对隔离放射危险物质的地下设施不同演化方案的地下水圈污染分析.docx

对隔离放射危险物质的地下设施不同演化
方案的地下水圈污染分析*

【摘 要】 提交了对地下放射危险设施分布的潜在场地地下水污染数值实验结果的分析。本文作者研究制定了三个设施演化方案（普通演化和二择其一的：通过设施工程屏障的地下水对流和确定工程屏障物质和围岩矿物中放射性核素吸附特性的误差）。
【关键词】 地下水污染 演化方案 放射危险设施

1 前言
对于核燃料循环的放射危险设施，应在放射生态的安全条件下了解公民、动植物界、物质财富对周围环境的放射性污染、放射性事故和灾害的防御状态。放射性生态安全（风险）可以看作多元特性，其中包括几个范畴：物理参数；生物物理特性；生物特性；医疗人口特性；社会和生态因素。本文中作者对第一类参数感兴趣：自然环境的污染程度，以及在隔离区域放射危害物质的地下设施不同演化方案中的吸附剂量值。
2 方法
为了评价放射危险物质隔离地下设施的放射生态安全，作者采用在调查完成的不同时期内所掌握的方法。
*Анализ загрязнения подземной гидросферы для различных сценариев эволюции подземного объекта изоляции радиационно-опасных материалов, 《Вестник МГТУ》, том 12, №4, 2009 г. стр.708-715
在信息（地形和水文地质图）和工具（数字转换器）基础上绘制潜在地区远场水文地质模型基础（数字）图（计算机代码DIDGER、SURFER、AQUA3D）。在这种情况下建立含有不同类型的，模拟湖泊、河流、地质破坏等水文地质体，随后在上述水文地质体充填上相应水文地质特征的足够复杂的远场水文地质模型。
使用计算机代码AQUA3D（AQUA3D，1998）资源时，计算和分析地下水流的速度场并确定地质体的分布地方，之后通过围岩体中钝态稳定曳光管的移动完成数值计算。通过对该曳光管C(r,t) 时空分布的计算结果的分析，可以提供关于设施位置选择效果和场地围岩防御效果的信息。相对浓度或稀释因素，FD(r,t)=C(r,t)/C0，其中该表达式的分母是地质体近场和远场划分边界附近的浓度水平，可以成为证实上述结论的数量特征。
在分析近场迁移过程时，借助计算机代码PORFLOW，针对地质体演化的任意方案，计算近场和远场划分边界附近任意放射性核素的最大浓度值Cmax,i。因而，获得关于地下水圈受到任意放射核毒素污染程度潜力Cmax,i.FD(r,t)评价的信息。
在采用生物圈模型阶段，可以转向评价设施的放射生态安全性，例如确定对于居民危机人群的剂量容量（例如，对于引用水井污染饮用水人口的辐射方案）。
3 设施演化方案
国际原子能机构和俄罗斯联邦的标准文件规定了研究下列设施演化方案类型的必要性：标准的和一些可供选择的类型。第一类被称为基础的演化方案，描述自然作用的正常过程。作者在本文中对所研究设施的这类方案做了全面分析。可供选择方案比单一方案存在的概率明显要低，是对设施标准演化方案的补充。从列出的标准清单，例如在规定的文件中，根据作者完成的分析和选择的结果，下列方案同所描述问题具有关系：
1）存在通过设施工程屏障的地下水对流，这会引起Cmax,i浓度变化。在这种情况下，远场模型同标准演化方案中的模型一样。例如在设施密封质量差或设施附近未发现断裂的情况下，可以把上述方案作为前提条件。
2）确定工程屏障物质和围岩矿物中放射性核素吸附特性的误差。设施标准演化方案是该方案的基础，然而预料到，对于任何放射性核素，例如在确定工程屏障（混凝土、膨土岩）物质和围岩矿物中的分布系数时出现误差。自然，在这个方案中远场模型仍旧是以前的。
在分析人类受到辐射的方案时，建议把与人类受到辐射可能方案类型相近的设施演化方案进行分类。在目前情况下，对于标准演化方案（A1）和可选择的设施演化方案A2和A3，可以使用通过消耗污染饮用水的辐射方案。
所选择的用于研究和随后进行比较的可选设施演化方案和人口受到辐射的方案，可以用下列形式进行简略描述。

A 污染饮用水的消耗
A1.标准演化方案
A2.通过设施工程屏障的地下水对流
A3.在工程屏障物质和围岩矿物中确定放射性核素吸着特性的误差

标准演化方案
所研究的放射有害设施的概念模型和数学模型在已发表的刊物中详细列出（近场和远场模拟）。
通过设施工程屏障的地下水对流
应当立即指出，研究人员对这个方案的见解相对不一致。一方面，例如在俄罗斯联邦核放射性安全监督局对于设施标准演化方案的规定中存在通过屏障的对流径流，确实，假设在对流径流停止时降水进入，会导致无论是工程屏障，还是排水层会充满水。另一方面，在R4.10/959（初步评价，2000年）设计中研究了这个方案，作为可选方案，可以从，例如揭开井或斜坡密闭墙的密封性质量差、运输坑道的损坏，以及在调查过程中存在着没有发现的断裂面或该断裂的再次活跃加以论证。
作者（阿莫索夫、诺沃日洛夫，2008年）在文章中详细描述了设施近场的概念模型和数学模型。本文仅做一些说明，以便更加清楚地了解比较分析的结果。
预料，水力梯度符合所研究区域设施分布的位置。在计算达利尼耶泽连齐区域设施的不同场地和不同分布的速度场时，选择了以下水力梯度值：赛达古巴—0.006米/米，达利尼耶泽连齐（在场地东部）—0.010米/米、达利尼耶泽连齐（在场地西部）—0.034米/米。该参数的上述几个值与设施分布地区的计算值相一致。
犹如设施的标准演化方案，探讨两类模型：
——物体破坏地区固定厚度的模拟，该区域由于围岩厚度的减少，屏障厚度增加；
——近场固定厚度的模型（工程屏障和岩体破坏带）。在这种情况下，依靠岩体破坏带厚度的减少来保证工程屏障厚度的增加，即在该模型中围岩体厚度保持不变。
工程屏障厚度的变化具有不连续步距，等于0.5米。混凝土是环绕废弃物区的第一个屏障，第二个是膨润土。在上述标记的每个模型中总共对6种方案做了研究。所研究的方案符合表1中列出的屏障规格厚度。
破坏带外边界附近水中同位素的最大浓度Cmax,i，即A2方案中设施近场上述参数的变化，是需要分析和同标准演化方案结果相比较的输出参数。
这个方案的远场模型与标准演化方案的远场模型完全一致。

表 1 混凝土和膨润土的厚度（米）
混 凝 土
膨 润 土
0.5
0.0
0.5
1.0
1.0
0.0
0.5

1.5
0.5

在确定工程屏障物质和围岩矿物中放射性核素吸附性中的误差
这个方案远场的概念模型和数学模型完全重复了设施标准演化方案中所使用的示意图。
选择同位素79Se硒作为方案中（从同位素最终目录中选择）主要的分析放射性核素。该放射性核素的参数，尤其是分布系数，具有非常特殊的意义。例如，在花岗岩中（根据在相对短的时间段内瑞典、芬兰、瑞士不同调查组的数据）分布系数值的变化在20倍左右，在这种情况下其数量值非常小（0.0005～0.01米3/千克）。在混凝土中情况相反：这个参数值在通用文献中的仅一个报告中出现。
要提醒的是，膨润土中同位素79Se硒在设施标准演化方案中的分布系数等于零，那么，在确定这个同位素吸附特性时有可能出现以下错误：
——其他屏障中保存运移参数时，混凝土（也就是说源头区域）中的分布系数值为零；
——在物体破坏区域，然而在其他物质中先前运移系数情况下，分布系数值为零。
破坏带外边界附近的水中这种同位素的最大浓度Cmax,i是需要同演化标准方案结果进行比较和分析的输出参数。因此，在A3方案中也能得到设施远场上述参数的变化。
这个方案的远场模型与设施演化标准方案的远场模型相吻合。
4 放射生态安全的对比评价
根据作者所使用的评价地下放射有害设施安全的方法，地下水污染程度是使人感兴趣的诸多因素中主要的因素。在该指数基础上，进一步确定污染饮用水消耗时居民的有效年剂量。把饮用水和食物中放射性核素浓度乘以每年的消耗水平和相应剂量系数，以此计算通过饮用水消耗的放射性核毒素i 的有效年计量Hdw,i：
Hdw,i = Cdw,i.Idw.DFing,i, （1）
式中，Idw表示饮用水的年消耗量，根据标准对于成人是730千克/年；DFing,i表示在饮用水和食物消耗（希（剂量当量）/贝克（单位））下，放射性核素i的有效剂量系数；Cdw,i表示饮用水中（贝克/千克）放射性核素i的浓度。
根据所采用的生物圈模型，抽水井设置在含水层的上部，从该水井抽取受放射性核素污染的水用来使用。并且这样的抽取速度不会引起污染水的补充稀释。因此，水井中水的浓度同取水点含水层中的浓度一样，即：
Cdw,i = Cw,i,
式中，Cw,i表示含水层水中放射性核素i的浓度（贝克可/千克），由关系式确定：
Cw,i = Cmax,i.FD / ρw=C*max,i.FD （2）
式中，ρw表示饮用水密度，通常等于1000千克/米3；Cmax,i表示在近场露头中放射性核素的最大浓度，贝可/米3（C*max,i与露头处的计量单位贝克/千克不同）；FD表示在可成为取水点（无量纲的）的监控点的稀释系数。要提醒的是，通过监测点的浓度C(r,t)同设施远场和岩石破坏带边界处的钝态稳定曳光管假设不变浓度C0的比值，确定上述参数。在C0=1的条件下，FD = C(r,t)。在目前的情况下，正是这个方案在远场污染的调查中得以实现。
原则上，为了直接根据公式（1）和（2）计算有效剂量的容量并继续把所得数值同人口计量的极限容量进行比较，上述文献中给出的计算数据完全足够。本章的研究人员在上个调查阶段正是按照这个方法进行的。

表 2 假定的稀释因素F*D,i破坏带恒定厚度的模型
混凝土，米
方案A1（标准演化方案）
方案A3
129I
79Se
79Se
膨润土，米
膨润土，米
膨润土，米
0.0
0.5
1.0
0.0
0.5
1.0
0.0
0.5
1.o
0.5
0.230
0.237
0.245
0.153
0.156
0.159
0.118
0.119
0.120
1.0
-
-

0.167
0.172

0.124
0.127

1.5
-

0.183

0.131

方案A2
混凝土，米
129I
梯度i1=0,006 米/米
梯度i2=0,010 米/米
梯度i3=0,034 米/米
膨润土，米
膨润土，米
膨润土，米
0.0
0.5
1.0
0.0
0.5
1.0
0.0
0.5
1.0
0.5
0.019
0.017
0.018
0.019
0.016
0.018
0.016
0.013
0.015
1.0
0.058
0.050

0.050
0.040

0.027
0.022

1.5
0.250

0.166

0.050

混凝土，米
79Se
梯度i1=0,006 米/米
增减率i2=0,010 米/米
增减率i3=0,034 米/米
膨润土，米
膨润土，米
膨润土，米
0.0
0.5
1.0
0.0
0.5
1.0
0.0
0.5
1.0
0.5
0.012
0.011
0.012
0.013
0.011
0.012
0.013
0.011
0.012
1.0
0.014
0.013

0.014
0.012

0.013
0.011

1.5
0.015

0.014

0.013

近场固定厚度模型
混凝土，米
方案A1（标准进化方案）
方案A3
129I 7
79Se
79Se
膨润土，米
膨润土，米
膨润土，米
0.0
0.5
1.0
0.0
0.5
1.0
0.0
0.5
1.0
0.5
0.230
0.202
0.173
0.154
0.123
0.099
0.118
0.102
0.087
1.0
-
0.915

0.131
0.107

0.107
0.093

1.5
-

0.113

0.097

方案A2
混凝土，米
129I
梯度i1=0,006 米/米
梯度i2=0,010 米/米
梯度i3=0,034 米/米
膨润土，米
膨润土，米
膨润土，米
0.0
0.5
1．0
0.0
0.5
1.0
0.0
0.5
1.0
0.5
0.019
0.015
0.015
0.019
0.014
0.014
0.016
0.012
0.012
1.0
0.052
0.040

0.043
0.031

0.024
0.017

1.5
0.200

0.125 79

0.038

混凝土，米
79Se
梯度i1=0,006 米/米
梯度i2=0,010 米/米
梯度i3=0,034 米/米
膨润土，米
膨润土，米
膨润土，米
0.0
0.5
1.0
0.0
0.5
1.0
0.0
0.5
1.0
0.5
0.012
0.010
0.010
0.013
0.010
0.010
0.013
0.010
0.009
1.0
0.012
0.010

0.012
0.010

0.012

1.5
0.012

0.011

0.010

表 3 超过干预水平的，体现场地地下水污染程度的水文地质数字模型层的编号
赛达古巴
达利尼耶泽连齐（东）
达利尼耶泽连齐（西）
方 案
方 案
方 案
A1
A2
A3
A1
A2
A3
A1
A2

129I
79Se
129I
79Se
79Se
129I
79Se
129I
79Se
79Se
129I
79Se
129I
79Se
79Se
4
4
3-4
4
4
4
4
3-4
3-4
4
4
4
2-4
2-4
4

本文为了进一步分析所研究设施的安全性，建议按照下列方法进行：同意放射性核素最大浓度的计算值Cmax,i，对相对无量纲的稀释因素作进一步地分析。也就是说，尝试在符合方案A1、A2和A3的近场输出参数不变的情况下确定设施远场污染的边界。
拟探讨两个物理值。第一个为参数F*D,i，是我们所感兴趣的放射性核素和放射有害设施可能的演化方案，可以根据公式确定：
F*D,i = УВi/C*max,i , （3）
式中，УВi表示放射性核素i（贝克/千克）的干预水平。
类似的方法是足够客观的，因为我们所研究的放射性核素是长寿同位素，这就意味着不会和稀释因素的确定相抵触。因此，所研究的数值（3）可以确定在和水位比较情况下模型不同层位中的地下水污染边界。
自然，会对УВi<C*max,i.时的这些情况感兴趣。在方案A1-A3中所研究的，符合上述条件的放射性核素中总共有两个元素—129I 和79Se.。根据辐射安全标准-99，同位素129I 和79Se的干预水平值分别等于1.3贝克/千克和48贝克/千克（放射标准，1999年）。计算出在所选条件下不同方案中的参数值Cmax,i在表2中列出。
计算机代码AQUA3D的选项可以根据模型层建立引入第一个假定稀释因数F*D,i的空间分布，如指定条件下设施远场地下水污染的保守数量指数。为了减少文章内容，仅限制在预报根据表3中标出的同位素超过1级干预水平的模型层的编号。表3中列出的信息符合近场恒定厚度模型的数据。
从列出的信息中可以看出，在达利尼耶泽连齐场地上设施的西部布局的情况不太好。确实，对于方案A2条件下布局的上述变化，在模型的第二层预测到地下水污染高于干预水平。但是，从整体上可以得出有关对于所有研究方案放射危险设施安全的主要结论：在模型的第一层（饮用水抽取层）未预报超过干预水平的放射性核毒素的浓度。
在此适当地提醒，在消耗饮用水和食物时对于标出的放射性核素的有效剂量系数值为：对于同位素129I为1.9·10-7贝可/希，对于同位素79Se为2.8·10-8贝可/希。简单的检验，在污染程度等于1个干预水平时，根据公式（1）计算的在所选辐射方案中129I和79Se人口有效年剂量分别为180微米希/年和980微米希/年。可以看出，所得出的计算值低于剂量容量极限1米希/年(在没有考虑聚合作用时是正确的)。正是这个剂量容量值推荐作为俄罗斯的标准文件，НРБ-99（辐射标准，1999年）。这说明，上面形成的有关设施安全结论对于两个场地中三种分布变化和在剂量容量的术语中在是正确的。
但是，还有一个剂量容量值是知道的，为10微米希/年。辐射安全标准文件-99说明了上述值，如低于极限值，就不需要推广该标准文件。在保障辐射安全性基本卫生法规-99的标准文件中，把这个年极限值看作由放射性废弃物影响造成的（包括保存和埋藏阶段）人口辐射有效剂量。
看得出，对于较早计算的同位素129I和79Se的剂量容量实际上超过了保障辐射安全性基本卫生法规-99规定的极限值——10微米希/年。对此，为了达到更加严格的标准，对于129I和79Se的假设稀释因数F*D,i相应地应降低了（94%和99%）十八分之一和九十八分之一。由此得到第二个数值F**D,i,，在Cmax,i的先前条件下，F**D,i数值可以找到地下水的污染边界，在地下水中有效年剂量潜在地可能超过10微米希/年。
如在早期，使用代码AQUA3D选项，按照模型层建立了F**D,i. 稀释的第二个假定因素的空间分布。在建立等值线时使用了表2中的最小值和最大值，对于标记的演化方案和上述修改（10和98次95%和99%）的放射性核素而言，这和工程屏障厚度的变化有关。
图1列出了对于同位素129I的第二个假定稀释因数F**D,i的空间分布。其中，在第三模型层建立了赛达古巴放射危害设施分布场地的上述数值的等值线。场地的水平长度为2,900米。
在直观比较提出的空间分布图时已经看出，地下水受同位素129I污染的区域符合最小浓度水平，而对于概率方案来说其区域明显扩大。另一事实，也就是说，在方案A2条件下预测到模型的第一层，即潜在水源头区域，地下水受到同位素129Ⅰ的污染，这是重要的因素。因此，完成了工程屏障系统结构的详细分析（厚度和材料），以便确定预测到的上述不良因素的这些变化。分析结果表明，当混凝土厚度为0.5米时，在这些变化中存在上述污染；在屏障混凝土厚度为1米时可以断定，不能预测到赛达古巴场地上模型第一层的同位素129I的浓度；对于可选方案A2条件下浓度剂量容量的计算要超过10微米希/年的极限。
对于赛达古巴场地上所研究的地下设施演化方案，图2在模型的第三层列出了假定稀释因数F**D,i期间地下水受同位素79Se污染的空间分布。指出，根据第二个假定稀释因数F**D,i（剂量容量的下限），在每个所研究的方案中污染预测面积明显扩大，并且方案A2面积扩大最明显。
对于放射核素79Se来说，在所有研究方案中，场地模型的第一层(图3)均预测地下水污染超过F**D,i水平。而方案A2条件下，污染面积实际上比方案A1和A3条件下大的多。再次完成了工程屏障系统结构的详细分析，以便确定预测上述消极方面的这些变化。分析结果显示，与位素129I不同，上述的污染（在普遍的情况下，而不是根据方案A1的个别监测点）在整个变化中都存在。

地下水圈的污染分析
方案A1(等值线1，OE-2) 方案A2(等值线8，OE-4；1，1E-2)

图 1 第二个假定稀释因数F**D, i在同位素129I的达利尼耶泽连齐场地模型第三层中的空间分布
方案A1 方案A2 方案A3
(等值线1，OE-3) （等值线1，OE-4；1.2E-4） (等值线8.9E-4;1.2E-3)

图 2 第二个假定稀释因数F**D,i在同位素79Se的赛达古巴场地模型第三层中的空间分布
方案A1 方案A2 方案A3

(等值线1，OE-3) （等值线1，OE-4；1.2E-4） (等值线8.9E-4;1.2E-3)
图 3 第二个假定稀释因数F**D,i在同位素79Se的赛达古巴场地模型第一层中的空间分布
表 4 在设施分布的不同地方条件下，达利尼耶泽连齐场地污染的定量、定性分析
场地东部设施
场地西部设施
污染带向东部移动
污染带向西部和南部移动
同位素129I的稀释因数F**D,i的空间分布
方案A1条件下在模型第三层以上没有预测到
方案A1条件下在模型第二层以上没有预测到
选方案A2条件下在模型第二层以上没有预测到
可选方案A2条件下在模型所有层位中预测到
同位素79Se的稀释因数F**D,i的空间分布
可选方案A2条件下在所有模型层位中预测到
所有研究方案条件下在所有模型层位中预测到

类似地建立和分析了达利尼耶泽连齐区域放射有害设施分布潜在地区的第二个假定稀释因数F**D,i的空间分布。为此，对场地进行了研究，如上述的，设施分布的两个地方：在西部和东部。以表格的形式列出了分析结果的总结（见表4）。对于这个区域的主要结论可用下列表述：设施分布的西部方案不太可取。
5 结论
因此，考虑到采用的对于所研究场地和放射危险设施分布的固定地方的保守建议，从假定稀释因素空间分布的分析中可以得出一些结论：
——在赛达古巴和达利尼耶泽连齐场地上设施演化的所有研究方案（两种分布方案——东部和西部）中居民的干扰水平和剂量容量为1米希/年，根据地下水的这个污染标准，可以做出关于所分析设施安全性的基本结论；
——与通过工程屏障的存在水对流的有关可选择方案情况更加危险。同标准演化方案和与确定同位素79Se吸附特性的误差有关的可选择方案相比，预测地下水圈的污染区域会明显扩大；
——设施位于达利尼耶泽连场地西部的方案对于模型中采用的所分析设施的分布深度不太适用；
——根据居民剂量容量的标准10微米希/年得出的有关所研究场地上设施安全的结论为时尚早。对设施分布深度的变化并标记设施远场围岩中放射性核素的吸附特性对地下水圈污染的影响，必须做补充调查。