referenční projekt hlubinného úložiště

Transkript

Technická zpráva
REFERENČNÍ PROJEKT
HLUBINNÉHO ÚLOŽIŠTĚ
Příloha č. 1
Zadávací bezpečnostní zpráva
EGP Invest, spol. s r. o. Uh. Brod
Ústav jaderného výzkumu Řež a.s.
Energoprojekt Praha a. s.
Listopad 1999
Správa úložišť
radioaktivních odpadů
t
Korektury textů
Správa úložišť radioaktivních odpadů, 2006
Referenční projekt
povrchových i podzemních systémů HÚ v hostitelském prostředí
granitových hornin v dohodnuté skladbě úvodního projektu
a hloubce projektové studie
Příloha č. 1
Zadávací bezpečnostní zpráva
Objednatel:
SÚRAO Praha
Zhotovitel:
EGP Invest, spol. s r. o. Uh. Brod
Řešitelé:
Ústav jaderného výzkumu Řež a.s.
Energoprojekt Praha a. s.
Autoři:
RNDr. Peter Lietava, Ing. Mirek Hercík,
Ing. Ludmila Marková, CSc., Ing. Jaroslav Skopový,
Ing. Antonín Vokál CSc., RNDr. František Woller,
Ing. Josef Klumpar*, Ing. Jitka Tarasová*
*
- Energoprojekt Praha a.s.
Zodpovědný
pracovník řešitele:
RNDr. Peter Lietava
2
Obsah :
SEZNAM POUŽITÝCH ZKRATEK ...........................................................................9
1
1.1
1.2
1.3
1.4
ÚVOD ..............................................................................................................11
Vazba zadávací bezpečnostní zprávy a dokumentace EIA ..........................11
Podklady k zadávací bezpečnostní zprávě ...................................................12
Členění zadávací bezpečnostní zprávy.........................................................15
Literatura ......................................................................................................16
2
STRUČNÝ POPIS REFERENČNÍHO HÚ .....................................................17
2.1
Stručný popis souboru staveb.......................................................................17
2.2
Stručný popis souboru staveb.......................................................................19
2.3
Stručný popis hypotetické lokality ...............................................................19
2.4
Předpokládaný rozsah a uspořádání staveniště ............................................20
2.5
Základní údaje o provozu HÚ ......................................................................20
2.5.1
Hlavní program a činnosti.....................................................................20
2.5.2
Úložné kapacity ....................................................................................21
2.5.3
Popis technologických postupů ............................................................22
2.5.4
Popis manipulace s materiálem.............................................................22
2.5.5
Potřeba surovin, materiálů a energií .....................................................23
2.5.6
Celková bilance spotřeby vody a její zajištění .....................................24
2.5.7
Množství a kvalita odpadních vod, návrh na jejich čištění...................24
2.5.8
Připojení na telekomunikační a jiné sítě ...............................................25
2.5.9
Nároky na pracovní síly........................................................................25
2.6
Zajištění ochrany ŽP ....................................................................................25
2.6.1
Zacházení s radioaktivním materiálem .................................................25
2.6.2
Zacházení s kontaminovanými vodami a vypouštění odpadních
vod z aktivních provozů........................................................................26
2.6.3
Plynné výpusti z aktivních provozů......................................................27
2.6.4
Základní koncepce zajištění požární ochrany.......................................27
2.6.5
Základní koncepce zajištění fyzické ochrany .......................................28
2.6.6
Koncepce zajištění péče o zdraví a bezpečnost provozu ......................28
2.6.7
Vliv provozu na prostředí .....................................................................28
2.7
Předpokládaný časový harmonogram výstavby, provozu a ukončení
provozu HÚ ..................................................................................................28
3
CHARAKTERISTIKA A PRŮKAZY VHODNOSTI VYBRANÉ
LOKALITY......................................................................................................33
3.1
Vylučující kritéria podle vyhlášky č. 215/97 Sb. .........................................33
3.1.1
Předpokládané překročení stanovených průměrných ročních
efektivních dávek (§ 4., písmeno a)......................................................33
3.1.2
Nerealizovatelnost včasného zavedení všech neodkladných
opatření (§ 4., písmeno b) .....................................................................33
3
3.1.3
Výskyt krasových jevů v rozsahu ohrožujícím stabilitu
horninového masívu (§ 4., písmeno c)..................................................33
3.1.4
Projevy postvulkanické činnosti (§ 4., písmeno d)...............................34
3.1.5
Dosažení nebo překročení hodnoty intenzity maximálního
výpočtového zemětřesení 8o MSK-64 (§ 4., písmeno e) ......................34
3.1.6
Výskyt zón pohybově a seismicky aktivních zlomů se současnými
deformacemi povrchu (§ 4., písmeno f)................................................34
3.1.7
Výskyt geodynamických jevů (§ 4., písmeno g) ..................................34
3.1.8
Výskyt současných nebo předpokládaných deformací povrchu
území (§ 4., písmeno h) ........................................................................35
3.1.9
Výskyt tektonické aktivity v užší lokalitě (§ 4., písmeno i) .................35
3.1.10 Existence významných zásob podzemních či minerálních vod (§
4., písmeno j) ........................................................................................35
3.1.11 Únosnost základových půd na pozemcích vybraných pro
umisťováni nižší než 0,2 MPa (§ 4., písmeno k) ..................................36
3.1.12 Výskyt geologických podmínek vybraného území (§ 4., písmeno
l) ............................................................................................................36
3.1.13 V prostoru podzemních děl nemožnost překrytí hlavní části
podzemní stavby horninovým masívem (§ 4., písmeno m) ..................36
3.1.14 Výskyt staré důlní činnosti (§ 4., písmeno n) .......................................36
3.1.15 Výskyt těžby surovin (§ 4., písmeno o) ................................................37
3.1.16 Zasahování pozemků vybraných pro umisťování do zátopových
území (§ 4., písmemo p) .......................................................................37
3.1.17 Zasahování pozemků vybraných pro umisťování do ochranných
pásem dálnic a železnic (§ 4., písmeno q) ............................................37
3.2
Podmiňující kritéria podle vyhlášky č. 215/97 Sb. ......................................38
3.2.1
Ostatní krasové jevy a aktivní geodynamické jevy (§ 5., písmeno
a) ...........................................................................................................38
3.2.2
Nepříznivé vlastnosti základových půd, okolních zemin a hornin
(§ 5., písmeno b) ...................................................................................38
3.2.3
Dosažení hodnoty intenzit maximálního výpočtového zemětřesení
v mezích 7o až 8o MSK-64 (§ 5., písmeno c) ........................................38
3.2.4
Výskyt hydrogeologických podmínek, které znesnadňují sledovat
a předvídat chování podzemních vod (§ 5., písmeno d) .......................38
3.2.5
Výskyt agresívních podzemních vod (§ 5., písmeno e)........................39
3.2.6
Výskyt dobře propustných zemin a hladiny podzemní vody v
hloubce menší než 2 m pod uvažovanou úrovní hrubé úpravy
terénu (§ 5., písmeno f) .........................................................................39
3.2.7
Vysoká průlinová a puklinová propustnost hornin (§ 5., písmeno
g) ...........................................................................................................39
3.2.8
Výskyt geologických podmínek předurčující 2. stupeň ražnosti
tunelové stavby (§ 5., písmeno h) .........................................................40
3.2.9
Výskyt mimořádně nepříznivých podmínek pro rozptyl výpustí do
atmosféry (§ 5., písmeno i) ...................................................................40
3.2.10 Výskyt souvisle zalesněných oblastí (§ 5., písmeno j) .........................40
4
3.2.11
Výskyt průmyslové výroby, energetických zdrojů, silniční a
železniční dopravy (§ 5., písmeno k)....................................................40
3.2.12 Zasahování tras a ochranných pásem plynovodů, ropovodů a
produktovodů (§ 5., písmeno l).............................................................41
3.2.13 Výskyt objektů rozhlasových a televizních vysílačů............................41
3.3
Kritické zhodnocení vyhlášky č. 215/97 Sb. z hlediska jejího použití
pro zadávací bezpečnostní zprávu HÚ .........................................................41
3.3.1
Zákon ČNR č. 114/1992 Sb., o ochraně přírody a krajiny ...................41
3.3.2
Další zákony .........................................................................................42
3.3.3
Omezující podmínky vyplývající z nižších právních předpisů.............42
3.4
Doporučení dalšího postupu.........................................................................42
3.5
Literatura ......................................................................................................42
4
CHARAKTERISTIKA A PŘEDBĚŽNÉ HODNOCENÍ KONCEPCE
PROJEKTU......................................................................................................43
4.1
Koncepce projektu z hlediska jaderné bezpečnosti......................................43
4.1.1
Nové trendy spojené se zajištěním jaderné bezpečnosti.......................43
4.1.2
Metodika kontroly kritičnosti úložiště..................................................44
4.1.3
Typy událostí spojených s kritičností a jejich pravděpodobnostní
ocenění ..................................................................................................47
4.1.4
Návrh další činnosti v oblasti kontroly kritičnosti HÚ v
podmínkách ČR ....................................................................................48
4.2
Koncepce projektu z hlediska radiační ochrany...........................................48
4.3
Koncepce projektu z hlediska havarijní připravenosti .................................50
4.4
Literatura ......................................................................................................51
5
PŘEDBĚŽNÉ HODNOCENÍ VLIVU PROVOZU HÚ ..................................51
5.1
Vliv provozu na zaměstnance.......................................................................51
5.2
Vliv provozu na obyvatele a ŽP ...................................................................53
5.2.2
Přehled aktuálních legislativních limitů a směrných hodnot ................54
5.2.3
Bezpečnostní analýza referenčního hlubinného úložného systému......59
5.3
Literatura ....................................................................................................117
6
NÁVRH KONCEPCE BEZPEČNÉHO UKONČENÍ PROVOZU ...............119
Koncepce bezpečného ukončení provozu hlubinného úložiště..................121
Vyřazování, resp. další využití stavby .......................................................123
Předpokládané časové údaje ukončení provozu a vyřazování ...................124
Poznámky k problematice ..........................................................................125
Literatura ....................................................................................................125
6.2
6.3
6.4
6.5
6.6
7
VYHODNOCOVÁNÍ ZABEZPEČOVÁNÍ JAKOSTI.................................125
7.1
Systém jakosti.............................................................................................125
7.2
Zajištění jakosti při výběru lokality ...........................................................127
5
7.2.2
Položky důležité z hlediska jaderné bezpečnosti a radiační
ochrany................................................................................................128
7.2.3
Jakost položek důležitých z hlediska jaderné bezpečnosti a
radiační ochrany..................................................................................128
7.2.4
Procesy důležité z hlediska jaderné bezpečnosti a radiační
ochrany................................................................................................129
7.2.5
Zdroje a předpoklady nutné pro výkon činností ovlivňujících
jakost položek .....................................................................................129
7.2.6
Způsob a četnost hodnocení systému jakosti......................................129
7.2.7
Dokumentace činností a kvalifikace ...................................................129
7.2.8
Řízené podmínky ................................................................................129
7.2.9
Přezkoumání smlouvy.........................................................................130
7.2.10 Proces zacházení s dokumentací.........................................................130
7.2.11 Kontrolní a zkušební procesy .............................................................130
7.2.12 Kontrola, kalibrace a údržba kontrolního, měřícího a zkušebního
zařízení................................................................................................131
7.2.13 Řízení neshodného výrobku................................................................131
7.2.14 Plánování a provádění prověrek .........................................................131
7.2.15 Výcvik.................................................................................................131
7.2.16 Zvláštní procesy..................................................................................132
7.2.17 Ověření splnění požadavků.................................................................132
7.2.18 Vybraná zařízení .................................................................................132
7.3
Zajištění jakosti při výstavbě HÚ...............................................................132
7.3.1
ochrany................................................................................................132
7.3.2
radiační ochrany..................................................................................133
7.3.3
ochrany................................................................................................133
7.3.4
jakost položek .....................................................................................134
7.3.5
7.3.6
7.3.7
Řízené podmínky ................................................................................134
7.3.8
7.3.9
Proces obstarávání položek.................................................................135
7.3.10 Proces návrhu......................................................................................135
7.3.11 Proces zacházení s dokumentací.........................................................135
7.3.12 Proces identifikace výrobků................................................................136
zařízení................................................................................................136
7.3.15 Postupy pro značení výrobku..............................................................136
6
7.3.17 Procesy bránící poškození nebo snížení požadované jakosti .............137
7.3.19 Výcvik.................................................................................................137
7.3.20 Řízení návrhu......................................................................................137
7.4
Zajištění jakosti při výstavbě HÚ...............................................................138
7.4.1
ochrany a jejich jakost ........................................................................138
7.4.2
ochrany................................................................................................139
7.4.3
jakost položek .....................................................................................139
7.4.4
7.4.5
7.4.6
Řízené podmínky ................................................................................139
7.4.7
7.4.8
Proces obstarávání položek.................................................................140
7.4.9
Proces zacházení s dokumentací.........................................................140
7.4.10 Proces identifikace výrobků................................................................140
zařízení................................................................................................141
7.4.13 Postupy pro značení výrobku..............................................................141
7.4.15 Procesy bránící poškození nebo snížení požadované jakosti .............141
7.4.16 Záznamy..............................................................................................141
7.4.18 Výcvik.................................................................................................142
7.5
Zajištění jakosti při provozu HÚ ................................................................143
7.6
Zajištění jakosti při vyřazování HÚ z provozu ..........................................143
7.7
Literatura ....................................................................................................143
PŘÍLOHA 4. A. PŘÍKLAD KONTROLY KRITIČNOSTI SYSTÉMU
S VYHOŘELÝM PALIVEM ........................................................................144
PŘÍLOHA 5.A. ANALÝZA NEURČITOSTÍ A CITLIVOSTNÍ ANALÝZA ........147
PŘÍLOHA 5.B. STRUČNÝ POPIS PROGRAMU RIP............................................155
PŘÍLOHA 5.C. PŘÍKLAD METODICKÉHO POSTUPU VÝVOJE
NUMERICKÉHO MODELU VZDÁLENÝCH INTERAKCÍ .....................159
7
5.C.1 Popis problematiky ......................................................................................160
5.C.2 Návaznost prací............................................................................................160
5.C.3 Zvolený postup.............................................................................................161
5.C.4 Popis referenčního úložného systému..........................................................162
5.C.4.1 Základní schéma hlubinného úložiště ...................................................162
5.C.4.2 Inventář radionuklidů ............................................................................163
5.C.4.3 Geologická charakteristika....................................................................163
5.C.4.4 Přírodní zdroje podzemních vod ...........................................................164
5.C.5 Geochemické a transportní parametry......................................................169
5.C.6 Scénáře modelového řešení ......................................................................170
5.C.7 Konstrukce transportního modelu................................................................173
5.C.7.1 Šíření kontaminace v horninovém prostředí. ........................................173
5.C.7.2 Postup modelového řešení.....................................................................175
5.C.7.3 Simulace proudění podzemních vod .....................................................175
5.C.7.4 Transport radionuklidů..........................................................................178
5.C.8 Citlivostní analýza........................................................................................179
5.C.9 Závěr ............................................................................................................180
8
SEZNAM POUŽITÝCH ZKRATEK
DOD
Ministerstvo obrany USA (Department of Defence)
DOE
Ministerstvo energetiky USA (Department of Energy)
DP
dobývací prostory
EDZ
porušená zóna vzniklá ražbou (Excavated Disturbed Zone)
EIA
posuzování vlivu na životní prostředí (Environmental Impact
Assessment)
EPA
Agentura pro ochranu životního prostředí USA (Environmental
Protection Agency)
FEP
vlastnosti, události a procesy (Features, Events and Processes)
FMEA
analýzy způsobů a účinků selhání (Failure Modes and Effects Analysis)
GPUP
Geologický průzkum uranového průzkumu
HLÚ
hypotetická lokalita úložiště
HÚ
hlubinné úložiště
CHLÚ
chráněná ložisková území
CHOPAV
chráněné oblasti přirozené akumulace vod
IAEA
Mezinárodní agentura pro atomovou energii (International Atomic
Energy Agency)
ICRP
Mezinárodní komise pro radiační ochranu (International Commission on
Radiation Protection)
JEDU
jaderná elektrárna Dukovany
JETE
jaderná elektrárna Temelín
MSK-64
stupnice Medveděv-Sponheuer-Kárník na zhodnocení
makroseizmických účinků zemětřesení
NRC
Komise pro jadernou kontrolu USA (Nuclear Regulatory Commission)
PDF
hustota pravděpodobnosti (Probability Density Function)
PK
palivová kazeta
QA
zabezpečení jakosti (Quality Assurance)
9
10
RAO
radioaktivní odpad
SÚJB
Státní úřad pro jadernou bezpečnost
SÚRAO
Správa úložišť radioaktivního odpadu
TK
těžký kov
ÚOS
úložný obalový soubor
VAO
vysokoaktivní odpad
VJP
vyhořelé jaderné palivo
VVER
typové označení tlakovodných reaktorů (Vodovodjanoj Energetičeskij
Reaktor)
ZBZ
zadávací bezpečnostní zpráva
ŽP
životní prostředí
1
ÚVOD
Součástí Referenčního projektu je zadávací bezpečnostní zpráva (ZBZ) podle zákona č.
18/1997 Sb. (atomový zákon). Vzhledem k současnému stupni rozpracovanosti
Programu vývoje hlubinného úložiště v podmínkách ČR nelze v rámci Referenčního
projektu pracovat s konkrétní lokalitou pro budoucí hlubinné úložiště (HÚ). Z tohoto
důvodu je zadávací bezpečnostní zpráva vypracována pouze pro hypotetickou lokalitu
HÚ. Současně nejsou k dispozici ani další údaje týkající se jak např. inženýrských
bariér, tak i celkové koncepce nakládání s radioaktivními odpady (RAO) a s vyhořelým
jaderným palivem (VJP) v ČR. Tyto skutečnosti výrazným způsobem ovlivňují rozsah
a zpracování jednotlivých částí předkládané zadávací bezpečnostní zprávy.
1.1
Vazba zadávací bezpečnostní zprávy a dokumentace EIA
V rámci Referenčního projektu je souběžně vypracována dokumentace Posouzení vlivu
na ŽP podle § 14 a přílohy části C bodu III. a IV. zákona č.244/1992 (EIA). Ze
struktury dokumentace EIA a ZBZ je patrné (viz obr. 1.1), že se obsah dokumentů v
některých bodech překrývá. Jedná se zejména o části týkající se vyhodnocení vlivu
hlubinného úložného díla na obyvatelstvo, pracovníky a životní prostředí (bod III,
položka 1 a 2 zákona č. 244/1992 a položky 2 a 3 obsahu zadávací bezpečnostní
zprávy), dále o části zabývající se ukončením provozu hlubinného úložiště (bod IV,
zákona č. 244/1992 a položka 4 obsahu zadávací bezpečnostní zprávy). Těmto částem je
při vypracování dokumentace EIA a zadávací bezpečnostní zprávy věnována zvýšená
pozornost i z důvodu demonstrace možností řešitele projektu realizovat bezpečnostní
analýzu HÚ. Rozdílnost dokumentace EIA a zadávací bezpečnostní zprávy z hlediska
vyhodnocení vlivu HÚ na obyvatelstvo a ŽP spočívá zejména v tom, že pro
dokumentaci EIA se vyžaduje dokladovat jak radiační, tak neradiační vlivy HÚ,
zatímco zadávací bezpečnostní zpráva klade důraz na detailní vyhodnocení radiačních
bezpečnosti úložného díla. Pokud jde o pojem rizika, je přístup legislativy rozdílný.
V dokumentaci zpracovávané pro posouzení vlivu na životní je dle přílohy č. 3 zákona
č. 244/1992 Sb. nutno v kapitole VIII uvést nedostatky ve znalostech a neurčitosti,
které se vyskytly při zpracování dokumentace. Na základě těchto informací je možné
usuzovat na to, které vlivy by mohly být jiné, než jak jsou v hodnocení uvedeny, ale
není přímo požadována citlivostní analýza, která přisoudila nedostatkům a neurčitostem
jejich možný dopad do konečného vlivu stavby na životní prostředí.Na úrovni zadávací
bezpečnostní zprávy je požadován zákonem č. 18/1997 Sb průkaz o vhodnosti lokality
ve vztahu k vylučujícím a podmiňujícím kritériím dle vyhlášky č. 215/1997 Sb.. Tato
vyhláška obsahuje i kritéria teoretického a pravděpodobnostního charakteru (např.
výskyt zemětřesení, pád letadla) a tím definuje rizika, která jsou z hlediska jaderné
bezpečnosti a radiační ochrany ještě přijatelná. V oblasti radiační ochrany je dále
přijatelná míra rizika definována limity a směrnými hodnotami ozáření jednotlivce i
kritické skupiny obyvatelstva.
11
1.2
Podklady k zadávací bezpečnostní zprávě
V rámci Programu vývoje hlubinného úložiště v podmínkách ČR (1993-97) bylo
vypracováno několik zpráv, které se obecně zabývaly problematikou struktury a věcné
náplně bezpečnostních zpráv [1], [2], [3], [4]. Tyto zprávy sledovaly potřeby
bezpečnostních rozborů a současně byly vypracovány ještě před přijetím atomového
zákona. Proto je nutná jejich revize z hlediska formálního a věcného naplnění
požadavků atomového zákona na zadávací bezpečnostní zprávu. Paralelně byla
vypracována i řada prací, které se zabývaly výběrem variant pro referenční HÚ [5],
výběrem scénářů popisujících chování referenčního HÚ [6] a modelovým popisem
referenčního HÚ [7]. Vzhledem k částečnému překrývání se obsahu ZBZ a
dokumentace EIA jsou v předkládané zprávě využity i podklady pro zpracování
dokumentace EIA publikované v [8] a [9].
12
REFERENČNÍ PROJEKT HÚ
Dokumentace
EIA
Zadávací
bezpečnostní
zpráva
zdravotní rizika, sociální a ekonomické důsledky
počet obyvatel ovlivněných HÚ
Vliv HÚ na obyvatelstvo
Vliv HÚ na ekosystémy,
jejich složky a systémy
narušení faktorů ovlivněných účinky HÚ
stručný popis souboru staveb a území souboru staveb
narušení faktorů pohody
základní údaje o provozu HÚ
vlivy na ovzduší a klima
předpokládaný průběh výstavby
vlivy na vodu
vlivy na půdu, území a geologické podmínky
vlivy na flóru a faunu
Charakteristiky a
průkazy o vhodnosti
vybrané lokality
vlivy na ekosystémy
Vliv HÚ na antropogenní
systémy, jejich složky a
funkce
vlivy na budovy, arch. památky a jiné lidské výtvory
vlivy na kulturní hodnoty nehmotné povahy
poškození a ztráty geologických a paleontologických
památek
koncepce projektu z hlediska jaderné bezpečnosti
část C/III.
vliv na dopravu
Vliv HÚ na strukturu a
funkční využití území
Stručný popis HÚ
vliv navazujících souvisejících staveb a činností
rozvoj navazující infrastruktury
koncepce projektu z hlediska radiační ochrany
koncepce projektu z hlediska havarijní připravenosti
dlouhodobé vlivy HÚ na obyvatele a ŽP
Charakteristiky a
předběžné hodnocení
koncepce projektu z
hlediska požadavků
stanovených
prováděcím předpisy
vliv na estetické kvality území
vliv na rekreační využití krajiny
vliv provozu na zaměstnance
biologické vlivy
Ostatní vlivy
vliv provozu na obyvatele
vliv hluku a záření
vliv provozu na ŽP
jiné ekologické vlivy
Velkoplošné vlivy v
krajině
vhodnost lokalizace jednotlivých variant
z hlediska ekologické únosnosti území
současný a potenciální výsledný stav
ekologické zátěže území
etapy ukončení provozu a vyřazení nadzemních objektů
časová souslednost etap ukončení provozu
územně plánovací opatření
část C/IV.
Opatření k prevenci,
eliminaci, event.
kompenzaci účinků HÚ
na životní prostředí
Návrh bezpečného
ukončení provozu HÚ
systém jakosti
technická opatření
zajištění jakosti při výběru lokality
kompenzační opatření
zajištění jakosti při výběru lokality
jiná opatření
Předběžné hodnocení
vlivu provozu HÚ
zásady zabezpečení jakosti pro další etapy
Vyhodnocení
zabezpečení jakosti
při výběru lokality, ...
Obr. 1.1 Srovnání struktury dokumentace EIA a zadávací bezpečnostní zprávy
13
14
1.3
Členění zadávací bezpečnostní zprávy
Členění zadávací bezpečnostní zprávy vychází z atomového zákona a zohledňuje
úroveň znalostí a informací získaných v průběhu Projektu vývoje hlubinného úložiště v
podmínkách ČR. Detailní členění zadávací bezpečnostní zprávy odpovídá nabídce
projektu [10]. Těžištěm zadávací bezpečnostní zprávy je :
•
sumarizace podkladů nutných pro popis a dokumentaci vhodnosti lokality HÚ,
•
charakteristika a předběžné hodnocení koncepce projektu,
•
hodnocení vlivu provozu HÚ na obyvatelstvo a ŽP,
•
ukončení provozu HÚ s důrazem na popis a demonstraci kvantifikace
dlouhodobého vlivu HÚ na obyvatelstvo a ŽP :
-
definice vlastností, událostí a procesů (FEP), které ovlivňují bezpečnost HÚ v
hypotetické lokalitě a následný vývoj scénářů,
-
identifikace a popis základních prvků souboru inženýrských bariér a odborný
odhad zdrojového členu (tj. úniku kontaminantu do pole vzdálených interakcí),
-
charakteristika a popis hypotetické lokality HÚ v granitovém prostředí,
-
přehled a předběžné ohodnocení programových nástrojů pro simulaci proudění
podzemní vody a transportu kontaminantů včetně sumarizace požadovaných
vstupních parametrů, rozsahu jejich hodnot a popisu modelových výstupů,
-
metodika kvantifikace dopadů hlubinného úložného díla na jednotlivé složky
ŽP s důrazem na odhad radiačních vlivů na jedince z kritické skupiny obyvatel
a na citlivostní analýzu základních složek úložného systému (zdroj, pole
blízkých interakcí, pole vzdálených interakcí, biosféra),
-
návrh výzkumných a vývojových prací v návaznosti na výsledky referenční
bezpečnostní analýzy HÚ v hypotetické lokalitě.
Výpočty, které jsou součástí ZBZ, identifikují kritické veličiny jednotlivých složek
úložného systému a demonstrují postupy, jak kvantitativně ocenit působení těchto
složek na ŽP. Vzhledem k nejistotám, plynoucím ze stupně rozpracovanosti Programu
vývoje hlubinného úložiště v podmínkách ČR, mají výsledné hodnoty omezenou
vypovídací schopnost a v budoucích etapách Programu budou přehodnoceny a
upřesněny.
Cílem předložené ZBZ je vypracování detailní struktury a obsahu bezpečnostní zprávy
v souladu s národními a mezinárodními legislativními předpisy a doporučeními a návrh
vědecko-výzkumných prací, které tvoří podklad pro vypracování bezpečnostní analýzy,
která je součástí ZBZ. Na základě základních cílů zadávací bezpečnostní zprávy je
navrženo i její detailní členění :
15
•
popis referenčního HÚ; kapitola 2 obsahuje stručnou rekapitulaci složek
referenčního úložného systému a základních údajů o provozu HÚ,
•
charakteristika a průkazy vhodnosti vybrané lokality; kapitola 3 by podle
požadavků atomového zákona a vyhlášky č. 215/97 Sb. měla obsahovat detailní
popis lokality HÚ pomocí tzv. vylučujících a podmiňujících kritérií. Jak již bylo
uvedeno v předešlých kapitolách, není stanovena lokalita budoucího HÚ, i když se
v současném období vychází z předpokladu, že úložný systém bude umístěn v
granitovém masivu. Z tohoto důvodu je kapitola 3 orientována na :
zhodnocení kritérií podle vyhlášky č. 215/97 Sb. z hlediska obecné lokalizace
HÚ v granitové formaci,
-
posouzení obecných kritérií na umisťování jaderných zařízení a velmi
významných zdrojů ionizujícího záření podle vyhlášky č. 215/97 Sb. z hlediska
potřeb Referenčního projektu a Programu vývoje hlubinného úložiště v
podmínkách ČR,
•
charakteristika a předběžné hodnocení koncepce projektu; následující kapitola 4
vyhodnocuje koncepci referenčního projektu z hlediska požadavků stanovených
prováděcím předpisem na jadernou bezpečnost, radiační ochranu a havarijní
připravenost,
•
předběžné hodnocení vlivu provozu HÚ; kapitola 5 sumarizuje vliv provozu HÚ na
zaměstnance, obyvatele a ŽP a demonstruje postupy při vyhodnocení
dlouhodobých vlivů HÚ na obyvatelstvo a ŽP,
•
návrh koncepce bezpečného ukončení provozu,
•
vyhodnocení zabezpečování jakosti; poslední kapitola obsahuje návrh systému
zabezpečování jakosti při výběru lokality, výstavbě a provozu HÚ a v období
ukončení provozu HÚ.
1.4
16
-
Literatura
1.
Konopásková S.: Osnova a náplň bezpečnostní zprávy pro územní řízení, BAZ 9403, ÚJV Řež, květen 1995
2.
Konopásková S.: Osnova a náplň bezpečnostní zprávy pro stavební řízení,
BAZ 94-04, ÚJV Řež, květen 1995
3.
Konopásková S.: Osnova a náplň bezpečnostní zprávy pro kolaudační řízení,
BAZ 94-05, ÚJV Řež, květen 1995
4.
Konopásková S.: Osnova a náplň provozní bezpečnostní zprávy, BAZ 94-06,
ÚJV Řež, květen 1995
5.
Mandík F., Čihák F., Vavřina V., Blažek J.: Výběr varianty pro návrh koncepčního
řešení hlubinného úložiště, PAE 97-03, ÚJV Řež, červenec 1998
6.
Konopásková S.: Scénáře chování referenčního úložného systému na základě FEPs,
BAZ 97-01, ÚJV Řež, březen 1998
7.
Konopásková S.: Modelový popis referenčního úložného systému, BAZ 97-02,
ÚJV Řež, březen 1998
8.
Konopásková S., Jedináková V., Blažek J.: Posouzení vlivu HÚ na životní
prostředí (EIA), inventarizace podkladů, BAZ 95-02, ÚJV Řež, 1996
9.
Konopásková S., Lietava P., Nachmilner L.: Revize podkladů pro modelovou
dokumentaci EIA, BAZ 96-01, květen 1997
10. Nabídka projektu „Referenční projekt HÚ RAO v hypotetické lokalitě“, EGP
Invest s.r.o., srpen 1998
2
STRUČNÝ POPIS REFERENČNÍHO HÚ
V následujících podkapitolách je provedena rekapitulace údajů uvedených v technické
části Návrhu na územní rozhodnutí, který je souběžně předáván příslušnému
stavebnímu úřadu k zahájení územního řízení dle § 35 zákona č.50/1976 Sb. o územním
plánování a stavebním řádu (stavební zákon),ve znění zákona č. 103/1990 Sb., zákona
České národní rady č. 425/1990 Sb., zákona č. 262/1992 Sb., zákona č. 43/1994 Sb.,
zákona č. 19/1997 Sb a zákona č. 83/1998 Sb. Rozsah údajů charakterizujících stavbu
vychází z požadavků §3 vyhlášky č.132/1998 Ministerstva pro místní rozvoj, kterou se
provádějí některá ustanovení stavebního zákona i z doporučení Českého svazu
stavebních inženýrů a České komory autorizovaných inženýrů a techniků činných ve
výstavbě na obsah dokumentace staveb. Smyslem této rekapitulace je poskytnout
posuzovateli zadávací bezpečnostní zprávy v jednom materiálu ucelené informace o
stavbě tak, aby v hodnocení koncepce projektu nemusely být odvolávky na podstatné
údaje obsažené v jiné dokumentaci.
2.1
Stručný popis souboru staveb
Stavba je určena pro konečné uložení RAO, které svou charakteristikou nevyhovují
podmínkám pro uložení na úložištích povrchového a podpovrchového typu a pro
uložení VJP.
Protože se předpokládá postupná výstavba po etapách, je zvolena koncepce umožňující
současné ukládání do již dohotovených úložných prostor a současné budování nových
podzemních prostor. Tento záměr se promítá nejen do plánu organizace výstavby, ale i
do objektové skladby.
Jednotlivé objekty lze z hlediska jejich určení a umístění rozdělit do následujících
skupin:
Nadzemní objekty - průmyslová zóna :
17
•
objekty sloužící pro výstavbové práce,
•
objekty sloužící pro přístup do pozemních prostor k výstavbovým pracím a
pro přístup personálu do úložných prostor,
•
pomocné technologické objekty – neaktivní,
•
objekty sociálního a administrativního charakteru,
•
inženýrské sítě,
•
komunikace,
•
oplocení.
Nadzemní objekty - aktivní zóna :
•
objekt pro technologické systémy zacházení s radioaktivními materiály,
•
pomocné technologické objekty v aktivní zóně,
•
•
komunikace,
•
oplocení.
Rezervní a manipulační nadzemní plocha
Podzemní objekty - neaktivní zóna :
•
vertikální a horizontální komunikace pro přístup personálu úložiště, výstavbových
pracovníků, těžbu rubaniny a dopravu materiálů potřebných pro výstavbu,
•
budované ukládací chodby (před začleněním do aktivní zóny),
•
prostory větracího systému ve výstavbové části,
•
prostory pro odvod vod.
Podzemní objekty - aktivní zóna :
18
•
vertikální a horizontální komunikace pro ukládání radioaktivních materiálů,
•
ukládací prostory,
•
prostory větracího systému,
•
2.2
Stručný popis souboru staveb
Nadzemní objekty průmyslové zóny jsou řešeny standardními stavebními konstrukcemi
s využitím prefabrikátů a ocelových konstrukcí. V projektu budou akceptovány
harmonizované ČSN (Dosavadní závaznost ČSN bude zákonem
č. 22/1997
Sb.ukončena k 31.12.1999. Současná právní úprava vytvořila České technické normy
ČSN, které jsou bez výjimky nezávazné, a týkají se právnických osob a osob s
podnikatelským oprávněním. Zákon zavádí nový pojem harmonizovaných norem, které
zajišťují vazbu na závazné právní předpisy technické povahy, např. nařízení vlády,
jimiž se zavádějí do českého právního řádu Směrnice Evropské unie)
Podzemní objekty jsou budovány v souladu s předpisy platnými pro důlní díla s aplikací
na specifické požadavky vyplývající z určení stavby, způsobu výstavby a z provozních
potřeb.
Objekty aktivní zóny jsou navrženy s uplatněním principu ALARA, který se ve
stavebních konstrukcích promítá především v dimenzování stínících stěn, dispozičním
uspořádání a ve stavebním vymezení kontrolovaného pásma. V technologické části je
uplatněn princip ALARA zejména v návrhu zařízení pro manipulaci s radioaktivními
materiály, koncepci vzduchotechnických systémů a ve způsobu zacházení
s kontaminovanými vodami.
Fyzická ochrana objektů, které mají charakter jaderného zařízení, se řeší oplocením a
dalšími technickými prostředky v souladu s vyhláškou č. 144/1997 Sb. o fyzické
ochraně jaderných materiálů a jaderných zařízení.
Popis architektonického začlenění stavby do území a popis řešení jednotlivých objektů
nadzemní a podzemní části úložiště je uveden v dokumentaci předkládané s návrhem na
vydání územního rozhodnutí a tato dokumentace bude na vyžádání k dispozici i
Státnímu úřadu pro jadernou bezpečnost.
2.3
Stručný popis hypotetické lokality
Hypotetická lokalita se nachází v území, které bylo zvoleno na základě výběru dle
vylučujících a podmiňujících kritérií v souladu s podmínkami definovanými vyhláškou
č. 215/1997 Sb. V rámci Referenčního projektu se předpokládá, že porovnáním v úvahu
připadajících lokalit multikriteriální analýzou bylo prokázáno, že tato lokalita je pro
plánované využití vhodná. Vliv výstavby, provozu a následného vyřazení HÚ je náplní
dokumentace EIA.
V souvislosti s výběrem lokality a s jejím vyhodnocením dle požadavků daných
vyhláškou č.215/1997 Sb. o kritériích na umisťování jaderných zařízení byly provedeny
průzkumy geologických a hydrogeologických podmínek. Souhrnně lze konstatovat, že
výsledky průzkumů potvrzují vhodnost lokality a opravňují k vydání územního
rozhodnutí. Pro zpracování projektu předkládanému k stavebnímu řízení, následné
zahájení prací a vypracování dalších stupňů bezpečnostní dokumentace (předběžná a
předprovozní bezpečnostní zpráva) budou provedeny další práce průzkumného
charakteru k doplnění informací v potřebném rozsahu.
19
Bližší údaje charakterizující lokalitu jsou uvedeny v Dokumentaci EIA. Jedná se o
následující soubory informací :
•
klimatické podmínky (teploty, vodní srážky, směry a rychlosti větru),
•
charakteristika životního prostředí,
•
dopravní struktura,
•
demografická situace,
•
ochranná pásma, chráněná území a území dotčená výstavbou.
2.4
Předpokládaný rozsah a uspořádání staveniště
Hlavní staveniště má přibližně tvar lichoběžníku se základnou 930 m, kratší stranou 620
m a výškou 360 m. K tomuto prostoru přiléhají parkoviště a silniční komunikace. Vjezd
do areálu je zajištěn dvěma vrátnicemi - pro provoz úložiště a pro výstavbu. Příjezd
vlakových souprav se řeší přes železniční vrátnici a areál je zavlečkován tak, aby byla
oddělena kolejiště pro výstavbové práce a pro zavážení radioaktivních materiálů.
Areál je uspořádán do tří základních sektorů. Zhruba 20% plochy zabírá aktivní zóna,
ve které je umístěn objekt pro zacházení s radioaktivními materiály. Přibližně 40%
plochy je zastavěno objekty sloužícími pro budování podzemních úložných prostor a
pro objekty tvořící technologické, administrativní a sociální zázemí. Zbývajících cca
40% areálu tvoří rezervní a manipulační plocha.
Předpokládané požadavky na odstranění staveb, bourací práce nebo odstranění dřevin
před zahájením výstavby, předpokládaný dočasný a trvalý zábor zemědělského a
lesního půdního fondu, předpokládané požadavky na územně technické podmínky a
koordinace, podmíněné nebo vyvolané investice, bilance zemních prací, depónie,
zemníky, požadavky na konečné úpravy území, ozelenění a jiné úpravy nezastavěných
ploch jsou součástí dokumentace EIA.
2.5
Základní údaje o provozu HÚ
2.5.1
Hlavní program a činnosti
Hlavním cílem HÚ je bezpečné uložení RAO a VJP. Úložiště zajišťuje svými
přirozenými a inženýrskými bariérami trvalou izolaci radionuklidů, pro které není žádné
vhodné využití, od životního prostředí.
Z výše uvedeného programu vyplývají následující hlavní činnosti :
•
20
etapovitá výstavba podzemních úložných prostor dle aktuálního výhledu
vyplývajícího z rozvoje či útlumu jaderně-energetických zdrojů a dalších činností
produkujících radioaktivní odpady,
•
zabezpečení přeložení vyhořelého paliva z transportních kontejnerů do ukládacích
obalových souborů,
•
zavážení jaderných materiálů (ozářeného a vyhořelého
jaderného paliva)
uzpůsobených pro trvalé uložení do připravených úložných prostor,
•
zavážení radioaktivních odpadů upravených ve vhodných obalech do podzemních
úložných prostor,
•
zpracovávání, úprava a ukládání radioaktivních odpadů vzniklých při vlastním
provozu úložiště,
•
izolování VJP a RAO pomocí systému inženýrských bariér, (budou aplikovány IB
dle programu zajištění jakosti pro vybraná zařízení bezpečnostní třídy 3 dle
vyhlášky č. 214/1997 Sb.),
•
monitorování radiační situace v úložných prostorách, nadzemních částech areálu i
okolním životním prostředí,
•
uzavírání zaplněných úložných prostor.
Kromě těchto hlavních činností budou v areálu prováděny další podpůrné činnosti
administrativního a technického charakteru - údržba, opravy. Dále se předpokládá
úprava a expedice těženého kameniva pro další komerční využití.
2.5.2
Úložné kapacity
Minimální úložná kapacita je stanovena na základě současných potřeb vyplývajících
z provozu a následného vyřazování jaderných elektráren Dukovany a Temelín a
z předpokládaného množství radioaktivních odpadů z ostatních zdrojů do doby
plánovaného uvedení úložiště do provozu. Tyto úložné kapacity budou budovány
v první etapě, po které budou následovat dle potřeb vyskladňování vyhořelého paliva
z kontejnerových skladů a aktuálního vývoje v oblasti produkce radioaktivních odpadů
další plánované etapy.
Maximální kapacita úložiště je dána mocností geologické formace a z toho
vyplývajících úložných kapacit, které lze při dodržení stanovených bezpečnostních
kritérií v tomto prostoru vybudovat.
cca
1 340 tis. m3
Z toho I. etapa ukládání VJP
cca
401 tis. m3
etapa ukládání VJP
cca
386 tis. m3
etapa ukládání VJP
cca
441 tis. m3
Ostatní RAO
cca
112 tis. m3
Celkový objem výlomu
cca
1 615 tis m3
Celková projektová úložná kapacita
21
2.5.3
Popis technologických postupů
V procesu ukládání radioaktivních materiálů budou probíhat následující základní
technologické postupy :
•
přejímka kontejnerů s vyhořelým palivem - vstupní administrativní, dozimetrická a
technická kontrola zásilky, vyložení z vagonkontejnerů),
•
přejímka zásilek radioaktivních odpadů - vstupní administrativní, dozimetrická a
technická kontrola zásilky, vyložení z vozidla,
•
úprava zásilky vyhořelého paliva k uložení - otevření přepravního kontejneru
v horké komoře, přeložení palivových kazet do úložných obalových souborů,
příprava k zavezení do podzemních prostor,
•
úprava zásilek radioaktivních odpadů k uložení - otevření přepravních kontejnerů
(pokud charakter zásilky vyžadoval přepravu v kontejnerech), přeložení obalových
souborů, kontrola způsobilosti k uložení, příprava k zavezení do podzemních
prostor,
•
transport do úložných prostor,
•
příprava a tvorba systému inženýrských bariér,
•
dekontaminace pracovních prostor a zařízení přicházejících do styku s povrchově
kontaminovanými materiály,
•
zpracování a úprava dekontaminačních vod a roztoků - oplachové vody budou
shromažďovány v nádržích speciální kanalizace, přečerpávány na čistící stanici a
vzniklý radioaktivní koncentrát cementován do sudů,
•
zpracování a úprava pevných radioaktivních odpadů vznikajících při provozu
úložiště - pevné odpady budou tříděny podle druhu a aktivity, ukládány do sudů,
lisovány či zalévány cementovou směsí,
•
laboratorní kontrola - v laboratořích se bude provádět kontrola dodržování
technologických postupů při úpravě a zpracování radioaktivních odpadů. Dále zde
budou vyhodnocovány vzorky odebírané dozimetrickou službou při monitorování
kontaminace - otěrové zkoušky,
•
monitorování technické stability a funkčnosti bariér - monitorování stability
geologického díla, výskytu průsaků vody do úložných prostor,
•
monitorování radiační situace - kontrola manipulovaných materiálů, pracovního
prostředí, osob, plynných a kapalných výpustí a životního prostředí.
2.5.4
Popis manipulace s materiálem
Manipulace s radioaktivními materiály
22
1.
Vyhořelé palivo je dopravováno do areálu po železnici. Na železniční vlečce uvnitř
areálu je provedeno rozřadění soupravy a vagonkontejner je zavezen do příjmové
haly. V hale je mostovým jeřábem složen na odstavnou plochu a poté transportován
do horké komory. Úložné obalové soubory s palivem jsou z horké komory
přeloženy na kolejovou plošinu a transportovány do výtahu spouštěcí šachty. Po
spuštění do úložiště je speciálním zakládacím prostředkem obal s palivem zavezen
do ukládacího hnízda a hnízdo je uzavřeno. Prázdné přepravní kontejnery jsou po
kontrole a po případné dekontaminaci naloženy zpět na vagón a odvezeny.
2.
Ostatní radioaktivní odpady jsou podle druhu a odesilatele přivezeny do příjmové
haly buď po železnici, nebo po silnici. K manipulaci se dle hmotnosti a druhu
obalu používá jeřáb nebo vysokozdvižné vozíky. Zavezení do podzemních prostor
se provádí opět výtahem spouštěcí šachty. V příslušném podzemním patře jsou
podle druhu RAO organizovaně ukládány do vyhrazených prostor.
Ostatní materiály
1.
Největší objem manipulovaných materiálů představuje rubanina z budování
podzemních úložných prostor. Na povrch bude dopravována klasickou důlní
technikou, a po zpracování bude částečně skládkována pomocí buldozerů a
částečně odvážena buď po železnici nebo nákladními automobily.
2.
Materiály potřebné pro uzavírání úložných prostor - bentonity, cement budou
přiváženy přednostně po železnici a standardními mechanizmy budou umísťovány
na rezervní a manipulační ploše.
2.5.5
Potřeba surovin, materiálů a energií
Z hlediska potřeb surovin, materiálů a energií je třeba rozlišit nároky na budování
úložných prostor, na vlastní ukládání a na uzavírání úložných prostor. Tyto činnosti
budou probíhat v různých časových obdobích částečně se během provozu zařízení
překrývajících. Výstavba a vyřazování zařízení jsou samostatné investiční akce. Mezi
základní informace o provozu jsou proto zařazeny pouze bilance spotřeby surovin,
materiálů a energií, které přímo vyplývají z běžného technologického provozu a budou
hrazeny z provozních prostředků.
23
Položka
Spotřeba za rok
Cement (pro solidifikaci vlastních RAO)
cca 5 t
Bentonit + ostatní stavební hmoty pro uzavírání
cca 7000 t
Náplně filtrů
cca 5 m3
Dekontaminační a prací prostředky
cca 3,5 t
Palivová pouzdra
cca 70
Sudy
cca 300
Jiné obaly
cca 50
Pohonné hmoty
cca 4 t
Elektrická energie
700 MWh
Tepelná energie
15 GWh
Tab. 2.1 Odhad měrné spotřeby surovin, materiálů a energií
2.5.6
Celková bilance spotřeby vody a její zajištění
Zajištění pitné vody je z nejbližšího místního zdroje a pro zásobování celého areálu HÚ
gravitačním způsobem jsou určeny dva vodojemy (provozní + rezervní) o obsahu 2 x
150 m3. Přečištěná důlní voda bude využívána pro technologické účely a bude rovněž
používána pro napájení požárních rozvodů.
Druh
Zajištění
Spotřeba [m3/rok]
Pitná voda
vodárenský zdroj
cca 65 000
Demineralizovaná voda
vlastní úprava z užitkové vody
cca 500
Užitková voda
vlastní úprava důlních vod
cca 150 000
Tab. 2.2 Spotřeba vody pro provozní účely
2.5.7
Množství a kvalita odpadních vod, návrh na jejich čištění
Z provozních vod tvoří hlavní podíl vody ze sociálních zařízení, jejich množství bude
odvislé od počtu pracovníků v dané fázi provozu. Kanalizace bude svedena do
biologické čistírny odpadních vod v areálu úložiště a po přečištění budou vody
odvedeny výpustním kanálem z areálu do vodoteče. Produkované roční množství činí
cca 65 000 m3
Kontaminované odpadní vody z technologických provozů budou čištěny na čistící
stanici aktivních odpadních vod. Radioaktivní koncentrát bude fixován a uložen.
Přečištěná voda bude přednostně vracena do systému k opětovnému technologickému
využití. Případné nadbilanční vody budou shromažďovány v kontrolní nádrži a po
radiochemické analýze potvrzující možnost uvolnění do životního prostředí budou
přečerpány do odpadního kanálu. Celkově lze očekávat zanedbatelná množství tohoto
druhu vod - cca 100 m3/rok.
Ostatní technologické vody (převážně chladící voda) budou po kontrole kvality
potvrzující možnost uvolnění do životního prostředí odvedeny do společného kanálu
odpadních vod z areálu HÚ. Produkované roční množství
činí cca 150 000 m3
24
2.5.8
Připojení na telekomunikační a jiné sítě
Areál je vybaven vlastní telefonní ústřednou s kapacitou odpovídající počtu
zaměstnanců a předpokládané frekvenci hovorů i předpokládanému přenosu dat
počítačovou sítí. Ústředna je připojena na veřejnou telefonní síť kabelem položeným
v rámci této plánované investice. Kromě toho je navrženo záložní radioreléové spojení
s důležitými stanicemi.
2.5.9
Nároky na pracovní síly
Pro provoz HÚ jsou plánovány následující počty pracovníků :
Pracovníci se zdroji ionizujícího záření
75
Údržba, doprava
70
Ostatní (administrativa, PO, ostraha)
38
2.6
Zajištění ochrany ŽP
Záměrem stavby je minimalizovat rizika vyplývající z existence RAO a VJP
vznikajících v důsledku využívání jaderné energie a radioaktivních látek v různých
oborech lidské činnosti. Koncepce stavby je tudíž zaměřena na vybudování
odpovídajících inženýrských bariér a využití přirozených geologických bariér
k dlouhodobé izolaci radionuklidů a zamezení jejich únikům do životního prostředí.
Rizika vyplývající z prováděných manipulací jsou minimalizována na úroveň zcela
zanedbatelnou vzhledem k přínosům představovaným zajištěním ochrany životního
prostředí i pro další generace.
Radiační rizika provozu jsou eliminována dodržením zásad radiační ochrany jak ve fázi
přípravy, tak i následném provozu i po jeho ukončení. Vlivu provozu na obyvatele a na
životní prostředí je věnována samostatná kapitola 5.2. Období po ukončení provozu je
věnována kapitola 6. Pro zajištění radiační ochrany v průběhu provozu jsou projektem
vytvořeny technické podmínky stručně popsané v následujících podkapitolách.
2.6.1
Zacházení s radioaktivním materiálem
Zacházení s radioaktivním materiálem se řídí příslušnými právními předpisy
organizačního i technického charakteru. Pro splnění těchto požadavků jsou v projektu
vytvořeny stavební a technologické podmínky spočívající zejména v těchto dílčích
prvcích koncepčního řešení :
•
omezení prostoru pro zacházení s jaderným materiálem a jeho fyzická ochrana,
•
vymezení kontrolovaného pásma,
•
systém speciální kanalizace a čištění aktivních vod,
25
•
systém speciální vzduchotechniky včetně filtrace vzduchu odváděného z prostorů
s potenciálním výskytem aktivity,
•
stínicí stavební konstrukce v prostoru manipulace se zdroji ionizujícího záření,
•
speciální manipulační prostředky omezující ozáření personálu,
•
monitorovací systém.
2.6.2
Zacházení s kontaminovanými vodami a vypouštění odpadních vod
z aktivních provozů
Kontaminované vody vznikají při dekontaminačních pracích v objektu přípravy RAO a
VJP k uložení a mohou se vyskytnout v úložných podzemních prostorách stykem
prosakující vody s povrchově kontaminovanými materiály.
V objektu pro přípravu RAO a VJP k uložení jsou všechny oplachové vody a
dekontaminační roztoky shromažďovány ve sběrných nádržích s dostatečnou provozní
kapacitou a samostatným rezervním objemem. Nádrže jsou umístěny v jímce tvořící
další bariéru pro případ netěsnosti nádrže. Po přečištění na čistící stanici jsou vody
shromažďovány do kontrolních nádrží. Po radiochemické kontrole může být voda
využita opět v technologickém procesu nebo vypuštěna do průmyslové kanalizace.
V případě detekce objemové aktivity neumožňující uvolnění, bude kontrolní nádrž
přečerpána na zpět na přečištění.
Důlní vody z prostor, kde mohlo dojít ke kontaktu s uloženými materiály jsou čerpány
na odkalovací jímky kontaminovaných vod, monitorovány a případně dále přečištěny na
samostatné stanici pro kontaminované důlní vody. Po přečistění a kladném výsledku
radiochemické analýzy jsou čerpány do výpustního kanálu.
Veškeré vody z areálu jsou před výstupem v kontrolním kanálu monitorovány a varovná
signalizace umožňuje v případě výskytu aktivity v nadlimitním množství okamžitě
vypouštění zastavit.
Základním legislativním podkladem, definujícím ukazatele přípustného stupně
znečištění vod, je Nařízení vlády ČR č. 171/92 Sb., které závazně stanovuje podmínky
pro vypouštění odpadních, zvláštních a důlních vod do vod povrchových. Nejvyšší
přípustnou míru znečištění odpadních vod, která nebude během provozu překročena,
uvádí tabulka 2.3.
26
Ukazatel
Rozměr
Hodnota
pH
-
6-9
CHSK-Cr
mg/l
80
NL
mg/l
60
Fe
mg/l
4,0
Zn
mg/l
1,6
Pb
mg/l
0,4
Cu
mg/l
0,8
As
mg/l
0,4
Tab. 2.3 Nejvyšší přípustnou míru znečištění odpadních vod
2.6.3
Plynné výpusti z aktivních provozů
Objekt přípravy RAO a VJP je vybaven speciální vzduchotechnikou. Přívodní a
odvodní systém a tlakové poměry jsou uspořádány tak, aby byl zajištěn směr proudění
vzduchu z čistých prostor do prostor s možnou vyšší kontaminací v ovzduší a tak, aby
bylo znemožněno zpětné proudění zamořeného vzduchu do pobytových prostor.
Odvodní systémy z horké komory a z provozů zacházení s RAO budou vybaveny
aerosolovými a jodovými filtry. Na výstupu vzdušin z objektu bude prováděno
monitorování.
Větrání podzemních prostor bude provedeno tak, aby směr proudění vzduchu byl od
prostorů výstavbových k prostorům úložným, čímž se zabrání možnosti případné
kontaminace pracovního prostředí. Na výstupu ventilační šachty bude realizováno
monitorování umožňující detekci případných anomálních stavů a provádění bilancí pro
posouzení vlivu úložiště na životní prostředí. Výpusti radioaktivních látek do ovzduší
nejsou plánovány úniky se vzhledem k použitým technologiím obalových souborů
nepředpokládají v rozsahu znamenajícím potencionální ohrožení okolí. Dle konkrétní
geologické situace lze ve výpustích do atmosféry očekávat určité zastoupení radonu
jako dominujícího radionuklidu pocházejícího z přírodních zdrojů horninové formace.
2.6.4
Základní koncepce zajištění požární ochrany
V provozu se nepředpokládá používání látek znamenajících zvýšené požární riziko.
Pohonné hmoty a výbušniny (pokud budou probíhat podzemní trhací práce) budou
uskladněny v bezpečné vzdálenosti od důležitých objektů.
Objekt přípravy RAO a VJP pro uložení je řešen tak, aby byla minimalizována možnost
iniciace požáru a aby případné zahoření neznamenalo ohrožení radiační ochrany.
Rozdělení stavby do požárních úseků a protipožární opatření budou popsány v Požární
zprávě, která bude samostatnou částí dokumentace stavby.
27
2.6.5
Základní koncepce zajištění fyzické ochrany
Základní koncepce zajištění fyzické ochrany vychází z požadavků vyhlášky
č. 144/1997Sb. na zabezpečení materiálů II. kategorie. Tato opatření jsou vztažena
především na prostory, kde se nachází vyhořelé jaderné palivo a v přiměřené míře jsou
aplikována i na další prostory úložiště.
2.6.6
Koncepce zajištění péče o zdraví a bezpečnost provozu
Péče o zdraví a bezpečnost provozu je projekčně zajištěna aplikací principu ALARA při
navrhování aktivních provozů a dodržením ostatních zásad daných předpisy bezpečnosti
práce v průmyslu a hornictví v ostatních provozech. Vlivům ionizujícího záření na
provozní personál je věnována kapitola 5.1.
2.6.7
Vliv provozu na prostředí
Z hlediska účinků provozu úložiště na životní prostředí a obyvatelstvo je významné
zhodnocení předpokládaných koncentrací radioaktivních látek v atmosféře a vodoteči
v lokalitě úložiště. Této problematice je věnována samostatná kapitola 5.2.
2.7
Předpokládaný časový harmonogram výstavby, provozu a
ukončení provozu HÚ
Časový harmonogram výstavby, provozu a ukončení provozu je znázorněn v tab. 2.17.
Uvažuje s provozem stávajících jaderně-energetických zdrojů - elektrárny Dukovany a
Temelín. V případě JETE se vychází se zahájením provozu prvního bloku v roku 2000 a
druhého v roku 2002. Současně harmonogram uvažuje s produkcí VJP a RAO z
výzkumných reaktorů a provozů v ÚJV Řež, a.s. a s institucionálními RAO, část
kterých bude uložena v HÚ. Další dvě tabulky, tab. 2.18 a 2.19, uvažují s uvedením
nového jaderného zdroje do provozu v roce 2025. .
Současně harmonogram uvažuje s produkcí VJP a RAO z výzkumných reaktorů a
provozů v ÚJV Řež, a.s. a s institucionálními RAO, část kterých bude uložena v HÚ.
Další dvě tabulky zahrnují možnost uvedení nového jaderného zdroje do provozu v roce
2025.
28
Úkol
Blok
Začátek
Konec
1985
1990
1995
2000
2005
2010
2015
2020
2025
2030
2035
2040
2045
2050
2055
2060
2065
2070
2075
2080
2085
2090
2095
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
x
xx xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxx
2100
2105
JETE - Časový harmonogram
provozu a vyřazování
Provoz JE
Prodloužení životnosti a
ukončení provozu
Vyřazování (uzavření s dozorem)
I.
2000
2030
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
II.
2002
2032
xx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
I.
2030
2040
xxxx
xxxx
II.
2032
2042
xx
xxxx
I.
2040
2096
II.
2042
2098
I.
2001
2006
II.
2002
2007
I.
2041
2046
xx
xx
xxxx
JETE - VJP a RAO
První palivo uskladněné v
bazénu VJP
Poslední palivo uskladněné v
bazénu VJP
Skladování VJP
Ukládání VJP do HÚ
II.
2042
2047
I.
2006
2075
II.
2007
2076
I.
2065
II.
xxx x
xx xx
xxx x
xx xx
xxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xx xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
x
2100
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
2065
2100
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
JEDU - Časový harmonogram
provozu a vyřazování
Provoz JE
Prodloužení životnosti a
ukončení provozu
I.a II.
1985
2016
xxxx
xxxx
III.a IV.
1986
2017
xxx
xxxx
I.a II.
2015
2026
III.a IV.
2016
2027
I.a II.
2025
2096
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
III.a IV.
2026
2098
xxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xx
I.a II.
1986
1992
III.a IV.
1987
1993
I.a II.
2026
2032
III.a IV.
2027
2033
I.a II.
1991
2066
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
x
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
x
xx
xxx
xxx
xxxx
xxxx
xxxx
xx
x
x
JEDU - VJP a RAO
První palivo uskladněné v
bazénu VJP
Poslední palivo vyskladněné v
bazénu VJP
Skladování VJP
xxx x
xx xx
xxx xx
xxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xx
xxxx
xxxx
xxx
xxxx
xxxx
xxxx
29
Úkol
Blok
Začátek
Konec
III.a IV.
1992
2067
1985
1990
1995
2000
2005
2010
2015
2020
2025
2030
2035
2040
2045
2050
2055
2060
2065
xxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xx
2070
2075
2080
2085
2090
2095
I.a II.
2065
2100
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
III.a IV.
2065
2100
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
1985
2065
2065
2100
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
2100
2105
ÚJV ŘEŽ
VJP a RAO - skladování
- ukládání
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
Institucionální odpady
Do r.1998 je RAO skladováno v úložišti
Richard
1998
xxxx
xxxx
xx
a Bratrství - cca 300-600 sudů
Skladování RAO cca 10-20 sudů
ročně
1998
2100
Ukládání RAO do HÚ
2065
2100
xx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
Legend
a:
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
xxxx
provoz HÚ
vyřazování HÚ
Tab. 2.4 Časový harmonogram výstavby, provozu a ukončení provozu HÚ pro stávající zdroje VJP a RAO
Úkol
Začátek
Konec
Provoz JE
2025
2055
Prodloužení životnosti a ukončení provozu
2055
2065
2065
2120
Legenda :
2015
2020
2025
2030
2035
2040
2045
2050
xxx
xxx
xxx
xxx
xxx
xxx
2055
2060
xxx
xxx
provoz HÚ
Tab. 2.5 Časový harmonogram provozu nového jaderně-energetického zdroje
30
2065
2070
2075
2080
2085
2090
2095
2100
2105
2110
2115
xxx
xxx
xxx
xxx
xxx
xxx
xxx
xxx
xxx
xxx
xxx
vyřazování HÚ
2120
2125
2130
2135
Úkol
Začátek
Konec
První palivo uskladněné v bazénu VJP
2026
2031
Poslední palivo uskladněné v bazénu VJP
2066
2071
Skladování VJP
2031
2100
2065
2100
Legenda :
2015
2020
2025
2030
2035
2040
2045
2050
2055
2060
2065
xx xxx
xxx
xxx
xxx
xxx
xxx
xxx
xxx
2070
2075
2080
2085
2090
2095
xxx
xxx
xxx
xxx
xxx
xxx
xxx
xxx
xxx
xxx
xxx
xxx
2100
2105
2110
2115
2120
2125
2130
2135
xx x
xx x
provoz HÚ
vyřazování HÚ
Tab. 2.6 Časový harmonogram výstavby, provozu a ukončení provozu HÚ při zohlednění nového zdroje VJP a RAO
31
32
3
CHARAKTERISTIKA A PRŮKAZY VHODNOSTI
VYBRANÉ LOKALITY
3.1
Vylučující kritéria podle vyhlášky č. 215/97 Sb.
V následujícím textu jsou diskutována jednotlivá vylučující kritéria uvedená v § 4
vyhlášky č. 215/97 Sb. o kritériích na umísťování jaderných zařízení a velmi
významných zdrojů ionizujícího záření a jejich vztah k zamýšlenému umístění
hlubinného úložiště v granitoidních masívech. Nadpisy jednotlivých následujících
odstavců jsou zkrácené názvy jednotlivých kritérií.
3.1.1
Předpokládané překročení stanovených průměrných ročních
efektivních dávek (§ 4., písmeno a)
Překročení průměrných ročních efektivních dávek definovaných platnými legislativními
předpisy je součástí bezpečnostních analýz úložného systému. Metodologický postup
při vypracování bezpečnostních analýz je uveden v kapitole 5. V procesu výběru
lokality HÚ budou průběžně vyhodnocovány charakteristiky lokality a hostitelské
struktury pomocí tohoto postupu tak, aby nedošlo k překročení obecně platných
legislativních limitů.
3.1.2
Nerealizovatelnost včasného zavedení všech neodkladných
opatření (§ 4., písmeno b)
Z hlediska dlouhodobé bezpečnosti je hlavní bariérou, která zabraňuje průniku
kontaminace do složek ŽP, hostitelské horninové prostředí nezasažené, resp. pouze
minimálně ovlivněné lidskou činností. Z tohoto důvodu není z dlouhodobého hlediska
nutné zabývat se otázkou vlivu neuskutečnění některých neodkladných opatření
zabraňujících nebo omezujících prostup kontaminace do biosféry. V období výstavby a
provozu HÚ může dojít ke zpoždění realizace některých prací, které mohou ovlivnit
zejména bezpečnost pracovníků. Tyto události budou zahrnuty do metodologie vývoje
scénářů a následně vyhodnoceny.
3.1.3
Výskyt krasových jevů v rozsahu ohrožujícím stabilitu horninového
masívu (§ 4., písmeno c)
V České republice jsou aktivity sitingu orientovány na granitoidní masívy. V nich nelze
reálně očekávat výskyt krasových jevů, které jsou vázané převážně na komplexy
karbonátových hornin (zejména vápenců) a výjimečně na dolomity či formace evaporitů
(soli, sádrovec, anhydrit). Nebezpečí výskytu krasových jevů by v geologických
podmínkách ČR přicházelo do jisté míry v úvahu v metamorfovaných komplexech,
například v horninách moldanubika, kde je poměrně běžný výskyt karbonátových
vložek. Možnost výskytu rozsáhlejších karbonátových ker v granitoidech je zcela
hypotetická. I když tento případ připustíme, pak je nutno konstatovat, že tato kra by
33
byla kompletně kontaktně metamorfovaná a tudíž bez reálné možnosti vývoje
krasových fenoménů v jakékoliv formě.
3.1.4
Projevy postvulkanické činnosti (§ 4., písmeno d)
Tyto fenomény jsou na území České republiky známé v omezené míře z oblastí
neoidních vulkanitů (zejména České středohoří a Doupovské hory a jejich blízké okolí)
v Podkrušnohorské pánvi, eventuálně na některých regionálních zlomech zejména
směru SZ - JV, které tuto oblast protínají jako např. mariánsko-lázeňský zlom. Centrální
část Českého masívu, ve které jsou sledované granitoidní masívy situované, představuje
výrazně konsolidovaný blok a nelze v něm projevy postvulkanické činnosti očekávat.
3.1.5
Dosažení nebo překročení hodnoty intenzity maximálního
výpočtového zemětřesení 8o MSK-64 (§ 4., písmeno e)
V centrální části Českého masívu, ve které jsou soustředěné granitoidní masívy, které
jsou uvažované jako potencionální studijní lokality pro umístění HÚ je jen na několika
místech (většinou v blízkosti významných tektonických linií) maximální pozorovaná
intenzita zemětřesení 6o MSK [1]. Hodnoty 7o MSK jsou v téže práci uváděné
výjimečně z oblasti v okolí Chebu a v okolí Trutnova. Výskyt zemětřesení o intenzitě 8o
MSK není příliš reálný. I přes toto konstatování bude celá oblast Českého masívu, ve
které jsou soustředěné potencionální studijní lokality dlouhodobě monitorovaná ve
smyslu mezinárodních doporučení.
3.1.6
Výskyt zón pohybově a seismicky aktivních zlomů se současnými
deformacemi povrchu (§ 4., písmeno f)
S ohledem na stupeň konsolidace území Českého masívu, zejména pak jeho centrální
části lze očekávat, že výskyt zón pohybově a seismicky aktivních zlomů se současnými
deformacemi povrchu a možností vzniku doprovodných zlomů bude vzácný fenomén.
Nicméně i tento jev bude podrobně studován v rámci projektu „Ověřování stability
Českého masívu“. Je třeba konstatovat, že veškeré práce, které byly v rámci aktivit
směřujících k výběru lokality pro umístění HÚ se od samého počátku soustředily na to,
aby rozsáhlejší oblasti i v nich navržené studijní lokality byly situovány v prostorech
mimo dosah významnějších v současnosti známých zlomů
3.1.7
Výskyt geodynamických jevů (§ 4., písmeno g)
Ve vyhlášce č. 215/1997 Sb. jsou geodynamické jevy specifikované jako kerné sesuvy,
sesuvy, plastické vytlačování podloží a ztekucení hornin ohrožující stabilitu
horninového masívu. Tyto jevy nelze v granitoidních masívech běžně očekávat. Jedinou
výjimku z tohoto konstatování by mohly tvořit sesuvy kvartérních uloženin na
morfologicky výraznějších svazích, které ovšem mohou ovlivnit pouze povrchovou část
úložiště. Jejich sanace by neměla představovat vážnější technický problém, zejména s
ohledem na rozměry, které lze předpokládat. V dosud provedených pracích byly při
34
návrhu lokalit zohledněny informace obsažené v bázi dat sesuvů a jiných nebezpečných
svahových deformací (Geofond Praha).
Už v nedestruktivní etapě průzkumu lokalit se předpokládá realizace inženýrskogeologického mapování, jehož výsledky přinesou další významné informace. Nicméně i
geodynamické jevy jako celek budou monitorovány v rámci projektu „Ověřování
stability Českého masívu“.
3.1.8
Výskyt současných nebo předpokládaných deformací povrchu
území (§ 4., písmeno h)
Deformace povrchu území vzniklé v důsledku hlubinného dobývání nerostů (další, ve
výše citovaném odstavci uvedené možnosti nejsou v granitoidních horninách reálné),
resp. přítomnost stařin v zájmovém území byla sledována od počátku prací velmi
pečlivě. Využity byly existující registry Geofondu, zejména pak báze dat
poddolovaných území a starých důlních děl v kombinaci s bází dat ložisek nerostných
surovin. Vybraná území i navržené lokality byly situovány tak, aby se v jejich prostoru
nevyskytovaly známé stařiny. S ohledem na geologický a minerogenetický vývoj
sledovaných granitoidních masívů je jen malá pravděpodobnost výskytu starých důlních
děl. Rozsáhlé aktivity bývalého GPUP někdy do granitoidů zasahovaly, ale protože tyto
aktivity jsou velmi mladé, je jejich evidence dostatečně přesná.
Nedestruktivní etapa prací bude zahájena podrobným geologickým mapováním v
měřítku 1 : 10 000 a plošným nasazením celého komplexu povrchových geofyzikálních
metod. V průběhu těchto prací by byly zcela určitě nalezeny i případné dosud neznámé
stařiny.
3.1.9
Výskyt tektonické aktivity v užší lokalitě (§ 4., písmeno i)
Výskyt tektonické aktivity, který by prokazatelně vedl k náklonu současného povrchu
není ve varisky konsolidovaných granitoidních masívech reálný. Přes toto konstatování
bude už zmíněný projekt „Ověřování stability Českého masívu“ obsahovat metody
dlouhodobého monitorování všech neotektonických i dalších (seismických a
geodynamických) jevů s cílem doložit požadovanou stabilitu jak jednotlivých lokalit,
tak jejich širšího okolí.
3.1.10 Existence významných zásob podzemních či minerálních vod (§ 4.,
písmeno j)
S ohledem na charakter granitoidních hornin (pouze puklinová propustnost) lze označit
existenci významných zásob podzemních vod v nich za zcela výjimečnou. Minerální
vody nejsou v uvažovaných oblastech známé. V průběhu prací, které byly dosud na
sitingu realizované byly brány v potaz údaje z báze dat hydrogeologických údajů a báze
dat ochranných pásem lázní a přírodních léčivých zdrojů (Geofond ČR). Při návrhu
lokalit pro realizaci další etapy prací byly zohledněny všechny dosud stanovené
chráněné oblasti přirozené akumulace vod (CHOPAV).
35
Diskutované problematice bude znovu věnována pozornost při zpracování prováděcích
projektů nedestruktivní etapy geologicko-průzkumných prací s cílem mít před
zahájením této aktivity k dispozici nejnovější dostupné informace.
3.1.11 Únosnost základových půd na pozemcích vybraných pro
umisťováni nižší než 0,2 MPa (§ 4., písmeno k)
Toto kritérium se týká pouze povrchové části areálu budoucího hlubinného úložiště.
Základové půdy s únosností nižší než 0,2 MPa jsou podle ČSN 731001 zeminy tříd F1
až F8 (měkké a tuhé konzistence) a písčité zeminy tříd S4 a S5. Přítomnost tohoto typu
zemin v nadloží granitoidních hornin v žádném případě nebude běžná, spíše bude
omezená na aluviální uloženiny. Navíc s ohledem na známou mocnost těchto útvarů
umístěných nad granitoidy půjde téměř vždy o mocnosti, které bude možno odstranit.
Problematika únosnosti základových půd se bude samozřejmě sledovat už v průběhu
nedestruktivních prací v rámci podrobného inženýrsko-geologického mapování a
příslušných laboratorních zkoušek vzorků zemin i hornin.
3.1.12 Výskyt geologických podmínek vybraného území (§ 4., písmeno l)
Zvodnělé zeminy nesoudržné nebo měkké soudržné zeminy, předurčující tím 3. stupeň
ražnosti tunelové stavby nepřicházejí v úvahu jako horninové prostředí pro umístění
hlubinného úložiště. Už dříve bylo konstatováno, že preferovaným horninovým
prostředím jsou v České republice granitoidní masívy. Navíc při předpokládané hloubce
HÚ minimálně 500 m pod současným povrchem je evidentní, že úložiště bude
situováno v pevných horninách, jejichž parametry jsou zcela mimo rámec uvedeného
kritéria.
3.1.13 V prostoru podzemních děl nemožnost překrytí hlavní části
podzemní stavby horninovým masívem (§ 4., písmeno m)
Toto kritérium platí pouze pro mělké podpovrchové úložiště. Je stanoveno s ohledem na
geotechnické parametry nadložních hornin. Nadlož nad chodbou (úložným prostorem)
má být 3-krát větší než její šíře. Pro hloubku referenčního HÚ 500 m pod terénem by
toto kritérium dovolovalo šířku ukládací chodby 166,7 m, což je z jiných hledisek zcela
nereálné.
3.1.14 Výskyt staré důlní činnosti (§ 4., písmeno n)
Výskyt staré důlní činnosti (s hrozícími důsledky poddolování, průvalů důlních vod a
bořivých účinků velkých, eventuálně horských otřesů) je v granitoidních masívech v
centrální části Českého masívu sledován od počátku prací na vyhledání lokality pro
umístění hlubinného úložiště. V odstavci 3.1.8. byly popsány činnosti, které byly
provedené i další uvažovaný postup. Tyto aktivity povedou rovněž k získání informací,
na jejichž základě bude možno eliminovat i toto vylučující kritérium.
36
3.1.15 Výskyt těžby surovin (§ 4., písmeno o)
Výskyt těžby surovin ve vybraných oblastech a speciálně na navržených lokalitách byl
od počátku detailně sledován. Při návrhu lokalit byla zohledněna báze dat ložisek
nerostných surovin (Geofond ČR). Jsou tedy k dispozici všechny k datu zpracování
„Kritické rešerše archivovaných geologických informací“ Geofondem evidované
informace, které jsou zpracované do map. V těch jsou rozlišené dobývací prostory (DP)
a chráněná ložisková území (CHLÚ). Je třeba konstatovat, že těžba nerostných surovin
v granitoidech vybraných oblastí není příliš častá. Soustřeďuje se prakticky pouze na
kámen pro kamenickou výrobu, výjimečně na drcené kamenivo a štěrkopísky resp.
písky.
Nejběžnější těžba - těžba kamene pro kamenickou výrobu prakticky nepředstavuje
nepřekonatelný střet zájmů. Těžba (většinou z jámových lomů) do hloubek několika
desítek metrů bez pomoci trhacích prací nemůže nepříznivě ovlivnit horninový masív v
hloubkách předpokládaného úložiště. Navíc v době předpokládané výstavby úložiště
bude převážná většina provozovaných lomů mimo provoz. Vzniku nových lomů ve
vybraných lokalitách lze účinně zabránit stanovením chráněného území pro zvláštní
zásah do zemské kůry (zákon č. 44/1988 Sb., ve znění zákona 541/1991 Sb., §16 a 34).
3.1.16 Zasahování pozemků vybraných pro umisťování do zátopových
území (§ 4., písmemo p)
Zasahování pozemků vybraných pro umisťování do zátopových území vodotečí
zaplavovaných při Q100 (stoletá voda - průtok, jehož pravděpodobnost výskytu je jednou
za 100 let) a do území, která mohou být zaplavena v důsledku havárií vodních nádrží je
kritérium významné zřejmě pouze pro povrchový areál HÚ a jeho nejbližší okolí.
Pro některé řeky existují v současné době mapy zátopových území, ve kterých je dosah
stoleté vody zakreslen. Pro ostatní vodoteče na jednotlivých lokalitách bude v rámci
hydrologických a klimatologických prací tento rozsah stanoven odborným posudkem
Českého hydrometeorologického ústavu. Tato činnost bude stejně jako ostatní
hydrologické a klimatologické práce náplní nedestruktivní etapy průzkumných prací.
3.1.17 Zasahování pozemků vybraných pro umisťování do ochranných
pásem dálnic a železnic (§ 4., písmeno q)
Platnost tohoto kritéria je omezena na povrchový areál a jeho okolí. Navržené lokality
leží mimo ochranná pásma dnes provozovaných dálnic. Ochranná pásma železnic budou
spolu s dalšími ochrannými pásmy (např. silnice, produktovody, VN vedení,
telekomunikace apod.) zjišťována ve fázi zpracovávání prováděcích projektů na
nedestruktivní etapu geologicko-průzkumných prací.
Zabránit výstavbě nových liniových staveb, které by komplikovaly či znemožňovaly
výstavbu či provoz HÚ lze nejpozději po ukončení nedestruktivní části průzkumných
prací a po schválení lokalit vybraných na základě těchto prací stanovením chráněného
území pro zvláštní zásah do zemské kůry (zákon č. 44/1988 Sb., ve znění zákona
541/1991 Sb., §16 a 34).
37
3.2
Podmiňující kritéria podle vyhlášky č. 215/97 Sb.
Následující kapitola obsahuje diskusi jednotlivých podmiňujících kritérií uvedených v §
5 zmíněné vyhlášky a jejich vztah k zamýšlenému umístění hlubinného úložiště v
granitoidních masívech. Nadpisy jednotlivých následujících odstavců jsou zkrácené
názvy jednotlivých kritérií.
3.2.1
Ostatní krasové jevy a aktivní geodynamické jevy (§ 5., písmeno a)
O přítomnosti dalších krasových jevů platí v plné míře to, co už bylo konstatováno v
odstavci 3.1.3. Geodynamické jevy, které jsou zmíněny v další části citovaného
paragrafu, jsou z jedním z fenoménů, který bude dlouhodobě sledován a monitorován
na celé dotčené části Českého masívu v rámci projektu „Ověřování stability Českého
masívu“.
3.2.2
Nepříznivé vlastnosti základových půd, okolních zemin a hornin (§
5., písmeno b)
Jak už bylo konstatováno v kapitole 3.1., v průběhu nedestruktivní etapy prací, která je
první etapou geologicko-průzkumných aktivit na jednotlivých studijních lokalitách, se
bude realizovat inženýrsko-geologické mapování do měřítka 1 : 10 000. V rámci
mapování bude samozřejmě odebráno potřebné množství vzorků pro laboratorní
zkoušky. Na základě těchto prací bude možno definovat vlastnosti základových půd na
ploše každé konkrétní studijní lokality a zhodnotit, do jaké míry jsou tyto vlastnosti
vhodné, resp. nevhodné pro budování povrchového areálu hlubinného úložiště.
3.2.3
Dosažení hodnoty intenzit maximálního výpočtového zemětřesení v
mezích 7o až 8o MSK-64 (§ 5., písmeno c)
Podle informací, jejichž pramen je citován v kapitole 3.1., bylo na území České
republiky zaznamenáno maximální výpočtové zemětřesení 7o MSK-64 výjimečně na
Chebsku a na Trutnovsku. Podle téhož pramene se v prostorech, kde leží navržené
lokality ojediněle vyskytuje maximální výpočtové zemětřesení 6o MSK-64.
Bez ohledu na výše uvedené informace bude seismická aktivita (spolu s
geodynamickými a neotektonickými jevy) celé dotčené části Českého masívu
dlouhodobě monitorovaná v rámci projektu „Ověřování stability Českého Masívu“.
3.2.4
Výskyt hydrogeologických podmínek, které znesnadňují sledovat a
předvídat chování podzemních vod (§ 5., písmeno d)
Hydrogeologická charakteristika lokality patří spolu s charakteristikou rozpukání
horninového masívu mezi vůbec nejdůležitější charakteristiky lokality pro umístění
hlubinného úložiště. Studiem archivovaných informací nebyly získány žádné využitelné
informace o hydrogeologických podmínkách granitoidních masívů z hloubek větších
než 100 m. Informace z menších hloubek, které je možno hodnotit jen jako málo
významné jsou ve všech případech, kdy jsou k dispozici, jen bodového charakteru a
38
jejich využitelnost je velmi nízká. V současnosti tedy není možno usuzovat ani na
základní hydrogeologické charakteristiky horninových masívů.
Hydrogeologickým pracím bude v průběhu všech etap geologicko-průzkumných prací
věnována velká pozornost. Pro etapu destruktivních prací, kdy bude dosahováno
hloubek odpovídajících hloubkám situování budoucího úložiště, bude muset být
vyvinuta a ověřena speciální metodika prací vhodných pro monitorování velmi nízkých
přítoků do vrtů, monitorování hydrodynamických vlastností jednotlivých puklin apod.
Nezbytný bude i vývoj a ověření odpovídajících vrtných výplachů.
3.2.5
Výskyt agresívních podzemních vod (§ 5., písmeno e)
O znalosti chemismu podzemních vod z větších hloubek granitoidních masívů ve
vybraných oblastech platí totéž, co bylo řečeno o hydrogeologických podmínkách
obecně v předcházejícím odstavci.
Lze konstatovat, že výskyt agresivních podzemních vod nemusí být nereálný. V
borském masívu, který sice nepatří mezi vybrané oblasti, zejména proto, že leží na
významné tektonické linii a je z řady pohledů anomální, byl v minulosti zaznamenán
výron solanky doprovázený výronem dusíku.
V průběhu všech etap geologicko-průzkumných prací bude i chemismus podzemních
vod detailně sledován.
3.2.6
Výskyt dobře propustných zemin a hladiny podzemní vody v
hloubce menší než 2 m pod uvažovanou úrovní hrubé úpravy
terénu (§ 5., písmeno f)
Toto podmiňující kritérium má význam pouze pro povrchovou část hlubinného úložiště.
Jak už bylo konstatováno v několika odstavcích kapitoly 3.1. i této kapitoly, budou
inženýrsko-geologické a hydrogeologické práce realizovány od počáteční etapy
průzkumu a informace o propustnosti zemin a hloubce hladiny podzemní vody budou k
dispozici už v rané fázi průzkumných prací a bude možno na ně operativně reagovat.
3.2.7
Vysoká průlinová a puklinová propustnost hornin (§ 5., písmeno g)
V granitoidních masívech přichází v úvahu pouze propustnost puklinová. Informace o
puklinové propustnosti uvažovaných hornin v relevantních hloubkách nejsou k
dispozici. Propustnost granitoidních hornin bude tedy limitována kromě jiného
intenzitou rozpukání horninového masívu. Míra propustnosti bude spolu s ostatními
hydrogeologickými charakteristikami horninového prostředí (viz výše) sledovaná v
průběhu všech etap průzkumných prací. Je evidentní, že právě míra propustnosti bude
jedním z hlavních faktorů, které budou ovlivňovat výběr lokality.
39
3.2.8
Výskyt geologických podmínek předurčující 2. stupeň ražnosti
tunelové stavby (§ 5., písmeno h)
Geotechnické informace o stupni ražnosti tunelové stavby nejsou z archivovaných
materiálů k dispozici. Komplexní geotechnická charakteristika hornin v hloubce
předpokládaného úložiště bude zjišťována v destruktivní etapě prací. Získané výsledky
bude možno využít nejen pro stanovení stupně ražnosti tunelové stavby, ale rovněž
např. pro optimalizaci metody ražby zejména s ohledem na vznik a charakter EDZ.
3.2.9
Výskyt mimořádně nepříznivých podmínek pro rozptyl výpustí do
atmosféry (§ 5., písmeno i)
Mimořádně nepříznivé podmínky pro rozptyl výpustí do atmosféry mohou být
způsobeny jednak morfologií lokality, v níž bude situován povrchový areál, jednak
klimatickými podmínkami lokality a jejího širšího okolí. Je otazné, do jaké míry je
právě toto podmiňující kritérium významné pro hlubinné úložiště.
Klimatické podmínky každé lokality budou monitorovány od počátku průzkumných
prací. Dále na každé konkrétní lokalitě bude možno vytypovat prostory nevhodné pro
situování povrchového areálu s ohledem na morfologii a např. převládající směry větrů.
3.2.10 Výskyt souvisle zalesněných oblastí (§ 5., písmeno j)
Na žádné z navržených lokalit nelze hovořit o souvislém zalesnění. S ohledem na
charakter a morfologii těchto lokalit, která je pro granitoidní masívy Českého masívu
typická, je však jejich zalesnění nadprůměrné, na některých lokalitách vysoce
nadprůměrné. Lze předpokládat, že lokalita, na které budou splněna všechna ostatní
kritéria, zejména pak požadované vlastnosti přírodní bariéry bude svým způsobem
ojedinělá. V tom případě, bude-li konstatováno že nebezpečí plynoucí z nadměrného
zalesnění je významné, bude třeba stupeň zalesnění snížit.
3.2.11 Výskyt průmyslové výroby, energetických zdrojů, silniční a
železniční dopravy (§ 5., písmeno k)
Navržené lokality jsou situovány mimo významná průmyslová centra a mimo významné
dopravní tepny. Výrobní kapacity a doprava lokálního významu by neměla mít
negativní vliv na provoz hlubinného úložiště, zejména pak jeho povrchového areálu.
Stejně tak i případné skladování nebezpečných látek by mělo být s ohledem na
výjimečnost lokality zmíněnou v předešlém odstavci řešitelným problémem.
Protože se jedná o kritérium podmiňující, bude účelné provést příslušné rozvahy či
studie po první (nedestruktivní) etapě průzkumných prací, před výběrovým řízením
nebo v jeho rámci.
40
3.2.12 Zasahování tras a ochranných pásem plynovodů, ropovodů a
produktovodů (§ 5., písmeno l)
S výjimkou ve Vyhlášce zmíněných podzemních zásobníků, které navíc v prostoru
navržených lokalit neexistují, jsou všechna další vyjmenovaná zařízení přeložitelná. Jde
tedy „pouze“ o ekonomickou nákladnost eventuální přeložky.
Kompletní informace o průběhu všech vyjmenovaných zařízení bude k dispozici už ve
fázi přípravy prováděcích projektů nedestruktivního průzkumu na konkrétní lokality.
Tyto informace jsou rovněž nezbytné pro lokalizaci technických prací v rámci
průzkumu. Zabránit nežádoucí výstavbě nových liniových staveb, které by
komplikovaly či znemožňovaly výstavbu či provoz HÚ lze nejpozději po ukončení
nedestruktivní části průzkumných prací a po schválení lokalit vybraných na základě
těchto prací stanovením chráněného území pro zvláštní zásah do zemské kůry (zákon č.
44/1988 Sb., ve znění zákona 541/1991 Sb., §16 a 34).
3.2.13 Výskyt objektů rozhlasových a televizních vysílačů
Významné televizní nebo rozhlasové vysílače nebyly na navržených lokalitách zjištěny.
Výjimečně byly zjištěny vysílače lokálního významu. Jejich pozice bude upřesněna v
rámci přípravy prováděcích projektů první etapy geologicko-průzkumných prací. V
případě jejich přítomnosti na lokalitě, která bude vybrána pro realizaci následující
(destruktivní) etapy průzkumu bude třeba situaci řešit před zahájením této etapy prací.
3.3
Kritické zhodnocení vyhlášky č. 215/97 Sb. z hlediska
jejího použití pro zadávací bezpečnostní zprávu HÚ
V kapitolách 3.1. a 3.2. byla diskutována jednotlivá vylučující a podmiňující kritéria pro
umisťování jaderných zařízení ve smyslu vyhlášky Státního úřadu pro jadernou
bezpečnost č. 215/1997 Sb. Ustanovení, která mohou ovlivnit umístění hlubinného
úložiště jsou však náplní i dalších právních předpisů. Pro sledovaný problém jsou
nejvýznamnější ustanovení následujících zákonů:
3.3.1
Zákon ČNR č. 114/1992 Sb., o ochraně přírody a krajiny
Podle § 15 citovaného zákona jsou zakázány aktivity vedoucí k vyhledání lokality HÚ a
samozřejmě i k jeho vybudování v národních parcích.
Podobně § 25 zákona zakazuje potřebné aktivity na území první zóny chráněných
krajinných oblastí, § 29 zakazuje totéž v národních přírodních rezervacích § 33 v
přírodních rezervacích
§ 43 a 44 zákona o ochraně přírody a krajiny pak upravují výjimky ze zákazů a postup
při udělování souhlasů k některým činnostem.
Je třeba zdůraznit, že omezení vyplývající ze zmíněného zákona mají pro vyhledání
lokality pro HÚ pouze teoretický význam. Už při výběru jednotlivých perspektivních
oblastí byla veškerá uvedená omezující ustanovení respektována.
41
3.3.2
Další zákony
Omezující podmínky plynoucí z dalších zákonů, zejména pak ze zákona ČNR č.
44/1988 Sb., (horní zákon) ve znění zákona 541/1991 Sb., a zákona ČNR č. 62/1988
Sb., o geologických pracích a Českém geologickém úřadu ve znění pozdějších předpisů,
jsou vesměs zakotveny ve vyhlášce č. 215/1997 Sb.
3.3.3
Omezující podmínky vyplývající z nižších právních předpisů
Některé podmínky omezující resp. upravující možnost realizace prací směřujících k
výběru lokality a následně pak k vybudování hlubinného úložiště jsou obsahem
vyhlášek vydaných nejčastěji na úrovni Okresních úřadů. Jedné se zejména o stanovení
přírodních parků, oblastí klidu a pod. V dosud shromážděných podkladech (Kritická
rešerše archivovaných geologických informací) jsou ve dvou případech na
perspektivních lokalitách evidované oblasti klidu. Omezující faktory tohoto charakteru
budou muset být evidovány nejpozději v době přípravy prováděcích projektů
nedestruktivní etapy průzkumu a před zahájením prací bude nezbytné dosáhnou v těchto
případech dohody s orgánem, který omezení stanovil.
3.4
Doporučení dalšího postupu
Z rozboru, který je náplní kapitol 3.1. a 3.2. plyne, že vyhláška Státního úřadu pro
jadernou bezpečnost č. 215/1997 o kritériích na umisťování jaderných zařízení a velmi
významných zdrojů ionizujícího záření obsahuje řadu “negeologických“ kritérií a
rámcově i některá geologická kritéria. Vzhledem k určité obecnosti vyhlášky v ní
samozřejmě nejsou postižena specifika hlubinného úložiště vyhořelého paliva a vysoce
aktivních odpadů.
V další fázi prací je proto nezbytné vypracovat dle dosud platné legislativy ČR a
doporučení mezinárodních organizací kritéria (geologická i negeologická), popř.
omezení pro umisťování hlubinného úložiště RAO a VP v geologickém prostředí
granitoidních hornin Českého masívu včetně doporučení změn resp. doplnění platné
legislativy.
3.5
42
Literatura
1.
Schenková Z., Kottnauer P., Schenk V.: Maximum Observed Intensity Point Map
for the Czech Republic - Version 1993. Proc. and Activity Rept. of the 25th Gen.
Ass. European Seismological Commission 3, 1716-1717, 1994
2.
Woller F. et al.: Obecný projekt geologických aktivit souvisejících s vývojem HÚ
VAO a VP v podmínkách ČR, Aktualizace, č. úkolu 59 96 0001, ÚJV Řež, a.s.,
září, 1997
3.
Woller F., Skopový J.: Kritická rešerše archivovaných geologických informací, č.
úkolu 59 94 0001, ÚJV Řež, a.s., únor, 1998
4
CHARAKTERISTIKA A PŘEDBĚŽNÉ HODNOCENÍ
KONCEPCE PROJEKTU
4.1
Koncepce projektu z hlediska jaderné bezpečnosti
4.1.1
Nové trendy spojené se zajištěním jaderné bezpečnosti
V oblasti vývoje ukládání radioaktivního odpadu se v současné době v celosvětovém
kontextu projevují nejméně dvě odborně nové tendence spojené se zajištěním jaderné
bezpečnosti, které nejsou žádným způsobem jakkoliv dotčeny v zákonných nařízeních a
příslušných prováděcích vyhláškách, protože dosud nebyly v ČR formálně rozpoznány,
a tedy řádně diskutovány a ani jejich rozpracování do aplikačního stadia nebylo odborně
ani finančně jakkoliv podpořeno.
V oblasti zajištění jaderné bezpečnosti při ukládání vyhořelého paliva z jaderných
reaktorů se do stadia vhodného k započetí implementačních úvah dostávají tyto odborné
aspekty :
•
reálný popis vyhořelého paliva nejen z hlediska radiace a vývinu tepla, ale i
z hlediska kritičnosti, tedy uvážení jeho reálného izotopického inventáře vzniklého
ozařováním paliva v jaderném reaktoru (tzv. implementace burnup creditu). Takto
provedený popis vyhořelého paliva má přímý kvantitativní vliv na potenciální
kritičnost systému, který toto palivo obsahuje a tudíž přímý dopad na design
jednotky odpadu i inženýrských bariér,
•
realistický popis a kontrola kritičnosti hlubinného úložiště pro dobu po jeho
uzavření, kdy je zapotřebí si uvědomit že v tomto období, kdy úložiště je již
uzavřeno a postupně dochází k porušování inženýrských a případně dalších bariér
či komponent, není možné zajistit deterministické vyloučení potenciální kritičnosti
nově vznikajících systémů tak, jak to např. požadují 10 CFR Part 60, US NRC.
Protože se jedná o časový a prostorový horizont, který je svými nejistotami mimo
kontrolu navrhovatele projektu a žadatele o licenci, je v současné době v USA z
podnětu DOE navrhována revize výše zmíněných předpisů pro licencování úložišť
HLW a vyhořelého jaderného paliva obsahující realističtější chápání a přístup
k postižení tohoto faktu :
-
scénáře potenciální kritičnosti jsou nalezeny na základě pravděpodobnostních
přístupů,
-
je oceněna potenciální kritičnost nalezených konfigurací (kombinace
materiálové a geometrické) deterministickými přístupy - výpočtem s použitím
výpočetních programů podobně jako pro období před uzavřením,
-
následky potenciální kritičnosti - neboť následky jsou právě tím, čím lidstvo
může měřit poškození osob a životního prostředí - jsou určeny napočtením
dávky záření, kterou by obdrželo dostupné okolí, zdroje tepla, které by se
uvolnilo a dalších důsledků,
43
-
riziko scénáře bude vyčísleno jako pravděpodobnost jeho výskytu násobená
jeho důsledky. Ten je potom zařazen k ocenění do standardizovaného procesu
PA.
Ačkoliv tento přístup ke kontrole kritičnosti bude zaměřen na riziko spojené
s potenciálním výskytem kritických stavů, jsou tyto stavy samy vnímány jako
nežádoucí, ať již mají důsledky jakékoliv. Tudíž přístup ke kontrole kritičnosti
bude také identifikovat procesy, podmínky a jevy které silně ovlivňují
pravděpodobnost výskytu kritické situace. Výsledky těchto ocenění budou použity
k identifikaci dostupných metod pro minimalizaci pravděpodobnosti výskytu
kritičnosti.
V souladu s pravděpodobnostním přístupem by se tedy v procesu udělování licence pro
úložiště nemuselo prokazovat, že v období po uzavření nedojde v úložišti ke kritičnosti,
ale muselo by se prokázat, že pravděpodobnostním výběrem připuštěné možné události
vedoucí k potenciálním kritickým konfiguracím nezpůsobí nepřijatelné riziko poškození
zdraví a bezpečnosti veřejnosti včetně škod na životním prostředí.
4.1.2
Metodika kontroly kritičnosti úložiště
Návrh a vývoj systémů kontrolujících kritičnost je inženýrskou činností, která je běžně
v jaderném průmyslu prováděna. Schválená metodika a zkušenost s analýzou
požadovanou pro vyhodnocení kontroly kritičnosti jsou důležité součásti vývoje
systémů kontrolujících kritičnost. V dalším budou stručně zmíněny některé aspekty
metodiky [1], která již zahrnuje obě nové tendence uvedené v 4.1.1. a která je
plánována pro využití pro úložišti v Yucca Mountain k demonstraci kontroly kritičnosti
a ochrany zdraví a bezpečnosti veřejnosti. Zkušenost s použitím této metodiky bude
důležitá při nalezení přijatelného přístupu ve vývoji systémů kontrolujících kritičnost.
Navrhovaná metodika pro období před uzavřením úložiště :
•
klasický způsob zajištění kontroly kritičnosti založený na deterministickém
vyloučení kritičnosti pro celý systém obsahující vyhořelé palivo pro normální i
projektově havarijní stavy (stejným způsobem je v současné době kontrolována
kritičnost navrhovaných jaderných zařízení pro skladování a transport vyhořelého
paliva),
•
implementace burnup creditu vyhořelého paliva do výpočtů kritičnosti.
Po uzavření úložiště již nemohou být provedeny žádné úpravy jeho provedení ani nelze
do systému přidat nějakou dodatečnou kontrolní funkci. Na rozdíl od doby před
uzavřením, kdy je v podstatě deterministicky vyhověno stávajícím předpisům, se pro
dobu po ukončení provozu očekává, že bude uplatněn pravděpodobnostní přístup metodika založená na vyhodnocení rizika (vyjádřeného součinem pravděpodobnost
výskytu krát důsledek). Potenciální scénáře kritičnosti budou sestaveny s použitím
pravděpodobnostních metod.
Stručný přehled navrhované metodiky pro období po uzavření úložiště :
44
•
nalezení scénářů potenciální kritičnosti na základě pravděpodobnostních přístupů,
•
ocenění kritičnosti nalezených konfigurací (materiálové a geometrické kombinace)
deterministickými přístupy - výpočtem s použitím výpočetních programů podobně
jako pro období před uzavřením,
•
výpočet dávky záření,
•
kvantifikace rizika scénáře jako pravděpodobnost jeho výskytu násobená jeho
důsledky.
Pravděpodobnostní metody se použijí k určení pravděpodobnosti výskytu posloupností
anebo řetězců procesů, které vedou k potenciálním kritickým konfiguracím. Analýza
následků je prováděna pro ty konfigurace, které překračují podkritický limit. Tato
analýza určí potenciální dopad stavu kritičnosti na inventář radionuklidů v úložišti a
potenciální tepelný efekt. Výsledky jsou pak v rámci posouzení celkového provedení
úložiště (Performance Assessment, PA) oceněny porovnáním se standardy. Je-li to
nezbytné, budou opatření pro kontrolu kritičnosti posílena, aby bylo dosaženo souhlasu
se standardy.
Požadavek kontroly kritičnosti pro jednotky odpadu může být splněn využitím BUC
(burnup credit) a následujícími metodami odděleně anebo kombinovaně použitými :
•
omezeními v geometrii,
•
omezeným množstvím štěpného materiálu,
•
dodatečným vložením neutronového absorbátoru do systému,
•
omezením množství moderátoru, který by mohl vniknout.
Přístup, který používá vyčíslení účinnosti mechanismů kontrolujících kritičnost po
trvalém uzavření úložiště, uvažuje konfigurace štěpného materiálu pro následující 3
oblasti.
Oblasti
1.
Vnitřní část vzhledem k jednotce odpadu, neporušené i degradované palivové
články; Dvě základní podmínky pro možnou kritičnost jsou zavedení moderátoru a
ztráta nebo nepřítomnost neutronových absorbátorů. Je-li moderátorem voda,
existuje jistě nějaký mechanismus jejího zadržení v rámci jednotky odpadu.
Systematické ocenění, které tuto vodu anebo zdroje jiných moderujících materiálů
identifikuje a hledá i mechanismy ztráty neutronových absorbátorů, se provádí jako
součást metodiky analýzy kritičnosti. Pro předběžné výpočty mohou být
odpovídající procesy modelovány (aproximovány) diskrétními událostmi, které se
vyskytly v určitém čase. Proto lze použít obecné techniky známé z analýzy
způsobů a účinků selhání (Failure Modes and Effects Analysis, FMEA)
identifikující posloupnosti událostí, které mohou vést k porušení jednotky odpadu a
45
k selhání mechanismů kontrolujících kritičnost uvnitř této jednotky. Zjednodušená
posloupnost událostí zahrnuje následující :
2.
3.
46
-
zvýšený průtok vody úložištěm,
-
soustředění těchto toků tam, kde přímo narazí na jednotku odpadu (např.
vytékání z prasklin přímo nad jednotkou odpadu anebo zaplavení jejího okolí)
díky selhání drenážního systému úložiště,
-
porušení jednotky odpadu (nejpravděpodobněji korozí) a tím uvolnění cesty pro
vniknutí moderátoru,
-
vyluhování materiálů působících jako neutronový absorbátor z dané matrice,
-
dostatečné množství štěpného materiálu v jednotce odpadu v potenciálně
kritické konfiguraci poté co nastaly výše zmíněné události,
-
dostatečné množství vody uvnitř jednotky odpadu anebo v jejím okolí.
Vnější část vzhledem k vlastním jednotkám odpadu a vzhledem k systému
inženýrských bariér blízké okolí (near-field). Události analyzované pro vnitřní
kritičnost jsou možnými předchůdci podmínek pro vnější kritičnost, vztahujícími se
k blízkému okolí. S rostoucím časem se tyto události mohou stát součástí spojitého
procesu s časově závislými pravděpodobnostmi, které už nemohou být
aproximovány diskrétními událostmi s pevnou pravděpodobností. Proto již nemůže
být použita jednoduchá technika FMEA. V následujícím jsou uvedeny dodatečné
události a procesy důležité pro externí kritičnost (kromě důsledků interních
příčin) :
-
rozpuštění vyhořelého paliva, takže štěpný materiál může transportovat z
jednotky odpadu ven
-
rekoncentrace štěpného materiálu v blízkém okolí (např. filtrace koloidů Pu a U
sítí úzkých trhlin).
Vzdálené okolí (far-field) jako vnější část vzhledem k systému inženýrských
bariér; Pomalá rychlost rozpouštění paliva a pomalá migrace štěpného materiálu do
vzdáleného okolí klade nejbližší očekávanou potenciální kritičnost vztahující se k
událostem ve vzdáleném okolí do doby nejdříve za 10 000 let anebo vzdálenější.
Roli přitom budou hrát následující procesy :
-
rozpouštění vyhořelého paliva a jeho mobilita,
-
pohyb směrem do saturované zóny vzdáleného okolí,
-
existence redukční zóny nebo jiné formace pro zahuštění štěpného materiálu,
-
proud odpadu plovoucí redukční zónou,
-
mechanismus pro zadržování dostatečného množství vody.
4.1.3
Typy událostí spojených s kritičností a jejich pravděpodobnostní
ocenění
Následek události vedoucí ke kritičnosti systému je závislý na typu dané události. Typ
události závisí na době jejího startování (specifické množství štěpného materiálu a
geometrie je výsledkem procesů závislých na čase), přítomnosti a množství
moderačního materiálu a výtěžku energie jako důsledku stavu kritičnosti. Výtěžek
energie, který určuje následky, je závislý na množství štěpného materiálu a
zpětnovazebních mechanismech přítomných v systému. Potenciálně jsou možné
následující typy událostí realizované kritičnosti:
•
pomalu sestavený soubor štěpitelného materiálu, moderovaný, nízký výtěžek
energie,
•
pomalu sestavený soubor štěpitelného materiálu, moderovaný, vysoký výtěžek
energie,
•
pomalu sestavený soubor štěpitelného materiálu, nemoderovaný, vysoký výtěžek
energie,
•
pomalu sestavený soubor štěpitelného materiálu, nemoderovaný, nízký výtěžek
energie,
•
rychle sestavený soubor štěpitelného materiálu, moderovaný, nízký výtěžek
energie,
•
rychle sestavený soubor štěpitelného materiálu, moderovaný, vysoký výtěžek
energie,
•
rychle sestavený soubor štěpitelného materiálu, nemoderovaný, vysoký výtěžek
energie,
•
rychle sestavený soubor štěpitelného materiálu, nemoderovaný, nízký výtěžek
energie.
V souvislosti s očekávanými procesy v úložišti lze říci, že první položka v předchozím
seznamu je daleko pravděpodobnější než ostatní. Poslední čtyři jsou naopak téměř
nemožné, protože v přírodě není znám mechanismus, který by inicioval rychlé
vytvoření souboru štěpitelného materiálu. Přesto takové scénáře, které by hypoteticky
mohly vést k rychlému vytvoření souborů štěpného materiálu z paliva z komerčních
reaktorů, již byly navrženy a musí být oceněny i kdyby jen proto, aby byla prokázána
jejich nemožnost.
Procesy, které by mohly vést k událostem vedoucím ke vzniku kritičnosti v HÚ jsou
pomalé geologické (vnikání vody) a chemické (koroze) povahy. Proto je právě pomalu
sestavený soubor štěpitelného materiálu o nízkém výkonu tím nejpravděpodobnějším
typem událostí. Očekává se však, že detailní analýzy ukáží, že i pravděpodobnost tohoto
typu událostí je velmi malá. Předběžné analýzy ukazují, že kritičnost pomalu
sestaveného palivového souboru o nízkém výkonu by způsobila jen malé uvolnění
47
energie, která by ovlivnila jen malou oblast v rámci úložiště. Tyto výsledky jsou
založeny na předpokladu, že mechanismy záporných zpětných vazeb utlumí řetězovou
reakci, která se rozvinula nekontrolovaně poté, co se systém dostal do kritického stavu.
Jestliže by zde však nebyla záporná zpětná vazba, mohla by tato událost dlouhodobě
vyústit i ve velký výtěžek energie, i když svými důsledky relativně neškodný. Hlavním
následkem událostí kritičnosti pro pomalu seskupené soubory o nízkém energetickém
výkonu vykazují v době po uzavření úložiště velkou produkci radionuklidů, které by
pak mohly transportovat do dostupného okolí.
Jestliže důsledky jsou ohodnoceny jako potenciálně významné, je nezbytné provést
ocenění jak v rámci jednotky odpadu, tak i v rámci blízkého i vzdáleného okolí. Přístup
k ocenění potenciálně významných následků pro každou z těchto oblastí je shrnut v
následujících bodech :
•
použití dané události potenciálně vedoucí ke kritičnosti pro určení následného
inventáře radionuklidů a tepelného efektu (teplota zdroje tepla jako funkce času),
•
použití tepelného efektu k určení doby návratu podmínek pro výskyt vody v daném
okolí (jestliže událost jejich změnu způsobila) a pro přepočet inventáře
radionuklidů, je-li to nutné (úbytek v důsledku radioaktivní přeměny),
•
použití geochemických modelů k odhadu rychlosti uvolňování radionuklidů z okolí
místa, kde nastala událost, způsobeného vyluhováním inventáře podzemní vodou,
•
použití zdrojového členu a inventáře v rámci modelu posuzujícího provedení
celého systému k ohodnocení historie dávky v dostupném prostředí nebo v jiném
místě (podle požadovaných nařízení).
4.1.4
Návrh další činnosti v oblasti kontroly kritičnosti HÚ v podmínkách
ČR
•
Postupovat v další práci na projektu v oblasti kontroly kritičnosti rozpracováním
prezentované metodiky (viz obr.4.1), která v současnosti tvoří světovou špičku
know-how v této oblasti a začlenit ji do rámce posouzení celkového provedení
úložiště (Performance Assessment, PA).
•
V úzké mezioborové spolupráci hledat mechanismy vzniku, formulaci scénářů,
výpočet a oceňování událostí potenciální kritičnosti pro konkrétní přírodní
podmínky českého úložiště a konkrétní typ VJP a VAO, které budou ukládány .
(Bez jisté míry konkretizace však tyto události formulovat i oceňovat buď vůbec
nemá smysl anebo to lze provést jen velmi obecně a výsledkem bude jen velký
počet událostí, u nichž stanovení pravděpodobnosti výskytu je velmi obtížné,
nicméně kterými je třeba se zabývat).
4.2
Koncepce projektu z hlediska radiační ochrany
Z vyhlášky č. 184/97 Sb. o požadavcích na zajištění radiační ochrany vyplývá, že
koncepce projektu musí zohlednit :
48
•
míru obsahu radionuklidů nebo znečištění jimi, při jejímž překročení jsou látky
nebo předměty radionuklidovými zářiči podle § 2 písm. c) bod 1 atomového
zákona,
•
míru obsahu radionuklidů nebo znečištění jimi, při jejímž nepřekročení lze
materiály, látky a předměty použít mimo pracoviště se zdroji ionizujícího záření,
vypouštět do vod nebo ovzduší nebo jinak uvádět do ŽP,
•
kritéria pro kategorizaci zdrojů ionizujícího záření,
•
technické a organizační požadavky a směrné hodnoty k prokázání rozumně
dosažitelné úrovně ozáření a postup, jak tuto úroveň prokázat,
•
limity ozáření.
Koncepce radiační ochrany založená v projektu vytyčuje následující cíle, pro které
koncepce technického řešení vytváří podmínky k jejich naplnění :
•
zajistit možnost bezpečného
radioaktivního odpadu a VJP,
•
zajistit možnost přizpůsobit objemové kapacity produkci radioaktivního odpadu a
VJP,
•
vytvořit podmínky umožňující, aby plánované ozáření pracovníků na
nejrizikovějších pracovištích bylo s uvážením ekonomického porovnání přínosů a
nákladů co nejvíce pod základními limity a u většiny pracovníků bylo nižší než 1
směrná hodnota rozumně,
•
vytvořit podmínky umožňující, aby a u většiny pracovníků bylo ozáření nižší, než 1
mSv/rok,
•
vytvořit podmínky umožňující, aby kolektivní efektivní dávka byla nižší než
1Sv/rok,
•
vytvořit podmínky umožňující, aby efektivní dávka obyvatele z kritické skupiny
obyvatelstva byla nižší než 50µSv/rok.
uložení
veškerého
v úvahu
připadajícího
49
Obr. 4.1 : Přehled metodiky pro analýzu kritičnosti úložiště
4.3
Koncepce projektu z hlediska havarijní připravenosti
Koncepce projektu z hlediska havarijní připravenosti vychází z legislativních
požadavků stanovených vyhláškou č.184/97 Sb., o požadavcích na zajištění radiační
ochrany a zejména vyhláškou č. 219/97 Sb., o podrobnostech k zajištění havarijní
připravenosti jaderných zařízení a pracovišť se zdroji ionizujícího záření a o
požadavcích na obsah vnitřního havarijního plánu a havarijního řádu. Dále koncepce
50
zohledňuje i požadavky vyplývající z Nařízení vlády č.11/99 Sb. o zóně havarijního
plánování.
Koncepce založená v projektu a následně uplatněná při provozu HÚ sleduje:
•
eliminovat rizika vedoucí ke vzniku mimořádné události,
•
identifikovat vznik mimořádné události
•
omezit příčinu vzniku mimořádné události
•
zamezit a omezit únik radioaktivních látek
•
získat kontrolu nad zdrojem ionizujícího záření
•
odvrátit nebo omezit ozáření osob při vzniku mimořádné události
4.4
Literatura
1.
Vokál A. et al: Souhrn potřeb a požadavků na inženýrské bariéry, BIZ 97-01, ÚJV
Řež, 1997
2.
Vyhláška č. 184/97 SÚJB o požadavcích na zajištění radiační ochrany
5
PŘEDBĚŽNÉ HODNOCENÍ VLIVU PROVOZU HÚ
5.1
Vliv provozu na zaměstnance
Pracovníky zúčastněné na provozu úložiště lze rozdělit podle činností a tím i radiačního
rizika do následujících skupin :
•
pracovníci kontrolovaného
s radioaktivními materiály,
•
technici a řídící pracovníci, kteří vstupují do kontrolovaného pásma na omezenou
část pracovní doby k provedení revizí, údržby a kontrol,
•
pracovníci zaměstnaní na rozšiřování úložných prostor, kteří nemají přístup do
kontrolovaného pásma, kde jsou uloženy radioaktivní materiály,
•
ostatní zaměstnanci pracující v nadzemních prostorách úložiště, kteří nepřichází do
styku s radioaktivními materiály (různé dělnické profese stavební a technologické
údržby, administrativní pracovníci a pod.).
pásma,
kteří
přicházejí
pravidelně
do
styku
Z hlediska radiační ochrany představují kritickou skupinu zaměstnanců pracovníci prvé
skupiny, pracovníci druhé skupiny budou vystaveni významně nižším vlivům
ionizujícího záření a u pracovníků třetí a čtvrté skupiny nelze očekávat žádnou radiační
zátěž vyplývající z jejich pracovních činností na úložišti. U pracovníků v podzemí lze
51
očekávat určité radonové riziko, jehož míra bude záviset na přirozeném obsahu Ra
v těžené hornině.
Při zpracování projektu technologické a stavební části kontrolovaného pásma jsou
dodržovány zásady principu ALARA vedoucí k racionální ekonomické minimalizaci
ozáření pod stanovené hygienické limity.
Z úrovně zadávací bezpečnostní zprávy je na projekt kladen požadavek, aby při
plánovaných činnostech i za abnormálních situací nedošlo k ozáření pracovníka, které
by znamenalo překročení roční efektivní dávky 20 mSv. Tím je zajištěno nepřekročení
základního limitu pro pracovníky se zdroji, který je 50 mSv/rok a 100 mSv za období
pěti po sobě jdoucích let. Současně je kladen požadavek, aby při ozáření pracovníků
přesahujícím směrnou hodnotu 1 mSv/rok byla učiněna opatření v souladu s principem
rozumně dosažitelné úrovně radiační ochrany. Technické řešení stínění jednotlivých
pracovišť a použití vhodných transportních a manipulačních prostředků a dopad těchto
řešení na ozáření pracovníků bude posouzen na úrovni předběžné bezpečnostní zprávy.
Následně v předprovozní bezpečnostní zprávě bude provedeno posouzení souladu
realizace díla se zadáním a předcházejícím stupněm bezpečnostní dokumentace.
Při zpracování projektu byly směrnou hodnotou efektivní dávky 1 mSv vybrány
činnosti, které racionální optimalizovat. Jedná se o především o činnosti při manipulaci
s kontejnery a obalovými soubory, kde lze očekávat příkon na povrchu manipulovaného
břemena v rozpětí 2-10 mSv/h. Proto projekt preferuje maximální možné využití
mechanizace a dálkového ovládání, aby přítomnost obsluhy v blízkosti zdrojů byla
omezena na co nejkratší dobu. Stínící zdi a clony jsou dimenzovány tak, aby na povrchu
stěny směrem k obsluze byly dávkové příkony převážně nižší než 10 µSv/h Tím je
zaručeno, že při maximální době ročního pobytu pracovníka, nemůže být překročena
hodnota odvozeného limitu 20 mSv/rok. Požadavek, aby hodnoty příkonu dávkového
ekvivalentu blížícímu se 10 µSv/h byly jen v ojedinělých případech, je dán požadavkem
na umožnění stanovit plánovaná ozáření na co nejnižší reálně dosažitelnou úroveň. Při
stanovení technických prostředků a organizačních postupů v procesu projektové
přípravy, realizace i provozu bude aplikována metoda ekonomického porovnání nákladů
a přínosů jednotlivých opatření.
Převážná část prostor kontrolovaného pásma, kde bude obsluha pobývat největší část
pracovní doby jsou řešeny tak, aby příkon efektivní dávky byl pod hranicí pro
kontrolované pásmo, tj. nižší než 2.5 µSv/h. Tím se dosahuje, že ani za hranicí tohoto
pásma nemůže příkon dávkového ekvivalentu překročit hodnotu doporučenou
vyhláškou č. 184/97Sb., vytváří se podmínky, aby pro pracovníky v KP mohlo být
plánováno ozáření jako co nejmenší frakce základního limitu a současně se sleduje
vytvořit podmínky pro dosažení ozáření osob pohybujících se vně KP pod úrovní 50µ
Sv/rok.
Z odhadu časové náročnosti, frekvence jednotlivých pracovních úkonů v průběhu roku a
technologických možností vyplývá, že je reálné aby roční efektivní dávky pracovníků
kontrolovaného pásma dosahovaly v průměru 5 - 10 mSv/rok. Tento odhad je současně
zadáním, jehož splnění bude posuzováno předběžnou bezpečnostní zprávou.
52
5.2
Vliv provozu na obyvatele a ŽP
Upřesněné zadání Referenčního projektu klade důraz zejména na návrh struktury
bezpečnostních analýz HÚ s důrazem na demonstraci postupů při jejich vypracování a
identifikaci kritických míst z hlediska prokázání dlouhodobé bezpečnosti hlubinného
úložného díla v období po uzavření HÚ. Z tohoto důvodu je legislativou požadovaný
rozsah a struktura vyhodnocení referenčního projektu upraven tak, aby odpovídal
požadavkům zadavatele projektu a byly v souladu s nabídkou projektu [1]. Výsledky
bezpečnostní analýzy referenčního HÚ v hypotetické lokalitě budou současně
základem pro formulaci požadavků na související části celkového Programu vývoje
hlubinného úložiště v podmínkách ČR.
•
předprovozní období; v předprovozním období; tj. v období realizace průzkumných
prací a výstavby HÚ, se vzhledem k nepřítomnosti radioaktivních materiálů v
lokalitě HÚ nepředpokládají žádné radiační vlivy na obyvatelstvo a ŽP.
•
provozní období; zvláštností hlubinného úložného systému je prolínání
předprovozního a provozního období v důsledku souběhu výstavby HÚ a ukládání
VJP a RAO do již vybudovaných prostor. Tato skutečnost se ale prakticky projeví
pouze při ocenění vlivu provozu HÚ na zaměstnance. I v případě špatně utěsněné
šachty či jiné závady jsou obalové soubory používané pro ukládání po dobu
provozního období dostatečnou bariérou před úniky radioaktivních látek z prostoru
úložiště do okolí. Jediným působením provozu HÚ na obyvatelstvo se v
současnosti jeví expozice v důsledku havárie při transportu VJP a RAO do
úložných prostor. Kvantitativní ocenění následků této havárie bude ale možné až
po vyhodnocení transportních cest v konkrétních plánovaných lokalitách.
V současné úrovni znalostí by bylo možné pouze vyjít z předpokladu, že :
-
kontejner má vlastnosti dané vyhláškou č. 142/97 Sb.,
-
transport bude probíhat způsobem zajišťujícím, že případná nehoda nebude mít
větší účinky než jsou účinky testů,
-
v případě nehody dojde k poškození vyvolávající maximálně povolený únik.
Protože hodnoty A2 jsou odvozeny od přijatelné míry rizika, byl by i výsledek
tohoto rozboru relativně příznivý a nemusel by odpovídat reálnému riziku.
•
poprovozní období; tato část je těžištěm předkládané zprávy. Členění jednotlivých
podkapitol hodnocení referenčního projektu je rozděleno do dvou hlavních částí :
-
přehled aktuálních legislativních limitů pro ozáření pracovníků a obyvatelstva a
směrných hodnot pro kontaminaci složek ŽP; první podkapitola stručně
sumarizuje platné závazné legislativní limity ozáření a směrné hodnoty
kontaminace ŽP, které jsou relevantní pro bezpečnostní analýzy HÚ,
-
obecná struktura bezpečnostní analýzy HÚ; v druhé podkapitole je navržena
struktura bezpečnostní analýzy a její místo v celkové struktuře vývoje HÚ.
53
Následující části druhé podkapitoly popisují jednotlivé základní prvky
bezpečnostní analýzy :
• definice a screening FEP; způsob definice a výběru vlastností, událostí a
procesů charakteristických pro referenční HÚ,
• vývoj a screening scénářů; konstrukce scénářů na základě vybrané skupiny
FEP a jejich screening pomocí vhodných metod (matematické nástroje,
expertní odhady). Tato část se současně i zabývá výběrem případně
vývojem matematických nástrojů pro účely screeningu scénářů,
• pole blízkých interakcí; návrh vývoje koncepčního modelu pole blízkých
interakcí, vyhodnocení, případně vývoj matematického nástroje pro
kvantifikaci zdrojového členu včetně jeho validace a verifikace, vzorový
výpočet zdrojového členu a základní citlivostní analýza a analýza
neurčitostí,
• pole vzdálených interakcí; návrh vývoje koncepčního modelu pole
vzdálených interakcí, vyhodnocení případně vývoj matematického nástroje
pro simulaci hydrogeologické situace a transportu kontaminantu včetně jeho
validace a verifikace výpočetního nástroje, vzorový výpočet proudění
podzemní vody v hypotetické lokalitě HÚ a transportu kontaminantu a
základní citlivostní analýza a analýza neurčitostí,
• biosféra; definice referenční biosféry v podmínkách ČR, výběr event. vývoj
biosférického modelu včetně jeho validace a verifikace a vzorový výpočet
kontaminace složek ŽP pro referenční HÚ,
• provedení bezpečnostní analýzy a vyhodnocení bezpečnosti; porovnání a
interpretace výsledků referenčního výpočtu s platnými legislativními limity
a směrnými hodnotami a identifikace kritických částí celkového úložného
systému z hlediska zabezpečení dlouhodobé radiační ochrany obyvatelstva a
ŽP.
5.2.2
Přehled aktuálních legislativních limitů a směrných hodnot
Dlouhodobá bezpečnost úložiště je založena na požadavku, aby riziko expozice v
různých časových obdobích jeho existence bylo udržováno na přijatelně nízké úrovni.
Základem omezení rizika jsou :
•
princip stejné bezpečnosti současné generace a generací budoucích,
•
respektování limitu ročního efektivního dávkového ekvivalentu osob z kritické
skupiny obyvatelstva.
Tato dvě základní omezení požadují omezení kontaminace složek životního prostředí na
přípustnou míru, jejíž překročení by mělo za následek zvýšení rizika obdržení
dávkového ekvivalentu nad stanovený limit. Jejich součástí je zároveň udržení
vlastností prostředí na úrovni, odpovídající stavu před zahájením výstavby úložiště.
54
Případné změny vlastností životního prostředí se musí pohybovat v rozmezí jednotek
procent hodnot, typických pro sledovanou veličinu v období před zahájením provozu
úložiště (teplota, obsah kontaminantů, pH podzemních vod apod.).
Základním legislativním podkladem pro vypracování bezpečnostní analýzy referenčního
HÚ v hypotetické lokalitě je atomový zákon a jeho prováděcí předpisy, zejména
vyhláška č.184/97 o požadavcích na zajištění radiační ochrany. Tato vyhláška definuje
několik typů limitů podle toho, jaké skupiny populace jsou vystaveny účinkům ozáření,
jaký je důvod ozáření a v jakých veličinách je ozáření vyjádřeno :
•
základní limity obecné se vztahují na ozáření obyvatel v okolí zdroje ionizujícího
záření ( tj. i HÚ). Tyto limity se nevztahují na pracovníky kategorie A (poučena
osoba starší 18 let jejíž dávky jsou systematicky měřeny, vyhodnocovány a
evidovány a která se v průběhu 24 měsíců podrobila preventivní lékařské
prohlídce) a B (poučená osoba starší 18 let, která při své práci přichází vědomě a
dobrovolně do styku se zdroji ionizujícího záření), na osoby podílející se na
likvidaci radiační havárie, na lékařské ozáření, na zvláštní ozáření podle §12 a na
ozáření související s přípravou na výkon povolání se zdroji ionizujícího záření,
•
základní limity pro pracovníky kategorie A a B,
•
základní limity pro učně a studenty,
•
zvláštní limity, ze kterých je pro potřeby bezpečnostní analýzy význačná hodnota
500 mSv za dobu pěti za sebou jdoucích let pro ozáření pracovníků se zdroji IZ při
mimořádných, jednorázových nebo krátkodobých pracích, omezených na malý
počet osob a na vymezené prostory,
•
odvozené limity vztahující se na pracovníky, ale vyjádřené ve snáze měřitelných
veličinách než základní limity (aktivita, měrná aktivita).
Kvantitativní hodnoty limitů jsou uvedeny na obr. 5.1. Pro účely bezpečnostní analýzy
je směrodatnou hodnota efektivní dávky pro obyvatelstvo z vnitřního ozáření 1
mSv/rok. Základními požadavky pro aplikaci tohoto limitu jsou :
•
limit musí být splněn po celé sledované období nezávisle na výsledcích
monitorování a na funkčnosti monitorovacího systému,
•
období, po které je limit uplatňován, musí být v časovém intervalu, během kterého
lze reálně vyhodnotit chování systému. Toto období se pohybuje v rozmezí 0 - 104
(105 ) let,
•
úložiště musí být provozováno tak, aby byl základní limit pro obyvatelstvo dodržen
pro :
-
normální provoz,
-
nestandardní situace a havárie.
55
Současně obsahuje vyhláška č 184/97 Sb. i způsob finančního ocenění opatření
vedoucích ke zvýšení radiační ochrany pracovníků a obyvatelstva. Toto ocenění
vychází ze směrné hodnoty ozáření, která se považuje za dostatečnou k prokázání
rozumně dosažitelné úrovně radiační ochrany při nakládání se zdroji ionizujícího záření.
Tato hodnota je:
•
1 Sv pro roční kolektivní efektivní dávku
•
1 mSv pro roční efektivní dávku u pracovníků kategorie A nebo B a
•
50 µSv pro roční efektivní dávku u ostatních osob.
Přínos ochranných opatření se při porovnání nákladů na alternativní opatření ke zvýšení
radiační ochrany s finančním ohodnocením očekávaného snížení ozáření stanovuje tak,
že snížení kolektivní efektivní dávky u ozáření kolektivu pracovníků nebo u osob se
násobí :
•
0,5 mil. Kč/Sv pro případ, kdy efektivní dávka v průměru u jednotlivce nepřesáhne
10% příslušných základních limitů,
•
1,0 mil. Kč/Sv pro případ, kdy efektivní dávka v průměru u jednotlivce přesáhne
10% a nepřesáhne 30% příslušných základních limitů,
•
2,5 mil. Kč/Sv pro případ, kdy efektivní dávka v průměru u jednotlivce přesáhne
30% příslušných základních limitů,
•
1 mil. Kč/Sv pro lékařské ozáření,
•
1 mil. Kč/Sv pro přírodní ozáření a
•
5 mil. Kč/Sv pro radiační nehody.
I když podle vyhlášky č. 184/97 Sb. je rozhodujícím bezpečnostním kritériem velikost
efektivní dávky pro osobu z kritické skupiny obyvatel, lze vzhledem k současnému
stavu rozpracovanosti Programu vývoje hlubinného úložiště v podmínkách ČR
definovat pouze referenční kritické skupiny a následně kvantifikovat efektivní dávky.
Na druhou stranu je ale zřejmé, že dávky jsou závislé na kontaminaci složek ŽP, které
vstupují do jednotlivých prvků sledované biosféry. Z dostupných legislativních
podkladů pouze norma pro pitnou vodu [4] definuje celkovou objemovou aktivitu alfa z
povrchových a podzemních zdrojů, při překročení které se musí stanovit aktivita Ra-226
a případně dalších radionuklidů podle pokynů orgánů hygienické služby. Obdobně je
definována i indukční hodnota pro celkovou objemovou aktivitu beta a objemovou
aktivitu Rn-222 (viz. tab. 5.1).
Ukazatel
Indukční hodnota [Bq/l]
celková objemová aktivita alfa
0,1
celková objemová aktivita beta
1,0
objemová aktivita Rn-222
20
Tab. 5.1 Indukční hodnoty pro pitnou vodu podle ČSN 75 7111 [4]
56
Ukazatele přípustného stupně znečištění vod jsou uvedeny i v nařízení vlády č. 171/92
Sb. Hodnoty se týkají vypouštění odpadních a zvláštních vod do vod povrchových a
výjimečně i podzemních v důsledku průmyslové činnosti. Z těchto důvodů je lze pro
účely bezpečnostní analýzy HÚ použít pouze omezeně (viz. tab. 5.2).
LIMITY OZÁŘENÍ
(§8 - §13 Vyhlášky
č.184/97 Sb.)
Základní limity
Základní limity obecné:
- 1 mSv/rok
- výjimečně 5 mSv/5 po
sobě jdoucích let
za podmínek stanovených
v povolení k provozu
pracoviště s (velmi)
významnými zdroji IŽ
-15 mSv/rok v oční čočce
- 50 mSv/rok v 1 cm2 kůže
Základní limity pro
pracovníky:
- 100 mSv/5 po sobě
jdoucích let
- 50 mSv/ rok
- 150 mSv/rok v oční čočce
- 500 mSv/rok pro ruce a
nohy
Základní limity pro učně a
studenty (16 - 18 leté):
- 6 mSv/ rok
- 50 mSv/rok v oční čočce
- 150 mSv/rok pro ruce a
nohy
Zvláštní limity
Limity pro osoby ošetřující
mimo rámec svých prac.
povinností pacienty
vystavované lékařskému
ozáření:
- 1 mSv/ rok (mladší 18 let)
- 5 mSv/rok
Limity pro plod u těhotných
žen pracujících na
pracovišti se zdroji IŽ
- 1 mSv/po zbývající dobu
těhotenství
Limity pro pracovníky při
výjimečném ozáření
(mimořádné jednorázové a
krátkodobé práce)
- 500 mSv/5 po sobě
jdoucích let
Odvozené limity
Limity pro zevní ozáření
- 500 mSv/ rok v hloubce
0,07 mm
10 mm
Limity pro vnitřní ozáření
- 20 mSv/hing pro ingesci
- 20 mSv/hinh pro inhalaci
Limity pro současné vnitřní
a vnější ozáření
0,07 mm a současně
20 mSv/ rok v hloubce
10 mm + Iing .hing + Iinh .hinh
Limity pro ozáření produkty
radonu
- 3 MBq/rok (ekvivalentní
aktivita radonu)
- 2,5 MBq.h/m3 (expozice
produkty radonu)
- 1260 Bq/m3 (obj. aktivita
radonu)
Limity pro ozáření směsí
dlouhodobých alfa záříčů z
U-Ra řady při vdechnutí
- 1850 Bq/rok
Obr. 5.1 Limity ozáření podle vyhlášky č. 184/97 Sb. (zvýrazněné hodnoty jsou
relevantní pro program vývoje HÚ)
57
Ukazatel
Hodnota pro vodárenské
toky [Bq/l]
Hodnota pro ostatní
povrchové toky
[Bq/l]
celková objemová aktivita alfa
0,3
0,5
celková objemová aktivita beta
1,0
2,0
Ra-226
0,1
0,3
U
0,05 mg/l
0,1 mg/l
Sr-90 + Y-90
0,3
0,5
Cs-137
0,5
1,0
Tab. 5.2 Ukazatele množství látek v povrchových vodách podle Nařízení vlády č. 171/92
Sb. [5]
Pro další složky ŽP neexistují v současnosti žádné směrné hodnoty pro povolenou
kontaminaci půdy a ovzduší radioaktivními kontaminanty. Tyto hodnoty budou součástí
indikátorů bezpečnosti, které budou respektovat platnou národní legislativu. Indikátory
bezpečnosti, jako doplněk limitů založených na vyhodnocení dávky event. rizika :
•
umožňují vyhodnotit vlastnosti jednotlivých částí úložného systému z hlediska
jejich izolační funkčnosti,
•
umožňují částečně eliminovat vliv neurčitostí, které se uplatňují ve význačné míře
v delších časových horizontech; např. použitím koncentrací kontaminantů, event.
toku kontaminantů stanovenými hranicemi v hydrogeologickém prostředí lze
eliminovat neurčitosti související s předpovědí vývoje biosféry,
•
se podílejí při rozhodovacích procesech v procesu výběru lokality HÚ, při
projektovém řešení HÚ včetně struktury a vlastností inženýrských bariér a pod.
Závěrem lze konstatovat, že bezpečnostní rozbory HÚ by se v obecné rovině neměly
vázat pouze na jednu skupinu legislativních limitů, jako jsou např. efektivní dávky pro
jedince z kritické skupiny obyvatelstva. Víceúrovňová koncepce, využívající indikátory
bezpečnosti, při které by výsledky bezpečnostních analýz byly srovnávány s:
•
limity pro efektivní dávky obyvatelstva
•
směrnými hodnotami koncentrace kontaminantů ve složkách ŽP,
•
pozaďovými hodnotami koncentrace kontaminantů v ŽP a
•
zdravotními riziky pro obyvatelstvo,
by umožnila komplexní ohodnocení vlivu HÚ na obyvatelstvo a složky ŽP. Referenční
projekt ale v současném stupni rozpracovanosti projektu HÚ neumožňuje uskutečnit
bezpečnostní rozbory v uvedeném rozsahu. Základním výstupem nyní předkládané
bezpečnostní analýzy bude :
•
58
návrh základní struktury bezpečnostních analýz HÚ,
•
demonstrace postupů od definice FEP až po výpočet efektivních dávek, přičemž je
nutno zdůraznit, že hodnoty nemohou a nebudou mít žádnou závaznou vypovídací
a rozhodovací schopnost v návaznosti na další etapy vývoje HÚ v ČR,
•
vyhodnocení citlivosti jednotlivých složek úložného systému na změny vstupních
parametrů a stanovení kritických parametrů pro jednotlivé části HÚ,
•
rámcový návrh výzkumných a vývojových prací.
Pro účely vyhodnocení vlivu HÚ na obyvatelstvo lze v současnosti vycházet z
atomového zákona a z jeho prováděcích předpisů. Stávající legislativa ČR ale
neposkytuje dostatečný podklad pro hodnocení vlivu HÚ na ŽP. Ve srovnání např. se
směrnicemi [4] a [5] neexistují směrné hodnoty kontaminace složek ŽP pro kritické
kontaminaty z inventáře HÚ. Tato skutečnost je důsledkem toho, že legislativa ČR je z
hlediska ochrany ŽP orientována zejména na ohodnocení vlivu chemických
kontaminantů na složky ŽP. Z tohoto důvodu navrhujeme vypracování indikátorů
bezpečnosti pro vybrané složky ŽP pro účely Programu vývoje hlubinného úložiště v
podmínkách ČR.
5.2.3
Bezpečnostní analýza referenčního hlubinného úložného systému
Navržená struktura bezpečnostní zprávy zohledňuje všechny v dnešní době známé a
požadované prvky bezpečnostních analýz úložných systémů RAO. Bezpečnostní
analýza musí ve všech fázích respektovat platné legislativní prostředí, u kterého lze
vzhledem k odhadované délce projektu vývoje HÚ předpokládat v budoucnosti určité
změny. Tyto změny mohou následně ovlivnit strukturu a výstupy bezpečnostní analýzy.
Druhou oblastí, která ovlivňuje všechny výchozí předpoklady bezpečnostní analýzy,
jsou základní informace o koncepci HÚ a struktuře všech částí úložného systému. Pro
účely Referenčního projektu byl vyhodnocen soubor vstupních údajů, které vycházejí ze
současné úrovně znalostí a poznatků získaných od počátku Programu vývoje
hlubinného úložiště v podmínkách ČR. Tyto údaje, které jsou uvedeny v částech A - F
Referenčního projektu, přitom nelze chápat jako závazné pro další etapy vývoje HÚ,
včetně celkové koncepce HÚ. Jedná se o pouze o definici technického a konstrukčního
rámce pro potřeby Referenčního projektu a v následujícím období bude nutno v průběhu
výzkumných a vývojových prací tyto údaje verifikovat, event. nově stanovit pro
konkrétní navrženou a schválenou skladbu jednotlivých složek hlubinného úložného
díla.
Vlastní struktura bezpečnostní zprávy je navržena na pozadí vzájemně se překrývající
legislativní a technicko-konstrukční oblasti. Pro jednotlivé části bezpečnostní analýzy
jsou navrženy způsoby jejich řešení včetně základní demonstrace simulačních postupů a
věcné náplně navazujících výzkumných a vývojových prací. Hlavním cílem této části
ZBZ je na základě struktury bezpečnostní analýzy podle obr. 5.2 identifikovat a stručně
popsat všechny klíčové postupy, které v závěru vedou ke kvantifikaci dlouhodobých
vlivů HÚ na obyvatelstvo a ŽP (viz. kap. 5.2.2.9). Kromě položek uvedených na obr.
5.2 je zvýšená pozornost věnována v rámci koncepce HÚ použité pro potřeby
59
Referenčního projektu i otázce stanovení rozestupů úložných šachet v závislosti na
stupni vyhoření paliva a na parametrech hostitelské horninové struktury.
Na základě zadání a cílů Referenčního projektu a z nich vyplývajících nejistot mají
uváděné hodnoty sledovaných parametrů a závěry založené na kvalitativních odhadech
pouze velice omezenou vypovídací schopnost a nelze je považovat za směrodatné pro
další etapy Programu vývoje hlubinného úložiště v podmínkách ČR.
5.2.3.1
Projekt referenčního HÚ
Projekt referenčního HÚ uvažuje ukládání VJP a RAO do jednoúrovňového hlubinného
úložného díla v hloubce 500 m pod povrchem v granitovém horninovém prostředí.
Průměrná teplota zemského povrchu je 100C. Obalové soubory s VJP jsou uloženy
vertikálně, v úložných šachtách. Úložné obalové soubory jsou navrženy pro 2 typy VJP
z reaktorů typu VVER-440 a VVER-1000. Palivové články z reaktorů VVER-440 jsou
umístěny po 7 kusech v jednom kontejneru a palivové články z reaktorů VVER-1000 po
3 kusech v jednom kontejneru. Maximální střední vyhoření paliva je 45 000 MWd/tU
(VVER-440) a 50 000 MWd/tU (VVER-1000). Úložné šachty jsou utěsněny materiálem
na bázi bentonitu.
Z hlediska koncepce referenčního HÚ je podstatné stanovení rozestupů úložných
šachet, která zejména ovlivňuje :
•
tepelnou zátěž jednotlivých komponent inženýrských bariér a tím i dlouhodobou
stabilitu úložného systému a
•
celkový objem vytěžené horniny a cenu díla.
Problematika stanovení rozestupů úložných šachet byla částečně řešena ve zprávách [7],
[8] a [9] pro palivo VVER-440 s vyhořením 42 000 MWd/tU a VVER-1000 s
vyhořením 48 000 MWd/tU pomocí programů MSTS a TEPLO. Klíčovým sledovaným
parametrem je maximální teplota v tlumícím materiálu (bentonit) úložných vrtů.
Předpokládá se, že vlastnosti tlumícího materiálu budou takové, že výrazně omezí
migraci radionuklidů do okolního prostředí. Zbytkové teplo vyhořelého paliva způsobí,
že v prvním období bude docházet částečně k vysušování tlumícího materiálu. Teplota
na rozhraní kontejner/tlumící materiál nesmí převýšit 100oC [11], aby toto
vysušování nezpůsobilo nevratné změny a
60
ZÁVAZNÉ LEGISLATIVNÍ PROSTŘEDÍ
KONCEPCE HÚ
CHARAKTERISTIKY SYSTÉMU INŽENÝRSKÝCH BARIÉR
INVENTÁŘ A JEHO
SCREENING
DEFINICE A
SCREENING FEP
VÝVOJ A
SCREENING
SCÉNÁŘŮ
VYHODNOCENÍ EVENT.
VÝVOJ SCREENINGOVÝCH
MODELOVÝCH NÁSTROJŮ
KONCEPČNÍ A
MATEMATICKÝ
MODEL POLE
BLÍZKÝCH INTERAKCÍ
KONCEPČNÍ A
MATEMATICKÝ
MODEL POLE
VZDÁLENÝCH
INTERAKCÍ
KONCEPČNÍ A
MATEMATICKÝ
MODEL BIOSFÉRY
VYHODNOCENÍ
EVENT. VÝVOJ
MODELOVÝCH
NÁSTROJŮ
VYHODNOCENÍ
EVENT. VÝVOJ
MODELOVÝCH
NÁSTROJŮ
VYHODNOCENÍ
EVENT. VÝVOJ
MODELOVÝCH
NÁSTROJŮ
VERIFIKACE A
VALIDACE MODELŮ
VERIFIKACE A
VALIDACE MODELŮ
VERIFIKACE A
VALIDACE MODELŮ
KVANTIFIKACE
ZDROJOVÉHO ČLENU
HYDROGEOLOGICKÝ
MODEL LOKALITY
BIOSFERICKÝ MODEL
CITLIVOSTNÍ A
NEURČITOSTNÍ
ANALÝZA
TRANSPORTNÍ
MODEL
CITLIVOSTNÍ A
NEURČITOSTNÍ
ANALÝZA
Biosféra
Pole blízkých interakcí
CITLIVOSTNÍ A
NEURČITOSTNÍ
ANALÝZA
Pole vzdálených interakcí
CELKOVÁ
CITLIVOSTNÍ A
NEURČITOSTNÍ
ANALÝZA
DÁVKY OBYVATELSTVA,
KONCENTRACE KONTAMINANTŮ
VE SLOŽKÁCH ŽP, ...
CHARAKTERISTIKY HOSTITELSKÉ
LOKALITY HÚ
LEGISLATIVNÍ LIMITY
A SMĚRNÉ HODNOTY
CHARAKTERISTIKY DOSAŽITELNÝCH
SLOŽEK ŽP
Obr. 5.2 Základní struktura bezpečnostní analýzy
61
zároveň, aby tlumící materiál neztratil schopnost botnáním bránit šíření a vzniku trhlin.
Časový průběh teploty byl sledován v několika pozorovacích bodech umístěných na
rozhraní kontejneru a tlumícího materiálu a v blízkostí rozhraní tlumícího materiálu a
hostitelské horniny. V rámci Referenčního projektu byly výpočty aktualizovány pro
změněný počet palivových kazet typu VVER-1000 v kontejneru (3 ks) a pro delší dobu
skladování (65 let). Současně byly doplněny výsledky citlivostní analýzy o analýzu
vlivu změny tepelného výkonu paliva (v důsledku různého vyhoření) na rozestupy
úložných šachet.
Výsledky aktualizovaného teplotechnického výpočtu jsou uvedeny na obr 5.3 - 5.6.
Výpočty byly realizovány variantně pro různé modely tepelné vodivosti. Je vidět
výrazný rozdíl mezi závislostí teploty od rozestupů pro modely „Somerton“ a „linear“
na jedné a „parallel“ na druhé straně. Pro modely „linear“ a „Somerton“ jsou výsledky
identické vzhledem k tomu, že tyto modely přímo nepracují s hodnotami pórovitosti, ale
s hodnotami saturace.
„linear“
ke = ku + sl.(ks - ku)
(5.1)
„Somerton“
ke = ku + √sl.(ks - ku)
(5.2)
kde
ke - efektivní tepelná vodivost [W/m.K]
ku - nesaturovaná tepelná vodivost [W/m.K]
sl - saturace [-]
ks - nesaturovaná tepelná vodivost [W/m.K].
Paralelní model dává do přímé závislosti efektivní tepelnou vodivost s pórovitostí podle
vztahu:
„parallel“
kde
ke = ku (1-nT) + kl.[nT-nD(1-sl)]
(5.3)
ke - efektivní tepelná vodivost [W/m.K]
ku - nesaturovaná tepelná vodivost [W/m.K]
nT - celková pórovitost [-]
nD - difúzní pórovitost [-]
sl - saturace [-]
kl - tepelná vodivost kapalné fáze [W/m.K].
Pro palivo typu VVER-440 je podmínka nepřekročení mezní teploty 1000C v
zásypovém materiálu splněna pro rozestupy 2,5 a 4,0 m. Pro palivo VVER-1000 s
referenční úrovní vyhoření 48 000 MWd/tU je tato podmínka splněna pro rozestupy 3,8
m (lineární model). Při použití paralelního modelu efektivní tepelné vodivosti není
požadavek nepřekročení mezní teploty splněn ani pro rozestupy větší 8 m. V obou
62
případech lze vysledovat výraznou závislost rozestupů úložných šachet na zbytkovém
tepelném výkonu paliva.
Závislost rozestupů úložných šachet na zbytkovém tepelném
výkonu VJP (VVER-440, RTV = 45 000 MWd/tU, 65 let
skladování)
180
+50% RTV
160
referenční tep.
výkon (RTV)
max. teplota [ C]
140
-50% RTV
120
100
80
60
40
2
2.5
3
3.5
4
4.5
5
rozestupy [m ]
Obr. 5.3 Stanovení rozestupů úložných šachet pro palivo typu VVER-440 - „linear“
63
skladování)
260
+50% RTV
240
220
referenční tep.
výkon (RTV)
max. teplota [ C]
200
-50% RTV
180
160
140
120
100
80
60
2
2.5
3
3.5
4
4.5
5
rozestupy [m ]
Obr. 5.4 Stanovení rozestupů úložných šachet pro palivo typu VVER-440 - „parallel“
Citlivostní analýza [8] identifikovala i další parametry, které mohou výrazně ovlivnit
výsledky teplotechnických výpočtů. Jedná se zejména o tepelnou vodivost zásypového
materiálu na bázi bentonitu a pórovitost materiálů použitých v modelové oblasti.
Tepelná vodivost zásypového materiálu se měnila v rozpětí 0,1 - 5 W/m.K (pro
referenční výpočet byla použita hodnota koeficientu tepelné vodivosti bentonitu 1,3
W/m.K). Teplotní gradient pro nejnižší hodnoty tepelné vodivosti (která je reálnější pro
zásypové materiály na bázi bentonitu) dosahuje hodnot až 4600C/m a klesá až k hodnotě
280C/m pro tepelnou vodivost 5 W/m.K. Teplotní gradient je pochopitelně závislý i na
tepelné vodivosti hostitelské horninové struktury, která je pro uvažovaný granit 3
W/kg.K.
64
skladování)
180
+50% RTV
160
referenční tep.
výkon (RTV)
max. teplota [ C]
140
-50% RTV
120
100
80
60
40
3
4
5
6
7
8
rozestupy [m ]
Obr. 5.5 Stanovení rozestupů úložných šachet pro palivo typu VVER-1000 - „linear“
Součástí citlivostní analýzy bylo i ověření závislosti výsledných teplot na pórovitosti
uvažovaného prostředí. Z tohoto důvodu byla nahrazena původní hodnota pórovitosti
všech materiálů 0,5 za realističtější hodnoty pórovitosti paliva, bentonitu, betonu a
horninové hostitelské struktury. V případě horninové struktury se vycházelo z údajů
podle [10]. Pórovitost v krystaliniku dosahuje pro hloubky větší než 100 m maximální
hodnotu 0,01, která byla v této sérii výpočtů použita. Pórovitost bentonitu - 0,41 [8],
odpovídá tlumícímu materiálu Volclay MX-80, který byl hodnocen v rámci projektu
Gewähr 1989. Pro beton a palivo byly hodnoty pórovitosti odhadnuty - 0,05 a 0,001.
Rozdíly v maximálních teplotách jsou podle obr. 5.7 větší než 20 0C. Z fyzikálního
hlediska je to důsledek toho, že v reálném výpočtu se počítá s podstatně menším
objemem vody ve sledovaném objemu hostitelského prostředí. Tím je skutečná tepelná
vodivost většiny sledovaných materiálů podstatně vyšší, což následně snižuje vypočtené
teploty v pozorovacích bodech.
Rozestupy stanovené programem MSTS byly v rámci Referenčního programu
porovnány s výsledky programu TEPLO (viz. Příloha č.1 kapitoly C.1.1 - Technická
zpráva PS 01). Pro palivo typu VVER-440, vybrané pozorovací body v ÚOS,
bentonitovém zásypu a EDZ a pro tepelný tok 187,1 W/m2 byly vypočteny teploty
uvedené v tab. 5.3. Soulad teplot stanovených programem TEPLO s teplotami
vypočtenými programem MSTS pomocí modelů „linear“ a „Somerton“ je velmi dobrý.
Rozdíly v teplotách v řádu jednotek procent jsou způsobeny rozdílem v souřadnicích
pozorovacích bodů, které odpovídají souřadnicím uzlů v sítích generovaných oběma
programy. Vzhledem k tomu, že teplotný gradient dosahuje v poli blízkých interakcí
65
hodnot až 2000C/m , může i malý nesoulad v souřadnicích pozorovacích bodů způsobit
sledované odchylky teplot. Dalším zdrojem odchylek
TEPLO
MSTS
číslo
uzlu
z-x
souřadnice
[m]
teplota
[0C]
číslo
uzlu
z-x
souřadnice
[m]
teplota
(„linear“)
[0C]
teplota
(„parallel“)
[0C]
75
2.47 x 0.31
118.6
7
76
2.47 x 0.44
90.8
68
2.47 x 0.57
70.4
teplota
(„Somerton“)
[0C]
2.45 x 0.335
111.30
157.00
111.30
8
2.45 x 0.385
100.40
142.10
100.40
10
2.45 x 0.495
80.87
115.30
80.87
12
2.45 x 0.595
69.22
99.07
69.22
Tab. 5.3 Výsledky srovnávacího teplotechnického výpočtu
teplot je rozdílný přístup k řešení vlivu vody na tepelné proudění v modelové oblasti.
Program TEPLO neuvažuje s přítomností vody v modelové oblasti, a proto byly vstupní
hodnoty tepelné vodivosti a měrného tepla upraveny metodou váhovaných průměrů na
použitou hodnotu saturace prostředí vodou pro teplotu 1000C. Program MSTS využívá
tři modely efektivní tepelné vodivosti, kterých popis je uveden v úvodu této kapitoly.
Na základě výsledků teplotechnické simulace chování referenčního HÚ v granitovém
hostitelském prostředí doporučujeme zaměřit se následujících etapách teplotechnických
analýz HÚ na eliminaci vlivu některých zjednodušujících předpokladů, které byly
použity při přípravě stávajícího teplotechnického modelu :
66
•
použité 3-D řešení vycházelo ze zjednodušené struktury úložného kontejneru a
vrtu. V následujících výpočtech je nutné zahrnout do modelové oblasti i zbylé
konstrukční materiály kontejneru a palivových kazet (uhlíková a nerez ocel,
granulovaná sklovina, plynová náplň kontejneru, atd.) a použít hodnoty vstupních
parametrů založené na výsledcích laboratorních testů reálně použitelných materiálů
pole blízkých interakcí.
•
v rámci teplotechnického výpočtu se vycházelo z předpokladu okamžitého zaplnění
úložných vrtů palivovými kontejnery. Tento přístup má své opodstatnění v prvních
letech provozu HÚ, ale v následujícím období dojde k postupnému zaplňování
jednotlivých skladovacích řad. Proto doporučujeme v návazných výpočtech
prozkoumat vliv rychlosti zaplňování HÚ na velikost roztečí mezi jednotlivými
úložnými vrty a skladovacími chodbami.
skladování)
260
+50% RTV
240
220
referenční tep.
výkon (RTV)
max. teplota [ C]
200
-50% RTV
180
160
140
120
100
80
60
3
4
5
6
7
8
rozestupy [m ]
Obr. 5.6 Stanovení rozestupů úložných šachet pro palivo typu VVER-1000 - „parallel“
•
simulace tepelného pole v okolí HÚ prozatím nezohlednila možné varianty
hydrogeologické situace v referenční lokalitě HÚ. V závislosti na stupni saturace a
pórovitosti materiálů inženýrských bariér a horninového prostředí budou ovlivněny
jejich termofyzikální parametry a tím i výsledky optimalizačních výpočtů. Na
základě výsledků teplotechnického výpočtu pro 3 modely efektivní tepelné
vodivosti se jako primární jeví verifikace event. vývoj vlastního modelu tepelné
vodivosti vícefázových systémů v podmínkách konkrétní hostitelské struktury,
•
zbytkový tepelný výkon paliva jako funkce stupně jeho vyhoření může významně
ovlivnit konečné hodnoty rozteče úložných šachet. Z tohoto důvodu doporučujeme
věnovat zvýšenou pozornost ověření event. stanovení stupně vyhoření různých
typů paliva reaktorů VVER, zejména pro typ VVER-1000,
•
součástí teplotechnického výpočtu by měla být i napěťová analýza horninové
struktury v blízkém okolí HÚ. Tato analýza by měla ohodnotit tlakové podmínky a
posuvy horninového masivu, které mohou ze středně a dlouhodobého časového
hlediska ovlivnit bezpečnostní parametry HÚ.
67
Citlivostní analýza tepelného modelu
(tepelná vodivost bentonitu,
linear, Somerton)
160
uzel č. 7
150
uzel č. 8
140
uzel č. 10
130
uzel č. 12
Teplota [C]
120
110
100
90
80
70
60
50
0.1
0.6
1.1
1.6
2.1
2.6
3.1
3.6
4.1
4.6
tepelná vodivost [W/m .K]
Obr. 5.7: Citlivostní analýza modelu (tepelná vodivost zásypového materiálu) [8]
V obecné rovině je nutné pro potřeby teplotechnických výpočtů :
•
stanovit event. upřesnit hodnoty vstupních parametrů teplotechnických výpočtů,
zejména zbytkový tepelný výkon VJP pro skutečné vyhoření paliva, tepelnou
vodivost zásypového materiálu a pórovitost materiálů pole blízkých interakcí.
Zvláštní pozornost je nutno věnovat výběru modelu tepelné vodivosti, který
odpovídá podmínkám hostitelského prostředí HÚ,
•
katalogizovat a vyhodnotit komerčně dostupné softwarové nástroje tepelných
analýz pomocí srovnávacích výpočtů,
•
na základě výsledku srovnávacích testů aktualizovat stávající výsledky a závěry
teplotechnických výpočtů.
Vzhledem ke značné závislosti výsledků optimalizace rozestupů ukládacích šachet na
hydrogeologické situaci v okolí úložných prostor a na vlastnostech materiálů ÚOS a
pole blízkých interakcí bude možné závazně stanovit konečné optimální rozměry
podzemního díla až po ukončení hydrogeologického průzkumu vhodné lokality (lokalit)
pro výstavbu HÚ a po vyhodnocení laboratorních testů použitých materiálů.
5.2.3.2
Inventář a jeho screening
Při odhadu inventáře VJP a RAO uloženém v referenčním HÚ byla zohledněna jejich
produkce pouze v rámci civilního sektoru. Základními předpoklady pro odhad
inventáře referenčního HÚ byly:
68
•
provoz 2 JE typu VVER na území ČR,
•
přímé ukládání VJP z jaderně-energetických reaktorů bez přepracování,
•
provoz 2 výzkumných reaktorů na území ČR (ÚJV Řež, a.s.),
•
přímé ukládání VJP z výzkumných reaktorů bez přepracování,
•
ukládání RAO, které nesplňuje kritéria přijatelnosti do stávajících ÚRAO, do HÚ.
VJP - produkce VJP z jaderně-energetických reaktorů vychází z předpokladu 4 leté
kampaně a 30 / 40 let provozu pro reaktory typu VVER-440 a VVER-1000. Pro EDU
byla vyhodnocena i produkce VJP pro 5 letou kampaň a 30 / 40 let provozu. Počet
palivových kazet (PK) a hmotnosti těžkého kovu (TK) jsou uvedeny v tab. 5.4.
Varianta
1
2
3
4
kampaň / provoz
4 / 30
4 / 40
5 / 30
5 / 40
EDU - počet PK
12461
16167
11789
14909
TK/PK [kg TK]
120
120
120
120
celkem TK [t]
1495
1940
1415
1789
ETE - počet PK
2792
3602
TK/PK [kg TK]
496
496
celkem TK [t]
1370
1787
Tab. 5.4 Produkce VJP v EDU a ETE po dobu jejich plánovaného provozu
Dalším zdrojem VJP je palivo z výzkumných reaktorů LR-0 a LVR-15, které jsou
provozovány ÚJV Řež, a.s..
Reaktor LR-0 pracuje s nulovým výkonem a stupeň vyhoření paliva nedosahuje ani 1%
plánovaného vyhoření. Z tohoto důvodu není v areálu ÚJV Řež a.s. prozatím
skladováno žádné VJP z provozu tohoto reaktoru. V reaktoru se nachází 65 zkrácených
kazet typu VVER-1000 s obohacením 1,6 - 4,4%. 32 ks palivových kazet bylo
zapůjčeno z bývalého SSSR. Předpokládá se, že v horizontu r. 2005-2010 bude nutno
zásadně inovovat ovládací zařízení reaktoru nebo ho odstavit. V současnosti je otázka
konečného „řešení“ pro palivo zcela otevřená (přepracování, nabídka o bezplatné
převzetí paliva některým z jeho výrobců ...).
Reaktor LVR-15 v průběhu svého provozu využíval 2 typy paliva - EK-10 s 10%
obohacením a IRT-2M s obohacením až 80%. V současnosti se používá palivo IRT-3M
s 36% obohacením. VJP je umístěno ve 3 místech v rámci areálu ÚJV Řež, a.s. :
•
Aktivní zóna reaktoru LVR-15 obsahuje 32 ks palivových kazet IRT-3M,
•
V odložišti reaktoru LVR-15 je pod vrstvou stíníci vody skladováno 164 ks kazet
IRT-2M,
69
•
Ve skladu VAO je skladováno 57 palivových kazet IRT-2M a 16 kazet EK-10 v
bazénu pod vrstvou stínící vody. Celková kapacita bazénu je 300 palivových kazet.
Radionuklidové složení a aktivity kazet jsou uvedeny v příloze. Všechny
skladované kazety pocházejí z doby od spuštění reaktoru do privatizace ÚJV Řež,
a.s.; tj. od 31.12.1992. V suchém stavu je ve stínících betonových obalech
skladováno 190 ks kazet typu EK-10. Kapacitu pro suché skladování palivových
kazet lze zvýšit po úpravě režimu provozu skladu VAO.
Celkově je v areálu ÚJV Řež, a.s. 206 ks paliva EK-10 a 245 ks paliva IRT-2M (stav k
1.1.1995). Po naplnění kapacity bazénu ve skladu VAO (300 ks) bude v budoucnosti
nutné, v případě opuštění myšlenky přepracování VJP v Ruské federaci, skladovat VJP
v 200 l sudech (1 kazeta = 1 sud). Odhadovaná produkce palivových kazet v reaktoru
LVR-15 je 13-18/rok po dobu přibližně dalších 20 let.
Jak je z uvedených odhadů zřejmé, produkce VJP z EDU a ETE o několik řádů
převyšuje produkci VJP z výzkumných reaktorů ÚJV Řež, a.s.. VJP z reaktorů VVER
obsahuje několik stovek nuklidů, které lze rozdělit např. podle jejich původu na :
•
aktivační nuklidy - C-14, Cl-36, Ni-59, Ni-63,
•
aktinidy (U-řada) - U-238 ... Pb-206 (stab.),
•
aktinidy (Ac-řada) - U-235 ... Pb-207 (stab.),
•
aktinidy (Np-řada) - Pu-241 ... Bi-209 (stab.),
•
další aktinidy - Pu-240 ... U-236, Np-236 .. U-236, Pu-239, Pu-242, Am-242m,
Am-243,
•
štěpné produkty - H-3, Kr-85, Sr-90, Y-90, Zr-93, Tc-99, Ag-108m, Cd-113m,
Sn-126, Sb-126m, Sb-126, I-129, Cs-135, Cs-137, Ba-137m, Sm-151,
•
aktivační nuklidy vzniklé z konstrukčních materiálů - H-3, C-14, Ar-39, Ca-41,
Fe-55, Co-60, Ni-59, Ni-63, Sr-90, Y-90, Zr-93 ... Mb-93m, Nb-94, Mo-93 ... Nb93m, Tc-99.
RAO - podle původu lze RAO dělit na :
•
RAO z vyřazováni JE
Při vyřazování JE Dukovany z provozu vzniknou RAO, které nesplňují kritéria
přijatelnosti ÚRAO Dukovany, ze 3 zdrojů :
70
-
fragmenty vnitroreaktorových částí a tlakových nádob reaktorů
-
aktivované stínění biologické ochrany (nerez ocel)
-
aktivovaný beton okolí šachty reaktoru.
Pro tyto RAO byly navrženy 2 druhy úložných obalových souborů o vnějších
rozměrech cca 1,9x1,9x2,5 m. Využitelný objem kontejnerů je 3,21 m3 a 1,22 m3.
Celkový plánovaný objem RAO z vyřazování JE Dukovany je asi 2000 m3 (140 ks
kontejnerů). Nejvýznamnějším kontaminantem je Ni-63.
Při odhadu produkce RAO z vyřazování JE Temelín z provozu se počítá se 2 zdroji
odpadů :
-
fragmenty vnitroreaktorových částí
-
fragmenty tlakových nádob reaktorů.
Aktivované fragmenty vnitroreaktorových částí včetně provozních odpadů a
tlakové nádoby reaktoru budou uloženy v betonovém kontejneru (vnější objem 3
m3, vnitřní objem 1,3 m3). Celkový odhadovaný objem RAO je 624 m3 (208 ks
kontejnerů). Dominantními izotopy v okamžiku odstavení jsou Fe-55, Ni-59, Ni63, Co-60 a další izotopy vzniklé aktivací oceli.
•
institucionální RAO - jedná se zejména o odpady obsahující alfa zářiče. Odhad
stávajícího množství je cca 300 ks sudů o objemu 200 l a produkce přibližně 10 ks
sudů ročně,
•
RAO z výzkumných provozů ÚJV Řež, a.s.
RAO skladované v současnosti v areálu ÚJV Řež, a.s. zahrnují :
-
RAO v vymíracích nádržích v objektu 211/5
-
odpady v horkých komorách ze svědečného programu v objektu 250
-
ozařovací kanály a sondy v odložišti reaktoru LVR-15.
Předpokládaným zdrojem RAO budou odpady z decommissioningu jaderných reaktorů
LVR-15 a LR-0.
Vymírací nádrže v objektu 211/5 obsahují 4,5 m3 kapalných RAO o objemové aktivitě
0,5 MBq/l (nádrž A) a 8,0 m3 kapalných RAO o objemové aktivitě 21,0 MBq/l (nádrž
B). Kapalný odpad z nádrže A lze zpracovat běžným způsobem zahuštěním na odparce
a následně fixovaný koncentrát naplnit do 200 l sudů (nízko- a středněaktivní odpad).
Kapalný odpad z nádrže B lze přímo fixovat do cementové směsi a 200 l sudů (cca 85
sudů s VAO). Současně nádrž B obsahuje cca 450 předmětů o sumární aktivitě 140 TBq
(Cs-137, štěpné produkty). Celkový objem pevných VAO v nádrži B je asi 2,5-3,0 m3.
Po fixaci reprezentuje tento objem asi 250 ks sudů.
Horké komory v objektu 250 obsahují RAO ze svědečného programu. Jedná se zejména
o použitá ozařovací pouzdra a vzorky ocelí. V současné době je zde skladováno 200 ks
plechovek o objemu 2 l. Pro trvalé uložení ve stíněných sudech představuje tento odpad
cca 200 ks sudů o objemu 200 l.
71
V bazénu odložiště reaktoru LVR-15 jsou skladovány cca 2 m3 RAO ve formě
ozařovacích kanálů a sond. Tyto kanály a sondy jsou z oceli třídy 17 a slitin Al. Podle
navrženého způsobu likvidace lze předpokládat produkci 37 ks sudů o objemu 200 l.
V průběhu rekonstrukce reaktoru VVR-S na typ LVR-15 v letech 1987-89 došlo k
výměně reaktorové nádoby, která se v současnosti nachází v překladišti RAO (obj. č.
211/6) v areálu ÚJV Řež, a.s.. Hmotnost reaktorové nádoby je asi 3500 kg (Al) + 250
kg (lžíce tepelné kolony).
RAO které vzniknou v důsledku decommissioningu reaktoru LR-0 budou pocházet
zejména z :
•
vestavby reaktorové nádoby a z částí reaktorové nádoby
•
některých experimentálních částí
•
kontejneru neutronového zdroje.
Vzhledem k tomu, že hlavním zdrojem kontaminace je Co-60 a odpady budou
stabilizovány, neuvažuje se s jejich uložením v HÚ.
Na základě studie [13], týkající se decommissioningu reaktoru LVR-15, se předpokládá
produkce cca 60 - 70 ks sudů o objemu 200 l, obsahujících materiál z technologických
částí reaktoru (mimo reakt. nádobu). Produkce RAO pří decommissioningu vlastní
reaktorové nádoby se odhaduje na 8500 kg oceli třídy 17 a 500 kg Al.
Původ
Počet sudů s VAO
[ks]
RAO z vymírací nádrže B
85+250
horké komory v objektu 250
200
bazén odložiště reaktoru LVR-15
27
reaktorová nádoba VVR-S
reaktorová nádoba
decommissioning reaktoru LVR-15
60-70 + reaktorová nádoba
Celkem: 622 - 632 ks + reaktorové nádoby
Tab. 5.5 Produkce VAO v ÚJV Řež
Screening - Screeningové výpočty jsou základem hodnocení chování systému a jeho
složek i základem bezpečnostních hodnocení. Provádějí se i v dalších podsystémech,
jako jsou blízké a vzdálené interakce, především pak v souvislosti se stavbou scénářů.
Screening s cílem stanovení zájmových radionuklidů vychází z potřeby omezit počet
sledovaných radionuklidů na ty, které jsou z hlediska bezpečnosti úložného systému
rozhodující. Obecně závažné radionuklidy jsou následující :
72
•
střednědobé radionuklidy s vysokou počáteční koncentrací,
•
radionuklidy s dlouhým poločasem,
•
mobilní dlouhodobé radionuklidy,
•
radionuklidy s vysokými dávkovými faktory pro inhalaci, ingesci nebo pro zevní
ozáření.
Radionuklidy s vysokými dávkovými faktory pro zevní ozáření (Co-60, Cs-137) jsou
významné především při vyhodnocení scénářů provozní bezpečnosti. Radionuklidy
mobilní a dlouhodobé jsou rozhodující při vyhodnocování scénářů transportu podzemní
vodou.
Vzhledem k radionuklidovému složení VJP, které tvoří největší část inventáře HÚ je
zřejmé, že při hodnocení dlouhodobých dopadů je nutné zaměřit se především na
izotopy Pu, produkty uranové řady, mobilní izotopy Cl, Tc, Cs, Sr a I, dále na izotopy
Ni, Sb a na vysokoenergetické izotopy Cs, Co, a Np.
Ostatní radionuklidy budou sledovány především z hlediska možného ovlivnění
fyzikálně chemických procesů v blízkém poli.
Skutečnost, že aktinidy mají obecně mnohem příznivější retardační vlastnosti než
štěpné produkty ve všech uvažovaných prostředích (jíl, cement, granity) vede k
předpokladu, že z hlediska uvolňování do dosažitelných složek životního prostředí
budou kritické mobilní dlouhodobé radionuklidy beta - gama. V dosud hodnocených
národních a mezinárodních referenčních hodnoceních je kritickým radionuklidem I-129,
který je dlouhodobý, nemá omezenou rozpustnost, ihned se uvolňuje a sorbuje se málo
nebo vůbec ne. Ostatní radionuklidy setrvávají v úložném prostoru a tam podléhají
radioaktivní přeměně.
Screening inventáře referenčního HÚ lze demonstrovat na následujícím příkladě (obr.
5.8). Referenční HÚ je umístěno 500 m pod úrovní terénu v granitovém horninovém
prostředí. Základním scénářem screeningového výpočtu je přímá ingesce podzemní
vody kontaminované izotopy uvolněnými z HÚ. V rámci puklinové hostitelské
struktury byla identifikována preferenční transportní cesta o délce 700 m, která ústí do
studny. Tato cesta odpovídá souboru puklin, které přímo propojují lokalitu HÚ s
biosférou. Na základě [10] a odborného konzervativního odhadu byly stanoveny další
obecné parametry screeningového scénáře.
Parametr
Hodnota
Parametr
Hodnota
počet PK v HÚ [ks]
16167
rychlost podzemní vody [m/s]
1.10-5
pórovitost [-]
0,0018
měrná hmotnost hostitelské
horniny [kg/m3]
2420
Tab. 5.6 Obecné parametry screeningového výpočtu
73
Obr. 5.8 Struktura transportních cest pro účely screeningu inventáře HÚ
Další veličiny, které jsou závislé na konkrétním kontaminantu (distribuční koeficient,
dávkový ingesční faktor) byly převzaty z [15], [16] a [37]. Inventář HÚ obsahuje pouze
VJP z provozu EDU a počet PK odpovídá nejkonzervativnějšímu odhadu jejich
produkce (viz. tab. 5.5). Radionuklidové složení VJP vychází z výpočtu [14] pro
vyhoření 45 000 MWd/tU. Screeningový výpočet je založen na simulaci 1-D transportu
preferenční cestou do zdroje pitné vody. Výpočet nezahrnuje disperzně-difúzní procesy
a předpokládá pouze retardaci transportu v důsledku sorpčních procesů.
D = hing.Q.A.exp(-λ.Rd.x/v)/[v.S.(n+ρ.Kd)]
kde:
D - příkon dávkového ekvivalentu [Sv/rok]
hing - dávkový konverzní faktor pro ingesci [Sv/Bq]
Q - spotřeba pitné vody [m3/rok]
A - inventář [Bq]
λ - konstanta přeměny [1/rok]
Rd - retardace [-]
x - transportní vzdálenost [m]
74
(5.4)
v - rychlost podzemní vody [m/rok]
S - účinný průřez transportní cesty [m2]
n - pórovitost [-]
ρ - měrná hmotnost hostitelského prostředí [kg/m3]
Kd - distribuční koeficient [m3/kg]
Při využití legislativního limitu 1mSv/rok pro hodnotu příkonu dávkového ekvivalentu
pro obyvatelstvo z vnitřního ozáření dochází k redukci počtu izotopů význačných z
hlediska dlouhodobé bezpečnosti HÚ podle tab. 5.7 a 5.8.
Nuklid
Poločas [r]
C-14
5,73.10
Cl-36
Ca-41
3
Nuklid
Poločas [r]
6
Nuklid
Poločas [r]
I-129
1,57.107
Zr-93
1,53.10
3,1.105
Nb-94
2,03.104
Cs-135
2,30.106
1,03.105
Mo-93
3,50.103
Cs-137
30,2
Ni-59
7,5.10
Ni-63
100
4
5
Tc-99
2,13.10
Sn-126
1,00.105
Tab. 5.7 Kritické nuklidy z inventáře VJP - I. (štěpné a aktivační nuklidy)
Nuklid
Poločas [r]
Nuklid
Poločas [r]
Th-230
8,00.10
4
Am-241
4,70.102
2,47.105
Ra-226
1,60.103
Am-243
7,38.103
U-235
7,00.108
Pa-231
3,25.104
Po-210
3,79.10-1
U-236
3,42.106
Pu-239
2,41.104
Pb-210
20,4
U-238
4,51.10
9
Pu-240
6,54.10
3
Np-236
1,15.105
Th-229
7,34.103
Pu-242
3,76.105
U-233
1,62.10
5
U-234
Nuklid
Poločas [r]
Tab. 5.8 Kritické nuklidy z inventáře VJP - II. (aktinidy)
Kromě uvedených nuklidů je nutno do detailních simulačních výpočtů zahrnout i
nuklidy, pro které se jako kritickým může jevit příjem inhalací - H-3, C-14, Kr-85 a Rn222.
V rámci následných etap Programu vývoje hlubinného úložiště v podmínkách ČR
doporučujeme pro účely inventarizace a screeningu VJP a RAO :
•
navrhnout a aplikovat závazný systém kategorizace VJP a RAO v návaznosti na
doporučení publikovaná v [17],
•
stanovit radionuklidové složení VJP a aktivity jednotlivých radionuklidů pro
plánované vyhoření pro reaktory VVER-440 a VVER-1000,
75
•
výběr a využití screeningového programu pro rozumně konzervativní kvantifikaci
zdrojového členu a transportu kontaminantu v puklinovém prostředí a biosféře.
5.2.3.3
Definice a screening FEP
Definování scénářů na základě souboru vlastností, událostí a procesů (Features, Events,
Processes - FEP) je hlavním podkladem pro hodnocení chování systému. I když na
současném stupni poznání lze některé průběhy chování systému, které mohou být
popsány jako scénáře, zcela bez dalších pochybností definovat, systematický postup k
jejich definování a modelovému popisu musí vycházet ze širší základny. Každý
probíhající scénář je následkem iniciující události a jeho průběh je důsledkem souboru
FEP, ke kterým v systému dochází. Tyto FEP přímo nebo nepřímo ovlivňují únik a
transport kontaminantů z úložného systému a následně radiační zátěž obyvatelstva a
složek ŽP. Aby mohl být definován pravděpodobný nebo kritický průběh scénáře, je
třeba vyhodnotit v úvahu přicházející FEP a stanovit, které z nich jsou pro scénáře
určující.
Cílem hodnocení chování systému je sledovat FEP v plné šíři s tím, že budou
definovány události reálné, pravděpodobné a ovlivňující tak, aby chování systému
mohlo být popsáno poměrně jednoduchým způsobem, který vyčerpává všechny kritické
možnosti a nezanedbává podstatné jevy.
Na počátku přípravy seznamu FEP je návrh klasifikace FEP. V současnosti existuje
několik mezinárodních databází FEP, které byly vypracovány pro účely národních a
mezinárodních projektů vývoje HÚ v Belgii (cca 130 FEP pro jíly v lokalitě Mol),
Kanadě (cca 280 FEP pro granitovou hostitelskou strukturu), Francii, Španělsku (cca
120 FEP pro HÚ v krystaliniku), Švédsku (cca 150 FEP pro HÚ), Švýcarsku (cca 240
FEP pro HÚ v krystaliniku), UK, USA (cca 240 FEP definovaných v rámci projektu
WIPP), IAEA (cca 60 obecných FEP pro přípravu scénářů úložných systémů) a NEA
(cca 130 FEP pro HÚ). Každá z těchto databází používá svou vlastní klasifikaci FEP
podle :
•
místa vzniku FEP (blízké pole, vzdálené pole, biosféra - Kanada, Švédsko,
Švýcarsko),
•
původu vzniku FEP (přírodní události a procesy, FEP jako následek lidské činnosti,
- IAEA, NEA, USA),
•
místa a původu vzniku FEP (Španělsko).
Na základě vyhodnocení uvedených databází FEP a způsoby jejich klasifikace se v
rámci mezinárodních programů (IAEA, NEA) začíná prosazovat vícestupňová
kategorizace založena na :
76
•
FEP pole blízkých interakcí,
•
FEP pole vzdálených interakcí,
•
externích FEP,
•
kontextu analýzy.
Kontext analýzy definuje rozsah analýzy, který plyne např. z legislativních požadavků,
z požadavků na požadované výstupy z analýzy a z jednotlivých etap analýzy.
Externí FEP jsou FEP, které nepocházejí z úložné oblasti a mají obecný a globální
původ. Externí faktory nejsou ovlivněny procesy v úložném systému, event. jsou
ovlivněny pouze minimálně. Při vývoji modelů HÚ reprezentují často okrajové a
počáteční podmínky pro modelovou oblast.
FEP pole vzdálených interakcí jsou FEP, které ovlivňují vývoj fyzikálních, chemických,
biologických a antropogenních podmínek v hostitelské struktuře HÚ. Tyto faktory jsou
dominantní při odhadu úniku a migrace radionuklidů do biosféry.
0. KONTEXT ANALÝZY
1. EXTERNÍ FEP
1.1 Úložný systém 1.2 Geologické 1.3 Klimatické 1.4 Budoucí
1.5 Jiné
události a
události a
antropogenní
procesy
procesy
vlivy
2. FEP POLE VZDÁLENÝCH INTERAKCÍ
2.1 Vlastnosti RAO
a inženýrských
struktur
2.2 Geologické
prostředí
2.3 Nadzemní
prostředí
2.4 Lidské
faktory
3. FEP POLE BLÍZKÝCH INTERAKCÍ
3.1 Charakteristiky
kontaminantů
3.2 Únikové a migrační
faktory
3.3 Expoziční
faktory
DÁVKA/
/RIZIKO
Obr. 5.9: Klasifikační schéma mezinárodní databáze FEP
FEP pole blízkých interakcí popisují procesy, které přímo ovlivňují únik a migraci
radionuklidů přes inženýrské bariéry HÚ do geologického prostředí.
77
Druhým krokem v procesu definice FEP je příprava obecného seznamu FEP, která
obsahuje přehled všech FEP roztříděných podle navrženého klasifikačního schématu.
Pro účely Referenčního projektu lze např. využít mezinárodního seznamu FEP, který
byl vypracován v rámci projektu PAAG (NEA). Tento seznam využívá klasifikaci FEP
podle obr. 5.9.
Soubor FEP je vždy specifický pro navrhovaný úložný systém. Z tohoto důvodu je
nutno na základě screeningu obecného seznamu FEP definovat ty FEP, které jsou
relevantní pro konkrétní úložný systém. Tento screening je možné docílit např.
svázáním obecného seznamu FEP s databázemi projektu vývoje HÚ a na základě
vyhledání vazeb mezi jednotlivými projektovými databázemi a obecné databáze FEP
identifikovat soubor FEP charakteristických pro konkrétní úložný systém. Obecný
screening tak umožňuje relativně jednoduchým způsobem redukovat položky seznamu
FEP pouze na základě kontextu analýzy a základního popisu úložného systému.
Dalším krokem při vyhodnocování položek seznamu FEP je výběr a aplikace
vyhodnocovací metody. Pomocí vyhodnocovacích metod lze provézt detailnější
screening FEP a identifikovat ty FEP, kterých vliv na složky systému jsou zanedbatelné
event. málo pravděpodobné. V posledním období se ve srovnatelných zahraničních
programech vývoje HÚ používají zejména 2 vyhodnocovací metody:
•
diagram závislostí,
•
interakční matrice.
Diagram závislostí graficky zobrazuje vazby mezi jednotlivými FEP a současně
obsahuje detailní popis interakcí mezi jednotlivými FEP. Z technického hlediska se při
přípravě diagramu závislostí používají komerční softwarové produkty pro analýzu
stromů událostí (např. PrecisionTree). Výhodou této metody je zejména jednoduchost
jejího využití v rámci projektů vývoje HÚ a jednoznačnost vazeb mezi jednotlivými
FEP. Jako největší nevýhoda se jeví nepřehlednost diagramů, které obsahují větší
množství FEP.
Druhou vyhodnocovací metodou vyhodnocování položek seznamu FEP je metoda
interakční matrice. Interakční matrice byla jako první použita v rámci švédského
projektu vývoje HÚ a je v současnosti používaná např. i v rámci projektu Yucca
Mountain a v rámci mezinárodních projektů BIOMASS II. a PAAG. Interakční matrice
je tzv. „top-down“ metodou, kdy se na základě obecných cílů definovaných kontextem
analýzy identifikují a kvalitativně vyhodnocují jednotlivé složky systému. Interakční
matrice obsahuje diagonální prvky, což jsou kritické složky a parametry systému.
Metoda interakčních matric je detailně popsána např. v [21]. Výhodou metody
interakčních matric je dobrá přehlednost vazeb jednotlivých FEP. Na druhou stranu ale
každý prvek matrice obsahuje velké množství informací a je reálné nebezpečí, že
některým kritickým parametrům nebude věnována dostatečná pozornost. Z těchto
důvodů musí být součástí každé z interakčních matric i popis interakčních procesů
podobně jako je tomu u diagramů závislosti.
Pro účely definice a screeningu FEP doporučujeme :
78
•
kritické zhodnocení mezinárodních seznamů FEP a na jejich základě vývoj
seznamu FEP charakteristického pro úložný systém v granitové hostitelské
struktuře,
•
kritické vyhodnocení a výběr vyhodnocovacích metod FEP,
•
pro účely dokumentace požadované legislativou České republiky rozšíření systému
FEP o interakční prvky týkající se provozních situací,
•
v návaznosti na výběr vyhodnocovací metody FEP konstrukce diagramů závislosti,
interakčních matric apod. pro potřeby Programu vývoje hlubinného úložiště v
podmínkách ČR. Součástí navrhovaného projektu by měla být elektronická verze
databáze FEP a její propojení se softwarovým nástrojem pro vyhodnocení FEP
podle vybrané metody (diagram závislostí, interakční matrice).
5.2.3.4
Vývoj a screening scénářů
Základem popisu systému je definice scénářů chování úložného systému na základě
vyhodnocení seznamu FEP. Scénář představuje hypotetickou posloupnost jevů, událostí
a procesů, které definují budoucí stav a chování úložného systému pro účely
bezpečnostních analýz. Tyto scénáře budou vypracovány nejenom pro účely
bezpečnostních zpráv jednotlivých etap, ale i pro účely hodnocení vlivů na životní
prostředí. Kvantifikace chování systému se provádí bezpečnostním rozborem.
Bezpečnostní rozbor ve fázi pro územní řízení slouží jednak pro účely bezpečnostní
zprávy pro územní řízení, jednak jako jeden ze základních zdrojů hodnocení vlivů na
životní prostředí (dokumentace EIA).
V paralelních zahraničních a mezinárodních projektech se klade důraz na to, aby
modelové chování systému bylo popsáno tak, že s největší pravděpodobností odpovídá
reálnému chování systému. Pro hlubinné úložiště chybí většina vstupních dat,
umožňující využití pravděpodobnostních metod hodnocení, i když ani tyto metody
nedávají zcela záruku toho, že stochastický model systému je reálný.
Pravděpodobnostní hodnocení pouze zaručuje, že systém se bude chovat popisovaným
způsobem, pokud jeho složky budou mít parametry, stanovené pravděpodobnostními
výpočty. Z tohoto důvodu se klade důraz na ocenění nejen reálných a pravděpodobných
scénářů, ale i scénářů havarijních.
Reálný scénář oceňuje situaci tak, jak by měla probíhat, pokud budou splněny
předpoklady, související se zajištěním funkce systému. Reálný scénář chování úložného
systému vychází z rozboru FEP, z nichž jsou sledovány ty, které jsou pro systém
rozhodující. Základních scénářů chování systému může být několik, z nich je opět
vybrán ten, který má pro bezpečnost systému rozhodující význam.
Kromě scénářů normálního vývoje, které definují pravděpodobné chování úložného
systému v dlouhodobém časovém horizontu, je úložný systém popsán i havarijními
scénáři, které popisují abnormální chování systému v různých časových horizontech. Z
hlediska dlouhodobé bezpečnosti se jedná o havarijní scénáře vzniklé v provozním i
poprovozním období, a to např. v důsledku špatné funkce bariérového systému.
79
Havarijní scénáře vznikají v důsledku nepříznivých počátečních podmínek, případně
iniciujících událostí. a jejich důsledkem je nepříznivé chování úložného systému.
Pro první screening scénářů se vychází ze znalosti FEP a jejich vazeb. Důvodem
vyloučení scénáře z dalšího vyhodnocení může být :
•
velice malá pravděpodobnost inicializačních událostí; tj. událostí, které jsou
základním předpokladem vzniku sledovaného scénáře,
•
minimální následky scénáře,
•
téměř úplná eliminace následků scénáře podsystémy úložného systému,
•
globální negativní následky scénáře, které výrazně dominují nad následky úniku
aktivity z HÚ.
Zbylé scénáře se analyzují v druhé etapě screeningu kvalitativně na základě diskuse
následků, kvantitativně pomocí jednoduchých konzervativních modelů, standardními
metodami rizikových analýz anebo detailnějšími výpočty pomocí specializovaných
programů. Metoda screeningu je závislá na charakteru scénáře. V této etapě lze využít
vyhodnocovacího mechanismu FEP, popsaného v předešlé kapitole, který umožňuje
identifikovat ty kritické FEP, které musí být kvantitativně ohodnoceny v
bezpečnostních rozborech. Po ukončení výběru scénářů lze opětovně využít seznam
FEP pro kontrolu úplnosti scénářů.
V návaznosti na práce související s definicí a screeningem FEP doporučujeme v rámci
vývoje a screeningu scénářů :
•
vývoj normálních a havarijních scénářů pro poprovozní období,
•
obecný návrh vyhodnocovacích metod pro screening scénářů,
•
vývoj normálních a havarijních scénářů pro provozní období HÚ.
5.2.3.5
Vyhodnocení a vývoj screeningových modelových nástrojů
V počátečních etapách vývoje HÚ v podmínkách ČR se jako jedním z kritických
požadavků jeví výběr event. vývoj screeningového modelového nástroje, který
umožňuje realizovat jednoduchou, rozumně konzervativní bezpečnostní analýzu pro :
•
vyhodnocení variant způsobu ukládání VJP a RAO,
•
ocenění jednotlivých kandidátních lokalit HÚ z hlediska radiační bezpečnosti,
•
účely identifikace kritických scénářů tak, jak bylo uvedeno v předešlé kapitole,
•
účely přípravy a upřesnění plánu výzkumných a vývojových prací.
Vhodný screeningový program musí umožňovat jednoduché, konzervativní ocenění
všech podsystémů HÚ a následně ocenit rizika případně efektivní dávky pro vybranou
80
kritickou skupinu osob. Současně by screeningový program měl umožňovat jak
deterministické, tak i stochastické výpočty, které by umožnily odhadnout vliv
neurčitosti stanovení jednotlivých parametrů na výslednou sledovanou veličinu.
Screeningové programy pochopitelně nenahrazují simulační nástroje umožňující
detailní analýzu složek úložného systému; tj. např. nelze od screeningového programu
očekávat detailní prostorové vyhodnocení hydrogeologické situace a transportu
kontaminantu v lokalitě. Na druhou stranu je ale nutné při výběru event. vývoji tohoto
nástroje doložit stupeň konzervativnosti řešení pro jednotlivé podsystémy. Toho lze
dosáhnout např. porovnáním výsledků existujícího detailního hydrogeologického a
transportního modelu s výsledky modelu vzdálených interakcí screeningového
programu. Screeningový program nelze zaměňovat s jednoduchým screeningem
inventáře, který je uveden v kap. 5.2.2.2. a který lze v některých případech realizovat
bez použití specializovaného softwarového produktu pomocí komerčních programů
typu spreadsheet.
Proces vyhodnocování screeningových nástrojů má za cíl zmapovat vlastnosti
komerčně dostupných softwarových produktů na trhu a na základě konkrétních
požadavků plynoucích z celkové koncepce ukládání VJP a RAO doporučit nákup nebo
modifikaci jednoho z nich.
V úvodní části vyhodnocovacího procesu je nutné získat obecný přehled o existujících
programových nástrojích a definovat kritéria pro jejich vzájemné srovnání. Tato kritéria
je možné rozdělit do několik podskupin :
•
obecné vlastnosti; obsahují informace o operačním systému, pro který byl program
vyvinut, o grafickém rozhraní, o použitých metodách citlivostní a neurčitostní
analýzy a pod.,
•
pole blízkých interakcí; obsahuje informace o způsobu řešení degradace úložných
obalových souborů, o hodnocení mechanizmů uvolňování kontaminantů z VJP a
matrice RAO, atd.,
•
pole vzdálených interakcí; u screeningového modelu lze vycházet z předpokladu,
že modul pole vzdálených interakcí bude založen na analytickém řešení transportní
rovnice. Proto by tato podskupina kritérií měla zahrnovat zejména popis transportní
rovnice a její řešení, okrajové a počáteční podmínky, atd.,
•
biosféra; biosférické moduly screeningových programů by měly být vyhodnoceny
individuálně pro expoziční cesty, které jsou do modelu aplikovány,
•
výstupy; obsahují přehled parametrů, které jsou konečným výsledkem simulací.
Stručný přehled vlastností a struktury programu RIP, který je zde představen jako
příklad programu potencionálně využitelného pro účely screeningu, je uveden v příloze
5.C.
Pokud vyhodnocovací proces prokáže, že neexistují vhodné softwarové produkty, bude
nutné zahájit vývoj vlastního softwarového nástroje, který by splňoval požadavky
zadavatele. Současně by na základě výsledků vyhodnocování screeningových nástrojů
81
bylo možno identifikovat ty části komerčních modelů, které by bylo možné využít i při
vlastním vývoji.
Doporučení dalších prací:
•
rešerše screeningových programů a jejich srovnání na základě navržených kritérií
(verifikace a validace v rámci mezinárodních srovnávacích projektů, národní event.
mezinárodní certifikáty a osvědčení o kvalitě, ...),
•
srovnávací výpočty vybraných screeningových programů a stanovení jejich stupně
konzervativizmu pomocí např. efektivní dávky kritických skupin obyvatel,
•
na základě předešlých prací :
-
pořízení komerčního screeningového programu event. návrh jeho dalšího
vývoje, anebo
-
zdůvodnění nutnosti vývoje vlastního screeningového nástroje a příprava plánu
jeho vývoje.
5.2.3.6
Koncepční a matematický model
Po dokončení definice scénářů je nutné analyzovat důsledky jejich průběhu pro
bezpečnost úložného systému. V závislosti na konkrétním scénáři lze postupovat
kvalitativní (zejména při nedostatku vstupních údajů) a kvantitativní metodou. V
případě scénářů, které lze kvantitativně analyzovat, je nutné je konkretizovat - definovat
okrajové podmínky, popsat vlastnosti, události a procesy, kterédo nich vstupují a pod.
Tyto předpoklady tvoří tzv. koncepční model, který představuje zjednodušený popis
reálného systému, jenž v hlavních rysech odráží jeho strukturu, chování, funkci, projevy
apod. Následně je každý koncepční model matematicky vyjádřen soustavou
algebraických a diferenciálních rovnic. Tyto rovnice spolu s požadovanými vstupními
parametry tvoří matematický model. Každý matematický model je následně řešen
vhodnými modelovými nástroji - počítačovými programy, které využívají analytické a /
anebo numerické metody řešení rovnic.
Při vývoji koncepčních modelů lze použít několika metod; např. metodu interakčních
matric popsanou v kap. 5.2.2.3 a metodu SACO.
Metoda SACO vychází ze struktury podle obr. 5.10. Koncepční model, podle této
metody, obsahuje :
82
•
zdroj kontaminace,
•
transportní médium,
•
únikový mechanizmus,
•
transportní médium pro pole vzdálených interakcí,
•
únikový mechanizmus pro pole vzdálených interakcí,
•
transportní médium pro biosféru,
•
únikový mechanizmus pro biosféru,
•
způsob expozice obyvatelstva a složek ŽP.
Prvním krokem je identifikace únikových a transportních médií a zdrojů expozice a
stanovení vlivů na obyvatelstvo a ŽP. Následně lze určit klíčové prvky koncepčního
modelu pro každý z uvažovaných scénářů včetně jejich pravděpodobnostního popisu.
Koncepční model pole blízkých interakcí představuje soustavu předpokladů, které
redukují reálný systém do zjednodušené podoby (geometrie systému, parametry,
počáteční a okrajové podmínky) tak, aby bylo možno odhadnout, že reálný systém bude
spolehlivě plnit očekávané funkce.
Hlubinné úložiště je extrémně složitý systém velkého počtu fyzikálních a chemických
jevů, které je nutno zahrnout dobezpečnostních analýz a které ovlivňují jak pevné
izolující prostředí (přírodní a inženýrské bariéry), tak i kapalnou fázi a zároveň jsou
vzájemně interaktivní. Jevy, obsažené v systému, je obtížné kvantifikovat pro
nedostatek laboratorních dat i dat z uvažovaného prostředí. Vzhledem k jejich velkému
počtuje možno vytvořit značné množství koncepčních modelů pole blízkých a i
vzdálených interakcí, jejichž společným cílem je kvantifikovat transport radioaktivních
látek.
Pro potřeby Referenčního projektu budeme vycházet ze značně konzervativního
předpokladu, že systém inženýrských bariér by měl zajistit splnění legislativních kritérií
i bez účasti podsystému hostitelského prostředí; přesněji pro tento účel se předpokládá,
že nikdy nebude možno dokázat přijatelnou úroveň nejistoty při popisu jak prostorově
tak i časově heterogenního přírodního prostředí, a proto za hlavní funkcí hostitelské
prostředí považujeme zajištění příznivého prostředí pro systém inženýrských bariér
(toto platí pouze pro uvažované puklinové granitoidní prostředí).
Systém inženýrských bariér musí plnit následující 2 základní funkce :
•
zabránit nekontrolovanému rozvoji štěpné reakce (zajistit podkritičnost) a
•
zabránit nedovolenému úniku radioaktivních látek nebo ionizujícího záření
(izolovat odpady).
83
ZDROJ
TRANSPORTNÍ
MÉDIUM
ÚNIKOVÝ
MECHANIZMUS
TRANSPORTNÍ
MÉDIUM PRO POLE
VZDÁLENÝCH
INTERAKCÍ
ÚNIKOVÝ MECHANIZMUS PRO POLE
VZDÁLENÝCH INTERAKCÍ
PRIMÁRNÍ ZDROJ
KONTAMINACE
BIOSFÉRY
ÚNIKOVÝ MECHANIZMUS
PRO BIOSFÉRU
SEKUNDÁRNÍ ZDROJ
KONTAMINACE
BIOSFÉRY
ZPŮSOB EXPOZICE OBYVATELSTVA
A ŽP
VLIVY NA
OBYVATELSTVO A
ŽP
Obr. 5.10: Struktura metody SACO
Funkčnost každého zařízení a tedy i systému inženýrských bariér ovlivňují dvě skupiny
vlivů, které můžeme obecně rozdělit na vnitřní a vnější. Mezi vnitřní vlivy zahrnujeme
všechny faktory, které souvisí vznikem zařízení tj. např. jeho návrh, konstrukce,
materiálová skladba a použitá technologie. Volba vhodných materiálů nebo prvků,
dodržování technologických postupů a pečlivá mezioperační a výstupní kontrola je
nezbytným předpokladem dlouhodobé funkčnosti jakéhokoliv technického díla.
Například i nedodržování předpisů při instalaci jednotlivých bariér se může výrazně
projevit při plnění primární funkce celého systému. Vnější prostředí úložného systému
je tvořeno hostitelským prostředím a biosférou, která zahrnuje i budoucí lidské
84
činnosti. Tato kapitola se zabývá pouze koncepčním modelem zaměřeným na zabránění
úniku radioaktivních látek. Zajištění podkritičnosti je věnována kapitola 4.1 této zprávy.
Radioaktivní odpady je nutno izolovat po celou dobu jejich nebezpečnosti tj. do doby
přeměny radionuklidů na přijatelnou úroveň. Systém inženýrských bariér patřící k
úložnému systému zajišťuje izolaci radionuklidů v následujících případech :
•
při transportu na úložišti,
•
při manipulacích (přemisťování, ukládání),
•
po uložení v době provozu a
•
po uzavření úložiště.
Zajištění izolace v prvních 3 případech je v současné době prakticky rutinní záležitostí a
neliší se od stávajících technologií např. při skladování. V následující tabulce je uveden
přehled základních složek systému inženýrských bariér hypotetického úložiště VJP,
který vychází z rozsáhlé analýzy zahraničních přístupů. V tabulce jsou uvedeny i
základní prvky hostitelského prostředí nutných pro formulaci koncepčního modelu [11].
Při zajištění izolace radioaktivních odpadů systémem inženýrských bariér v hlubinném
úložišti se vychází z mezinárodních doporučení, kde byla navržena základní kritéria
dosažení izolace radionuklidů systémem inženýrských bariér po uzavření úložiště.
Podle těchto doporučení je izolace radioaktivních odpadů dosažena splněním
následujících základních funkcí systému inženýrských bariér (požadavky vycházejí z
kritéria č. 4 uvedeném v [33] a z [34]) :
•
zajišťovat prakticky úplnou izolací neboli tzv. kontejnment radionuklidů po dobu
vysoké koncentrace beta a gama zářičů (alokováno na obalový soubor s odpady waste package),
•
zajišťovat řízené uvolňováním radionuklidů do geosféry (controlled release) po
této době (alokováno na formu odpadu a tlumící systém),
•
omezovat přístup člověka k odpadům (alokováno na výplňový a těsnící systém).
85
Kód
Název komponenty
1.0
Systém inženýrských bariér
1.1
Obalový soubor s odpady
1.1.1
Úložný obalový soubor
1.1.2
Forma odpadu
1.2
Těsnící (izolační) systém
1.2.1
Tlumící materiál
1.2.2
Výplňový materiál
1.2.3
Těsnící materiály
1.3
Ostatní inženýrské prvky použité při výstavbě
2.0
Hostitelské prostředí
2.1
Podzemní voda
2.2
Diskontinuity většího rozsahu
2.3
Další geologické jednotky
3.0
Zóna narušení
4.0
Biosféra
Tab. 5.9 Základní komponenty systému inženýrských bariér
Při analýze těchto funkcí musíme vycházet z toho, že musí být plněny i za působení
různého vnitřního i vnějšího prostředí. Musí být tedy identifikovány důležité FEP a to
jak vlastního systému, tak i vnějších systémů a následné scénáře. Metody analýzy FEP i
scénářů byly popsány v předešlých kapitolách.
Základní koncepční model pole blízkých interakcí se dělí na řadu následujících
submodelů, které vycházejí z identifikovaných funkcí :
•
koncepční model ztráty funkčnosti úložného souboru
•
koncepční model chování vnějšího prostředí (mechanického i chemického)
obalového souboru po dobu kontejnmentu
Je zřejmé, že tyto modely se přirozeně dále dělí na velké množství dílčích modelů, které
budou odpovídat identifikovaných funkcím, konkrétním alternativám a požadavkům.
Například :
86
•
koncepční model ztráty funkčnosti materiálů úložného kontejneru,
•
koncepční model chování tlumícího materiálu z hlediska jeho vlivu na kontejner,
•
koncepční model mechanického chování tlumícího materiálu ve styku s obalovým
souborem,
•
koncepční model vývoje chemického prostředí tlumícího materiálu,
•
koncepční model tepelného vývoje pole blízkých interakcí,
•
koncepční modely chování formy odpadu (teplo, záření, vznik plynů, vznik
agresivních látek) v průběhu kontejnmentu,
•
koncepční modely loužení radionuklidů z formy odpadu,
•
koncepční modely transportu radionuklidů v poli blízkých interakcí.
Tato část bude podrobněji zpracovávána v úkolu „ Program testů pro vývoj
inženýrských bariér“, který je řešen souběžně s touto prací .
Koncepční modely je nutno kvantifikovat použitím vhodných matematických nástrojů a
zejména důvěryhodných dat. Model představuje zjednodušený popis reálného systému,
jenž v hlavních rysech odráží jeho strukturu, chování, fungování, projevy apod. Existuje
velké množství dat, které bude nutno shromažďovat pro kvantifikaci koncepčního a
matematického modelu pole blízkých interakcí. Data je možno rozdělit do následujících
oblastí :
•
chemická,
•
transportní,
•
radiační,
•
tepelné,
•
mechanická,
•
hydrogeologická,
•
sdružená.
Procesy popsané uvedenými daty probíhají mezi jednotlivým komponenty i mezi
jednotlivými systémy. Do modelu je zjednodušení inkorporováno formou předpokladů,
jež vyjadřují naše chápání systému a procesů v něm probíhajících, přičemž pozornost je
soustředěna na jevy, které určují základní chování systému. V modelu bývají zanedbány
méně významné jevy a procesy.
Z těchto procesů bude nutno modelovat a pro každý bude nutno získat data. Při tvorbě
modelu i identifikaci potřebných dat bude třeba nejdříve poznat fyzikální zákony, na
nichž jsou založeny a rozebrat pečlivě přijaté předpoklady a počáteční a okrajové
podmínky specifické pro podmínky určitého úložného systému. Při další práci vyjdeme
z následujících základních poznatků o jednotlivých skupinách procesů :
•
chemické procesy; chemické procesy determinují funkčnost přírodních i
inženýrských bariér v poli blízkých interakcí. Jejich modelování vychází ze
základních zákonů termodynamiky, statistické mechaniky a zachování energie,
hmotnosti a náboje,
•
radiační přeměna,
87
•
transportní procesy; v souvislosti s migrací radionuklidů v poli blízkých interakcí
hlubinných úložišť radioaktivních odpadů se jedná o disperzi, konvekci a difúzi,
•
tepelné procesy; umístění vysoceaktivních odpadů do úložiště vede ke zvýšení
okolní teploty, která může ovlivnit okolní procesy a parametry pole blízkých
interakcí. Zhruba v prvních sto letech po uložení odpadů je rozhodující zbytkového
teplo ze štěpných produktů. V pozdější době začíná převládat zbytkové teplo z
aktinoidů. Přenos tepla v oblasti blízkých interakci je dominován kondukcí
(příspěvek konvekce nebo radiace je minimální),
•
mechanické procesy; mechanické podmínky v poli blízkých interakcí jsou narušeny
výstavbou úložiště. Způsob výrubu může poškodit horniny obklopující odpady.
Vytváří se tzv. EDZ zóna (Excavated Disturbed Zone). Mechanické napětí v
hornině působí na tvorbu trhlin a určuje stav průchodů v hornině. Napětí v hornině
a prostředí blízkých interakcí je dále ovlivněno umístěním inženýrských bariér, na
které rovněž působí mechanické napětí, které může značně ovlivnit jejich
funkčnost,
•
hydrogeologické procesy; hydrologické procesy představují procesy spojené s
transportem kapalin v geologickém prostředí. V případě málo propustných
bentonitů hlavní termodynamické hnací síly, které vedou k transportu kapalin jsou
gradienty teploty, tlaku kapaliny a chemického potenciálu,
•
sdružené (Coupling) procesy; je obvyklé rozlišovat sdružené procesy, které
modifikují lokální tok a ty procesy, které mají přímý dopad na transportní
mechanismy. Příkladem sdružených procesů v oblasti pole blízkých interakcí je
tepelná difúze tj. difúze vyvolaná teplotním gradientem.
Koncepční model pole vzdálených interakcí popisuje procesy probíhající při transportu
kontaminantu v hostitelské horninové struktuře. Tato přírodní bariéra dlouhodobě
izoluje VJP a RAO od biosféry a jsou pro ní charakteristické následující transportní
procesy [23] :
•
advekce,
•
disperze
•
interakce kontamintů,
•
difúze do matrice horniny.
Koncepční model biosféry popisuje základní cesty prostupu kontaminace z pole
vzdálených interakcí do ekosystému a následně způsobuje expozici jedinců z kritické
skupiny obyvatelstva a složek ŽP. Obecně lze rozčlenit prostupové cesty do 3
základních skupin podle cesty příjmu kontaminace: inhalační cesta, ingesční cesta a
cesta externího ozáření. Pro všechny uvedené skupiny expozičních cest je nutné stanovit
primární zdroj kontaminace na základě koncepčního modelu vzdálených interakcí; např.
podzemní voda z průlinového nebo puklinového horninového prostředí, voda z
povrchové vodoteče a pod.
88
Většina expozičních procesů popsatelná jednoduchými algebraickými rovnicemi, které
na základě empirických a semiempirických faktorů (dávkové konverzní faktory, faktory
přenosu z půdy do obilí, zeleniny a pod.) umožňují kvantifikovat příkon efektivní dávky
sledovanou expoziční cestou. Například pro příjem kontaminace ingescí pitné vody,
která je v mnoha případech kritickou expoziční cestou, platí jednoduchý vztah:
DVODA= [(1-fPOVRCH).SPVODA.CPV + fPOVRCH. SPVODA .CPOVRCH].HING
(5.5)
kde DVODA - příkon dávkového ekvivalentu ingescí pitné vody kontaminované
radioaktivními kontaminanty [Sv/rok],
fPOVRCH - podíl pitné vody z povrchového zdroje [-],
SPVODA - spotřeba pitné vody [m3/rok],
CPV - koncentrace kontaminantu v podzemní vodě [Bq/m3],
CPOVRCH - koncentrace kontaminantu v povrchové vodoteči [Bq/m3],
HING - dávkový konverzní faktor [Sv/Bq].
Současně se v koncepčním modelu biosféry uplatňují i některé z procesů typických i
pro pole blízkých a vzdálených interakcí, a to zejména :
•
molekulární difúze,
•
disperze,
•
interakce kontaminantů (radioaktivní přeměna, mezifázové interakce).
Příklad koncepčního modelu biosféry je uveden na obr. 5.11. [24]. Uvedený koncepční
model byl základem pro matematický model a následně pro vývoj programu K2M.
Doporučení dalších prací :
•
identifikace parametrů, které jsou potřeba pro vyhodnocení zdrojového členu a
vlivu pole vzdálených interakcí a biosféry na výsledky bezpečnostních zpráv,
•
identifikace vhodných testů a příprava časových a finančních plánů (viz. „Program
testů pro vývoj inženýrských bariér“, který je řešen v rámci zakázky pro SURAO
souběžně s Referenčním projektem),
•
sumarizace a vyhodnocení koncepčních a matematických modelů pole blízkých a
vzdálených interakcí a biosféry využitelných pro potřeby bezpečnostních analýz.
5.2.3.7
Vyhodnocení event. vývoj modelových nástrojů
Další bodem v struktuře bezpečnostní analýzy HÚ je výběr event. vývoj modelových
nástrojů - počítačových programů, které umožní kvantifikovat vliv HÚ na obyvatelstvo
a ŽP na základě navržených matematických modelů pole blízkých interakcí, pole
vzdálených interakcí a biosféry.
89
Prvním krokem ve vyhodnocovacím mechanizmu je vypracování seznamu dostupných
programových nástrojů a balíků, které byly použity v zahraničních projektech vývoje
HÚ anebo na základě jejich obecných charakteristik lze předpokládat možnost jejich
využití v Projektu vývoje hlubinného úložiště v podmínkách ČR. V této části je nutné
popsat každý ze sledovaných programů jeho jménem, organizací, která ho vyvinula a
klíčovými referencemi. Současně lze pro jednotlivé kategorie programů uvést jejich
základní charakteristiky, např. pro programy pole vzdálených interakcí dimenzi řešení
řídících rovnic, řešení tepelného transportu a transportu v puklinách, popis
geochemických modelů obsažených v jednotlivých programech a pod. Příklad
obdobného seznamu, vypracovaný na základě [14] a [23] pro programy pole vzdálených
interakcí, je uveden v tab. 5.10.
V druhé části vyhodnocovacího mechanizmu je nutno detailně identifikovat základní
charakteristiky studovaných programů. Základním cílem této etapy je identifikace
řídících rovnic a interních algoritmů jejich řešení; tj. těch vlastností programů, které
výrazně ovlivňují výstupné hodnoty modelových simulací. Toho lze dosáhnout detailní
analýzou dostupných údajů (uživatelské příručky, teoretické manuály), informacemi od
autorů programů event. analýzou zdrojových kódů programů.
Třetí krok vyhodnocování programů lze rozčlenit do dvou podskupin :
•
sumarizace základních charakteristik programů a popis jejich hlavních rozdílů,
•
vzájemné srovnání programů pro účely identifikace programů vhodných pro další
vývoj v rámci Projektu vývoje hlubinného úložiště v podmínkách ČR.
Ve čtvrtém kroku jsou na základě navržených testovacích příkladů pro každou kategorii
programů provedeny srovnávací výpočty včetně interpretace rozdílů ve výsledcích.
Testovací příklady jsou definovány podle požadavků specifických pro národní program
vývoje HÚ. Při současném stupni rozpracování Programu vývoje HÚ VJP a RAO v
podmínkách ČR se jedná např. o využití granitového horninového prostředí jako
hostitelské formace pro úložný systém, vertikální ukládání ÚOS, využití zásypového a
výplňového materiálu na bázi bentonitu apod. Z tohoto důvodu lze přejímat výsledky
zahraničních srovnávacích projektů pouze po důkladné analýze použitých testovacích
příkladů a po jejich vyhodnocení z hlediska potřeb Projektu vývoje hlubinného úložiště
v podmínkách ČR.
Posledním bodem výběrového procesu je identifikace těch programových nástrojů,
které jsou přímo, bez dalších úprav, použitelné pro účely vývoje HÚ, event. je lze pro
tyto účely použít po jejich modifikaci. Současně je navržen rozsah a harmonogram prací
na těchto úpravách, které vycházejí z uvažovaných matematických modelů. Výsledkem
celého výběrového řízení může být i závěr, že dostupné programy pro jednotlivé
kategorie problémů nevyhovují požadavkům kladeným na ně a je nutno zahájit
nezávislý vývoj vlastních modelových nástrojů. V tomto případě je nutné navrhnout
plán výzkumných a vývojových prací včetně verifikačního a validačního programu.
Vybrané programy, včetně screeningových programů uvedených v kap. 5.2.2.5, je
následně nutné posoudit na základě mezinárodních norem pro kvalitu softwarových
90
produktů. Jednou z možností je využití norem ČSN ISO/IEC 9126 „Hodnocení
softwarového produktu - charakteristiky jakosti a návod pro jejich používání“ a
ISO/IEC 12119 „Information technology - Software Packages Quality Requirement and
Testing“. Tyto normy jsou základem Směrnice VDS 030 [25], která byla vydána SÚJB
pro účely hodnocení výpočtových programů. Podle těchto požadavků je nutno ke
každému schvalovanému programu doložit :
•
popis produktu včetně požadavků na systémové prostředky,
•
uživatelskou dokumentaci,
•
programy a vstupní data,
•
testovací podmínky, které určují, jak se má produkt testovat pro splnění požadavků
kvality,
•
požadavky na kvalifikaci pracoviště a pracovníků, pokud je žádán odbornou komisí
SÚJB.
•
zahájení výběrového procesu modelových nástrojů pro každou ze 3 základních
kategorií (pole blízkých interakcí, pole vzdálených interakcí, biosféra) podle
uvedeného schématu,
•
inventarizace programových nástrojů dostupných na pracovištích v ČR, které lze
využít pro účely výběrového řízení,
•
příprava rámcových testovacích příkladů,
•
zahájení jednání se SÚJB o schvalovacím procesu programů využitelných pro
projekt vývoje HÚ včetně návrhů na doplnění směrnice VDS 030 podle potřeb
Programu.
91
92
Obr. 5.11: Struktura koncepčního modelu biosféry [24]
93
94
Program
Původ
Fáze
Dimenze
řešení
Transport
tepla
Geochemické
reakce
Puklinové
prostředí
AQUA3De
Vatnaskill
(Island)
1
1-3
ano
ne
ne
DCM3Dd
GRAM,S
NLNRC
(USA)
1
1-3
ne
lin. sorpce
DPe
FEFLOWe
VTT
(Finsko)
1
1-3
ano
ne
EK, DPo
FEHMe
LANL
(USA)
2
2,3
ano
lin. sorpce
EK, DPo,
DPe
FEMTRAN
SNL
(USA)
-
2
ne
lin. sorpce
ne
FEMWATE/
FEMWASTEe
ORNL
(USA)
1
2
ano
lin. sorpce,
iontová
výměna
EK
FRACMAN
GOLDER
(USA)
1
3
ne
ne
ano
GWHRTe
SKB
(Švédsko)
2
1-3
ano
ne
MK
HST3Dd
USGS
(USA)
1
1-3
ano
ne
ne
HYDROGEOCHE
Me
ORNL
(USA)
1-n
ne
komplexace,
iontová
výměna,
sorpce,...
ne
LLUVIA-IId
SNL
(USA)
1
2
ano
ne
EK
MODFLOWd
USGS
(USA)
1
1-3
ne
ne
ne
MOTIF
AECL
(Kanada)
1
1-3
ano
ne
ano
MSTSd
PNNL
(USA)
1,2
1-3
ano
lin. sorpce
EK
NAMMUe
AEA
(UK)
1
1-3
ano
ne
ano
NAPSACe
AEA
(UK)
1
3
ne
ne
ano
NORIAe
SNL
(USA)
2
2
ano
ne
EK
NORIA-SPe
SNL
(USA)
1
2
ne
ne
ne
NUFTd
LANL
(USA)
1-n
1-3
ano
lin. sorpce
EK
PORFLOWd
ACRi
(USA)
3
1-3
ano
lin. sorpce
EK
SAGUAROe
SNL
(USA)
1
2
ano
ne
EK
95
Program
Původ
Fáze
Dimenze
řešení
Transport
tepla
Geochemické
reakce
Puklinové
prostředí
SUTRAe
USGS
(USA)
1
1,2
ano
sorpce
ne
TOSPACd
SPECTR
A, SNL
(USA)
1
1
ne
lin. sorpce
EK
TOUGH2d
LBL
(USA)
2
1-3
ano
ne
EK, MC
TRACR3Dd
LANL
(USA)
1,2
1-3
ne
lin. a nelin.
sorpce,
srážení,
nerovnovážná
sorpce
EK, EP
VS2DTd
USGS
(USA)
1
1,2
ne
Pozn.:
DPe - duální permeabilita
DPo - duální pórovitost
EK - ekvivalentní kontinuum
lin. a nelin.
EK
sorpce,
srážení,
EP - zapuštěné plochy
MK - vícenásobné kontinuum
d
- konečné diference
e
- konečné elementy
Tab. 5.10. Přehled některých dostupných hydrogeologických programů
5.2.3.8
Verifikace a validace programů
Verifikace programů identifikuje proces ověřování správnosti výpočtu na základě
definovaného matematického modelu. Klade si tak za cíl kontrolu numerické správnost
výsledků. Verifikaci lze uskutečnit metodou :
•
přímou; analýzou zdrojového kódu programu a přímým srovnáním modelových
výsledků s hodnotami stanovenými výpočtem pomocí programu
•
nepřímou; Nepřímý způsob verifikace modelů spočívá ve srovnání výsledků
verifikovaného modelu s výsledky srovnávacího programu, který již byl nezávisle
verifikován a je založen na identickém matematickém modelu jako verifikovaný
program. Formálně je tento postup téměř identický se čtvrtou etapou vyhodnocení
modelových nástrojů (viz. kap. 5.2.2.7). Pro účely nepřímé verifikace lze použít
testovací příklady definované pro vyhodnocovací proces, ale na rozdíl od tohoto
procesu mohou rozdílnosti ve výsledcích indikovat problémy při řešení
matematického modelu. Následná analýza těchto rozdílů může potvrdit nebo
vyvrátit tento předpoklad.
Validace programů slouží k ověření správnosti reprezentace skutečnosti pomocí
modelového nástroje. Obecně je validace podstatně náročnější než verifikace. Úplná
validace programů není prakticky možná z důvodu dlouhých časových horizontů, které
jsou pro bezpečnostní analýzy HÚ typické. Částečně je tento problém řešitelný využitím
přírodních analogů. Pro ověření krátkodobé správnosti modelu lze využít výsledky
96
laboratorních a in-situ testů. Verifikace a validace modelů byla a je náplní mnoha
mezinárodních srovnávacích studií. Přehled vybraných studií je uveden v tab. 5.10.
Název studie
Organizace
Druh analyzovaných modelů
Doba trvání
PSACOIN
NEA
systémové modely
1985 - 90
EVEREST
CEC
systémové modely
1991 - 96
BIOMOVS
SSI
biosféra
1987 - 90
BIOMOVSII
SSI
biosféra
1991 - 96
BIOMASS
IAEA
biosféra
1997 - 2000
VAMP
IAEA
biosféra
1988 - 91
INTRACOIN
SKI
vzdálené interakce (transport)
1981 - 84
HYDROCOIN
SKI
vzdálené interakce (hydrogeologie)
1984 - 92
INTRAVAL
SKI
vzdálené interakce
1986 - 94
CHEMVAL/MIRAGE
CEC
blízké interakce
1987 - 90
COMPAS
CEC
blízké interakce (obaly)
DECOVALEX I
SKI
blízké interakce
1992 - 94
DECOVALEX II
SKI
blízké interakce
1994 - 98
Tab. 5.11 Přehled vybraných mezinárodních srovnávacích studií
•
návrh verifikačního a validačního programu testování modelových nástrojů,
•
detailní přehled a vyhodnocení mezinárodních srovnávacích programů z hlediska
jejich využití pro účely národního programu vývoje HÚ.
5.2.3.9
Kvantifikace zdrojového členu, pole vzdálených interakcí a biosféry
Součástí zadávací bezpečnostní zprávy je i modelový výpočet pro všechny složky
úložného systému, které jako celek tvoří základní podklady pro bezpečnostní analýzu
HÚ. Cílem modelového výpočtu je, v této etapě Programu vývoje HÚ RAO v
podmínkách ČR, demonstrovat aplikaci principů, uvedených v předešlých
kapitolách, na názorném vzorovém příkladě založeném na dostupných
informacích o HÚ a hypotetické lokalitě. Jak bylo již uvedeno v předešlých
kapitolách, nelze považovat kvantitativní výsledky těchto modelových výpočtů za
směrodatné v dalších etapách Programu z důvodu značně omezených znalostí o
vlastnostech a chování úložného systému ve vzdálených časových horizontech. Z
tohoto důvodu nemusí být použité koncepční a matematické modely a jejich vstupní
parametry relevantní pro specifické podmínky úložného systému, které budou s
dostatečnou přesností dostupné po dokončení dalších etap Programu. Následně závěry,
plynoucí z analýzy neurčitosti a citlivostní analýzy jednotlivých složek úložného
systému, bude nutno průběžně aktualizovat v návaznosti na výsledky dílčích projektů
řešených v rámci Programu vývoje HÚ RAO v podmínkách ČR.
97
Modelový výpočet zdrojového členu pro vybraný kontaminant s dlouhým poločasem
přeměny a dostatečně velkým počátečním inventářem (U-238, T1/2=4,15.109 let, 1,4.109
Bq ) je založen na následujících předpokladech :
•
v HÚ je uloženo 16167 palivových článků z provozu reaktorů VVER-440,
•
rychlost degradace ÚOS odpovídá normálnímu rozdělení se střední hodnotou
životnosti ÚOS 1000 let a standardní odchylkou 400 let,
•
tok kontaminantu z degradovaného ÚOS lze charakterizovat jako difúzně advektivní proces, při kterém dochází k prostupu kontaminantu tlumícím
materiálem na bázi bentonitu procesem molekulární difúze a následně k advekci v
okolním horninovém prostředí. Model je použitelný pro stacionární únik
kontaminantu z ÚOS v důsledku konstantní hodnoty rozpustnosti kontaminantu.
Analytické řešení koncepčního modelu má tvar [29] :
I=4.π.σ.n.Df.R0.Cs.Sh.R1.K0,5/[(Sh-1).sinh(d)+R1.K0,5.cosh(d)]
kde
(5.6)
I - tok kontaminantu [Bq/s],
σ - tortuozita tlumícího materiálu [-],
n - pórovitost tlumícího materiálu [-],
Df - difúzní koeficient U-238 [m2/s],
R0 - ekvivalentní poloměr matrice [m],
R1 - ekvivalentní poloměr úložné šachty [m],
Cs - koncentrace kontaminantu na povrchu matrice [Bq/m3],
Sh = 1+0,5.Pe/(1+0,63.Pe)
Pe= R1.u/Df
u - rychlost podzemní vody [m/s],
K=λ.Rd/(σ.Df)
λ - přeměnová konstanta [1/s],
Rd - retardace U-238 v tlumícím materiálu [-],
d=(R1 - R0).K0,5
•
použité vstupní parametry jsou uvedeny v tabulce 5.12
Výsledný tok kontaminantu z HÚ na rozhraní výplně a EDZ je stanoven jako součin
toku kontaminantu z 1 ÚOS podle rovnice (5.6) a počtu degradovaných ÚOS řízených
Gaussovým rozdělením. Časový krok výpočtu odpovídá době úniku kontaminantu z
ÚOS, která je při celkové aktivitě U-238 v 1 ÚOS (1,4.109 Bq) a konstantním toku
98
aktivity 0,54 Bq/s přibližně 80 let. Průběh únikové křivky podle obr. 5.12 je ovlivněn
rychlostí degradace ÚOS.
Součástí modelového výpočtu zdrojového členu je i citlivostní analýza a analýza
neurčitosti. Citlivostní analýza se skládá ze 2 částí. V první z nich byl zkoumán vliv +/50% změny vstupních parametrů na výslednou hodnotu toku U-238 z ÚOS. Vzhledem k
tomu, že hodnoty některých parametrů se mohou měnit v podstatně širším intervalu
(rychlost podzemní vody, koeficient molekulové difúze), byl v druhé části odhadnut
vliv řádových změn hodnot vybraných vstupních parametrů na sledovanou výstupní
veličinu.
Parametr
Hodnota
Rozměr
poloměr matrice
0,325
m
tloušťka tlumícího materiálu
0,26
m
-5
rychlost podzemní vody
5.10
pórovitost tlumícího materiálu
0,4
-
tortuozita tlumícího materiálu
50
-
měrná hmotnost tlumícího materiálu
1850
kg/m3
koeficient molekulární difúze (U-238)
5.10-13
m2/s
retardace (U-238)
883
počáteční objemová aktivita U-238
3,35.10
m/s
9
Bq/m3
Tab. 5.12 Vstupní parametry modelu zdrojového členu [7], [9], [11]
Výsledky citlivostní analýzy jsou znázorněny na obr. 5.13 a 5.14. Jak je z prvního grafu
zřejmé, jsou na +/- 50% změnu hodnot nejvíce citlivé geometrické rozměry ÚOS a
tlumícího materiálu a ve stejné míře pórovitost, koeficient molekulární difúze, tortuozita
a počáteční aktivita. Změna rychlosti podzemní vody ovlivňuje výslední tok
kontaminantu pouze minimálně.
Doplňující informace o citlivosti modelu na variace vstupních dat lze získat při
sledování vlivu řádových variací hodnot rychlosti podzemní vody a koeficientu difúze.
Pokles rychlosti podzemní vody na hodnotu 1.10-10 m/s vede ke snížení toku aktivity o
cca 16%. Postupný nárůst rychlosti vede ke zvýšení toku U-238, který se v rozmezí
hodnot rychlosti podzemní vody 1.10-8 - 1.10-4 m/s mění pouze minimálně. Vliv
koeficientu molekulární difúze na tok kontaminantu je podstatně výraznější. V rozpětí
hodnot Df = 1.10-15 - 1.10-12 m2/s se tok U-238 z ÚOS mění o +/- 100%.
99
Tok kontaminantu (U-238) z HÚ do pole vzdálených interakcí
tok kontaminantu [Bq/s]
1000
100
10
1
0
0
200
400
600
800
1000 1200
1400
1600
1800 2000
2200
čas [rok]
Obr. 5.12 Deterministické výsledky modelu pole blízkých interakcí
Citlivostní analýza modelu blízkých interakcí - I.
80%
poloměr matrice
změny výstupních hodnot [%]
60%
40%
porovitost a
toruuozita zásypu,
počáteční aktivita,
koeficient mol. difúze,
20%
rychlost podzemní
vody
0%
-20%
tloušťka zásypu
-40%
-60%
-50% -40% -30% -20% -10%
0%
10%
20%
30%
40%
50%
zm ěny vstupních hodnot [%]
Obr. 5.13 Výsledky citlivostní analýzy modelu blízkých interakcí I.
Poslední částí modelového výpočtu zdrojového členu je analýza neurčitosti, která je
rozdělena do 3 částí :
•
100
neurčitosti při stanovení rychlosti degradace ÚOS. Rychlost degradace ÚOS lze
popsat podle potřeby několika distribučními funkcemi závislými na vlastnostech
materiálů inženýrských bariér. Typ těchto funkcí může výrazně ovlivnit výsledky
výpočtů pro potřeby bezpečnostní analýzy HÚ. Jak je z obr. 5.15 zřejmé, nahrazení
Gaussova rozdělení exponenciálním rozdělením vede při stejné střední době
životnosti ÚOS k prodloužení doby degradace všech ÚOS z 2138 na 4889 let,
•
neurčitosti při stanovení toku U-238 z ÚOS jsou popsány pomocí
pravděpodobnostního popisu kritických vstupních parametrů identifikovaných v
procesu citlivostní analýzy. Pokud vycházíme z předpokladu, že geometrické
rozměry ÚOS a úložných šachet, počáteční aktivita U-238 a měrná hmotnost
tlumícího materiálu jsou známy s dostatečnou přesností a budou se měnit v čase
pouze nepatrně, je nutno pravděpodobnostně definovat 5 parametrů: rychlost
podzemní vody, tortuozitu a pórovitost tlumícího materiálu, difúzní koeficient a
distribuční koeficient. Procesu konstrukce distribučních funkcí je nutno věnovat
značnou pozornost. Při nevhodném způsobu stanovení těchto parametrů může dojít
k tomu, že sledovaný rozsah hodnot výsledné veličiny je nerealisticky velký.
Obecně lze konstatovat, že pro stanovení distribučních funkcí vstupních parametrů
platí následovná pravidla [30] :
rel. změna referenční hodnoty [%]
Citlivostní analýza modelu blízkých interakcí - II.
4%
100%
2%
80%
0%
60%
-2%
40%
-4%
20%
-6%
0%
-8%
-20%
-10%
-40%
-12%
-60%
-14%
-80%
-16%
1,00E-15
rychlost
podzemní
vody
koeficient
mol. difúze
-100%
1,00E-13
1,00E-11
1,00E-09
1,00E-07
1,00E-05
rychlost podzem ní vody [m /s]/ koeficient m ol. difúze [m 2/s]
Obr. 5.14 Výsledky citlivostní analýzy modelu blízkých interakcí II.
-
pokud neexistují o hodnotách sledovaného parametru žádné relevantní
informace (minimální a maximální hodnota, střední hodnota), lze použít
prakticky libovolnou distribuční funkci. Vliv různých distribučních funkcí na
výstupní parametr může rámcově identifikovat neurčitost hodnot sledovaného
parametru,
101
-
v případě, že existuje alespoň minimum informací o parametru (minimální a
maximální hodnota), doporučuje se použít rovnoměrné rozdělení event.
logaritmické rovnoměrné rozdělení pro ty parametry, kterých hodnoty mohou
být v rozsahu několika řádů,
-
trojúhelníkové, event. logaritmické trojúhelníkové rozdělení je možno použít,
pokud jsou k dispozici informace o rozsahu a střední hodnotě parametru,
-
pokud existuje soubor hodnot sledovaného parametru, který ale nelze popsat
některou ze standardních distribučních funkcí, je nutno vytvořit empirickou
distribuční funkci, která nejlépe odpovídá souboru dostupných hodnot.
počet degradovaných ÚOS [ks]
Rychlost degradace ÚOS
17000
16000
15000
14000
13000
12000
11000
10000
9000
8000
7000
6000
5000
4000
3000
2000
1000
0
Normální rozd.
Exponenciální
rozd.
0
1000
2000
3000
4000
5000
čas [rok]
Obr. 5.15 Vliv použitých distribučních funkcí na vypočítanou rychlost degradace ÚOS
-
rozsáhlé soubory hodnot parametrů, které lze popsat některou ze standardních
distribučních funkcí, umožňují stanovit parametry těchto distribučních
rozdělení pomocí standardních statistických metod.
Pro potřeby stochastického ohodnocení toku U-238 z ÚOS byly na základě uvedených
doporučení stanoveny distribuční funkce a jejich parametry podle tab. 5.13.
102
Parametr
Distribuční
funkce
Parametr 1
(stř. hodnota /
min. hodnota)
Parametr 2
(stand. odchylka /
max. hodnota)
rychlost podzemní vody
log Gauss
5,06.10-5 m/s
2,17.10-5 m/s
pórovitost tlumícího materiálu
Gauss
0,4
0,05
tortuozita tlumícího materiálu
rovnoměrná
1
100
-16
2
10-12 m2/s
koeficient molekulové difúze (U-238)
rovnoměrná
10
m /s
distribuční koeficient (U-238)
log Gauss
0,191 m3/kg
0,19 m3/kg
Tab. 5.13 Distribuční funkce vstupních parametrů modelu zdrojového členu
Výsledný průběh kumulované pravděpodobnosti toku U-238 z ÚOS je znázorněn na
obr. 5.16. Jak je z křivky zřejmé, tok nepřekročí se 100% pravděpodobností hodnotu
3,14 Bq/s. Průběh kumulované pravděpodobnosti toku kontaminantu z ÚOS je
prakticky identický pro celé sledované časové období 0 - 2138 let, protože difúzní
transport bentonitovou výplní je podle (5.6) konstantní a protože vzhledem k poločasu
rozpadu U-238 (4,47.109 let) nedojde v období funkčnosti ÚOS k významné redukci
počátečního inventáře U-238.
Tok kontaminantu (U-238) z 1 ÚOS
1,00
kumulovaná pravděpodobnost [-]
0,90
0,80
0,70
0,60
0,50
0,40
0,30
0,20
0,10
0,00
0,0
0,5
1,0
1,5
2,0
2,5
3,0
3,5
tok kontam inantu [Bq/s]
Obr. 5.16 Stochastické vyhodnocení toku kontaminantu z ÚOS
•
neurčitosti při stanovení celkového toku U-238 z úložného systému byly stanoveny
na základě předešlých částí analýzy neurčitosti - distribuční funkce degradace ÚOS
(Gaussovo rozdělení, střední hodnota 1000 let, standardní odchylka 400 let) a
distribuční funkce toku kontaminantu z ÚOS (gama rozdělení, střední hodnota
0,5642 Bq/s, standardní odchylka 0,591 Bq/s). Celkový tok U-238 je definován 3
hodnotami - střední hodnotou, 2,5% a 97.5% kvantilem. Kvantil p-tého řádu je
103
hodnota, pro kterou platí, že s pravděpodobností větší nebo rovnou p% ji hodnoty
parametru nepřekročí a s pravděpodobností větší nebo rovnou 1-p% ji hodnoty
parametru dosáhnou nebo překročí. 2,5% a 97.5% kvantil ohraničují rozmezí toku
kontaminantu, který je dosažen s 95% pravděpodobností.
Tok kontaminantu (U-238) z HÚ
10000
97.5 % kvantil
tok kontaminantu [Bq/s]
1000
stř. hodnota
100
10
2.5 % kvantil
1
0
0
200
400
600
800
1000 1200 1400 1600
1800 2000 2200
čas [rok]
Obr. 5.17 Stochastické výsledky modelu blízkých interakcí
Obdobně jako model zdrojového členu je i modelový výpočet pole vzdálených interakcí
založen na několika zjednodušujících předpokladech :
•
proudění kontaminantu probíhá v puklinovém prostředí, v 1000 mikroskopických
puklinách o mocnosti 10-4 m. Délka každé z puklin je 700 m.
•
tok kontaminantu v každé z puklin je řízen transportní rovnicí:
Rf.δc/δt - D.δ2c/δz2 + u.δc/δz + Rf. λ.c + I(z,t)/b = 0
kde
c(t,z) - koncentrace kontaminatu v puklině [Bq/m3]
Rf - retardace kontaminantu v puklině [-]
u - rychlost podzemní vody v puklině [m/s]
D - koeficient podélné disperze [m2/s]
b - pološířka pukliny [m]
λ - konstanta přeměny [1/s]
I(z,t) - difúzní tok z pukliny do hostitelské horniny [Bq/m2.s].
104
(5.7)
Řešení rovnice (5.7) pro nulovou koncentraci kontaminantů v puklině v čase
(počáteční podmínka) a okrajové podmínky:
-D. δc/δz +u.c(0,t)=u. c0.exp(-λ.t)
t=0 s
(5.8)
C(∞ ,t) = 0
(5.9)
je podle [31]:
c = c0.exp(-λ.t).erfc[Rf.z/(A.u)/2.(t-Rf.z/u)0,5]
kde
(5.10)
c0 - počáteční objemová aktivita kontaminatu [Bq/m3]
A = b.Rf/[n.(Df.Rp)0,5]
n - pórovitost hostitelské hornině [-]
Df - difúzní koeficient v hostitelské hornině [m2/s]
Rp - retardace v hostitelské hornině [-].
•
vstupní hodnoty parametrů modelu vzdálených interakcí jsou uvedeny v tab. 5.14.
Parametr
Hodnota
Rozměr
mocnost pukliny
1,00E-04
m
rychlost puklinové podzemní vody
5,06E-05
m/s
koeficient difúze v hostitelské hornině
1,00E-11
m2/s
pórovitost granitového prostředí
0,01
-
měrná hmotnost hostitelské horniny
2700
kg/m3
měrná hmotnost puklinového prostředí
2400
kg/m3
transportní vzdálenost
700
m
Kd (U) hostitelské horniny
0,09
m3/kg
Kd (U) puklinového prostředí
0,002
m3/kg
Tab. 5.14 Vstupní parametry modelu vzdálených interakcí [32]
105
Koncentrace kontaminantu (U-238) v biosféře
koncentrace kontaminantu [Bq/m**3]
1E+11
1E+10
1E+09
1E+08
1E+07
1E+06
1E+05
1E+04
1E+03
1E+02
1E+01
1E+00
1E-01
1E+02 1E+03 1E+04 1E+05 1E+06 1E+07 1E+08 1E+09 1E+10 1E+11
čas [rok]
Obr. 5.18 Deterministické výsledky modelu pole vzdálených interakcí (podzemní voda)
Citlivostní analýza modelu vzdálených interakcí (1000 r.) - I.
2000%
poloměr pukliny
1800%
rychlost puklinové
podzemní vody
1600%
1400%
Df, měrná hmotnost,
Kd (U)
1200%
1000%
transportní
vzdálenost
800%
pórovitost
600%
400%
počáteční
koncentrace
200%
0%
-200%
-50% -40%
-30% -20% -10%
0%
10%
20%
30%
40%
50%
Obr. 5.19 Výsledky citlivostní analýzy modelu vzdálených interakcí I.
Výsledný časový průběh koncentrace U-238 je uveden na obr.5.18 a odpovídá
koncentraci kontaminantu v složkách biosféry, přímo zasažených únikem kontaminantu
z úložného díla. Obecně se jedná zejména o porézní saturované event. nesaturované
106
prostředí, které dosahuje hloubek řádově jednotek až desítek metrů pod povrchem. Tato
oblast je primárním zdrojem kontaminace pro další složky biosféry.
Obdobně jako v případě zdrojového členu byla i v případě pole vzdálených
interakcí uskutečněna citlivostní analýza ve dvou krocích - pro vliv +/-50%
změny všech vstupních parametrů a pro řádové změny vybraných vstupních
parametrů, jejichž hodnoty mohou variovat v rozmezí několika řádů.
Jak je z výsledků první části citlivostní analýzy zřejmé, nejvíce výslednou koncentraci
U-238 ovlivní změna transportní vzdálenosti transportní vzdálenosti v poli vzdálených
interakcí a rychlost puklinové podzemní vody. Vliv dalších parametrů (koeficientu
molekulové difúze, distribučního koeficientu, pórovitosti... ) je srovnatelný. Pouze
variace počáteční koncentrace ovlivňují výslednou hodnotu méně výrazně.
Citlivostní analýza modelu vzdálených interakcí - II.
1E+12
Df=1E-10 m2/s
1E+11
Df=1E-11 m2/s
1E+10
Df=1E-12 m2/s
1E+09
Df=1E-13 m2/s
1E+08
1E+07
1E+06
1E+05
1E+04
1E+03
1E+02
1E+01
1E+00
1E-01
1E+02 1E+03 1E+04 1E+05 1E+06 1E+07 1E+08 1E+09 1E+10 1E+11
čas [rok]
Obr. 5.20 Výsledky citlivostní analýzy modelu vzdálených interakcí II.
V druhé části citlivostní analýzy byl analyzován vliv řádových změn koeficientu
molekulové difúze, rychlosti podzemní vody a distribučního koeficientu U na výslednou
únikovou křivku. Pokles koeficientu molekulové difúze v granitovém horninovém
prostředí a pokles distribučního koeficientu U (viz obr. 5.20 a 5.22) vede k výraznému
posuvu maxima únikové křivky směrem ke kratším časům a vyšším hodnotám
maximální koncentrace. Ještě výrazněji se obdobný efekt projeví při poklesu rychlosti
puklinové podzemní vody (viz obr. 5.21).
Analýza neurčitosti modelu vzdálených interakcí je založena na identických principech
jako v případě analýzy neurčitosti modelu blízkých interakcí. Na základě [32] lze
definovat parametry rovnoměrného rozdělení pro pórovitost granitového prostředí,
počet puklin a distribuční koeficient U v granitu. Definice zbylých parametrů je
107
založena pouze na odborném odhadu a odpovídá první metodě stanovení distribuční
funkce parametru.
Citlivostní analýza modelu vzdálených interakcí - III.
1E+10
v=5E-5 m/s
1E+09
v=1E-5 m/s
1E+08
v=1E-6 m/s
v=1E-7 m/s
1E+07
1E+06
1E+05
1E+04
1E+03
1E+02
1E+01
1E+00
1E-01
1E+02
1E+03
1E+04
1E+05
1E+06
1E+07
1E+08
1E+09
1E+10
1E+11
čas [rok]
Obr. 5.21 Výsledky citlivostní analýzy modelu vzdálených interakcí III.
Citlivostní analýza modelu vzdálených interakcí - IV.
1E+12
Kd=0,9
1E+11
Kd=0,09
1E+10
Kd=0,009
1E+09
Kd=0,0009
1E+08
1E+07
1E+06
1E+05
1E+04
1E+03
1E+02
1E+01
1E+00
1E-01
1E+02
1E+03
1E+04
1E+05
1E+06
1E+07
1E+08
1E+09
1E+10
1E+11
čas [rok]
Obr. 5.22 Výsledky citlivostní analýzy modelu vzdálených interakcí IV.
108
Parametr
Distribuční
funkce
Parametr 1
(min.
hodnota)
Parametr 2
(max. hodnota)
Parametr 3
(nejpravděp.
hodnota)
pórovitost granitového
prostředí
rovnoměrn
á
0,001
0,01
počet puklin
rovnoměrn
á
3
6800
distribuční koeficient U v
granitu
rovnoměrn
á
0,01 m3/kg
5,7 m3/kg
transportní vzdálenost
triangulárn
í
500 m
1200 m
koeficient molekulové difúze
rovnoměrn
á
10-16 m2/s
10-12 m2/s
měrná hmotnost granitového
masivu
triangulárn
í
2300 kg/m3
3100 kg/m3
2700 kg/m3
měrná hmotnost puklin.
systému
triangulárn
í
2100 kg/m3
2700 kg/m3
2400 kg/m3
rychlost proudění v puklin.
systému
log Gauss
5,06.10-5 m/s
(stř.
hodnota)
2,17.10-5 m/s
(stand.
odchylka)
700 m
Tab. 5.15 Distribuční funkce vstupních parametrů modelu vzdálených interakcí
Aplikace uvedených distribučních funkcí na použitý model vzdálených interakcí vede
při požadované přesnosti výpočtu k simulaci minimálně 1 miliónu událostí. Pod
pojmem událost se v tomto kontextu rozumí jeden výpočet na základě vztahu (5.14).
Vzhledem k tomu, že v současné době neexistuje na území ČR komplexní stochastický
počítačový program použitelný pro potřeby Referenčního programu, byly výpočty pro
všechny prvky úložného systému uskutečněny za pomocí tabulkového procesoru MS
Excel a nadstavbového programu @RISK. Uvedené programy ale neumožňují realizaci
výpočtů v požadovaném rozsahu. Pro tyto účely se na zahraničních pracovištích,
zabývajících se problematikou analýz neurčitosti pro potřeby vývoje hlubinného
úložiště VJP a RAO, používají specializované programy aplikované na
vysokovýkonných pracovních stanicích (Unix) event. na superpočítačích. Z tohoto
důvodu na tomto místě uvádíme výsledky analýzy neurčitosti uvedené v [35].
Základem výsledků publikovaných v [35] je koncepční model založen na :
•
semiempirickém modelu loužení kontaminantu z vitrifikovaného RAO (autoři
práce předpokládají reprocesing VJP a následnou imobilizaci odpadu z
reprocesingu vitrifikací),
•
popisu bodové koroze ÚOS,
•
1-rozměrném difúzním modelu transportu kontaminantů tlumícím materiálem,
109
•
analytickém řešení 1-rozměrné řídící rovnice pro transport kontaminantu v
porézním horninovém prostředí.
Použité parametry modelů blízkých a vzdálených interakcí jsou uvedeny v tab. 5.16.
Výsledky modelové simulace transportu U-238 z ÚOS do biosféry ukazují, že v případě
kombinace konzervativních hodnot vstupních parametrů (křivka Max. na obr. 5.23) je
maximum únikové křivky posunuto již do časů řádově 104 let. I když pravděpodobnost
toho, že nastane tato situace je velice nízká, nelze ji z hlediska konzervativizmu
výsledků zanedbat.
Parametr
Rozsah
Distribuční
funkce
tepelná vodivost hostitelské horniny [W/mK]
2,34-2,70
rovnoměrná
měrné teplo hostitelské horniny [J/gK]
0,67-1,38
log Gauss
měrná hmotnost hostitelské horniny [kg/m ]
2306,9-3043,8
Gauss
korozní faktor [-]
1,53-0,02
rovnoměrná
koeficient bodové koroze [-]
3,0-4,7
log Gauss
koncentrace O [ppm]
1,0-5,0
Gauss
koncentrace Cl [ppm]
2,0-980
log Gauss
aktivační energie [J/mol]
5736,9-7011,7
Gauss
0,05-0,15
rovnoměrná
1950-2150
Gauss
0,008-0,68
log Gauss
difúzní koeficient U v tlumícím materiálu [cm /rok]
28,38-42.26
log Gauss
pórovitost hostitelské horniny [-]
0,0614-0,384
rovnoměrná
migrační vzdálenost [m]
1000-4000
log Gauss
rychlost podzemní vody [m/rok]
0,1-10
log rovnoměrná
10-90
log Gauss
0,001-0,04
log Gauss
3
pórovitost tlumícího materiálu [-]
3
měrná hmotnost tlumícího materiálu [kg/m ]
3
distribuční koeficient U v tlumícím materiálu [m /kg]
2
disperzivita [m]
3
distribuční koeficient U v hostitelské hornině [m /kg]
Tab. 5.16 Distribuční funkce vstupních parametrů modelu vzdálených interakcí [35]
Poslední skupina výsledků se týká vyhodnocení expozičních cest v biosféře. Vzhledem
k tomu, že z většiny bezpečnostních a rizikových analýz vychází jako nejkritičtější
přímá ingesce pitné vody z podzemního zdroje, byla tato cesta vyhodnocena i pro účely
Referenčního projektu. Pro reálné HÚ bude ale nutno tuto tezi potvrdit a identifikovat i
další z kritických expozičních cest, jejichž pořadí je výrazně ovlivněno konečným
výběrem lokality úložného systému.
Vyhodnocení příkonu dávkového ekvivalentu přímou ingescí pitné vody je založeno na
vztahu (5.9), který zohledňuje možnost využití povrchových vod jako zdrojů pitné vody
a přítomnost suspenzí. Pro účely demonstračního výpočtu se vycházelo z předpokladu,
110
že všechna pitná voda je získávána z podpovrchových zdrojů a není filtrována. Přehled
použitých parametrů je uveden v tab. 5.17.
Výsledný průběh příkonu dávkového ekvivalentu je uveden na obr. 5.22. Výsledný
časový průběh dávky kopíruje únikovou křivku podle obr. 5.18, protože obecně je
spomalení prostupu kontaminantu ve složkách biosféry v důsledku retardačních procesů
o několik řádů nižší než časový horizont bezpečnostní analýzy HÚ.
Parametr
Hodnota
Rozměr
spotřeba pitné vody
0.73
m3/rok
dávkový konverzní faktor pro U
4.50E-08
Sv/Bq
frakce pitné vody ze studny
1
-
koeficient filtrace suspenzí
0
-
koncentrace suspenzí ve vodě
0.1
kg/m3
pórovitost zvodnělé vrstvy
0.2
-
saturace zvodnělé vrstvy
0.2
-
Kd (U) ve zvodnělé vrstvě
0.997
m3/kg
měrná hmotnost zvodnělé vrstvy
2650
kg/m3
Tab. 5.17 Vstupní parametry modelu biosféry
111
Obr. 5.23 Stochastické výsledky modelu vzdálených interakcí podle [35]
112
Příkon dávkového ekvivalentu ingescí pitné vody (U-238)
1E+00
příkon dávkového ekvivalentu
[Sv/rok]
1E-02
1E-04
1E-06
1E-08
1E-10
1E-12
1E-14
1E-16
1E-18
1E-20
1E+02 1E+03 1E+04 1E+05 1E+06 1E+07 1E+08 1E+09 1E+10 1E+11 1E+12
čas [rok]
Obr. 5.24 Deterministické výsledky biosférického modelu
Pro účely citlivostní analýzy byla sledována závislost příkonu dávkového ekvivalentu
na +/-50% změně vstupních parametrů. Pro dva ze vstupních parametrů (frakce pitné
vody ze studny, koeficient filtrace suspenzí), byl analyzován vliv celého, definovaného
intervalu těchto hodnot na výstup modelu.
Jak je z obr. 5.25 zřejmé, výsledná hodnota příkonu je nejvíce závislá na velikosti
měrné hmotnosti zvodnělé vrstvy, distribučního koeficientu U ve zvodnělé vrstvě a
dávkového konverzního faktoru U pro ingesční expoziční cestu. Vzhledem k tomu, že
hodnota dávkového konverzního faktoru je stanovena ve vyhlášce [37], byly pro
potřeby stochastické analýzy efektivní dávky pravděpodobnostně vyhodnoceny pouze
měrná hmotnost zvodnělé vrstvy a distribuční koeficient U. Distribuční funkce měrné
hmotnosti zvodnělé vrstvy byla odhadnuta v rozmezí 2500 - 2800 kg/m3 a distribuční
funkce Kd pro U byla převzata z [36].
Parametr
Distribuční
funkce
Parametr 1
(min. hodnota/
/stř. hodnota)
Parametr 2
(max. hodnota/
stand. odchylka)
Parametr 3
(nejpravděp.
hodnota)
měrná hmotnost zvodnělé
vrstvy
trojúhelníkov
á
2500 kg/m3
2800 kg/m3
2650 kg/m3
distribuční koeficient U
log Gauss
0,997 m3/kg
2,5 m3/kg
Tab. 5.18 Distribuční funkce vstupních parametrů biosférického modelu
113
Citlivostní analýza biosférického modelu
100%
spotřeba pitné
vody
80%
DCF (U)
60%
40%
frakce pitné vody
ze studny
20%
koeficient filtrace
suspenzí
0%
-20%
koncentrace
suspenzí ve vodě
-40%
pórovitost
zvodnělé vrstvy
-60%
saturace
zvodnělé vrstvy
-80%
-100%
-100%
Kd(U) ve
zvodnělé vrstvě
-80%
-60%
-40%
-20%
0%
20%
40%
60%
80%
100%
měrná hmotnost
zvodnělé vrstvy
Obr. 5.25 Výsledky citlivostní analýzy biosférického modelu
Výsledný průběh příjmu dávkového ekvivalentu je vyjádřen pomocí střední hodnoty a
2,5% a 97,5% kvantilů tak, jak jsou popsány v úvodní části této kapitoly. Pokud by se
jednalo o výsledky bezpečnostní analýzy plánovaného úložného díla v konkrétní
lokalitě, je z obr. 5.26 vidět, že maximum příkonu dávkového ekvivalentu od pouze
jednoho z kontaminantů obsaženém ve VJP překračuje legislativní limit 1 mSv/rok o 4
řády.
Závěrem této kapitoly je nutno konstatovat, že problematice bezpečnostních analýz HÚ
je nutno věnovat zvýšenou pozornost zejména z hlediska :
114
•
výběru a vývoje vhodných simulačních nástrojů podle obecných principů
definovaných v kap. 5.2.2.7 a 5.2.2.8,
•
získávání a vyhodnocení vstupních dat pro potřeby bezpečnostních analýz včetně
jejich statistického vyhodnocení na základě výsledků citlivostní analýzy,
•
návrhu interpretačních dokumentů vycházejících z platné legislativy, které budou
obsahovat pravděpodobnostní směrné hodnoty event. limity ozáření jednotlivců z
kritické skupiny obyvatel využitelné pro potřeby bezpečnostních analýz úložných
systémů VJP a RAO.
Příkon dávkového ekvivalentu ingescí pitné vody (U-238)
příkon dávkového ekvivalentu
[Sv/rok]
1.00E+01
97.5 % kvantil
1.00E-02
stř. hodnota
1.00E-05
2.5 % kvantil
1.00E-08
1.00E-11
1.00E-14
1.00E-17
1.00E-20
1.00E+02
1.00E+04
1.00E+06
1.00E+08
1.00E+10
1.00E+12
čas [rok]
Obr. 5.26 Stochastické výsledky biosférického modelu
5.2.3.10
Sumární přehled navrhovaných vědecko-výzkumných prací
Základní propojení bezpečnostních analýz z dalšími prvky Programu je znázorněno na
obr. 5.27. Bezpečnostní analýzy jsou jedním z hlavních podkladů pro vypracování
legislativou požadovaných dokumentů, jako jsou bezpečnostní zprávy, dokumentace
EIA a pod. Současně definují náplň a cíle podpůrných vědecko-výzkumných projektů a
technických a projektových činností. Na druhou stranu musí bezpečnostní rozbory
vycházet z výsledků těchto činností. Je proto zřejmé, že se jedná o iterativní proces,
cílem kterého je vybudování hlubinného úložného díla a vypracování podkladů pro
udělení povolení k činnostem souvisejícím s ukládáním VJP a RAO. Z uvedeného
důvodu je součástí Referenčního projektu i návrh vědecko-výzkumných prací, které
vyplývají z konkrétních podmínek v ČR a ze stupně rozpracovanosti Programu. Návrhy
jednotlivých činností, včetně jejich detailního zdůvodnění jsou uvedeny v kapitole 5.2.
a přílohách 5.A a 5.C.
Z časového hlediska lze navržené činnosti zasadit do rámce prvního iteračního cyklu,
délku kterého lze odhadovat na 5 let (viz obr. 5.28). Rozdělení činností na dvě skupiny
- výzkumně-vývojové činnosti a technické a projektové činnosti nelze v některých
případech chápat dogmaticky, např. při stanovení parametrů granitového horninového
prostředí může vyvstat požadavek vývoje nových metod, čímž se část programu dostane
do roviny výzkumného projektu.
115
TECHNICKÉ A
PROJEKTOVÉ ČINNOSTI
Obr. 5.27 Obecná schéma Programu vývoje HÚ VJP a RAO v podmínkách ČR
STANOVENÍ HODNOT KLÍČOVÝCH PARAMETRŮ OVLIVŇUJÍCÍCH
TRANSPORTNÍ VLASTNOSTI HORNINOVÉHO PROSTŘEDÍ
AKTUALIZACE
AKTIVIT RADIONUKLIDŮ
VE VJP V ZÁVISLOSTI
NA STUPNI VYHOŘENÍ
AKTUALIZACE
PROJEKTU PODZEMNÍ
ČÁSTI HÚ
1. ROK
2. ROK
3. ROK
4. ROK
5. ROK
VĚDECKO-VÝZKUMNÉ ČINNOSTI
NUMERICKÝ MODEL SIMULACE PROUDĚNÍ
PODZEMNÍ VODY A TRANSPORTU
KONTAMINANTŮ V HYPOTETICKÉ
LOKALITĚ
ZAHÁJENÍ VÝBĚROVÉHO ŘÍZENÍ / VÝVOJE
PROGRAMŮ PRO DETAILNÍ POPIS
VÝVOJE SLOŽEK HÜ
STANOVENÍ KRIT.
PARAM. A UPŘESNĚNÍ
V&V PRACÍ
ELEKTRONICKÁ DATABÁZE FEP A JEJÍ PROPOJENÍ S VYHODNOCOVACÍM
NÁSTROJEM FEP A S NÁSTROJEM NA TVORBU SCÉNÁŘŮ
SCÉNÁŘE
VÝVOJE HÚ
VÝBĚR A VYUŽITÍ
PROGRAMU PRO SCREENING
INVENTÁŘE
VYHODNOCENÍ A VÝBĚR
PROGRAMŮ TEPELNÉHO
PROUDĚNÍ
VÝBĚR A VYUŽITÍ
PROGRAMU PRO SCREENING.
VÝPOČET HÚ
AKTUALIZACE
STANOVENÍ TEPLOTECHNICKÝCH PARAMETRŮ
VÝSLEDKŮ
MATERIÁLŮ INŽENÝRSKÝCH BARIÉR A EDZ
TEPLOTECH.
VÝPOČTU
METODY ANALÝZY
NEURČITOSTI A
CITLIVOSTNÍ ANALÝZY
INDIKÁTORY
BEZPEČNOSTI
1. ROK
2. ROK
3. ROK
4. ROK
5. ROK
Obr. 5.28 Navrhovaná struktura prvního iteračního cyklu bezpečnostních rozborů
116
5.3
Literatura
1.
Nabídka projektu „Referenční projekt HÚ RAO v hypotetické lokalitě“, EGP
Invest s.r.o., srpen 1998
2.
ČSN 75 7111 Pitná voda, 1991
3.
Nařízení vlády ČR ze dne 26.2.1992, kterým se stanoví ukazatele přípustného
stupně znečištění vod č. 171/92 Sb.
4.
Order DOE 5400.5: Radiation Protection of the Public and Environment, 2nd
change, 1993
5.
Federal Guidance Report No. 11, Limiting Values of Radionuclide Intake and Air
Concentration and DCF for Inhalation, Submersion and Ingestion, EPA 520/1-88020, 1988
6.
Simmons G.R. et al.: An Approach to Criteria, Design Limits and Monitoring in
Nuclear Fuel Disposal, AECL-10737, 1994
7.
Lietava P., Nichols W.E.: Srovnávací výpočty proudění tepla, BAZ97-02A, ÚJV
Řež, a.s., 1998
8.
Lietava P., Nichols W.E.: Základní teplotechnický výpočet, BAZ97-02C, ÚJV Řež,
a.s., 1998
9.
Šik J.: Hlubinné úložiště vyhořelého jaderného paliva. Stanovení rozteče úložných
míst, Ae9252/Dok, Škoda Jaderné strojírenství s.r.o., 1997
10. Woller F. a kol.: Referenční charakteristiky horninové struktury, SIT97-01, ÚJV
Řež, a.s., 1997
11. Vokál A. a kol.: Návrh referenční skladby inženýrských bariér, BIZ97-02, ÚJV
Řež, a.s., 1997
12. Alder J.C., McGinnes D.F.: Model Radioactive Waste Inventory for Swiss Waste
Disposal Projects, NAGRA TR 93-21, 1994
13. Cross M.T et all.: Project PH4.01/94 Phase 1 Report: Establish Current Status,
Plans and Practicies - Technical Annex for Czech Republic, AEA Technology,
March 1997
14. Konopásková S., Lietava P., Nachmilner L.: Revize podkladů pro modelovou
dokumentaci EIA, BAZ 96-01, ÚJV Řež, a.s., 1996
15. International Basic Safety Standards for Protection against Ionizing Radiation and
for the Safety of Radiation Sources, Safety Series 115, IAEA Vienna, 1996
16. Radionuclide Sorption from the Safety Evaluation Perspective, Preceedings of
NEA workshop, Interlaken 16-18. Octobre 1991
117
17. Maršál J., Janů M., Holub J.: Analýza a návrh závazné kategorizace RAO, BAZ
94-09, ARAO Praha, 1994
18. Development of an Information System for FEPs and Generic Scenarios for the
Safety Assessment of Near Surface Radioactive Waste Disposal Facilities,
Scenario Generation and Justification WG, ISAM document, draft, IAEA,
November 1998
19. Kessler J.H et al.: Biosphere Modeling and Dose Assessment for Yucca Mountain,
TR-107190, EPRI, 1996
20. Template for safety reports with descriptive examples, TR 96-05, SKB, December
1995
21. Konopásková S.: Scénáře chování referenčního úložného systému na základě FEPs,
BAZ 97-01, ÚJV Řež, 1997
22. Evaluating the Reliability of Predictions Made Using Environmental Transfer
Models, IAEA Safety Series 100, IAEA Vienna, 1989
23. Laciok A. a kol: Modelování vzdálených interakcí, HÚ/ZBV/VD/06-97, ÚJV Řež,
1997
24. Franta P., Lietava P., Svoboda K.: Komplexní model hodnocení rizika na
obyvatelstvo a ŽP ve vazbě na sanaci chemické těžby v oblasti Stráž pod Ralskem,
Díl II. - Koncepce rizikové analýzy, ÚJV Řež, a.s., listopad 1997
25. Zběhlík J., Miasnikov A., Řeháček R.: Směrnice k hodnocení výpočtových
programů pro posuzování jaderné bezpečnosti, VDS-030, SÚJB Praha, 1996
26. Safety Assessment Modelling for Deep Disposal Sites, DOE, London, 1990
27. Davis P.A. et al: Uncertainties Associated with Performance Assessment of HighLevel Radioactive Waste Repositories, NUREG/CR-5211, SNL, 1992
28. Zimmerman D.A. et al: A Review of Techniques for Propagating Data and
Parameter Uncertainties in High-Level Radioactive Waste Repository Performance
Assessment, NUREG/CR-5393, Sandia National Lab., 1990
29. Engel D.W., McGrail B.P., Worgan K., Apted M.J.: AREST-PNC Model
Description, Battelle PNL, Contract No. 14838, March 1992
30. Guidelines for Uncertainty Analysis, BIOMOVSII, Technical Reprt No.1, July
1993
31. Chiou S., Li H.: Migration of Radionuclides in Fractured Porous Rock: Analytical
Solution for a Flux-type Boundary Condition, Nuclear Technology, Vol. 101,
January 1993
32. Woller F. a kol.: Referenční charakteristiky horninové struktury, SIT 97-01, ÚJV
Řež, 1997
118
33. Safety Principles and Technical Criteria for the underground Disposal of high level
radioactive wastes, IAEA, Safety series No. 99, 1989
34. USA Federal Regulation: Disposal of high-level radioactive wastes in geologic
repositories, CFR 60. sec. 113
35. Cho W.J., Chang S.H., Park H.H.: Uncertainty Analysis of Safety Assessment for
High-level Radioactive Waste Repository, Waste Management, Vol. 12, 1992
36. Long Term Contaminant Migration and Impact from Uranium Mill Tailings,
BIOMOVSII, Technical Reprt No.5, August 1996
37. Vyhláška SÚJB č.184/97 Sb. o požadavcích na zajištění radiační ochrany, SÚJB
Praha, 1997
6
NÁVRH KONCEPCE BEZPEČNÉHO UKONČENÍ
PROVOZU
Součástí dokumentace pro povolení umístění jaderného zařízení je dle atomového
zákona č. 18/1997 Sb., příloha A - Zadávací bezpečnostní zpráva, část A. I. 4. - návrh
koncepce bezpečného ukončení provozu. Bezpečné ukončení provozu jaderného
zařízení je nutným předpokladem pro možnost zahájení procesu vyřazování jaderného
zařízení z provozu. Podmínkou pro zahájení činností spojených s vyřazováním
jaderných zařízení z provozu dle atomového zákona, § 9, bod (1) g) je vydání povolení
Úřadu (SÚJB). Žádost o povolení musí být doložena dokumentací dle § 13, bod (3) d)
s obsahem uvedeným v příloze atomového zákona, bod G. Způsob vyřazování stanoví
dle atomového zákona prováděcí předpis, který není v současné době dopracován a
schválen.
V dokumentaci pro povolení vyřazování z provozu (dle bodu G Přílohy AZ) je nutno
předložit následující údaje, rozbory a technická řešení :
•
průkaz o finančním krytí vyřazování z provozu,
•
popis změn lokality v důsledku provozu jaderného zařízení,
•
popis technologických postupů navržených pro vyřazování,
•
časový harmonogram vyřazování,
•
způsob demontáže, dekontaminace, zpracování, úpravy, přepravy, skladování a
ukládání částí zařízení znečištěných radionuklidy,
•
předpokládané radionuklidové složení a aktivity radionuklidů uváděných do
životního prostředí a vzniklých radioaktivních odpadů,
•
způsob nakládání s radioaktivními odpady, včetně jejich uložení,
119
•
limity a podmínky pro nakládání s radioaktivními odpady v průběhu vyřazování
(schvaluje SÚJB),
•
bezpečnostní rozbory (schvaluje SÚJB),
•
rozsah a způsob měření a hodnocení ozáření zaměstnanců a osob a dále znečištění
pracoviště a jeho okolí radionuklidy a ionizujícím zářením,
•
vnitřní havarijní plán (schvaluje SÚJB),
•
průkaz zajištění fyzické ochrany jaderného zařízení vyřazeného z provozu.
Charakter činností prováděných při procesu vyřazování jaderných zařízení z provozu
vyvolává potřebu dalších povolení SÚJB dle § 9 atomového zákona :
•
k uvádění radionuklidů do životního prostředí (§ 9(h)),
•
k nakládání s radioaktivními odpady (§ 9(j)).
S povolením k vyřazování jaderného zařízení z provozu souvisí další podmínky (§ 13
AZ) stanovené dalšími předpisy. Jedná se o následující :
•
hodnocení vlivu na životní prostředí podle zvláštního zákona - § 13, bod (4)
(Zákon ČR č. 244/1992 Sb. o posuzování vlivů na životní prostředí),
•
program zabezpečování jakosti pro povolovanou činnost - § 13 (5) (Vyhl. č.
214/97 Sb. o zabezpečování jakosti při činnostech souvisejících s využíváním
jaderné energie a činnostech vedoucích k ozáření a o stanovení kritérií pro zařazení
a rozdělení vybraných zařízení do bezpečnostních tříd),
•
schválení způsobu zajištění fyzické ochrany - § 13 (6), (vyhláška č. 144/97 Sb.),
•
schválení vnitřního havarijního plánu - § 13 (7), (vyhláška č. 219/97Sb. o
podrobnostech k zajištění havarijní připravenosti jaderných zařízení a
o požadavcích na obsah vnitřního havarijního plánu a havarijního řádu).
Problematiku nakládání s radioaktivními odpady stanovuje především hlava IV zákona
č. 18/97 Sb. a podrobnosti stanovuje hlava 2 vyhláška č. 184/97 Sb.
Předmětem činnosti Správy je z pohledu vyřazování důležité zejména :
120
•
nakládání s radioaktivními odpady,
•
úprava vyhořelého nebo ozářeného jaderného paliva do formy vhodné pro uložení
nebo následné využití,
•
vedení evidence převzatých radioaktivních odpadů a jejich původců,
•
zajištění a koordinace výzkumu a vývoje v oblasti nakládání s radioaktivními
odpady,
•
kontrola rezervy držitelů povolení na vyřazování jejich zařízení z provozu,
•
poskytování služeb v oblasti nakládání s radioaktivními odpady.
Dle § 18, bod (1) e) je provozovatel jaderného zařízení povinen předávat SÚRAO údaje
o krátkodobé a dlouhodobé tvorbě radioaktivních odpadů, vyhořelého jaderného paliva
a další podklady pro stanovení výše a způsobu odvádění prostředků na jaderný účet.
Dle § 18, bod (1) h) je provozovatel jaderného zařízení povinen vytvářet pro zjištění
vyřazování z provozu rovnoměrně rezervu tak, aby peněžní prostředky byly k dispozici
pro potřeby přípravy a realizace vyřazování z provozu v potřebném čase a výši,
v souladu s SÚJB schváleným návrhem způsobu vyřazování.
6.2
Koncepce bezpečného ukončení provozu hlubinného
úložiště
Protože v době zpracování této části dokumentace nebyl k dispozici prováděcí předpis
pro vyřazování jaderných zařízení z provozu jsou zde postulovány (s respektováním
požadavků atomového zákona a s využitím literatury [1], [2], [3]) tři základní pojmy
důležité pro konec životního cyklu hlubinného úložiště takto :
•
ukončení provozu - ukončení zavážení vyhořelého paliva a vysokoaktivních
radioaktivních odpadů do podzemních ukládacích chodeb hlubinného úložiště.
Ukládací chodby jsou utěsňovány po zaplnění v průběhu provozu,
•
vyřazování - činnosti, jejichž cílem je uvolnění jaderných zařízení po ukončení
provozu k využití pro jiné účely nebo jejich vynětí z působnosti AZ,
•
uzavření - jedná se o zakončení činností vyřazování hlubinného úložiště z provozu.
Na základě zpracovaného programu uzavření úložiště (podmínky, požadavky,
limity, mezní hodnoty a hodnoty stanovuje SÚJB) je prokázáno, že prostory
úložiště jsou chráněny dostatečnými bariérami zabraňujícími šíření radionuklidů do
okolí a že odpad je uložen trvalým způsobem. Po uzavření úložiště ručí za
monitorování a kontrolu úložišť stát.
Výše uvedené definice odpovídají jak přístupu k této problematice v evropských
zemích, tak cílům ustanovení atomového zákona v ČR. Vyhláška č. 196/99Sb, vydaná
3.9.1999, nemohla být z časových důvodů do této dokumentace plně zapracována.
Z definice pojmů je však zřejmé, že i přes významovou blízkost, nedochází k plné
shodě s definicemi postulovanými autory předkládané dokumentace. Tyto nesrovnalosti
však nemění celkovou koncepci vyřazování.je.Naplnit obsah těchto definic je v případě
hlubinného úložiště možné různým způsobem, kdy jednotlivé etapy se budou lišit
rozsahem činností v nich realizovaných.
Pro rozhodnutí o ukončení provozu mohou být dva hlavní důvody - ukončení provozu
v době, kdy je vyčerpána kapacita hlubinného úložiště, nebo kdy nejsou předpokládány
další zdroje, jejichž odpady by bylo nutno ukládat. Provoz je tedy ukončen tím, že již
nebudou zaváženy do podzemních prostor vyhořelé palivo a vysokoaktivní radioaktivní
121
odpady od producentů těchto odpadů. Všechny ukládací chodby jsou utěsněny, je
ponechána pouze hlavní páteřní chodba a jedna ukládací chodba pro uložení RAO
z vyřazování. Může být zahájeno vyřazování (na základě povolení SÚJB).
Další možností je, že ukončení provozu bude účelné pouze na určitou dobu (jedná se
o programové přerušení provozu, pro které bude rovněž nutné schválení SÚJB), kdy
nebudou zaváženy nové vyhořelé palivo a vysokoaktivní radioaktivní odpady.
Podzemní prostory zaplněné VP a RAO jsou utěsněny, odpad je uložen trvalým
způsobem, je zajištěno monitorování prostor a okolí. V lokalitě zůstávají volné kapacity
pro ukládání, zůstává páteřní chodba pro zavážení VP a RAO. Provoz může být znovu
obnoven na základě nového povolení SÚJB k provozu). S objekty a technologickými
zařízeními bude nakládáno podle předpokládané doby přerušení provozu. Po tomto
„ukončení„ provozu nenásleduje proces vyřazování z provozu a nejedná se tedy o
konečné ukončení provozu dle platné legislativy.
V případě hlubinného úložiště, kdy etapa ukončení provozu není spojena s žádnými
speciálními činnostmi (provádí se činnosti dle pracovních postupů používaných
v průběhu provozu), je tedy bezpečné ukončení provozu charakterizováno takto :
•
je ukončen příjem VP a RAO od původců,
•
RAO z provozu jsou uloženy v podzemních ukládacích chodbách,
•
všechny ukládací chodby jsou utěsněny, je ponechána jedna ukládací chodba pro
RAO z vyřazování.
Dle vyhlášky č. 196/1999Sb. jsou možné oba způsoby vyřazování, tj, jednorázové i
postupné. Ukončení provozu není touto vyhláškou pokládáno za součást vyřazování.
V koncepci projektu hlubinného úložiště se předpokládá ukládání RAO z jeho provozu
do podzemních prostor hlubinného úložiště, jedná se tedy o normální provozní stav.
Další činnosti, jako manipulace s kontejnery s RAO, monitorování radiační situace, jsou
rovněž normálním provozním stavem.
Po ukončení provozu hlubinného úložiště lze tedy (na základě povolení SÚJB) zahájit
vyřazování z provozu, kdy v tomto případě představuje vyřazování z provozu
především provedení demontáží technologických zařízení z nadzemní části
kontrolovaného pásma, uložení materiálů obsahujících radionuklidy do podzemní části
hlubinného úložiště, utěsnění zbývajících podzemních chodeb, popř. demolice „čisté„
stavby.
Před ukončením provozu bude nutno zpracovat projekt vyřazování technologické části
hlubinného úložiště z provozu, který bude obsahovat inventarizaci zůstávajícího
technologického zařízení, jeho povrchové kontaminace (včetně radionuklidového
složení), popis technologických postupů navržených pro vyřazování, způsob
demontáže, dekontaminace a likvidace zařízení znečištěných radionuklidy, způsob
nakládání s případnými radioaktivními odpady, způsob uvádění odpadů do životního
prostředí, způsob monitorování zaměstnanců a znečištění pracoviště radionuklidy.
122
6.3
Vyřazování, resp. další využití stavby
Stavba hlubinného úložiště je určena pro trvalé uložení RAO, které svou
charakteristikou nevyhovují podmínkám pro uložení na úložištích povrchového a
podpovrchového typu a pro uložení VP. Pro proces vyřazování jsou důležité části
stavby vyskytující se v kontrolovaném pásmu, tj. s výskytem kontaminovaných
zařízení. Jedná se o nadzemní objekty (aktivní zóna) a podzemní objekty (aktivní zóna).
Nadzemní objekty - aktivní zóna
•
objekt pro technologické systémy zacházení s radioaktivními materiály,
•
pomocné technologické objekty v aktivní zóně,
•
•
komunikace,
•
oplocení.
Podzemní objekty - aktivní zóna
•
vertikální a horizontální komunikace pro ukládání radioaktivních materiálů,
•
ukládací prostory,
•
prostory větracího systému,
•
Po ukončení provozu hlubinného úložiště lze časově rozdělit činnosti vyřazování
z provozu na dvě hlavní etapy a to, na přípravu k demontáži a demontáž zařízení (resp.
stavby), která je ukončena uzavřením úložiště.
V etapě přípravy k demontáži budou provedeny následující činnosti :
•
monitorování pro stanovení radioaktivního inventáře kontaminovaných
technologických zařízení (určení rozsahu potřeb dekontaminačních činností),
výjimečně kontaminovaných stavebních povrchů,
•
dekontaminační činnosti (podle zjištění kontaminace zařízení - zařízení horké
komory, odparka, nádrže odpadních vod, zařízení pro fixaci RAO), monitorování
po dekontaminaci,
•
případné demontáže některých neaktivních zařízení a jejich odvoz mimo hlubinné
úložiště (k recyklaci nebo na komunální skládku - podle druhu),
•
v případě potřeby aktualizace projektu vyřazování z pohledu změn vyplývajících z
činností v průběhu přípravy k demontáži ap.
123
Některé výše uvedené činnosti mohou být provedeny již za provozu hlubinného
úložiště. Podle výchozího stavu po ukončení provozu bude zpracován a upřesněn i celý
program vyřazování.
V etapě demontáže se předpokládá fragmentace strojního zařízení, elektročásti, VZT
apod. Demontované části budou buď uloženy do podzemních prostor jako radioaktivní
odpad nebo budou po kontrole vyvezeny podle druhu buď k recyklaci nebo na
komunální skládky. Zbylé podzemní chodby a páteřní chodba budou utěsněny. Etapa
demontáže bude ukončena uzavřením úložiště. Podle návrhu v projektu vyřazování
mohou být po odstranění technologie provedeny demolice vybraných nadzemních
objektů.
6.4
Předpokládané časové údaje ukončení provozu a
vyřazování
V referenčním projektu hlubinného úložiště v návaznosti na shora předložený postup
prací je možno předpokládat časový postup ukončení provozu a vyřazování ve dvou
variantách :
1. varianta - za předpokladu, že nebude realizován nový jaderný zdroj:
Činnost
Rok
1.
Zadání na ukončení provozu a vyřazování
2092 - 2093
2.
Projekt ukončení provozu a vyřazování
2093 - 2095
3.
Ukončení provozu HÚ
2095
4.
I. etapa vyřazování
2095 - 2096
5.
II. etapa vyřazování
2096 - 2098
6.
Uzavření
2098
2. varianta - za předpokladu, že bude realizován nový jaderný zdroj:
124
Činnost
Rok
1.
Zadání na ukončení provozu a vyřazování
2107 - 2108
2.
Projekt ukončení provozu a vyřazování
2108 - 2110
3.
Ukončení provozu HÚ
2110
4.
I. etapa vyřazování
2110 - 2111
5.
II. etapa vyřazování
2111 - 2113
6.
Uzavření
2113
6.5
Poznámky k problematice
•
Chybí prováděcí předpis pro vyřazování jaderných zařízení z provozu, jeho
existence je nutná. Nutno zapracovat přerušení provozu HÚ a problematiku
monitorování v tomto období a monitorování po uzavření.
•
Z hlediska legislativy je nutno lépe vymezit pojmy uzavření úložiště. Např. ve
vyhlášce č. 184 §26, bod (2) je uvedeno, že „Provoz úložiště je ukončen jeho
uzavřením.“ Ztrácí se období vyřazování z provozu. Uzavření úložiště je obecně
ukončení procesu vyřazování.
6.6
Literatura
1.
Referát OECD NEA, Legislativní přístup k povolování vyřazování jaderných
zařízení z provozu v některých zemích OECD - Seminář o právních stránkách
bezpečného nakládání s radioaktivními odpady a vyřazování z provozu,
Cernavoda,1996
2.
Laciok A.: Výkladový slovník nakládání s radioaktivními odpady se zaměřením na
hlubinné ukládání, ÚJV Řež, 1995
3.
Konečné úložiště vyhořelého paliva. Program zhodnocení dopadu na životní
prostředí.
Finsko, Posiva Oy, 1998
4.
Legislativní materiály dotýkající se dané problematiky v ČR
7
VYHODNOCOVÁNÍ ZABEZPEČOVÁNÍ JAKOSTI
7.1
Systém jakosti
Nedílnou součástí všech projektů souvisejících s výstavbou, provozem a dlouhodobou
existencí HÚ je systém zabezpečování jakosti (QA). Efektivní aplikace systému
zabezpečení jakosti v každé etapě projektu (siting, návrh HÚ, výstavba HÚ, provoz a
ukončení provozu HÚ, období po ukončení provozu) přispívá k dodržení
bezpečnostních požadavků na HÚ.
Věcně vychází systém zajištění jakosti z norem řady ČSN EN ISO 9000, doporučení
IAEA [1] pro aplikaci principů QA na úložné systémy radioaktivního odpadu a platných
národních legislativních dokumentů. Podstatou systému zajištění jakosti je vytvořit a
neustále zdokonalovat systém řízení a ověřování všech aktivit, které ovlivňují kvalitu
prováděných prací.
Systém zabezpečení jakosti lze rozdělit do 3 hlavních skupin :
•
QA řídících struktur Programu; řídící složky programu mají hlavní úlohu při
přípravě, aplikaci a vyhodnocení efektivnosti programu QA u podřízených složek.
125
Kromě přípravy programu QA pro jednotlivé etapy Programu zodpovídají v
rámci systému zabezpečení jakosti i za :
-
kvalifikaci a odborný výcvik zaměstnanců podílejících se na programu QA,
-
kontrolu oběhu dokumentů a informací,
-
kontrolu opravných opatření (zařízení, procesy a služby) tak, aby odpovídaly
požadavkům na kvalitu.
•
QA jednotlivých etap Programu; systém zabezpečení jakosti v jednotlivých etapách
Programu vývoje hlubinného úložiště v podmínkách ČR je detailněji rozpracován v
kapitolách 7.2-7.5,
•
QA analýz; všechny činnosti ovlivňující jakost musí být v pravidelných intervalech
vyhodnoceny a dokumentovány tak, aby řídicí orgány mohly včas, pokud to situace
vyžaduje, vhodně zareagovat na výsledky těchto analýz. Nedílnou součástí QA
analýz jsou :
-
hodnocení pracovníků, podílejících se na analýzách, na základě postupů,
specifikací a harmonogramů, které jsou pro ně závazné,
-
nezávislé analýzy.
Z legislativních podkladů je pro vypracování systému jakosti směrodatná
zejména vyhláška SÚJB č.214/1997 Sb. o zabezpečování jakosti při činnostech
souvisejících s využitím jaderné energie a činnostech vedoucích k ozáření a o stanovení
kritérií pro zařazení a rozdělení vybraných zařízení do bezpečnostních tříd.
V odpovídajícím rozsahu musí být zaveden u všech činností počínaje výběrem lokality
až po ukončení provozu a vyřazování. V úrovni zadávací bezpečnostní zprávy jsou
uvedeny zásady zajištění systému jakosti. Tato koncepce musí být v navazujících
činnostech prohloubena a upřesněna a to jak v projektové činnosti, přípravě dodávek,
výstavbě a montáži, tak i v provozních předpisech a přípravě personálu. Systém jakosti
bude dokladován před zahájením dotčených činností v příslušné dokumentaci a jeho
dodržování průběžně kontrolováno pověřenými pracovníky a organizacemi.
Zavedený program zabezpečování jakosti bude obsahovat :
126
•
identifikační údaje držitele povolení a jeho přímých dodavatelů položek u kterých
je zaveden systém jakosti pro sledované položky,
•
předmět, místo a rozsah činnosti držitele povolení,
•
výčet položek důležitých z hlediska jaderné bezpečnosti a radiační ochrany, včetně
procesů na který se systém jakosti vztahuje a uvedením dodavatelů,
•
popis systému jakosti držitele povolení, včetně pravomocí, odpovědností, způsobu
řízení a organizačního zajištění jednotlivých prvků tohoto systému,
•
rozpracování požadavků na systém jakosti a zabezpečování jakosti dodavatelů a
subdodavatelů položek důležitých z hlediska jaderné bezpečnosti, včetně způsobu
ověřování a hodnocení,
•
harmonogram zavádění částí systému jakosti u činností, které bezprostředně
navazují na příslušné povolení,
•
seznam navazující dokumentace o zabezpečování jakosti a její jednoznačnou
identifikaci,
•
způsob a četnost prověrek na soulad s příslušnou legislativou zabezpečovaných
držitelem povolení a způsob a formu zaznamenávání výsledků těchto prověrek,
•
způsob provádění revizí a změn programu zabezpečování jakosti a navazující
dokumentace.
7.2
Zajištění jakosti při výběru lokality
V rámci prací vedoucích k výběru lokality bude realizováno široké spektrum prací z
řady geovědních disciplín. Prováděné budou zejména :
•
geologické mapování, strukturní geologie,
•
dokumentace technických prací,
•
inženýrsko-geologické mapování a geotechnické práce,
•
hydrogeologické práce,
•
hydrologické práce,
•
práce geochemické, mineralogické a petrologické,
•
komplex metod pozemní, vrtní a letecké geofyziky a karotáže,
•
technické práce (vrty a rýhy),
•
měřické práce,
•
komplex laboratorních prací,
•
sledování neotektoniky, geodynamiky a seismicity.
Pro žádnou z výše uvedených disciplín neexistuje v současnosti komplexní systém
zajištění jakosti. Existuje však celá řada dílčích podkladů, které jsou dobrým základem
pro jeho zpracování. Jedná se například o :
•
soubor vyhlášek a výnosů ČBÚ o bezpečnosti práce,
•
vyhlášku ČBÚ č. 435/1992 Sb., o důlně měřické dokumentaci při hornické činnosti
a některých činnostech prováděných hornickým způsobem,
127
•
vyhlášku ČGÚ č. 121/1998 Sb., o projektování, provádění a vyhodnocování
geologických prací,
•
směrnici ČGÚ z roku 1997 pro sestavení základní geologické mapy ČR v měřítku 1
: 25 000,
•
normy a předpisy pro inženýrskogeologické činnosti,
•
dříve uplatňované směrnice pro externí a interní kontroly analytických prací a řadu
dalších dokumentů.
Ještě před zpracováním prováděcích projektů geologických prací pro výběr lokality
bude nezbytné zpracovat komplexní systém zajištění jakosti, ve kterém budou
zohledněny jak obecné zásady, tak veškeré existující právní předpisy a normy mající
vztah k problematice.
7.2.2
Položky důležité z hlediska jaderné bezpečnosti a radiační ochrany
Z hlediska jaderné bezpečnosti je významnou položkou manipulační, obalový a úložný
systém použitý při zacházení s vyhořelým jaderným palivem, který musí splnit
požadavek podkritičnosti za všech v úvahu připadajících podmínek. Průkaz bezpečnosti
je nutný předložit s návrhem zařízení, avšak způsob technického zajištění nemá přímý
vliv na výběr lokality. Proto se lze při výběru lokality omezit na splnění kritérií na
umisťování jaderných zařízení a průkazy podkritičnosti úložného systému doložit až
v dokumentaci překládané se žádostí k povolení provozu.
Další významnou položkou jsou technologická zařízení pracující se zdroji ionizujícího
záření a obalové soubory pro ukládání radioaktivních odpadů. S návrhem na umístění
stavby je nutné doložit, že koncepce technického řešení odpovídá zásadám radiační
ochrany. Pro ochranu životního prostředí jsou podstatné zejména geologické a
hydrogeologické podmínky a proto je nutné při výběru lokality zajistit hodnověrné
zjištění parametrů důležitých pro posouzení možnosti šíření radionuklidů i
v dlouhodobé perspektivě, kdy jedinou bezpečnostní bariérou budou přirozené
vlastnosti zvoleného prostředí. Konkrétní technické řešení technologických systémů
rovněž důležitých pro zajištění radiační ochrany není v úrovni výběru lokality podstatné
a průkazy bezpečnosti lze předložit až s dokumentací předkládanou k žádosti o stavební
povolení.
7.2.3
radiační ochrany
Při výběru lokality je položkou ve smyslu zajištění jakosti přirozená bariéra tvořená
horninovým prostředím. Systém zajištění jakosti musí stanovit a dokumentovat
odpovědnosti, pravomoci a vzájemné vazby osob, které řídí, vykonávají, hodnotí a
ověřují parametry prostředí rozhodné při výběru lokality.
128
7.2.4
Procesy důležité z hlediska jaderné bezpečnosti a radiační ochrany
Pro hodnověrné zjištění jakosti prostředí uvažovaného pro výstavbu hlubinného úložiště
je nutné stanovit a dokumentovat postupy dílčích činností a konečného vyhodnocení
lokality. Jedná se o stanovení :
•
rozsahu potřebných průzkumů,
•
parametrů, které musí jednotlivé průzkumy zjistit,
•
postupů prováděný laboratorních měření,
•
postupů pro vyhodnocení experimentálních výsledků,
•
standardizace použitých výpočetních programů.
7.2.5
Zdroje a předpoklady nutné pro výkon činností ovlivňujících jakost
položek
V procesu výběru lokality musí být zajištěny dostatečné finanční, personální a technické
zdroje a předpoklady pro zajištění vytčených cílů.
7.2.6
Způsob a četnost hodnocení systému jakosti
Před zahájením činností souvisejících s výběrem lokality je stanoven způsob a četnost
hodnocení systému jakosti z hlediska své účinnosti a vhodnosti vzhledem ke
stanoveným požadavkům. Způsoby a četnost hodnocení budou stanoveny i u
jednotlivých zúčastněných organizací podle konkrétních podmínek a jejich úkolů.
7.2.7
Dokumentace činností a kvalifikace
V průběhu činností souvisejících s výběrem lokality budou :
•
dokumentovány, zaváděny, prováděny a ověřovány procesy tak, aby bylo zajištěno,
že výstupy z nich budou ve shodě se stanovenými požadavky,
•
vedeny záznamy o výsledcích hodnocení systému jakosti a ověřování procesů,
•
zajištěny kvalifikační předpoklady fyzických osob, které řídí, ověřují, hodnotí a
vykonávají vybrané procesy.
7.2.8
Řízené podmínky
Proces výběru lokality bude probíhat za řízených podmínek, které zahrnují :
•
dokumentování postupů,
•
vhodné zařízení a podmínky pro splnění požadavků jakosti,
129
•
soulad se stanoveným plánem prací,
•
schvalování zvolených postupů a dokumentovaných výsledků oprávněnými
osobami,
•
přehledná a srozumitelná kritéria na jakost položky,
•
výkon činností kvalifikovanými osobami.
7.2.9
Přezkoumání smlouvy
Smluvní vztahy mezi zúčastněnými právnickými osobami podílejícími se na zjištění
parametrů prostředí ovlivňujících výběr lokality musí být podrobeny procesu včasného
přezkoumání dříve, než bude smlouva uzavřena. Proces tvorby smlouvy musí zajistit
jasnou a dostatečnou smluvní formulaci požadavků týkajících se jakosti výsledků práce
a souvisejících záznamů, způsobilost smluvní strany splnit kladené požadavky a způsob
kontroly odběratelem.
7.2.10 Proces zacházení s dokumentací
Dokumentace požitá jako podklad pro výběr lokality:
•
musí být přezkoumána, odsouhlasena její správnost, vhodnost a úplnost,
•
musí být identifikována tak, aby se zamezilo použití neplatné dokumentace,
•
musí být jednoznačně identifikovatelná u musí jednoznačně určovat zdroje
uvedených údajů,
•
musí mít stanovenu dobu uchování a archivace vzhledem k harmonogramu
realizace díla,
•
musí být dostupná pro činnosti navazující na zjištěné údaje.
7.2.11 Kontrolní a zkušební procesy
Prováděné průzkumy a analýzy musí být prováděny a vyhodnocovány v posloupnostech
uvedených v příslušných programech a plánech.
Zahájení navazujících činností musí být podmíněno úspěšným vyhodnocením
správnosti předcházejících výsledků. Kontrolní a zkušební postupy musí zahrnovat
určení a zajištění nezbytných podmínek pro provedení kontroly včetně podmínek
okolního prostředí a kritéria pro vyhodnocení.
Musí být vytvořeny a udržovány záznamy prokazující, že bylo postupováno
stanoveným způsobem.
130
zařízení
Pro kontrolu, kalibraci a údržbu zařízení používaných pro zjištění parametrů
rozhodných při výběru lokality musí být zpracovány postupy, které zajistí, že nejistota
měření je známa a odpovídá požadované způsobilosti měření.
7.2.13 Řízení neshodného výrobku
Za neshodný výrobek je v procesu výběru lokality považován výsledek analýzy, který
vzhledem k jiným výsledkům a předpokladům vykazuje odchylky opravňující
k pochybnostem o jeho správnosti. Postup vedoucí k neshodnému výsledku musí být
přezkoumán s cílem zjištění příčiny neshody. Výsledek přezkoumání musí být
dokumentován a musí být rozhodnuto buď o vyřazení neshodného výsledku z dalších
navazujících analýz (při zjištění chyby v postupu) anebo o přezkoumání výsledků a
předpokladů, které vedly k podezření na neshodu (při nezjištění chyby v postupu).
7.2.14 Plánování a provádění prověrek
Proces plánování a provádění prověrek zabezpečování jakosti k ověření shody
zavedeného systému zjišťování parametrů důležitých pro rozhodnutí o výběru lokality
s platnou vyhláškou zajišťuje aby :
•
prověrky měly dostatečný rozsah a pravidelnost, aby na základě výsledků prověrek
byl alespoň jednou za dva roky prověřen celý systém jakosti a jeho soulad
s platnou legislativou,
•
výsledky prověrek se zaznamenávaly a předkládaly osobám zodpovědným za
prověřovanou oblast průzkumu a analýz,
•
prověrky vykonávaly nestranné osoby s dostatečnou kvalifikací a zkušeností, které
nejsou funkčně závislé na těch, kteří za prověřovanou činnost odpovídají,
•
opatření k nápravě a odstranění nedostatků byla přijímána včas a následně
prověřována.
7.2.15 Výcvik
Jednotlivé organizace zúčastněné na výběru lokality mají stanoveny postupy pro výcvik
pracovníků, kteří svou činností ovlivňují jakost výsledků prováděných průzkumů a
analýz majících vliv na radiační ochranu životního prostředí. Tyto postupy určují:
•
stanovení kvalifikačních kritérií,
•
způsob vedení a udržování záznamů o výcviku a získané kvalifikaci,
•
způsob zavedení prokazatelného školení o významu prováděných činností
z hlediska jaderné bezpečnosti a radiační ochrany.
131
7.2.16 Zvláštní procesy
Průzkumné práce a tvorba potřebného softwaru pro vyhodnocení mají charakter
zvláštních procesů. Zvláštní procesy v souladu s požadavky vyhlášky o jakosti
provádějí dostatečně kvalifikované osoby, jejichž znalosti a způsobilost k výkonu
činností je pravidelně kontrolována. Rovněž je ověřována způsobilost testovacích
zařízení, aparatur a přístrojů, jejichž stav a kvalita ovlivňuje jakost výsledků průzkumů
a analýz. O splnění požadovaných kritérií se vedou záznamy.
7.2.17 Ověření splnění požadavků
Ověření splnění požadavků kladených systémem jakosti se provádí jak osobami
provádějícími sledované činnosti, tak osobami nezávislými a externími experty.
Obdobným způsobem je ověřován i vlastní zavedený systém jakosti. Způsob a výsledky
ověřování jsou zaznamenávány a vyhodnocovány. Osoby hodnotící výsledky jsou
vybaveny dostatečnými pravomocemi pro iniciaci nápravných opatření při zjištění
neshod. Výše uvedené činnosti jsou smluvně zajištěny v uzavřených dodavatelskoodběratelských vztazích.
Do doby vyhodnocení možných následků zjištěných neshod u položek důležitých
z hlediska jaderné bezpečnosti a radiační ochrany jsou neshody posuzovány jako vady
ve smyslu jejich krajně nepříznivých vlivů.
7.2.18 Vybraná zařízení
V dokumentaci pro výběr lokality není nutné specifikovat vybraná zařízení. Vzhledem
k tomu, že obalové soubory pro ukládání vyhořelého paliva a těsnící materiály patří
mezi zařízení s dlouhou dodací lhůtou vyžadující náročné výzkumné a vývojové práce,
probíhají tyto činnosti paralelně s ostatními pracemi a řídí se systémem jakosti
zavedeným u organizací provádějících tyto práce.
7.3
Zajištění jakosti při výstavbě HÚ
Přípravou výstavby rozumíme projektovou přípravu technologické a stavební části a
dále vývojové konstrukční práce speciálních zařízení s předpokládanou dlouhou dodací
lhůtou.
7.3.1
Z hlediska jaderné bezpečnosti je významnou položkou manipulační, obalový a úložný
systém použitý při zacházení s vyhořelým jaderným palivem, který musí splnit
požadavek podkritičnosti za všech v úvahu připadajících podmínek. Průkaz bezpečnosti
zvolené koncepce je nutný předložit s návrhem zařízení, další průkazy vycházející
z testů schválených vzorů budou doloženy. v dokumentaci překládané se žádostí k
povolení provozu.
132
Z hlediska radiační ochrany jsou významnou položkou technologická zařízení pracující
se zdroji ionizujícího záření a obalové soubory pro ukládání radioaktivních odpadů.
S návrhem zařízení je nutné doložit, že koncepce technického řešení odpovídá zásadám
radiační ochrany. Konkrétní projekční řešení dalších technologických systémů
důležitých pro zajištění radiační ochrany se předkládá s dokumentací k žádosti o
stavební povolení a popisuje v předběžné bezpečnostní zprávě. Jedná se o další systémy
zacházení se zdroji ionizujícího záření, to jest horká komora s navazujícím
manipulačním a vzduchotechnickým zařízením a systém zpracování a úpravy
provozních radioaktivních odpadů.
7.3.2
radiační ochrany
V procesu přípravy úložiště jsou důležitými položkami :
•
obalové soubory pro ukládání vyhořelého paliva,
•
obalové soubory pro ukládání radioaktivních odpadů,
•
uzel manipulace s vyhořelým palivem - horká komora,
•
systém speciální vzduchotechniky,
•
systém speciální kanalizace a sběrných nádrží aktivních vod,
•
systém zpracování radioaktivních odpadů,
•
systém úpravy radioaktivních odpadů,
•
monitorovací systém.
7.3.3
Pro zjištění jakosti přípravy výstavby hlubinného úložiště je nutné stanovit a
dokumentovat postupy dílčích činností a konečného vyhodnocení návrhu zařízení.
Jedná se o stanovení :
•
parametrů, které musí jednotlivé položky splňovat,
•
postupů prováděný prací,
•
postupů pro vyhodnocení prováděný prací,
•
standardizace použitých výpočetních programů.
133
7.3.4
položek
V procesu přípravy musí být zajištěny dostatečné finanční, personální a technické
7.3.5
Před zahájením činností souvisejících s přípravou bude stanoven způsob a četnost
hodnocení systému jakosti z hlediska své účinnosti a vhodnosti vzhledem ke
stanoveným požadavkům. Způsoby a četnost hodnocení budou stanoveny u
7.3.6
V průběhu činností souvisejících s přípravou výstavby budou :
•
•
7.3.7
Řízené podmínky
Proces přípravy výstavby bude probíhat za řízených podmínek, které zahrnují :
•
•
•
•
schvalování zvolených postupů a dokumentovaných výsledků oprávněnými
osobami,
•
•
7.3.8
Smluvní vztahy mezi zúčastněnými právnickými osobami podílejícími se na zjištění
přípravy výstavby musí být podrobeny procesu včasného přezkoumání dříve, než bude
smlouva uzavřena. Proces tvorby smlouvy musí zajistit jasnou a dostatečnou smluvní
formulaci požadavků týkajících se jakosti výsledků práce a souvisejících záznamů,
způsobilost smluvní strany splnit kladené požadavky a způsob kontroly odběratelem.
134
7.3.9
Proces obstarávání položek
Položky obstarávané v předstihu v průběhu projektové přípravy podléhají opatřením
zajišťujícím shodu položky se smluvními požadavky.
7.3.10 Proces návrhu
Pro proces návrhu - projektové a konstrukční dokumentace položek jsou stanovena
opatření k :
•
splnění požadavků jaderné bezpečnosti a radiační ochrany,
•
plánování dostatečných zdrojů,
•
definování organizačního a technického rozhraní mezi zúčastněnými subjekty,
•
sledování, zaznamenávání a ověřování správnosti a úplnosti důležitých informací,
•
zohlednění požadavků právních předpisů, norem, technických podmínek a postupů,
•
přezkoumání správnosti zadání a následný záznam o přezkoumání,
•
zpracování dokumentace výsledných výstupů formou umožňující přezkoumání,
•
plánování a provedení přezkoumání výstupů kvalifikovanými osobami ve
vhodných etapách návrhu a vedení záznamů o těchto prověrkách,
•
dokumentování veškerých změn, jejich přezkoumání o odsouhlasení odpovědnými
osobami.
7.3.11 Proces zacházení s dokumentací
Dokumentace požitá pro přípravu výstavby :
•
•
•
uvedených údajů,
•
realizace díla,
•
135
7.3.12 Proces identifikace výrobků
Výrobky zajišťované v předstihu jako zařízení s dlouhou dodací lhůtou musí být
zajišťovány dle postupů umožňujících :
•
jednoznačnou identifikaci,
•
zabránění nesprávnému použití,
•
sledovatelnost průběhu výroby, skladování, montáže.
Prováděné projekční a konstrukční práce musí být prováděny a vyhodnocovány
v posloupnostech uvedených v příslušných programech a plánech. Zahájení
navazujících činností musí být podmíněno úspěšným vyhodnocením správnosti
předcházejících výsledků.
Kontrolní a zkušební postupy musí zahrnovat určení a zajištění nezbytných podmínek
pro provedení kontroly. Musí být vytvořeny a udržovány záznamy prokazující, že bylo
postupováno stanoveným způsobem.
zařízení
rozhodných při přípravě vybraných položek musí být zpracovány postupy, které zajistí,
že nejistota měření je známa a odpovídá požadované způsobilosti měření.
7.3.15 Postupy pro značení výrobku
Pro značení výrobků budou zpracovány postupy zajišťující, že bude použit pouze
výrobek, který úspěšně prošel požadovanými kontrolami a zkouškami nebo byl uvolněn
po řízení o neshodném výrobku.
Za neshodný výrobek je v procesu přípravy výstavby považován výstup činností, který
nevyhovuje požadavkům na jakost. Proces řízení neshodného výrobku zajišťuje :
136
•
přezkoumání neshodného výrobku a stanovení postupu pro jeho přepracování,
•
zamezení dalšího použití neshodného výrobku,
•
podrobení opraveného výrobku opětovnému přezkoumání.
7.3.17 Procesy bránící poškození nebo snížení požadované jakosti
Pro vyloučení možných neshod jsou pro jednotlivé činnosti zpracovány postupy
preventivních opatření.
Proces plánování a provádění prověrek zabezpečování jakosti při přípravě výstavby
zajišťuje aby :
•
•
•
•
prověřována.
7.3.19 Výcvik
Jednotlivé organizace zúčastněné projektové a konstrukční přípravě mají stanoveny
postupy pro výcvik pracovníků, kteří svou činností ovlivňují jakost výsledků
prováděných přípravných prací majících vliv na jadernou bezpečnost a radiační
ochranu. Tyto postupy určují:
•
•
•
7.3.20 Řízení návrhu
Pro proces návrhu jsou stanoveny a dokumentovány postupy pro výběr a posouzení
vhodnosti použití jednotlivých položek včetně vybraných zařízení a jejich materiálů.
Doklady o vhodnosti budou obsaženy v příslušné projektové a výrobní dokumentaci
Ověření procesu návrhu bude provedeno včetně přezkoumání výstupní dokumentace
nestrannými dostatečně kvalifikovanými osobami, které se nepodílely na vypracování
prověřované dokumentace. Hlediska posouzení, podpůrné výpočty, rozbory a analýzy
v rámci procesu návrhu budou zaznamenány tak, aby mohly být rovněž přezkoumány a
ověřeny. Postupy ověřování budou používat variantní rozbory, analýzy a propočty.
137
Z hlediska ochrany před ionizujícím zářením bude návrh ověřen pro podmínky
normálního, abnormálního provozu, havarijních situací včetně uvažovaných
nadprojektových událostí. Dále bude posouzena vhodnost použitých materiálů pro
vybraná zařízení, přístupnost pro údržbu a případné opravy vybraných zařízení, návrh
metod a kritérií přijatelnosti pro jejich kontroly a zkoušky a jejich zařazení do
bezpečnostních tříd.
Procesy svařování a nedestruktivních zkoušek vybraných zařízení a tvorba potřebného
softwaru pro speciální výpočty související s návrhem mají charakter zvláštních procesů.
Zvláštní procesy v souladu s požadavky vyhlášky o jakosti provádějí dostatečně
kvalifikované osoby, jejichž znalosti a způsobilost k výkonu činností je pravidelně
kontrolována. Rovněž je ověřována způsobilost používaného zařízení pro zhotovení
vybraných položek. O splnění požadovaných kritérií se vedou záznamy
neshod. Výše uvedené činnosti jsou smluvně zajištěny v uzavřených dodavatelskoodběratelských vztazích. Do doby vyhodnocení možných následků zjištěných neshod u
položek důležitých z hlediska jaderné bezpečnosti a radiační ochrany jsou neshody
posuzovány jako vady ve smyslu jejich krajně nepříznivých vlivů.
Návrh hlubinného úložiště bude obsahovat formou samostatného dokumentu seznam
vybraných zařízení provedený textovou i výkresovou formou. Vybraná zařízení budou
přesně identifikována včetně příslušných systémů a uvedeny jejich bezpečnostní třídy.
7.4
7.4.1
Zajištění jakosti při výstavbě HÚ
a jejich jakost
Důležité položky byly specifikovány v procesu přípravy výstavby a v průběhu jejich
výroby, montáže a uvedení do provozu musí být dodržen stanovený postup.
138
7.4.2
Pro zjištění jakosti výstavby hlubinného úložiště je nutné stanovit a dokumentovat
postupy dílčích činností a konečného vyhodnocení provedení stavby. Jedná se o
stanovení :
•
parametrů, které musí jednotlivé položky splňovat,
•
postupů prováděný prací,
•
postupů pro vyhodnocení prováděný prací.
7.4.3
položek
V procesu výstavby musí být zajištěny dostatečné finanční, personální a technické
7.4.4
Před zahájením činností souvisejících s výstavbou a montáží bude stanoven způsob a
četnost hodnocení systému jakosti z hlediska své účinnosti a vhodnosti vzhledem ke
stanoveným požadavkům. Způsoby a četnost hodnocení budou stanoveny u
7.4.5
V průběhu činností souvisejících s výstavbou, montáží a uvedení do provozu budou :
•
•
•
7.4.6
Řízené podmínky
Proces výstavby. montáže a uvedení do provozu bude probíhat za řízených podmínek,
které zahrnují :
•
•
•
•
schvalování zvolených postupů a výsledků oprávněnými osobami,
139
•
•
7.4.7
Smluvní vztahy mezi zúčastněnými právnickými osobami musí být podrobeny procesu
včasného přezkoumání dříve, než bude smlouva uzavřena. Proces tvorby smlouvy musí
zajistit jasnou a dostatečnou smluvní formulaci požadavků týkajících se jakosti
výsledků práce a souvisejících záznamů, způsobilost smluvní strany splnit kladené
požadavky a způsob kontroly odběratelem.
7.4.8
Proces obstarávání položek
Všechny položky na které je uplatněn požadavek zavedení systému jakosti podléhají
opatřením zajišťujícím shodu položky se smluvními požadavky.
7.4.9
Proces zacházení s dokumentací
Dokumentace požitá při výstavbě a vedená v průběhu výstavby - stavební a montážní
deníky, protokoly o zkouškách, předávací protokoly :
•
•
•
uvedených údajů,
•
realizace díla,
•
7.4.10 Proces identifikace výrobků
Všechny výrobky zajišťované jako položky na které je uplatněn systém jakosti musí být
zajišťovány dle postupů umožňujících :
•
jednoznačnou identifikaci,
•
zabránění nesprávnému použití,
•
sledovatelnost průběhu výroby, skladování, montáže.
Prováděné stavební a montážní práce musí být vykonány a vyhodnocovány
v posloupnostech uvedených v příslušných programech a plánech. Zahájení
140
navazujících činností musí být podmíněno úspěšným vyhodnocením správnosti
předcházejících výsledků. Kontrolní a zkušební postupy musí zahrnovat určení a
zajištění nezbytných podmínek pro provedení kontroly. Musí být vytvořeny a
udržovány záznamy prokazující, že bylo postupováno stanoveným způsobem.
zařízení
rozhodných při stavbě a montáži vybraných položek musí být zpracovány postupy,
které zajistí, že nejistota měření je známa a odpovídá požadované způsobilosti měření.
7.4.13 Postupy pro značení výrobku
Používají se pouze výrobky označené dle postupů, které zajišťují, že bude použit pouze
výrobek, který úspěšně prošel požadovanými kontrolami a zkouškami nebo byl uvolněn
po řízení o neshodném výrobku.
Za neshodný výrobek je v procesu výstavby považován výstup činností, který
nevyhovuje požadavkům na jakost. Proces řízení neshodného výrobku zajišťuje :
•
přezkoumání neshodného výrobku a stanovení postupu pro jeho přepracování,
•
zamezení dalšího použití neshodného výrobku,
•
podrobení opraveného výrobku opětovnému přezkoumání.
7.4.15 Procesy bránící poškození nebo snížení požadované jakosti
Pro vyloučení možných neshod jsou pro jednotlivé činnosti zpracovány postupy
preventivních opatření k zamezení poškození části díla jinou výstavbovou činností.
7.4.16 Záznamy
V průběhu výstavby budou zúčastněné organizace u položek zahrnutých do systému
jakosti vést záznamy předepsaným postupem tak, aby byla možná kontrola prováděných
činností.
Proces plánování a provádění prověrek zabezpečování jakosti při výstavbě a montáži i
uvádění do provozu zajišťuje aby :
141
•
•
•
•
prověřována.
7.4.18 Výcvik
Jednotlivé organizace zúčastněné na výstavbě, montáži, uvádění do provozu mají
stanoveny postupy pro výcvik pracovníků, kteří svou činností ovlivňují jakost výsledků
prováděných přípravných prací majících vliv na jadernou bezpečnost a radiační
ochranu. Tyto postupy určují :
•
•
•
Procesy svařování, těsnění a nedestruktivních zkoušek vybraných zařízení mají
charakter zvláštních procesů. Zvláštní procesy v souladu s požadavky vyhlášky o jakosti
provádějí dostatečně kvalifikované osoby, jejichž znalosti a způsobilost k výkonu
činností je pravidelně kontrolována. Rovněž je ověřována způsobilost používaného
zařízení pro zhotovení vybraných položek. O splnění požadovaných kritérií se vedou
záznamy
neshod. Výše uvedené činnosti jsou smluvně zajištěny v uzavřených dodavatelskoodběratelských vztazích.
142
Do doby vyhodnocení možných následků zjištěných neshod u položek důležitých
z hlediska jaderné bezpečnosti a radiační ochrany jsou neshody posuzovány jako vady
ve smyslu jejich krajně nepříznivých vlivů.
Vybraná zařízení byla přesně identifikována včetně příslušných systémů a uvedeny
jejich bezpečnostní třídy v návrhu zařízení. Postupy výstavby a montáže musí zajistit
dodržení požadované jakosti.
7.5
Zajištění jakosti při provozu HÚ
Pro provoz hlubinného úložiště bude vypracován systém zajištění jakosti vycházející
z konečného provedení stavby, nároků na jakost jednotlivých činností majících vliv na
jadernou bezpečnost a radiační ochranu a z legislativních požadavků platných v době
uvedení do provozu. Tento systém bude předložen ke schválení s dokumentací
potřebnou pro povolení provozu jaderného zařízení. Hlavní náplní systému jakosti
bude:
•
příprava a výcvik personálu,
•
ověřování jakosti činností ovlivňujících radiační ochranu,
•
ověřování vlivů na životní prostředí.
7.6
Zajištění jakosti při vyřazování HÚ z provozu
K rozhodnutí o umístění stavby se předkládá koncepční návrh vyřazení jaderného
zařízení, který obsahuje i základní požadavky na zajištění jakosti. Vlastní postupy a
procesy budou vypracovány v průběhu přípravy vyřazování podle aktuálních
legislativních požadavků. Předpokládá se obdobná věcná náplň postupů a programů
jako při výstavbě úložiště. Formální skladba dokumentace a dílčí modernizace bude
záviset na legislativním a technickém vývoji.
7.7
1.
Literatura
Application of Quality Assurance to Radioactive Waste Disposal Facilities, IAEATECDOC-895, IAEA Vienna, 1996
143
PŘÍLOHA 4. A. PŘÍKLAD KONTROLY KRITIČNOSTI
SYSTÉMU S VYHOŘELÝM PALIVEM
144
Následující příklad je demonstrací použití metodiky na výpočet kritičnosti systému
s vyhořelým palivem pro suchý kontejner typu CASTOR 440/84, který je u nás
v současné době používán ke skladování v jaderné elektrárně Dukovany. Výsledkem
výpočtu je multiplikační koeficient pro neutrony, který je mírou kritičnosti daného
systému. Jeho velikost musí vyhovovat kritériu pro kontrolu kritičnosti, jehož prověření
je součástí licenčního procesu.
Uvedený příklad je rámcově podobný např. budoucímu prověřování tzv. vnitřní
kritičnosti jednotky HLW odpadu určené k uložení v hlubinném geologickém úložišti mění se pouze vstupní data (skladovací kontejner CASTOR s vyhořelým palivem je
zaměněn za jednotku HLW odpadu), výpočetní postup, použitý výpočetní program a
posouzení výsledku výpočtu zůstává stejné.
Předložený výpočet, který je vzorem podkladu pro licenční hodnocení kritičnosti
daného typu kontejneru, je podle současné licenční praxe v ČR proveden pro čerstvé
palivo o stejném obohacení, jaké je počáteční obohacení vyhořelého paliva, které bude
ve skutečnosti do kontejneru vloženo. Toto čerstvé palivo je však mnohem reaktivnější
než vyhořelé, takže výpočet je veden úmyslně velmi konzervativně, což se v současném
celosvětovém kontextu jeví - samozřejmě při zachování dostatečné míry jaderné
bezpečnosti - neekonomické vzhledem k designu kontejneru a neekologické vzhledem
k jeho velikosti s příslušným dopadem na celé hlubinné úložiště. Navrhovaná metodika
výpočtu kritičnosti systému s vyhořelým palivem v hlubinném geologickém úložišti je
v tomto datovém detailu výpočtu odlišná a navrhuje reálnější popis vyhořelého paliva
uvážením hlavních izotopů v něm skutečně obsažených (tzv. implementace burnup
creditu vyhořelého paliva). Kromě toho je tento deterministický přístup kontroly
kritičnosti takto přímo navržen pouze pro dobu před uzavřením úložiště, zatímco pro
dobu po jeho uzavření bude prováděná kontrola kritičnosti podřízena
pravděpodobnostnímu přístupu a vlastní výpočet kritičnosti tohoto typu bude pouze
součástí obecnějšího hodnocení.
Prezentovaný výpočet kritičnosti je proveden pomocí programu KENO VI pracujícího
v rámci komplexu kódů SCALE4.3 (Oak Ridge National Laboratory, USA), který byl
pro licenční analýzy kritičnosti, stínění, izotopického inventáře a vývinu tepla ve
Spojených Státech vyvinut na žádost americké atomové komise (US NRC),
standardizován a používán. Jeho používání se rozšířilo celosvětově pro palivo
z reaktorů západního typu a v současné době je postupně implementován i v zemích
provozujících reaktory typu VVER [1].
Program KENO VI řeší matematickou úlohu na vlastní číslo (= multiplikační koeficient
neutronů) pro transport neutronů ve fyzikálním systému, kde probíhá štěpení jaderného
paliva simulační metodou Monte Carlo, která umožňuje přesný 3-dimenzionální popis
systému.
I když je kontejner používán jako suchý, je pro licenční účely zapotřebí prověřit jeho
kritičnost zejména v potenciálně reaktivnějším (havarijním) stavu, kdy je zaplaven
vodou (případně „vodou“ o měnící se hustotě, která zde může zastupovat fyzikálně
podobné prostředí jako je např. hasící pěna, sníh, déšť, mlha apod. modelující možné
havarijní stavy ), která je moderačním prostředím pro neutrony a jejíž přítomnost
145
zlepšuje bilanci tepelných neutronů, na kterých je štěpná řetězová reakce v systémech
paliva pro tepelné reaktory realizována.
Obr. 4.A.1
Symetrický segment v osovém řezu kontejnerem typu Castor440/84
(obrázek z programu KENO VI)
Na uvedeném obrázku jsou zobrazeny kazety paliva reaktoru VVER 440 (v kontejneru
je celkem 84 ks), zasazené v trubkách z borované oceli a umístěné v tělese kontejneru
(litina, polyetylén) spolu s hliníkovými plechy, které hrají důležitou roli při odvodu
tepla, jako vytěsnitel případně havarijně vniklého moderačního prostředí i jako vnitřní
mezistínění.
Výsledkem výpočtu je (kromě dalších možných volitelných veličin) multiplikační
koeficient keff , který je mírou kritičnosti daného systému materiálově a geometricky
popsaného ve vstupních datech.
Výsledek pro multiplikační koeficient keff = 0.8485 ± 0.0035 musí být nyní posouzen
kritériem pro kontrolu kritičnosti, které má tvar
keff + nejistoty < 0.95
(4.A.1)
Nejistoty, které je zde nutné uvažovat jsou zejména dány chybou modelu výpočtu (např.
geometrický nebo materiálový popis může být zjednodušený), chybou dat účinných
průřezů pro neutrony (je používána konkrétní knihovna dat - zde v rámci komplexu
kódů SCALE) a numerickou a/anebo statistickou chybou výpočtu. V daném příkladě
po ocenění nejistot zjistíme, že největší nejistotou je výše uvedená statistická chyba
výsledku a kritérium kritičnosti je splněno.
Literatura:
1.
146
L.Marková: SCALE User’s Manual for VVER-related Applications, NRI Rez IAEA Vienna, June 1998
PŘÍLOHA 5.A. ANALÝZA NEURČITOSTÍ A CITLIVOSTNÍ
ANALÝZA
147
V kontextu bezpečnostních analýz hlubinných úložných děl se vyskytují dva základní
druhy neurčitostí :
•
neurčitost vstupních parametrů a dat; tato neurčitost je definována jako rozptyl
vypočtených, naměřených a odhadnutých dat od skutečných hodnot sledovaných
veličin. Obecně lze tyto neurčitosti kvantifikovat v bezpečnostních analýzách.
•
neurčitosti modelů chování celého úložného systému; podstatou těchto neurčitostí
je nedostatečná nebo neúplná znalost současného a budoucího chování úložného
systému. Kvantifikace těchto neurčitostí je obtížnější než v prvním případě. Tato
kategorie neurčitostí se dělí na 2 podkategorie :
-
neurčitosti modelů úložného systému,
-
neurčitosti budoucího vývoje HÚ v časovém horizontu typickém pro
bezpečnostní analýzy HÚ.
Zdroje neurčitostí vstupních dat jsou podle dělení IAEA :
•
neurčitosti typu A způsobené stochastickou variabilitou sledovaných dat a
parametrů. Existence tohoto typu neurčitosti vyžaduje pravděpodobnostní řešení
sledovaného problému. Příkladem je výpočet maximální roční efektivní dávky
jedince z kritické skupiny obyvatel. Každý jedinec z kritické skupiny se vyznačuje
typickými vlastnostmi (stravovací návyky, fyziognomie, ...), v důsledku čeho se v
praxi nestanovují cílové parametry pro každého jedince individuálně. Současně
výsledek ovlivňují i
•
neurčitosti typu B způsobené nedostatečnou znalostí vstupních dat. V
bezpečnostních analýzách HÚ se prakticky vždy vyskytují neurčitosti tohoto typu a
způsobují nepřesnosti deterministických odhadů vlivů úložných systémů na
obyvatelstvo a složky ŽP. Z tohoto důvodu lze v současnosti sledovat obecný trend
přechodu z deterministických na stochastické programy, které umožňují
kvantifikovat tento druh neurčitostí.
Neurčitosti vstupních dat a parametrů modelových nástrojů jsou typicky
charakterizovány rozsahem hodnot, typem distribuční funkce a jejími parametry.
Analýza neurčitosti sleduje šíření neurčitostí vstupních dat v použitých modelech a v
jejím důsledku jsou výsledné hodnoty prezentovány v podobě pravděpodobnostních
funkcí (viz obr. 5.A.1). Existují 4 základní metody analýz neurčitostí :
•
148
metoda Monte Carlo je založena na náhodném generování souboru vstupních dat
podle předepsaných distribučních funkcí. Pro každý z vygenerovaných souborů
vstupních dat je vyhodnocen vybraný matematický model pomocí vhodného
simulačního programu. Tento proces se cyklicky opakuje tolikrát, kolikrát je nutné
pro dosažení požadované přesnosti výsledků. Závěrem jsou statisticky
vyhodnoceny výsledky celé simulace pomocí distribučních funkcí, středních
hodnot a odchylek sledovaných parametrů. Metoda Monte Carlo je schematicky
znázorněna na obr.5.A.1. Prvním krokem je tvorba vstupních souborů a řídícího
programu na základě generování události podle požadované hustoty
pravděpodobnosti. Tato funkce (PDF) může být stanovena postupem nezávislým
na výpočetním programu, nebo je někdy součástí komplexnějších modelových
nástrojů. Dalším krokem je aplikování takto získaných parametrů na celkový
systémový model včetně uvažovaných podprogramů. Tento cyklus se opakuje tak
dlouho, až je vyplněno kritérium maximálního počtu událostí, event. kritérium
přesnosti statistického výběru, které je průběžně kontrolováno řídícím programem.
Posledním krokem pravděpodobnostní analýzy je statistické vyhodnocení
výsledků. Vzhledem k poměrně rozsáhlým možnostem vyhodnocení je výhodnější
použít několik nezávislých programů, jejichž vstupy jsou odvozeny z výstupních
souborů pravděpodobnostní analýzy popřípadě jsou s nimi zcela identické.
•
metoda regresních modelů využívá náhradu komplexních matematických modelů
tzv. regresním modelem, který je založen na analýze výstupu původního modelu
(lineární vs. nelineární závislost).
•
diferenciální analýza vychází z Taylorova rozkladu matematických modelů.
Základním bodem této metody je stanovení derivací sledovaných proměnných v
závislosti na vstupních parametrech. Po vypracování náhradního modelu lze pro
účely analýzy neurčitosti použít Monte Carlo simulaci.
•
geostatistické metody jsou standardní metody, které se používají zejména v
hydrogeologii a báňském průmyslu a zabývají se prostorovou korelací vstupních
proměnných. Z tohoto důvodu jsou využívány zejména v oblasti pole vzdálených
interakcí. Příkladem geostatistické metody je krieging, který stanovuje hodnoty
sledovaných veličin (např. hladin podzemní vody) v bodech, pro které neexistují
experimentální data a současně vyhodnocuje i neurčitosti předpovědí těchto
hodnot.
Neurčitosti vstupních dat lze zredukovat pouze 2 základními způsoby: získáním
dodatečných experimentálních vstupních dat a získáním dodatečných informací o
stávajících parametrech a koeficientech, které byly odvozeny z dostupných vstupních
dat. V procesu získávání dodatečných vstupů hraje důležitou úlohu citlivostní analýza,
která identifikuje ta vstupní data, která nejvýraznější měrou ovlivňují kvalitu výstupních
hodnot. Dodatečné informace, které redukují neurčitosti parametrů a koeficientů lze
rozdělit do 3 skupin :
•
informace založené na nepřímém stanovení sledovaných proměnných. Příkladem je
určení pórovitosti hostitelské horninové struktury, která z definice pórovitosti leží v
rozmezí 0 až 1 a pro granitové masivy ji lze dále upřesnit,
•
korelace proměnných, která může omezit neurčitosti výstupů tím, že neuvažuje
situace, které odporují korelačním předpokladům; např. pokud jsou vysoké
hodnoty hydraulické vodivosti svázány s vysokými hodnotami pórovitosti, tak tato
korelace aplikovaná do použitého hydrogeologického a transportního modelu
redukuje neurčitosti výstupů tím, že neuvažuje kombinaci vysoké hydraulické
vodivosti s nízkou pórovitostí,
149
•
autokorelace je časová nebo prostorová vazba hodnot sledované proměnné. S
prostorovou autokorelací hodnot se pracuje zejména v geologii a hydrogeologii.
Tento typ autokorelační analýzy se obecně nazývá geostatistika.
Podstatou neurčitostí modelů je ta skutečnost, že každý model je zjednodušením
skutečné situace. Zjednodušující předpoklady použité při konstrukci scénářů vstupují
touto cestou do celého procesu bezpečnostní analýzy. Při interpretaci scénářů je nutno
zohlednit několik faktorů ovlivňujících neurčitost výsledků :
•
účel analýzy; např. předpoklady použité při konstrukci konzervativních scénářů pro
účely screeningových výpočtů mohou v následujících etapách bezpečnostní
analýzy vnášet do celkového řešení značný stupeň neurčitosti, který výrazně sníží
realistickost řešených scénářů,
•
základní charakteristika scénářů (předprovozní, provozní, poprovozní a havarijní
scénáře),
•
prostorové rozlišení; požadavky na obecné, regionální nebo lokální hodnoty
parametrů jsou součástí vybraných scénářů,
•
časové rozlišení výsledků, které souvisí s celkovým časovým horizontem
bezpečnostní analýzy HÚ.
Faktory, přispívající k neurčitosti koncepčních modelů, jsou jednak ve zjednodušujících
předpokladech, na nichž jsou založeny, a jednak v nedostatečném rozsahu dostupných
vstupních údajů skutečného úložného systému včetně změn těchto údajů ve vzdálených
časových horizontech. Následně k těmto faktorům přistupují faktory neurčitosti
matematických modelů :
150
•
nedostatečná teoretická znalost modelovaných procesů a z ní vyplývající
neadekvátní matematický popis těchto procesů,
•
omezení detailnosti matematických modelů v důsledku praktické nedostupnosti
relevantních vstupních dat,
•
neurčitosti analytických, semianalytických a numerických metod řešení řídících
rovnic matematických modelů; např. analytická řešení rovnic jsou často vyjádřena
ve formě konečného počtu členů nekonečných řadů, které je popisují (Besselova
funkce,...). Tato omezení ve svém důsledku přispívají k celkové neurčitosti
matematických modelů,
•
využití empirických modelů může vést ke značným chybám, pokud jsou použity
pro podmínky, které nejsou v souladu s podmínkami, za kterých byly vyvinuty.
PŘÍPRAVA
VSTUPNÍCH
DAT
GENERÁTOR
NÁHODNÝCH
ČÍSEL
VSTUPNÍ SOUBOR 1
VSTUPNÍ SOUBOR 2
...
VSTUPNÍ SOUBOR N
ŘÍDÍCÍ PROGRAM
SYSTÉMOVÝ MODEL
blízké
interakce
vzdálené
interakce
biosféra
VÝSTUPNÍ SOUBOR 1
VÝSTUPNÍ SOUBOR 2
...
VÝSTUPNÍ SOUBOR N
STATISTICKÉ
VYHODNOCENÍ
VÝSTUPNÍCH
SOUBORŮ
Obr.5.A.1 Všeobecné schéma analýzy neurčitosti s použitím metody Monte Carlo
151
Obr. 5.A.2 Šíření neurčitostí vstupních dat v modelech
Neurčitosti matematických modelů obecně nebývají kvantifikovány v bezpečnostních
analýzách z důvodů minimalizace neurčitostí v procesu vývoje modelů. Poslední
skupinou zdrojů neurčitostí jsou neurčitosti související s počítačovými programy jako
chyby při programování, výpočetní omezení a chyby uživatelů programů. Tento typ
neurčitostí je minimalizován v procesu QA.
V praxi se neurčitostí modelů obvykle redukují až po vývoji návazného počítačového
programu. Jak bylo uvedeno, samotný vývoj programů je řízen procesy QA. Na tyto
procesy navazují verifikační a validační testy (viz kap. 5.2.2.8). Zejména validaci
modelů lze chápat jako celkový test neurčitosti modelů, který pokrývá všechny etapy až
po vývoj počítačového programu. Ideální situace, kdy by na základě srovnání
modelových výpočtů a skutečných dat získaných v požadovaném časovém a
prostorovém rozsahu bylo možno validovat každý model použitý pro účely
bezpečnostní analýzy HÚ, není reálná. Vzhledem k časovému rozsahu analýz lze pouze
doložit, že sledovaný model vhodně nepopisuje zkoumané události a procesy. Pro
pozitivní validaci modelů lze využít jiných validačních postupů založených na
obecných event. lokálních laboratorních testech, in-situ experimentech a na využití
přírodních analogů.
152
Citlivostní analýza kvantifikuje vliv změn hodnot vstupních parametrů modelů na jejich
výsledky a katalogizuje tyto parametry podle jejich význačnosti. Tato katalogizace je
důležitá z několika důvodů :
•
definice priorit při získávání dodatečných vstupů do modelů,
•
redukce počtu parametrů sledovaných v analýze neurčitosti,
•
odůvodnění použití jednodušších modelů jako náhrady složitějších modelů bez
ztráty požadované přesnosti výsledku.
Existují dvě základní metody citlivostních analýz - deterministická a statistická.
Deterministická metoda je založena na odhadu parciálních derivací odezvové funkce
podle jednotlivých vstupních parametrů. Pro jednodušší modely lze stanovit parciální
derivace analyticky, pro složitější numerickými aproximacemi. Statistická metoda
spočívá ve srovnání regresních koeficientů odezvových funkcí s původním modelem.
V procesu citlivostní analýzy lze využít i některé z metod analýzy neurčitostí, zejména
metodu Monte Carlo a metodu regresních modelů. Na těchto metodách jsou založeny
některé metody, kterými lze nahradit klasické postupy citlivostní analýzy; např. regresní
a korelační analýza, metoda variace parametrů a metoda rozptýlených grafů (scattered
plots).
Závěrem této kapitoly lze konstatovat, že metody analýzy neurčitosti a citlivostní
analýzy se v současnosti dostávají do popředí nejen při přípravě modelových nástrojů
pro potřeby Programu, ale ovlivňují i jiné etapy bezpečnostní analýzy HÚ (viz obr.
5.A.3). Posuv od deterministických k stochastickým modelům je význačným trendem
ve většině zahraničních projektů vývoje hlubinných úložných systémů, protože zejména
zjednodušují kvantifikaci vývoje systému ve vzdálených časových horizontech
typických pro bezpečnostní rozbory HÚ.
V oblasti analýzy neurčitosti a citlivostní analýzy je nutné se soustředit v následujících
etapách Programu vývoje hlubinného úložiště v podmínkách ČR zejména na :
•
obecný teoretický popis matematických metod analýzy neurčitosti a citlivostní
analýzy a jejich vyhodnocení z hlediska specifických požadavků Programu vývoje
HÚ,
•
zohlednění metod analýzy neurčitosti a citlivostní analýzy (metoda Monte Carlo,
metoda regresních modelů,...) při vyhodnocení event. vývoji modelů a
počítačových programů pro potřeby bezpečnostní analýzy,
•
návrh metod statistického vyhodnocení souborů vstupních dat, parametrů a
koeficientů.
153
ANALÝZA
NEURČITOSTI
NEURČITOSTI
VSTUPNÍCH
PARAMETRŮ A DAT
Metoda Monte
Carlo
CITLIVOSTNÍ
ANALÝZA
NEURČITOSTI
CHOVÁNÍ ÚLOŽNÉHO
SYSTÉMU
neurčitosti modelů
HÚ a použitých
programů
neurčitosti budoucí
evoluce HÚ
Metoda
regresních
modelů
DETERMINIST.
METODY
numerické
metody
VÝVOJ A
SCREENING
SCÉNÁŘŮ
KONCEPČNÍ A
MATEMATICKÉ
MODELY
CHARAKTERISTIKY
ÚLOŽNÉHO
SYSTÉMU
VERIFIKACE A
VALIDACE
MODELŮ
DALŠÍ METODY
analytické
metody
Diferenciální
analýza
Geostatistické
metody
STATISTICKÉ
METODY
CHARAKTERISTIKY
ÚLOŽNÉHO
SYSTÉMU
Metoda Monte
Carlo
Metoda
regresních
modelů
regresní nalýza
přímá metoda
korelační analýza
metoda
sdružených
diferencí
metoda variace
parametrů
metoda
Greenových
funkcí
"scattered plots"
Obr. 5.A.3 Propojení analýzy neurčitosti a citlivostní analýzy s dalšími etapami
bezpečnostní analýzy
154
PŘÍLOHA 5.B. STRUČNÝ POPIS PROGRAMU RIP
155
Popis screeeningových a detailních simulačních programů je součástí vyhodnocovacího
a výběrového procesu komerčních a specializovaných programů využitelných pro
potřeby Programu vývoje HÚ VJP a RAO v podmínkách ČR. Pro účely demonstrace
popisu programu byl vybrán program RIP, který byl vyvinut společností Golder
Associates pro účely bezpečnostních analýz ÚRAO. V současnosti existuje ve verzi
5.21, která obsahuje modul :
•
zdrojového členu - tok kontaminatu z úložného systému do okolního prostředí,
•
transportu - transport kontaminantu v okolním horninovém prostředí,
•
biosféry - konverze z koncentrace kontaminantů ve složkách ŽP do dávek nebo
rizik,
•
havárií - ocenění výskytu a následků havárií, které mohou ovlivnit bezpečnost HÚ.
Program pracuje v prostředí operačního systému DOS. Může být provozován jak v
deterministickém, tak i stochastickém režimu pomocí metody Monte-Carlo. Vzhledem k
pravděpodobnostnímu charakteru procesů vyhodnocovaných v bezpečnostních
analýzách HÚ (neurčitosti typu A podle [1]) a omezenému souboru vstupních dat
(neurčitosti typu B podle [1]) je použití stochastických metod v bezpečnostních
analýzách HÚ obecně využíváno. Program RIP umožňuje kvantifikovat neurčitosti
vstupních parametrů a pracovat s nimi tak, že jsou obsaženy ve výsledných hodnotách.
Ve srovnání se stochastickou analýzou má deterministická analýza několik nevýhod :
•
konzervativní přístup může často vést k výraznému zkreslení výsledků tak, že jsou
prakticky nereálné. Navíc není možné kvantitativně stanovit stupeň
konzervativismu výsledku,
•
„realistický“ výpočet na základě odborného odhadu vstupních parametrů je zatížen
značným stupněm nejistoty při stanovování hodnot těchto parametrů, protože ve
většině reálných situací nejsou dostupné informace charakteristické pro danou
lokalitu event. koncepci nakládání s odpadem,
•
omezený rozsah citlivostních a neurčitostních analýz.
Program RIP je založen na tzv. „top-down“ metodě; tj. integruje všechny složky
systému do jednoho celku bez detailní analýzy procesů v jednotlivých podsystémech.
Až v následujícím kroku, po potvrzení nutnosti upřesnění vybraných procesů na základě
citlivostní a neurčitostní analýzy, lze přistoupit k jejich detailní simulaci pomocí jiných
softwarových nástrojů.
Zdrojový člen; Procesy ovlivňující únik kontaminantu do horninového prostředí jsou v
programu RIP rozděleny do 2 skupin :
•
156
mobilizace kontaminatu v kontejneru v důsledku degradace obalového souboru a
následného kontaktu matrice s vodou. Program umožňuje definovat 2 vrstvy
obalových souborů vyplněných zásypovým materiálem a různé typy imobilizačních
matric,
•
advektivní a difúzní transport kontaminantu z úložného obalového souboru, který
může být ovlivněn :
-
limitem rozpustnosti
-
sorpcí a desorpcí
-
geometrií pole blízkých interakcí.
Obr. 5.B.1 Schéma metody „top-down“
V návaznosti na zdrojový člen výpočet pokračuje simulací transportu. Transportní cesty
jsou zjednodušeně reprezentovány třemi základními prvky: elementy, segmenty a
externími cestami. Element představuje oblast, ve které jsou kontaminanty rovnoměrně
rozděleny a jejich jednotlivé složky jsou ve vzájemné rovnováze. Propojením elementů
konektory vzniká síť, která je identická se sítí konečných elementů. Segmenty
představují transportní cesty pro kapalinu. Na rozdíl od elementů nemůžou segmenty
explicitně obsahovat definice jiného prostředí. Externí cesty umožňují propojit program
RIP s výsledky externích programů např. pomocí knihoven DLL. Tímto způsobem lze
propojit detailní modely s programem RIP.
Jednotlivé prvky mohou být propojeny advektivními nebo konvektivními konektory,
které definují dominantní transportní procesy mezi nimi.
Program RIP definuje biosféru pomocí 3 kategórií :
•
kritická skupina - sledovaná skupina osob, které jsou nebo budou vystaveny
působení kontaminantů,
•
transportní médium - kontaminovaný vzduch nebo voda,
•
konverzní faktory.
157
Následky kontaminace biosféry mohou být kvalifikovány v závislosti na definici
konverzního faktoru jako efektivní dávkové ekvivalenty anebo rizika; tj. roční nebo
celoživotní nárůst rizika karcinogenních onemocnění.
Posledním modulem programu RIP je modul havárií. Havárie je v rámci programu RIP
definována jako diskrétní porucha, která má kvantifikovatelný dopad na procesy
popsané v jiných komponentech sledovaného modelu. Výskyt havárií je popsán pomocí:
•
přehledu význačných inicializačních událostí vedoucích k haváriím,
•
načasování inicializačních událostí (pravidelně se opakující události, události
iniciované za splnění určitých podmínek a náhodné události),
•
parametrů definujících typ a rozsah iniciační události.
Každá havárie může mít 4 základní následky na jednotlivé složky úložného systému :
•
transport úložných souborů jednou až několika transportními cestami,
•
okamžitá deformace úložných obalových souborů,
•
změna transportních cest kontaminantu,
•
změna parametrů složek úložného systému.
Vstupní parametry :
•
parametry specifické pro jednotlivé nuklidy (označení, přeměnová konstanta,
retardace, inventář, dávkový konverzní faktor, ...),
•
parametry horninového prostředí (měrná hmotnost, dispezre, koeficient
molekulární difúze, pórovitost, tortuozita, rychlost podzemní vody, délka
transportní cesty,...),
•
parametry popisující vlastnosti ÚOS/imobilizační matrice (počet ÚOS, inventář v
ÚOS, pravděpodobnost porušení těsnosti, limit rozpustnosti, loužitelnost, ...),
•
parametry havarijních událostí (popis události, distribuční funkce popisující
pravděpodobnost události,...).
Literatura:
158
1.
Evaluating the Reliability of Predictions Made Using Environmental Transfer
Models, IAEA Safety Series 100, IAEA Vienna, 1989
2.
Integrated Probabilistic Simulator for Environmental Systems, Golder Associates
Inc., 1998
PŘÍLOHA 5.C. PŘÍKLAD METODICKÉHO POSTUPU
VÝVOJE NUMERICKÉHO MODELU VZDÁLENÝCH
INTERAKCÍ
159
Cílem této části ZBZ je demonstrovat metodu matematického modelování transportních
procesů v poli vzdálených interakcí jako jeden z metodických postupů užívaných při
hodnocení bezpečnosti hlubinného úložiště. Obsahem práce je schéma modelového
řešení proudění podzemní vody a transportu radionuklidů zpracované na základě
vstupních referenčních charakteristik hypotetické lokality.
5.C.1 Popis problematiky
Prokázání dostatečné míry bezpečnosti uložení RAO je nezbytným podkladem pro
schválení výstavby hlubinného úložiště v potencionální lokalitě. Metodické postupy
využitelné pro ohodnocení stupně bezpečnosti byly již dříve vyhodnoceny a popsány v
úkolech, které se v rámci Programu vývoje HÚ zabývaly přípravou bezpečnostní zprávy
a EIA dokumentace. V těchto postupech se uplatňují techniky a nástroje potřebné pro
ocenění rizika spojeného s uložením vysoce aktivních radioaktivních odpadů do
geologických formací, které jsou (podle metodik IAEA a zahraničních programů
ukládání RAO) dostatečně akceptovatelné při prokazování bezpečnosti technického
návrhu úložiště.
Nedílnou součástí komplexu bezpečnostních analýz je i hodnocení dopadů na životní
prostředí v okolí úložiště. Při řešení stability ekosystému v podmínkách radiační a
tepelné zátěže (vzdálené interakce) sehrává významnou roli charakter hydrogeologické
struktury. Jedná se o funkční uplatnění horninového prostředí (přesněji řečeno
hydrogeologického systému hornina - voda) jako přírodní ochranné bariéry proti šíření
negativních účinků do biosféry. Jednou z podstatných součástí bezpečnostních rozborů
je proto řešení hydrogeologických procesů, tj. hodnocení proudění podzemních vod a
transportního potenciálu v hydrogeologickém systému. Pracovním nástrojem užívaným
pro takové hodnocení je matematické modelování proudění podzemní vody a transportu
kontaminantů, které umožňuje vyhodnocovat dosah a intenzitu radiační zátěže při
potencionálním úniku aktivity přes inženýrské ochranné bariéry úložiště.
Schéma modelového výpočtu v referenčních podmínkách hydrogeologické struktury
zastoupené na hypotetické lokalitě má tedy demonstrovat možnost dosažení průkazu
dlouhodobé bezpečnosti HÚ z hlediska ochranné funkce geologického prostředí a
použitelnost takového postupu jako podkladu pro schvalovací řízení projektu úložiště.
5.C.2 Návaznost prací
Studie navazuje na tyto práce realizované v rámci Programu vývoje HÚ v předchozích
letech :
•
Osnova a náplň zadávací bezpečnostní zprávy (BAZ94-03)
Tato bezpečnostní zpráva se vypracovává před realizací projektu jako podklad pro
územní řízení na základě znalostí o lokalitě, předpokládaném projektovém řešení,
inventáři odpadů a konceptu bezpečnosti. Do osnovy zprávy jsou začleněny i
potřebné údaje o lokalitě, horninové struktuře a přírodních zdrojích.
160
•
Modelová bezpečnostní zpráva pro účely územního řízení (BAZ95-01)
Byla zpracována na základě znalostí o úložném systému, které byly k dispozici do
konce roku 1995.
•
Posouzení vlivů hlubinného úložiště na životní prostředí (EIA), inventarizace
podkladů (BAZ95-02)
Práce se mj. věnuje i problematice hostitelské struktury, inventář potřebných dat je
dán do souvislosti s požadavky na hodnocení chování úložného systému.
•
Revize podkladů pro modelovou dokumentaci EIA (BAZ96-01)
Závěrečná zpráva úkolu sumarizuje podklady, které jsou v současné době v České
republice nezbytné pro vypracování dokumentace EIA. Zahrnuje rovněž požadavky
na vstupní data pro bezpečnostní analýzy a pro posouzení vlivů na životní
prostředí. Rovněž je uveden přehled výpočetních programů pro hydrogeologické
modelování a analýza potřebných vstupních dat pro program MSTS.
• Modelový popis referenčního úložného systému (BAZ97-02)
Je definován referenční úložný systém, vycházející ze skutečného inventáře
radioaktivních odpadů, ze stávajícího projektového řešení, návrhu systému
inženýrských bariér a ze znalostí o granitoidních horninách na území České
republiky. Model referenčního úložného systému je rovněž podkladem pro popis
proudění a transportu kontaminantu v dosažitelném životním prostředí.
•
Referenční výpočet proudění, transport vodou (BAZ97-02B)
Pro úložiště jaderného odpadu umístěné v referenčním horninovém prostředí
granitoidů byla pomocí modelu SWIFT provedena modelová simulace prostorové a
časové distribuce vybraných nuklidů
•
Referenční charakteristika horninové struktury (SIT97-01)
Na základě rešerše provedených geologických prací a z literárních údajů byly
shromážděny charakteristiky horninové struktury pro modelové hodnocení
referenčního úložného systému. Charakteristiky jsou specifikovány tak, aby
odpovídaly potřebám vstupů pro počítačový program SWIFT.
5.C.3 Zvolený postup
Účelem této studie je prezentovat základní schéma a obecný popis výpočtu proudění
podzemní vody a transportu radionuklidů v referenčním hostitelském prostředí HÚ.
Přitom se ovšem předpokládá, že obdobný postup bude možné aplikovat i při hodnocení
bezpečnosti ve skutečné potencionální lokalitě HÚ s tím, že jako vstupní data budou
použity hodnoty veličin reálně ověřené geologicko-průzkumnými pracemi.
S ohledem na variabilitu počátečních podmínek (charakterizace lokality, výběr scénářů)
nelze zcela detailně popsat veškeré potřebné operace spojené s konstrukcí
161
hydrogeologického transportního modelu. V práci jsou proto uvedeny jen hlavní
postupné kroky, které vytváří základní kostru modelového řešení. Pouze v některých
částech je, pro větší názornost, použit detailnější popis činností potřebných pro
sestavení výpočetního schématu.
5.C.4 Popis referenčního úložného systému
Bezpečnostní analýzy prováděné v rámci referenčního projektu HÚ, a s tím spojená
hodnocení možných dopadů hlubinného úložiště na životní prostředí, vycházejí z
konceptu tzv. referenčního úložného systému, který pro účely v této fázi předkládané
dokumentace popisuje jedno z možných řešení úložiště, nikoli však jednoznačné
budoucí řešení v konkrétní lokalitě. Jeho cílem je dokladovat, že zvolená koncepce HÚ
zaručuje požadované vlastnosti systému, tj. uložení VP a RAO a jejich dostatečnou
izolaci od okolního životního prostředí.
I když ve světě se v souvislosti s ukládáním vysoce radioaktivních odpadů do
podzemních úložišť uvažuje s využitím různých geologických prostředí (sůl, granity,
bazalty, jíly), mezi odborníky zúčastněnými na Programu vývoje HÚ převládl názor, že
s ohledem na genezi a členitou geologickou stavbu oblasti Českého masívu připadají u
nás pro tento účel v úvahu v podstatě výlučně plutonická tělesa. Z těch pak pro rozlohu
těles, jejich četnost, homogenitu, složení, příznivé geotechnické parametry, hloubkovou
stálost i tektonickou stabilitu se pozornost soustředila na granitoidy. Tento trend, který
vznikl již v počátečních stadiích úvah o potencionálním umístění úložiště, potvrdily i
následné studie realizované v rámci příprav průzkumných prací pro zajištění lokality
vhodné pro výstavbu HÚ. Existuje proto základní předpoklad, že vhodnou hostitelskou
strukturou na území ČR budou s nejvyšší pravděpodobností granitoidy.
Referenční úložný systém je tedy možné definovat jako souhrn referenčního
projektového řešení a referenčního systému inženýrských bariér v hostitelském
horninovém prostředí, které má fyzikální, chemické a hydrogeologické vlastnosti,
obvyklé nebo průměrné v granitoidech. Posledního jeho složkou je referenční biosféra,
definovaná jako časově a prostorově závislé prostředí s časově a prostorově závislou
kritickou skupinou obyvatel.
5.C.4.1 Základní schéma hlubinného úložiště
Referenční úložiště je umístěno 500 m pod povrchem terénu. V této hloubce je poloha
první z ukládacích chodeb. Geometrický tvar reálného úložiště bude navrhován na
základě teplotechnických výpočtů, vzdálenost mezi kontejnery se bude určovat
s ohledem na možnou tepelnou zátěž výplňového materiálu (bentonit). Pro potřebu
simulace hydrogeologických procesů v rámci metodického příkladu je možné
předpokládat uložení kontejnerů do podzemního prostoru ve tvaru hranolu o rozměrech
podstavy 500 x 500 m a výšce 100 m.
Z předpokládaného geometrického uspořádání plyne, že vlastní úložný prostor bude
umístěn pod hladinou podzemní vody. Je ovšem prokázáno, že v podmínkách
nasyceného zvodněného prostředí jsou hlavní migrační cesty radionuklidů z úložiště do
okolního životního prostředí vytvářeny pohybem podzemní vody. Na migraci
162
kontaminantů v těchto podmínkách je proto zaměřena demonstrace postupu
modelového řešení.
5.C.4.2 Inventář radionuklidů
Modelové výpočty mají dokladovat retenční a retardační funkci prostředí vzhledem k
jednotlivým kontaminantům. Pro uvažovaný případ jsou vybrány radionuklidy
dlouhodobé a radionuklidy s nepříznivými migračními vlastnostmi. V tab. 2.1. jsou
uvedeny předpokládané aktivity těchto kritických radionuklidů v období 1000 let po
uložení, tj. v době, kdy lze už předpokládat částečnou ztrátu funkčnosti inženýrských
bariér (kontejner, izolační zásyp) vlivem destrukce [3].
14
C
1.1012 Bq
99
Tc
4.1011 Bq
129
I
1.1010 Bq
238
U
6.1010 Bq
234
U
8.1011 Bq
239
Pu
8.1013 Bq
241
Am
2.1014 Bq
Tab. 5.C.1. Předpokládaný Inventář radionuklidů v HÚ po 1000 letech uložení RAO
5.C.4.3 Geologická charakteristika
Jak vyplynulo z realizovaného úkolu „Kritická rešerše geologických informací“ [11] je
pro všechny vytypované oblasti potencionálně vhodné pro umístění HÚ příznačná dosti
nízká úroveň geologické prozkoumanosti. Reálně zjištěné informace vztahující se k
horninovým charakteristikám v hloubkách předpokládaných pro vybudování úložiště
jsou prakticky nedostupné. Ložiskové průzkumy, které byly v oblastech plutonických
těles realizovány převážně pro potřeby těžby kamene, zahrnovaly spíše jen
připovrchové partie s hloubkovým dosahem nejvýše do 100 m. Projevuje se i značný
nedostatek regionálně zaměřených geologicko-průzkumných akcí multidisciplinárního
charakteru, který je potřebný pro komplexní charakterizování hostitelské geologické
struktury. Referenční horninové prostředí je proto definováno spíše na základě obecné
zkušenosti a z některých dostupných údajů. Jeho charakteristiky využitelné jako vstupní
údaje pro bezpečnostní výpočty jsou popsány v etapě SIT97-01 [1]. Jako příklad možné
charakterizace geologického prostředí potřebné pro sestavení koncepčního modelu
úložného systému je dále uveden fiktivní popis geologických poměrů referenční
hypotetické lokality.
Hypotetická lokalita úložiště (HLÚ) je situována ve střední části Českého masívu.
Těleso granitoidů vystupující k současnému povrchu je součástí vyšší plutonické
jednotky, jež je ovšem z větší části skryta pod permokarbonskými sedimenty. Převážně
zastoupeným granitoidem je modrošedý, stejnoměrně zrnitý či jen náznakově
163
porfyrický alkalicko-vápenatý monzogranit, který je charakteristický velmi dobrými
mechanickými vlastnostmi (pevnost, tvrdost). Povrch území je pahorkatinový, jeho
nadmořská výška se pohybuje v rozmezí cca 430 až 640 m.
Oblast HLÚ není zatížena podstatnými střety zájmů, stav přírodního prostředí není
narušen výraznými urbanistickými zásahy či průmyslovou činností.
Geologická struktura
Těleso granitoidů je na východě omezeno proti permokarbonu morfologicky výrazným
zlomem, na západě a na jihu přechází do proterozoických metasedimentů. Podle
interpretace regionální tíhové mapy je těleso deskovitého tvaru o mocnosti přesahující
hodnotu 1200m. Ve směru V - Z probíhá napříč tělesem výrazné zlomové pásmo.
Vrtnými pracemi i geofyzikálními měřeními bylo prokázáno, že na SV granitoidy
pokračují pod permokarbonským pokryvem dále až do vzdálenosti 10 a více km. Jeho
celková rozloha v úrovni pod bází permokarbonu je odhadována na 250 km2.
Stratigrafie
Granitoidy zastoupené ve vybrané oblasti HLÚ jsou magmatického původu, jejich vznik
je datován do předvariského období (cca 400 mil. let). Petrograficky je oblast poměrně
homogenní, výskyt žilných vyvřelin je ojedinělý. Podle výsledků geologického
průzkumu realizovaného v rámci výběru lokality vhodné pro výstavbu HÚ vyčlenili
jeho zpracovatelé několik zastoupených litostratigrafických jednotek, které zohledňují
vznik a vývoj studované oblasti. Za hlavní vymezené útvary lze považovat :
•
magmatity proterozoika - Jedná se převážně o biotitický granit, který má
všesměrnou stavbu, vyznačuje se stejnoměrnou zrnitostí, jen místy lze pozorovat
náznaky porfyrického vývoje. Lokálně jsou zastoupeny i dvojslídný granit a
hybridní biotitický granodiorit,
•
metasedimenty svrchního proterozoika - chlorit-sericitické fylity, střídání
metadrob, metaprachovců a metabřidlic,
•
permokarbonské sedimenty - vedle převládajících slepenců a pískovců jsou
zastoupeny i červenohnědé jíly. Permokarbonské souvrství je proti granitoidům
tektonicky omezeno,
•
kvartérní sedimenty - kvartérní pokryv je nejvýrazněji vyvinut v podobě sutí a
svahovin na úpatí eskarpmentu zlomu omezujícího těleso granitoidů na východě, v
údolích říčních toků jsou zastoupeny fluviální a deluviofluviální písčité až jílovité
hlíny. Mocnost sedimentů je kolísavá v rozmezí 0,1 - 4,0 m.
5.C.4.4 Přírodní zdroje podzemních vod
Je možné konstatovat, že stejně jako v případě geologických charakteristik je
dostupnost kvalitních hydrogeologických informací o plutonických tělesech v Českém
masívu velmi omezená [11]. Vrtná prozkoumanost oblastí potencionálně vhodných pro
vybudování HÚ je nerovnoměrná, většinou se jedná o bodové údaje s malým
164
hloubkovým dosahem. Hloubky vrtů obvykle nepřekračují 10 m, hydrogeologické práce
realizované v těchto oblastech se ve velké většině zabývaly pouze mělkou zvodní.
Údaje o hydraulických vlastnostech hornin ve větších hloubkách granitoidních těles
byly určovány jen velmi zřídka. Zjištěné hodnoty hydraulických parametrů navíc
vykazují výraznou variabilitu v důsledku nejednotné metodiky jejich stanovení
(technika vrtání, konstrukce vrtů, kvalita výstroje, organizace a doba provádění
hydrodynamických zkoušek, způsob měření sledovaných veličin, metody vyhodnocení).
Skutečnost, že účelem studie je pouze demonstrovat metodický postup modelového
výpočtu v referenčním horninovém prostředí nás však opravňuje použít pro analýzu
transportních procesů vskutku hypotetickou lokalitu s výrazně zjednodušenými
hydrologickými a hydrogeologickými poměry, jak jsou jako ilustrační příklad popsány
níže.
Ve studované oblasti je možné vyčlenit čtyři navzájem propojené celky, které vytvářejí
regionální systém oběhu vod :
•
povrchové vody,
•
svrchní nesaturovaná zóna,
•
mělká zvodeň s volnou hladinou podzemní vody vázaná na kolektor kvartérních
sedimentů a pásmo připovrchového rozvětrání hornin,
•
napjatá zvodeň vyvinutá v hluboko založené struktuře magmatitů.
Ze schématu referenčního úložiště vyplývá, že vlastní úložný prostor je situován do
nejspodnější napjaté zvodně. Přesto je zřejmé, že také ostatní části systému nutně
ovlivňují tlakové poměry a výměnu vody v této zvodni a je tedy nezbytné zahrnout je
do řešení pole vzdálených interakcí.
Hydrologický popis oblasti
Oblast HLÚ leží na rozvodnici dvou povodí vodních toků druhého řádu. Jižní část
zájmového území je odvodňována do řeky A prostřednictvím jejích levostranných
přítoků. Severní část území náleží do horní části povodí řeky B a jejích pravostranných
přítoků. Schéma říční sítě je znázorněno na obr. 1. Řeka A protéká studovanou oblastí v
úrovních mezi 440 a 340 m n.m., řeka B a její přítoky se nacházejí v nadmořských
výškách cca mezi 530 až 310 m n.m.
Střední roční srážky se v oblasti pohybují v rozmezí 480 až 560 mm. Na základě
provedených dlouhodobých měření průtoků v měrných profilech na síti vodotečí byly
stanoveny střední specifické odtoky v dílčích povodích oblasti v rozsahu 8,6 až 10,5 l . s-1 .
km-2.
Hydrogeologické poměry
Charakteristika hydrogeologické struktury:
165
Jak bylo uvedeno výše je magmatické těleso v němž je HLÚ situována z V a S
tektonicky omezeno oproti permokarbonským sedimentům, na Z a J přechází do
proterozoických metasedimentů. Hostitelskou strukturu v HLÚ tedy vytváří těleso
granitoidů, které je v kontaktu se třemi dalšími geologickými jednotkami (obr. 1.).
Vzájemný hydrogeologický vztah hostitelské struktury a okolních jednotek je dán
stupněm propustnosti zastoupených hornin, příp. existencí lokálních hydraulických
bariér.
Z výše popsaných litostratigraficky vymezených horninových útvarů byly v oblasti
HLÚ dále odvozeny dvě hlavní hydrogeologické jednotky:
(a) Bazální puklinový kolektor
V prostoru úložiště a jeho těsném okolí je vázaný na částečně rozpukaný granitový
masiv. Karotážní měření místy ověřila porušenost granitů v zájmovém území a
prokázala komunikaci podzemní vody, i když puklinová propustnost je velmi
nízká. Pukliny jsou často uzavřené a někdy též vyplněné jílovými minerály.
(b) Svrchní průlinově-puklinový kolektor
Nad puklinovým kolektorem skalního masívu je vyvinut kolektor, který je vázaný
jednak na aluviální sedimenty s průlinovou propustností, jednak na pásmo
zvětralinového pokryvu a zónu povrchového rozpojení hornin skalního podloží s
kombinovanou průlinově-puklinovou propustností.
166
HLÚ
Vysvětlivky
M
K
P
A
HLÚ
těleso magmatitů (granitoidy)
karbonské sedimenty (jílovce, prachovce, pískovce, slepence)
sedimenty svrchního permu (jíly, jílovce, prachovce, pískovce,
slepence)
algonkické fylity, fylitické břidlice
hypotetická lokalita úložiště
Obr. 5.C.1. Schematická situace HLÚ
Významnější zvodnění granitů (oblast M) je vázáno na pásmo připovrchového
zvětrávání horninového masívu a na kvartérní sedimenty s lokálním výskytem (svrchní
kolektor). Tento zvodněný systém většinou nemá zcela ostrou spodní hranici. Jeho
mocnost dosahuje hodnot od několika decimetrů do několika málo metrů. Hladina
podzemní vody je volná v nevelké hloubce pod povrchem území (cca 1 až 4 m). Báze
systému je převážně nad úrovní místní odvodňovací báze. Také proto zde byl
zaznamenán větší počet drobných pramenů s velmi malou vydatností. Vzhledem k
nízkým hodnotám koeficientu zásobnosti u zastoupených hornin a omezené mocnosti
pásma zvětrávání je možné usuzovat, že ve svrchním kolektoru nedochází k
významnějším akumulacím podzemní vody.
V hlubších partiích tělesa granitoidů je vyvinut puklinový systém, jehož propustnost a
zásobnost je charakterizována stejnými řádovými hodnotami parametrů v celé oblasti
masívu. Hydrogeologickým průzkumem nebyly zjištěny vydatnější hlubší oběhy
podzemních vod po trhlinách a zlomech, a to ani při východním tektonickém omezení
masívu. Zvodnění vázané na puklinový systém je charakterizováno tlakovým režimem
167
(napjaté hladiny) s výrazně omezenou výměnou vodních zásob. Propustnost granitů je
velmi nízká, hodnoty koeficientu filtrace získané z provedených hydrodynamických
zkoušek udává tab. 5.C.2.
V karbonských sedimentech (K) je ve vrstvách pískovců vyvinut kolektor podzemní
vody s průlinovo-puklinovou propustností. V jeho nadloží i podloží se nacházejí vrstvy
jílovců, které svojí řádově nižší propustností (tab. 5.C.2.) vytvářejí izolátor vůči
propustným vrstvám pískovců. Podložní nepropustné vrstvy pak nasedají přímo na
těleso granitoidů. Velmi podobně je utvářen vrstevný sled v sedimentech svrchního
permu (P), pouze s rozdílnou mocností a hloubkou uložení. V obou těchto oblastech je
rovněž vyvinut svrchní kolektor s volnou hladinou podzemní vody vázaný na kvartérní
sedimenty a pásmo připovrchového rozpojení hornin, který dosahuje mocnosti v řádu
jednotek metrů.
Stratigrafická
Označení
jednotka
kf (m.s-1)
min.
max.
Magmatity (M)
svrchní kolektor
KM 1
6,0 .10-7
1,6 .10-5
bazální puklinový kolektor
KM 2
4,4 .10-8
4,0 .10-7
svrchní kolektor
KK 1
2,0 .10-6
8,0 .10-6
izolátor (jílovce)
IK 1
5,0 .10-9
2,0 .10-8
spodní kolektor (pískovce)
KK 2
8,4 .10-7
7,2 .10-5
bazální izolátor (jílovce)
IK 2
1,0 .10-9
1,6 .10-8
svrchní kolektor
KP 1
3,3 .10-6
6,9 .10-5
izolátor (jíly, jílovce)
IP 1
1,0 .10-9
2,0 .10-8
spodní kolektor (pískovce)
KP 2
5,8 .10-7
1,2 .10-5
bazální izolátor (jílovce)
IP 2
7,0 .10-10
9,6 .10-9
svrchní kolektor
KA 1
3,8 .10-7
7,0 .10-6
bazální puklinový kolektor
KA 2
2,5 .10-8
6,1 .10-7
Karbon (K)
Perm (P)
Algonkium (A)
Tab. 5.C.2. Koeficienty filtrace (kf) zastoupených hornin
Zvodnění proterozoických metasedimentů (A) vykazuje obdobné charakteristiky jako
zvodnění v tělese granitoidů. U fylitů a fylitických břidlic je však oproti granitům patrná
mnohem výraznější filtrační heterogenita a hydraulická anizotropie. Při povrchu se
zvodněný systém v důsledku denudace a eroze místy rozpadá do dílčích struktur
tvořených jednotlivými poruchovými pásmy lokálního významu.
168
700
KM 1
KA 1
600
500
IK 1
KK 1
400
300
KA 2
KK 2
KM 2
200
100
0
IK 2
HÚ
-100
-200
-300
-400
-500
0
2000
4000
6000
8000
10000
12000
14000
16000
18000
20000
Obr. 5.C.2. Schematický profil HLÚ s vyznačením hydrogeologických jednotek
Koncepční model proudění podzemních vod :
Ze schematizovaného vymezení hydrogeologických jednotek v předchozí kapitole je
možné odvodit i regionální systém tvorby a odtoku podzemních vod.
V zájmové oblasti jsou zdrojem podzemního odtoku převážně srážky infiltrované přes
povrchový půdní kryt, příp. ztráty průtoku v povrchových vodotečích břehovou
infiltrací či influkcí. Na zemědělsky obhospodařovaných pozemcích nejsou vybudovány
žádné závlahové systémy a v oblasti se rovněž nevyskytují vodní nádrže s významnými
akumulacemi povrchových vod.
Infiltrovaná voda ze srážek se akumuluje v mělké připovrchové zvodni vázané na
svrchní kolektor zvětralin a aluviálních sedimentů. Část podzemní vody z připovrchové
zóny pak sestupuje systémem puklin nebo též ojedinělými puklinovými zónami žilného
typu do hluboko založeného bazálního kolektoru, zbývající část se podílí na tvorbě
podzemního odtoku, který je ve formě skrytých příronů dále drénován do povrchových
vodotečí. Místně dochází k odvodnění připovrchové zvodně i prostřednictvím drobných
pramenů nebo odčerpáním v mělkých domovních studních.
Zvodněný systém bazálního kolektoru se odvodňuje z části v podobě vzestupných
puklinových pramenů, z části pak bočním přetokem do kolektorů hydrogeologických
jednotek sousedících s tělesem granitoidů. Prostřednictvím těchto kolektorů je
podzemní voda dále drénována do hlavních říčních recipientů oblasti, které tedy svojí
výškovou úrovní vytvářejí hlavní odvodňovací bázi území. Separací hydrogramu na
vodotečích odvodňujících plošnou oblast granitoidů byl kvantifikován základní odtok z
bazálního puklinového kolektoru ve výši 1,2 - 1,9 l.s-1.km-2.
5.C.5 Geochemické a transportní parametry
Na migraci radionuklidů ve zvodněném puklinovém prostředí má vedle rychlosti
proudění podzemní vody významný vliv také difúze látek z puklin do okolní matrice
169
horniny a sorpce radionuklidů na pevné fázi zvodněného systému. Vliv sorpce v
modelovém výpočtu zahrnuje retardační faktor (Rf),
což
je
součinitel
charakterizující míru zpoždění postupu kontaminantů horninou oproti podzemní vodě
vlivem sorpčních procesů. Hodnoty faktoru Rf jsou vypočítány z distribučních
koeficientů (Kd), které vyjadřují rozdělovací poměr látky mezi pevnou a kapalnou fází v
jejich rovnovážném stavu. Protože stejně jako u hydraulických charakteristik schází
zatím i pro transportní parametry reálně zjištěná data jsou v tab. 5.C.3. jako referenční
charakteristiky uvedeny hodnoty Kd převzaté z předchozích prací [1]. Pro pukliny byl
retardační faktor položen roven 1, pro matrici horniny jeho hodnota koresponduje s
hodnotou Kd každého radionuklidu a s pórovitostí matrice.
Rychlost s jakou dochází k vyluhování kontaminantů z pevné formy odpadu a
rozpuštění v podzemní vodě, a tedy k možnosti jejich následného transportu, je
ovlivněna rozpustností látek. Ta představuje maximální objem látky, který může být
rozpuštěn v objemové jednotce roztoku. Podobně jako u transportních parametrů nejsou
zatím k dispozici reálné údaje o rozpustnosti látek odpovídající typickému chemizmu
podzemních vod granitů. Jako referenční charakteristiky jsou proto pro tento parametr
převzaty z literatury [2] limitní hodnoty (tab. 5.C.4.) odvozené z průběhu distribuční
funkce rozpustnosti pro jednotlivé kontaminanty.
5.C.6 Scénáře modelového řešení
Hodnocení bezpečnosti úložného systému RAO vychází v první fázi z predikce
možných příčin vedoucích k příp. uvolnění radionuklidů z prostoru úložiště a jejich
následnému proniknutí do okolního životního prostředí. Předpokládá se, že budoucí stav
úložiště může během jeho požadované životnosti ovlivnit řada jevů, procesů a událostí
probíhajících v jednotlivých podsystémech úložného systému. Tyto jevy a jejich
kombinace tvoří možné scénáře popisující hypotetické události v budoucnosti, které
mohou potencionálně ovlivnit stabilitu úložného systému. Pro bezpečnostní analýzy a
hodnocení dopadů na životní prostředí (EIA) se pak vybírají takové scénáře, které mají
na chování úložného systému hlavní (případně kritický) vliv.
170
prvek
granit
pískovec
fylity
C
0,0003 - 0,001
0
0
Ni
0,01 - 0,5
30
0,03 - 30
Sr
0,05
30
30
Tc
0,0125 - 2
0,0002 - 0,5
0,0004 - 2
I
0 - 0,001
0
0 - 0,0008
Cs
0,0125 - 0,5
3
0,003 - 3
Po
-
0
0
Rn
0
0
0
Ra
0,05 - 0,5
175
0,1 - 175
Np
0,05 - 5
0,01 - 2
0,004 - 5
Pu
0,25 - 5
3-9
0,3 - 280
Am
0,25 - 5
8
0,5 - 8
U
0,05 - 5
0,01 - 5,7
0,006 - 5,7
Tab. 5.C.3. Rozpětí hodnot Kd [m3.kg-1] pro zastoupené horniny
radionuklid
rozpustnost (kg/kg)
min.
-14
max.
1.10-1
Pu
5.10
Th
1.10-9
1.10-5
Ra
8.10-12
1.10-5
Np
2.10-24
7.10-6
Pb
3.10-11
4.10-5
Pa
1.10-7
7.10-4
Sn
7.10-15
1.10-2
Tc
1.10-9
1.10-4
Tab. 5.C.4. Rozsah limitů rozpustnosti
Metodika tvorby scénářů chování systému byla popsána v etapě BAZ97-01. V ČR ještě
zatím nebyly provedeny ucelené systémové analýzy možných scénářů a nejsou k
dispozici ani expertní hodnocení vybraných scénářů. V rámci předběžných analýz však
byl vymezeny hlavní okruhy scénářů, které se věcně vztahují k ukládání RAO do
geologických formací. Podle tohoto vymezení se scénáře rozdělují na :
•
scénář normálního vývoje úložného systému (základní scénář), který popisuje
pravděpodobné chování systému v prostoru a čase,
•
scénáře, které analyzují odchylky od normálního vývoje. Od základního scénáře se
odvozují uvažováním možnosti vzniku méně pravděpodobných událostí,
způsobených uplatněním vlivu jak přírodních faktorů, tak i důsledků lidské
činnosti. Do těchto scénářů se začleňuje celá řada jevů, které je dále možné
rozčlenit do dílčích podskupin :
171
-
nevhodné počáteční podmínky v blízkém poli (konstrukční chyby vedoucí k
defektu úložného kontejneru),
-
fyzikálně geografické jevy, jako jsou např. klimatické změny, zvýšení
seismicity, dodatečný vznik puklinových systémů apod.,
-
ovlivnění lidskou činností.
Při modelových výpočtech proudění podzemní vody a transportu radionuklidů se v
první fázi vychází ze základního scénáře s předpokládaným normálním vývojem
úložného systému. Tento scénář bere v úvahu normální podmínky proudění podzemní
vody jak byly zachyceny ve výsledcích geologicko-průzkumných prací, tedy podmínky
jaké jsou na lokalitě před umístěním RAO do podzemních prostor. Výchozím je proto,
že se jedná o scénář jehož pravděpodobnost výskytu je velmi vysoká (blíží se jedné) a
dané hydrogeologické podmínky budou tedy s největší pravděpodobností ovlivňovat
chování úložného systému. Nejsou totiž k dispozici důkazy o tom, že by se normální
podmínky proudění podzemní vody v zájmovém území v minulosti podstatně měnily, a
že by se tak příp. měly změnit v blízké budoucnosti.
V navazujících etapách modelových výpočtů se pak do řešení zahrnují účinky možných
změn v normálním stavu úložiště. Výběr alternativ dalších možných scénářů se provádí
na základě analýzy ovlivňujících faktorů v závislosti na místních podmínkách lokality.
Jako nejčastější zahrnované doplňkové scénáře je možné uvést:
1. Hydrotermální účinek úložiště
Uvolňováním tepla z úložného prostoru může dojít k dosti podstatným změnám
podmínek proudění podzemních vod. Úložiště vysoce aktivních odpadů bude působit
jako zdroj tepla uvnitř geologického prostředí. Přenos tepla uvolněného z prostoru
úložiště probíhá v nesaturované zóně kondukcí, v nasyceném horninovém prostředí se
uplatňují oba mechanizmy - konvekce i kondukce. Konvekční přenos tepla v
saturovaném prostředí může dále být buď prostou konvekcí, kdy k pohybu podzemní
vody dochází vlivem vnitřních sil (nerovnoměrný ohřev objemu vody), nebo zrychlenou
konvekcí, při níž pohyb vod působí i vnější síly (tj. hydraulický gradient). Pokud je
mechanizmus zrychlené konvekce převládající, je proudění podzemní vody a přenos
tepla ve vzájemném obousměrném vztahu. V podmínkách tepelné zátěže se také mohou
významně změnit fyzikální parametry systému hornina - voda. Vyvolané změny
fyzikálních parametrů spolu s pozměněným proudovým polem mohou ve svém
důsledku významně ovlivnit proces transportu radionuklidů do prostředí okolních
ekosystémů. Modelový výpočet proto musí v tomto případě být zaměřen komplexně na
vzájemně se ovlivňující šíření tepla, proudění podzemní vody a transportní procesy.
Základním teplotechnickým výpočtem pro referenční hlubinné úložiště se zabýval
výzkumný úkol BAZ97-02C [10].
172
2. Účinky zalednění v případě regionální změny klimatu.
Bylo sestaveno několik scénářů, které vedou k potencionálnímu uvolnění radionuklidů
v důsledku zalednění. Z nich na prvém místě se nejčastěji uvádí mechanické účinky
postupně se přibližujícího ledovce na horninovou strukturu. Hmotnostní objem
ledových vrstev vytváří zvýšený tlak na skalní masív, který může způsobit změny v
puklinovém systému. Tlakem dochází k většímu sevření nebo naopak k otevření puklin,
příp. k vytvoření nových puklin. Následkem toho může dojít ke změnám v propustnosti
hornin, a tedy i k ovlivnění doby prostupu kontaminantů puklinovým systémem.
Předmětem analýzy tohoto scénáře je ohodnocení potenciálních změn v napětí
horninového masívu (a následně i změn hydraulických parametrů), které jsou
výsledkem přitížení od postupujícího ledovce. Z hlediska modelování spočívá problém
v určení deformačních změn v hostitelské struktuře HLÚ v závislosti na proměnné
hodnotě přitížení. Pro simulaci těchto deformačních změn byla odvozena různá
numerická řešení - např. STEALTH 2D [4].
3. Odčerpání zásob podzemní vody.
Využívání zdrojů podzemních vod v širší oblasti HLÚ pro potřeby zásobování
obyvatelstva pitnou vodou nebo pro závlahy může způsobit snížení zásob vody ve
využívaných zvodních, a tím i změnu hydraulických podmínek proudění podzemní
vody. Pro analýzu tohoto scénáře se volí nejkonzervativnější odhad možného budoucího
ovlivnění koncepčního modelu proudění účinkem čerpání.
4. Změny uspořádání říční sítě
Existuje určitá pravděpodobnost, že koryta některých řek v zájmové oblasti mohou
během dlouhodobého vývoje po uzavření úložiště (10 000 let) změnit svoji polohu a
přiblížit se k vlastní lokalitě úložiště. Protože ve vstupech do modelového výpočtu linie
řek často vystupují jako uzly se zadanou konstantní úrovní hladiny, projeví se změny v
uspořádání říční sítě i změnou odtokových poměrů, která následně vede i k ovlivnění
doby postupu a koncentrace sledovaných kontaminantů.
5. Proniknutí hlubokými vrty do úložného prostoru
Tento scénář předpokládá možnost, že do vlastního prostoru úložiště mohou s jistou
pravděpodobností být situovány průzkumné vrty, které proniknou přes ochranné
inženýrské bariéry úložiště. To by vedlo k podstatnému narušení retardačního účinku
jak systému inženýrských bariér, tak i přírodní geologické bariéry, a tím i ke
zrychlenému uvolnění radionuklidů z úložného prostoru do okolního prostředí.
Průzkumné vrty je v tomto případě možné simulovat jako linie s velmi vysokou
vertikální propustností probíhající od úložiště až k povrchu.
5.C.7 Konstrukce transportního modelu
5.C.7.1 Šíření kontaminace v horninovém prostředí.
173
Prvořadým činitelem ovlivňujícím pohyb cizorodých látek geologickou strukturou je
proudění podzemní vody, která je tak hlavním nositelem šíření kontaminace v
hydrogeologickém systému. Pod pojmem migrace se tedy rozumí proces přenosu
(přemisťování) hmoty ve zvodněných horninách, kdy pohyb rozpuštěných látek
způsobuje proudění podzemní vody v pórech a puklinách a při němž dochází i k
fyzikálně - chemickým změnám těchto látek vlivem vzájemné interakce vody a horniny.
Rychlost šíření kontaminace je tedy v prvé řadě pod vlivem rychlosti proudění
podzemních vod a dále pak pod vlivem fyzikálně - chemických procesů, mezi něž se
řadí hydrodynamická disperze, molekulová difúze a sorpce. Proces migrace v
hydrogeologickém systému popisuje obecná rovnice disperzního proudění v rovině:
∂  ∂ .C  ∂  ∂ . C 
∂ .C ∂ .C
=
 DT
 − ux
 DL
+
∂.x  ∂.x  ∂. y  ∂. y 
∂ . x ∂ .t
kde:
C
(5.C.1)
- koncentrace látky v roztoku
DL,DT - koeficient podélné a příčné disperze [m2/s]
ux
- Darcyho filtrační rychlost [m/s]
Analytické řešení této rovnice vyžaduje přijmutí určitých počátečních a okrajových
podmínek, pro něž různí autoři upravují rovnici do výpočtových tvarů. V zásadě však je
možné konstatovat, že výpočet transportu je spjatý s prouděním podzemní vody
prostřednictvím Darcyho rychlosti (ux), jejíž velikost je vždy odvislá od gradientu
hydraulického potenciálu a hydrodynamických parametrů zvodněného kolektoru.
Disperzní koeficienty (DL , DT) v sobě zahrnují vlivy fyzikálně - chemických procesů
spjatých s migrací rozpuštěných látek. Jejich složky vyjadřující stupeň ovlivnění těmito
procesy (difúze, retardace, sorpce) jsou závislé jak na charakteru horninového prostředí
(pórovitost, tvar zrn, zastoupení horninotvorných minerálů aj.), tak i na vlastnostech
migrující látky a podzemní vody. Souborně se označují jako migrační parametry.
Protože matematické rovnice popisující transportní procesy ve zvodněném horninovém
systému jsou ve své obecné formě analyticky jen obtížně řešitelné, uplatňují se v
mnohem větším měřítku numerické metody řešení této úlohy. Jejich podstatou je
převedení parciálních diferenciálních rovnic do soustavy algebraických rovnic platných
pro předem definovaný počet bodů uvnitř zkoumané oblasti. Pomocí numerických
metod, z nichž pro řešení problematiky migrace látek se nejčastěji využívají metoda
konečných diferencí (metoda sítí) a metoda konečných prvků, se vytvářejí numerické
modely simulující tento proces ve vymezené oblasti. Jako simulační prostředek byla
vyvinuta řada počítačových programů, z nichž se v poslední době nejvíce využívají 3rozměrné numerické modely umožňující simultánně modelovat proudění podzemní
vody v saturovaném a nesaturovaném prostředí a jako nadstavbu modelu proudění řešit
i transport kontaminantů. S ohledem na další vývoj softwarových prostředků pro
potřeby modelování transportních procesů, kterým je v zahraničních programech
ukládání RAO věnována výrazná pozornost, lze předpokládat, že o výběru vhodných
modelových nástrojů pro ohodnocení stupně bezpečnosti úložného systému se bude
rozhodovat až v pozdější etapě přípravy HÚ. Je ovšem zřejmé, že bez ohledu na
174
konečný výběr vhodného programu pro budoucí hodnocení vybraných potencionálních
lokalit budou metodické postupy a požadavky na vstupní data přibližně stejné.
5.C.7.2 Postup modelového řešení
Aby bylo možné stanovit charakteristiky proudění podzemní vody v blízkosti úložiště
dostatečně podrobně a současně zahrnout i účinky regionálních přírodních vlivů, je
vhodné provést modelové řešení ve třech stupních. V prvním stupni by měl být
realizován regionální model proudění, jehož účelem je stanovit hraniční podmínky pro
detailní modelovou simulaci v okolí úložiště. V tomto modelu se dá použít modelová síť
hrubého měřítka, okrajové podmínky jsou určeny přírodními faktory, tj. říční sítí a
hranicemi hydrogeologické struktury. V navazujícím druhém stupni se pak provede
konstrukce lokálního modelu, který v mnohem podrobnějším měřítku pokryje území
hypotetické lokality. Úrovně hladin v hraniční oblasti modelové sítě jsou určeny
výsledkem modelování v regionálním měřítku. V posledním stupni je pak výsledná
proudová síť lokálního modelu použita pro simulaci transportu radionuklidů.
Regionální model proudění podzemní vody umožňuje zahrnout do řešení všechny
ovlivňující hydrogeologické charakteristiky v lokalitě a jejím okolí a současně
poskytuje rámec i pro příp. uplatnění odlišných scénářů chování úložného systému,
které působí svým účinkem v širší zájmové oblasti (např. intenzívní odčerpávání
podzemní vody z některého kolektoru pro vodohospodářské využití). Lokální model pak
navazuje na regionální řešení, využívá jeho výsledků pro odhad okrajových podmínek a
díky detailnější diskretizaci prostředí poskytuje přesnější představu o hydrostratigrafii
systému.
5.C.7.3 Simulace proudění podzemních vod
Numerické modelování proudění podzemních vod slouží k celkovému poznání
hydrogeologického systému, objasnění jeho vnitřních vztahů a zákonitostí na základě
zadávání různých variant uspořádání a rozsahu hydrogeologických parametrů. Mezi cíle
modelování je možné zahrnout :
•
vývoj a odladění konzistentního modelu,
•
výzkum účinku dílčích hydrogeologických parametrů,
•
kvantifikace vlivu neurčitosti jednotlivých parametrů,
•
validace vytvořeného modelu.
Funkční matematický model umožňuje velmi rychle vyhodnocovat chování
hydrogeologické struktury v závislosti na různých variantách jak v přijaté geometrické
koncepci, tak i v hodnotách vstupních parametrů. Teprve na odladěný model proudění
podzemních vod navazuje výpočet transportu radionuklidů.
V základním scénáři vychází modelové řešení z předpokladu ustáleného stavu proudění
podzemních vod v hydrogeologickém systému. V těchto podmínkách ustáleného
175
proudění lze zanedbat vliv změn efektivní zásobnosti horninové matrice a modelový
výpočet je tedy možné konstruovat v kvaziprůlinovém prostředí.
Regionální model
proudění podzemních
vod
Stanovení okrajových
podmínek
Hydraulické
parametry
hydrogeologických
jednotek
Lokální model proudění
podzemních vod
Zdrojové, migrační
a geochemické
parametry
Doba doběhu vody
od úložiště k povrchu
Transportní model
Koncentrace radionuklidů
v pozorovacím bodě
Obr. 5.C.3 Schéma postupu modelového výpočtu
Poznámka: Zahrnutí změn proudění v závislosti na čase vyžaduje zavedení
odpovídajících dat dvojí (průlinovo-puklinové) pórovitosti do výpočtového schématu.
Pro proudění průlinovým (či kvaziprůlinovým) prostředím v jednorozměrném systému
platí Darcyho zákon ve tvaru:
q = -kf . dh/dx
(5.C.2)
kde:
q
- specifický průtok na jednotku plochy (též Darcyho filtrační rychlost vf),
kf
- filtrační součinitel je totožný s hodnotou koeficientu hydraulické
vodivosti pro nasycené prostředí ( angl. coefficient of hydraulic conductivity);
vyjadřuje míru propustnosti pórového prostředí pro vodu o určité kinematické
viskozitě,
dh/dx
- hydraulický gradient.
Kombinací Darcyho zákona s rovnicí kontinuity, která vyjadřuje zákon zachování
hmoty, tj. že množství vody akumulované v elementárním objemu horniny za čas dt je
176
rovno rozdílu přiteklého a vyteklého množství vody za stejný časový interval, lze
odvodit obecnou rovnici popisující proudění podzemní vody. Při numerickém řešení
této diferenciální rovnice se pro její diskretizaci do soustavy algebraických rovnic
rovněž využívá buď metoda konečných diferencí nebo metoda konečných prvků.
Pro simulaci proudění podzemních vod pomocí matematického modelu je třeba stanovit
geometrii zkoumaného systému, vstupní parametry a okrajové podmínky. Modelovou
geometrií se rozumí schematizované zobrazení hydrogeologických jednotek
zastoupených v modelovaném území. Jako vstupní parametry se dosazují
nejvěrohodnější odhady součinitelů pro příslušný simulovaný proces v každé
hydrogeologické jednotce. Za okrajové podmínky se obvykle považují buď konstantní
průtok nebo konstantní hladina podzemní vody v určitých vymezených částech
modelovaného území. Výpočtem se potom v jednotlivých bodech modelové sítě
simulují hladinové úrovně a z toho vyplývající směry proudění, rychlost proudění a
doby průtoku podzemní vody.
Regionální model
Simulace proudění podzemní vody v regionálním měřítku musí zahrnout celou
hydrogeologickou strukturu, tj. všechny její dílčí jednotky, které se mohou podílet na
transportu kontaminantů z prostoru úložiště. V případě HLÚ, schematicky popsané v
kap. 5.C.4. (obr. 5.C.1., 5.C.2.), by modelovanou oblast bylo třeba diskretizovat v
prostoru vymezeném plochou o rozloze cca 240 km2 do hloubky cca 1200 m. Při použití
trojrozměrného modelu metodou konečných diferencí by simulace proudění mohla být
např. postavena na pravidelné síti vymezující kvádrové bloky o rozměrech 500 x 500 x
50 m. V modelové síti by v tomto případě bylo obsaženo přibližně 23 000 prvků. V
jiných případech však může hydrogeologická struktura vykazovat ještě podstatně vyšší
rozlohu.
Regionální modelová síť musí korespondovat s hranicemi hydrogeologické struktury,
tzn. že musí zahrnovat všechny kolektory zvodněného systému až do vzdálenosti, ve
které se uplatňuje jejich hydraulický vliv. Hraniční podmínky jsou nejčastěji určovány
drenážní funkcí řek (konstantní hladina podzemní vody - viz obr. 5.C.2) nebo existencí
hydraulických bariér (nulový přítok) v důsledku tektonického omezení kolektoru.
Jako vstupní parametry numerického výpočtu se dosazují hodnoty veličin získané z
výsledků hydrogeologických průzkumných prací. Tyto veličiny představují soubor
proměnných, které ve svých hodnotách vykazují určité variační rozpětí (např. tab
5.C.2). Protože není technicky možné detailně charakterizovat všechny prvky modelové
sítě, je jako vstupní parametry nutné postupně dosazovat různé věrohodné odhady z
tohoto rozpětí veličin nebo pro generování vstupních parametrů využít některé z technik
náhodného výběru hodnot z distribučních funkcí jednotlivých proměnných. Výsledkem
provedených výpočtů pak je řada simulací, které variantně predikují tlakové pole ve
zvodních zastoupených v hydrogeologické struktuře.
Aby bylo možné ohodnotit jednotlivé simulace, musí být jejich hydrogeologická
predikce konfrontována s výsledky nezávislého měření. Tato validace je nezbytná pro
vyhodnocení konzistence výsledného modelu. Jako nezávislé může být pro validaci
177
využito měření takové veličiny, která není vstupním parametrem numerického modelu.
Platí ovšem, že pokud modelové hodnoty odpovídají výsledkům nezávislého měření,
nedokazuje to, že provedená simulace přesně reprezentuje přírodní hydrogeologický
systém. Jiné simulace a modelové uspořádání mohou vyhovovat kontrolním měřením
stejně dobře. Nicméně pozitivní výsledek ukazuje, že simulace a koncepční model
hydrogeologického prostředí jsou konzistentní se současným stavem znalostí. Taková
skutečnost zvyšuje důvěru v přijatou interpretaci hydrogeologických poměrů. Pokud
však výsledná modelová simulace neodpovídá plně výsledkům nezávislých měření, lze
z toho vyvodit tyto možné závěry :
•
modelová síť nekoresponduje s hydrogeologickou situací,
•
geometrická schematizace území je příliš zjednodušená,
•
interpretace hydrogeologických poměrů neodpovídá skutečným podmínkám.
V reálu zjištěné hodnoty hydraulického potenciálu, nejčastěji reprezentované
hladinovými či výtlačnými úrovněmi podzemních vod, jsou nejčastějším validačním
kritériem, ovšem za předpokladu, že jejich modelový průběh je výsledkem simulace.
Rychlost proudění podzemní vody může být také použita jako validační kriterium,
pokud jsou její hodnoty stanoveny na základě přímých měření. V hloubce pod
povrchem území jsou však přímá měření rychlosti proudění podzemní vody velmi
obtížná. V případech, kdy je zadána okrajová podmínka prvního druhu reprezentovaná
konstantní úrovní hladiny, může se pro validaci využít měření průtoku podzemní vody
(např. přírony a ztráty povrchových vodotečí), který je v podstatě výslednicí rychlosti
proudění. K validaci nemohou být použity hodnoty koeficientu filtrace, neboť jsou
vstupním parametrem pro modelový výpočet rychlosti filtračního proudění.
Lokální model
Konstrukce lokálního modelu je obdobná jako v případě regionálního měřítka.
Modelová síť je však mnohem podrobnější, v oblasti vlastního úložného prostoru může
být ještě více zahuštěna. Hraniční podmínky jsou převzaty z výsledku vybrané simulace
regionálního modelování. Vstupní parametry jsou zadávány opět variantně, jejich
distribuce v modelové oblasti je mnohem členitější. Validovaná simulace pak
představuje výsledné rozložení hydraulických gradientů, a z toho vyplývajících směrů
proudění, které jsou rozhodnými faktory pro šíření potencionální kontaminace z
prostoru úložiště do dostupného životního prostředí.
5.C.7.4 Transport radionuklidů
Modelové řešení transportu radionuklidů vyžaduje jako vstupní údaje inventář
radionuklidů (kap. 5.C.4) a geochemické a transportní parametry (kap. 5.C.5). Současně
se v difúzní složce transportu látek uplatňuje vliv dvojí (průlinovo-puklinové)
pórovitosti horniny, přestože hydraulická vodivost puklinového systému je řádově vyšší
oproti průlinové propustnosti matrice horniny, a musí tedy být zahrnuta do numerického
řešení.
178
Výstupem každé provedené simulace transportu radionuklidů je časový průběh
objemové aktivity podzemní vody v pozorovacích bodech situovaných ve směru
proudění podzemní vody od úložiště k dostupnému místu na povrchu terénu, který je
výsledkem predikce rozložení hydraulických potenciálů v lokálním hydrogeologickém
modelu. Nejvyšší dosažené hodnoty aktivity jsou pak porovnávány s předem
stanovenými bezpečnostními limity.
5.C.8 Citlivostní analýza
Kromě ohodnocení stupně bezpečnosti úložného systému na základě srovnávacích
kritérií lze k významným užitkům numerického modelování přiřadit i možnost
vyhodnocení výsledných hodnot z řady provedených simulací v závislosti na změnách
vstupních parametrů. Citlivostní analýza tak umožňuje stanovit míru vlivu jednotlivých
parametrů a nepřímo též i význam těch procesů (příp. scénářů), které tyto parametry
charakterizují. V rámci hodnocení bezpečnosti úložiště citlivostní analýza určuje
význam jednotlivých parametrů, jakým se podílí na stupni neurčitosti provedeného
výpočtu. Jinými slovy, napomáhá identifikovat ty parametry, u nichž se nižší stupeň
jejich neurčitosti významně projeví snížením stupně neurčitosti v získaných odhadech.
Vstupy do modelového řešení obsahují, v závislosti na koncepčním modelu,
výpočetním schématu a použitém softwarovém prostředku, řádově desítky až stovky
proměnných, které představují různé zdrojové, hydrogeologické, transportní a
geochemické charakteristiky (obr. 5.C.3). Jejich hodnoty vykazují větší či menší
rozptyl. Předmětem citlivostní analýzy je ohodnotit, které z těchto proměnných nejvíce
ovlivňují výsledný průběh transportu radionuklidů. Soubor proměnných však působí na
výsledek výpočtu komplexně, jejich vzájemný vztah je natolik složitý, že je nemožné
odvodit jejich jednoznačnou funkční závislost. Z toho důvodu jsou pro stanovení
vzájemných vztahů nezávisle a závisle proměnných využívány postupy založené na
metodách matematické statistiky a regresní analýzy.
Provedení celé řady simulací proudění podzemní vody a transportu radionuklidů v
podmínkách HLÚ a následná realizace citlivostní analýzy vstupních parametrů je
nezbytným předpokladem pro upřesnění požadavků na charakterizaci geologického
prostředí v reálné kandidátní lokalitě pro výstavbu HÚ. Na základě analogie s řešením
transportu radionuklidů v obdobných podmínkách puklinového zvodnění je možné dosti
dobře předpokládat dominantní vliv propustnosti skalního masívu v pásmu hlavní
migrační trasy. Již z této téměř obligátní skutečnosti vyplývá potřeba naprosto
věrohodného a spolehlivého ohodnocení hydraulických vlastností hornin v těsném okolí
úložného prostoru. Nicméně neurčitosti v hodnotách hydraulické konduktivity
kolektorů v dílčích hydrogeologických jednotkách mohou velmi výrazně ovlivňovat
právě variabilitu směru odtoku a tím i transportní cestu a dobu doběhu. Za neméně
důležité je možné považovat posouzení vlivu transportních a geochemických parametrů
ve vztahu k jednotlivým sledovaným radionuklidům. Významnou roli zde hrají
především distribuční koeficenty, u nichž lze rovněž předpokládat značnou míru vlivu
na průběh transportu. V tomto případě je však vhodné doplnit matematicko-statistické
ohodnocení o kvalitativní posouzení příp. účinku nelinearity vztahu, protože např.
použití časově konstantních hodnot Kd může s ohledem na možné změny sorpčních
179
vlastností v průběhu transportního procesu vést k podhodnocení odhadů migračních
toků.
5.C.9 Závěr
Záměrem studie bylo prezentovat obecný postup numerického modelování v poli
vzdálených interakcí. Na příkladu charakterizace HLÚ umístěné v referenčním
hostitelském prostředí je uvedeno základní schéma pro výběr bezpečnostních scénářů a
sestavení modelu proudění podzemní vody a transportu radionuklidů z prostoru HÚ do
okolního životního prostředí. Vychází se přitom z předpokladu, že i v reálné lokalitě
budou při hodnocení bezpečnosti HÚ uplatněny obdobné principy.
Modelování vzdálených interakcí představuje v rámci hodnocení chování úložného
systému (Performance Assessment - PA) určitý okruh činností, kterému zatím v rámci
Programu vývoje HÚ nebyla, v porovnání s jeho významem, věnována patřičná
pozornost. Jedná se zde především o řešení hydrogeologických procesů, tj. hodnocení
proudění podzemních vod a transportního potenciálu v hydrogeologickém systému.
Nezbytným podkladem vstupujícím do numerických modelů, které umožňují
vyhodnocovat dosah a intenzitu radiační zátěže ve vzdáleném poli, jsou geologické,
hydrogeologické a geochemické charakteristiky hostitelské struktury. Z toho také
vyplývá důležitost modelových výpočtů a následné citlivostní analýzy vstupních
parametrů, protože výsledky těchto prací budou zdrojem požadavků na výstupy
geologické charakterizace kandidátní lokality.
V posledních letech je možné v této oblasti zaznamenat velmi rychlý vývoj směrem ke
komplexním řešením problematiky PA. Vzájemné propojení deterministických a
stochastických modelů výrazně zvyšuje nároky na vstupní data. Přesto, že o
definitivním výběru vhodných modelových nástrojů pro ohodnocení stupně bezpečnosti
HÚ se zřejmě bude rozhodovat až v průběhu realizace geologicko-průzkumných prací je
třeba počítat s vývojem nových softwarových prostředků, trvale identifikovat jejich
vstupní parametry a adekvátně posuzovat míru jejich uplatnění v modelovém schématu.
Z uvedeného schematického postupu modelových výpočtů ovšem vyplývá velmi značný
objem prací spojených s jejich realizací. Aby byl získán dostatečný podkladový soubor
pro citlivostní analýzy vstupních parametrů, je třeba jen v rámci scénáře normálního
vývoje úložného systému v hypotetické lokalitě provést stovky simulací s variantně
zadanými vstupy. Rozbory normálního scénáře by poté měly být využity jako základna
pro konstrukci dalších uvažovaných scénářů a vzájemné porovnání jejich výsledků.
Navazující citlivostní analýzy umožní ohodnotit významnost vstupních parametrů jak v
základním, tak i v doplňkových bezpečnostních scénářích. Z výsledků těchto analýz
vyplynou jednak impulsy pro určování směru dalšího výzkumu v oblasti vzdálených
interakcí (např. uplatnění dvojí propustnosti nebo vliv možné časové závislosti
některých parametrů) a hlavně pak také požadavky na výstupy z testů a zkoušek
prováděných v rámci charakterizace lokality. S ohledem na časovou náročnost těchto
prací je proto žádoucí začít se systematicky zabývat problematikou modelování
transportních procesů v předstihu před přípravou projektů geologického průzkumu v
potencionálně vhodných lokalitách tak, aby ve vlastní fázi projektování mohly být již
jednoznačně stanoveny požadavky na navrhované testy in situ v souhlasu s „předem
180
ohodnocenými“ daty potřebnými jako vstupy pro zpracování modelového řešení
zkoumaných lokalit.
Závěrem lze na základě provedené analýzy metodického postupu vývoje modelu pole
vzdálených interakcí navrhnout následující činnosti :
•
vypracování numerického modelu proudění podzemní vody a transportu
kontaminantů pro hypotetickou lokalitu HÚ definovanou v souladu s údaji
použitými v Referenčním projektu,
•
na základě citlivostní analýzy vypracovaného modelu identifikovat klíčové
parametry ovlivňující transportní vlastnosti hostitelského prostředí a následně
zahájit výzkumné, vývojové a technické činnosti pro stanovení jejich hodnot v
granitových horninových strukturách vyskytujících se na území ČR.
5.C.10 Literatura
1.
Buňatová V. a kol.: Referenční charakteristika horninové struktury (SIT97-01)
ÚJV, 1998
2.
Cranwell R.M. a kol.: Risk Methodology for Geologic Disposal of Radioactive
Waste. Sandia National Laboratories, 1987
3.
Čurda S., Milický M.: Referenční výpočet proudění, transport vodou (BAZ9702B). ÚJV, 1998
4.
Hoffman R.: STEALTH-A Lagrange Explicit Finite-Difference Code for Solids,
Structural and Thermohydraulic Analysis. Science Applications, Inc., 1981
5.
Konopásková S.: Osnova a náplň bezpečnostní zprávy pro územní řízení (BAZ9403). ÚJV, 1995
6.
Konopásková S. a kol.: Modelová bezpečnostní zpráva pro účely územního řízení
(BAZ95-01). ÚJV, 1996
7.
Konopásková S., Jedináková-Křížová V., Blažek J.: Posouzení vlivů hlubinného
úložiště na životní prostředí (EIA), inventarizace podkladů (BAZ95-02). ÚJV,
1996
8.
Konopásková S., Lietava P., Nachmilner L.: Revize podkladů pro modelovou
dokumentaci EIA (BAZ96-01). ÚJV, 1997
9.
Konopásková S., Pergl L.: Modelový popis referenčního úložného systému
(BAZ97-02). ÚJV, 1998
10. Lietava P.:Srovnávací výpočty proudění tepla a proudění vody (BAZ97-02C).
ÚJV, 1998
11. Woller, F. a kol.: Kritická rešerše archivovaných geologických informací. ÚJV,
1998
181
Správa úložišť radioaktivních odpadů
Dlážděná 6, 110 00 Praha 1
Tel. 221 421 511
E-mail: [email protected]
www.surao.cz

referenční projekt hlubinného úložiště

Transkript

Podobné dokumenty

Produktový list