФСП, относящиеся к процессам деградации отходов. Перед захоронением отходы должны быть кондиционированы, то есть отверждены и включены в матрицу. Характеристики отходов меняются под действием процессов, обусловленных физико-химическими условиями среды хранилища.
2.1.03. Материалы контейнеров и их характеристики. В эту категорию
попадают ФСП, относящиеся к физическим, химическим и биологическим
характеристикам контейнера в момент захоронения и в последующие периоды эволюции системы захоронения, определяющие коррозию и разрушение
целостности контейнеров.
149
2.1.04. Материалы буфера / бэкфила (засыпки) и их характеристики.
Эти ФСП объединяют физические, химические и биологические характеристики буфера и засыпки в момент захоронения отходов и в последующее
время, в том числе ФСП, касающиеся деградации буфера и засыпки. Термины «буфер» и «засыпка» иногда применяются как синонимы, но в более общем плане, особенно в проектах захоронения ВАО и ОЯТ, «буфер» – это вещество непосредственно окружающее контейнер с РАО и выполняющее определенную химическую и механическую роль. Название «засыпка» используется для обозначения материала, который заполняет все остальное свободное пространство горных выработок. В концепциях захоронения САО и НАО
под «засыпкой» понимается материал между контейнерами, который выполняет конкретную задачу по созданию определенных химических условий.
Материалы буфера / засыпки представлены глинами, цементом или цементом
с добавлением иных веществ, например, глины или раздробленных пород.
2.1.07. Механические процессы и условия в отходах и СИБ. Эти ФПС
отражают механические процессы, действующие на отходы, контейнеры, буфер, засыпку и другие инженерные компоненты, а также общее изменение
механических свойств ближнего поля хранилища со временем. Они объединяют эффекты механической и гидравлической нагрузки на отходы, контейнеры и другие элементы системы хранилища. Их примеры: механическое
разрушение контейнеров, насыщение буфера водой и увеличение давления,
изменение объема материалов, обрушение туннелей.
2.1.08. Гидравлические и гидрогеологические процессы в отходах и
СИБ. Данные ФСП отражают гидравлические и гидрогеологические воздействия на РАО, контейнеры и другие элементы СИБ и их эволюцию в ближнем поле хранилища со временем. Их примеры: просачивание и движение
вод в хранилище, насыщение водой хранилища и его компонентов, течение
подземных вод и перенос загрязнителей в пределах хранилища.
2.1.09. Химические / геохимические процессы и условия в отходах и
СИБ. Эти ФПС связаны с химическими / геохимическими процессами в РАО,
контейнерах и других элементах СИБ, а также химической / геохимической
эволюцией ближнего поля хранилища, в том числе под действием окружающей геологической среды. Примеры: коррозия, электрохимические процессы,
реакции осаждения / растворения минералов, изменение окислительновосстановительных (Eh) и кислотно-щелочных параметров (pH).
2.1.10. Биологические / биохимические процессы и условия в отходах и
СИБ. Примеры: микробиологическая активность в хранилище, влияние микробиологических и биологических явлений на эволюцию окислительновосстановительных (Eh) и кислотно-щелочных параметров (pH) в хранилище.
2.1.11. Тепловые процессы и условия в отходах и СИБ. Эти ФСП относятся к тепловому воздействию на РАО, контейнеры, другие элементы СИБ и
эволюцию теплового поля в хранилище и его ближнем поле со временем.
Примеры: выделение тепла за счет радиогенных, химических и биологиче-
150
ских процессов в отходах и инженерных барьерах (гидратация цемента), эволюция температуры; зависимость физических, химических, биологических и
гидрогеологических процессов от температуры.
2.1.12. Источники газа и связанные с ним эффекты в отходах и СИБ.
Данные ФСП связаны с генерацией газа и имеют отношение к отходам, контейнерам, другим элементам СИБ и их окружению. Образование газа может
происходить при разрушении отходов, контейнеров и инженерных материалов, а также радиации и способно локально изменить химические и гидравлические условия и повлиять на транспорт радионуклидов.
2.1.13. Радиационные эффекты в отходах и СИБ. Эти ФСП связаны с
воздействием радиоактивного распада на отходы, контейнеры и другие элементы СИБ, а также с радиационной эволюцией ближнего поля со временем.
Примеры: ионизация, радиолиз воды, радиационные разрушения матриц отходов, образование гелия при альфа-распаде.
Подкатегория 3.2. Факторы радионуклидов и загрязнителей.
Эти ФСП оказывают прямое влияние на утечку и миграцию радионуклидов.
3.2.01. Растворение осаждение и кристаллизация загрязнителей.
3.2.02. Формы нахождения в растворах и растворимость загрязнителей.
Эти ФСП связаны с формами нахождения и растворимостью радиоактивных
и химически-токсичных частиц в хранилище и окружающей среде, влияющими на их поведение и транспорт. Они зависят от температуры, давления,
величин рН и Еh.
3.2.03. Процессы сорбции и десорбции загрязнителей. Данные ФСП отражают сорбцию / десорбцию радио- и химически-токсичных соединений в
хранилище и окружающей среде. Сорбция обычно описывается коэффициентом распределения (Kd), определяемом через отношение концентраций элементов в твердой фазе и растворе.
3.2.04. Коллоиды, взаимодействие и транспорт загрязнителей. Коллоидами считаются частицы размером 0.001–1 микрон, образующие устойчивые
суспензии в жидкой фазе (растворе). Они изначально имеются в подземных
водах и могут образовываться при разрушении отходов и материалов инженерных барьеров. Коллоиды разными способами оказывают влияние на
транспорт радионуклидов: путем сорбции радионуклидов из вод и задержке
коллоидов при фильтрации сквозь породы или, напротив, увеличивая их миграцию за счет переноса с потоком подземных вод из-за большей подвижности коллоидов по сравнению с ионными формами радионуклидов.
Подходы к выбору ФСП в России определены в нормативных документах [НП-055-14]. В целом они повторяют рекомендации международных организаций. В документе указано, что должны быть изучены факторы, влияющие на выход радионуклидов из хранилища, их перенос и накопление в ок-
151
ружающей среде. При оценке долговременной безопасности системы глубинного захоронения твердых радиоактивных отходов должны учитываться:
1. Внешние воздействия природного и техногенного происхождения,
свойственные району размещения хранилища, включая изменение гидрогеологического режима, тектонические процессы, изменения сейсмического режима. При анализе необходимо рассмотреть катастрофические воздействия,
включая землетрясение выше максимального расчетного землетрясения.
2. Непреднамеренное вторжение человека, в том числе буровые и горные работы, различные виды промышленной деятельности.
3. Внутренние воздействия: образование химических соединений, снижающих изолирующие свойства барьеров безопасности; газовыделение в результате коррозии контейнеров и конструкционных материалов; микробиологическое разложение органических РАО; разрушение инженерных барьеров в
результате радиационных воздействий; разрушение инженерных барьеров
при длительных тепловых нагрузках; механическое воздействие вышележащих пород; физико-химическое (геохимическое) взаимодействие отходов со
средой ближнего поля хранилища.
В качестве помощника при обосновании «полноты» их перечня и гарантии того, что не забыт ни один важный ФСП, рекомендуются Европейская
и другие базы ФСП [Methods..., 2012]. Следующий этап в анализе ФСП  это
«предварительная оценка» (скрининг), при которой принимаются решения по
обращению с ФСП. При этом обзоре выполняется отбор наиболее важных
ФСП для включения в количественную оценку.
Из-за объективных технических и экономических ограничений к настоящему моменту не изучены в полной мере процессы, которые будут протекать в СИБ Енисейского проекта, слабо изучено глубинное строение площадки и объемное распределение параметров, необходимых для модельных
расчетов. Следовательно, сохраняется неопределенность в полноте перечня
ФСП, который можно составить в условиях современной изученности места
и состояния разработки СИБ. Для разрешения этой проблемы целесообразно
использовать международный опыт.
Базы данных для хранилищ, размещаемых в кристаллических породах
[FEP report..., 2006; Safety Case..., 20122], послужили авторам основным исходным материалом для анализа геосферных ФСП проекта в Нижне-Канском
массиве в силу сходства геологических условий, в меньшей степени для анализа ФСП в СИБ, что связано с различиями в составе размещаемых РАО и
инженерных решениях конструкции СИБ и всего хранилища. При анализе
ФСП для СИБ Енисейского проекта использованы другие проекты, прежде
всего бельгийский. В разных проектах будут существенно отличаться биосферные ФСП. Из сказанного выше целесообразно раздельное рассмотрение
ФСП, касающихся СИБ, геосферы и биосферы. Следующие разделы посвящены последовательному рассмотрению ФСП для СИБ и геосферы, а в самом
конце кратко проанализированы биосферные ФСП.
152
4.2. ФСП: идентификация и прогноз изменчивости
4.2.1. Результаты изучения процессов, протекающих в СИБ Енисейского
проекта
В разделе представлены результаты изучения процессов, которые будут протекать в СИБ хранилища, проектируемого на участке Енисейский, а также их
приложение к прогнозу эволюции хранилища. В силу различных обстоятельств, прежде всего связанных с начальным уровнем этих исследований и
ограниченной доступностью к результатам в неопубликованных отчетах,
приведены в основном замещающие их зарубежные данные.
На герметичность упаковки c отходами и возможность ее разрушения с
выносом радионуклидов водами могут повлиять механические, термические,
коррозионные, биологические и радиационные процессы. Рассмотрим их
применительно к российскому проекту захоронения РАО, где в качестве матриц отходов используются Na-Al-P стекла для ВАО или цементы для САО;
контейнеры и упаковки отходов будут изготовлены из углеродистой и нержавеющей стали; буфером служит компактированный бентонит, а засыпка
(бэкфил) представлена смесью бентонита с цементом.
4.2.1.1. Стекломатрица
Жидкие ВАО отверждаются в Na-Al-P стекломатрицу на ПО «Маяк» c 1987 г.
[Фосфатные…, 1997] и в дальнейшем основное внимание будет уделено
анализу свойств фосфатного стекла. Состав стеклофритты по главным
элементам, масс.%: 24–27 Na2O, 20–24 Al2O3, 50–52 P2O5, ее емкость в
отношении ВАО до 10 масс.% при рекомендованном значении 4–5 масс.%.
Регламентный состав остеклованных ВАО лежит в интервале, масс.%: 21.4–
26.8 Na2O; 12.5–19.8 Al2O3; 49.8–56.6 P2O5; 0.5–2.7 Fe2O3; 0.1–2.0 NiO; 0.05–
0.8 Cr2O3; 0.1–3.0 СаО; 0.003–0.04 PuO2. Растворимость U в Na-Al-P расплаве
около 10 масс.%, для Pu она составляет 0.3–0.8 масс.% [Матюнин, 2000], для
лантанидов, в масс.%: 1.5–1.7 (La); 2.0–2.2 (Ce); 2.5–2.7 (Nd), 3.5–3.7 (Sm).
Уран в стеклах находится в шестивалентном состоянии [Стефановский
и др., 2016], плутоний – в трех- и четырехвалентном состоянии [Aloy et al.,
2000]. Содержания элементов группы железа, Ru, Rh, Pd, Тс, Zr, Mo в отходах
близки или ниже растворимости в расплаве [Демин и др., 1994; Демин, 2003]. Из-за
этого после разлива расплава в контейнеры в стекле образуются частицы Pd-Rh
сплава, оксиды Fe (шпинель), ZrО2, (Cr,Fe)2O3, RuO2, Rh2O3, (Rh,Cr)2O3,
молибдаты щелочей и щелочных земель.
Для остекловывания ВАО используются электропечи типа ЭП-500, в
настоящее время готовится к вводу пятая печь этой серии с улучшенными
характеристиками. Расплав с удельной активностью до 2000 Ки/л разливают
в 200 литровые бидоны диаметром 60 см и высотой 1 м, изготовленные из
углеродистой стали. По три бидона ставятся в пенал и размещаются во
временном хранилище с принудительной вентиляцией и температурой
153
воздуха на выходе в 90оС для отвода тепла радиоактивного распада.
Температура на поверхности пенала ограничена 200 оС, в центре блока она
выше. После 5–6 лет хранения и снижения тепловыделения в 3–4 раза пеналы
со стеклом перемещают в промежуточное хранилище с охлаждением за счет
естественной воздушной циркуляции. Объект временного хранения уже
заполнен более чем на 90% от проектной мощности, новое временное
хранилище остеклованных ВАО находится в стадии строительства и будет
введено в эксплуатацию в комплексе с новой пятой печью ЭП-500.
Остеклованные ВАО будут находиться в нем 40 лет до перемещения в
геологическое хранилище.
Ожидается [Ремизов и др., 2014; Баторшин и др., 20151], что к 2020 г.
масса остеклованных ВАО составит 11 000–12 000 т (или 4 400–4 800 м3), то
есть достигнет проектной вместимости Енисейского хранилища. Отметим,
что ведутся исследования по модификации состава алюмофосфатных композиций за счет добавления в них бора и железа [Гупало и др., 2002; Ремизов,
2006; Глазкова и др., 2015; Стефановский и др., 2015], а также перехода в будущем на боросиликатные составы [Алой, Никандрова, 2015].
Устойчивость к воздействию радиации
На Na-Al-P стекла воздействовали - и - облучением до дозы в 1010 рад, при распаде примеси короткоживущих актинидов они получали дозу 2х1024 -расп/м3, что
отвечает 10 000 лет хранения [Фосфатные…, 1997]. При этом не обнаружено
кристаллических фаз, продуктов радиолиза или иных нарушений, связанных с радиацией. Альфа-распад также практически не влияет на плотность и твердость AlP стекла и его устойчивость в водном растворе. Сходные результаты получены
при изучении поведения B-Si стекломатриц с 244Cm. При облучении до дозы 2х1019
-распад/г начальная скорость их растворения в воде не изменилась по сравнению
с неактивным стеклом [Nuclear waste…, 2009]. Облучение B-Si стекломатриц дозой до 3×1018 α-распад/г, что отвечает десяткам тысяч (гражданские ВАО) и миллионам (военные ВАО) лет хранения, не влияет на их растворимость в воде либо
слабо, не более чем в 2–4 раза, ее увеличивает [Matzke, van Geel, 1996; Weber et al.,
2003; Peuget et al., 2004].
Такое слабое влияние аморфизации, вероятно, связано с изначально разупорядоченной (аморфной) структурой стекол. В результате захвата альфачастицей электронов появляется гелий, который образует в интерстициях и
дефектах стекла пузырьки диаметром 200–300 нм. Их формирование ускоряется с температурой. Для стандартного блока B-Si стекла массой 400 кг и содержанием актинидов 0.85 мас.% объем гелия за 100, 1000 и 10 000 лет составит для стандартных Т-Р условий 0.7, 27 и 45 литров соответственно [Weber
et al., 1997]. Генерация гелия может привести к растрескиванию блока стекломатрицы. При гамма-облучении формируются пузырьки, заполненные кислородом. Это ведет к гетерогенизация стекла, в нем возникают микротрещины, изменяются прочностные свойства. Со временем по мере самооблуче-
154
ния твердость и модуль Юнга боросиликатного стекла, содержащего
244
Cm, снизилась на 25–30 % [Weber, 1991; Weber et al., 1997].
238
Pu и
Растворение стекла в воде
Скорость выщелачивания Na, Cs, Sr и Pu из стекла водой при 20 оС составила
(0.5–3.0)10-2 г/(м2сут) в суточном опыте, после 21 суток она падает на порядок [Фосфатные…, 1997]. Взаимодействие с раствором ведет к снижению
содержаний Na и Cs на поверхности матрицы и осаждению фосфатов щелочных земель, гидроксидов Fe и Al. Вариации содержаний оксидов Cr, Ti, Ce,
Ni, Ca, Mn, Co, Mo в стекломатрице в пределах 1–3 масс.% не оказывают
влияния на ее стойкость. С увеличением температуры до 150 оС выщелачивание Na и Cs из стекла возрастает в 1000 раз, для Sr она не меняется до 100оС
[Балукова, Савушкина, 1987; Крылова и др., 1990; Котова, 2001]. Растворимость стекла в воде в присутствии буфера снижается из-за буферирующего
действия натрия, переходящего в раствор из бентонита. Сходный эффект выявлен для хлоридного рассола – скорость растворения Na-Al-P стекла и выщелачивания из него актинидов снижается по сравнению с опытами в чистой
воде или в слабоминерализованном растворе [Гупало, Бейгул, 2003].
Изучалось поведение Na-Al-P стекла с имитаторами отходов в нагретых растворах [Зотов и др., 1996; Лаверов и др., 2008]. Образец состава
(масс.%): 49.3 P2O5; 21.2 Al2O3; 21 Na2O; 2.6 Cs2O; 1.8 K2O; 1.5 SrO; 1.3 FeO;
0.7 CaO; 0.4 SiO2 и 0.1 MgO вместе с 25 мл воды (отношение площади поверхности образца к объему воды равно 2–4 м-1) помещали в автоклав и выдерживали при 70–250оС и давлении насыщенного пара. На первой стадии
взаимодействия происходит селективное растворение стекла и появление на
поверхности пор (20–50 об.%). На второй стадии продолжается растворение
стекла, а также образуются минерал гояцит (Sr,Ca)(Al,Fe)3(PO4)2(OH)5хH2O и
аморфные фазы состава Аl-Ca-О и Аl-P-Fe-Sr-О. На разрушение стекла (замещение новообразованными фазами) сильно влияет температура. Длительность первой стадии снижается со 112 суток при 70 оС до суток (120 оС) и часов (170 оС). После 16 часов при 120 оС мощность зоны выщелачивания составила 20 мкм, через 4 суток она выросла до 35 мкм. Со временем растворение стекла замедляется из-за образования вторичных фаз. Концентрация Sr в
растворе отвечает растворимости фосфата (гояцита). Цезий, в отличие от Sr,
не входит в новообразованные фазы и переходит в раствор. Интенсивность
выноса элементов из стекла отвечает ряду: Na > Cs > Al > Sr. В присутствии
основных пород содержание Cs в растворе упало на 1–2 порядка. Добавление
гранита не влияет на концентрацию Sr в растворе, а наличие габбро увеличило ее из-за роста его рН. Сходные результаты получены при 90-250 оС и 20
МПа [Котова, 2001], высокая скорость выщелачивания установлена для Na и
Cs, тогда как Sr фиксируется в гояците, что определяет низкое содержание
этого элемента в водном растворе.
155
Повышение температуры матрицы в результате радиоактивного распада будет увеличивать скорость ее растворения в водах. В диапазоне 50–250 оС
для боросиликатной матрицы она повышается на 3–3.5 порядка [Lutze, 1988].
Появление зоны изменений на поверхности стекла подавляет растворение
стекла, его скорость возрастает при замене раствора [Lutze, 1988; Grambow,
2006] или при осаждении фаз, которые извлекают элементы (Al и Si) из каркаса стекла. К ним относятся цеолиты и гидросиликаты кальция, формирование которых ускоряет процесс разрушения боросиликатной стекломатрицы
[Nuclear waste…, 2009; Fournier et al., 2014].
На поверхности стекла состава, масс.%: 27.2 Na2O, 21.4 Al2O3, 47.3
P2O5, 4.1 UO3 после 35 суток контакта с водой при 95оС обнаружен слой гидратированного стекла толщиной до 10 мкм (рис. 4.5) [Юдинцев и др., 2016]. В
нем снижено содержание натрия, возрастают концентрации алюминия и воды. На поверхности образца видны трещины, их формирование связано с испарением воды из этого слоя после извлечения образца из автоклава и хранения его в атмосфере воздуха. Скорость выщелачивания урана из образца за 35
суток при 95 оС составила 10-3 г/(м2сут). Фильтрование раствора через мембраны с порами диаметром 450, 200, 100 и 25 нм показало, что около 90%
урана в растворе находится в виде мелких коллоидных частиц размером от
200 до 450 нм.
Рис. 4.5. Поверхность Na-Al-P стекла после взаимодействия с водой: общий вид (а) и
деталь (б). Видны трещины усыхания слоя гидратированного стекла и различные
фазы: 1 – новообразования пятнистой формы при изменении стекла, 2 – оксид урана.
Низкое содержание суммы элементов в анализах измененного стекла
указывает на наличие воды. Появление этого слоя связано с реакциями ионного обмена между стеклом и раствором c диффузией воды в матрицу. Такие
зоны обычны для гидротермально-измененных боросиликатных стекломатриц. Их появление замедляет переход элементов отходов из матриц в раствор, повышает степень фиксации радионуклидов и безопасность хранилища
РАО. Расчеты показали [Poluektov et al., 2017], что при 120 °С за 10 000 лет
156
глубина коррозии фосфатного стекла составит около 0.3 см. Следует иметь
ввиду, что уже через 200 лет произойдет выравнивание температуры отходов
и окружающей среды из-за распада радионуклидов и рассеяния тепла в породах. Поэтому скорость растворения стекла может увеличиться только из-за
возрастания его поверхности контакта с водой при механическом разрушении
матричного блока, дополнительный эффект может оказать радиационное повреждение структуры вследствие самооблучения стекла.
В уникальном по длительности эксперименте французских специалистов [Gin et al., 2011; 2013] установлена очень низкая скорость разрушения
боросиликатного стекла при 90 оС и 100 бар в воде, равновесной с гранитом и
материалом контейнера (сталью). Мощность зоны измененного стекла за
почти 26 лет составила от 7 до 28 мкм при средней скорости его разрушения
6×10−3 г·м−2·сут−1. Изменения проявлены в гидратации стекла, последующем
превращении гидратированного стекла в гель и образовании новых кристаллических фаз на поверхности образца – в основном, глинистых минералов.
Проблема раскристаллизации стеклообразной матрицы отходов
Длительный разогрев контейнеров из-за распада короткоживущих радионуклидов способствует раскристаллизации остеклованных ВАО. Na-Al-P стекло
кристаллизуется при 300–400 оС. Температурные условия в контейнере ВАО
десятки лет превышает 100оС, поэтому в нем к моменту захоронения, возможно, будет находиться не стекло, а агрегат фаз. Скорости выщелачивания
Na и Cs из такой матрицы в десятки раз выше скорости выщелачивания из
стекла [Фосфатные…, 1997]. Кроме того, кристаллизация стекла ведет к увеличению поверхности и площади контакта матрицы с водой, что также увеличивает интенсивность выноса радионуклидов. Была изучена термостойкость стекол, близких по валовому составу к получаемым на ПО «Маяк», но
без радиоактивных элементов. Фазы AlPO4 и Na3Al2(PO4)3 в них могут образовываться из расплава, если его остывание после разлива в контейнеры происходит со скоростью менее 30 оС в час [Фосфатные…, 1997]. Нагрев в течение 5 часов при 500 оС образца фосфатного стекла, полученного на ПО «Маяк»
при пробной эксплуатации печи ЭП-500, вызвал его кристаллизацию. Основная фаза – это (Na,K)3(Al,Fe)2(PO4)3, обнаружен фосфат РЗЭ со структурой
монацита (рис. 4.6). После 150 ч выдержки при 450 оС в стекле найдены фазы
Na3Al2(PO4)3, Na3PO4, AlPO4, NaPO3, (Fe,Cr)2O3, (Al,Cr)2O3 [Демин, 2003].
Центрами кристаллизации служат частицы металлов, оксиды Fe и Zr, а также
фазы (монацит и др.), выделившиеся при остывании расплава.
Кристаллизация стекломатрицы может быть обусловлена другой причиной. После закрытия хранилище ВАО физико-химические условия в нем
будут меняться следующим образом от ранней стадии к поздней (рис. 4.7): I –
высокая температура, низкая влажность воздуха, высокий окислительный
потенциал; II – высокая температура, низкие влажность воздуха и окислительный потенциал; III – высокие температура и влажность воздуха, низкий
157
окислительный потенциал; IV – низкий окислительный потенциал, снижение
температуры до значений вмещающей среды, проникновение воды из пород.
Эти стадии условно названы: I – «сухая окислительная», II – «сухая восстановительная», III – «гумидная восстановительная», IV – «водонасыщенная восстановительная» стадии. Длительный период повышенных температур в хранилище в сочетании с действием пара будет способствовать раскристаллизации стеклообразных матриц радиоактивных отходов.
Рис. 4.6. Раскристаллизованное NA-Al-P стекло с имитаторами отходов в оптическом
(а: николи +, увел. 150х, стекло – черное, сферолиты – белое, монацит – бурое) и
электронном микроскопах (б: сферолит – темное, монацит – белое, стекло – серое).
В связи с этим нами исследовано влияние кристаллизации стекла с
имитаторами ВАО на его последующее поведение в воде. Процедура ускоренного изменения стекла под действием нагретого пара (vapor hydration test)
разработана в США [Bates, Steindler, 1982; Bates et al., 1984, 1990; Vienna et
al., 2000] и широко используется в мире [Gong et al., 1998; Ebert et al., 2003;
Fournier et al., 2014]. Монолитные образцы или порошок стекла с небольшим
количеством воды, создающим относительную влажность 70–95 %, помещают в автоклав при 90–300 оС на несколько суток, максимальная длительность
обработки составила 1021 сутки при 200 оС [Gong et al., 1998]. Цель таких
исследований заключается в оценке поведения стекла в ненасыщенных водой
средах, например, в туфах [Ebert et al., 2003] или в ускоренном тестировании
различных типов стекломатриц [Vienna et al., 2000]. Еще одна важная задача
– моделирование изменения стекломатрицы отходов на ранней «сухой» стадии условий в хранилище, до поступления в него воды из окружающих пород. Присутствие паров воды ускоряет кристаллизацию стекла, она интенсивно происходит уже при 70–100 оС. С ростом температуры скорость разрушения боросиликатного стекла ускоряется с 0.024 мкм / сутки (125 оС) до
6.4 мкм / сутки при 200 оС [Ebert et al., 2003].
158
Рис. 4.7. Изменение условий на поверхности канистры с остеклованными ВАО в
хранилище со временем [Diomidis, Johnson, 2014]: 1 – температура, 2 – относительная
влажность воздуха, 3 – концентрация О2. Пояснения цифр I–IV приведены в тексте.
Суточная обработка паром (давление 75% от величины насыщения) при
300 С превратила стекло состава, масс.%: 17.4 Na2O, 14.4 Al2O3, 50.4 P2O5, 5.5
Fe2O3, 1.1 NiO, 2.0 SrO, 2.5 Cs2O, 2.3 Ce2O3, 1.9 Nd2O3, 2.5 UO2 в агрегат Na-Al
фосфатов, микросферических образований REE-Sr-фосфата и пластинчатых
кристаллов Cs-U-фосфата [Laverov et al., 2016; Юдинцев и др., 2016, 2017].
Нагрев при тех же параметрах в безводных условиях не привел к изменениям
стекла, что указывает на важную роль пара при его кристаллизации. В конденсате пара найдены многочисленные аморфные частицы, что свидетельствует о переходе радионуклидов из матрицы в водную фазу и возможности их
переноса в виде коллоидов. Образование коллоидов отмечалось также при
изменении B-Si-стекол [Pirlet, 2001; Neeway et al., 2012]. Обработанный паром образец сложен агрегатом фаз (рис. 4.8), главными из которых являются
два типа Na-Al-Fe-фосфатов с разной формой и составом зерен. Фаза-I образует призматические кристаллы с пирамидальными окончаниями, в них отсутствуют примеси. Фаза-II отличается уплощенной гексагональной формой
зерен и сложным составом с примесью Ni, Sr и Cs. Мелкие белые выделения
сферической формы – Sr-Ln-U-фосфат со структурой монацита, имеются пластинчатые квадратные кристаллы фосфата Cs-U и бесформенные аморфные
выделения размером до 100 мкм (см. рис. 4.8, г).
о
159
Рис. 4.8. Изображение в электронном микроскопе раскристаллизованного образца
стекла при воздействии на него водного пара. Цифрами обозначены: фосфат-I (1),
фосфат-II (2), монацит (3), Cs-U-фосфат (4), аморфное вещество (5). Масштабные
метки 100 (а) и 20 (б-г) мкм.
Составы фаз пересчитаны на формулы: фосфат-I – Na4(Al,Fe)2P4O15;
фосфат-II – (Na,Sr,Cs)3(Al,Fe,Ni)3(PO4)4; монацит – (Ce,Nd,Sr,U)PO4; Cs-U
фосфат – (Cs,Na)UPO6. Первая из фаз – Na4(Al,Fe)2P4O15 найдена в продуктах
кристаллизации фосфатных стекол в безводных условиях [Беланова и др,
2012]. Более точная формула Cs-U фосфата, вероятно, Cs2[(UO2)(PO4)]2(H2O)5,
по структуре она относится к группе урановых слюдок. Присутствие воды
предполагается из-за низкой суммы содержаний элементов (табл. 4.1). Наличие растворимых Cs-U-фосфата и аморфного вещества в этом образце указывает на то, что жидкая фаза в опыте отсутствовала. Доли фаз в образце определены как 75 % для фосфата-I, 19 % фосфата-II, 5 % монацита и 1 % Cs-Uфосфата. Низкая сумма элементов в анализах аморфной фазы (табл. 4.1) связана с наличием воды. Содержания элементов в ней меняются в диапазоне,
масс.%: 18.6–22.9 Na, 0.6–1.0 Al, 24.4–26.7 P, 10.6–11.9 Cs, 41.1–42.2 O, а
средний состав отвечает, масс.%: 30.7 Na2O, 1.4 Al2O3, 58.6 P2O5, 9.3 Cs2O,
что соответствует условной формуле (Na5.18Cs0.35Al0.15P 4.32)О13.79.
160
Таблица 4.1. Составы (масс.%) исходного и гидратированного фосфатного стекла с
имитаторами отходов, а также фаз в раскристаллизованном образце. Атомные количества элементов рассчитаны на сумму катионов, равную 10 [Юдинцев и др., 2017].
Оксид /
ат. к-во
элемента
Na2O
Al2O3
P2O5
Fe2O3
NiO
SrO
Cs2O
Ce2O3
Nd2O3
UO2
UO3
Стекло
исходное измененное
17.3
8.61 (10.3)2
14.0
12.7 (15.3)
51.1
45.5 (54.4)
5.5
5.7 (6.8)
1.1
1.1 (1.3)
2.1
1.9 (2.2)
2.5
2.3 (2.7)
2.1
1.9 (2.3)
2.0
1.7 (2.0)
2.3
2.1 (2.7)
Na-Alфосфат-I
22.9
19.2
53.1
4.8
-
Na-Alфосфат-II
14.2
14.4
50.4
10.1
7.0
2.8
1.1
-
Sr-Ln-Uфосфат
2.0*
32.1
11.5
20.6
17.9
15.9
-
Cs-Uфосфат
1.91 (2.2)2
1.5 (1.8)*
15.9 (18.8)
1.1 (1.3)*
13.3 (15.7)
51.0 (60.2)
Σ оксидов
Na+
Al3+
P5+
Fe3+
100.0
3.27
1.61
4.22
0.40
83.5
(100.0)
2.11
1.89
4.86
0.54
100.0
3.84
1.96
3.89
0.31
100.0
2.69
1.66
4.15
0.74
100.0
0.44*
5.06
-
84.8
(100.0)
1.00
0.50*
3.73
0.23*
Ni2+
Sr2+
Cs+
Ce3+
Nd3+
U4+
U6+
О2-
0.09
0.12
0.10
0.07
0.07
0.05
15.76
0.11
0.14
0.12
0.09
0.08
0.06
17.53
15.05
0.55
0.16
0.05
1.24
1.41
1.19
0.66
19.77
1.57
2.97
20.62
16.08
1
– данные анализа, 2 – расчет на сумму в 100 масс.%. * - захват при анализе.
*Предполагается, что уран в стекле и Cs-U-фосфате находится как U(VI), а в фазе
с монацитовой структурой – в состоянии (IV). Исходное – исходное стекло до опыта, измененное – после взаимодействия с нагретым водным паром. Прочерк – ниже
предела обнаружения (0.3–0.5 мас.%). Точность определений элементов 3–5 отн.%.
Для изучения влияния кристаллизации стекломатрицы на ее растворимость в воде стекло (продукты его кристаллизации) вместе с избытком воды
помещали в автоклавы на 44 суток при 90 оС [Юдинцев и др., 2017]. По завершении опытов их изучали методом СЭМ/ЭДС, состав раствора определя-
161
ли масс-спектрометрией с индукционно-связанной плазмой (ICP-MS). Для
выявления формы нахождения элементов раствор пропускали через фильтры
с диаметром пор 450–25 нм с дальнейшим ICP-MS анализом (табл. 4.2). В
растворе после опыта со стеклом содержания P и U после фильтра 450 нм
снизились в 2.5 и 4.5 раза, для Al и РЗЭ снижение менее заметно. При дальнейшем фильтровании сквозь поры меньшего размера содержания Ce, Nd и,
особенно, U в растворе продолжают снижаться. После пропускания через поры в 25 нм в растворе остается до половины исходного количества Ce и Nd,
но только первые проценты урана. Содержания остальных элементов остаются примерно на том же уровне (Na, Cs, Sr) или меняются незакономерно (Ni).
Для никеля это, возможно, связано с трудностью определения столь низких
его концентраций. Отметим снижение количества фосфора в растворе после
самого тонкого фильтра с порами 25 нм.
Таблица 4.2. Составы растворов (мкг/кг) после взаимодействия воды со стеклом (c) и
раскристаллизованным образцом (к) в течение 44 суток. Цифры: раствор до (1) и после (2-5) пропускания через поры диаметром 450 (2), 200 (3), 100 (4) и 25 (5) нм.
№№
с-1
с-2
с-3
с-4
с-5
к-1
к-2
к-3
к-4
к-5
Na
11116
10572
11648
11940
11096
763268
770480
748252
742568
729596
Al
2976
2568
2676
2456
2320
5604
2944
2396
2556
2332
P
5292
2100
2120
2420
1536
954592
937804
921252
924708
894920
Ni
84
44
28
60
56
96
38
44
72
56
Sr
148
140
164
140
140
864
252
184
164
144
Cs
384
416
532
472
440
339444
343184
335300
333144
331280
Ce
13
9
10
8
7
180
16
11
9
8
Nd
9
5
5
4
4
136
12
7
5
4
U
124
28
18
10
2
1852
224
140
88
64
Предел обнаружения: 1–10 мкг/кг для элементов по Ni включительно, 0.01 мкг/кг для
более тяжелых элементов при точности их определения 3–10 отн.% и 1 отн.%.
После контакта с раскристаллизованным образцом в растворе резко (в
70–900 раз) возрастают концентрации Na, Cs и P, причем их содержания слабо изменяются после фильтрования. В меньшей степени (в 2–15 раз) выросли
содержания Al, Sr, Ce, Nd и U. Фильтрование сквозь поры размером 450 нм
приводит к снижению количеств Al, Ni и Sr в растворе в 2–3 раза, но при
дальнейшем пропускании через поры меньшего диаметра их содержания меняются незначительно. В то же время для Ce, Nd, и, особенно, урана после
пропускания раствора через фильтры с уменьшающимся размером пор наблюдается снижение содержаний. Это говорит о том, что для них существенное значение имеет коллоидная форма, роль которой увеличивается от Al, Ni,
162
Sr к Ce, Nd и U, причем для Ce, Nd и U можно предположить существование
частиц различного размера. Полученные данные указывают на высокую долю
коллоидной формы РЗЭ и U, а с учетом снижения содержаний Al и P можно
предположить, что их основу составляют алюминий и фосфор.
Резкий рост содержаний Na, Cs и P в растворе опыта с раскристаллизованным образцом связан, вероятно, с растворением в нем аморфного вещества. На это указывают близкие величины в них отношения Na : Cs : P, равные
примерно 2 : 2.5 : 1. Повышение концентрации урана вызвано растворением
Cs-U-фосфата, причем значительная его часть сорбируется затем на частицах
коллоида. При изучении в электронном микроскопе раскристаллизованного
образца после взаимодействия с водой в нем не были обнаружены аморфное
вещество и Cs-U-фосфат, очевидно, из-за их растворения.
Низкое содержание Sr и редкоземельных элементов в растворах после
опыта с кристаллическим образцом связано с их нахождением в фосфате со
структурой монацита. Уран в монаците, вероятно, находится в состоянии
U(IV). Этим объясняется вхождение в него стронция по реакции: 2 (Nd,Ce)3+
= Sr2+ + U4+. Атомное количество Sr2+ почти в 2 раза выше чем U4+ и для нейтральности решетки церий частично должен находиться как Се4+. Поэтому
формулу фазы можно записать в виде (Nd3+0.25Ce3+0.15Sr2+0.3Ce4+0.15U4+0.15)PO4.
Данные о составах растворов использованы для расчета нормированной
скорости выщелачивания элементов в опытах со стеклом по формуле:
J el 
C el V
,
St
C el – массовая концентрация элемента в растворе,  – плотность раствора, V – объем раствора, t – длительность выщелачивания, S – площадь поверхности образца. Полученные значения равны, г×м-2×сут-1: 0.11 (Na), 0.05
(Al), 0.03 (P), 0.02 (Cs), 0.01 (Ni), 0.01 (Sr), 0.008 (U), 0.0009 (Ce), 0.0006 (Nd).
Обращает внимание меньшее выщелачивание цезия по сравнению с натрием.
Скорости выщелачивания РЗЭ и U из алюмофосфатного стекла малы и сопоставимы с величинами для кристаллических матриц [Лаверов и др., 2008].
Для раскристаллизованного образца их не рассчитывали из-за его высокой
пористости и сложности определения площади поверхности. Низкие скорости выщелачивания актинидов (урана, плутония) и их РЗЭ аналогов из фосфатного стекла ранее были ранее установлены в работах [Гупало, Бейгул,
2003; Aloy et al., 2000].
Образование коллоидов
Была исследована форма нахождения элементов в растворе после взаимодействия с раскристаллизованным стеклом [Юдинцев и др., 2017]. Образец помещали в автоклав с фторопластовой вставкой, добавляли дистиллированную
воду и сутки выдерживали при 90 оС. После замены раствора новой порцией
воды его снова помещали в печь при 90 оС. Эта процедура проводилась 3 раза
163
с выдержкой в течение 3, 10 и 30 суток. Высокие содержания урана в растворе первого суточного опыта (табл. 4.3) связаны, очевидно, с растворением CsU-фосфата. После его исчерпания содержание урана в растворе резко снижается. Содержания Ce и Nd в растворе возрастают в опыте длительностью трое
суток, а затем снижаются при увеличении продолжительности взаимодействия до 10-ти и 30-ти суток. Более 90% РЗЭ задерживается мембранами с диаметром пор более 25 нм, то есть эти элементы, в основном, находятся в составе коллоидных частиц. Концентрация урана в растворе снижается с
уменьшением диаметра пор, что также указывает на его наличие в коллоидных частицах. В суточном опыте это снижение менее выражено, а в дальнейшем, с уменьшением общей концентрации урана в растворе, его доля в коллоидных частицах возрастает до 70–80%. В целом можно заключить, что кристаллизация алюмо-фосфатного стекла приводит к росту содержаний Cs и U
в растворе, но для остальных элементов – имитаторов отходов (Ni, Sr, Ce, Nd)
его роль менее значима. Еще один важный результат заключается в высокой
доле коллоидной формы имитаторов радионуклидов в растворах.
Таблица 4.3. Концентрации элементов в растворе после опытов и его фильтратах.
Элемент
Ce
Nd
U
Интервал
времени,
в сутках
с 0 по 1
2–4
5 – 14
15 – 44
0–1
2–4
5 – 14
15 – 44
0–1
2–4
5 – 14
15 – 44
Концентрация, мкг / кг (ppb, или 10-7 масс.%)
Диаметр пор мембраны, нм
Раствор до
фильтрования
450
200
100
88
50
46
36
296
230
168
64
58
32
22
6
28
13
10
3
82
58
54
44
298
220
160
60
52
30
19
5
24
12
8
3
Нет данных
13280
12676
11416
452
412
358
264
46
28
20
10
22
13
11
8
25
7
9
1
0.2
8
9
1
0.1
10388
206
6
6
Обработка нагретым водным паром боросиликатных стекол, используемых для иммобилизации отходов на заводах в Саванна Ривер (стекло SRL)
и Вэст Вэллей (стекло WV), также усиливает выщелачивание элементов из
матрицы [Bates et al., 1984, 1990; Neeway et al., 2012]. Стекла, содержащие U,
Th, Np, Pu, Am и Tc, обрабатывали паром при 90 (30–180 суток), 150 (30–
143 суток) или 200оC (10–44 суток). Мощность зоны изменений растет с температурой и временем, но ни в одном эксперименте она не превысила
70 микрон. Это указывает на устойчивость боросиликатного стекла к раскристаллизации в среде пара по сравнению с алюмофосфатной матрицей. На по-
164
верхности образцов были найдены: полевой шпат KAlSi3O8; цеолиты гиролит
(NaCa16(Si23Al)O60(OH)8×14H2O) и анальцим (NaAlSi2O6×H2O); и фосфаты Ca
(апатит), Na-Ca-Fe (виксит) и LiPO4. Жидкая фаза в этих опытах отсутствовала, поэтому выноса актинидов из образцов не происходило.
После обработки паром образцы контактировали 28 суток с дистиллированной или минерализованной водой при 90 оС. Отношение площади поверхности образцов к объему раствора менялось от 0.1 до 0.3 см- 1. Содержание актинидов в воде опытов с измененным стеклом SRL увеличилось в 10
раз для Np и в 300–500 раз для Pu и Am по сравнению с неизмененным. Их
содержания в растворе опыта с измененным стеклом WV выросли в меньшей
степени – всего в 3 раза у Np и 4–10 раз для Pu и Am. Выщелачивание Cs из
боросиликатных стекол после их обработки паром возросло всего в 5–20 раз,
что отличает эту матрицу от изученной нами алюмофосфатной композиции.
Изменение состава раствора после взаимодействия с обработанным паром стеклом определяется свойствами вторичных фаз. Если при этом возникают плохо растворимые фазы, то содержание элементов в растворе будет
низким. Для боросиликатных матриц такой новообразованной фазой служит
силикат РЗЭ бритолитового типа, а для фосфатных матриц – монацит или его
гидратированная форма рабдофан с низкой растворимостью [Chisca et al.,
2009; Dacheux et al., 2013; Babelot, 2013; Gausse et al., 2015]. Так содержания
Ce и Nd (имитаторов актинидов) в растворах опытов с раскристаллизованным
образцом алюмофосфатного стекла составили менее 200 мкг/л (табл. 4.4), а
для урана их значения на порядок выше. Основная часть этих элементов находится в коллоидных частицах.
Таблица 4.4. Характеристика условий тестов программы CORALUS.
№ сборки и параметры
опыта
№ 2 (30 °C)
№ 3 (60Co, 90 °C)
№ 4 (60Co, 90 °C)
№ 5 (30 °C)
Начало и конец опыта
2001.02.21 - 2004.04.21
2002.12.05 - 2004.02.28
2003.04.15 - 2009.04.15
2004.09.01 - 2014.08.31
Длительность, годы: плановая (реальная)
3.2 (4.4)
1.3 (1.8)
6.0 (7.0)
10
Слабое увеличение выщелачивания Cs из B-Si стекла после воздействия пара обусловлено появлением цеолитов, связывающих его в структуре.
После взаимодействия с водой исходного и раскристаллизованного алюмофосфатного стекла установлено, что в обоих случаях Cs в выщелате находится в растворенной форме. Sr и Ni в опыте со стеклом находятся в растворенном состоянии, для РЗЭ и, особенно, U существенную роль играют коллоиды.
Значение этих частиц растет после раскристаллизации стекла: подавляющая
часть РЗЭ и урана в контактном растворе находится в коллоидных частицах
различного размера. Значительная часть (50–80 %) таких элементов, как Ni и
165
Sr, также находится в составе коллоидных частиц, что отличает их поведение
в растворах опыта со стеклом.
Многочисленные опыты по растворению стекол показали, что до 90 %
актинидов в растворе находится в виде мелких коллоидных частиц [Pirlet,
2001; Neeway et al., 2012]. Процесс перехода радионуклидов из матрицы в
водную фазу и возможности переноса актинидов в виде коллоидов необходимо учитывать при анализе его миграции в СИБ.
Эксперименты со стеклами в ПИЛ
Во многих странах исследуется поведение СИБ в условиях подземных
лабораторий [Wicks, 2001; Van Iseghem et al., 2001; Geological Disposal…,
2004; и др.]. Среди наиболее важных с точки зрения изоляции остеклованных
ВАО – результаты программы CORALUS (CORrosion of a-Active gLass in
Underground Storage conditions), проводимой в Бельгии с 2000 г [Valcke et al.,
2006; 2007; Ferrand, Valcke, 2009; Aertsens, Valcke, 2009]. В ней использовано
содержащее актиниды (U, Th, Np, Pu, Am) стекло SON68, применяемое во
Франции для остекловывания ВАО, а также стекла иного состава (DKW /
Pamela). Цель проекта состояла в исследовании коррозии стекла in situ, то
есть в реальных условиях подземного хранилища, и сравнении их с данными
лабораторных тестов и модельных расчетов для разных типов засыпки при 30
и 90°C. Кроме того, в нем оценивалось влияние температуры, гаммаоблучения, и альфа-распада на скорость коррозии матрицы. Образцы стекла с
0.35% (Th,U)O2, 0.85% 237NpO2, 238-242PuO2 или 241Am2O3 помещали в глины
формации Бум в ПИЛ Мол (Бельгия) на глубину 223 метра и срок до 10 лет
(табл. 4.4). Единичная экспериментальная сборка имеет вид трубы высотой
4 м и диаметром 0.3 м, она состоит из модулей, в которые монтировали
образцы стекла с актинидами (рис. 4.9).
Нагреватель задает температуру 30 или 90оС, в двух сборках имелся
источник гамма-излучения (60Co). Стекло контактирует с уплотненным
буфером при давлении 2 MPa. Использованы три типа материала буфера:
вариант A – глина Бум, вариант B – смесь Ca-бентонита (60%) с песком (35%)
и графитом (5%), вариант С – смесь из 95% Ca-бентонита и 5% порошка
неактивного стекла SON68. Варианты (А) и (В) моделируют ситуацию
хранилищ ВАО в Бельгии, тип (С) – для Франции. Все смеси насыщены
водой, отобранной из глин формации Бум. Длительность трех экспериментов
из четырех опытов оказалась больше плановой (табл. 4.5).
В тестах со смесями «А» и «В» скорости растворения стекла при 30 оС
(табл. 4.6; рис. 4.10) в десятки раз ниже, чем при 90 оС: они равны 0.8–
1 мкм/год и 30–58 мкм/год, соответственно. Скорость изменения стекла при
90 оС на контакте с глиной и бентонитом (варианты опытов А и В) в сотни
раз выше, чем в случае смеси глины и порошка стекла (опыты по схеме С),
она составила 55–95 микрон и 0.3–0.8 мкм за первые 1.3 года наблюдений.
При 30 оС эти различия меньше: 1 мкм в вариантах А и В, 0.3 мкм в тесте С.
166
Рис. 4.9. Тест CORALUS (а), схема отдельной сборки (б) и фотография ее участка со
стеклом (в) [Valcke et al., 2006; 2009].
Таблица 4.5. Потеря массы стеклом SON68 со временем при 90°C.
Сборка: длительность опыта,
годы / сутки
сборка № 3: 1.8 / 643
сборка № 2: 4.4 /1593
сборка № 4: 7.0 / 2545
Потеря массы стекла
(г / м²)
370
702
2060
Удельная потеря массы
(г / м² в сутки)
0.58
0.44
0.81
167
Таблица 4.6. Измеренная и расчетная толщина слоя изменений стекла (микроны)
при 30 и 90 °C для трех типов материала засыпки (бэкфила).
Вариант засыпки
30 °C – A
30 °C – B
30 °C – C
90 °C – A
90 °C – B
90 °C – C
1 год, измерение / расчет
< 0.1 / 0.9* – 1**
≈ 1 / 0.8
0 / 0.3
50–60 / 45* – 58**
65 – 75 / 30
0.1 / 2.1
1.3 года, измерение / расчет
Нет данных
Нет данных
Нет данных
55 – 90 / 53* – 69**
95 / 35
0.3 – 0.8 / 2.1
Примечание: * - для восстановленных условий, ** - для окисленных условий.
За 300 суток при 90 оС произошло выделение CO2 в количестве 0.6 м³
на 1000 кг материала засыпки состава A, 0.2 м³ для варианта В и менее
0.06 м³ в случае материала C. Генерация H2 характеризуется меньшими величинами в расчете на 1000 кг засыпки: 0.08 м³ (A), 0.006 м³ (B и C) и происходит в первые сутки нагрева. Небольшие количества СН4 (<0.001 м³ на
1000 кг вещества) отмечены для вариантов засыпки В и С при нагревании
более 100 суток. Этот газ растворяется в интерстициальной воде (~10 литров
CH4 в 300 литрах воды, содержащейся в 1000 кг глинистого буфера–засыпки)
и не создает проблем. При 30оС (температура после завершения тепловой фазы в хранилище ВАО) растворение стекла происходит со скоростью 0.01 г/м2
в сутки. Добавление крошки неактивного стекла в смесь снижает ее в 2–10
раз до 0.001–0.005 г/м2 в сутки для экспериментов длительностью 1 год. В
более длительных опытах скорость разрушения стекломатрицы снижается в
еще большей степени и меняется от 10−4 до 10−5 г/м2 в сутки.
По результатам экспериментов сделаны выводы: 1) cкорость разрушения стекла в опыте при 90 °C выше, чем при 30 °C, разница в скорости потери
массы стекла достигает 20 раз; 2) добавление порошка неактивного стекла
существенно – на два порядка и более, снижает скорость разрушения стекла;
3) радиоактивное стекло с актинидами ведет себя в растворе так же, как неактивное. И хотя толщина слоя изменений в этом случае несколько выше, заметного его влияния на потерю массы образцом не установлено; 4) результаты натурных испытаний сбиваются с данными лабораторных исследований,
что позволяет сделать вывод о хорошей изученности процесса коррозии
стекла. Одной из нерешенных проблем остается изучение факторов, влияющих на содержание кремния в растворе на контакте стекла и бентонита и его
транспорт в бентоните [Valcke et al., 2006].
Подобные тесты для изучения деградации инженерных барьеров под
деструктивным воздействием подземных вод и повышенных температур планируется в будущем выполнить в ПИЛ на участке Енисейский (рис. 4.11).
168
Рис. 4.10. СЭМ изображение зоны изменений стекла SON68 с U и Th (а) и Am (б) на
контакте с бентонитом после выдержки 3.3 года при 30 °C. Метка 10 мкм.
Рис. 4.11. Опытно-демонстрационный стенд для изучения процессов деградации инженерных барьеров в условиях техногенных воздействий [Гупало и др., 2016].
ФСП, связанные со стекломатрицей.
Основным механизмом выноса радионуклидов из хранилища в биосферу будут подземные воды, поэтому в качестве главного фактора, действующего на
стекломатрицу, следует рассматривать воздействие подземных вод. Соответственно, матрица должна быть химически устойчива в воде, что можно измерить через скорость растворения стекла (мощность зоны выщелачивания) или
169
скорость выщелачивания радионуклидов (рост их концентрации в воде). На
скорость растворения могут оказать влияние различные ФСП.
Воздействие радиации (-,- и - облучение) не оказывает заметного влияния1. После облучения сохраняется высокая устойчивость матрицы в водном
растворе.
Состав алюмофосфатной матрицы в пределах возможных регламентных вариаций не оказывает существенного влияния на ее стойкость к растворению.
Температура  ключевой фактор, влияющий на скорость растворения
матрицы. Выщелачивание радионуклидов из стекла под воздействием повышенной температуры возрастает многократно.
Присутствие бентонита в СИБ снижает растворимость стекла в воде в
десятки раз из-за буферирующего действия натрия.
Появление пленки изменений на поверхности стекла подавляет растворение стекла, но при обновлении раствора его скорость растет вновь.
Важнейший процесс преобразования матрицы  раскристаллизация при
нагреве и превращение аморфного стекла в агрегат кристаллических фаз 
начинается еще до ее размещения в хранилище. После раскристаллизации
стекла скорость выщелачивания ряда радионуклидов (продукты деления –
цезий, стронций) из матрицы вырастет многократно. Для актинидов его
влияние менее заметно из-за их захвата фосфатами РЗЭ со структурой монацита с низкой растворимостью в воде. Исключение – уран, находящийся в
стеклах в шестивалентном состоянии и не входящий в структуру монацита.
Термостойкость стекол  важный индикатор защитных свойств матрицы. Пары воды служат катализатором раскристаллизации стекла на ранней стадии
захоронения. Воздействие пара до контакта с водой повышает выщелачивания элементов после контакта. Общее следствие растворения стекломатрицы
с ВАО — переход радионуклидов в воды, для актинидов преимущественно в
миграционно-способной коллоидной форме.
Эволюционные последствия деградации стекла
По сравнению с B-Si-стеклами матрицы на основе Al-P-стекла обладают
меньшей термостойкостью и большей растворимостью в водах [Фосфатные…, 1997; Лаверов и др., 2008]. В России рассматривается возможность их
замены в будущем на более устойчивые Al-Fe-P стекла [Стефановский и др.,
2015], а также боросиликатные композиции. Для изоляции фракционированных жидких отходов переработки ОЯТ предлагаются керамики.
На стадии предварительного хранения и после размещения в хранилище можно ожидать изменения свойств стекла из-за склонности к кристаллизации при нагреве в связи с радиоактивным распадом. В случае разгермети1
Это не относится к воздействию тепла, образующегося при распаде короткоживущих радионуклидов.
170
зации контейнера с отходами к этому добавится агрессивное воздействие паров воды на остеклованную матрицу радиоактивных отходов. Десятки лет
после закрытия хранилища остеклованных ВАО (см. рис. 4.7) для него будут
характерны температуры выше 100оС и атмосфера ненасыщенного пара
[Diomidis, Johnson, 2014]. Предполагается, что первые 50 лет температура
будет находиться в интервале 90–140оС, а относительная влажность не превысит 80%. Лишь через 100 или более лет в результате поступления в хранилище воды из вмещающих пород она достигнет 100% и появится свободная
жидкость. Нарушение герметичности контейнера в этом промежутке времени
и контакт пара ускорит кристаллизацию стекла, что приведет к изменению
свойств матрицы. Каталитическое действие пара и ускорение кристаллизации
остеклованных ВАО установлено во многих работах [Bates et al., 1990; Vienna
et al., 2000; Neeway et al., 2012; Юдинцев и др., 2016].
По существующим нормативным требованиям [НП-093-14, 2014] срок
службы контейнера с остеклованными ВАО должен быть не менее 1 000 лет,
для зарубежных проектов он определен в 10 000 и более лет [Engineered barrier…, 2003]. Тем не менее, нельзя полностью исключать разгерметизацию
контейнера с остеклованными ВАО еще до истечения данного проектного
срока. Нарушение целостности может быть вызвано его дефектами, тектоническими смещениями, изменением литостатического давления и др.
После деградации (кристаллизации) стекломатрицы основную опасность будут представлять долгоживущие 14С, 36Cl, 79Se, 99Tc и 129I, образующие хорошо мигрирующие анионные формы, а также радионуклиды в составе коллоидов. Значительную роль миграции в коллоидной форме, по аналогии с РЗЭ и U, можно ждать от актинидов, у которых в условиях хранилища
ВАО стабильны трех- (Am, Cm) или четырехвалентное (Np, Pu) состояния
[Poinssot, Fillet, 2010]. Вместе с тем, как показано выше, даже после кристаллизации алюмофосфатной стекломатрицы содержания этих элементов в растворах будут находиться на очень низком уровне. Это связано с их прочной
фиксацией в труднорастворимых вторичных фазах, в первую очередь в фосфате РЗЭ и актинидов со структурой монацита. Задержку коллоидных форм
актинидов способен обеспечить следующий инженерный барьер  бентонитовый буфер [Лаверов и др., 2004], а то их небольшое количество, которое
может выйти за пределы хранилища, будет разбавлено до безопасного уровня
чистыми водами. Было показано [Apted, Ahn, 2010], что 70-см слой уплотненного бентонита служит надежной преградой против миграции подавляющего
большинства радионуклидов как в растворенной, так и в коллоидной формах.
4.2.1.2. Цементная матрица
Самая распространенная цементная композиция – портланд-цемент [Thiery et
al., 2016]. Его получают обжигом смеси из известняка (80%) и глины (20%)
при 1450оС и последующим измельчением продукта (клинкера). Химический
состав цемента, масс.%: 63–67 СаО; 21–24 SiO2; 4–7 Al2O3, 2.5–4.0 Fе2О3; 1–5
MgO; 1–5 SO3 (сульфаты щелочей, сульфиды, гипс), в количестве до 1 %
171
имеются примеси Р2О5, ТiO2, Мn2О3. Фазы клинкера: 3CaO×SiO2 (сокращенно
C3S, доля 50–70 %), 2CaO×SiO2 (C2S, 5–25 %), 3CaO×Al2O3 (C3А, 2–12 %),
4CaO×Al2O3×Fe2O3 (C4AF, 0–15 %). После добавления воды они превращаются в гидратированные силикаты (70 %), алюминаты и сульфо-алюминаты
(10 %) и гидроксид (20 %) кальция. Свойства цементных композиций – их
химический и фазовый составы, поведение в водных средах, рассмотрены в
большом числе публикаций [Applied…, 2012; Kurdowski, 2014]. Вода в равновесии с цементом имеет высокое значение рН (около 13). Предлагаются также иные типы матриц для среднеактивных отходов – на основе керамикрита,
водного фосфата калия и магния [Wagh, 2004; Винокуров и др., 2010], а также
алюминатные и гипсоалюминатные композиции [Кононенко и др., 2016].
Цементная матрица РАО, как и стеклообразная, должна показывать химическую устойчивость в воде. Химическая деградация цементов изучена
детально в лабораторных экспериментах [Козлов, Горбунова, 2011] и теоретическим моделированием. Эти данные дополняют наблюдения над их аналогами – инженерными материалами, десятки лет испытывающими воздействие природных факторов. Цементные материалы со временем разрушаются
под действием различных физико-химических процессов [Cementitious…,
2012]. Физическое разрушение цемента (растрескивание, усыхание, усадка)
влияет на пористость и проницаемость для водных потоков, а также газов,
образующихся при коррозии металлических контейнеров.
Контейнеры отходов, сделанные из цемента, сохраняют целостность на
срок до 300 лет, что позволит, при необходимости, извлекать их из хранилища. При цементировании отходов их объем резко возрастает, что является
одним из существенных недостатков матрицы. Облучение снижает изоляционные свойства цементов – увеличивает скорость их деградации и газообразования [Nuclear waste…, 2009]. Цементные матрицы подвержены биодеградации [Corrosion …, 2010; Горбунова, Баринов, 2012]. Негативное действие на
их механическую устойчивость оказывает многократное промерзание. В случае Енисейского проекта, возможно, придется также учитывать роль и этого
фактора (см. раздел 4.3.1).
Установлено изменение форм нахождения актинидов в воде, например
Np и U (рис. 4.12), в результате разрушения цементов, а значит их растворимости и сорбционной способности. При разрушении цементных материалов
рН вод в хранилище сначала растет, а затем снижается из-за нейтрализации
другими барьерами (контейнер, бентонитовый буфер) и вмещающими породами. Eh вод при этом также снижается из-за смены окислительной аэробной
обстановки на анаэробные восстановительные условия (рис. 4.7) после закрытия хранилища. В результате эволюции параметров в хранилище катионные формы актинидов в растворе сменяются анионными и нейтральными с
изменением степени их окисления.
172
Рис. 4.12. Эволюции (пунктир) параметров после закрытия хранилища РАО под действием разрушения цемента и изменение форм нахождения Np (а) и U (б) в водах
[Lázár, Máthé, 2012]. Строение Eh–pH диаграмм по данным [Brookins, 1984; 1988].
Взаимодействие цемента с водой и материалами хранилища по-разному
влияет на безопасность последнего. Повышение рН раствора увеличивает
скорость растворения стекломатрицы боросиликатного состава из-за формирования вторичных фаз цеолитов, но замедляет скорость разрушения металлических контейнеров в результате пассивации (образования защитного слоя
продуктов коррозии). Для алюмофосфатной матрицы увеличение рН раствора (и содержания в нем NaOH, Ca(OH)2) имеет меньший эффект и может замедлить разрушение из-за буферирующего влияния высоких содержаний натрия в растворе. Увеличение минерализации (ионной силы) раствора при растворении цемента будет препятствовать размыванию бентонитового буфера с
образованием коллоидных частиц. Взаимодействие щелочных цементных вод
с окружающими породами вызывает растворение и осаждение минералов,
например, карбонатов и заполнение ими трещин, что влияет на пористость и
водопроницаемость пород. В то же время под действием цемента происходит
образование новых фаз в бентонитовом буфере, что может увеличить его
хрупкость. Для снижения таких негативных эффектов предлагается использовать цементы с низким значением рН растворов (low-pH цементы), менять
дизайн хранилища, в том числе количества различных цементных материалов, используемых при его сооружении.
173
Наличие цемента в СИБ запускает процесс резкого роста щелочности
подземных вод. Это окажет влияние на скорость растворения стекломатрицы,
коррозии стального контейнера и разрушения буфера. В целом, влияние размещения больших объемов цементных материалов в хранилище на его эволюцию и долговременную безопасность неоднозначно. Этот вопрос требует
дальнейшего анализа, моделирования и изучения, в том числе путем проведения натурных экспериментов в ПИЛ на участке Енисейский.
4.2.1.3. Стальная канистра
Первые сотни лет радиоактивность и тепловыделение ВАО, в основном, связаны с 137Сs и 90Sr, периоды полураспада которых равны 30 и 29 лет. Поэтому
взаимодействие матрицы с подземной водой необходимо исключить по
меньшей мере на 500 лет, а лучше на 1000 лет для их распада. Последняя
цифра соответствует нормативным требованиям к приемлемости ВАО для
захоронения. Длительными экспериментами (6000 ч) в условиях, имитирующих хранилище ВАО в глинах, показано, что скорость разрушения стали в
воде при 90оС составляет менее 10-3 см за год [Corrosion…, 2010]. В агрессивных условиях контакта с морской водой (80 оС) она несколько выше – 2103
см/г [Taniguchi et al., 1998]. Многочисленные работы посвящены изучению
поведения углеродистой стали в условиях геологического хранилища, например [Smart et al., 2001; King, 2008; King, Shoesmith, 2010].
Первые десятки лет после закрытия хранилища и его заполнения водой
в аэробную стадию будет доминировать процесс локальной коррозии контейнера с образованием микротрещин под действием напряжений [Rodriguez,
2014]. В следующую, анаэробную, стадию главными причинами деградации
будут общая коррозия контейнера и его разрушение из-за появления и воздействия водорода. Влияние микробиологической активности можно свести к
минимуму за счет использования буфера из уплотненного бентонита. Рассмотрим поведение металлических контейнеров в условиях хранилища.
Коррозия контейнера в аэробных и анаэробных условиях
Коррозия — это необратимое взаимодействие материала и окружающей
среды, происходящее на границе их раздела и приводящее к его деградации
[IUPAC, 1997]. Аэробная коррозия обусловлена электрохимическими
реакциями металла и кислорода воздуха в присутствии электролита (воды). В
зависимости от влажности и климатических условий, выделяются сухие и
влажные циклы, когда вода конденсируется на поверхности металла в виде
пленки. Имеются несколько способов определения скорости разрушения
металла [Corrosion…, 2010]. В первом учитываются три параметра – время, в
течение которого влажность выше 80 %, содержание SO2 в атмосфере и
аниона Cl- в растворе. Во втором используют эмпирическую зависимость
толщины коррозионного слоя от времени: P = ktn, P – толщина слоя
разрушений в микронах, t – время в годах, k – толщина слоя за один год
174
коррозии, n – параметр, характеризующий свойства продуктов коррозии и
меняющийся от 0.2 до 0.8.
Окислительные условия в хранилище РАО будут существовать десятки
лет на операционной стадии и некоторое время после его закрытия. В остальное время для него будет характерен анаэробный восстановительный режим в
результате реакций в системе инженерных барьеров и влияния окружающих
пород. Этим обстановкам отвечают два типа коррозии контейнера с изменением его свойств, что способно вызвать ухудшение функций металла и системы барьеров, частью которой он выступает. Коррозия делится на общую и
локальную, а последняя на дырочную и щелевую. Общая коррозия происходит по всей поверхности и с постоянной скоростью. В водных средах это
электрохимический процесс, состоящий, по меньшей мере, из одной реакции
окисления: (MX+, xe-) → (MX+) + x(e-) и катодного восстановления: Oxq+ + x(e-)
→ Red(q-x)+, где Ox и Red – окисленная и восстановленная формы элемента. В
аэробных условиях катодная реакция протекает по схеме: O2 + 2H2O + 4e- →
4OH-, а в анаэробных с образованием водорода: H2O + e- → 0.5 H2 + OH-. Если продукты коррозии растворимы в воде, то толщина металла снижается со
временем, а если нет – образуется слой продуктов коррозии и общая толщина
не меняется. Первому случаю отвечает активная коррозия с переносом заряда
и вещества, а второму – пассивная с формированием защитной пленки из новообразованных продуктов. Данные по устойчивости к коррозии материалов
контейнера для отходов сведены в табл. 4.7.
Коррозия контейнеров при умеренных температурах (20–50 оС)
Для углеродистой стали Q235 состава, масс.%: 0.36 C, 0.08 Si, 0.41 Mn, 0.36 P,
0.009 S, 0.05 N, остальное – Fe установлена [Xu et al., 2014] высокая скорость
коррозии в воде с минерализацией 2.5 г/л (основные катионы – Na+ и Ca2+,
анионы – Cl, SO42- сульфат и углекислота) (рис. 4.13). За ней следует сплав
2024 на основе Al (масс.%: 3.8–3.9 Cu, 1.2–1.8 Mg, 0.3–0.9 Mn, ≥0.3 Fe,
≥0.2 Si, ≥0.1 Zn, остальное – Al), медь и нержавеющая сталь SUS 304
(≤0.07 C, 2.0 Mn, 8.0–11.0 Ni, ≤1.0 Si, ≤0.035 P, ≤0.03 S, 17.0–19.0 Cr, остальное – Fe). В аэробной среде скорость коррозии металлов выше, чем в анаэробных условиях. В целом, аэробная коррозия имеет ограниченное значение
для анализа поведения многослойного контейнера, поскольку реализуется на
сравнительно короткой по времени эксплуатационной стадии хранилища и
еще какое-то время после закрытия. За это время может разрушиться лишь
внешний пенал упаковки. После исчерпания кислорода в СИБ в ходе окислительно-восстановительных реакций на первое место выходит анаэробная коррозия контейнера в водонасыщенной среде.
175
Таблица 4.7. Устойчивость к коррозии материалов контейнера (по [Brookins, 1984;
Wilfinger et al., 1999; Rebak, Estill, 2003; King, Shoesmith, 2010] с дополнениями).
Материал (или сплав)
На основе
Ti
титана
TiCode-12
99.8Ti-0.2Pd
На основе
никеля
Inconel 625
Incoloy-825
Hastelloy-C276
Alloy 22
Чугун / обычная сталь:
180-7, 22-8, 142-12, 166-3
Нержавеющая сталь, марки:
304 SS, 316 SS, 321 SS, 405 SS,
410 SS, 304 L SS
Cu и Cu(70)-Ni(30) сплав
Zircаloy-2
Композиты: сталь и покрытие
из Al2O3, TiO2, MgAlO4
Устойчивость к коррозии и другие особенности
Низкая скорость общей коррозии за счет образования
защитного слоя вторичных фаз на поверхности контейнера с отходами. Высокая стоимость при использовании
Pd.
Низкая скорость коррозии сплава Alloy 22 (58 % Ni, 21 %
Cr, 14 % Mo, 3 % W, 4 % Fe), равная 20–100 нм / год,
даже в окислительных условиях хранилища Юкка Маунтин. Довольно высокая стоимость.
Высокая коррозия, материалы могут применяться только
при большой толщине стенок контейнера.
Низкая скорость коррозии, возможность протекания локальной коррозии с образованием трещин.
Относительно высокая скорость коррозии.
Близкий по скорости коррозии к Ti, но стоимость выше.
Хорошая коррозионная стойкость, отсутсвие генерации
водорода, высокая стоимость изготовления и хрупкость.
Примечание: В Российском проекте для контейнеров с отходами будут использоваться углеродистая и нержавеющая стали. С учетом литературных данных можно сделать выводы об их устойчивости в условиях Енисейского проекта, дать прогноз скорости их деградации и оценить время сохранения защитных свойств.
Рис. 4.13. Скорость коррозии металлов в воде при комнатной температуре.
176
Рост температуры от 30 до 50 оС повышает скорость коррозии стали на
30–50 отн.% (рис. 4.14). На контакте с уплотненным бентонитом мощность
слоя продуктов коррозии ниже, чем в растворе в равновесии с бентонитом
[Smart et al., 2004] или с бентонитовой суспензией. Это связано с тем, что
выщелоченные ионы железа вместо формирования пленки оксидов на поверхности контейнера проникают в буфер и вступают в реакцию с его компонентами. Скорость коррозии стали в 1 М NaCl в диапазоне рН 8.4–11 не зависит от рН и снижается с 30 мкм/год в начале опытов до 1–3 мкм/год через
4600 часов взаимодействия (рис. 4.15). В анаэробных условиях скорость коррозии становится ниже 5 мкм/год уже через 300–600 часов контакта стали с
водой, равновесной с бентонитом.
Рис. 4.14. Изменение со временем скорости коррозии углеродистой стали (мкм/г) в
«бентонитовой» воде (а) и в уплотненном бентоните (б). Шведская концепция [Smart
et al., 2001, 2004].
Рис. 4.15. Анаэробная коррозия стали (состав, масс.% 0.21 C, 0.22 Si, 0.7 Mn, 0.017 P,
0.017 S, остальное Fe) в 1 М растворе NaCl при рН 8.4 (а) и в воде (б) на контакте с
уплотненным бентонитом, 30% суспензией бентонита в воде, а также воде в равновесии с бентонитом [Smart et al., 2001, 2004].
При умеренных температурах в анаэробных условиях коррозия
углеродистой стали происходит со скоростью первые микроны в год
177
[Rodriguez, 2014]. Деятельность микроорганизмов может ускорить коррозию
в аэробной и анаэробной средах в сотни раз – до десятых долей мм / год и для
ее подавления служит уплотненный бентонитовый буфер. Радиация не
оказывает заметного влияния на скорость коррозии и может приводить к
небольшому ее увеличению или даже снижению, однако при больших
радиационных воздействиях негативное ускоряющее влияние на разрушение
становится более заметным.
Нержавеющая сталь более устойчива по сравнению с углеродистой
сталью. Средняя скорость ее коррозии в условиях гипотетического
могильника РАО оценивается в 0.01 мкм/г. Для бельгийского хранилища
ВАО в глинах формации Бум (Boom) значения скорости коррозии
нержавеющей стали находятся в диапазоне от 0.003 до 0.15 мкм/г. Ее общая
коррозия в воде, равновесной с цементом, составляет 0.03–0.5 мкм/г в
аэробной среде и 0.001–0.01 мкм/г в анаэробных условиях. Коррозия стали
замедляется со временем и ростом рН воды, но возрастает с температурой,
увеличением окислительного потенциала и повышением минерализации вод.
Анаэробная коррозия контейнера на контакте с бентонитовым буфером
при повышенных температурах (80–300 оС)
В большинстве случаев этот вид коррозии исследуется в присутствии
материала, имитирующего бентонитовый буфер или вмещающие породы при
захоронении РАО в глинах. В экспериментах используется паста из глины
(марки FoCa-7 или MX80) и вода, равновесная с глинистыми породами
предполагаемого участка захоронения, время опытов обычно не превышает
6000 часов, температура 90 оС. Скорость анаэробной коррозии стали в
течение первых десятков часов достигает 70 мкм/г, а затем снижается до
первых микрон за год из-за формирования защитного слоя, состоящего из
продуктов коррозии стали – оксидов (магнетит, маггемит) и карбоната
(сидерит, FeCO3) железа (рис. 4.16).
Образование и диффузия водорода ухудшает физические свойства
сталей и ведет к образованию трещин в контейнере [Kreis, 2001; King, 2008;
Turnbull, 2009]. Максимальная генерация водорода, достигающая 100 л на м2
за год, происходит в начальные стадии (рис. 4.17). Давление газа может
превысить прочность инженерных сооружений хранилища и вызвать их
разрушение. С ростом рН воды скорости коррозии стали и генерации
водорода снижаются на два порядка – с нескольких десятков до десятых
долей литра с м2 в год, но облучение приводит к ее усилению [Stammoze,
Vokal, 2012]. Влияние высокощелочных растворов, возникающих при
деградации цементных материалов хранилища, на поведение металлических
контейнеров отходов требует дальнейшего более тщательного анализа.
178
Рис. 4.16. Строение слоя продуктов коррозии на контакте низкоуглеродистой стали и
водонасыщенной пасты из глины после 550 ч при 90 °C в анаэробных условиях (а: 1
– сталь, 2 – оксиды железа, 3 – внешний слой из карбоната железа, 4 – глина) и
изменение скорости коррозии (мкм/г) стали в воде, равновесной с глинами при 90 °C
в анаэробных условиях (б), по данным [Corrosion…, 2010].
Рис. 4.17. Временная зависимость образования Н2 при анаэробной коррозии стали и
чугуна в воде гранитов района Аспо (Äspö) при 85 °C и вычисленная по этим данным
скорость разрушения металлических контейнерных материалов [Smart et al., 2001].
Формированию защитного слоя из оксида Fe3O4 со структурой шпинели
(магнетит) способствуют высокие значения рН. В щелочных водах скорость
коррозии снижается до менее 8 мкм/г, то есть глубина коррозии контейнера
за 1000 лет составит всего около 8 мм. По данным работы [Taniguchi et al.,
1998] ее значения несколько выше – около 20 мкм в год (или 20 мм за
1000 лет) при 80 oС, рН 9–11, Eh –800 мВ. Температура усиливает коррозию
контейнера, как и других элементов СИБ. Ее скорость возросла с 4 (при
179
15 оС) до 200 (45 оС) нм/год, что отвечает энергии активации 100 кДж/моль
[Fujisawa et al., 1997]. Температура ускоряет формирование защитного слоя
на поверхности стали, который в восстановительных условиях (Eh –300 мВ)
при 90 оС и рН 8 начинает формироваться уже через час контакта стали и
0.1 M (HCO3- + СО32-) раствора [Fukaya, Akashi, 1999].
Данные работы [Caporuscio et al., 2013] показали влияние на скорость
коррозии состава материала контейнера и температуры. Нержавеющая сталь
316SS (масс.%: 18.4 Cr, 12.4 Ni, 2.3 Mo, 1.6 Mn, 0.5 Si, 0.2 Cu, остальное – Fe)
на контакте с бентонитом при 300оС устойчивее низкоуглеродистой стали
(0.2 Cr, 0.2 Ni, 1.1 Mn, 0.2 Si, 0.3 Cu, остальное – Fe) из-за образования на ее
поверхности пассивирующего слоя, обогащенного Cr и Ni, и слоистых силикатов железа – хлорита, сапонита. Мощность зоны разрушения за 6 недель их
взаимодействия составила 10 мкм, а для обычной стали она превысила
20 мкм, причем наряду с равномерной коррозией отмечается дырочная коррозия на глубину до 30 мкм. Повышенная скорость разрушения малоуглеродистой стали в этих условиях вызвана диффузией растворенного железа в
бентонит с образованием силикатов железа (хлорита).
На контакте с уплотненным бентонитом, насыщенным водой глин Bure
(Франция), скорость разрушения стального контейнера снижается с 20 мкм/г
в коротких опытах до 3 мкм/г после 3600 часов (рис. 4.18) из-за образования
плотного слоя продуктов коррозии. Он имеет низкую проницаемость и защищает сталь от коррозии (рис. 4.19). Уплотнение связано с давлением в десятки атмосфер на контакте стали с разбухающим бентонитом.
Рис. 4.18. Снижение со временем скорости коррозии малоуглеродистой стали (мкм/г)
на контакте с уплотненным бентонитом марки MX80, насыщенным природной водой
из глин, в анаэробных условиях при 90 °C, данные [Corrosion…, 2010].
180
Рис. 4.19. Строение слоя продуктов коррозии стали в воде при 90 оС в анаэробных
условиях, состоящего из карбоната железа (FeCO3) на поверхности металла (а) и
рыхлого их слоя на контакте с пастой из глины (б) на контакте с прессованным
бентонитом марки MX80 (в). Метка равна 20 мкм. Данные [Corrosion…, 2010].
Сходное строение коррозионного слоя было установлено в
восьмимесячном эксперименте по взаимодействию стали и аргиллитов при
90оС в анаэробных условиях [Corrosion…, 2010]. В нем выделяются внешний
плотный слой продуктов коррозии из карбоната железа (FeCO3) и внутренний
слой изменений из оксидов и силикатов железа.
В присутствии бентонита установлено падение скорости коррозии
стали в воде со временем с выходом на стационарный режим в 1–3 мкм/г уже
через сотни часов в опытах со взвесью бентонита или водой в равновесии с
бентонитом либо через тысячу часов на контакте с уплотненным бентонитом.
Увеличение рН раствора подавляет коррозию стали в результате образования
плохорастворимых гидроксидов Fe2+ на поверхности контейнера. В контакте
с цементом также происходит пассивация углеродистой стали с образованием
оксидов и гидроксидов железа (магнетита Fe3O4 и гетита FeOOH) на ее
поверхности. Причиной существенного повышения рН подземных вод в
хранилище будет разрушение цементных материалов, используемых как
матрица среднеактивных отходов и элемент конструкций. В результате в
водах хранилища резко увеличится концентрация KOH, NaOH и Ca(OH)2.
Исследования коррозии металлов в ПИЛ
Бельгийскими исследователями с 1980-х годов выполняется программа
натурных экспериментов в ПИЛ по изучению коррозии металлического
контейнера для ВАО и ОЯТ в глинах формации Boom [Kursten, Dryuts, 2006].
Опыты проводятся с углеродистой и нержавеющей сталью, сплавами на
основе Ni и Ti. Для углеродистой стали получены значения равномерной
коррозии от менее 2 мкм/г при 18 С до почти 9 мкм/г при 170С. При 90 С
за 2 года произошла локальная коррозия стали на глубину до 240 мкм. Гаммаоблучение усиливает локальную (дырочную) коррозию. Для нержавеющей
стали марок AISI 430, 309, 316, 316Ti при 140 С в хлоридных растворах
скорость коррозии ниже 0.1 мкм/г. Рост окислительного потенциала вызывает
дырочную коррозию стали, по мере расходования О2 ее скорость снижается в
25 раз. Сплавы на основе титана (99.8% Ti, 0.2% Pd) и никеля (Hastelloy C-4,
181
C-22) наиболее устойчивы. Никелевые сплавы подвержены коррозии лишь в
экстремальных условиях, например, при 140 С в окислительной обстановке
и при содержании более 20 грамм хлоридов в литре воды.
ФСП, связанные со стальной канистрой
Чтобы успешно изолировать матрицу ВАО от контакта с водой стальная канистра, должна показать устойчивость к коррозии. Это главный процесс деградации канистр. Он может быть измерен через скорость коррозии, которая
зависит от свойств металла, разных факторов среды (Eh-pH, температура, состав и общая минерализация подземных вод и др.) и сопутствующих процессов в СИБ, например, образования пленок продуктов коррозии.
В аэробную стадию (в присутствии кислорода) после размещения в
хранилище коррозия стали замедляется со временем и ростом рН воды, но
возрастает с температурой, увеличением окислительного потенциала и минерализации вод. В эту стадию главную роль в снижении скорости коррозии
играет формирование защитного слоя, особенно при высоких значениях рН
на контакте с бентонитом или цементом и с ростом температуры. Аэробную
коррозию стали сопровождает образование водорода и рост давления в СИБ.
Эволюционные последствия деградации стального контейнера
В хранилище в глинах для контейнера ОЯТ из углеродистой стали глубины
разрушения с учетом общей и локализованной коррозии оценены в 9–34 мм
за 10 000 лет и 34–175 мм через 100 000 лет [King, Stroes-Gascoyne, 2000].
Даже после уменьшения толщины стенок из-за коррозии с начальных 100 мм
до 34 мм через 10 000 лет контейнер будет устойчив к механическому разрушению, что обеспечит физическую изоляцию ОЯТ на требуемый период в
10 000 лет. Это значит, что металлические контейнеры способны физически
изолировать отходы на срок от 1 000 до 10 000 лет и более. Срок изоляции в
1 000 лет гарантируют стальные контейнеры с толщиной стенок около 2 см.
Это время многократно увеличивается при использовании толстостенных (>25 мм) контейнеров из Cu, сплавов на основе Ti или Ni [Shoesmith et
al., 1996; Rebak, Estill, 2003], карбида кремния [Бабаянц, 2000]. Однако такие
материалы контейнера, как керамика, несмотря на преимущества этого материала (устойчивость к коррозии в воде, отсутствие генерации Н2) изучены
слабо. Кроме того, проблемы их применения связаны с высокой хрупкостью
и сложностью герметизации. Целостность таких контейнеров с ВАО будет
нарушена при тектонических процессах или повышении давления среды, например, при насыщении водой и разбухании бентонитового буфера. Из-за
высокой цены, в десятки и сотни раз превышающей стоимость углеродистых
сталей, применение этих материалов нельзя признать рациональным с экономической точки зрения. Возможно, что новые материалы для контейнера,
станут использоваться в хранилищах следующего поколения.
182
4.2.1.4. Буфер и бэкфил
Наибольшую роль в изменении свойств бентонитового буфера в контакте с
РАО играет температура, значение которой в разных проектах хранилищ меняется от 90 до 150 С. Под ее воздействием происходит перераспределение
воды в бентоните в соответствии с градиентом температуры; растет пористость и проницаемость бентонита; увеличивается концентрация солей и происходит их отложение вблизи ВАО; изменяются химический и минеральный
составы бентонита и происходит термическое разрушение его структуры.
Снижение при температурном воздействии содержания воды в центре буфера
и ее увеличение на периферии ухудшает его способность к разбуханию из-за
отложения кремнезема по краям чешуек монтмориллонита, препятствующего
доступу к ним воды. Гидравлическая проницаемость бентонита с температурой незначительно возрастает. Нагрев бентонита до 250 С ведет к потере
межслоевой воды, которая восстанавливается при его контакте водой, то есть
данный процесс дегидратации является обратимым.
В щелочных безкалиевых водах монтмориллонит устойчив до 300 С,
при более высокой температуре он замещается парагонитом или альбитом. В
магний-содержащих растворах развивается хлорит. В случаях воздействия
кислых растворов, бедных калием, он замещается каолинитом, выше 200 С –
пирофиллитом. В нагретых калий-содержащих водах происходит изменение
(иллитизация) бентонита с образованием сначала иллит-монтмориллонита, а
затем иллита с полной утратой бентонитом изоляционных свойств. Иллит
(гидрослюда) – слюда состава K1-1.5Al4[Si7-6.5Al1-1.5O20](OH)4. Иллитизация является нежелательным явлением. По данным природных наблюдений ниже
110 С иллитизации монтмориллонита не происходит [Лаверов и др., 2004;
20081], поэтому иллитизация бентонита в хранилищах ВАО с такими температурами исключена. Экспериментальные данные показали, что в богатой
калием среде скорость замещения бентонита иллитом до 250 С очень низка.
Поскольку из-за распада радионуклидов температура в хранилище выше
100 С будет наблюдаться всего лишь в течение 100–200 лет, то существенной иллитизации бентонита за это время не должно произойти [Лаверов и др.,
2004, 20081].
Бентонитовый буфер заполняет пространство между канистрой с ВАО
и породой. В процессе насыщения водой и разбухания он проникает в трещины пород и начинает контактировать с подземными водами. Хотя на бентонитовый буфер возлагается функция удержания коллоидных форм актинидов, возможно развитие и обратного негативного процесса. Переход бентонита (размыв) в подземную воду в виде коллоидных частиц может привести к
тому, что в ячейке размещения канистры с отходами вместо бентонита окажется вода. Скорость размыва определяется шириной водоносных трещин на
контакте с бентонитом, их количеством и интенсивностью водообмена. По
расчетам [Integrated…, 2010] фиксация коллоидами бентонита хорошо сорбируемых радионуклидов (Pu, Cm) может привести к увеличению их выноса из
183
хранилища в 100 и более раз по сравнению с базовым сценарием, в котором
их генерация не предполагается. Содержание коллоидов в воде на контакте с
бентонитом возрастает по мере увеличения его плотности.
Тепловыделение отходов может вызвать конвекцию подземных вод и,
тем самым, ускорить разрушение бентонитового буфера. Размыв буфера возможен для отдельных ячеек хранилища отходов при наличии широких трещин. Хотя существенное его влияние на безопасность хранилища РАО представляется маловероятным, увеличение числа коллоидных частиц в водах при
деградации буфера вызовет усиление миграции радионуклидов. Существующие проекты СИБ предполагают исключить размещение гнезд с упаковками
отходов в зонах развития трещин.
Повышенная минерализация (ионная сила) подземных вод, например,
из-за разрушения цементных материалов (матрицы САО и конструкций хранилища) напротив, будет препятствовать коллоидообразованию и размыванию буфера на основе бентонита. Это связано с коагуляцией коллоидных
частиц в растворах. Критическая концентрация электролита в растворе для
начала коагуляции зависит от типа растворенного соединения [Integrated…,
2010], так для CaCl2 она не зависит от рН и составляет 1 мМ/л, однако наличие 1 мг/л фульвокислот повышает это значение в 2 раза. В случае NaCl критическая концентрация для коагуляции растет с повышением рН, увеличиваясь с 20 мМ/л при pH 7 до 200 (pH 8) и 250 мМ/л (pH 9). Близкая величина
критической концентрации натрия в 300 мМ/л определена для карбонатных
содовых растворов [Seher et al., 2009]. Средний размер коллоидных частиц
бентонита в экспериментах составил 160–180 нм.
ФСП, связанные с буфером
Возможность выполнения защитных функций бентонитовым буфером жестко
определяется температурным фактором в СИБ. Превышение предельного
значения температуры недопустимо из-за потери способности буфера выполнять эти функции. Рост температуры в возможном интервале значений ведет
к развитию ряда негативных процессов. Существенным требованием к свойствам буфера является теплопроводность.
Важным процессом в буфере является разбухание бентонита, сопровождающееся ростом давления на канистру и породу. Этот процесс зависит от
исходного состава бентонита и технологии его уплотнения и укладки в гнезде
размещения отходов.
Буфер подвергается размыву на контакте с фильтрующимися водами.
Процесс активизируется вблизи трещинных зон и способен поставлять коллоидные частицы с актинидами в подземную гидросферу. Обратное действие
на скорость размыва буфера и коллоидообразование оказывает высокая минерализация подземных вод.
184
Эволюционные выводы
Как уже отмечалось, различными добавками можно изменять (модифицировать) свойства бентонита в нужном направлении. В частности, добавление
30% кварцевого песка увеличит теплопроводность, введение неактивного
стекла для насыщения поровой водной фазы его компонентами снизит растворимость стекломатрицы отходов, примесь металлического железа понизит
окислительно-восстановительный потенциал, замедлит коррозию контейнера
и вынос радионуклидов переменной валентности из матрицы ВАО. Для проекта хранилища Енисейский можно предложить способ улучшения свойств
буфера добавкой неактивного алюмофосфатного стекла, добавкой мелких
частиц железа либо за счет примеси водного фосфата двухвалентного железа
– вивианита с формулой Fe3[PO4]2·8H2O идеального состава, масс.%:
43.0 FeO, 28.3 P2O5, 28.7 % Н2О. Это позволит одновременно создать восстановительные условия поровых вод и насытить их фосфором для подавления
растворимости фосфатной стекломатрицы ВАО. Еще одно направление – использование в качестве высокосорбционного материала продуктов выветривания пород основного состава, обогащенных смешанослойными минералами, оксидами Fe, Ti, Mn.
4.2.1.5. Исследования совмещенных и взаимосвязанных процессов
В этом разделе рассмотрены химические процессы, протекающие в хранилище в результате взаимодействия нескольких инженерных элементов в условиях высоких температур. В западной литературе данные процессы принято
называть спаренные или совмещенные («coupled»), а шире: термо-гидромеханико-химические (ТГМХ - «THMC»/ «thermo-hydro-mechanic-chemical»/)
процессы. В некоторых случаях к ним добавляются биохимические процессы. Некоторые из возможных взаимодействий рассмотрены выше.
Система контейнер – бентонит
Процессы взаимодействия продуктов коррозии контейнера с бентонитом могут сказаться на защитных свойствах бентонитового буфера. Для понимания
происходящих процессов в течение 2.5 лет при повышенных температурах
(до 115 C) изучалось взаимодействие стали и компактированного бентонита
марки МХ-80 в условиях потенциального геологического хранилища в подземной исследовательской лаборатории Аспе [Wersin et al., 2015]. В результате коррозии образовался слой толщиной около 100 мкм из карбоната и оксидов железа: сидерита, магнетита, гетита и лепидокрокита в смеси с монтмориллонитом. Средняя глубина коррозии за это время составила 22–35 мкм,
что определяет скорость диффузии иона Fe2+ в глине величиной (1–2)×10–
13 2
м /сек. Основное количество высвободившегося железа отложилось в слое
бентонита мощностью 10 мм, который расположен вслед за слоем продуктов
коррозии. При этом не было установлено никаких новообразованных глинистых минералов железа.
185
При захоронении теплогенерирующих отходов температура поверхности упаковки ВАО может существенно превышать 100 С. Поэтому было
изучено [Cheshire et al., 20141,2] взаимодействие бентонита и металлов (обычная и нержавеющая сталь марок 304SS и 316SS, медь) в течение 5–6 недель
при давлении 150–160 бар и температурах до 300C (рис. 4.20).
Рис. 4.20. Изменения на поверхности нержавеющей (а) и низкоуглеродистой (б) сталей после 6 недель контакта с бентонитом при 300 С в водной среде. На врезках –
энерго-дисперсионные спектры вещества в участках анализа [Cheshire et al., 20141,2].
В опытах использовался природный бентонит, состоящий в основном,
из монтмориллонита и примеси клиноптилолита. Его насыщали минерализованной K-Ca-Na-Cl-содержащей водой с содержанием солей около 2 г/л при
массовом отношении вода – порода 9:1. Низкие величины Eh в опытах задавались магнетитом или металлическим железом. Через 6 недель при 300C
клиноптилолит заместился анальцимом, что снижает концентрацию Al3+ в
растворе и препятствует реакции иллитизации монтмориллонита.
186
Взаимодействие бентонита и нержавеющей стали привело к появлению
хлорита, Fe-смектита, пентландита Fe,Ni)9S8, миллерита NiS, пирротита Fe1-xS
(рис. 4.21). Новообразованные глинистые минералы Fe формируют коррозионный слой толщиной 10–100 микрон, в котором базальные плоскости этих
минералов почти перпендикулярны к пластине стали. Обогащенный Fe смектит с отражениями 1.547–1.523 Å (параметр b ячейки 9.21–9.26 Å) представлен триоктаэдрическим Fe-сапонитом. Необходимое для его образования железо поступало при выщелачивании из стальной пластины. Это также приводило к образованию поверхностного пассивирующего слоя, обогащенного
хромом. В отличие от нержавеющей стали, углеродистая сталь не содержит
Cr и Ni, поэтому при ее коррозии защитного слоя не образуется и скорость
разрушения гораздо более высокая.
Рис. 4.21. СЭМ изображение Fe-сапонита и сульфидов Fe и Ni на поверхности стали,
образованных при ее коррозии на контакте с бентонитом [Cheshire et al., 20141,2].
Таким образом, тип вторичных минералов, образующихся при разрушении металлического контейнера с отходами, зависит от его состава, наличия бентонитового буфера, минерализации и рН подземных вод, температуры, окислительных условий, давления. Стали, особенно углеродистая, активно взаимодействуют с бентонитовым буфером, но роль продуктов коррозии в
обеспечении стабильности контейнера и задержке радионуклидов все еще не
окончательно ясна и требует дальнейшего изучения.
Воздействие потока щелочных цементных вод (плюма)
Один из важных процессов в хранилище РАО, влияющих на целостность
187
контейнеров и упаковок отходов, связан с разрушением бетонных материалов
и ростом рН выше 12. Такие потоки высокощелочных растворов в
зарубежной литературе названы щелочной плюм “alkaline plume” [The longterm…, 2009; The nature…, 2013]. Наличие больших объемов цемента, в том
числе матрицы САО, будет генерировать щелочные растворы. Так рН
равновесной (поровой) воды портланд-цемента меняется от 12.5 до 13.6, но
разрабатываются специальные низкощелочные (low pH) цементы [Alonso et
al., 2010], у которых значение pH менее 11.7. Однако этот параметр не может
быть ниже 10, поскольку при рН 10, связующие соединения (гидро-алюмосиликаты кальция) растворяются в воде, что приведет к деградации и
механическому разрушению цемента [Nuclear…, 2009].
Высокощелочные воды, образованные при растворении цемента,
попадая в ближнее поле и взаимодействуя с породами, могут существенно
повлиять на эволюцию хранилища, в том числе скорость движения вод и
миграцию радионуклидов [Alexander, 2012]. Появление вторичных фаз CSH,
CASH, CKSH, CK(A)SH, где C – CaO, S – SiO2, H – H2O, K – K2O и A – Al2O3
при разрушении цемента ведет к снижению пористости и увеличению
площади поверхности. В ходе натурных испытаний в Швейцарии в течение
9 месяцев произошло 25-кратное снижение скорости потока вод по трещине в
породе из-за осаждения вторичных фаз при реакциях щелочного раствора с
породами. Те же явления наблюдались и в природных условиях при
просачивании высокощелочных вод (pH 12.9) в трещиноватых осадочных и
изверженных породах. Остаются открытыми вопросы о возможной
повторной активизации таких трещин, например из-за тектонических
явлений.
Многолетние исследования взаимодействия пород с щелочными
водами показали, что модели эволюции растворов хорошо согласуются с
данными лабораторных опытов, тестов в подземных исследовательских
лабораториях и наблюдениями за природными аналогами; реакции в системе
раствор – порода ведут к изменению водной проводимости пород и
геометрии потока и, тем самым, влияют на транспорт радионуклидов. Эти
эффекты по-разному проявлены в породах различного состава, но в
большинстве случаев вторичное минералообразование протекает с
увеличением объема породы и снижением проницаемости. Для залечивания
небольших трещин в породах требуется от нескольких лет до сотен лет.
Последовательность минералообразования при моделировании данного
процесса совпадает с результатами изучения в лабораторных экспериментах
и реально наблюдаемыми явлениями в натурных условиях.
Щелочная среда также вызывает формирование гидроксо-карбонатных
комплексов актинидов (америция) с увеличением его способности к миграции. Этим же может быть обусловлено формирование коллоидов актинидов
(Np, Pu), что способствует их выносу за пределы СИБ в геосферу. Поэтому
размещение в едином хранилище остеклованных ВАО и цементных матриц
188
долгоживущих РАО нельзя назвать удачным. Альтернатива такому решению
– раздельное захоронение ВАО и САО, например, как в проекте Французского хранилища CIGEO, или изоляция долгоживущих САО в стекломатрицах.
Из-за низкого тепловыделения отсутствует опасность их разогрева и увеличения растворимости в воде, а также кристаллизации с ухудшением свойств,
как это происходит для стекол с ВАО.
Влияние радиолиза на устойчивость элементов СИБ
Под радиолизом понимается разрушение химических соединений под действием облучения. Наибольшее влияние на безопасность хранилищ РАО этот
процесс оказывает при наличии жидкой фазы. Разложение воды ведет к образованию ионов (радикалов) и нейтральных частиц – электронов, H+, OH-,
HO23-, H2O2 и H2, которые реагируют с материалами инженерных барьеров и
изменяют их. В частности из-за радиолиза давление водорода в хранилище за
год может вырасти до 2 бар. Увеличение окислительного потенциала и рост
кислотности при радиолизе ускоряет разрушение элементов СИБ, но этот
эффект будет сдерживаться буферирующим влиянием контейнера, бентонитового буфера и засыпки. Существенное влияние радиолиза ожидается на
цементные материалы [Nuclear waste…, 2009]. Эти процессы необходимо исследовать в Енисейском проекте.
Биогеохимические процессы в хранилище
Материалы хранилища РАО будут претерпевать изменения не только в связи
с механическими, физическими и химическими процессами, но также и под
действием микробиологических факторов. Для оценки характера их влияния
на эволюцию хранилища необходимо исследовать возможность размножения
бактерий в разных частях СИБ и оценить влияние микробиологической активности на поведение стальных и цементных конструкций и других материалов хранилища. В остеклованных ВАО и ОЯТ роста микроорганизмов не
происходит и биологические факторы на них не оказывают влияния [Corrosion and…, 2010]. Однако, если рассматривать систему хранилища в целом, то
процессы биологической деградации материалов защитных барьеров требуют
учета и внимания. Деятельность микроорганизмов сопровождается образованием неорганических и органических кислот. Действие органических кислот
может приводить к разрушению цементных материалов, присутствие микроорганизмов ускоряет коррозию нержавеющей стали из-за изменения рН воды
и образования сульфидов. Поэтому микробиологические эффекты в материалах геологического хранилища заслуживают детального изучения.
ФСП, связанные с совмещением процессов в СИБ
Для Енисейского проекта важными совмещенными процессами, последствия
которых трудно прогнозируются из-за слабой изученности, представляются
следующие:
189

Процессы химического взаимодействия продуктов коррозии стального контейнера с бентонитом в условиях высоких температур, включая
генерацию водорода.
 Воздействие потока щелочных цементных вод (плюма) на процессы в
СИБ.
 Влияние радиолиза на устойчивость элементов СИБ.
 Биогеохимические процессы в хранилище.
Результирующая роль совмещенных процессов в обеспечении надежности СИБ и задержке радионуклидов окончательно не ясна и требует дальнейшего изучения, прежде всего для конкретных условий Енисейского проекта.
4.2.1.6. Исследования процессов миграции коллоидов
К коллоидам относятся частицы в природных водах с размером от 1 нм до
1 мкм. Широкое участие коллоидов в переносе элементов в геологической
среде известно достаточно давно [Чухров, 1955]. Возможность миграции радионуклидов в коллоидной форме уже несколько десятилетий активно обсуждается в литературе [de Marsily, 1986; Kim, 1991; Kersting et al., 1999; Лаверов и др., 2001, 20081; Traexler, Ewing, 2002; Калмыков, 2008; Malkovsky, 2011
и др.]. Чем меньше коллоид, тем вероятнее его миграция на большую дистанцию. Обычно коллоидные частицы имеют негативно заряженные поверхности, поэтому катионы, в том числе растворенные в водах радионуклиды, легко сорбируются ими. Имеющиеся данные говорят о высокой потенциальной
опасности выноса радионуклидов в коллоидной форме из СИБ.
Известно три механизма образования радиоактивных коллоидных частиц. Первый связан с сорбцией радионуклидов коллоидами, находящимися в
водах. Они получили название псевдоколлоидов. Второй механизм сводится к
образованию мельчайших фаз радиоактивных элементов (часто гидроксидов)
– истинных радиоколлоидов. Образование радиоколлоидов возможно в том
случае, если физико-химические параметры на удалении от упаковки с отходами способствует понижению растворимости радионуклида. Третий механизм образования коллоидов обусловлен процессом взаимодействия остеклованных отходов с подземными водами. Переход из стекломатрицы отходов
выщелачиваемых элементов (Na, Li, B, Mo и др.) в раствор сопровождается
формированием на поверхности слоя из аморфных и кристаллических фаз.
Среди них для боросиликатных матриц преобладают аморфный кремнезем и
глинистые минералы, содержащие радионуклиды, а для алюмофосфатных
матриц это частицы фосфатного состава. В случае даже незначительного потока данные частицы могут отрываться от поверхности стекла и выноситься
из хранилища ВАО. Таким коллоидам дано название первичные коллоиды.
Для большинства радионуклидов актинидов основной формой переноса
служит их коллоидная форма. Истинные коллоиды (гидроксиды актинидов)
образуются в результате агрегации гидролизованных ионов актинидов. Псев-
190
доколлоиды образуются при сорбции актинидов уже существующими в водах
коллоидами. В природной среде подавляющая часть коллоидов актинидов
представлена псевдоколлоидами. Их содержания в водах находятся в диапазоне от 10-3 до 104 мкг/л, для осадочных пород (хранилище в глинах) они меняются от 100 до 1000 мкг/л, а в водах кристаллических массивов их количество ниже 100 мкг в литре [Hauser et al., 2009]. С увеличением минерализации вод (ионной силы) выше 0.1 М/л содержание коллоидных частиц снижается вследствие коагуляции и осаждения. Основным источником первичных
коллоидов служит коррозия стекломатриц и разрушение бентонитового буфера [Bates et al., 1990; Pirlet, 2001; Seher et al., 2009; Neeway et al., 2012;
Myasoedov, Kalmykov, 2015; Юдинцев и др., 2016]. Изучение таких частиц методами высокоразрешающей электронной микроскопии (HRTEM) и рентгеновской абсорбционной спектроскопии (XANES, EXAFS) показало, что
сорбция плутония оксидами и гидроксидами Fe и Mn сопровождается реакциями восстановления и формирования на их поверхности мельчайших частиц оксида Pu размером в первые нм [Романчук, 2014; Романчук и др., 2016].
Опыты по взаимодействию радиоактивных стекол с подземной водой
показывают, что подавляющая доля интенсивно сорбируемых радионуклидов
находится в водах в коллоидной форме. Важнейшим фактором, определяющим состав радиоколлоидов и механизм их формирования, является состав
формы (матрицы) отходов. При захоронении ОЯТ основная роль будет принадлежать псевдоколлоидам, изначально находящимся в подземных водах в
результате их взаимодействия с породами. В случае стекломатриц — это будут первичные коллоиды, образующиеся из продуктов изменения стекол.
При изучении взаимодействия Pu-содержащего B-Si стекла SRL-202 с
водой [Pierce et al., 2007] установлено образование смешанно-слойных
минералов – нонтронита [Na0.33 Fe2(AlSi)4O10(OH)2 · n(H2O)] и бейделита
Na0.33Al2.33Si3.67O10(OH)2 в виде сферических частиц на поверхности слоя
гидратированного стекла (геля). Изучение раствора после фильтрования
показало, что до 80% всего количества Pu находится в виде мелких частиц
размером от 1.8 нм до 200 нм. В этой форме происходит перенос плутония и
других актинидов, в том числе америция и кюрия, а также четырехвалентного
нептуния после их выщелачивания из измененной стекломатрицы отходов.
В случае девитрификации стекла в контейнере до контакта с водами
образуется агрегат кристаллических и аморфных фаз. Их взаимодействие с
подземными водами после разгерметизации канистры будет способствовать
формированию коллоидных актинид-содержащих частиц. Это могут быть как
первичные коллоиды — гидроксиды Pu, Np, Am, так и псевдоколлоиды,
состоящие из неорганического или органического вещества, на котором
сорбировались актиниды. Важнейшая задача системы инженерных барьеров
хранилища заключается в том, чтобы не допустить выход коллоидных частиц
за пределы ближней зоны хранилища. Восстановительные условия снижают
вероятность выхода нептуния за пределы хранилища ВАО в виде
191
нептунильных комплексов, но при этом они же способствуют формированию
коллоидных форм его переноса в степени окисления +4.
Миграция радионуклидов в коллоидной форме в СИБ хранилища на
участке Енисейский требует специального изучения, в том числе проведения
тестов в подземной лаборатории. Для оценки надежности СИБ необходимо
провести исследования всех ее элементов: коррозионной стойкости контейнера, взаимодействия между инженерными барьерами, поведения цементной
матрицы в воде и влияние плюма щелочных вод (рН 13), возникающих при ее
разрушении, на состояние защитных барьеров. Из-за совмещения в одном
хранилище стеклообразных и цементных матриц РАО, число взаимосвязанных химических процессов в нем может существенно увеличиться.
4.2.2. Геосфера участка Енисейский
Перечень геологических ФСП включает те ФСП, которые связаны с геологической средой, и проявят себя, главным образом, в дальнем поле сооружения.
В некоторых случаях геологические ФСП могут повлиять на СИБ (например,
путем деформации канистр) и/или на условия в биосфере (например, на гидрологические условия в области биосферного моделирования).
Состояние работ по Енисейскому проекту находится на ранней стадии,
поэтому основной подход к идентификации ФСП, действительных для геологической среды данного участка – это выделение наиболее значимых для него ФСП и характеристика тех неопределенностей, которые они вносят в прогноз эволюции хранилища. Оценку значимости ФСП в отношении их влияния на безопасность хранилища принято получать экспертным путем. Так в
работе [Treatment of ..., 2005] значимость ФСП разделена на 3 категории:
- ВЫСОКАЯ, когда процесс (событие или фактор), как полагают эксперты, проявится с большой вероятностью и будет иметь прямое и значительное влияние на безопасность могильника через транспорт радионуклидов
после деградации СИБ;
- СРЕДНЯЯ, когда процесс (событие или фактор), вероятно проявится и
будет иметь прямое, но ограниченное влияние на безопасность могильника;
- НИЗКАЯ, когда процесс (событие или фактор) имеет непрямое и минимальное воздействие на безопасность могильника независимо от вероятности своего проявления.
Если ФСП имеет низкую значимость, его можно исключить из каталога
еще на ранних стадиях этапа характеристики места. Решение об исключении/включении процессов со средней и высокой значимостью неоднозначно
и зависит от ряда других обстоятельств.
При идентификации ФСП, действительных для Енисейского участка,
можно сразу исключить те ФСП, вероятность проявления которых в регионе
в обозримом будущем ничтожна. Это легко сделать с использованием специальных геологических критериев, в том числе закрепленных в НП-055-14. Так
еще на этапе региональных изысканий для хранилища на выбранной площад-
192
ке [Исследования..., 1999] были практически исключены риски, связанные с
особо сильными землетрясениями, вулканизмом, денудацией перекрывающей толщи пород, высокой скоростью поступления подземных вод и непреднамеренным проникновением человека. Таким образом, для хранилища исключена подавляющая часть теоретически возможных путей эволюции, которые могли бы привести к катастрофическим или высоко ущербным по своим последствиям сценариям.
Для дальнейшего анализа остаются, главным образом, те ФСП, которые
будут определять сценарии, связанные с эволюцией гидрогеологических условий миграции радионуклидов через геосферу. Водная миграция радионуклидов признается в качестве наиболее вероятного механизма переноса радионуклидов из подземного сооружения в биосферу и именно этот механизм положен в основу математической модели геосферного транспорта для прогнозных расчетов доз и рисков. Изложение геосферных ФСП для участка
Енисейский будет дано согласно делению на модельные и сценарные ФСП.
4.2.2.1. Модельные ФСП
В известных перечнях модельных ФСП выделяют процессы, определяющие
миграционную подвижность радионуклидов, процессы переноса радионуклидов через геосферу и факторы (объекты, структуры или условия), характеризующие эту среду [FEP report..., 2006, Safety Case..., 20122, Features..., 2005;
Garisto, 2012]. Анализ этих ФСП выполняется для установления их действительности для геологической среды на участке Енисейский и определения их
значимости при моделировании транспорта радионуклидов.
Процессы, определяющие миграционную подвижность радионуклидов
В прогнозном моделировании должны рассматриваться все без исключения
радионуклиды, которые поступают из СИБ в геосферу. Прогноз рассеивания в геосфере будет осуществляться по каждому из них.
Период полураспада радиоизотопв неизменен. Поэтому радиоактивный распад рассматривается как постоянно действующий процесс, «снижающий» миграционную подвижность радионуклидов со временем и, тем
самым, повышающий безопасность. Этому процессу придается высокая значимость. Его легко учитывать в уравнениях транспорта, достаточно лишь
вносить в концентрацию радионуклида соответствующую поправку, зависящую от времени. Правда, следует учитывать, что при распаде основного изотопа могут появляться дочерние, также радиоактивные, продукты. Все радионуклиды будут мигрировать в растворенном виде, в виде комплексов, и,
возможно, с коллоидами или газами. Исходя из прогнозных оценок, выполненных в разных странах, считается, что при правильном построении СИБ,
актиниды и другие хорошо сорбируемые радионуклиды смогут преодолеть
инженерные барьеры только в аварийных сценариях, поскольку будут удерживаться внутри бентонитового буфера. Бентонит же является одним из ос-
193
новных поставщиков коллоидов, что проявит себя в аварийных сценариях
[Möri et al., 2003].
Образование растворенных водных соединений (частиц) радионуклидов, включая комплексы и коллоиды, является, среди прочего, функцией
состава подземных вод и вмещающих пород и окислительновосстановительной обстановки в дальнем поле, особенно для элементов,
чувствительных к Eh среды. Уравнения транспорта обычно ограничиваются
концентрацией радионуклидов в растворенных формах. Реже, обычно во
вспомогательных моделях, учитывается миграция в форме коллоидов или в
составе газов.
Исходя из прогнозных оценок, выполненных в разных странах, ожидается очень малая утечка радионуклидов из СИБ и маловероятное осаждение
чистых твердых фаз в трещинах пород. Тем не менее, задержка радионуклидов при соосаждении с другими естественно образующимися главными
фазами (например, карбонатами) может локально проявиться в дальнем поле
на границе между подземными водами различного состава. Из уравнений
транспорта процессы осаждения и соосаждения исключаются из соображений повышения консерватизма оценок. Тем не менее, при прогнозе следует
учитывать, что накопление радионуклидов в некоторой области из-за осаждения и/или соосаждения может давать вторичный источник радионуклидов в
будущем, если условия изменятся в сторону предпочтительности их мобилизации.
Перенос растворенных радионуклидов может замедляться благодаря
сорбции на поверхностях минералов, покрывающих трещины (карбонатах,
сульфидах и оксидах), в большей мере, чем на силикатных минералах породной матрицы. Сорбция элементов — специфичный процесс, зависящий от
множества параметров среды, в том числе состава пород и минералов, с которыми взаимодействуют мигрирующие в воде радионуклиды. В уравнениях
транспорта модельных расчетов сорбционная способность характеризуется
через коэффициент распределения (Кd), который отражает отношение концентраций радионуклида в твердой фазе и растворе.
Значимость процессов, определяющих перенос радионуклидов подземными водами, высокая, поскольку от этих процессов зависят, главным образом, скорость и интенсивность миграции долгоживущих слабо сорбируемых
и хорошо растворимых радионуклидов, которые обязательно покинут пределы ближнего поля хранилища. Во всех оценочных сценариях в уравнения
транспорта включены только процессы растворимости и сорбции через величины концентрации и коэффициента распределения.
Конкретных данных о формах радионуклидов, процессах, миграции и
задержки радионуклидов в подземной среде участка Енисейский очень мало.
Получены первые данные о сорбции Pu, Am, U и Np на местных горных породах [Материалы..., 2015].
194
Диффузия в матрицу — процесс, вследствие которого радионуклиды
и другие вещества в текущем потоке мигрируют в поры и микротрещины породной матрицы [Neretnieks, 1993]. Когда радионуклиды попадают в эти поры и микротрещины, они отделяются от главного конвективного потока, в
результате чего существенным образом замедляются и могут сорбироваться
на поверхности минералов. Это важный процесс задержки радионуклидов в
трещиноватых кристаллических породах, где связанная пористость в породах, примыкающих к проводящим трещинам, простирается на глубину. Матричная диффузия является действенным процессом временной задержки даже для несорбируемых фаз, просто за счет перемещения их из каналов с текущими водами в поровое пространство пород. При этом, как и в случае с
осаждением, области застоя могут стать вторичным источником радионуклидов в будущем, после того как пройдет пик поступления радионуклидов из
СИБ.
Реальное влияние диффузии в породную матрицу на радионуклидный
транспорт в геосфере контролируется объемом пород, доступным для этого
процесса. Диффузия в матрицу подвержена многочисленным переменным
факторам. В их числе: трещинная геометрия и особенно ширина каналов в
трещинах, состав и размер зерен минералов, заполняющих трещину, минералогия пород и скорость потока. Все они — специфические местные параметры. Хотя теория процесса диффузии в матрицу хорошо разработана, имеются
проблемы с определением надежного «параметра замедления» для этого процесса, чтобы использовать его в уравнениях транспорта при оценке безопасности.
Диффузии в матрицу придают среднюю значимость во всех сценариях
из-за ее потенциала задержки даже слабо сорбируемых радионуклидов. Однако процесс диффузии радионуклидов в матрицу в области дальнего поля
нередко исключается из моделей транспорта в вычислениях с целью повышения консервативности оценок безопасности.
Изменение во времени миграционной подвижности радионуклидов в геологической среде участка Енисейский
Все эти процессы, определяющие миграционную подвижность, являются
функцией состава подземных вод, состава вмещающих пород и жильных
минералов, окислительно-восстановительной обстановки в дальнем поле,
особенно для редокс-чувствительных элементов, а также температуры и
давления. В свою очередь, перечисленные параметры в той или иной мере
будут меняться во времени. Первые сотни лет наибольшие вариации будут
наблюдаться для температуры сначала в связи с тепловыделением отходов,
позднее, вероятно через тысячи лет, под действием изменившегося климата.
Химические реакции между неравновесными компонентами системы приведут к постепенным изменениям окислительно-восстановительных условий, а
также в составе жидкой и твердой фаз.
195
Процессы переноса радионуклидов через геосферу
Поток подземных вод (конвекция) в кристаллических породах, как на участке Енисейский, движется преимущественно по трещинной сети за счет градиента напора.
Течение подземных вод имеет высокую значимость во всех сценариях,
так как это приоритетный процесс, ответственный за поступление радионуклидов в окружающую среду. Радионуклиды и другие вещества, растворенные
в подземных водах, будут транспортироваться со скоростью, какую имеет
движущаяся вода, но с учетом поправок на процессы задержки, которые были
рассмотрены выше. Для математического описания конвективного потока в
трещиноватых кристаллических породах предложены различные концептуальные модели. Согласно некоторым моделям в уравнения конвективного
переноса в качестве одного из главных параметров включается скорость потока воды через породу. Скорость потока подземных вод зависит от многочисленных переменных факторов, данные о которых необходимо получить
для области моделирования.
Неопределенности, касающиеся фундаментального описания потока
подземных вод, практически отсутствуют (рис. 4.22). Есть, однако, обширные
неопределенности, относящиеся к возможности моделировать гетерогенность
потока подземных вод из-за особенностей распределения трещинной проницаемости в матрице породы (см. ниже).
Дисперсия объединяет смешение локальных водных струй, движущихся по разным путям фильтрации, и молекулярную диффузию. Процесс протекает в массе текущей воды в крупном масштабе – сотни метров в трещиноватых кристаллических породах. Расширяющийся шлейф перемешивания растворов приводит к пространственному и временному разбавлению загрязненных растворов. Радионуклиды распределяются в большом объеме воды и породы и становятся доступны для сорбции на большей поверхности трещин и
для диффузии в матрицу в более обширном объеме пород.
Дисперсия радионуклидов рассматривается как процесс средней значимости во всех сценариях, так как он ведет к сокращению пиковых концентраций радионуклидов, поступающих в окружающую среду. Коэффициент
дисперсии всегда включается в уравнения конвекционно-дисперсионных моделей для расчета радионуклидного транспорта. Имеются трудности с измерением соответствующих коэффициентов. На предварительном этапе оценки
безопасности для расчетов вполне допустимо использовать средние параметры, характерные для кристаллических пород, аналогичных тем, которые развиты на участке моделирования [deMarsily, 1986; Мироненко, 1996].
Процесс коллоидного переноса увеличивает скорость миграции радионуклидов. Данный процесс обычно исключается из основной модели из-за
слабой теоретической проработки, трудностей с измерением параметров и
низкой значимости в базовом сценарии. В аварийных сценариях его значимость средняя из-за выноса большого числа коллоидов из буфера. Прогноз-
196
ные вычисления для оценки коллоидного транспорта обычно проводят на
вспомогательных моделях [Falck, Nilsson, 2009; Safety Case..., 2012].
Рис. 4.22. Неопределенности в обработке процессов задержки и транспорта радионуклидов и их значимость в оценке безопасности. Трудность размещения многих
процессов на простой графической схеме связана со спецификой условий конкретного места и проекта геологической изоляции, по [Treatment of..., 2005].
Двухфазный поток может сформироваться, когда в виде самостоятельной фазы обособляется газ. С одной стороны, это способствует поступлению радионуклидов в биосферу, с другой стороны газ занимает наиболее
проницаемые каналы фильтрации, препятствуя прохождению по ним загрязненных подземных вод, переносящих основную часть радионуклидов [Pruess,
2004]. Свободная газовая фаза может влиять на транспорт растворенных радионуклидов, изменяя структуру потока подземных вод. Источники газов
разнообразны [Relevance..., 2015]. Возможные процессы газообразования как
в СИБ, так и в геосфере, а также их значимость для моделирования показаны
на рис. 4.23. Например, образование Н2 из-за деградации стальных канистр 
это быстрый процесс, но он имееет высокую значимость в моделях СИБ, если
образуются большие объемы свободного газа.
197
Этому процессу придается низкая значимость во всех сценариях.
Двухфазный поток в геосфере обычно не включается в модели транспорта
радионуклидов, но в случае необходимости его влияние может быть оценено
через вспомогательные модели. На сегодняшний день получены некоторые
данные по составу и количеству растворенных газов в подземных водах участка Енисейский (раздел 3.4.5). Они позволяют исключить процесс двухфазного потока из числа ФСП, которые следует рассматривать при долгосрочной
оценке безопасности на сегодняшнем уровне изученности проблемы.
На процессы переноса и миграционной подвижности радионуклидов
существенно влияют особенности, которые присущи подземным водам (гидрогеологические и гидрогеохимические) и породам (геолого-структурные)
конкретного блока земной коры.
Изменение во времени процессов переноса радионуклидов через геосферу участка Енисейский.
Возможная изменчивость во времени процессов переноса для участка Енисейский может быть связана с химическими изменениями в минеральном составе трещинно-порового пространства и с воздействием внешних сейсмотектонических процессов. Тектоническое образование трещин и их минеральное залечивание – это сопряженные процессы, из-за чего открытые трещины не сохраняются длительное время. Возможную изменчивость этих переменных еще предстоит оценить.
Факторы (объекты, структуры и условия), характеризующие среду фильтрации.
В ряде зарубежных документов к числу важных модельных факторов относятся обводненность или водонасыщенность. На участке Енисейский зона
аэрации, характеризующаяся локальной обводненностью, обычно приурочена
к возвышенностям, где ее мощность колеблется в пределах 20–50 м. [Материалы..., 2015].
Высокую значимость имеют давление подземных вод (связанный с ним
напор) и неоднородность гидродинамического давления (гидравлический
градиент), поскольку это фундаментальные факторы, определяющие процесс
вынужденной конвекции и поток подземных вод как в региональном и локальном масштабах. В целом установлена нисходящая фильтрация подземных вод в области питания на площадке могильника, которая приурочена к
водоразделу, их региональная разгрузка в долине р. Енисей на западе и более
локальная в долинах его притоков на юго-западе и северо-востоке.
198
Рис. 4.23. Газообразование в геологическом хранилище и роль газового
транспорта радионуклидов (по [Safety Case..., 20122])
199
Температура подземных вод и ее распределение в области моделирования, как фактор свободной конвекции, имеют среднюю значимость. В региональном масштабе на распределение температур влияет геотермальный
градиент. Термальные градиенты вокруг хранилища, вызванные тепловыделением ВАО, могут образовать область смешанной конвекции и нарушить
общий региональный поток.
Состав и соленость подземных вод (общая минерализация) имеют
высокую значимость, поскольку влияют на формы нахождения радионуклидов в водах, образование комплексных соединений и коллоидов и на скорость
переноса радионуклидов. Данные по этим факторам для участка Енисейский
должны быть включены в перечень ФСП. Состав подземных вод и их соленость на участке Енисейский мало меняются с глубиной (см. раздел 3.4.5),
они имеют низкую минерализацию и гидрокарбонатно-кальциевый состав.
Растворенные газы – одна из характеристик химического состава подземных вод. Значимость этого фактора обычно оценивается как низкая.
Окислительно-восстановительная неоднородность в разных частях
области моделирования может резко изменить интенсивность миграции радионуклидов, которые чувствительны к редокс-потенциалу подземных вод.
Отсюда вытекает высокая значимость этого фактора. Имеются данные по изменению Eh в разрезе, которые указывают на обычное для кристаллических
пород снижение Eh с глубиной (см. раздел 3.4.5). Изменчивость этого фактора с глубиной невысока и его можно пока не учитывать.
Микробиологические популяции — обычный компонент геологической среды, особенно в ее верхней области, влияющий на процессы химического взаимодействия в системе изоляции. Считается, что лишь немногие радионуклиды достигнут тех частей геосферы, где микробиологические процессы будут существенно влиять на их миграцию. По этой причине значимость таких процессов оценивается как низкая. Данных о популяциях микроорганизмов в среде участка Енисейский к настоящему времени нет. Вопрос о
включении / исключении этих процессов в число модельных ФСП требует
специального изучения этих популяций в реальной среде участка.
Геометрия и строение трещинной сети – структурный фактор с высокой значимостью. Гетерогенность трещинной сети в кристаллических породах означает, что реальная гидравлическая проводимость породы, а, значит, скорость и направление потока подземных вод и перенос ими радионуклидов могут широко меняться в пространстве.
Площадка будущего хранилища приурочена к блоку пород, не затронутому наиболее крупными разломами, известными в районе, каких-либо серьезных современных подвижек по более мелким дизъюнктивам не установлено [Материалы..., 2015]. Данные о фильтрационных характеристиках ограничивающих разломов отсутствуют.
Следующий важный фактор – связность систем трещин. По доступным данным можно утверждать, что в породах Енисейского участка связ-
200
ность трещинных систем между разными уровнями по латерали и по вертикали имеет прерывистый характер. Данных для построения сколько-нибудь
достоверной 3D-модели проницаемой дискретной трещинной сети внутри
предполагаемого блока размещения хранилища недостаточно.
Распределение типов пород — один из факторов, определяющих гетерогенность насыщенного потока в кристаллических слабопроницаемых породах. Процессы задержки – сорбция, диффузия в матрицу и др. зависят от пористости матрицы, которая различается от одного типа пород к другому.
Изученность участка по данному фактору слабая, а его значимость обычно
оценивется как низкая.
Распределение минерального заполнения трещин, соотношение
пустот и заполнения в трещинах влияет на процессы взаимодействия в
системе вода – порода и миграцию радионуклидов, что определяет высокую
значимость фактора. Известно, что на участке Енисейский вдоль трещинных
зон развиты новообразования разного времени, генезиса и минерального состава. К наиболее древним из них относятся образования второго этапа регрессивного метаморфизма, проявленные лишь вдоль локальных зон повышенной трещиноватости. В эту стадию появляются прожилки хлорита, кальцита, кварца, хлорита с кальцитом. При диафторезе в трещине обычно сохраняются пустоты и появляются минералы с большой удельной поверхностью,
способные сорбировать растворенные ионы. Однако хорошая «залеченность»
этих древних диафторитовых швов — кажущаяся. Они являются благоприятными каналами для фильтрации и развития более поздних процессов. На сегодня отсутствуют полные представления о последовательности, масштабах,
распространении, особенностях отложения и выщелачивания минералов в
трещинных зонах. Неизвестен эффект их взаимодействия с радионуклидами.
Ориентировка трещинных систем в тектоническом поле напряжений определяет открытость и закрытость разных систем трещин и оказывает влияние на их фильтрационные характеристики. Значимость фактора
обычно оценивается как средняя. Сведений для учета этого фактора в моделях миграции радионуклидов в массиве пород участка Енисейский недостаточно.
Изменение во времени факторов, характеризующих среду миграции радионуклидов на участке Енисейский
Очевидно, что неизбежные изменения климата в будущем отразятся на положении уровня подземных вод на участке Енисейский.
Предполагать кардинальное изменение распределения напоров и структуры потока нет оснований даже в отдаленном будущем. Интенсивность вертикальных тектонических движений, денудации и других процессов, таковы,
что возможны только несущественные преобразования рельефа района.
Имеется несколько переменных факторов, которые в будущем могут
изменить параметры фильтрационной среды, причем в разных масштабах: от
201
микротрещин до региональных разломов, что отразится на миграции радионуклидов в геосфере.
Процессы химических взаимодействий могут быть вызваны в будущем
различными причинами (см. выше) и скажутся, прежде всего, на минералах
заполнения и зальбандов трещин различного масштаба.
Процессы и события, связанные с локальной изменчивостью напряжений в горных породах, включают последствия проходки горных выработок
при строительстве ПИЛ и хранилища.
Процессы и события, связанные с изменчивостью региональных тектонических напряжений, могут проявиться в разных масштабах. На фильтрационные характеристики трещинных систем большое влияние оказывает их
ориентировка в тектоническом поле напряжения. Она определяет открытость и закрытость разных систем трещин. Возможные изменения существующего поля напряжений – одна из предпосылок эволюции потока подземных вод и, соответственно, изменения характера транспорта радионуклидов.
4.2.2.2. Сценарные ФСП
В базовый перечень сценарных ФСП для геологической среды хранилищ
долгоживущих и тепловыделящих РАО в кристаллических породах включены ФСП из каталогов, составленных для площадок в Финляндии (Олкилуото), Швеции (Форсмарк), США (Юкка Маунтин – это обводненная зона ниже
уровня хранилища) и Канаде [FEP report..., 2006, Safety Case..., 20122,
Features..., 2005; Garisto, 2012]. Базовый перечень проанализирован на действительность и значимость каждого из этих ФСП для участка Енисейский.
Вначале характеризуются ФСП, определяющие базовый (эволюционный)
сценарий, а затем ФСП, способные инициировать аварийные сценарии.
Климатические условия считаются постоянно действующим фактором, который влияет на различные процессы в геологической среде. Изменение этих условий способно инициировать другие процессы и, тем самым,
привести к смене одного варианта сценария на альтернативный. Увлажнение/иссушение (аридизация) климата региона вызовет изменение уровня
подземных вод и положения областей питания и разгрузки, что повлияет на
эволюцию регионального поля фильтрации подземных вод. Похолодание/потепление климата может вызвать образование или оттаивание вечной
мерзлоты, сопровождаемое многочисленными сопутствующими процессами.
Анализ палеогеографических и палеоклиматических реконструкций на
территорию региона показывает, что за время последних оледенений Западной Сибири территория водораздела рек Енисей и Кан не покрывалась льдами. Во время наиболее крупного оледенения (около 70–60 тыс. лет назад) покровные льды продвинулись по течению р. Енисей на юг лишь до 64 с. ш.
Северная граница Нижнеканского массива располагается на 830 км южнее.
Однако островки вечной мерзлоты встречаются на территории региона в настоящее время [Исследования..., 1999; Андерсон и др., 2006].
202
Реальную возможность для включения в базовый сценарий для участка
Енисейский могут иметь гидрогеологические и гидрологические последствия, связанные с фактором увеличения или уменьшения количества осадков и
процессами образования и оттаивания вечной мерзлоты. Время действия этих
последствий зависит от прогноза, который будет составлен для климата региона (см. ниже раздел 4.3.1). Значимость увеличения количества осадков
можно оценить как среднюю из-за возможного усиления питания подземных
вод и ускорения водообмена, что даст пессимистический эффект в оценках
безопасности. Напротив, аридизация климата приведет к положительному
следствию в виде замедления водообмена и также имеет среднюю значимость. Значимость практически всех процессов, сопутствующих похолоданию
климата (образование вечной мерзлоты, формирование метановых гидратов
и вымораживание соли при промерзании подземных вод) определяется как
низкая. Только в аварийных сценариях образование толщи вечной мерзлоты
в относительно недалекой перспективе нескольких тысяч лет оценивается
средней значимостью из-за создания гидродинамического экрана на пути радионуклидов и усиливает оптимистичность оценок безопасности.
При промерзании, гидравлическая проницаемость пород сокращается
на несколько порядков и инфильтрация очень мала, но при этом велики неопределенности прогноза подземного потока в течение ледникового цикла
[Long-term..., 2011; Safety Case..., 2012].
Потепление косвенно может усилить роль увлажнения или аридизации
и, следовательно, имеет низкую значимость.
Подъем / опускание района могильника влияет на изменение региональной гидродинамики, которая выразится в смещении границ областей питания и разгрузки, а также в вертикальной дифференции уровня подземных
вод по площади. Увеличение разницы уровней подземных вод между областями питания и разгрузки приведет к ускорению водообмена, что даст пессимистический эффект в оценке безопасности. В регионах новейших тектонических движений, к которым относится и Енисейский кряж, подъем возвышенных участков сопровождается опусканием сопряженных низменностей и
впадин из-за дифференцированного характера движений. Следовательно, это
постоянно действующий фактор. Значимость процесса зависит от реальной
скорости и направления тектонических движений. Они носят прерывистый и
обратимый характер, из-за чего средняя скорость сильно зависит от периода
осреднения. Значимость фактора подъема территории зависит от соответствующего прогноза. Для района участка Енисейский он дан в разделе 4.3.2.
С подъемом территории связан процесс денудации (эрозии) поверхности. По данным [Андерсон и др., 2006, Исследования..., 1999 и др.] перспектива размыва перекрывающей толщи для хранилища, размещенного на участке Енисейский, практически исключена. Столь же маловероятна денудация
поверхности в результате продвижения ледника через район могильника.
203
Взаимодействие в системе порода – вода постоянно протекает в геологической среде, оно обычно следует за изменениями климата и/или гидрогеологических условий. Этот процесс контролирует химические характеристики подземных вод, растворимость радионуклидов и процессы их задержки, влияющие на скорость и масштабы поступления радионуклидов в биосферу. Этому фактору, способному повлиять на течение базового сценария
переноса радионуклидов, обычно придается высокая значимость.
В краткосрочной перспективе ожидаются химические изменения при
попадании кислорода в подземную гидросферу и его реакции с микроорганизмами и минералами, а также материалами конструкций. На ход реакций
окажет влияние прогрев среды вокруг ячеек с тепловыделяющими отходами.
В отдаленной перспективе контроль химических процессов будут осуществлять внешние условия [Long-term..., 2011; Safety Case..., 2012].
Минералы пород Енисейского участка относятся к наименее растворимым фазам группы алюмосиликатов (полевые шпаты, биотит, амфибол),
представляющим наиболее стойкие соединения в условиях верхней части
земной коры и зоны гипергенеза. При инфильтрации атмосферных осадков в
массив происходит выщелачивание элементов из алюмосиликатных пород и
формирование химического состава подземных вод [Геологическая..., 2007;
Шварцев, 1978]. Продуктами этих реакций являются глинистые минералы и
карбонаты. Осаждение вторичного кальцита в условиях Енисейского участка
подтверждается полевыми наблюдениями.
Исходя из динамики вертикальных движений в районе, инфильтрационный режим питания подземных вод вряд ли изменится на иной даже в
очень отдаленном будущем. Это значит, что метеорные воды продолжат свое
взаимодействие с породами. Изменения в эти взаимодействия могут внести
перемены в климатических условиях на поверхности. Взаимодействие подземных вод и радионуклидов с породами будет преимущественно происходить вдоль водопроводящей трещинной сети, которая в прошлом подвергалась разнообразным процессам с изменением минералов (новообразование,
выветривание, выщелачивание) вдоль этих путей. Имеющиеся данные об изменениях минерального выполнения трещин на участке Енисейский отрывочны и не достаточны для детального рассмотрения.
Осушение среды в выработках ПИЛ и хранилища реализуется только
в краткосрочной перспективе. После закрытия могильника вновь произойдет
обводнение. Крайне низкая водоносность пород участка Енисейский вызовет
быстрое истощение ресурсов подземных вод в связи с осушением при строительстве и эксплуатации. При таких условиях существенных преобразований
пород ожидать не следует. Значимость последствий краткосрочного осушения низкая и этот фактор обычно не рассматривают при оценке безопасности
в стадию «после закрытия».
Обводнение среды и восстановление природного равновесия после закрытия хранилища иногда рассматривается в базовом сценарии как отдельное
204
среднесрочное событие. Поскольку речь идет о возвращении среды к исходному состоянию, изменение и новообразование минералов в трещинах маловероятно. Значимость таких процессов и явлений оценивается как низкая.
Для идентификации последствий вторичного обводнения пород участка Енисейский в настоящее время данных недостаточно.
Обводнение хранилища по имеющимся расчетам займет от десятков до
нескольких тысяч лет для разных частей СИБ. В длительной перспективе условия потока будут контролироваться изменением внешних условий [Longterm..., 2011; Safety Case..., 2012].
Внедрение соленых (пресных) подземных вод может быть следствием
климатических изменений в отдаленной перспективе и иметь высокую значимость из-за существенного влияния на процессы конвективного переноса и
химического взаимодействия. Изотопный состав подземных вод участка Енисейский в нижней части разреза (глубже 250 м) соответствует глобальной линии метеорных вод и по абсолютным значениям мало отличается от поверхностных и подземных вод, сформировавшихся за счет современных атмосферных осадков. Теоретически возможно более интенсивное питание и опреснение подземных вод при соответствующих изменениях климата. На сегодня нет каких-либо оснований для рассмотрения этого фактора.
Перенос тепла под воздействием ВАО и / или ОЯТ  одно из немногих среднесрочных событий в геосфере, которое инициируется внутри подземного сооружения. Процесс влияет на тепловое поле в окружающей геологической среде. Известно, что в течение первых 50–100 лет будет наблюдаться прогрев среды, за которым в течение до 5000 лет следует падение температур до фоновых значений. Для ледниковых и особенно вечномерзлых климатов температура на глубине будет ниже [Long-term..., 2011; Safety Case...,
2012]. Фактор прогрева среды может усилить утечки из СИБ и инициировать
аварийные сценарии. Моделирование процесса прогрева для Енисейского
проекта сделано в разделе 7.3. Положительным следствием теплового воздействия на кристаллические породы является образование вторичных минералов, в основном в зонах повышенной проницаемости, которые обладают
высокими сорбционными свойствами, особенно при размещении хранилища
в основных породах. Эти преобразования проявятся на максимуме прогрева и
в начальный период вторичного обводнения и восстановления равновесия.
Для их идентификации на участке Енисейский данных недостаточно. Значимость процесса для миграции радионуклидов в дальнем поле низкая, из-за
того, что в базовом сценарии выход радионуклидов в дальнее поле ожидается
через тысячи лет.
Эксплуатация поверхностных вод рассматривается в отдаленной перспективе как фактор возможных аварий, связанных с деятельностью человека. Участок Енисейский расположен на водоразделе, сложенном мало обводненными породами. Поэтому данный фактор не имеет особого значения ни в
долгосрочной, ни в краткосрочной перспективе.
205
Проходка глубоких водозаборных скважин на площадке и в ее окрестностях с пересечением области загрязненных подземных вод относится
к возможным факторам вмешательства человека и является вероятной причиной аварийной утечки радионуклидов после снятия ведомственного контроля, то есть в долгосрочной перспективе.
В настоящий момент для включения данного фактора для рассмотрения
в числе причин аварийных сценариев нет оснований. В дальнейшем, после
определения области рассеивания радионуклидов в подземной гидросфере,
возможно, следует вернуться к рассмотрению предпосылок реализации такого сценария, как добыча подземных вод в области рассеивания.
Тектоническая активизация, сейсмическая активность разломов и
подвижки блоков пород, породный крип вдоль разломов. Все эти связанные
между собой процессы и события тектонической природы относятся к постоянно действующим, которые, иногда, реализуются в виде случайных нежелательных событий и могут вызвать аварии в СИБ в долгосрочной перспективе.
Сотрясения подземных сооружений оказывают ограниченное влияние на их
безопасность. Отсюда – средняя значимость фактора сейсмической опасности
в долгосрочном плане. В то же время есть проблемы с прогнозом сейсмической опасности на долгосрочную перспективу, превышающую 10 000 лет (см.
раздел 4.3.3).
Геодинамические процессы, которые проявляются в земной коре, относятся к тем опасным процессам, которые могут нарушить стабильность геологической среды и деформировать инженерные барьеры [Falck, Nilsson,
2009]. В наибольшей мере эти процессы проявляются на активных разломах.
Активные разломы – разрывные структуры, вдоль которых тектонические
процессы проявлялись в недалеком геологическом прошлом и могут возобновиться в будущем. По разным определениям, это недалекое прошлое может
оцениваться историческим временем (менее 200 лет), голоценом
(10 тыс. лет), четвертичным периодом (около 2 млн лет) или более продолжительным интервалом. Продолжительность интервала обычно определяется в
зависимости от цели исследования и возможностей достоверной идентификации активности разлома [Никонов, 1995]. При прогнозе безопасности могильников ВАО, период изоляции которых соизмерим с геологическими периодами, активными должны считаться разломы, заложенные или проявлявшие свою активность на новейшем тектоническом этапе развития земной коры в неоген-четвертичный период, то есть до 26 млн лет. Такие разломы также называются новейшими. Смещения по активным разломам могут быть
следствием омоложения древних разломов или результатом вновь образованных трещин [Николаев, 1988]. Малый возраст сдвиговых дислокаций по разломам подчеркивает отсутствие зон милонитизации и катаклаза. Они выражены, как правило, зонами открытых микросдвиговых трещин, а поэтому
должны отличаться повышенной проницаемостью.
206
По скорости и продолжительности подвижек по активным разломам
выделяются «сейсмогенные» и «асейсмические» разломы. Сейсмогенные
подвижки проявляются вдоль активных разломов практически мгновенно и
прерываются на продолжительное время, асейсмические подвижки, напротив, медленные и непрерывные. Характер активности «асейсмических» разломов определяется устойчивостью или обратимостью направления смещения, суммарной амплитудой смещения и проницаемостью для флюидов. В
результате могут сформироваться как сбросы и флексуры, смещающие соседние блоки одновозрастных пород относительно друг друга по вертикали
на различные расстояния, так и зоны безамплитудной трещиноватости или
«ослабленные зоны», проницаемые для поровых растворов и газов. «Безамплитудными» (по вертикали) могут также оказаться разломы с устойчивым
горизонтальным смещением.
Признаки активности разломов разнообразны. Среди них выделяют
геологические, геоморфологические, геодезические, геофизические, гидрогеохимические и другие прямые и косвенные признаки активности разломов
[Никонов, 1995; Хайме, 2000].
Долгосрочная эволюция подземного хранилища в случае размещения в
районе, где имеются активные асейсмические разломы, в значительной степени определяются такими факторами, как наличие смещений по разломам и
их проницаемость. Исходя из этого, одна линия эволюции предполагает, что
вдоль активных разломов будут медленно накапливаться криповые смещения
пород, которые в перспективе могут привести к деформации и разрушению
элементов СИБ хранилища ВАО. Другая линия эволюции учитывает повышенную гидравлическую проницаемость зон активных разломов в сравнении
с вмещающими их монолитными породами. Последствия этой ситуации могут существенно повлиять на загрязнение окружающей среды в долгосрочной
перспективе, особенно в том случае, если проницаемые активные разломы
располагаются вблизи упаковок или располагаются в области миграции загрязненных вод и имеют связь с зоной свободного водообмена. Пример моделирования миграции загрязненных подземных вод в среде, нарушенной
хорошо проницаемым разломом, рассмотрен в разделе 10.1.
В сценариях, которые рассматривают медленные и непрерывные смещения вдоль активных разломов на протяжении длительного времени, предполагаются деформации вмещающих горных пород и упаковок ВАО с последствиями для окружающей среды. Негативные последствия медленных и
непрерывных смещений, развивающихся вдоль разломов на протяжении длительного времени, сравнительно легко минимизировать путем расположения
упаковок с РАО вне зон таких разломов. Метод размещения гнезд (ячеек) для
контейнеров с ОЯТ вне зон установленных трещин предусматривается в
финском и шведском проектах [Long-term..., 2011; Safety Case..., 2012]. В связи с возможностью превентивного снижения аварийности, фактор асейсмиче-
207
ских подвижек в зонах активных разломов и трещиноватости обычно не рассматривается.
В настоящее время нет сведений о распределении активных разломов в
пределах площадки на участке Енисейский, данные работ [Исследования...,
1999, Лобацкая, 2005; Морозов и др., 2008; Несмеянов, Воейкова, 2008 и др.],
позволяют отнести разломы района к активным на новейшем тектоническом
этапе. В 1 км севернее намеченной площадки проходит крупнейший в регионе Итатский правый сдвиг, протягивающийся в северо-западном направлении
от р. Большой Итат вдоль р. Шумиха. Установленные по смещениям водотоков амплитуды горизонтальных перемещений по разломам этой системы за
плейстоцен достигают 800–900 м или 0.4–0.5 мм в год [Лобацкая, 2005].
Достоверность активных разломов, выделенных на сегодня преимущественно геоморфологическими методами, предстоит проверить геодезическими наблюдениями. Для оценки вероятности аварийных сценариев, связанных с активизацией разломов, потребуется выполнение специальных исследований для идентификации и определения положения сейсмогенных и
асейсмичных активных разломов на площадке участка Енисейский и в ее окрестностях. Учитывая состояние изученности, включать тектонические факторы в число сценарных ФСП в настоящее время нет необходимости.
В сценариях, рассматривающих «сейсмогенные» подвижки по активным разломам, учитывается вероятность и интенсивность сейсмических событий, анализируются возможные разрушения в могильнике и оцениваются
их последствия, приводящие к загрязнению окружающей среды. В случае
мощных землетрясений существенные разрушения могильников возможны
даже при их удаленности от сейсмогенного разлома на значительное расстояние. Хотя щиты типа Балтийского и плиты древних платформ на континентах
отличаются относительной тектонической стабильностью и малым числом
землетрясений, в них также происходят сильные разрушительные землетрясения. Оценки вероятностей экстремальных событий (М  7) для площадок
по изоляции РАО на щитах древних платформ, хотя точно и не определены,
но все-таки крайне низкие [Fenton et al., 2006]. Возможность сильных землетрясений с возникновением новых сдвиговых трещин, пересекающих гнезда
и канистры в хранилище, в зарубежных проектах полностью не отвергается.
Экспертные оценки таких событий дают величины в десятки нарушений канистр за млн. лет. Для условий Олкилуото, в окрестностях которого известны
5 сейсмоопасных зон, эта вероятность ниже 10-7 [Safety Case..., 20122].
Очевидно, что для размещения геологического хранилища лучше всего
выбирать районы, для которых характерна низкая сейсмичность, а активные
разломы вообще отсутствуют. Однако если район все-таки оказался довольно
сейсмоопасным, как в случае с площадкой хранилища в Красноярском крае
[Исследования..., 1999; Лобанов и др., 2011], то местоположение активных
разломов должно быть точно установлено, а их сейсмотектоническая активность предсказана на весь потенциально опасный период.
208
Отслаивание (вывалы) пород с поверхности выработок после их
проходки относится к факторам вмешательства человека. Во время проходки
горных выработок (экскавации) сформируется нарушенная зона, хотя невероятно, чтобы ниже подошвы гнезд с ВАО образовалась гидравлически связанная сеть трещин. Начальный термальный прогрев также может стать причиной растрескивания пород в стенках гнезд, но затем механические характеристики стабилизируются (Long-term..., 2011; Safety Case..., 2012).
Отслаивание классифицируется как краткосрочное событие базового
сценария ближнего поля, оно имеет низкую значимость и поэтому при формулировке сценариев для прогнозных расчетов переноса радионуклидов в
геологической среде им можно пренебречь. Исследования, выполненные в
подземных выработках ГХК, показали, что мощность зон техногенной нарушенности составляет от 0.6 до 1.5 м, в редких случаях до 2.5 м от контура
выработок [Материалы..., 2015].
Перераспределение напряжений вокруг выработок проявится в
ближнем поле в течение нескольких десятилетий после проходки и продолжится в процессе вторичного обводнения выработок после их закрытия,
включая пик термальности. Этот процесс рассматривается как возврат среды
к равновесию после закрытия хранилища и деградации СИБ. Считается, что
значимость процесса для транспорта радионуклидов состоит в возможном
изменении проводимости разных систем трещин на пути в геосферу, она оценивается как средняя. В условиях сегодняшнего уровня изученности систем
трещин и поля напряжений непосредственно на участке этот процесс можно
не рассматривать.
Рассмотрение сценарных геологических ФСП, действительных для
Енисейского участка, показало, что для некоторых из них данные отсутствуют или недостаточны на сегодняшнем уровне изученности, другие имеют
низкую и среднюю значимость для безопасности после закрытия хранилища
в сочетании с оптимистическим эффектом их влияния, третьи – действительны только в краткосрочной перспективе. При анализе эволюции хранилища
на долгосрочную перспективу в условиях современного состояния изученности проекта, следует рассматривать следующие внешние факторы:
- изменение глобального климата;
- подъем участка размещения хранилища;
- развитие сейсмотектонических процессов;
- непреднамеренное проникновение человека в хранилище.
4.2.2.3. Поведение долгоживущих радионуклидов в геологической среде
Факторы радионуклидов  это отдельная большая группа в европейской схеме классификации ФСП. С позиций моделирования эволюции хранилища
наибольшее значение имеет геохимический фактор. Токсичность большинства продуктов деления быстро падает со временем из-за распада короткоживущих изотопов (90Sr, 137Cs и др.), и уже через несколько сотен лет они стано-
209
вится менее опасными в радиологическом отношении, чем актиниды [Implications…, 2004]. Их опасность гипотетически может реализоваться только в
случае непредвиденных аварий в СИБ. Однако среди продуктов деления
имеются долгоживущие радиоизотопы (79Se, 99Tc, 129I и др.) с высокой миграцией в подземных водах. По данным имеющихся прогнозных расчетов эти
радионуклиды будут вносить основной вклад в радиационную нагрузку биосферы от геологических хранилищ [Marivoet, Weetjens, 2009]. Большим периодом экологической опасности отличаются актиниды. Эти радионуклиды в
условиях нормально работающей СИБ не должны выйти в геосферу. На поведение большинства радионуклидов, которые возможно попадут в геологическую среду, влияют гидрогеохимические условия и состав подземных вод,
их Eh – pH параметры. Окислительный потенциал вод в гранито-гнейсах –
потенциальных участках захоронения ОЯТ (например, Форсмарк, Швеция)
или ВАО  контролируется буферными парами Fe(III)/Fe(II) и CO2/CH4 [Duro
et al., 2014]. В породах, содержащих серу, к ним добавляется сульфатсульфидная редокс пара [Brookins, 1988]. Как отмечалось выше, рН глубинных вод на участке Енисейский отвечает слабощелочным значениям, а отрицательные величины их Eh определяют восстановительные условия среды.
Поведение продуктов деления
Для удобства анализа эти элементы разделены на три группы:
а) элементы с высокой растворимостью в подземных водах, находящиеся в них преимущественно в ионной форме (Cs);
б) элементы с низкой растворимостью, но склонные к образованию
подвижных комплексных соединений и коллоидов (Ni, Zr, Pd, Sn);
в) элементы переменной валентности, растворимость и миграционная
способность которых в водах зависит от их степени окисления (Se, Tc).
Цезий характеризуется высокой сорбцией породами, особенно их глинистыми и смешаннослойными минералами (монтмориллонит, хлорит, каолинит). Это ограничивает скорость его распространения, но при этом способствует миграции в коллоидной форме.
Устойчивыми формами никеля в широком диапазоне Eh – pH параметров являются Ni2+ (в нейтральной среде) и Ni(OH)2 в щелочных обстановках
[Brookins, 1988], а при наличии серы образуется сульфид никеля (NiS). Это
определяет его высокую сорбцию различными природными фазами (глины,
гидроксиды) и возможность переноса в составе коллоидов. Цирконий, олово,
палладий имеют низкую подвижность в геологической среде в силу малой
растворимостью их соединений в водах – Zr(OH)4, SnО2, Pd, Pd(OH)2. В близнейтральной среде для Zr и Sn стабильны гидроксокомплексы, катионные
формы элементов хорошо сорбируются глинами и гидроксидами железа. Это,
с одной стороны, способствует их задержке породами, а с другой делает возможным миграцию в форме коллоидов, что сближает их с никелем. В при-
210
сутствии сульфидной серы могут также образоваться низкорастворимые
сульфидные фазы PdS и SnS2 [Brookins, 1988].
Селен имеет четыре степени окисления (-II, 0, IV и VI). Высокая миграционная способность характерна в случае селенитной (SeO32-) и селенатной
(SeO42-) форм, селен-органических соединений. Эти формы типичны для
близповерхностных вод с высоким окислительным потенциалом (рис. 4.24).
Рис. 4.24. Eh–pH диаграмма Se в 0.01 M растворе CaCl2, содержание Se равно 10-6
М/л [Muller et al., 2012].
Переход в восстановительной среде подземных вод гранитоидных массивов в состояние Se или S2- ведет к прекращению миграции селена. Минералы закисного железа, например пирит (FeS2) восстанавливают селен до Se.
Селен будет восстанавливаться продуктами коррозии металлического контейнера [Bruggeman et al., 2012; Muller et al., 2012]. Реакции восстановления
могут также вызывать органические вещества. Изучалось взаимодействие
вод, содержащих короткоживущий 75Se (имитатор 79Se), с глинистыми минералами, гидроксидами Fe и органическими веществами в окислительных
близповерхностных условиях. При pH от 7 до 9 устойчиво состояние Se(IV) в
виде HSeO3- и SeO32- [Muller et al., 2012], которые сорбируются на различных
твердых фазах. Из нейтральных растворов Se(IV) хорошо сорбируется гетитом, Kd = 9410 ± 373 л/кг, хуже бентонитом (125 ± 24 л/кг). При наличии в
растворах кремния (из-за присутствия бентонита) сорбция селена на гетите
211
падает (Kd = 613 ± 69 л/кг), так как часть мест для сорбции занята Si4+. Восстановление SeO42- и SeO32- фазами FeS, Fe3O4 (продукты коррозии стали в
анаэробных условиях) протекает быстро и полностью. В результате образуются Se и селениды железа Fe7Se8 и FeSe [Scheinost, Charlet, 2008].
Основной формой технеция в водах в окислительных условиях является TcО4- (рис. 4.25), который плохо сорбируется породами. В этом случае
снижение воздействия 99Tc на окружающую среду связано с рассеянием в
микротрещинах и порах пород, а также разбавлением загрязненных растворов чистыми водами. Коэффициент распределения технеция (Kd) в системе
порода – раствор растет с уменьшением Eh. В окислительных условиях он
составляет 0.1–0.2 мл/г, а в восстановительных средах возрастает в десятки
тысяч раз. При рН 4 существенное повышение Kd наблюдается уже при Eh
300 мВ, для более реальных значений рН (7–8) для подземных вод кристаллических массивов это происходит при 150–200 мВ [Lieser et al., 1987; 1988;
Лаверов и др., 2011; Юдинцев, Омельяненко, 2011] и согласуется с устойчивостью ионов Тс на Eh – pH диаграмме [Brookins, 1988].
В анаэробных условиях устойчивы соединения TcO2, TcO2 . 2H2О и
TcO(ОH)2 с растворимостью менее 10-8 М/л. В присутствии минералов Fe(II)
или органического вещества содержание Тс будет еще меньше из-за его
сорбции. В опытах по взаимодействию раствора с порошком гранита (pH 7.2,
Eh  0, 99Tc вводили в виде NaTcO4) концентрация технеция уменьшилась с
7×10-7 М/л до 9.4×10-10 М/л, что в 30 раз ниже растворимости TcO2×H2O в воде. В близнейтральной и слабощелочной области рН, типичной для глубинных вод, ион Tc4+ доминирует при Eh  0. Индикаторы таких обстановок –
пирит FeS2, минералы Fe(II) - хлорит, биотит. Фактор задержки Тс в таких
условиях меняется от 26000 до 170000 [Pabalan et al., 2000].
Поведение актинидов
Миграционная способность актинидов переменной валентности (U, Np, Pu) в
подземных водах сильно зависит от Eh – pH условий. Для америция и кюрия,
у которых в растворах устойчива трехвалентная форма, величина Eh имеет
существенно меньшее влияние. Однако следует иметь в виду, что дочерними
продуктами альфа-распада 241Am, 243Am, 244Cm и 245Cm являются 237Np и 239241
Pu. Восстановительные условия в подземном хранилище будут определять
реакции минералов железа [Duro et al, 2014]. Равновесие в буферной паре
пирит – магнетит (гетит) поддерживает величину Eh вблизи -300 мВ для
близнейтральных и слабощелочных параметров pH геологического хранилища. Продукты коррозии стального контейнера могут снижать значение Eh до
-400 мВ в ближней зоне хранилища отходов. Для сульфат-сульфидного равновесия в глинистых толщах величина редокс потенциал находится около 200 мВ. Для российского геологического хранилища в гнейсах (проект Енисейский) ожидаются значения Eh вод около -100 мВ и 7–8 для рН.
212
Рис. 4.25. Eh–pH-диаграмма системы Tc–O2–CO2–H2O (25 °C, 1 бар, Tc = 10-8 M,
PCO2 = 10-2 бар). Заштрихована область TcO2·2H2O [Brookins, 1988].
Актиниды могут переноситься водами в виде ионов, комплексных соединений и коллоидных частиц [Runde, 2000; Traexler, Ewing, 2002; Лаверов и
др., 2003, 2008; Калмыков, 2008; Myasoedov, Kalmykov, 2015; Романчук и др.,
2016]. Их способность к комплексообразованию падает с изменением заряда
катиона в ряду: 4+ > 3+, 6+ > 5+. По прочности комплексов лиганды образу-
2-
-
2-
2-
-
ют ряд: OH > CO > F , HPO , SO > Cl .
3
4
4
Плутоний
Плутоний в близнейтральных растворах (рН 8) находится в состоянии (III) в
сильно восстановительных условиях, устойчивой формой в богатой карбонатионой среде является PuCO3+ (рис. 4.26). В диапазоне Eh от –100 до +150 мВ
преобладает Pu(IV), а в формы (V) и (VI) устойчивы [Berry et al., 2002] только
в окислительных условиях вблизки границы стабильности воды.
213
Рис. 4.26. Диаграмма Eh-pH системы Pu-C-O-H при 25С и 1 атм [Krauskopf, 1988].
Заштрихована область Eh и pH с концентрацией Pu в воде <10-13 М.
До 1 млн Ки α-излучателей, включая 239,240Pu, связано в илах водоёма
Карачай [Дрожко и др., 2004; Иванов, 2004; Романчук и др., 2016], состоящих
из гидроксидов и гидрокарбонатов Al, Fe, Mn, органических веществ, первичных илов, перлитовой пульпы. Содержание Pu в них около 108 Бк на кг
сухой массы. Плутоний из илов практически не десорбируется, но при их
промывке возможен его вынос в составе коллоидных частиц [Стукалов и др.,
2007]. Этим объясняется миграция Pu из озера Карачай с подземными водами
(Eh 50–480 мВ, рН 6-8) на расстояние до 4 км [Novikov et al., 2006]. Порядка
70–90 % элемента в этих водах связано с частицами размером до 15 нм.
При реальных для глубоких вод значениях Eh и рН (рис. 4.27) преобладающим валентным состоянием служит Pu (IV), а ведущей формой плутония
в растворе является Pu(OH)4о. Наибольшую угрозу для окружающей среды
представляет перенос плутония в виде коллоидов. Роль истинных коллоидов
PuO2.H2O и Pu(OH)4 незначительна из-за сорбции плутония минералами и
коллоидами подземных вод.
214
Рис. 4.27. Формы нахождения Pu в различных природных водах [Runde, 2000].
Нептуний
Нептуний имеет 3-х, 4-х, 5-ти, 6-ти и 7-и валентные состояния. В глубинных
водах устойчив Np(IV), в поверхностных кислородных водах стабилен Np(V).
Растворимость и формы нахождения нептуния в водах определяются значениями рН и Eh (рис. 4.28). В типичных для дальнего поля хранилища РАО в
гранитах нейтральных и слабощелочных водах (Eh менее -100 мВ) она будет
составлять около 10-8 М/л. В модельной системе Np-содержащее боросиликатное стекло – бентонитовый буфер – вода (Eh -500 мВ, рН 9.5, 90С) после
99 суток взаимодействия нептуний находится в растворе как Np(IV), а его
содержание (10-7–10-8 М/л) отвечает растворимости аморфного гидроксида
NpO2 H2O [Inagaki et al., 2001]. Бентонит ускоряет восстановление Np(V) (основная форма нептуния в стекле) до Np(IV), коэффициент диффузии Np (IV)
в бентоните равен 1.510-13 м2/с, что на порядок ниже, чем для Np(V). В окислительных условиях значительная часть Np находится в форме нептунилиона (NpО2+), способного к миграции. В восстановительных условиях устойчив гидроксид Np(IV), поэтому возможна миграция в виде истинных коллоидов Np(OH)4, а также с псевдоколлоидами на основе органических кислот и
минералов (глины, гидроксиды Fe, Mn и Ti).
215
Рис. 4.28. Растворимость Np в подземной воде из скважины J-13 в туфах Юкка Маунтин в зависимости от рН и Eh (а) и Eh (б) при рН, равном 7 [Runde, 2000]. Np2O5
(s), Np(OH)4(s) – устойчивые твердые фазы нептуния.
Изучение форм нахождения Np, Pu и Tc в воде в равновесии с глиной в
условиях Французского и Швейцарского проектов захоронения ВАО [Banik et
al., 2010] показало, что на поверхности глины Pu(V) восстанавливается до
Pu(IV), а нептуний и технеций остаются в первоначальном состоянии Np(V) и
Tc(VII). По мере снижения Eh происходит восстановление нептуния и технеция до Np(IV) и Tc(IV) и усиление их сорбции глинами. В зависимости от Eh
подземных вод (см. рис. 4.28) основной формой нептуния будет Np(IV) или
Np(V), что определяет разную способность к его миграции [Poinssot, Fillet,
2010]. В восстановительной среде устойчивы гидроксо-комплексы Np(IV) и
его перенос происходит в виде истинных коллоидов и псевдоколлоидов.
Такие условия типичны для глубоких горизонтов гранитных массивов,
в том числе на участке Енисейский. В этом случае поведение нептуния сходно с плутонием, который во всем диапазоне Eh и pH глубинных вод находится как Pu(IV) с преимущественной формой переноса в виде коллоидов. Только в окислительных условиях (Eh > 0) нептуний мигрирует в растворенном
виде в форме нептунил-карбонатных комплексов (рис. 4.29). Примером
аэробных обстановок служит хранилище в туфах Юкка-Маунтин, Невада.
Америций и кюрий
Am находится в ОЯТ и ВАО его переработки в виде 241Am (Т½ = 433 года) и
243
Am (7300 лет) в примерном соотношении 70–90% и 10–30%. Продуктами
их распада являются долгоживущие 237Np (2.1×106 лет) и 239Pu (2.4×104 лет).
Со временем содержание 241Am в ОЯТ возрастает (табл. 4.8) из-за распада его
короткоживущего предшественника 241Pu (14 лет). По экологической
опасности Am занимает второе место среди актинидов после Pu, а поскольку
плутоний извлекается при переработке ОЯТ, то америций является основным
источником опасности в остеклованных отходах. При распаде 244Cm
(Т½ = 18 лет), на который приходится до 90 % всего кюрия в ОЯТ и ВАО,
216
образуется долгоживущий 240Pu (6537 лет). Поведение кюрия в геологической
среде будет сходно с америцием, поэтому далее рассмотрим данные об
условиях миграции для Am более подробно.
Рис. 4.29. Eh–pH диаграмма Pu (а) в подземной воде скважины J-13 в туфах при 25 C
и 1 атм: [Pu]=10-5 M, [CO3]=10-2.6 M и Np (б), отражающая связь формы нахождения с
характеристиками подземных вод. Полый круг – условия в ПИЛ в аргиллитах Франции, сплошной круг – для хранилища Юкка Маунтин в туфах [Poinssot, Fillet, 2010].
В условиях глубоких участков кристаллических пород америций и кюрий будут находиться в трехвалентном состоянии. Четырехвалентное их состояние устойчиво лишь в окислительных сильнощелочных водах, которые
для хранилищ ВАО не реальны. В близнейтральной и восстановительной обстановке условий затрудненного водообмена [Wikberg, 1987; Лаверов и др.,
2003; Омельяненко и др., 2011] растворимость Am(OH)3 минимальна. Наиболее вероятная форма в растворе в этих условиях – гидроксокомплексы и карбонатные комплексы (рис. 4.30–32). Будут преобладать карбонатные комплексы Am, учитывая наличие углекислоты и близнейтральный – слабощелочной характер вод,. Am3+ легко гидролизуется и его содержание в воде определяется растворимостью Am(OH)3 в кристаллическом или аморфном состоянии (рис. 4.30). Растворимость Am(OH)3 повышается при наличии в воде
CO32-, SO42-, гуминовых и фульвокислот из-за образования комплексов. Стабильной фазой, наряду или вместо Am(OH)3, может быть Am(OH)(CO3).
В морской воде при рН 8 присутствуют следующие формы америция, в
отн. %: 43 AmCO3+, 22 Am(OH)2+, 15 Am(OH)2+, 12 Am(CO3)2-, 4 Am3+ и по 1–
2 % AmCl2+, Am(CO3)33- и AmSO4+ [Покровский, 2001]. Концентрации Am в
217
подземной воде из риолитовых туфов (pH 8.6) в равновесии с Am(OH)(CO3),
Am(OH)3(кр) и Am(OH)3(ам) равны 1.710-8 М/л, 3.710-5 М/л и 6.510-4 М/л
[Waste form…, 1998]. Эти данные отвечают общему содержанию америция с
учетом растворенной и коллоидной форм. Фильтрация растворов ведет к
снижению концентрации Am и чем тоньше фильтры, тем больше задерживается на них Am. Растворимость Am(OH)3 в подземной воде района Горлебен
(Германия) составила 0.510-6 М/л [Geochemistry…, 1992], а после прохождения через фильтр с порами 1 нм его концентрация снизилась до 10-10 М/л.
Таблица 4.8. Изменение со временем количеств америция и кюрия в ОЯТ с выгоранием 45 ГВт в сутки на тонну [Collins et al., 2009].
Радионуклид, г / т ОЯТ
241
Am
243
Am
Всего, Am
242
Cm
244
Cm
245
Cm
Cm / (Am+Cm), %
1 год хранения
135
105
240
3.8
35.3
2.2
14.9
5 лет хранения
407
105
512
0.1
30.3
2.2
6.1
30 лет хранения
1272
105
1377
< 0.01
11.6
2.2
1.0
Рис. 4.30. Растворимость Am(ОН)3 в 0.1 М NaClO4 в отсутствие СО2 (крестики и
треугольники) и при PCO2 = 10-3.5 атм (точки) по данным [Chemical…, 2004].
218
Рис. 4.31. Распределение форм америция (III) в карбонатном растворе при 25 С в
зависимости от давления углекислоты [Chemical…, 2004].
Рис. 4.32. Формы Am (III) в растворах и его твердые фазы в зависимости от давления
СО2 [Chemical…, 2004]. Содержание [Am]общ = 10-6 М.
219
В зависимости от условий (состав, pH, Eh, температура раствора и концентрация Am, степень измельчения породы) коэффициенты распределения
Am между твердой фазой и раствором варьируют от нескольких десятков до
тысяч см3/г, а для глинистых минералов и цеолитизированных туфов они
достигают десятков тысяч [Baston et al., 1995].
Для песка Kd Am составляет 2000 мл/г, еще больше он для суглинков
[Geochemistry…, 1992]. Для смеси из бентонита (15 %) и песка (85 %) при
70 оС Kd Am составил 7.5104 см3/г, для туфа он меняется от 0.46104 до
7.5104 см3/г [Baston et al., 1995]. При наличии в породе гидроксидов железа
и титана, а также хлорита значение Kd америция возрастает. В силу высокой
задержки Am породами его поступление из подземного хранилища ВАО в
биосферу в растворенной форме можно исключить, но вынос в коллоидной
форме более вероятен. На это указывают результаты экспериментов и природные наблюдения. При исследовании вод озера Троусфинидд в Северном
Уэльсе, куда поступают стоки от реакторного завода Магнокс, установлено,
что практически весь Am связан с коллоидами [Пути миграции…, 1999].
Оценку утечки Am из хранилища в коллоидной форме можно сделать на основе опытов в подземной лаборатории с применением стабильных трассеров
(РЗЭ). Поведение Am в геологической среде можно предсказать на основе
данных о его редкоземельных аналогах (Nd, Eu). Содержания РЗЭ, в частности Nd, в природных водах меняются в широких пределах. Его концентрация
в кислых (рН 1–2) термальных водах, связанных с вулканизмом, достигает 107
г/г [Michard et al., 1991], а в природных водах со слабощелочными свойствами она снижается до 3х10-12 г/г. В пробах вод из гранитов, отобранных из
скважин и термальных источников (рН 9, 75 оС), концентрации Nd и Eu после
фильтра с порами 450 нм равны 7.110-9 М/л и 3.510-11 М/л, а после фильтрации через 10 нм поры они уменьшились на порядок [Michard et al., 1991].
Это говорит о преобладании коллоидной формы элементов в таких водах.
Безопасность хранилищ в отношении Am и Cm обеспечит исключение
их коллоидной миграциие. Главные условия этого – отсутствие открытых
протяженных трещин и наличие бентонитового буфера [Лаверов и др., 2004,
20081; Омельяненко и др., 2011].
4.2.3. Биосфера
Радионуклиды, способные мигрировать в геологической среде, рано или
поздно достигнут биосферы. Биологическую опасность радионуклидов рассчитывают разными способами, например, через объем воды для их разбавления до безопасного уровня [Brookins, 1988]. Используют также безразмерный индекс радиотоксичности, равный соотношению гипотетической эффективной дозы облучения к предельной величине годового облучения человека,
или сравнивают с токсичностью руды, использованной для изготовления
ядерного топлива [Di Pace, Natalizio, 2003]. В национальных документах рекомендовано и утверждено характеризовать ее через эффективную дозу об-
220
лучения при попадании радионуклидов в человеческий организм с воздухом,
водой или пищей (см. раздел 2). В табл. 4.9 приведены значения нормативных
ограничений на присутствие радионуклидов в биосфере и коэффициенты для
расчета эффективных доз.
Таблица 4.9. Периоды полураспада (Т½), дозовые коэффициенты (), уровни вмешательства (УВ) для питьевой воды и пределы годового поступления (ПГП) радионуклидов с пищей [НРБ-99/2009; Eckerman et al., 2012].
Радиоизотоп
Т ½, лет
, мЗв / Бк
УВ, Бк / кг
ПГП, в Бк (граммах)
14
5.7 × 103
3.0 × 105
7.5 × 104
1.1 × 106
1.5 × 106
2.1 × 105
6.5 × 106
2.3 × 105
1.6 × 107
2.3 × 106
2.5 × 105
7.0 × 108
2.3 × 107
2.1 × 106
4.5 × 109
6.6 × 103
3.8 × 105
432
7.4 × 103
8.5 × 103
4.7 × 103
5.8 × 10-7
9.3 × 10-7
6.3 × 10-8
2.9 × 10-6
1.1 × 10-6
6.4 × 10-7
3.7 × 10-8
4.7 × 10-6
1.1 × 10-4
2 × 10-6
4.6 × 10-5
4.6 × 10-5
4.4 × 10-5
1.1 × 10-4
2.5 × 10-4
2.5 × 10-4
2.4 × 10-4
2.0 × 10-4
2.0 × 10-4
2.1 × 10-4
2.1 × 10-4
240
150
46
53 (по 75Se)
120
210
720 (по 107Pd)
44 (по 125Sn)
1.3
69
2.9
2.9
3.0
1.3
0.55
0.55
0.57
0.69
0.69
0.65
0.65
6.3 × 105 (4 × 10-6)
1.6 × 105
2.9 × 106 (0.01)
3.6 × 104
9.1 × 105 (0.01)
2.1 × 105 (4 × 10-4)
3.6 × 106
3.3 × 104 (3 × 10-5)
5.3 × 103 (0.8)
5 × 105 (1.1 × 10-4)
7.7 × 103 (0.1)
7.7 × 103 (0.03)
8.4 × 103 (0.676)
4.8 × 103 (0.002)
2.4 × 103 (10-6)
2.4 × 103 (3 × 10-7)
2.5 × 103 (10-5)
2.7 × 103 (2 × 10-8)
2.7 × 103 (4 × 10-7)
2.7 × 103 (2 × 10-7)
2.7 × 103 (2 × 10-7)
C
Cl
59
Ni
79
Se
93
Zr
99
Tc
107
Pd
126
Sn
129
I
135
Cs
235
U
236
U
238
U
237
Np
239
Pu
240
Pu
242
Pu
241
Am
243
Am
245
Cm
246
Cm
36
Примечание: период полураспада 79Se равен 327 000 лет [Jörg et al., 2010].
Уже на ранних этапах реализации национальных программ по захоронению РАО определены возможные дозы облучения населения. Одной из
первых была швейцарская оценка утечки радионуклидов из подземного хранилища остеклованных ВАО [Kristallin-1, 1994] для сценария: разрушение
канистры ВАО произойдет через 1000 лет после закрытия могильника; скорость растворения стекла равна 3.810-4 кг/м2 год; объем остеклованных ВАО
в могильнике составляет 2 770 м3 (92 693 блока длиной 1.03 м и диаметром
0.43 м). В связи с растрескиванием поверхность контакта матрицы с водой
возрастает в 12.5 раза; на растворение блока стекла понадобится 1.5105 лет.
221
Бентонитовый буфер имеет размеры: радиусы – 0.47 м (внутренний) и 1.85 м
(внешний), толщина – 1.38 м, пористость 0.38 %, плотность в сухом состоянии 2760 кг/м3, константа эффективной диффузии 6.310-3 м2 / год. Через могильник проходит 3 м3 воды в год, равновесной с бентонитом и продуктами
коррозии канистры (рН 8.5–9, Еh от -396 до - 367, Т=50 оC). Растворимость
радионуклидов в поровых водах бентонита равна, (М/л): Se – 10-8, Zr – 5x10-9,
Tc – 10-7, Pd – 10-11, Sn – 10-5, Cs – высокая, Ra – 10-10, Th – 510-9, Pa – 10-10,
U – 10-7, Np – 10-10, Pu – 10-8, Am – 10-5, Cm – 610-8; коэффициенты распределения (Кd) радионуклидов в системе бентонит – раствор равны, (мл/г): Se – 5,
Zr – 1000, Tc – 100, Pd – 1000, Sn – 1000, Cs – 10, Ra – 10, Th – 5000, Pa –
1000, U – 5000, Np – 5000, Pu – 5000, Am – 5000, Cm – 5000. Только долгоживущие и плохо задерживаемые радионуклиды смогут достичь биосферы да и
то в количествах, которые на порядки величины меньше предельно допустимых доз облучения. С тех пор выполнено много таких оценок по более реалистичным сценариям, для конкретных геологических условий и проектов СИБ.
Первоначальные консервативные оценки безопасности геологической изоляции ВАО и ОЯТ полностью подтвердились.
Опыт расчетов показал, что ожидаемое время выхода радиоактивных
элементов из хранилища в биосферу и время наступления равновесия между
поступающими и распадающимися радиоизотопами может составить от сотен до тысяч лет в аварийных сценариях и десятки тысяч – сотни тысяч и более лет в случае нормальной эволюции системы изоляции [Methods..., 2012].
Согласно имеющимся прогнозным оценкам при эволюции геологического
хранилища ВАО по базовому сценарию в биосферу попадут в основном долгоживущие 99Tc, 79Se и 135Cs [Testing of... 2002]. Именно эти радионуклиды
будут формировать дозу для будущего населения.
Рис. 4.33 иллюстрирует результаты вычислений утечки радионуклидов
по референтному случаю базового сценария финского проекта [Safety Case...,
2012]. В нем суммируется утечка по трем возможным путям поступления радионуклидов из ближнего поля в геосферу: из буфера непосредственно в
трещины, секущие гнездо размещения ВАО в породной матрице; из буфера в
зону дезинтеграции тоннелей и затем в геосферные трещины; из буфера в
заполнитель тоннелей и затем в геосферу. Кривые показывают вычисленную
эволюцию величины утечки радионуклидов из ближнего поля хранилища в
геосферу для тех пяти радионуклидов, которые дают наибольший вклад в
суммарную радиоактивность при захоронении ОЯТ: C-14, Cl-36, Ni-59, I-129
and Cs-135. Пик утечки приходится на время около 4500 лет после закрытия и
определяется C-14. Позднее утечка C-14 спадет из-за радиоактивного распада, после 60 тыс. лет сначала будет доминировать Cl-36, позднее Cs-135 и I129. Пик Ni-59 наименьший из всех пяти и проявится примерно через
100 тыс. лет. Следует помнить, что при захоронении ВАО дозоформирующими радионуклидами будут Cs-135, Se-79 и Tс-99. Поэтому, эволюционная
картина утечки радионуклидов из ближнего поля Енисейского хранилища,
222
даже при прочих равных начальных условиях в СИБ, будет отличаться от ситуации для ОЯТ. Расчеты для Енисейского хранилища носят пока ориентировочный концептуальный характер в виду слабой изученности этого участка
[Румынин и др., 2016]. Выход радионуклидов в область разгрузки и наступление равновесия ожидается не ранее чем через 10 000 лет (рис. 4.34).
Рис. 4.33. Эволюция утечки радионуклидов из ближнего поля хранилища ОЯТ в геосферу для базового сценария. Финский проект [Safety Case..., 2012].
Рис. 4.34. Прогнозный поток радионуклидов в зоне разгрузки подземных вод участка
Енисейский (по [Румынин и др., 2016]).
223
Согласно финским нормативным документам [Safety Case..., 2012] рассчитана утечка радионуклидов в референтном случае базового сценария отдельно из ближнего поля и из геосферы, нормированные для среды обитания
по каждому радионуклиду. В течение периода оценки доз (до 10 тыс. лет)
нормированная активность утечки почти на 4 порядка ниже утвержденного
критерия безопасности (рис. 4.35); после ста тысяч лет нормированная активность утечки упадет на 5–6 порядков от нормативных ограничений.
Рис. 4.35. Эволюция величин утечки радионуклидов из ближнего поля и из геосферы
в референтном сценарии. Финский проект [Safety Case..., 2012].
Для создания модели дозоформирования необходимо составить прогноз эволюции биосферы на долгосрочную перспективу, что предполагает
анализ множества подсистем, составляющих биосферу, и внешних факторов,
определяющих эту эволюцию (табл. 4.10).
Анализ биосферных ФСП для региона проектируемого объекта в Красноярском крае позволил исключить из рассмотрения многие внешние факторы и события, которые могли бы произойти в биосфере региона за будущие
миллионы лет [Кочкин, 2012; Кочкин, 2015]. В частности, геологические условия исключают проявление в регионе вулканизма. Умеренная сейсмичность и сравнительно невысокие скорости вертикальных движений земной
коры в районе минимизируют вероятность значимых преобразований ландшафта и конфигурацию биосферы даже в отдаленной на сотни тысяч - миллионы лет перспективе. Расположение района в глубине материка на высотах
224
более 200 м исключает затопление территории хранилища морем даже в случае сильного подъема уровня Мирового океана. Правда, возможно образование подпрудных ледниковых озер в долине Енисея, где будет располагаться
зона разгрузки загрязненных вод. В районе отсутствуют предпосылки для
разработки полезных ископаемых (в том числе подземных вод), что практически исключает масштабные техногенные преобразования окружающей
среды, если не считать само сооружение хранилища – шахт и наружной инфраструктуры. Многие другие ФСП, которые характеризуются быстротой
скорости изменения, а к ним относятся, прежде всего, биота и население,
сколько-нибудь долгосрочному прогнозу не поддаются.
Таблица 4.10. Основные компоненты биосферы [Reference Biospheres..., 2003].
Основные компоненты
Климат и атмосфера
Водные объекты
Человеческая активность
Биота
Близповерхностная литосфера
Топография
Географические параметры
Размещение
Определение и содержание
Осредненные метеорологические параметры для региона.
Поверхностные и близповерхностные водные массы и
водоносные горизонты, возможно ледниковые щиты.
Общины и сообщества, их обычаи и привычки, уровень
технологий и способ существования.
Земные и водные растения и животные формы жизни в
системе биосферы. Люди не включаются.
Почвы и осадки, включая их состав и структуру.
Конфигурация земной поверхности, включая рельеф и
позицию природных и искусственных объектов.
Границы и/или объем биосферы.
Положение биосферной системы на поверхности Земли.
Таким образом, рассмотрение ФСП, важных для прогноза биосферы в
районе размещения хранилища в проекте Енисейский, концентрируется на
будущих изменениях климата. К климатическим параметрам относятся температура, осадки, растительность и другие условия, определяющие важные
компоненты биосферы, и в том числе образ жизни и хозяйственную деятельность населения, состав биоты и почв. Прогнозу климата в регионе Енисейского участка ниже будет посвящен специальный раздел (4.3.1).
4.3. Долгосрочный прогноз внешних факторов для хранилища ВАО на
участке Енисейский
Размещение ВАО и других видов отходов, содержащих долгоживущие радионуклиды, в геологических хранилищах призвано решить задачу надежной
защиты населения на исключительно продолжительный период времени.
Достоверность такого прогноза природных явлений падает по мере продвижения в будущее (см. раздел 2.1.2). Тем не менее, без долгосрочного прогноза
важнейших процессов, способных оказать влияние на безопасность этого
хранилища (см. раздел 4.2.2), в любом случае не обойтись.
225
4.3.1. Прогноз изменений глобального климата
4.3.1.1. Климатическая система и ее моделирование
Многообразные факторы, влияющие на изменение климата, принято разделять на внутренние (атмосфера, океан и др.) и внешние по отношению к климатической системе. Последние, в свою очередь, подразделяются на естественные (например, вариации потока энергии от Солнца) и антропогенные (в
основном, изменения концентрации парниковых газов в атмосфере) [Результаты..., 2006].
Долгопериодные колебания климата связывают с изменением содержания углекислоты в воздухе. Данные по концентрации СО2 за период времени
от 6 000 до 420 000 лет до настоящего времени, полученные по анализам ледовых кернов со станции Восток, Антарктида, показывают, что интервалы
теплого климата приходятся на периоды повышенной концентрации СО2 в
атмосфере. Среди причин изменений концентрации углекислоты в атмосфере
могут быть некие естественные процессы, регулирующие ее круговорот, иммобилизацию в биосфере и геосфере или, наоборот, высвобождение. Новый,
антропогенный фактор – сжигание ископаемого топлива и другая деятельность человека – возможно, просто нарушает эти естественные процессы
[Изменения климата..., 2007]. Имеется гипотеза [Миланкович, 1939], связывающая долгопериодные колебания климата и смену ледниковых и теплых
периодов в истории Земли с изменениями солнечной инсоляции. Интенсивность последней зависит от трех основных параметров, определяемых “поведением” Земли на околосолнечной орбите: изменение наклона земной оси по
отношению к плоскости ее орбиты, прецессия земной оси и эксцентриситет
земной орбиты. Наклон земной оси изменяется с периодом в 40 тыс. лет, прецессия совершает полный круг за 20 тыс. лет, а цикл колебаний эксцентриситета  100 тыс. лет. Инсоляцию легко рассчитать для любой точки земного
шара в прошлое или в будущее (рис. 4.36). Данные бурения ледового щита в
Антарктиде подтверждают изменения климата за последние 420 тыс. лет с
периодичностью около 100 тыс. лет и 40 тыс. лет [Результаты..., 2006].
Отсутствие однозначных объяснений периодичности, выявленной в
изменчивости климатов  это основной источник неопределенностей в долгосрочном прогнозе будущих климатов. Другая их причина  нелинейная динамика климатических процессов. Нелинейность выражается в нестабильном
поведении климатической системы, когда относительно малое изменение некоего фактора может вызвать сильные изменения климата [Изменения климата..., 2007; Climate Change..., 2014, Результаты..., 2006]. Тем не менее, гипотеза М. Миланковича по существу является самой дальнодействующей в отношении предсказания климатов, а экстраполяция в будущее температурной
кривой, реконструированной разными методами для последних сотен тысяч
лет, кажется вполне уместной.
226
Рис. 4.36. Вариации солнечной инсоляции в июле на 60 с.ш. Серые поля – последние теплые межледниковые периоды в Европе. Фрагмент из [Pimenoff et al., 2011].
Климатическая система отличается сложностью и чувствительна к малым возмущениям и потому неустойчива. Тем не менее считается, что ее
медленно меняющиеся компоненты можно прогнозировать на значительные
временные отрезки в будущее [Результаты..., 2006]. Имеются модели для разных временных интервалов, которые используют разный объем данных и
имеют разное разрешение. Модели «General Circulation Models (GCMs)» с
разрешением 100–300 км позволяют давать прогноз на 100–1000 лет [Pimenoff
et al., 2012]. Современные модели общей циркуляции атмосферы и океана
(МОЦАО или GCMs) и глобальные климатические модели (ГКМ), позволяют
воспроизводить основные особенности поведения климатической системы,
включая эволюцию климата за XX в. В расчетах используются мультимодельные ансамбли и семейства из десятков сценариев. Такой «прогноз» считается заслуживающим большего доверия, чем одиночный расчет. Результаты моделирования принято называть “сценарными проекциями”. В отличие
от прямых прогнозов, базирующихся на данных по уже осуществившимся
событиям, “сценарные проекции” условны, так как неизвестно, какой из сценариев реализуется в будущем [Результаты..., 2006].
Модели на многотысячелетний период имеют размер ячейки в несколько градусов (3–5) по широте и долготе. Они базируются на фундаментальных геофизических принципах климатической системы Земли, но при этом
сильно идеализируют реальную климатическую систему и не отражают полностью все взаимодействия и обратные связи в ней. Главная неопределенность связана с будущими концентрациями СО2 в атмосфере, которые формируются за счет эмиссии углерода, сельскохозяйственного использования
земли и других факторов. Хотя новейшее глобальное потепление успешно
рассчитывается этими моделями, это не доказывает, однако, корректности
проекций будущих событий, поскольку сходимость может быть результатом
настройки моделей [Pimenoff et al., 2011].
Прогноз климата для шкалы в 100 тыс. лет использует модели средней
сложности. Они имеют низкую разрешающую способность и требуют длительных вычислений. Компоненты модели взаимодействуют в соответствии с
227
предписанной изменчивостью солнечной инсоляции и заданному углеродному циклу. Неопределенности все те же: если орбитальные параметры известны, то концентрации атмосферной СО2 – нет. Эти модели способны симулировать предыдущий ледниковый цикл, используемый как отправная точка
для мультисценарных расчетов будущего климата [Pimenoff et al., 2011].
Имеющиеся данные убеждают, что потепление климата в последние
десятилетия – неоспоримое явление, которое поддерживается общим повышением глобальной температуры воздуха и океана, таянием ледников и повышением глобального среднего уровня моря. С 1880 по 2012 г. повышение
температуры приземного воздуха на континентах и океанах составило 0.85 °С
(от 0.65 до 1.06 °С). Согласно заключению международного экспертного сообщества антропогенное воздействие на климатическую систему было доминирующей причиной наблюдаемого потепления с середины XX-ого века. С
доиндустриальной эпохи (с 1750 г.) главным фактором изменения энергетического баланса является повышение концентрации в атмосфере СО2, существенен и постоянно растет вклад метана и других парниковых газов. Рост
концентрации СО2 превысил 40%, прежде всего, из-за сжигания ископаемого
топлива, вторым по важности фактором стало сокращение лесов и деградация
земель [Climate Change..., 2014]. Рост температур в условиях потепления более значителен в высоких северных широтах [Изменения климата..., 2007].
В последние годы опубликовано множество расчетов роста температур
приземного воздуха по различным сценариям выбросов парниковых газов.
Согласно расчетам проекция потепления (рис. 4.37) составит через 100 лет от
1 до более 3 оС [Изменения климата..., 2007]. При этом уровень Мирового
океана может повыситься на 0.09  0.88 м [Результаты..., 2006]. Значительный разброс в результатах предсказания климата в сценарных проекциях на
ХХI-ый век, полученных с помощью разных климатических моделей, отражает наличие существенных неопределенностей в таких прогнозах.
Кривые на рис. 4.37 представляют собой мультимодельные глобальные
средние значения потепления (относительно 1980–1999 гг.) для различных
сценариев (кривые 1–3), которые продолжают моделирование ХХ-ого века
(кривая 5). Кривая 4 соответствует расчету, при котором концентрации СО2
удерживались постоянными на уровне 2000 г. Столбики справа обозначают
вероятный диапазон потепления и наилучшую оценку (темная часть столбика) в период 2090–2099 гг. в сравнении с 1980–1999 гг.
В докладе Межправительственной группы экспертов по изменениям
климата (МГЭИК или IPCC) за 2013 г [Climate Change ..., 2014] представлены
оценки по самому совершенному поколению моделей климата. Согласно им к
2081–2100 гг. рост средней глобальной температуры приземного слоя воздуха
по трем из четырех сценариев превысит 1.5 С, по двум будет более 2 С, по
одному превысит 4 °С от доиндустриального уровня 1750 г. (сейчас превышение достигло 0.85 °С). Главным для России в этих прогнозах является рост
частоты опасных гидрометеорологических явлений. Например, аномально
228
сильные паводки или «волны жары», встречающиеся сейчас раз в 20 лет, будут происходить каждые 4–6 лет [Climate Change..., 2014].
Рис. 4.37. Потепление приземного слоя атмосферы согласно проекциям модели общей циркуляции системы атмосфера–океан (по [Изменения климата..., 2007]).
В работе [Мелешко и др., 2004] приведена оценка изменений климата в
XXI-ом веке на территории России и сопредельных стран. На фоне общего
глобального потепления в XXI-ом веке наибольшее повышение приземной
температуры в Сибири будет в зимнее время. Ожидаемый среднегодовой
рост осадков в Сибири, в соответствии с этими прогнозами, также наблюдается преимущественно в зимнее время года и, в основном, в северных районах. Рост осадков за год приводит к заметному увеличению стока на большинстве водосборов. Так, на водосборах Енисея происходит накопление дополнительной массы снега зимой, что, в свою очередь, приведет к существенному росту стока за счет его таяния с апреля по май. Вероятность крупных весенних паводков на этих водосборах существенно возрастает уже в
первой половине XXI-ого века. Потепление климата в Сибири приведет к
229
значительному увеличению глубины протаивания вечномерзлых грунтов,
главным образом у внешней границы зоны прерывистой мерзлоты.
Изменение температуры на период далее первой сотни лет зависит от
времени стабилизации выбросов парниковых газов. При самых неблагоприятных сценариях в случае естественной стабилизации выбросов из-за исчерпания ископаемого топлива к 2070 г., разогрев атмосферы может достигнуть
8 С через 1 000 лет [Изменения климата..., 2007]. По существующим прогнозам после сравнительно непродолжительного пика СО2 в атмосфере, связанного со сжиганием ископаемого топлива, природные процессы вернут содержание СО2 в атмосфере к равновесному в течение примерно 2 000 лет. Это,
однако, не приведет к немедленному падению температуры [BIOCLIM...,
2003], как показывают соответствующие прогнозы климата на более длительные периоды, выполненные, в частности, для территории Скандинавии в
связи с захоронением ОЯТ. Так, например, моделирование климата на
10 тыс. лет показало, что проекция температур для ячейки Олкилуото в общемировой сетке к концу периода прогноза определяется главным образом
эмиссией СО2 в первые сотни лет. В зависимости от пика эмиссии повышение глобальной температуры в следующем тысячелетии может достичь 2–
8 С, по другой модели – 1.5–5 С. Потепление неизбежно даже в том случае,
если сегодня вообще прекратить эмиссию. При этом умеренный климат в окрестностях Олкилуото останется в течение нескольких следующих тысячелетий даже при условии угасания Гольфстрима [Pimenoff et al., 2012]
Моделирование климата на территории Северного полушария на период в 120 тыс. лет [Pimenoff et al., 2011] показало, что по всем моделям наступление следующей ледниковой эпохи в Северном полушарии строго зависит
от вариаций орбиты Земли и концентрации атмосферной СО2. Согласно расчетам имеются 3 периода в течение следующих 120 тыс. лет, в которые из-за
низкой инсоляции возможно формирование ледниковых щитов: (1) через 10–
20 тыс. лет от настоящего, (2) через 50–60 тыс. лет и (3) через 90–100 тыс.
лет. Эти периоды приходятся на летний инсоляционный минимум в Северном полушарии (первая снизу панель на рис. 4.38). Высокие концентрации
СО2 откладывают наступление очередного стадиала. При сохранении содержания СО2 выше доиндустриального значения (280 ррм) оледенения не начнется в ближайшие 30 тыс. лет (вторая снизу панель). Поскольку концентрации СО2, согласно расчетам, останутся высокими в ближайшие тысячелетия,
то следующее оледенение кажется невероятным в ближайшие 30 тыс. лет.
После этого срока вероятность оледенения увеличивается в периоды минимальной инсоляции через 50–60 и 90–100 тыс. лет. Сохранение высоких концентраций СО2 откладывает и дальнейшие оледенения (3 и 4 панели).
Имеющиеся глобальные модели можно использовать для долгосрочного прогноза климата в районе Енисейского участка, если взять в общемировой сетке ячейку для Красноярска.
230
Рис. 4.38. Роль солнечной инсоляции и концентрации СО2 в наступлении следующего оледенения [Pimenoff et al., 2011]. Пояснения в тексте.
Важный момент результатов долгосрочного моделирования климата –
оледенение Северного полушария в будущем возможно, но не ранее чем через 30 тыс. лет. Для изучения последствий будущих оледенений в целях подготовки ООБ для хранилища ВАО, проектируемого на участке Енисейский в
Красноярском крае, целесообразно использовать палеоклиматологические
реконструкции и их экстраполяцию вместе с моделированием будущих климатов [Кочкин, 2015]. Такой же подход использован в прогнозе климата в зарубежных проектах [Pimenoff et al., 2011].
Как уже говорилось образ жизни населения в районе размещения геологического хранилища,  один из самых изменчивых и непредсказуемых
параметров, которые необходимо учитывать при оценке радиационного облучения и радиологических рисков. При этом следует помнить, что в целом
образ жизни населения зависит от климата (прочие различия: в доходах, месте проживания  в селе или городе, национальные особенности питания можно игнорировать). Поэтому в соответствии со «стилизованным подходом»
современные образы жизни и, соответственно, методологии расчета доз и
рисков, можно распространять на будущие климаты. Так население
г. Железногорска (рядом с проектируемым хранилищем) при резком похолодании климата примет образ жизни населения г. Норильска, а в случае еще
большего похолодания и наступления ледника  покинет сегодняшнее место
жительства. При чрезвычайном потеплении климата, например, до субтропи-
231
ческого  образ жизни железногорцев может стать как у батумцев (жарко и
влажно) или как у калифорнийцев (жарко и сухо) и т.д.
Исходя из сказанного, рекомендуется следующая методика предсказания будущих климатов в процессе подготовки ООБ.
- составление кривых исторических температур в регионе будущего
хранилища на период сотни тысяч – первые миллионы лет назад с целью
идентификации исторических климатов и естественной периодичности их
смены;
- моделирование будущих климатов с учетом палеоклиматологических
реконструкций, а при отсутствии долгосрочных численных моделей на ранних этапах проекта  экстраполяция исторической температурной кривой на
период необходимого прогноза безопасности (десятки  сотни тысяч лет в
будущее) с учетом имеющихся результатов долгосрочного моделирования
глобального климата Северного полушария.
- получение ландшафтно-климатических характеристик будущего на
основе исторических аналогов климатов, существовавших в регионе хранилища.
4.3.1.2. Геологическая летопись изменчивости климата в регионе проектируемого хранилища
Реконструкции палеоклиматов выполняются на основе различных данных.
Инструментальные записи имеются на период до 150 лет в прошлое. Далее
используются замещающие (proxy) данные: исторические хроники, данные
изотопных анализов ледяного керна, осадков океана и суши, оценки температур, полученные по палеофлористическим исследованиям растительной
пыльцы и т.д. Неопределенности в прокси-данных отражаются на точности
датирования. Точность количественных реконструкций палеотемператур составляет ±1 С [Изменение климата..., 1999]. Реконструкции выполняются
для больших территорий, по относительно небольшому количеству местонахождений и разрезов. Несмотря на неравномерность пространственного распределения точек и наличие обширных «белых пятен», реконструкции позволяют получить представление об основных особенностях последовательности
климатических показателей в нужной точке.
В районах, где нет осадков, соответствующих определенным периодам
геологической истории, там не будет и оценок возраста. Возвышенные районы Енисейского кряжа, к которому приурочена площадка будущего объекта,
как раз лишены подобной информации на больших отрезках недавней (в геологическом масштабе) истории. В этой связи для характеристики прошлых
климатов Енисейского кряжа приходится обращаться к соседним «хорошо
изученным» территориям.
Известно, что одно из самых значительных потеплений климата в истории Земли пришлось на палеоцен и эоцен (ок. 60–40 млн лет назад). В это
время в Западной Сибири господствовал теплый, близкий к субтропическому,
232
климат. Среднегодовые температуры достигали 20 °С и более, а количество
осадков более 1 000 мм в год. Западно-Сибирская равнина была затоплена
морем. По ее обрамлению, в частности в районе Красноярска, была распространена субтропическая растительность [Изменение климата..., 1999].
Современная климатическая система в Сибири начала формироваться
около 15 млн лет назад в связи с общем похолоданием и аридизацией климата
и установилась в параметрах, близких к современным, только в плейстоцене
(менее 1.6 млн лет назад). В значительной степени это связано с новейшим
горообразованием, начавшимся в конце олигоцена – начале эоцена. Появившиеся высокогорья (в частности Алтай и Саян на южной границе ЗападноСибирской равнины) стали препятствием для теплых влагонесущих воздушных масс с экватора, а дополнительному охлаждению способствовал замерзающий Полярный бассейн [Величко, 2012, Изменение климата..., 1999].
Около 1 млн лет назад, в плейстоцене, колебания климата на территории северной Евразии приобретают вид регулярного чередования ледниковых и межледниковых эпох. Современная ситуация отвечает теплой межледниковой фазе. Эта фаза началась 10.3 тыс. лет назад, а ее термический оптимум пройден 6.0–5.5 тыс. лет назад в так называемый Атлантический период.
Следовательно, современная ландшафтно-климатическая обстановка приходится на вторую половину текущего межледникового интервала. Она характеризуется тенденцией к похолоданию, связанному с приближением новой
ледниковой фазы [Величко, 2012].
На рис. 4.39 показаны интервалы различных климатов и отдельные
точки установленных значений исторических температур для юго-восточного
района Западной Сибири. Как видим, климаты прошлого в районе будущего
хранилища за последние 400 тыс. лет в основном были много холоднее, чем
современный «умеренно холодный». Исключением были периоды оптимумов
межледниковий, когда климат был близок к современному или даже несколько теплее. Несмотря на то, что большая часть климатов в районе проектируемого хранилища за последние сотни тысяч лет была холоднее, чем в настоящем, а сегодняшний «теплый» период готов смениться новой ледниковой фазой, резкое антропогенное потепление, наблюдаемое за последние 50–
100 лет, может существенно повлиять на тренд естественного процесса.
4.3.1.3. Характеристики современного и будущих климатов в регионе проектируемого хранилища
Район хранилища находится в средних широтах (56° с.ш.). Территория характеризуется резко континентальным климатом с продолжительной суровой
зимой (средняя температура января –21 С) и коротким жарким летом (средняя температура июля +18.5 °С). Среднегодовая температура воздуха 1 °С.
Среднегодовое количество осадков составляет около 400 мм; летом выпадает
75 % их годовой суммы [Материалы..., 2015].
233
Рис. 4.39. Исторические кривые палеотемператур января и июня для центра Восточно-Европейской равнины (по [Величко, 2012]) и экстраполяция в будущее кривых
палеотемператур без учета парникового эффекта (1 и 2) и с учетом парникового эффекта (3 и 4). Удлинение интервала нынешнего теплого межледниковья из-за выбросов парниковых газов (5). Имеющиеся палеотемпературные метки для юговосточного района Западной Сибири (по [Изменение климата..., 1999, Палеоклиматы..., 2009]) для января и июня (6 и 7). Вверху  Западно-Сибирские названия оледенений и межледниковий.
Для общей характеристики будущих климатов использована известная
классификация В. Кеппена. В ее основе лежат средние температуры за определенные месяцы (самого теплого и холодного), средняя годовая температура
и осадки (средние месячные и годовые количества). Названия типов климата
приурочены к определенным ландшафтным зонам (тропический лес, саванна,
пустыня и т.д.). Современный климат района хранилища по этой классификации является умеренно холодным с сухой зимой.
Однако умеренно холодным климат в регионе был не всегда, что было
показано в предыдущем разделе и, очевидно, не навсегда таким останется. В
истории территории бывали климаты с более высокими среднегодовыми
температурами, чем сегодняшние. Прежде всего, это казанцевское межледниковье (Т +24 °С) и еще более теплое тобольское межледниковье
(Т +10 °С), но еще продолжительнее были очень холодные периоды. За пределами периода влияния антропогенных выбросов углекислоты следует ожидать наступления очередной ледниковой стадии. Аналогами для характеристик будущих холодных климатов в районе хранилища можно считать климаты прошлых оледенений Западно-Сибирской равнины. Характеристики
234
переходного периода между оледенениями и межледниковьями может дать
информация по сартанскому послеледниковью.
Климаты межледниковий. Климат последнего межледниковья, известного в Сибири как казанцевское (микулинское в Восточной Европе), соответствует сравнительно небольшому повышению температуры приземного
воздуха при глобальном потеплении на 1.8–2 °С по сравнению с современностью. Согласно сделанным реконструкциям [Палеоклиматы..., 2009], средние
январские температуры (рис. 4.40-А, Б) в районе г. Красноярск превышали
современные на 6 °С, июльские  почти не отличались, а средние годовые
температуры были выше современных примерно на 2 °С.
На севере Западной Сибири, примерно до широты Полярного круга,
располагался палеобассейн, который был тепловоднее и менее ледовит по
сравнению с современным Карским морем. По берегам Казанцевского моря
располагались, сменяя друг друга, южные тундры и лесотундры, а в климатический оптимум  северотаежные леса (рис. 4.40, Д). Южнее, в центральных
районах Западно-Сибирской равнины, леса были с южнотаежной (в оптимум)
растительностью с примесью широколиственных пород: дуба, орешника.
Сплошная многолетняя криолитозона сохранилась только на крайнем севере
(рис. 4.40, Е). Сохранялась также зона горной мерзлоты на 5-6° южнее Красноярска (Алтай – Саяны). Ширина несплошной (прерывистой, островной)
многолетней криолитозоны, напротив, значительно возрастала. Северная граница островной многолетней мерзлоты в Западной Сибири по Оби и Енисею
располагалась практически за полярным кругом. Восточнее Ангары она
опускалась до Байкала. Ее южная граница сдвигалась к северу на сотни километров по сравнению с современным положением [Палеоклиматы..., 2009].
В целом, в казанцевское межледниковье климат был теплее и гумиднее,
чем современный. Но по своим характеристикам он относится к типу умеренно холодного климата, вероятно с более влажной зимой.
Более теплым и одним из самых продолжительных в Сибири было тобольское межледниковье (380–270 тыс. л. назад). Оно может быть аналогом
для климата с более сильным разогревом атмосферы в связи с ростом выбросов парниковых газов. Среднегодовые температуры были выше современных
на 10 °С. Зимние сезоны были короче и теплее современных почти на 7–9 °С;
летние сезоны были продолжительнее, более влажные и умеренно теплые
[Изменение климата..., 1999]. Тем не менее, и такой климат соответствует
умеренно холодному с влажной зимой, что сближает его с климатом современной Восточной Европы. Криолитозона в таком климате не сохраняется в
средних широтах даже в реликтах.
235
Рис. 4.40. Ландшафтно-климатическая характеристика последнего межледниковья,
казанцевский климатический оптимум ок. 125 тыс. лет назад [Палеоклиматы..., 2009].
А–Г: 1 – точки фактического материала; 2 – изолинии; Д: 1 – тундра; 2 – альпийские
луга и горная тундра; 3 – тайга; 4 – широколиственные леса; 5 – степи; 6 – границы
растительных зон; 7 – береговая линия; Е: 1 – зона сплошной многолетней мерзлоты;
2 – зона прерывистой и островной мерзлоты; 3 – зона глубокого сезонного промерзания; 4 – горная мерзлота; 5 – границы интенсивности криолитозоны (сплошные линии) и сезонного промерзания (штриховая линия).
236
Климаты ледниковий. Последняя зыряновская ледниковая эпоха (валдайская в Европе) началась около 117 тыс. лет назад после казанцевского
межледниковья. На конец этой ледниковой эпохи приходится фаза сартанского оледенения. В это время из-за особенностей циркуляции атмосферы
создались условия для разрастания ледников западного сектора Евразии, а в
Сибири и на Северо-Востоке Евразии, наоборот, происходило уменьшение
размеров ледниковых покровов [Палеоклиматы..., 2009]. Фаза сартанского
оледенения началась с активной экспансии ледниковых покровов около 25–
23 тыс. лет назад.
Максимум похолодания на территории Западной Сибири пришелся на
период 20–18 тыс. лет назад. Для этого времени существует несколько вариантов реконструкции, один из которых представлен на рис. 4.41.
Рис. 4.41. Оледенение и многолетняя мерзлота в период максимального похолодания
позднего плейстоцена в Сибири (Сартанское оледенение, ок. 20–18 тыс. лет назад).
Фрагмент карты из [Палеоклиматы..., 2009].
1 – ледниковые покровы; 2  зона сплошной многолетней мерзлоты; 3 – зона прерывистой и островной мерзлоты; 4 – горные ледниковые покровы; 5  зоны горной
мерзлоты; 6 – границы интенсивности криолитозоны; 7  изолинии мощности криолитозоны.
237
Ледниковый покров в Сибири не распространялся южнее 75° с.ш. (Новая Земля). Горно-долинное оледенение развивалось в горных массивах северных континентальных районов Сибири и Урала, а также в южных горных
системах, в частности в Алтае-Саянской горной области. Многолетняя субаэральная криолитозона занимала огромные пространства Северного полушария вплоть до 45–47° с.ш. континентов. Ее мощность в районе Красноярска достигала 600 м [Палеоклиматы..., 2009].
Данные по историческим температурам для этой ледниковой стадии
отсутствуют. Для более ранней шайтанской стадии оледенения июльские
температуры были на 46 °С ниже современных, январские опускались до 29 °С (Т -8 °С), среднегодовая температура была на 78 °С ниже современной. Климат ледниковых стадий в Сибири и в районе хранилища однозначно
можно классифицировать как снеговой тундровый. Шайтанский ледниковый
покров, опускавшийся до 6264° с.ш. (устье Иртыша – север Енисейского
кряжа), вызывал подпрудные явления на реках, инициируя возникновение
подпрудно-ледниковых бассейнов. Лишь южные приподнятые равнины не
заливались, в их пределах шла субаэральная аккумуляция лёссовых покровов
[Изменение климата..., 1999].
Переходные климаты. Сартанское позднеледниковье (от 13 до 10 тыс.
лет назад) дает единственный и уникальный для Сибири материал для суждения о динамике изменений климата и ландшафтов в переходный период от
ледниковья к межледниковью. В течение всего 3 тыс. лет в центральных и,
отчасти, южных районах Западно-Сибирской равнины, где в сартанское ледниковье существовали тундровые и лесотундровые ландшафты, дважды и
исключительно быстро (в течение несколько сотен лет) расселялась тайга,
которая так же неожиданно и погибала. Очевидно, что смена климатов  время, чрезвычайно насыщенное резкими ландшафтно-климатическими перестройками [Изменение климата..., 1999]. С началом потепления в конце сартанского ледниковья начинается процесс деградации криолитозоны. Темпы
отступания этой границы составили в среднем около 400 км за столетие. Такие быстрые темпы отступания мерзлоты способствовали интенсивному таянию подземных льдов и развитию термокарстовых процессов [Палеоклиматы..., 2009].
Применительно к модели будущей биосферы (если повернуть процессы
вспять к оледенению) время смены климата с умеренно холодного на снеговой следует выделять в особую стадию. Общее похолодание климата будет
сопровождаться экстремальными климатическими изменениями, частой сменой оледенений и вечной мерзлоты и коротких периодов потепления.
Анализ палеоклиматов показал, что в случае повышения среднегодовых температур в будущем до 10 °С климат в регионе принципиально не изменится и останется в пределах умеренно холодной зоны, правда зима будет
более влажной. Климат будущей ледниковой эпохи, которая наступит не ранее, чем через 30 тыс. лет, в районе Красноярска однозначно будет гораздо
238
более суровый, чем сегодня со среднегодовой температурой на 78 °С ниже
современной и его можно классифицировать как снеговой тундровый. Глубина вечномерзлых грунтов в районе Красноярска может достигнуть 600 м,
то есть захватить размещенные под землей РАО.
4.3.2. Прогноз новейших вертикальных движений
Неоген-четвертичный этап геотектонического развития Нижне-Канского массива
начинается с рубежа около 26–25 млн лет назад. В этот период была подновлена
древняя и сформирована современная сеть разрывных структур региона. С
позиций анализа безопасности геологического хранилища этот этап отличается от предшествующего платформенного этапа сравнительно активными
вертикальными движениями земной коры, которые будут влиять на гидродинамику потока подземных вод (см. раздел 4.2.2.2). В регионах новейших тектонических движений, к которым относится и Енисейский кряж, подъем возвышенных участков сопровождается опусканием сопряженных низменностей
или впадин из-за дифференцированного характера движений. Если Атамановское поднятие, в пределах которого расположен участок Енисейский,
вместе с Енисейским кряжем в новейший период испытывало воздымание, то
долина Енисея принадлежит опускающейся Западно-Сибирской плите.
Изучение неотектонических движений и выявление тенденций и закономерностей на этом отрезке времени позволяет с определенной долей вероятности прогнозировать его эволюцию. Осуществить прогноз вертикальных
перемещений земной поверхности можно путем экстраполяции скоростей
этих движений на отдаленное будущее. Современное ее положение является
результатом действия нескольких факторов, прежде всего, движений земной
коры и денудацией пород на возвышенностях, сопряженной с аккумуляцией
осадков в речных долинах [Ahnert, 1970]. Из разницы высотных отметок разновозрастных поверхностей выравнивания рассчитывается скорость движения за определенный отрезок времени. Другой метод оценки скоростей вертикальных движений  это повторное геодезическое нивелирование, включая
GPS-технологии.
Общие сведения о современном рельефе и характере новейших вертикальных тектонических движений в районе были приведены ранее в разделах
3.4.1 и 3.4.7.
Для южной части Енисейского кряжа оценки скоростей вертикальных
движений приведены в работах Н.В. Лукиной [1996]; П.П. Колмогоровой и
В.Г. Колмогорова [2002, 2004], Р.М. Лобацкой [2005], С.А. Несмеянова и
О.А. Воейковой [2008], Е.Б. Андерсона и др. [2011]. На основе анализа ярусности рельефа и положения поверхностей выравнивания было установлено,
что в позднеплиоцен-четвертичное время указанная территория испытывала
положительные тектонические движения. Было показано, что эрозионное
расчленение наивысшей поверхности выравнивания началось 5 млн лет
назад, на рубеже миоцена и плиоцена, что привело в конечном итоге к
239
формированию рельефа с максимальными перепадами высот в 455 м. Исходя из этих данных, рассчитана средняя скорость новейшего и современного поднятия территории за 5 млн лет, т. е. за плиоцен-четвертичное
время, которая составляет 0.08–0.09 мм в год.
Установлено, что скорости неотектонического поднятия менялись
во времени. Ранне- и позднеплиоценовая поверхности выравнивания
формировались в условиях спокойного тектонического режима. Поднятие территории в течение 3.36 млн лет с рубежа 5 млн лет до 1.64 млн лет
составило в среднем 190 м. Средняя скорость воздымания в этот период
составляла 0.055 мм/год. Незначительное ее увеличение произошло на рубеже плиоцена и эоплейстоцена. Средняя скорость неотектонического поднятия региона в эоплейстоцене составляла 0.08 мм/год. В начале плейстоцена скорость поднятия незначительно увеличилась и на протяжении
раннего, среднего и первой трети позднего плейстоцена (от 730 до
52 тыс. лет) равнялась в среднем 0.15 мм/год. На рубеже второй трети
позднего плейстоцена (с 52 тыс. лет) скорость неотектонического поднятия региона снова немного увеличилась и до рубежа 9.7 тыс. лет составляла
0.38 мм/год. В начале голоцена (9.7 тыс. лет) скорости современного тектонического поднятия всего региона в целом еще более возрастают и составляют в среднем 1 мм/год [Андерсон и др., 2011].
Значения скоростей вертикальных движений, которые были получены методом повторного нивелирования вдоль Транссибирской магистрали и
Енисейского тракта за 26-летний период наблюдений, хотя противоречивы
(рис. 4.42), но, в целом, соответствуют тенденции геологического развития
региона. По данным [Колмогорова, Колмогоров, 2002, 2004] скорости воздымания в регионе в среднем составляют 1–2 мм/год, а в отдельных локальных
структурах она достигает 8 мм/год. В тоже время скорость опускания ЗападноСибирской плиты к западу от Енисея равна 5–6 мм/год. Участок Енисейский
расположен на границе отрицательных и положительных движений, но все
же в области положительных значений со скоростями от +1 мм/год [Колмогорова, Колмогоров, 2004] до +5 мм/год [Колмогорова, Колмогоров, 2002].
Обобщение данных о скоростях вертикальных движений приведено в
табл. 4.11. Данные по скоростям вертикальных движений путем оценки
эрозионной деятельности Енисея приведены в работе С.А. Несмеянова и
О.А. Воейковой [2008]. В первом приближении можно считать, что эрозионная деятельность Енисея практически полностью соответствовала воздыманию соседней части Енисейского кряжа (табл. 4.12).
Ускорение воздымания от отдаленного прошлого к ближайшему по
результатам разных расчетов на самом деле кажущееся. Известно [Николаев, 1988], что этот эффект возникает из-за осреднения скоростей за
большие интервалы времени, в течение которых периоды поднятия чередуются с периодами покоя или даже опускания.
240
Основываясь на приведенных данных можно предполагать, что территория хранилища будет характеризоваться стабильным геотектоническим
воздыманием. Тенденция к воздыманию будет сохраняться достаточно длительное время, по крайней мере, до окончания новейшего тектонического
этапа, а это многие миллионы лет. Скорость воздымания 1 мм/год за последние 10 тыс. лет пригодна для самых консервативных оценок. Величины
скоростей, полученные для других отрезков прошлого, должны учитываться
при разработке сценариев отдаленного будущего.
Рис. 4.42. Современные вертикальные движения земной поверхности в районе
Енисейского кряжа (по [Колмогорова, Колмогоров, 2004] – северная рамка, [Колмогорова, Колмогоров, 2002] – южная рамка).
1 – скорости движений в пределах северной рамки, мм/год; 2 – скорости движений в
пределах южной рамки, мм/год; 3 – участок Енисейский.
241
Таблица 4.11. Скорость подъема региона Енисейского кряжа.
Расчетный период
современные за 26 лет
9.7 тыс. лет
1.8 млн. лет
5 млн. лет
Скорость подъема
1-5 мм/год
ок. 1 мм/год
0.2 мм/год
0.08-0.09 мм/год
Источник данных
Колмогорова, Колмогоров, 2002 и 2004
Андерсон и др., 2011
Лобацкая, 2005
Лукина, 1996
Этапы
Индекс
Продолжительность,
млн лет
Глубина
поэтапных
эрозионных
врезов, м
Олигоцен и неоген
–P 3-N2
35
60
Скорость
углубления
эрозионного
вреза,
мм/год
0.0017
E
I-II
1
0.7
50
80
0.005
0.115
III-IV
0.1
40
0.4
Эоплейстоцен
ранний и
средний
Неоплейстоцен
Плейстоцен
Четвертичный
Таблица 4.12. Интенсивность эрозионного углубления долины р. Енисей в районе Атамановского поднятия (по [Несмеянов, Воейкова, 2008]).
поздний
Голоцен
4.3.3 Прогноз сейсмичности
Анализ и обобщение данных о сейсмотектонической активности в районе
участка Енисейский позволили сделать предварительные выводы о масштабах и типе движений по разломам, а также других проявлениях их активности
(см. раздел 3.4.7). Ниже проведена интерпретация этих выводов для долгосрочного прогноза безопасности и дано заключение о существе неопределенностей, остающихся в отношении активных разломов. Кроме опасности
сильных землетрясений в ближайших окрестностях Енисейского участка остается риск асейсмичных деформаций в зонах активных разломов, достоверность присутствия которых и масштабы смещений предстоит подтвердить.
4.3.3.1. Проблема длительного воздействия сейсмических событий на вмещающую среду геологических хранилищ
Опасные последствия сейсмогенной активизации разломов с максимальными
для юга Сибирского региона магнитудами (М > 8) проявляются, главным образом, на поверхности и вблизи нее в виде вторичного разломообразования,
склоновых процессов и других явлений на расстояниях до десятков и более
км. При удалении от сейсмогенного источника частота опасных геологических процессов убывает по экспоненциальному закону [Лунина и др., 2014].
242
Прогноз последствий сильных землетрясений для подземных сооружений имеет свои особенности. С одной стороны известно, что на глубине в
сотни метров в скальных породах опасные последствия землетрясений
(балльность) проявляются существенно слабее. Это несколько снижает потенциальную опасность высокой сейсмичности для геологических хранилищ.
С другой стороны, в связи с обоснованием безопасности сооружений для геологической изоляции долгоживущих радиоактивных отходов, встает проблема прогноза последствий длительного воздействия импульсных тектонических напряжений на вмещающие породы. Данные, необходимые для оценки
возможного сейсмического воздействия на подземную часть массива вмещающих пород, могут быть получены после выполнения работ по детальному сейсмическому районированию. Они позволят установить вероятные очаги землетрясений при активизации тектонических разломов. На основании
этих данных, а также инструментальных наблюдений, в том числе в ПИЛ,
можно получить исходную информацию для численного моделирования последствий сейсмических ударов на вмещающие породы. При отсутствии подобной детальной информации можно сделать только предварительные экспертные оценки возможного сейсмического воздействия, опираясь на карты
сейсмической опасности и сведения об имевших место сейсмических событиях. Примеры подобных оценок для зарубежных проектов приводились в
разделе 4.2.2.2.
Очевидно, что существующие методы предсказания землетрясений не в
полной мере соответствуют продолжительным периодам времени, которые
закреплены в требованиях по обеспечению надежного функционирования
геологического хранилища и безопасности населения на период потенциальной опасности изолируемых радионуклидов [НП-055-14]. Для ВАО, ОЯТ и
других видов РАО с долгоживущими радионуклидами период потенциальной
опасности измеряется миллионами лет. Современные методы прогнозов, выполняемых для особо опасных объектов, таких как атомные станции и радиоактивные захоронения, с приемлемой вероятностью не превышения установленной балльности рассчитываются на период 10 тыс. лет и опираются на
Карту ОСР-97D. Отсюда вытекает потребность в долгосрочных прогнозах
сейсмической опасности на периоды в сотни тысяч и миллионы лет, а также
встает вопрос об инструментах прогноза сейсмотектонической активности на
продолжительные периоды [Кочкин, Петров, 2015]. Такие прогнозы даже по
геологическим меркам следует относить к сверхдолгосрочным. Ниже рассмотрены возможные инструменты для их составления.
4.3.3.2. Долгосрочный прогноз сейсмической опасности
По длительности периода, на который должен осуществляться прогноз землетрясений, выделяют долгосрочные, среднесрочные и краткосрочные прогнозы [Соболев, 1993]. Каждый из них основывается на собственных теоретических положениях и формализованных правилах обработки наблюдатель-
243
ных данных. Согласно мнениям экспертов [Соболев, 1993; Моги, 1988], чем
продолжительнее период прогноза, тем более он отражает сейсмическую
опасность для данного региона в целом, а не прогноз конкретного события.
Здесь уместна аналогия с прогнозом климата и погоды. Климат более достоверно прогнозируется на весьма продолжительные периоды, правда с потерей
конкретности в указании времени и места наступления отдельных событий.
Для целей долгосрочного прогноза составляются карты сейсмической
опасности. Прогноз землетрясений и составление карт сейсмической опасности – научная проблема, которая не нашла своего окончательного решения
[Моги, 1988; Соболев, 1993; Комплект..., 1999]. Одна из сторон этой проблемы связана с достоверностью прогноза на продолжительные периоды времени [Морозов и др., 2001; Сейсмотектоника..., 2009].
Сейсмичность региона принято оценивать по трем основным параметрам: сейсмическая активность, повторяемость землетрясений и магнитуда
максимального возможного землетрясения (Мmax) [Сейсмическое..., 1980;
Комплект..., 1999].
Сейсмическая активность  стохастическая величина. Она непостоянна
как во времени, так и в пространстве. В большинстве сейсмоопасных районов
сильные землетрясения повторяются очень редко. Район участка Енисейский
(смотри раздел 3.4.7) расположен на краю внутриплитного пояса, который
ряд авторов рассматривают как границу современных плит. Согласно карте
ОСР-97D, специально составленной для рекогносцировочной оценки сейсмической опасности в районах расположения атомных станций, радиоактивных
захоронений и других особо опасных объектов, повторяемость максимального сейсмического эффекта в 81 баллов, указанного для Енисейского участка,
составляет в среднем 10 тыс. лет. Вероятность возможного превышения указанного балла в течение 50 лет для этой карты составляет 0.5 %, а в течение
одного года она равна 10-4.
Как выяснилось, реальная частота возникновения крупных землетрясений в три и более раз выше, чем это считалось прежде [Комплект..., 1999].
Магнитуда возможного землетрясения (Мmax) для той или иной локальной
области  наиболее дискуссионный параметр сейсмичности, определение которого из наблюдений, выполнявшихся в данной области, лимитируется
крайней редкостью событий, близких к максимально возможным. Число
мест, для которых имеются инструментальные данные за более или менее
длительный период (100–150 лет), ограничено, а исторические документы
охватывают период не более нескольких сотен лет, в лучшем случае первые
тысячи. Пополнение инструментальной базы данных сведениями об исторических землетрясениях крайне важно для решения проблемных вопросов
сейсмичности, в том числе для Сибирского региона [Никонов, Флейфель,
1
По данным актуализированных карт ОСР -97D*2012 объект отнесен к зоне с балльностью 7.3 [Материалы..., 2015].
244
2014], но это не решает проблемы определения Мmax. Научная сложность
проблемы прогнозирования сейсмической опасности состоит в том, что она
принадлежит к категории прогнозов, базирующихся на неполной информации и нечетких методологических позициях. Наблюдательная база слишком
ограничена, а теоретические представления не позволяют надежно оценить
характеристики сейсмического режима для больших интервалов времени.
Смена парадигм, развитие теоретических представлений о природе
сейсмичности и совершенствование методик прогноза не привело к исключению проявлений новых и неожиданных по масштабу сейсмических событий в
том или ином районе. Признание этой тенденции de facto, тем не менее,
обычно не вызывает сомнений в верности гипотезы об устойчивости сейсмического режима. Действительно, представляется вполне разумным полагать
[Морозов и др., 2001], что развитие тектонического процесса и соответствующих деформаций носят унаследованный характер, по крайней мере, на
текущем тектоническом этапе, который начался около 25 млн лет тому назад.
Следовательно, можно ожидать сохранения стабильности тектонического
поля напряжений на некоторый (может быть такой же по продолжительности) период в будущее.
Обзор теоретических и эмпирических основ долгосрочного прогноза
сейсмической опасности показывает, что землетрясения максимальной интенсивности, возможной в данном районе, имеют определенный период повторяемости. Период повторяемости объясняется сейсмическим циклом [Федотов, 1968] накопления и разрядки тектонических напряжений в условиях
постоянства сейсмического режима. Считается, что наличие сейсмического
цикла согласуется (по крайней мере, неразрывно связано) с гипотезой о стационарности сейсмического режима в конкретном районе. В самом деле, без
этой гипотезы невозможно обосновать виртуальность стохастической по своей сути константы продолжительности сейсмического цикла и вообще наличие периодичности в проявлениях наиболее крупных сейсмических событий.
Одновременно, данные по реальной сейсмичности составляют эмпирическую
основу для сомнений в действительности гипотезы о стационарности сейсмического режима применительно к отдаленному будущему. Гипотеза о стационарности сейсмического режима в данном регионе, справедливая на сравнительно короткие периоды, очевидно, имеет ограничение по времени своей
применимости [Кочкин, Петров, 2015].
4.3.3.3. Природа неопределенностей в прогнозе землетрясений
Основной подход к прогнозу землетрясений основан на стохастических закономерностях, извлекаемых из данных наблюдений. Многочисленные примеры сильных землетрясений в областях, где их не должно было быть [Комплект..., 1999; Сейсмотектоника..., 2009], показывают, что новое сейсмическое событие может легко перечеркнуть подобные прогнозы и их теоретические основы. К сожалению, такого рода неопределенности, касающиеся про-
245
гноза, относятся к типу неустранимых. Дело в том, что сильнейшие землетрясения относятся к тем редким событиям, которые случаются через большие
периоды времени. Более того, в отношении оценки адекватности выбранной
для прогноза модели возникновения землетрясений (верна / не верна), вообще не может быть никакой статистики (см. раздел 2.3 и [Кочкин, 2004]).
Объективная неопределенность долгосрочного сейсмического прогноза
на основе стохастических моделей диктует необходимость обращения к детерминированным моделям сейсмогеодинамического процесса, однако на
этом пути встают свои препятствия. Явление землетрясения связано с разрывом сплошности вещества земной коры, которое происходит при относительном смещении отдельных участков по некоторой более или менее протяженной плоскости. Разрыв происходит под действием упругих напряжений, которые накапливаются в процессе тектонической деформации вещества, он
снимает эти напряжения полностью или частично на плоскости разрыва.
Принятый сегодня механизм возникновения землетрясений объясняет
периодичность этих событий в одном месте и, соответственно, сейсмический
цикл, поскольку условия для возникновения разрывов поддерживаются благодаря устойчивости поля тектонических напряжений в гораздо большем
объеме земной коры, чем занимает гипоцентр. Тем не менее, очевидно, что
после каждого разрыва среды, накопление напряжений будет протекать в условиях, когда часть факторов сейсмогеодинамической системы изменилась, и
новый цикл будет иметь параметры, отличные от предыдущего. Можно
предположить, что именно эти небольшие отличия и являются, в конечном
счете, физической причиной нелинейности в системе. Нелинейность сейсмогеодинамических процессов рассматривается в качестве обоснования принципиальной невозможности даже краткосрочных прогнозов конкретных событий [Короновский, Наймарк, 2012].
Представления о нелинейности процессов, протекающих в горных породах, были оформлены в трудах М.А. Садовского, выполненных в 70-80-х
годах прошлого века [Николаев, 1998]. Горизонт, за которым господствует
полная неопределенность  это реальность, которая в полной мере относится
и к прогнозу сейсмических событий.
Тем не менее, в неравновесных системах довольно много порядка, что
открывает перспективы для успешного их прогноза. Хаос на микроуровне
может приводить к упорядоченности на макроуровне [Капица и др., 2003].
Ведущую роль в самоорганизации необратимых систем наравне с главными
факторами, действующими в системе, играют диссипативные процессы, связанные с рассеиванием энергии: теплопроводность, трение, вязкость. Некоторые из второстепенных факторов, влияющие на рассеивание энергии в очаге
землетрясения, например, водо- или газонасыщенность сейсмогенерирующего разлома давно обратили на себя внимание исследователей-сейсмологов.
Примером появления порядка на макроуровне в хаосе множества микрособытий можно считать феномен сейсмического цикла, возникающего под
246
действием устойчивых геодинамических сил, действующих в пределах определенного сейсмического пояса. Иерархичность геофизической среды дает
основания для выделения в потоке сейсмических событий циклы разных порядков и продолжительности. Тогда любое событие завершает один из субциклов. Формирование квазипериодичности наступления событий одного
порядка может быть следствием факторов, дополнительных к собственно
геодинамическим силам – приливные, солнечные, галактические и т.п. циклические процессы. Им посвящены многочисленные исследования [Хаин, Халилов, 2009]. Для целей долгосрочного прогноза сейсмобезопасности геологических хранилищ РАО цикличность сейсмической активности с разными
периодами повторения, могла бы быть полезна как фактор понижения или
повышения уровня сейсмической активности в заданном районе относительно современного. Интерес представляют циклы, которые связаны с изменением параметров вращения Земли и носят долгопериодический характер (20,
40, 100 тыс. лет). Правда, вызывает большие сомнения [Кочкин, Петров,
2015] возможность получения в обозримом будущем эмпирического материала для обоснования циклов сейсмической активности такой продолжительности.
Таким образом, нелинейность сейсмогеодинамических процессов в
очаговых зонах порождает неизбежный хаос в описании системы и, как следствие, короткий горизонт прогноза. Необходимость долгосрочного предсказания сейсмичности в том или ином районе вынуждает переходить от моделей конкретных сейсмических очагов к общим моделям все более мелкого
масштаба, но охватывающих все более продолжительные периоды геологического времени и бóльшие объемы геологического пространства.
4.3.3.4. Геотектоническая позиция площадки хранилища и прогноз сейсмотектонической активности
Определенную ясность в отношении сил, приводящих к землетрясениям, дала
тектоника плит [Моги, 1988]. Согласно этой теории, вещество мантии по устойчивой сети конвективных ячеек поднимается из глубин Земли вдоль срединно-океанических хребтов, а также в некоторых участках в пределах континентальной коры. При этом океаническое дно наращивается в обе стороны
от хребтов, увеличивая площадь океанических плит земной коры, которые
движутся так, что сталкиваются с континентальными плитами и пододвигаются под них. Согласно этим представлениям, именно столкновения плит,
происходящие при непрестанном их перемещении, приводят к появлению
вдоль границ плит протяженных областей с очень высоким уровнем тектонических напряжений, которые рано или поздно разряжаются в виде землетрясений вдоль одних тектонических швов и криповыми деформациями вдоль
других. Структурные обстановки, которые могут обеспечить накопление упругих напряжений для последующей их разрядки, поддаются моделированию
(см., например, [Barbot et al., 2012]), но эта тема носит очень специальный
характер и выходит за рамки настоящей книги.
247
В распределении землетрясений по земной поверхности имеются вполне определенные закономерности. По современным представлениям очаги
землетрясений расположены преимущественно вдоль протяженных и относительно узких зон активных разломных структур земной коры и литосферы, в
которых происходят сейсмогеодинамические взаимодействия плит.
При составлении карты ОСР-97 в ее структурную основу впервые была
положена современная парадигма, а именно теория тектоники литосферных
плит. Согласно этой парадигме сейсмичность Северной Евразии, на которой
расположена РФ, обусловлена интенсивным сейсмогеодинамическим взаимодействием крупных литосферных плит: Европейской, Азиатской, Аравийской, Иранской, Индийской, Китайской, Тихоокеанской, Охотской и СевероАмериканской [Комплект..., 1999].
Время существования поясов высокой сейсмичности вдоль границ тектонических плит и, соответственно, областей с низкой сейсмичностью, расположенных между этими поясами внутри плит, измеряется интервалами в
сотни миллионов лет (геотектонические мегациклы), что намного превосходит разумный период прогноза безопасности хранилищ долгоживущих РАО.
Мегацикличность геотектонических процессов подводит, на наш взгляд, геологическую базу под долгосрочное обоснование безопасности хранилищ,
размещаемых вне сейсмических поясов на древних платформах и щитах.
К сожалению, оценка сейсмобезопасности площадок, которые приурочены к внутриплитным поясам повышенной сейсмичности, вызывает серьезные проблемы. Так, район размещения хранилища Енисейский, если судить
по карте сейсмогеодинамической регионализации (рис. 3.10, в разделе 3.4.7),
располагается в пределах Азиатской плиты к северу от границы с Китайской
плитой на расстоянии около 1000 км. Район относится к АльпийскоГималайскому поясу высокой сейсмичности и приурочен к зоне 7–8 балльной
сейсмической опасности. При этом позиция площадки вблизи сейсмоактивных разломов, наследующих древнюю зону субдукции (рис. 3.12, в разделе 3.4.7) не исключает сценария активизации этой древней границы литосферных плит в отдаленном будущем, что сразу вызывает необходимость
оценить такую вероятность.
Согласно теории, литосферные плиты перемещаются относительно
друг друга, при этом активные границы плит меняют свое положение и сейсмическую активность. В геологической перспективе позиция того или иного
района в системе сейсмогеодинамических взаимодействий не остается постоянной. Это положение следует распространить на площадки хранилищ РАО.
Предсказание пространственного положения границ литосферных плит
возможно с геодинамических позиций на очень отдаленные периоды, притом,
что эти самые границы всегда будут поясами высокой сейсмической активности. Однако, сегодня мало, что можно сказать об эволюции сейсмичности в
отдельных районах этих поясов или о возможности заложения новых поясов.
Тем не менее, именно теория литосферных плит предоставляет общие осно-
248
вания для сверхдолгосрочного предсказания сейсмичности, в том числе для
районов размещения подземных хранилищ РАО.
Таким образом, общепринятых индикаторов сейсмобезопасности для
решения задачи размещения хранилища РАО с долгоживущими радионуклидами, на сегодняшний день нет. Прогноз сейсмической опасности, основанный на стохастических моделях сейсмического режима отдельных регионов,
с определенными оговорками относительно дальнодействия гипотезы о стационарности этого режима остается пригодным на долгосрочную перспективу в тысячи лет. На сверхдолгосрочную перспективу прогноз сейсмической
опасности следует заменить сейсмогеодинамическим прогнозом. Такой прогноз может опираться на детерминированные модели миграции литосферных
плит, границы которых всегда будут отличаться повышенной сейсмичностью.
Прогноз сейсмобезопасности геологической изоляции долгоживущих
РАО в конкретном районе, основанный на любой модели, является экстраполяцией геодинамических и сейсмотектонических закономерностей, выявленных при анализе данных, характеризующих развитие района в предшествующие периоды времени. Несмотря на неопределенность в том, насколько
далеко в будущее такая экстраполяция останется приемлемой для той или
иной методологии прогноза, фундаментальные геологические закономерности остаются единственной гарантией его достоверности.
4.3.4. Прогноз непреднамеренного вмешательства человека и его последствий для эволюции и безопасности могильника
Действия человека после закрытия хранилища, которые могут изменить надежность СИБ или всей системы изоляции, являются обязательным предметом анализа безопасности. Оценка последствий такого вмешательства выполняется методом экспертной оценки вероятностей разных событий вмешательства и ущерба от реализации таких событий. Очевидно, что оцениваться могут те виды деятельности, которые человек способен осуществить сегодня.
Согласно НП-055-14 при проектировании хранилищ глубокого заложения они должны быть защищены от разрушений, связанных с непреднамеренным вторжением человека. Выделяются события, которые могут привести
к аварийным сценариям с проектными и запроектными авариями в хранилище в период его эксплуатации и вывода из эксплуатации (закрытия). К числу
таких событий относятся внешние воздействия техногенного происхождения
и непреднамеренное вторжение человека. Последнее включает буровые и
горные работы, различные виды промышленной деятельности. Из множества
возможных действий человека, охватываемых этим определением, на будущую безопасность хранилища практически могут повлиять только два: эксплуатация поверхностных вод и проходка глубоких скважин на площадке
или в области рассеивания радионуклидов. Горнодобывающая и перерабатывающая промышленная деятельность на участке Енисейский исключена
249
из-за отсутствия минерально-сырьевого потенциала района. Как потенциальное сырье для использования могут рассматриваться только подземные воды.
Эксплуатация поверхностных вод, иногда рассматривается как возможный аварийный фактор, связанный с деятельностью человека в отдаленной перспективе. Участок Енисейский расположен на водоразделе, сложенном мало обводненными породами. Для этого участка рассматриваемый фактор, очевидно, не имеет значения ни в ближайшем, ни в далеком будущем.
Проходка глубоких водозаборных скважин на площадке и в ближайших окрестностях, в результате чего скважины пересекают загрязненные подземные воды относится к возможным факторам вмешательства
человека и является вероятной причиной аварийной утечки радионуклидов
после снятия ведомственного контроля, т.е. в долгосрочной перспективе.
Крайне низкая водоносность пород участка не позволит использование подземных вод для централизованного водоснабжения. Кроме того, они не пригодны для питьевых целей. Организовать скважинный водозабор можно
только в долине Енисея, сложенной проницаемыми осадочными породами,
т.е. уже вблизи области разгрузки. В настоящий момент нет оснований для
рассмотрения данного фактора среди причин нарушения нормального течения эволюции хранилища. В дальнейшем, после определения области рассеивания радионуклидов в подземной гидросфере, возможно, следует вернуться
к рассмотрению вероятности реализации такого события, как добыча подземных вод в долине Енисея и определение потенциального ущерба от нее.
4.4. Вероятная эволюция системы изоляции и ее возможные вариации
4.4.1. Общий подход к определению будущих линий эволюции
Описание наиболее вероятной (нормальной или принятой) эволюции системы изоляции – важная база для определения главного сценария для прогнозных расчетов миграции радионуклидов в ООБ [Falck, Nilsson, 2009;
Methods..., 2012]. Будущие линии эволюции геосферы для участка Енисейский выводились из анализа ФСП и доступных результатов исследований
защитных функций системы. При отсутствии таких данных на сегодняшнем
уровне разработки Енисейского проекта, такая информация бралась из зарубежных проектов. В зарубежных проектах значительная часть материала для
обоснования нормальной эволюции получена в ходе имитационных исследований. Уровень этих исследований для проекта Енисейский – начальный.
Предварительный анализ ФСП показал, что основной фактор долгосрочной
эволюции геосферы – глобальный климат и его изменения. Существенные
последствия геотектонических факторов (неотектоника, сейсмичность, крип)
выходят за пределы разумного периода количественного прогноза доз и рисков (более миллиона лет). В ближнем поле будут работать сравнительно
краткосрочные процессы, связанные с осушением и вторичным обводнением
выработок, а также процессы, обусловленные тепловыделением ВАО, до тех
пор, пока не произойдет восстановление природного равновесия.
250
При анализе эволюции хранилища выделяют несколько периодов, определяемых спецификой протекающих процессов (раздел 2.4.2), в том числе:
 начальный период в десятки лет  включает проходку выработок,
размещение отходов и закрытие гнезд и выработок;
 период до 1 000 лет  надежное функционирование СИБ;
 период за пределами тысячи лет  миграция радионуклидов в геосфере при условиях, близких к современным;
 период за пределами десятков тысяч лет – наступление ледникового
периода, изменение условий миграции радионуклидов в сторону резкого замедления;
 период за пределами следующего ледникового периода (100 тыс. –
1 млн лет и далее)  периодичность ледниковых и теплых периодов с
чередованием двух принципиально разных типов гидродинамических
условий миграции радионуклидов.
Эволюцию системы необходимо рассматривать с учетом характера
протекания процессов и изменения условий в системе. Одни процессы изменяют условия функционирования изоляционной системы постепенно. Например, так действуют коррозия на металлический контейнер или медленный
подъем блока, в котором располагается объект. Другие процессы могут кардинально изменить ход эволюции. Например, промерзание приповерхностного слоя в результате наступления холодного климатического периода изменит
гидродинамику подземных вод. Принципиальным становится вопрос установления момента похолодания: через 1 000 лет или 10 тыс. лет. Отдельные
редкие, но вероятные события также могут инициировать существенное изменение условий. Главным образом это касается внешних воздействий: «непреднамеренного вмешательства человека» или уникальных сейсмогеодинамических событий, способных деформировать упаковку с ВАО. Общий рост
неопределенностей с течением времени означает, что в развитии системы
появятся точки дивергенции в описании вероятного будущего. Здесь встает
вопрос в оценке вероятности таких событий и последствий их наступления. В
любом случае для нормальной эволюции будет выбран наиболее вероятный
ход событий. Менее вероятные пути дадут альтернативные линии эволюции.
Оценка значимости того или иного ФСП в определении общей эволюции
хранилища на участке Енисейский, анализ масштаба неопределенностей в
каждом ФСП, предварительная оценка вероятности и значимости отдельных
событий и анализ опыта аналогичных зарубежных проектов по тестированию
защитных функций барьеров, предлагают следующую схему наиболее вероятной эволюции Енисейского хранилища на долгосрочную перспективу.
4.4.2. Описание наиболее вероятной эволюции хранилища на участке
Енисейский
В начальный период проходка выработок формирует нарушенную зону.
Главная неопределенность — в размерах этой зоны и в степени нарушенно-
251
сти пород вокруг выработок. Перераспределение горного давления, вероятно,
вызовет отслаивание пород со стенок выработок. При строительстве и эксплуатации хранилище будет осушено. Ожидаются кратковременные химические изменения в подземных водах: связывание кислорода воздуха или растворенного в инфильтрационных водах с минералами пород, а также с материалами конструкций, возможно, с участием микроорганизмов.
После размещения контейнеров с ВАО и закрытия гнезд и выработок
начнется процесс обводнения СИБ, совмещенный с процессом ее прогрева.
Расчетные периоды обводнения для проекта Енисейский неизвестны. По расчетам для проекта КБС-3 [Long-term…, 2011] вторичное обводнение займет
от десятков до нескольких тысяч лет для разных частей СИБ. Начнется прогрев среды вокруг гнезд с ВАО. По требованиям к устойчивости бентонитового буфера максимальная температура у стенки канистры не должна превышать 90–100 °С (см. раздел 4.2.1.4). По расчетам для Енисейского проекта
(раздел 7.3) температура у стенки канистры достигнет максимума через 20–
30 лет и не превысит 100 оС (при условии предварительной выдержки ВАО
во временном хранилище).
В период до 1000 лет ключевые процессы будут протекать в СИБ: поглощение воды бентонитовым буфером, разбухание глины в буфере и заполнителях тоннелей, уменьшение остаточного тепла от ВАО. По мере проникновения подземных вод в СИБ начнут последовательно протекать процессы
разрушения буфера и контейнера с РАО. Вычислить время протекания всех
этих процессов сегодня невозможно. Их изучение и моделирование должно
устранить неопределенности в прогнозе эволюции. Коррозия внешней оболочки приведет к появлению в ней каверн, которые будут заполняться бентонитом буфера, разбухающим при контакте с водой. Если количества разбухшего бентонита будет недостаточно, чтобы заполнить с необходимой плотностью все пустое пространство в корродированной оболочке, возможно проседание гомогенизированного буфера с оголением некоторых участков стальных канистр. Это, в свою очередь, ускорит процесс коррозии стали и интенсифицирует газообразование. После контакта подземных вод с остеклованными ВАО, начнется активный процесс диффузии радионуклидов через буфер в ближнее поле. Там диффузионный перенос сменится конвективным
процессом их миграции. В части СИБ, выработки которой примут упаковки с
САО, последовательность процессов при вторичном обводнении принципиально не изменится, но их характер будет отличаться из-за иного состава конструкционных материалов и формы отходов.
В период до 1 000 лет искусственная СИБ должна успешно сопротивляться воздействию подземных вод. Наиболее опасным процессом этого
взаимодействия будет образование свободных газов, из-за чего возможно
возникновение избыточного давления в СИБ. Через некоторое время подземные воды из разных участков СИБ (с ВАО и САО), которые будут иметь различные характеристики, начнут взаимодействовать между собой.
252
Климат за период в 1 000 лет существенно не изменится, прогнозируется лишь незначительное потепление в связи с парниковым эффектом. Гидродинамика и геохимия подземного потока будут постепенно возвращаться к
природным градиентам. Подъем земной коры за этот период практически не
скажется на гидравлических градиентах. На площади размещения в хранилище ВАО и САО существующую структуру движения подземных вод могут
нарушить тепловые конвективные потоки, которые сформируются вокруг
тепловыделяющих отходов через десятки лет. Эти потоки будут существовать на протяжении нескольких тысяч лет. Моделирование (раздел 10.3.3)
покзало, что влияние этого эффекта не приводит к катастрофическому изменению характера (прогноза) миграции радионуклидов в дальнем поле. Моделирование в условиях аналогичных проектов [Safety Case…, 2012] показало,
что эффект от тепловыделения, хотя и будет вызывать конвекцию, в целом не
нарушит существующее направление потока подземных вод. Моделирование
проницаемости зоны, нарушенной при проходке, показало, что она практически не повлияет на общую структуру потока.
За пределами тысячи лет, когда СИБ существенно деградирует, радионуклиды, покидающие СИБ, рано или поздно загрязнят фильтрационный поток в дальнем поле и вместе с ним начнут мигрировать в сторону области региональной разгрузки подземных вод. Гидродинамические и химические условия потока буду