nedelea felicia - rezumat

Studii privind amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri radioactive

institutionale

1 | 4 0

Universitatea Tehnica de

Constructii Bucuresti

UNIVERSITATEA TEHNICA DE CONSTRUCTII BUCURESTI

FACULTATEA DE HIDROTEHNICA

CATEDRA DE GEOTEHNICA SI FUNDATII

TEZA DE DOCTORAT

Rezumat

STUDII PRIVIND AMPLASAREA SI OPERAREA

IN CONDITII DE SECURITATE A DEPOZITELOR DE

DESEURI RADIOACTIVE INSTITUTIONALE

Conducator stiintific

Prof. Univ. Dr. Ing. Sanda MANEA

Doctorand

Ing. Felicia Nicoleta NEDELEA (DRAGOLICI)

BUCURESTI - 2015


institutionale

2 | 4 0

CUPRINS

Partea I. DESEURILE RADIOACTIVE SI DEPOZITAREA ACESTORA ........... 4

Capitolul 1. PROBLEMATICA DESEURILOR RADIOACTIVE .............................................. 4

1.1. Introducere .................................................................................................................................. 4

1.2. Provenienta si caracteristicile deseurilor radioactive .............................................................. 4

Capitolul 2. MANAGEMENTUL DESEURILOR RADIOACTIVE ............................................ 6

2.1. Notiuni generale ........................................................................................................................... 6

2.2. Minimizarea deseurilor solide .................................................................................................... 6

2.3. Tratarea deseurilor radioactive lichide ..................................................................................... 6

2.4. Tratarea deseurilor radioactive solide ...................................................................................... 6

2.5. Metode de imobilizare a deseurilor radioactive ....................................................................... 7

Capitolul 3. DEPOZITAREA DESEURILOR RADIOACTIVE .................................................. 7

3.1. Consideratii generale .................................................................................................................. 7

3.2. Cerinte privind amplasarea depozitelor de deseuri radioactive ............................................. 8

3.3. Optiuni de depozitare la suprafata ............................................................................................ 8

3.4. Optiuni de depozitare in formatiuni geologice de adancime ................................................... 9

3.5. Alte practici ................................................................................................................................ 10

3.6. Variante potentiale .................................................................................................................... 10

3.7. Bariere ingineresti in gestionarea deseurilor radioactive ...................................................... 10

3.8. Sinteza bibliografica asupra depozitelor de deseuri radioactive existente pe plan mondial

............................................................................................................................................................ 11

PARTEA a II-a. STUDIU DE CAZ – DEPOZITUL NATIONAL DE DESEURI

RADIOACTIVE DE JOASA SI MEDIE ACTIVITATE BAITA, JUD. BIHOR ... 12

Capitolul 4. PREZENTAREA DEPOZITULUI ............................................................................ 12

Capitolul 5. PROBLEMATICA BARIERELOR NATURALE SI INGINERESTI LA DNDR-

BAITA-BIHOR................................................................................................................................. 13

5.1. Bariere naturale ....................................................................................................................... 14

5.1.1. Localizare si topografie amplasamentul Depozitului National de Deseuri Radioactive de joasa

si medie activitate – Baita , jud. Bihor (DNDR) ................................................................................ 14

5.1.2. Caracteristici geologice ale amplasamentului Depozitului National de Deseuri Radioactive de

joasa si medie activitate – Baita , jud. Bihor (DNDR) ....................................................................... 15

5.1.3. Caracterizarea amplasamentului Depozitului National de Deseuri Radioactive de joasa si

medie activitate – Baita , jud. Bihor (DNDR) .................................................................................... 15


institutionale

3 | 4 0

5.2. Sistemul de bariere ingineresti la DNDR-Baita Bihor ........................................................... 16

Capitolul 6. STUDII SI CERCETARI EXPERIMENTALE ASUPRA SISTEMULUI DE

BARIERE INGINERESTI DE LA DEPOZITUL NATIONAL DE DESEURI

RADIOACTIVE – BAITA BIHOR ................................................................................................ 17

6.1. Obiective ..................................................................................................................................... 17

6.2. Analiza matricilor de conditionare a deseurilor radioactive ................................................ 18

6.2.1. Programul de testare si materialele utilizate (retetele analizate si justificarea lor) .................. 18

6.2.2. Experimente realizate si rezultate obtinute .............................................................................. 18

6.3. Analiza materialelor de umplutura (backfilling) a spatiilor libere dintre colete ................ 22

6.3.1. Caracterizarea materialelor utilizate ......................................................................................... 22

6.3.2. Programul de testare si retetele analizate ................................................................................. 22

6.3.3. Experimente realizate si rezultate obtinute .............................................................................. 23

6.4. Analize asupra rocilor gazda a depozitului ............................................................................. 32

6.4.1. Date generale ............................................................................................................................ 32

6.4.2. Programul de testare ................................................................................................................. 32

6.4.3. Experimente realizate si rezultatele obtinute ........................................................................... 33

Capitolul 7. ANALIZA EVOLUTIEI RADIOACTIVITATII DESEURILOR DEPOZITATE /

ANALIZA POTENTIALELOR MIGRARI DE RADIONUCLIZI DIN MEDIUL DE

DEPOZITARE ................................................................................................................................. 34

Capitolul 8. CONCLUZII SI CONTRIBUTII PERSONALE LA OPTIMIZAREA

SISTEMELOR DE BARIERE INGINRESTI SI OPERAREA DEPOZITELOR DE

DESEURI RADIOACTIVE INSTITUTIONALE ........................................................................ 36

BIBLIOGRAFIE SELECTIVA ...................................................................................................... 40


institutionale

4 | 4 0

Partea I. DESEURILE RADIOACTIVE SI DEPOZITAREA ACESTORA

Capitolul 1. PROBLEMATICA DESEURILOR RADIOACTIVE

1.1. Introducere

Ca in orice activitate umana, rezultatul nedorit al aplicarii tehnicilor si tehnologiilor nucleare

este aparitia deseurilor, deseuri care in acest caz particular contin substante radioactive deosebit de

periculoase pentru personalul operator, populatie si mediul ambiant pe o durata care poate atinge un

milion de ani. Prin definitie, deseuri radioactive inseamna acele materiale rezultate din activitatile

nucleare, pentru care nu s-a prevazut nici o intrebuintare ulterioara si care contin sau sunt

contaminate cu radionuclizi in concentratii superioare limitelor de exceptare reglementate de

autoritatea nationala de reglementare, autorizare si control a activitatilor nucleare.

Caracterul cu totul special al deseurilor radioactive consta in faptul ca radioactivitatea este o

proprietate nucleara, practic imposibil de anihilat prin metodele chimice si fizice aplicate celorlalte

tipuri de deseuri periculoase. Din acest motiv, managementul sigur si eficient al deseurilor

radioactive este o necesitate obligatorie pentru progresul in domeniu.

Obiectivul primordial al managementului deseurilor radioactive este protectia populatiei si

a mediului ambiant, sarcinile de protejare aplicandu-se in prima instanta grupelor considerate

“critice” din populatie care datorita localizarii in apropierea amplasamentelor nucleare si

obiceiurilor de viata pot fi expuse mai mult decat media populatiei.

Obiectivul de baza in ceea ce priveste depozitarea deseurilor radioactive este oferirea unei

izolari suficiente a deseurilor din biosfera pentru a asigura o protectie adecvata a sanatatii umane si

a mediului pentru durata de viata a deseurilor periculoase. Potentialul de izolare al metodei de

depozitare alese trebuie sa fie proportional cu potentialul de periculozitate si longevitate al

deseurilor radioactive (in speta timpii de injumatatire ai radionuclizilor depozitati).

Aplicarea in tara noastra pe scara larga a tehnicilor si tehnologiilor nucleare cu surse

radioactive a inceput odata cu punerea in functiune a reactorului de cercetare si productie de

radioizotopi in 1957 pe platforma IFA-Magurele. In acesti peste 50 de ani au aparut in Romania

cateva mii de unitati nucleare cu profil extrem de divers (cercetare, invatamant, agricultura,

biologie, medicina, transport, toate tipurile de industrii), care au utilizat surse radioactive in

activitatea lor.

Legislatia de reglementare a activitatilor nucleare adoptata in 1974-1975, a impus

constructia Statiei de Tratare Deseuri Radioactive (STDR) pe platforma Magurele devenita

operationala la sfarsitul anului 1975.

Depozitul National de Deseuri Radioactive (DNDR) - Baita - Bihor a fost realizat pentru

etapa finala a gestionarii deseurilor radioactive (depozitarea finala). Este amplasat in perimetrul

fostei exploatari miniere de uraniu de la Baita - Bihor, fiind dimensionat pentru depozitarea a

21.000 colete tip “A” standard de 200 L, cu deseuri slab si mediu active. In prezent gradul de

ocupare este de cca. 37%, perioada operationala fiind estimata sa dureze pana in 2040. Dupa

inchiderea definitiva a depozitului, urmeaza perioada de supraveghere institutionala, care este

estimata la 300 ani.

1.2. Provenienta si caracteristicile deseurilor radioactive

Toate aplicatiile tehnicilor si tehnologiilor, ce utilizeaza radionuclizi in cercetare, medicina,

biologie, industrie si alte activitati institutionale produc cantitati relativ mari de deseuri radioactive.

Principalii producatori de deseuri institutionale (altele decât cele din ciclul combustibilului

nuclear) sunt:


institutionale

5 | 4 0

Centrale de cercetari nucleare dotate in general cu reactori de cercetare si acceleratori,

produc o mare varietate de radionuclizi, care sunt procesati in celule fierbinti sau laboratoare de

radiochimie.

Centrele medicale de diagnoza si tratament folosesc un mare sortiment de radionuclizi si

compusi marcati, cei mai multi având timp de injumatatire mic, din considerente de radioprotectie a

pacientilor.

Aplicatiile industriale folosesc diverse tipuri de surse inchise de radiatii pentru teste

nedistructive, controlul calitatii, masuratori, evaluarea performantelor instalatiilor si produselor,

precum si tehnici cu trasori radioactivi, dar la scari mult mai mare fata de experimentele de

laborator.

Cercetarea stiintifica din institutele de cercetare si universitati folosesc produse radioactive

mai ales pentru studiul metabolitilor si ale cailor parcurse pe lanturile trofice in mediu a unui numar

mare de substante diverse ca medicamentele, pesticidele, fertilizatorii, mineralele.

Caracterizarea deseurilor si segregarea lor pe baza acestor criterii are o importanta majora in

toate etapele de gestionare de la producere, pâna la depozitarea finala prin: stocarea intermediara

pentru dezintegrare radioactiva; selectarea tehnologiilor de tratare si conditionare; alegerea

metodelor de manipulare; implementarea masurilor administrative si organizatorice pentru toate

etapele gestionarii; selectarea si realizarea barierelor ingineresti pentru confinarea radioactivitatii in

timpul manipularii si depozitarii finale (sistem de ventilatie, tehnica de umplere si materialul,

finisarile, inchiderile, acoperirea finala); durata controlului institutional; imbunatatirea

caracteristicilor naturale ale amplasamentului depozitului; evaluarea securitatii radiologice a

depozitului.

Clasificarea deseurilor radioactive din Romania este conforma celei recomandate de AIEA

(IAEA, GSG-1, 2009), general valabila in tarile Uniunii Europene.

1Figura 1. Scheme de clasificare a deseurilor radioactive (IAEA, GSG-1, 2009)

HLW –deseuri de inalta

activitate (depozitare

geologica la adancime mare)

ILW- deseuri de medie activitate

(depozitare la adancime medie)

LLW- deseuri de joasa

activitate (depozitare aproape

de suprafata)

VLLW – deseuri de foarte joasa

activitate (depozitare la suprafata)

VSLW- deseuri cu viata

foarte scurta (stocare

pentru descresterea

activitatii)

EW – deseuri exceptate

(eliberare nerestriciva)

Timp de injumatatire

Activitate


institutionale

6 | 4 0

Capitolul 2. MANAGEMENTUL DESEURILOR RADIOACTIVE

2.1. Notiuni generale

Activitatea de management al deseurilor radioactive are doua componente majore:

componenta de predepozitare si depozitarea. Atat in etapa de predepozitare si mai ales in etapa de

depozitare sunt necesare proiectarea si realizarea de lucrari ingineresti, din domeniul constructiilor

si materialelor de constructii. Astfel, in etapa de predepozitare sunt proiectate, testate si omologate

tipuri de colete de depozitare, precum si constructii speciale pentru stocarea pe diferite perioade de

timp, in vederea reducerii activitatii radioactive prin timpii de injumatatire. In ceea ce priveste etapa

finala de depozitare, aceasta presupune realizarea de constructii complexe si utilizarea in cadrul

sistemului de materiale de ecranare a radiatiilor si de retinere a izotopilor care pot fi antrenati in

afara depozitului prin o serie de cedari ale sistemului, infiltratii, etc. Mediul geologic si lucrarile de

stabilizare a acestuia reprezinta deasemenea un element cheie in constructia si operarea unui depozit

de deseuri radioactive.

Predepozitarea reprezinta totalitatea etapelor premergatoare depozitarii definitive: pre-tratarea,

tratarea, conditionarea, stocarea si transportul. Caracterizarea deseurilor este deasemenea o

activitate importanta in componenta de predepozitare si este comuna tuturor etapelor susmentionate.

2.2. Minimizarea deseurilor solide

Incinerarea este o metoda folosita pentru reducerea volumului de deseuri combustibile

(hârtie, plastic, celuloza, textile, etc), provenite de la centralele nucleare, centre de cercetare

nucleara si facilitati de tratare a deseurilor radioactive. Procesul prezinta un factor de reducere mai

mare de 100 si cenusa rezultata poate fi cimentata si depozitata direct.

Compactarea este un alt proces care conduce la minimizarea volumului de deseuri.

Deseurile compactabile sunt supuse asa-numitei compactari in butoi, un proces care permite

reducerea volumului cu un factor de 3-5. In centrele mari de procesare a deseurilor radioactive se

folosesc unitati mari de compactare, mult mai sofisticate si care pot atinge factori de reducere de

10-15, in functie de tipul de deseuri de compactat.

2.3. Tratarea deseurilor radioactive lichide

Selectia celei mai bune metode de tratare depinde de compozitia radionuclizilor continuti, de

volumul si compozitia chimica a deseurilor. Variantele posibile de tratare sunt evaporarea, schimbul

ionic sau alte metode utilizate la scara mica.

Evaporarea in general se realizeaza intr-un evaporator unde condensul este colectat, masurat

si in cele mai multe cazuri, deversat in apele de suprafata sau la sistemele de canalizare. Factorii de

decontaminare sunt relativ mari, ajungând la trei sau patru ordine de marime. Concentratul rezultat

contine radionuclizi volatili si saruri anorganice si trebuie procesat printr-o metoda de imobilizare.

O alta metoda este absorbtia de contaminanti pe schimbatori de ioni organici. Aceasta

metoda se preteaza pentru lichide saline si cu continut scazut de radionuclizi. Procesul utilizeaza o

coloana de schimbatori de ioni fixa care, dupa saturatie, poate fi spalata, regenerata si reumpluta

pentru urmatoarea operatiune.

Mai putin frecvent folosita este absorbtia de contaminanti pe diverse precipitate, cum ar fi

fosfati, sulfati sau hidroxizi, in conformitate cu pH-ul lor. Ulterior, namolul rezultat este tratat prin

solidificare in ciment sau bitum.

2.4. Tratarea deseurilor radioactive solide

Cimentarea este un proces utilizat intensiv pentru conditionarea de lichide concentrate,

namoluri, rasini schimbatoare de ioni, precum si a deseurilor solide, inclusiv surse uzate. Procesul

este extrem de eficient pentru imobilizarea si retinerea pe o perioada lunga de timp, a

radionuclizilor din forma de deseu in matricea de ciment. Mortarul de ciment este utilizat si pentru a


institutionale

7 | 4 0

umple golurile din coletul de deseuri. Cu toate acestea, exista si un dezavantaj principal si anume

cresterea volumului de deseuri, fapt care conduce implicit la cresterea costurilor de depozitare.

In unele instalatii de prelucrare a deseurilor, in centrale nucleare sau centre de cercetare

nucleara, este folosit procesul de bituminizare pentru concentratele obtinute prin evaporare,

namoluri sau rasini schimbatoare de ioni. Procesul este relativ simplu si materialul de imobilizare

ieftin. In mod similar cimentarii, matricea prezinta coeficienti acceptabili de difuzie si, prin urmare,

reprezinta o posibilitate redusa de eliberare a radionuclizilor in mediul inconjurator. Principalul

dezavantaj il reprezinta inflamabilitatea matricii si, in prezenta unor componente in concentratii

mari cum ar fi nitratii, se poate produce auto-aprinderea materialului.

2.5. Metode de imobilizare a deseurilor radioactive

Dupa ce deseurile sunt tratate in vederea reducerii volumului, urmeaza etapa de

conditionare in vederea manipularii, transportului, stocarii si depozitarii finale. Conditionarea

implica imobilizarea si ambalarea finala, rezultatul fiind coletul final cu deseuri radioactive ce

urmeaza a fi depozitat definitiv.

Imobilizarea reprezinta conversia deseului intr-o forma solida, care reduce pericolul

potential dat de dispersia si migrarea radionuclizilor in timpul stocarii, transportului si depozitarii.

Ea implica folosirea unor matrici obtinute din materiale neradioactive, cum sunt: cimentul, bitumul

sau polimerii, care fixeaza deseul ca un monolit, de obicei direct in ambalajul coletului final.

Imobilizarea materialului radioactiv reprezinta si obtinerea implicita a barierelor de

confinare, care limiteaza dispersia radionuclizilor. Cele mai importante proprietati ale barierelor de

confinare sunt: compatibilitate cu materialul deseului, o buna omogenitate, solubilitate scazuta,

permeabilitate mica, rezistenta mecanica, rezistenta la agenti externi (chimici, fizici, biologici),

rezistenta la caldura si iradiere, stabilitate mare pe perioada de depozitare.

Principalele tipuri de matrici utilizate pe scara larga au la baza cimentul hidraulic si betoane

modificate, bitumul si polimerii.

Capitolul 3. DEPOZITAREA DESEURILOR RADIOACTIVE

3.1. Consideratii generale Un factor important in managementul si depozitarea deseurilor radioactive este concentrarea

izotopilor continuti in forma de deseu. Este o practica acceptata depozitarea deseurilor radioactive

cu o concentratie limitata de izotopi de viata lunga in facilitati amplasate la/aproape de suprafata, in

locatii cu caracteristici geologice favorabile, climat uscat, cu bariere ingineresti care sa

intazie/limiteze eventualele migrari ale radionuclizilor depozitati in limite si cantitati acceptabile.

Pentru concentratii mai mari si izotopi de viata lunga este necesar un sistem de izolare mai

complex. In mod ideal, functia de izolare radionuclizilor ar trebui obtinuta printr-un sistem multi-

bariera, care utilizeaza atât bariere ingineresti, cat si bariere naturale, pentru a atinge siguranta

pasiva necesara. Mai jos sunt ilustrate componentele unui sistem de depozitare (IAEA, NW-T-1.20,

2009) : coletul cu deseuri conditionate, materialele tampon si de umplere, sistemul de inchidere si

mediul de depozitare (roca gazda).

O serie de optiuni au fost luate in considerare si / sau puse in aplicare pentru depozitarea

deseurilor care contin cantitati semnificative de deseuri radioactive de joasa si medie activitate

continand izotopi de viata lunga (LILW-LL). In prezent, exista mai multe instalatii in functiune

(WIPP si mai multe facilitati in apropiere de suprafata, in Statele Unite ale Americii), altele au fost

autorizate (Konrad in Germania) sau sunt in proces de a fi scoase din functiune (Asse si Morsleben

in Germania).


institutionale

8 | 4 0

2Figura 2. Componente ale sistemului de depozitare (IAEA,2009)

3.2. Cerinte privind amplasarea depozitelor de deseuri radioactive

In stabilirea amplasamentului optim pentru constructia si operarea unui depozit de deseuri

radioactive sunt luate in considerare principiile fundamentale referitoare la gestionarea si

depozitarea in siguranta a deseurilor radioactive.

Obiectivul proiectarii unei instalatii de depozitare este asigurarea ca instalatia poate fi

construita, deseurile acceptate, manipulate si depozitate fara riscuri asupra sanatatii populatiei si a

mediului, atat in timpul operarii instalatiei cat si dupa inchiderea acesteia.

Proiectarea unei instalatii trebuie sa asigure o izolare adecvata a deseurilor dispuse de o

perioada necesara de timp, tinând cont de caracteristicile deseurilor si ale amplasamentului precum

si de cerintele de securitate ce se impun. Este recunoscut faptul ca, in special pe termen lung, ar

putea avea loc anumite procese si evenimente care ar putea duce la eliberarea de radionuclizi din

instalatia de depozitare (depozitul propriu-zis). Cu toate acestea, proiectarea, precum si alte aspecte

ale sistemului de depozitare (de exemplu caracteristicile geosferei), au scopul de a se asigura ca

astfel de eliberari nu depasesc limitele de reglementare in timpul fazelor operationale sau post-

inchidere si sunt la un nivel atat de scazut pe cat de rezonabil se poate atinge (ALARA- as low as

reasonably achievable), luând in considerare factorii economici si sociali relevanti (IAEA-

TECDOC-1256).

Caracteristicile amplasamentului (atât fizice, cât si chimice) sunt evaluate ca parte a

procesului de amplasare pentru a se asigura ca proiectul sistemului de depozitare este compatibil cu

caracteristicile amplasamentului, si ca constructia, exploatarea si inchiderea instalatiei de depozitare

pot fi realizate intr-un mod sigur.

3.3. Optiuni de depozitare la suprafata

Activitati cum ar fi scoaterea din functiune a centralelor nucleare si a altor facilitati nucleare,

precum si operatiunile de decontaminare/dezafectare/eliberare nerestrictiva a instalatiilor si

amplasamentelor aferente, pot conduce la cantitati semnificative de deseuri de joasa activitate, cu

continut scazut de elemente transuraniene si / sau de activare de lunga durata si produsi de fisiune.

Pentru acest tip de deseuri, depozitarea in instalatii de suprafata, cu bariere ingineresti limitate la /

sau aproape de amplasamentul de la care provin deseurile este o optiune atractiva din punct de

vedere al sigurantei, cat si din punct de vedere economic. Izolarea radionuclizilor din deseuri este

garantata de catre amplasarea acestora, confinate corespunzator, deasupra pânzei freatice si prin

limitarea sau evitarea apei pluviale de percolare, cu sistem de acoperire/inchidere suficient de etans.

Deseori, aceste instalatii de mici dimensiuni pentru deseuri de joasa activitate constau in transee, in

special in zonele aride si izolate.

Acest tip de instalatie permite depozitarea economica a unor volume mari de LILW.

Depozitele ingineresti de suprafata sunt dotate cu sisteme de acoperire de suprafata, bariere

Roca gazda

Roca gazda

Colet cu

deseuri

conditionate

Material tampon

Material tampon

Umplutura

Container

Deseu

Forma de deseu

Matricea de

conditionare

Colet cu deseuri conditionate

Etan

sare


institutionale

9 | 4 0

verticale si bariere sub-orizontale (straturi de pardoseli). Exista alte tehnologii de izolare care pot fi

aplicate, inclusiv barierele chimice care intârzie migrarea radionuclizilor fara a impiedica circulatia

apei. Dupa ce deseurile sunt depozitate, spatiile goale sunt de obicei umplute cu mortar sau alt

material de umplere (bentonita, argila). Sistemul de bariere ingineresti poate include sisteme de

drenare si colectare a apelor de infiltratie.

3Figura 3. Sectiune printr-un depozit de suprafata (ANDRA-Morvilliers-VLLW)

3.4. Optiuni de depozitare in formatiuni geologice de adancime

Deseurile cu continut mai mare de radionuclizi de viata lunga sunt, de obicei, depozitate in

formatiuni geologice de adancime. Adâncimea de amplasare a acestor tipuri de depozite geologice

variaza intre cateva sute de metri. Formele de deseuri conditionate acceptate la un anumit depozit

depind de caracteristicile deseurilor si cele ale amplasamentului. Tratarea si conditionarea

deseurilor furnizeaza atât bariere fizice, cat si bariere chimice din punct de vedere al migratiei

radionuclizilor.

4Figura 4. Sectiune printr-un depozit geologic de adancime (SKB-Suedia)

Depozitul poate avea forma unui tunel, o camera sau un siloz. Acesta poate fi special

contruit pentru acest scop sau construit/amplasat intr-o mina existenta. Peretii pot fi acoperiti, de

exemplu, cu material pe baza de ciment (torcret), iar spatiile libere pot fi umplute cu un material cu

permeabilitate redusa, de exemplu bentonita, pentru a controla miscarea apelor subterane. In

principiu, depozitele amplasate in caverne/tuneluri miniere asigura un nivel mai ridicat de izolare in

comparatie cu depozitele de suprafata.

Un alt avantaj al depozitelor geologice de adancime este ca necesitatea controlului

institutional dupa inchidere este mult diminuata – in majoritatea cazurilor terenul poate avea o gama

larga de utilizari, inclusiv in agricultura, imediat dupa inchiderea depozitului. Multe tipuri diferite

de roci ar putea gazdui un depozit de adâncime: granit, sare, argila, tuf vulcanic si alte roci au fost

https://www.google.ro/url?sa=i&rct=j&q=&esrc=s&source=images&cd=&cad=rja&uact=8&ved=0CAcQjRw&url=https://www.iaea.org/OurWork/NE/NEFW/Technical-Areas/WTS/geologicaldisposal-options.html&ei=aBeRVY7vIYHXywO_yajoDw&psig=AFQjCNFaP5_4uCMnijqXS6_th9ujkhnVog&ust=1435658343800561


institutionale

10 | 4 0

luate in considerare si / sau propuse, dar numai un singur depozit a fost efectiv pus in opera, in

formatiuni saline (Waste Isolation Pilot Plant-WIPP-SUA).

3.5. Alte practici

O serie de practici au fost folosite in trecut, in principal pentru a gestiona anumite deseuri

istorice care necesitau masuri urgente de remediere in sensul ca nu mai era asigurata securitatea

radiologica si fizica a acestora. Aceste practici nu sunt recomandate in conditiile in care optiunile

mentionate mai sus sunt disponibile sau ar putea fi usor de implementat, dar ele pot constitui o

practica acceptabila in scopuri de remediere. Aceste practici includ: imobilizare in

rezervoare/tancuri – in situ; mixare in adancime in pamant-in situ; vitrificare –in situ.

3.6. Variante potentiale

Pentru tarile cu o cantitate limitata de deseuri radioactive de joasa si medie activitate de

viata lunga (LILW-LL), depozitarea deseurilor intr-un depozit regional, in comun cu alte tari, poate

fi o solutie atractiva. Pentru volume relativ mici de deseuri, stocarea pe termen lung de pâna la 100

de ani, poate chiar mai mult, poate fi considerata o optiune fezabila. O astfel de solutie poate

contrazice principiile de durabilitate si echitatea intre generatii, si presupune indeplinirea unui

numar de conditii prealabile. O astfel de stocare intermediara a fost pusa in aplicare in Olanda,

Belgia si Danemarca, unde solutia finala de depozitare nu este inca disponibila.

3.7. Bariere ingineresti in gestionarea deseurilor radioactive

In urma cu 50 – 60 de ani cand au fost dezvoltate initial depozitele de deseuri radioactive de

joasa si medie activitate, acestea au avut la baza caracteristici de proiectare limitate, cel putin dupa

standardele actuale. Pentru a realiza obiectivele de proiectare, accentul s-a pus de multe ori pe

utilizarea de bariere naturale (cum ar fi geosfera cu permeabilitate scazuta), mai degraba decât pe

utilizarea de bariere ingineresti.

Cu toate acestea, de atunci, a devenit recunoscut faptul ca, in multe cazuri, este necesara

utilizarea de bariere ingineresti (EBS – Engineering Barriers System) astfel proiectate incat sa

imbunatateasca si sa completeze performantele barierelor naturale pentru a se asigura ca obiectivele

de proiectare din ce in ce mai stricte sunt indeplinite la un nivel adecvat. In plus, beneficiile de a

introduce un anumit grad de redundanta in sistem sunt acum recunoscute. O astfel de abordare ajuta

la evitarea supra-dependentei de o anumita componenta a sistemului de depozitare, cum ar fi

geosfera, pentru a asigura siguranta necesara si a permite ca anumite componente sa cedeze fara a

compromite siguranta generala a sistemului.

In ciuda faptului ca intervin diferente de proiectare, dependente de tipurile si activitatile

deseurilor radioactive, sunt general valabile urmatoarele tipuri de bariere ingineresti:

Coletul cu deseuri care cuprinde matricea de deseuri (ciment, bitum, polimeri, sticla,

ceramica), coletul, supraambalajul si diverse acoperiri (otel carbon cu pereti subtiri, din

beton, otel inox) ;

Unitatea de depozitare care cuprinde structurile ingineresti/straturile de izolare (beton, medii

poroase pentru drenaj, bitum, polimeri, argile) si captuselile si materialele de rambleiere

(beton, amestecuri de argila) ; si

Sistemul de acoperire (nu este necesar pentru instalatii de depozitare tip galerii/tuneluri in

roca-mine), care cuprinde o serie de straturi cu permeabilitate scazuta si ridicata, dispuse

alternativ.

In tabelul 1 sunt sistematizate tipurile de bariere si functiile pe care acestea trebuie sa le

indeplineasca.


institutionale

11 | 4 0

1Tabel 1. Elemente constitutive ale barierelor ingineresti (IAEA-TECDOC-1255) Tip de

bariera

Functie Materiale Parametrii cheie

Forma de

deseu si

containerul

- Rezistenta mecanica

- Limiteaza patrunderea apei

- Retine radionuclizii

- Matrici de ciment

- Bitum

- Polimeri

- Container din beton

- Container metalic

- Rezistenta (compresiune)

- Permeabilitate

- Rata de leaching

- Durata de viata

Umplutura - Umplerea spatiilor libere

- Limiteaza infiltrarea apei

- Sorbtia

radionuclizilor

- Precipitarea radionuclizilor

- Controlul eliberarilor gazoase

- Permite recuperarea deseurilor

- Argile (naturale &fabricate)

- Ciment si argile

- Lapte de ciment

- Amestecuri de argila (cu ciment,

pamanturi, roci, etc)

- Umpluturi cu rezistenta scazuta

- Capacitate de sorbtie

- Permeabilitate

- Porozitate

- Proprietati mecanice

Materiale

structurale

si de

etansare

- Stabilitatea fizica

- Bariera de izolare

- Beton

- Beton armat

- Argila

-Membrane asfaltice sau organice

- Foi de otel

- Permeabilitate

- Rezistenta la

compresiune

- Rezistenta la forfecare

- Grosime

- Durata de viata

Drenaje - Controlul levigatului

- Permite monitorizarea

- Pietris / nisip

- Ceramica si ciment

- Permeabilitate

- Rata de blocaj

Sistem de

acoperire

- Limiteaza infiltrarea apei

- Controlul eliberarilor gazoase

- Bariera de intruziune (biologica

& umana)

- Bariera de eroziune

- Argile

-Membrane asfaltice sau

polimerice

- Nisip / pamant

- Pietris / pavaj

- Geotextile

- Placi de beton

- Vegetatie

- Permeabilitate

- Capacitate de colectare a

apei

- Plasticitate

- Durata de viata

3.8. Sinteza bibliografica asupra depozitelor de deseuri radioactive existente pe plan mondial

Avand in vedere importanta deosebita si aportul tehnic adus de catre utilizarea barierelor

ingineresti au fost analizate o serie de practici implementate in diverse tipuri de depozite pentru

deseuri radioactive. Analiza s-a dorit a fi un etalon in ceea ce priveste sistemul de bariere ingineresti

implementat la Depozitul National pentru Deseuri Radioactive de Joasa si Medie Activitate –

(DNDR) – Baita, judetul Bihor, caracterizarea si optimizarea acestuia .

„Nearfield” sau campul/orizontul apropiat include sistemul de bariere ingineresti aplicate in

cadrul unui depozit si acele componente ale sistemului gazda (mediul geologic) care sunt in contact

sau in apropierea EBS si ale carui proprietati pot fi afectate de prezenta a depozitului. „Far Field”

sau campul/orizontul indepartat reprezinta geosfera (si biosfera), dincolo de limita campului

apropiat (OECD-2003).

Din studiul literaturii de specialitate si a cercetarilor realizate de catre centrele de cercetare

in domeniu, am sintetizat in acest capitol elementele majore ale conceptelor de depozitare aplicate

in instalatii de depozitare din Europa prin prezentarea sumara a unor depozite in operare sau

planificate (SARAWAD-BB / PN II-PT-PCCA-2011-3.2-0334) (NEA-OECD-2003) (IAEA-

TECDOC-1397).

Din datele prezentate se evidentiaza preocuparea continua la nivel international de

implementare a unor masuri sporite care sa conduca la siguranta pe termen lung a depozitelor de

deseuri de deseuri radioactive. Masurile sunt solutii ingineresti practice si materiale specifice a

caror viabilitate trebuie demonstrata in timp. In acest sens rezulta necesitatea studierii amanuntite a

componentelor specifice sistemelor de depozitare iar sistemul de bariere naturale si ingineresti este


institutionale

12 | 4 0

un element cheie in amplasarea si operarea in conditii de securitate a depozitelor de deseuri

radioactive, indiferent de tipul, marimea sau complexitatea acestora.

Datele initiale privind sistemul de depozitare de la Baita au fost completate pe baza unor

studii si cercetari derulate in ultimii 20 de ani si care au constituit o preocupare majora a activitatii

mele. In acest sens am derulat studii si cercetari privind matricea de conditionare, utilizarea de noi

materiale de umplere a spatiilor libere dintre coletele cu deseuri radioactive conditionate si eficienta

celor implementate deja, precum si cercetari asupra mediului geologic de amplasare al depozitului.

Studiile experimentale si rezultatele acestora demonstreaza viabilitatea sistemului cat si posibilitatea

reala de optimizare a acestuia in vedere asigurarii unei securitati radiologice sporite atat in perioada

de operare cat si in cea de control institutional.

PARTEA a II-a. STUDIU DE CAZ – DEPOZITUL NATIONAL DE DESEURI

RADIOACTIVE DE JOASA SI MEDIE ACTIVITATE BAITA, JUD. BIHOR

Departamentul Management Deseuri Radioactive (DMDR) din cadrul IFIN-HH are in

componenta doua instalatii de interes national si anume:

Statia de Tratare a Deseurilor Radioactive, de pe Platforma Magurele;

Depozitul National de Deseuri Radioactive de Joasa si Medie Activitate, de la Baita

Bihor.

Statia de Tratare a Deseurilor Radioactive (STDR) a fost pusa in functiune in anul 1974, iar

Depozitul National de Deseuri Radioactive (DNDR) de la Baita-Bihor in anul 1985. Decizia de

construire si punere in functiune a celor doua instalatii nucleare a fost urmare a activitatilor

derulate in cadrul platformei Magurele (functionarea VVR-S, producerea de radioizotopi si compusi

marcati-CPR, CMN, acceleratori de particule, etc.) precum si dezvoltarea de tehnici si tehnologii

nucleare la nivel national (industrie, medicina, agricultura, invatamant, protectia mediului, etc.),

activitati care au generat si genereaza cantitati importante de deseuri radioactive.

Prin punerea in functiune si exploatarea in conditii de securitate radiologica a fost rezolvata

gestionarea deseurilor radioactive institutionale (rezultate din aplicarea tehnicilor si tehnologiilor

nucleare, cu exceptia ciclului combustibilului nuclear) din intreaga tara.

Capitolul 4. PREZENTAREA DEPOZITULUI

Depozitul National de Deseuri Radioactive Baita Bihor este situat la o altitudine de

840m deasupra nivelului marii pe un teren aflat in proprietatea Companiei Nationale a Uraniului

(CNU S.A.), in vestul Muntilor Bihor, ce se afla in vestul Arcului Carpatic.

Utilizand conceptele existente la nivelul anilor ’80 privind depozitarea definitiva a deseurilor

radioactive de joasa si medie activitate, in baza normelor interne si recomandarilor internationale, in

1985 a intrat in functiune DNDR – IFIN – HH Baita-Bihor in perimetrul unei foste mine de uraniu

din Exploatarea Miniera-Baita.

La alegerea amplasamentului DNDR s-a folosit experienta acumulata pana la aceea data in

tarile mari producatoare de deseuri radioactive care arata ca cea mai indicata modalitate de

depozitare a deseurilor radioactive tratate si conditionate este in depozite subterane in formatiuni

geologice complet lipsite de pinza de apa subterana sau infiltratii.

Depozitul National de Deseuri Radioactive Baita – Bihor indeplineste in mare masura

cerintele mentionate. Lucrarile de amenajare a depozitului au fost realizate de catre Exploatarea

Miniera Baita, judetul Bihor, amplasarea si functionarea depozitului fiind autorizata de catre

organismele autorizate. Amenajarea a fost facuta tinandu-se seama de lungimea totala a galeriilor si


institutionale

13 | 4 0

de numarul de containere standard ce sunt depozitate anual, ajungandu-se la un profil optim de

galerie de 10,5 m2, care este un profil tipizat (latimea la vatra fiind de 3,8 m, iar inaltimea de 3,4 m).

5Figura 5. Sectiune transversala intr-o galerie de depozitare cu exemplificarea modului de

dispunere a coletelor cu deseuri radioactive conditionate

6Figura 6. Depozitarea coletelor cu deseuri radioactive conditionate la DNDR-Baita,Bihor.

Formatiunile in care este amplasat DNDR se incadreaza in categoria rocilor foarte tari spre

extratari, permitand executarea lucrarilor miniere nesustinute. In cei peste 25 de ani de exploatare,

nu s-au produs copturi sau desprinderi, profilul galeriilor fiind practic intact fata de anul 1982, anul

in care s-au realizat amenajarile.

Capitolul 5. PROBLEMATICA BARIERELOR NATURALE SI INGINERESTI LA DNDR-

BAITA-BIHOR

In cele ce urmeaza vor fi abordate o serie de elemente specifice in stransa corelatie cu

operarea in conditii de securitate a depozitului Baita-Bihor. Aceste elemente se refera la

Amplasarea coletelor cu deseuri radioactive conditionate la DNDR

Colet standard 220 L

Bentonita

Scara 1:30


institutionale

14 | 4 0

caracterizarea si evaluarea sistemului de bariere, atat naturale cat si ingineresti, aferente depozitului,

cat si la un program experimental implementat in ultimii ani privind optimizarea acestui sistem.

7Figura 7. Reprezentarea galeriilor si detaliilor relevante ale sistemului de depozitare

5.1. Bariere naturale

Investigatiile preliminare privind geologia si hidrogeologia zonei au fost realizate in

1982 avand scopul de a determina in ce masura Galeriile 50 si 53 sunt potrivite sa fie folosite ca

depozit pentru deseurile radioactive slab si mediu active de viata scurta. La momentul respectiv nu

s-a realizat oficial o evaluare de securitate nucleara dar, pe baza aprecierii expertilor (de exemplu,

Universitatea Bucuresti (1982)), s-a tras concluzia ca amplasamentul este acceptabil din punct

de vedere geologic.

Unele caracterizari hidrologice/hidrogeologice suplimentare au fost intreprinse in cadrul

unui proiect PHARE referitor la elaborarea Analizei Preliminare de Securitate pentru obiectiv

(PSAR)(PSAR-ICEM ’07). Lucrarile au inclus cartarea fracturilor si zonelor de infiltratii din

interiorul depozitului ca si masurarea precipitatiilor, debitelor si chimismului apei la nivelul

bazinului hidrografic local.

5.1.1. Localizare si topografie amplasamentul Depozitului National de Deseuri Radioactive de joasa

si medie activitate – Baita , jud. Bihor (DNDR)

Depozitul National de Deseuri Radioactive Baita Bihor este situat la o altitudine de

840m deasupra nivelului marii pe un teren aflat in administrarea Companiei Nationale a Uraniului

(CNU S.A.), in Muntii Bihor, in vestul Arcului Carpatic. Elementul topografic dominant al

regiunii il constituie creasta Piatra Graitoare (1655m) – Bihor (1855m) – Muncelul, care separa

bazinele hidrografice ale râurilor Crisul Negru si Aries. Depozitul este localizat la circa 2.5 km

vest de aceasta linie ce uneste varfurile Piatra Graitoare si Cucurbata Mare.

Accesul pe terenul din jurul depozitului este restrictionat datorita activitatilor miniere

(acces controlat de Compania Nationala a Uraniului). Cea mai apropiata asezare de depozit este

colonia miniera Baita Plai, aflata la 2 km vest de depozit, in prezent aproape abandonata.

Urmatoarele localitati mai apropiate sunt Baita Sat si Nucet, aflate la circa 6 km in aval.


institutionale

15 | 4 0

5.1.2. Caracteristici geologice ale amplasamentului Depozitului National de Deseuri Radioactive de

joasa si medie activitate – Baita , jud. Bihor (DNDR)

Cadrul geologic

Depozitul National de Deseuri Radioactive Baita Bihor se afla intr-o zona complexa din punct

de vedere geologic si structural, constituita ca rezultat al numeroase episoade de orogeneza, de

intruziune magmatica si activitate hidrotermala asociate acestora. Figura 8. ilustreaza

complexitatea geologiei amplasamentului la suprafata ca si principalele falii la scara regionala.

8Figura 8. Harta zonei adiacente Depozitului Baita Bihor cu prezentarea unitatilor geologice majore

si a relatiei acestora cu unele din cele mai importante galerii.

Depozitul de Deseuri Baita Bihor este localizat in Unitatea Permiana de Arieseni care,

in aceasta zona, este reprezentata prin meta-gresii negre, cenusii si vargate si filite in care s-au

intercalat diabaze. In special exista un orizont important de diabaze situat exact sub depozit iar

primii 100 m ai Galeriei 50 sunt excavati in diabaze. Metagresiile, care predomina, sunt in general

roci granulare masive cu porozitate si permeabilitate intrinseca foarte scazuta si rezistenta mare.

Grosimea stratului variaza de la cateva zeci de centimetri, acolo unde sunt intersectate cu filite, la

cateva zeci de metri.

Minereul a fost initial exploatat de la suprafata. Explorarea si extractia prin explozie au

avut ca rezultat inlaturarea unei parti importante din versantul muntos si crearea de platforme sau

trepte.

5.1.3. Caracterizarea amplasamentului Depozitului National de Deseuri Radioactive de joasa si

medie activitate – Baita , jud. Bihor (DNDR)

In 1982 s-au prelevat probe din zona depozitului pentru examinare litologica

/ petrologica si pentru analize fizico/chimice. Rezultatele acestor studii sunt prezentate in IMR-

EM (1982), ICMN Baia Mare (1982) si IFIN-HH (1982). Aceste date sunt centralizate pe tipuri de

roci in Tabelul 2.

9Figura 9. Accesul in DNDR Baita-Bihor si vedere a treptelor de exploatare


institutionale

16 | 4 0

2Tabel 2. Principalele caracteristici fizico-mecanice ale rocilor din perimetrul galeriilor 50 si 53 de

la Baita-Bihor Caracteristici UM Gresii Filite Diabaze

Greutate specifica absoluta g/cm3 2,52 2,28 2.88

Greutate specifica aparenta g/cm3 2,47 2,21 2,85

Porozitatea % 3,04 3,25 1 – 4

Umiditatea % 0,2-0,3 0,4-1,5 0,2-0,3

Coeziunea daN/cm2 82-126 69-131 167-229

Unghi de rezistenta interioara grade 51-57 52-55 56-58

Permeabilitatea cm/s 2x10-9

1,6x10-10

1,6x10-9

Rezistenta de rupere:

- Compresiune

- Tractiune

daN/cm2

daN/cm2

233 – 1256

36 – 179

Se poate observa ca roca intacta este tare sau foarte tare si ca in stare nefracturata are valori

foarte scazute de porozitate si permeabilitate. Atata timp cat se poate demonstra ca permeabilitatea

si porozitatea rocii intacte sunt mici, mai ales comparativ cu fracturile, valorile absolute vor avea un

impact redus asupra rezultatelor evaluarilor de securitate. In multe cazuri fracturarea a fost

intensificata de exploziile asociate explorarii si activitatilor miniere, multe galerii suferind prabusiri

locale in zonele fracturate. Mai multe lucrari de detaliu pentru determinarea compozitiei

mineralogice a rocilor gazda ale depozitului au fost realizate de Geo Prospect (PSAR 2006).

5.2. Sistemul de bariere ingineresti la DNDR-Baita Bihor

Sistemul de bariere ingineresti din cadrul depozitului este structurat in:

- matricea de confinare a deseurilor radioactive,

- materialele si tehnologia utilizate pentru umplerea spatiilor libere dintre colete si dintre

colete si peretii galeriilor de depozitare, si

- mediul geologic de amplasare al depozitului (analizat in capitolele anterioare).

Incepand cu anul 1985 cand a fost pus in functiune depozitul si s-a realizat depozitarea

primelor colete cu deseuri radioactive conditionate si pana in anul 1996, nu s-a practicat umplerea

spatiilor libere. Practic singurele bariere au fost considerate matricea de conditionare si roca gazda.

Odata cu dezvoltarea la nivel national si international a legislatiei in domeniu s-au demarat

analize de securitate pe termen lung, analize care au evidentiat necesitatea implementarii de masuri

ingineresti suplimentare. Acestea s-au studiat si aplicat asupra tuturor sistemelor de depozitare,

astfel:

- au fost dezvoltate colete mai robuste cu ecrane suplimentare cu grosimi mai mari si fabricate

din materiale mai rezistente (figura 10);

- a fost optimizata reteta matricii de ciment utilizata pentru inglobarea deseurilor radioactive;

- a fost decisa utilizarea bentonitei ca material de umplere a spatiilor libere dintre colete (din

1996 si pana in prezent) si constructia unor cofraje din lemn pentru punerea ei in opera;

- au fost realizate o serie de lucrari de modernizare a intregului sistem de depozitare;

10Figura 10. Tipuri de colete utilizate in depozitarea deseurilor radioactive in Romania


institutionale

17 | 4 0

- a fost realizata o analiza preliminara de securitate a depozitului, la cca. 20 de ani de la

punerea in functiune, care a demonstrat viabilitatea acestuia si a facut o serie de

recomandari, in vederea asigurarii unei securitati sporite. Printre aceste recomandari a fost si

analiza materialului de umplere si a tehnologiei de punere in opera.

In cele ce urmeaza se vor prezenta experimentele realizate in cadrul programului doctoral in

vederea optimizarii matricilor de conditionare cat si studiile si lucrarile experimentale realizate pe

diverse tipuri de materiale de umplere. Totodata am analizat si evaluarea eficacitatii sistemului de

bariere din punct de vedere al stabilitatii structurale si al indeplinirii functiilor de securitate –

retentia si intarzierea migrarii radionuclizilor depozitati pe o perioada de timp stabilita, dincolo de

care efectele radioactive sunt nesemnificative.

Capitolul 6. STUDII SI CERCETARI EXPERIMENTALE ASUPRA SISTEMULUI DE

BARIERE INGINERESTI DE LA DEPOZITUL NATIONAL DE DESEURI

RADIOACTIVE – BAITA BIHOR

6.1. Obiective

Pentru analiza eficientei sistemului de bariere ingineresti si naturale de la Depozitul National

de Deseuri Radioactive Baita-Bihor, s-au avut in vedere o serie de experimente in vederea obtinerii

de informatii privind evolutia in timp a acestora, determinarea/evaluarea timpilor de migrare a

radionuclizilor depozitati prin cele trei medii care constituie barierele – matricea de conditionare,

materialul de umplere si mediul geologic, precum si a factorilor de sorbtie/retentie a acestora pe

aceleasi bariere. Prin aceasta analiza si rezultatele obtinute se poate evalua impactul in timp a

sistemului de depozitare asupra mediului si, se poate interveni in sensul optimizarii tehnologiilor,

metodelor sau materialelor utilizate in prezent, daca situatia o impune.

11Figura 11. Sistemul de bariere ingineresti studiat

Au fost analizate materialele si tehnologiile actuale de depozitare, precum si alternative ale

acestora, pentru cele doua componente asupra carora se poate actiona in sensul imbunatatirii

performantelor: matricea de confinare si materialele de umplere (backfilling) a spatiilor libere dintre

colete.

Au fost efectuate studii asupra:

- 3 matrici de conditionare a deseurilor radioactive (matricea de mortar utilizata in prezent,

matricea cu aditivi minerali si matricea de ciment);

Matrice de conditionare (ciment:nisip:apa)(STDR)

Matrice de conditionare (ciment:bentonita/tuf vulcanic:apa)

Materiale de umplere si izolare Bentonita Bentonita : Nisip Bentonita : Nisip : Argila Mortar STDR Beton alcalin Beton bentonitic

Mediul geologic (gresii, filite, diabaze)


institutionale

18 | 4 0

- 3 materiale/mixturi de umplutura uscate (bentonita, bentonita mixata cu nisip si bentonita

mixata cu nisip si argila);

- 3 materiale/mixturi de umplutura solide (matricea de mortar utilizata in prezent, o formula

de beton alcalin si o formula de beton bentonitic);

- rocilor gazda ale depozitului de la Baita Bihor.

Obiectivul urmarit a constat in identificarea (daca este cazul) unui sistem optimizat de

depozitare a deseurilor radioactive si/sau validarea procesului actual de depozitare, prin compararea

performantelor actualelor materiale utilizate si identificarea unor potentiale material care pot

conduce la o mai buna confinare si izolare a deseurilor radioactive de mediul inconjurator. Evident,

studiile efectuate au ca scop principal utilizarea de materiale care sa conduca prin implementarea lor

la o intarziere suficienta a eventualelor migrari de radionuclizi din depozit, astfel ca in momentul in

care acest lucru se produce, sa nu afecteze populatia si mediul inconjurator.

6.2. Analiza matricilor de conditionare a deseurilor radioactive

6.2.1. Programul de testare si materialele utilizate

Aditivii minerali utilizati la prepararea probelor care sunt studiati in vederea utilizarii lor la

confinarea deseurilor radioactive si depozitarea finala in Depozitul National de Deseuri Radioactive

– Baita, jud. Bihor, sunt bentonite (Valea Chioarului) si tuful vulcanic.

6.2.2. Experimente realizate si rezultate obtinute

a) Teste de compresiune pe matrici realizate din ciment Pa 35 si bentonite si/sau tuf vulcanic

Urmatoarele matrici (cuburi cu dimeniunea de 20 x 20 x 20 mm) au fost testate din punct de

vedere al rezistentei la compresiune:

- ciment – tuf vulcanic - apa (1:0.1:0.5)

- ciment – bentonita - apa (1:0.1:0.5)

Probele au fost pastrate in trei puncte diferite din depozitul Baita (vezi figura 12.) si au fost

testate la diferite perioade de timp si comparate cu probele tinute in conditii de laborator. De

asemenea, in cele trei puncte au fost amplasate si probe de referinta realizate conform retetei actuale

de conditionare a deseurilor in cadrul Statiei de Tratare a Deseurilor Radioactive de la Magurele

(IAEA-TECDOC-1397).

12Figura 12. Punctele de amplasare a probelor supuse testelor de compresiune [Punct 1 (Tr.31/1

31/2) m 450; Punct 2 (Tr.23/1 Tr.23/2) m 355; Punct 3 (Tr.15/2) m 245]


institutionale

19 | 4 0

3Tabel 3. Rezistentele la compresiune pentru matricea ciment – apa

Nr

crt

Proba Rcomp. (N/mm2)

1 an 3 ani 5 ani 7 ani

1 Ciment-Apa –

conditii de laborator

28.3 51.3 61.0 64

2 Ciment-Apa –

conditii reale, Punct 1

39.5 55.3 63.5 69

3 Ciment-Apa –


43.5 59 72 73

4 Ciment-Apa –


37.6 56 62 66.7

13Figura 13. Variatia rezistentelor la compresiune pentru matricea ciment-apa

4Tabel 4. Rezistentele la compresiune pentru matricea ciment –bentonita- apa

14Figura 14. Variatia rezistentelor la compresiune pentru matricea ciment – bentonita – apa

Nr.

crt.


5 ani 7 ani 10 ani

1 Ciment-Bentonita-Apa, conditii de laborator 36.25 36.3 37.1

2 Ciment-Bentonita-Apa, conditii reale, Punct 1 36.5 36.5 40.97

3 Ciment-Bentonita-Apa, conditii reale, Punct 2 47.08 49 51.86

4 Ciment-Bentonita-Apa, conditii reale, Punct 3 43.5 48.8 63.08


institutionale

20 | 4 0

5Tabel 5. Rezistentele la compresiune pentru matricea ciment –tuf vulcanic- apa

15Figura 15. Variatia rezistentelor la compresiune pentru matricea ciment – tuf vulcanic – apa

Adaosurile puzzolanice utilizate pentru obtinerea acestor probe pot determina modificari ale

proprietatilor de intarire ale matricei cimentului, in functie de raportul utilizat in amestec cu

cimentul.

Probele cu aditivi minerali testate in vederea utilizarii ca inlocuire partiala a cimentului

prezinta un bun comportament din punct de vedere al rezistentei mecanice atat in conditii simulate

de depozitare cat si in conditii reale, incadrandu-se in valorile superioare ale limitelor.

Trebuie de remarcat totusi, ca proprietatile de rezistenta mecanica ale cimentului sau

betonului sunt influentate nefavorabil prin adaugarea de bentonita in procente mai mari de 8 – 10

%. Cercetarile efectuate au evidentiat ca un adaos de 8-10 % bentonita nu influenteaza rezistentele

mecanice ale matricii.

b) teste de permeabilitate pe matrici de ciment si bentonita / tuf vulcanic

6Tabel 6. Compozitia cimentului incercat la permeabilitate Ciment

Pa 35

Bentonita /

Tuf vulcanic

Apa Raport

A/L A/C

Kg/mc Kg/mc L/mc

C*667 - 333 - 0,5

B*625 62,5 312,5 0,454 0,5

T*625 62,5 312,5 0,454 0,5

BT*625 31,75+31,75 312,5 0,454 0,5

Nr.

crt.


5 ani 7 ani 10 ani

1 Ciment – Tuf vulcanic – Apa, conditii de laborator 38 39.30 39.35

2 Ciment – Tuf vulcanic – Apa, conditii reale, Punct 1 40.25 41.4 46

3 Ciment – Tuf vulcanic – Apa, conditii reale, Punct 2 44.5 47.9 50.2

4 Ciment – Tuf vulcanic – Apa, conditii reale, Punct 3 45.8 50.1 54.3


institutionale

21 | 4 0

Cimentul intarit, cu adaos de aditivi minerali, are o comportare foarte buna la actiunea

infiltranta a apei. Epruvetele au fost confectionate in cadrul STDR si au avut un timp de maturare de

90 zile (IAEA-TECDOC-1397).

Probele – cuburi cu latura de 20 cm – au fost supuse actiunii unui jet de apa cu presiunea de

12 atmosfere si apoi s-a masurat inaltimea de patrundere a apei in epruvete. Rezultatele (valorile

medii ale adâncimii de patrundere a apei) sunt prezentate in tabelul 7.

Cercetarile efectuate pe urmatoarele tipuri de matrici:

- ciment : bentonita : apa =1 : 0,1 : 0,5

- ciment : tuf vulcanic : apa = 1 : 0,1 : 0,5

- ciment : bentonita : tuf vulcanic : apa =1 : 0,05 : 0,05 : 0,5

au reliefat câteva aspecte interesante privind influenta adaosului de aditivi minerali asupra

permeabilitatii cimentului:

Gradul de impermeabilitate fata de apa scade cu scaderea dozajului de ciment si cu cresterea

adaosului de aditiv,

Pentru obtinerea unui grad de impermeabilitate ridicat se impune utilizarea unei

bentonite/tuf vulcanic cu grad de finete mare si adoptarea unei consistente corespunzatoare

pastelor vârtoase sau slab plastice.

7Tabel 7. Influenta adaosului de aditiv mineral asupra permeabilitatii cimentului. Proba de

ciment

Dozaj

ciment

Adaos de aditiv

mineral

Total liant Apa Raport

apa/liant

Adancimea de

patrundere a

apei, cm

Cod kg/mc kg/mc % Kg/mc l/mc cm

C1 667 - - 667 333 0,5 7,2

C2 667 - - 667 333 0,5 5,0

C3 667 - - 667 333 0,5 4,6

B1 625 62.5 10 687,5 312,5 0,454 3,2

B2 625 62.5 10 687,5 312,5 0,454 4,0

B3 625 62.5 10 687,5 312,5 0,454 3,7

T1 625 62.5 10 687,5 312,5 0,454 5,0

T2 625 62.5 10 687,5 312,5 0,454 5,3

T3 625 62.5 10 687,5 312,5 0,454 4,8

BT1 625 62,5 10 687,5 312,5 0,454 5,7

BT2 625 62,5 10 687,5 312,5 0,454 4,9

BT3 625 62,5 10 687,5 312,5 0,454 5,1

Realizarea betoanelor cu ciment si aditiv mineral cu grad de impermeabilitate ridicat este

asociata cu adoptarea unui raport apa: liant redus, utilizarea de aditivi antrenori de aer sau micsti, cu

dozaj de ciment corespunzator, folosirea de agregate sanatoase, compacte cu o compactitate ridicata

a betonului si o buna conlucrare intre matrice si agregat, cum si cu punerea in lucrare, conservarea

si tratarea ulterioara ingrijita.

Analizand datele, se constata:

• cea mai mica permeabilitate o prezinta probele cu dozaj de ciment de 625 kg/mc si adaos de

bentonita in proportie de 10%

• dozajul cel mai mare de ciment utilizat in cercetare nu a dat cea mai mica permeabilitate;

acest fapt se explica prin tendinta de microfisurare mai accentuata manifestata de probele cu dozaje

mari de ciment;


institutionale

22 | 4 0

• probele cu adaos de aditivi minerali utilizati ca inlocuitori partiali de ciment manifesta o

comportare buna la actiunea infiltranta a apei;

• scaderea permeabilitatii cimentului cu adaos de aditivi minerali se explica pe de o parte

prin formarea unei mase gelice suplimentare care colmateaza porii cimentului marind compactitatea

acestuia, iar pe de alta parte prin modificarea spectrului dimensional al porilor cu reducerea porilor

usor accesibili apei.

Coreland cele de mai sus cu rezultatele obtinute din testele pe fluxul tehnologic, precum si

cu datele obtinute anual din monitorizarea radioactivitatii mediului in zona de influenta a

depozitului, reiese faptul ca tehnologiile de conditionare a deseurilor radioactive sunt viabile si

asigura stabilitatea coletului pe termen mediu si lung.

Pentru imbunatatirea performantelor pe termen lung poate fi luata in considerare aditia de

aditivi minerali in matricea de beton utilizata la confinarea deseurilor radioactive.

6.3. Analiza materialelor de umplutura (backfilling) a spatiilor libere dintre colete

6.3.1. Caracterizarea materialelor utilizate

Bentonita utilizata in experimentele efectuate este, in fapt, bentonita utilizata incepand cu

anul 1996 in procesul de depozitare a deseurilor radioactive conditionate la Baita Bihor. La vremea

respectiva au fost efectuate o serie de studii si cercetari asupra unor zacaminte existente in

Romania, ajungandu-se la concluzia ca se preteaza cel mai bine in vederea utilizarii ca material de

umplere a spatiilor libere dintre colete [20-IFIN-1992 H4].

Compozitia chimica : SiO2 – 65-75% ; Al2O3 – 12-18% ; Fe2O3 – 1-3,5% ; CaO – 0,8-3% ;

MgO – 0,7-3,5% ; K2O – 0,7-1,5% ; Na2O – 2,5-3,5% si TiO2 – 0,08-0,9%. Capacitatea de umflare

a acestui bentonit variaza intre 6-12 iar rezistenta la compresiune intre 4-7 N/cm2.

In cadrul PSAR 2006 s-a emis ipoteza ca bentonita are un impact pozitiv minor asupra

sistemului de depozitare si ca beneficiile potentiale datorate proprietatilor de sorbtie ale bentonitei

sunt reduse datorita densitatii slabe de amplasare realizata la Depozitul de la Baita Bihor (ceea ce

face ca bentonita sa fie succeptibila de a fi “spalata”) precum si facilitarii degradarii butoaielor

(asigurand astfel contactul direct intre umiditate si butoaie). Chiar daca se presupune ca

bentonita nu este spalata si toata apa care curge in interiorul/in afara fiecarei galerii umplute cu

bentonita curge prin bentonita, dozele calculate se reduc numai de aproximativ cinci ori. Deci,

utilizarea in continuare a bentonitei ca material de umplutura, amplasata conform tehnicii actuale,

trebuie evaluata cu atentie din punct de vedere al perspectivei cost, securitate operationala si

securitate post-inchidere.

Desi consideram ca nu exista argumente reale si verificabile in favoarea acestei ipoteze, am

studiat posibilitatea utilizarii unor matrici “solide” pentru umplerea spatiilor libere dintre colete, in

ciuda faptului ca punerea in opera in conditiile de amplasare geografica si a facilitatilor existente

poate reprezenta o provocare atat din punct de vedere tehnic cat si economic, in conditiile in care

evaluarile de securitate au demonstrat viabilitatea sistemului de depozitare si siguranta pe lermen

lung.

6.3.2. Programul de testare si retetele analizate

Metodologia aplicata:

Capacitatea de retentie a unui material absorbant pentru un anumit radionuclid este

caracterizata de obicei prin constanta de distributie Kd. Constanta de distributie reprezinta raportul

dintre numarul de ioni retinuti pe unitatea de material absorbant si numarul de ioni ramasi in

unitatea de volum in conditiile stabilirii echilibrului intre cele doua faze:

𝐾𝑑 =𝑉

𝑚 ∙

𝐶2

𝐶1 (1)


institutionale

23 | 4 0

unde :

C1 = concentratia ionului in solutie, ramasa dupa echilibru;

C2 = C0 – C1, concentratia adsorbita pe materialul solid la echilibru;

C0 = concentratia ionului in solutia initiala.

Ecuatia (1) este valabila in conditiile unei variatii complet reversibile. In realitate se constata

ca procesul reversibil, de desorbtie, nu este total si este foarte lent.

De aceea, pentru caracterizarea proprietatilor de retentie a unui material cu proprietati

schimbatoare de ioni trebuie sa se determine experimental atat coeficientul de sorbtie Rs cat si

coeficientul de desorbtie Rd.

Ca urmare a proceselor de sorbtie si desorbtie, viteza de migrare a unui radionuclid este mult

mai mica decat cea a apei purtatoare. Tinand cont de valorile constantelor de distributie ale unui

radionuclide pentru un material absorbant, intre viteza de inaintare a radionuclidului VR si viteza de

inaintare a apei purtatoare VAP va exista urmatoarea relatie:

𝑉𝑅

𝑉𝐴𝑃=

1

1 + 𝐾𝑑𝜌𝑎

𝑝

(2)

unde :

Kd = constanta de distributie;

ρa = densitatea mediului absorbant;

p = porozitatea mediului absorbant.

Factorul 1 + 𝐾𝑑𝜌𝑎

𝑝 se numeste factor de intarziere/retentie al radionuclidului si reprezinta

de cate ori se micsoreaza viteza de inaintare a radionuclidului fata de viteza de inaintare a apei

datorita “puterii”de retentie a mediului absorbant.

Determinarea factorului de retentie/intarziere are o importanta deosebita in evaluarea

timpului necesar ca un radionuclid sa poata migra la o anumita distanta X aflata in geosfera sau

biosfera.

Cunoscand valorile constantelor de distributie se poate calcula factorul de intarziere al

frontului de inaintare al radionuclizilor fata de frontul de inaintare al apei purtatoare datorat retentiei

mediului geologic, precum si timpul de retentie. Factorul de intarziere sau de retentie (Ri) poate fi

calculat cu ajutorul formulei:

𝑅𝑖 = 1 + 𝐾𝑑𝜌(1 − 𝜀)

𝜀 (3)

unde:

Kd = constanta de distributie; Ρ = densitatea mediului geologic;Ɛ = porozitatea mediului geologic.

6.3.3. Experimente realizate si rezultate obtinute

Au fost stabilite trei compozitii : materiale/mixturi uscate de umplutura (bentonita,

bentonita mixata cu nisip si bentonita mixata cu nisip si argila), pentru a fi analizate in vederea

utilizarii ca material de umplere (backfilling) a spatiilor libere dintre colete.

Materialele testate sunt:

- bentonita pulbere – B (A1)

- bentonita pulbere:nisip – 1:1 – BN (A2)

- bentonita pulbere:nisip:argila – 3:5:2 –BNA (A3)

In ceea ce priveste matricile solide studiate acestea au fost:

- (S1) ciment – nisip – 1:1 cu o ratie apa: ciment de 0,5– reteta utilizata de cca. 25 de ani la

STDR pentru conditionarea deseurilor radioactive

- (S2) – beton alcalin cu compozitia : ciment 30%, var nestins 15%, argila 25% si apa 30%


institutionale

24 | 4 0

- (S3) – beton bentonitic cu compozitia : ciment 30%, bentonita 10%, argila 30% si apa 30%

a) Determinarea umiditatii bentonitei utilizate la DNDR-Baita-Bihor, in conditii reale de utilizare

Au fost prelevate de la DNDR, Baita – Bihor, patru probe de bentonita, din galeriile 50,

27/1, 27/2 si din locul de depozitare in saci al bentonitei (conform figurii 16).

16Figura 16. Schita cu punctele de prelevare a bentonitei pentru determinarea umiditatii

O cantitate de 100 g de bentonita din fiecare proba a fost uscata pana la masa constanta in

etuva la 100° C si a fost determinata umiditatea fiecarei probe, obtinandu-se urmatoarele rezultate:

G53 – 21%, 27/1 – 16.4%, 27/2 – 16.4% si bentonita din depozit – 11.9% umiditate. Deasemenea,

au fost realizate teste de determinare a umiditatii in laborator, fiind simulate conditiile de

temperatura din depozit si anume 13° C.

TEST BENTONITA I

Proba de 50 g de bentonita a fost introdusa in camera climatica la temperatura de 13° C si

umiditate relativa de 50%. Proba a fost cantarita pana la masa constanta la intervale de timp

cuprinse intre 1 - 2 ore. Dupa ce proba a ajuns la masa constanta, umiditatea in camera climatica a

fost crescuta cu 10%, respectiv la 60%, 70% si 80%, temperatura fiind mentinuta la 13° C pe tot

parcursul testului.

TEST BENTONITA II

Proba de 50 g de bentonita a fost introdusa in camera climatica la 13° C si umiditate relativa

de 50%, a fost cantarita pana la masa constanta. A fost crescuta umiditatea in camera climatica cu

10%, respectiv la 60%, temperatura fiind mentinuta la 13° C, a fost introdusa o alta proba de

bentonita identica cu prima, a fost cantarita pana la masa constanta.O alta proba de 50 g de

bentonita a fost introdusa in camera climatica la 13 °C si umiditate relativa de 70%, apoi alta proba

la 80% si alta, la 90% u.r.


institutionale

25 | 4 0

17Figura 17. Variatia umiditatii bentonitei in cazul celor doua metode analizate

b) Determinarea densitatatii aparente si a porozitatii aparente pentru cele trei amestecuri - A1,

A2 si A3

Avand in vedere faptul ca nu s-a putut efectua determinarea prin adaugarea cantitatii de apa

peste materialele analizate, deoarece in cazul A1 si A3 apa nu a putut patrunde in toata masa, s-a

efectuat determinarea prin introducerea materialelor in apa.

- A1 (bentonita pulbere – B): Vapa = 500 mL / mB = 375 g (375 g bentonita a absorbit cei 500

mL apa) / Vtotal = 710 mL

- A2 (bentonita pulbere:nisip – 1:1 – BN): Vapa = 500 mL / mBN = 500 g / Vtotal = 730 mL

- A3(bentonita pulbere:nisip:argila – 3:5:2 –BNA ): Vapa = 500 mL / mBNA = 500 g / Vtotal =

740 mL

S-au obtinut urmatoarele rezultate:

A1 : 𝜌𝑎 = 1,786 g/cm3

A2 : 𝜌𝑎 = 2,174 g/cm3 A3 : 𝜌𝑎 = 2,083 g/cm

3

Pe baza acestor rezultate s-a calculat in continuare porozitatea aparenta si au fost obtinute

urmatoarele rezultate:

A1 : p = 1,786% A2 : p = 1,522% A3 : p = 1,771%

c) Stabilirea gradului de umiditate a celor trei tipuri de materiale uscate A1, A2 si A3 in conditii

reale de depozitare, ca material de umplere

Au fost realizate trei montaje experimentale care au fost pastrate in-situ in cadrul

depozitului, in conditii reale de umiditate si temperatura, in vederea stabilirii gradului de umiditate.

Montajele experimentale au fost realizate astfel incat sa fie simulat modul de depozitare, in

sensul ca au fost turnate probe in butoiase din tabla (cu h=112 mm si diametrul de 75 mm),

utilizandu-se reteta utilizata la inglobarea deseurilor radioactive (mortar de ciment).

0

20

40

60

80

100

0 50 100 150

Um

idit

ate

(%

)

Timp (ore)

Test 1

Test 2


institutionale

26 | 4 0

18Figura 18. Montaj experimental pentru determinarea gradului de umiditate in conditii reale de

depozitare

Montajele au fost pastrate timp de 12 luni in galeria experimentala de la DNDR-Baita-Bihor.

Cele 5 probe prelevate din fiecare montaj au fost cantarite si uscate in etuva la 105°C pana au ajuns

la masa constanta, fiind apoi calculata umiditatea.

8Tabel 8. Rezultatele obtinute pentru stabilirea gradului de umiditate Cod

proba

Umiditate

[%]

Cod

proba Umiditate

[%] Cod

proba Umiditate

[%] A1.1 16.18 A2.1 13.98 A3.1 8.67

A1.2 17.51 A2.2 12.89 A3.2 9.37

A1.3 17.19 A2.3 9.73 A3.3 9.10

A1.4 17.21 A2.4 13.27 A3.4 9.20

A1.5 17.51 A2.5 12.76 A3.5 10.6

Se observa ca gradul de umiditate este practic constant in toata sectiunea pentru fiecare

montaj experimental in parte. Cel mai mare grad de umiditate se inregistreaza in montajul

experimental A1 in care materialul de umplere este bentonita iar cel mai scazut in montajul

experimental A3 in care materialul de umplere este bentonita+nisip+argila.

d) Teste de sorbtie pentru cele trei amestecuri A1, A2 si A3 in vederea stabilirii gradului de

retentie, pentru cei doi radionuclizi considerati relevanti din punct de vedere al inventarului

radioactiv continut in depozit – Cs-137 si Co-60, conform metodologiei prezentate anterior

9Tabel 9. Valorile constantelor de distributie Kd obtinute pentru Tuf vulcanic, A1, A2 si A3 Aditivi/schimbatori Granulometrie

(mm)

Kd (ml/g) 137

Cs 60

Co

Tuf vulcanic 1 - 3 681,32 30,94

Bentonita (A1) 0,2 1362,2 272,8

Bentonita : nisip–1:1 (A2) 0,2 - 3 913,22 201,11

Bentonita : nisip : argila–3:5:2 (A3) 0,2 - 3 1105,2 233,7

Proba 2 Proba 1 Proba 3

Proba 5 Proba 4


institutionale

27 | 4 0

- Pentru aceleasi conditii de lucru timpul de echilibru pentru radionuclizii studiati este intre

48–72 ore. Pe masura ce raportul masa/volum creste, procesele de sorbtie-desorbtie scad. S-a

constatat in urma studiului influentei ionilor straini asupra proceselor de sorbtie faptul ca pe masura

cresterii concentratiei ionilor straini in solutie are loc o scadere a procesului de sorbtie.

- Un rezultat important al acestor cercetari l-a constituit punerea in evidenta a vitezelor

proceselor de desorbtie foarte lente, ceea ce inseamna ca procesele de sorbtie pe schimbatorii de

ioni naturali si amestecurile studiate sunt aproape ireversibile;

- Cu cat continutul de zeoliti si Na – montmorillonit in tufurile vulcanice, respectiv in

bentonite, este mai mare, cu atat capacitatea de retentie a schimbatorilor de ioni naturali indigeni

creste.

Aplicand formula (3) obtinem valori ale factorului de retentie in domeniul 103 – 10

4, comparabile

cu valorile din literatura de specialitate [SCK•CEN,2012].

e) Teste de curgere si retinere pe coloane a efluentului radioactiv cu continut de Cs-137, provenit

din bazinele de stocare a combustibilului nuclear uzat (DCNU) de la Reactorul Nuclear de

Cercetare VVR-S IFIN-HH.

Au fost realizate teste pe coloane pentru:

- bentonita pulbere – A1

- bentonita pulbere:nisip – 1:1 – A2

- bentonita pulbere:nisip:argila – 3:5:2 – A3

Activitatea 137

Cs a fost determinata cu ajutorul unei instalatii de spectrometrie gama cu

detector HPGe coaxial a carui eficacitate a fost calculata cu ajutorul unei solutii cu activitatea 137

Cs

cunoscuta, in aceeasi geometrie cu a probei si timp de achizitie a spectrului de 60 000 s.

Eficacitatea detectorului a fost de 30%.

19Figura 19. Montaj experimental pentru testele de curgere si retinere pe coloane

10Tabel 10. Rezultatele in termeni de retinere pe materiale a activitatii Cs-137 Proba Timp

contact

Activitate,

Bq/L

Proba Timp

contact

Activitate,

Bq/L

Proba Timp

contact

Activitate,

Bq/L

A1 0 2920 A2 0 2920 A3 0 2920

24 h 1188 2 h 151 24 h 1217

6 zile 500 6 zile 388 6 zile 522

13 zile 276 13 zile 337 13 zile 194

23 zile 425 23 zile 340 23 zile -

36 zile 578 36 zile 334 36 zile -

Din datele experimentale se observa o foarte buna comportare a celor trei tipuri de material

analizate in sensul ca retentia este practic totala dupa 40 de zile. Montajele au fost tinute sub

observatie timp de 6 luni, timp in care nu s-a produs eliberarea efluentului radioactiv. Acest fapt

indica ca procesele de sorbtie, in cazul producerii unei infiltratii, sunt rapide iar procesele de


institutionale

28 | 4 0

desorbtie sunt mult mai lente, observatie care atesta eficienta materialelor de umplere analizate in

sensul intarzierii migrarii de radionuclizi.

f) Teste pe matricile solide studiate in vederea utilizarii ca potentiale material de umplere

Experienta internationala arata ca utilizarea bentonitei este extrem de larg raspandita si este

un proces deja matur. Diferenta intre utilizarea bentonitei ca bariera inginereasca la DNDR -BB si

alte instalatii de depozitare a deseurilor radioactive rezida din forma in care este utilizata. In vreme

ce in alte depozite este utilizata sub forma compactata (fapt care are avantajul unei permeabilitati

aproape nule si a unei rezistente mecanice de peste 20 MPa), in cazul DNDR aceasta este utilizata

sub forma de pulbere fiind amplasata vrac in spatiile libere dintre colete. Evident ca in acest mod nu

se poate realiza o acoperire foarte eficienta si ea reprezinta o bariera fara rezistenta mecanica.

f1) Teste de compresiune

Pentru efectuarea incercarilor de rezistenta la compresiune a fost utilizata o masina de

compresiune MATEST tip CYBER-TRONIC de 250kN. Pastrarea probelor dupa turnare si

decofrare a fost efectuata in bai digitale termostatate MARSHALL, producator MATEST, in apa la

temperatura de 200 C. Conditionarea probelor a fost efectuata la temperatura de 13°C si 96%

umiditate relativa, intr-o camera climatica tip REFRIND model ATU700.

11Tabel 11.Valorile rezistentelor la compresiune pentru diferite matrici solide de umplere (N/mm2)

Proba T1(28 zile) T2 (128 zile) T3 (132 zile)

S1 (STDR) 45,85 48,092 67,486 63,651 57,139 54,851

S2 (BA) 9,953 8,687 17,341 17,004 20,106 19,676

S3 (BB) 7,526 6,943 13,809 11,044 14,515 12,580

20Figura 20. Variatia rezistentelor la compresiune pentru matricile solide studiate S1, S2 si S3

f2) Teste de permeabilitate

Au fost preparate probe sub forma de cuburi cu latura de 100 mm din cele trei retete S1-

STDR, S2-BA si S3-BN a caror componenta a fost prezentata anterior, in vederea determinarii

permeabilitatii apei sub presiune prin probe.

Conditii de testare:

- S1-STDR si S2-BA: testate la 36 de zile de la turnare, timp in care au fost tinute in baia

termostatata in apa la temperatura de 20 °C pentru a ajunge la maturare (conform SREN-

12390-2/2009). Presiunea a fost de 30 bari timp de 545 ore. Trecerea apei prin probe s-a

oprit complet dupa 300 de ore. Prin proba S1-STDR au trecut doar cateva picaturi de

apa, fapt pentru care nu a fost posibila determinarea coeficientului de permeabilitate.

Prin proba S2-BA au trecut 20 ml de apa, coeficientul de permeabilitate fiind 3,4 x 10-11

cm/s.

0

20

40

60

80

0 50 100 150

Re

zist

en

ta la

co

mp

resi

un

e (

N/m

m2)

Timp (zile)

S1-STDR

S2-BA

S3-BB


institutionale

29 | 4 0

- S3 – BB: testate la 112 zile de la turnare, timp in care a fost tinuta in baia termostatata in

apa la temperatura de 20 °C pentru a ajunge la maturare (conform SREN-12390-2/2009).

Presiunea a fost de 30 bari timp de 1152 ore si au fost recoltati 51 ml de apa,

coeficientul de permeabilitate fiind 2,6 x 10-11

cm/s.

f3) Teste de leaching/absorbtie

Pentru efectuarea testelor de leaching au fost studiate amestecurile dupa cum urmeaza:

i) Referinta - Probe retete solide: STDR (S1), BA(S2) si BB (S3), cuburi 20x20x20 mm au

fost introduse intr-un volum de apa de 900 mL

12Tabel. 12. Rezultatele monitorizarii matricilor solide S1, S2 si S3 in timpul testelor de leaching

(pH si conductivitate) Data Parametru STDR BB BA

08.08.13 pH 7,38 7,38 7,38

Conductivitate 0, 757 mS/cm 0, 757 mS/cm 0, 757 mS/cm

09.01.14 pH 8,04 7,95 12,20

Conductivitate 0,828 mS/cm 0,807 mS/cm 1,044 mS/cm

06.02.14 pH 7,80 7,90 12,16


11.09.14 pH 8,14 8,48 12,38


pH-ul betonului proaspat este de aproximativ 12-13 in mare parte datorita hidroxidului de

calciu, care este un produs secundar de hidratare a cimentului. Cand o suprafata de beton

reactioneaza cu dioxidul de carbon din aer, pH-ul suprafetei se reduce treptat la aproximativ 8,0

printr-un proces numit carbonatare.

Deasemenea, la contactul cu apa al betonului proaspat se produce (in principal)

descompunerea hidroxidului de calciu urmata de formarea a noi compusi care, daca sunt solubili,

sunt antrenati si eliminati din beton ducand la cresterea conductivitatii.

Cresterea pH-ului si conductivitatii sunt mai accentuate in proba BA datorita prezentei varului

nestins. Oxidul de calciu (varul nestins): se prezinta sub forma de pulbere alba, care reactioneaza

energic cu apa, efervescent cu degajare de caldura formându-se hidroxid de calciu (varul stins).

CaO + H2O --> Ca(OH)2

Varul stins este caustic, având o reactie puternic alcalina (valoare pH 12–13), impiedicand

scaderea pH-ului in timp spre 8, cum se observa in celelalte probe.

ii) Probe cu marker. Probele testate au fost butoiase metalice (avand h = 150 mm, Ø = 100

mm, reprezentand la o scara de aproximativ 1:6 coletul de tip A utilizat in conditionarea

deseurilor radioactive) in care s-a turnat reteta S1-STDR. In centrul butoiasului a fost

amplasat trasorul ( de forma unei sfere, obtinut prin amestecarea a 10 g beton STDR cu

0,2 g colorant de tipul COLE PARMER FLUORESCENT RED). Un set de probe , dupa

28 de zile de la turnare au fost inglobate in amestecurile BA si BB iar dupa alte 7 zile au

fost complet imersate intr-un volum de apa de 2500 mL (cu pH egal cu pH-ul probelor

de apa din zona depozitului)

http://ro.wikipedia.org/wiki/Hidroxid_de_calciu


institutionale

30 | 4 0

13Tabel 13. Rezultatele monitorizarii matricilor solide S2 si S3 in timpul testelor de leaching cu

marker ( pH si conductivitate) Data Parametru BB + marker BA +marker

24.09.13 pH 7,34 7,34

Conductivitate 0, 716 mS/cm 0, 716 mS/cm

Prezenta trasor Nu Nu

09.12.13 pH 12,35 13,20

Conductivitate 1,576 mS/cm 7,61 mS/cm


06.02.14 pH 11,91 12,56

Conductivitate 1,274 mS/cm 3,38 m/cm


11.09.14 pH 9,50 10,66

Conductivitate 1,145 mS/cm 1,942 mS/cm


Pe masura ce dioxidul de carbon reactioneaza cu hidroxidul de calciu si se formeaza

carbonat de calciu solid, care se depune pe fundul flaconului conductivitatea apei scade, asa cum se

observa pentru toate probele.

iii) Un alt set de probe , dupa 28 de zile de la turnare au fost inglobate in amestecurile A1,

A2, A3, S1, S2 si S3 pana la ¾ din inaltimea butoiasului, in mod similar probelor

prezentate anterior, si au fost amplasate in Galeria 23/1 – Galerie experimentala din

cadrul DNDR – Baita Bihor pentru observatie. Amplasarea s-a realizat pe vatra galeriei

pe un pat de cca. 2cm de bentonita. Dupa 18 luni de la amplasare nu s-au evidentiat

migrari ale trasorului.

f4) Observarea fenomenelor de coroziune

In vederea observarii fenomenului de coroziune s-au pregatit seturi de probe dupa cum

urmeaza:

- Cate trei probe din fiecare amestec analizat (S1, S2 si S3) realizate astfel: un butoias

metalic in care s-a turnat reteta STDR de conditionare a deseurilor radioactive a fost

inglobat intr-o forma constituta din reteta STDR (S1), BA (S2) si BB (S3) pana la ¾ din

inaltimea butoiasului. Doua seturi de probe au fost amplasate in DNDR – Baita Bihor in

zona fronturilor deschise pentru depozitare, timp de 6 respectiv 12 luni. Cel de-al treilea

rand de probe a fost pastrate in conditii de laborator, in pungi de plastic sigilate, timp de

125 de zile. Dupa 125 de zile acestea au fost introduce in camera climatica la

temperatura de 13 °C si umiditatea de 96% (simuland conditiile de depozitare) pentru 7

zile. Probele pot fi observate in figura 21. a) b) si c).

- Cate doua probe din fiecare amestec analizat (A1, A2 si A3) realizate astfel: un butoias

metalic in care s-a turnat reteta STDR de conditionare a deseurilor radioactive a fost

inglobat in amestecurile A1- bentonite, A2-bentonita+nisip si A3-bentonita+nisip+argila

pana la ¾ din inaltimea butoiasului. Ambele seturi de probe au fost amplasate in DNDR

– Baita Bihor in zona fronturilor deschise pentru depozitare, timp de 6 respectiv 12 luni.

Probele pot fi observate in figura 21. d) si e).


institutionale

31 | 4 0

a) S1, S2 si S3 - In conditii de laborator

b) S1, S2 si S3 - Dupa 6 luni de depozitare in-situ

c) S1, S2 si S3 - Dupa 12 luni de depozitare in-situ

d) A1, A2 si A3 - Dupa 6 luni de depozitare in-situ

e) A1, A2 si A3 - Dupa 12 luni de depozitare in-situ

21Figura 21. Observarea fenomenelor de coroziune a matricilor de confinare a deseurilor

radioactive utilizand materialele de umplere studiate (A1, A2 si A3) (S1, S2 si S3)

Testele realizate pe matricile solide studiate in vederea utilizarii ca potentiale materiale de umplere

au demonstrat:

- rezistente mecanice bune pentru S1 si in limite pentru S2 si S3: valorile obtinute sunt

satisfacatoare avand in vedere faptul ca rolul materialelor de umplere este cel de retentie in primul

rand. Evident, din punct de vedere al intruziunii umane, matricile solide sunt de dorit a fi utilizate

datorita dificultatii sporite de retragere a deseurilor in cazul unei patrunderi neautorizate.

- coeficienti de permeabilitate redusi, de ordinul 10-11

cm/s fapt care permite o izolare mult mai

eficienta a deseurilor si in mod automat la un timp posibil de eliberare mult mai mare. In sustinere,

din analiza probelor continand trasori s-a observant faptul ca la cca. 18 luni de la depozitarea lor in-

situ nu au avut loc migrari iar matricile sunt intacte, nefisurate si fenomenele de coroziune inca nu


institutionale

32 | 4 0

s-au produs. Parametrii monitorizati – pH si conductivitate – inregistreaza o usoara crestere urmata

de stabilizare, ca urmare a reactiilor care au loc in matrici si finalizarea prizei.

6.4. Analize asupra rocilor gazda a depozitului

6.4.1. Date generale

Studiul retentiei/retinerii unui radionuclid pe un anumit mediu poros, in cazul de fata

esantioane prelucrate din roca naturala din interiorul DNDR Baita Bihor, s-a efectuat in cadrul

laboratorului Departamentului de Management al Deseurilor Radioactive din cadrul IFIN-HH,

operatorul si administratorul Depozitului National de Deseuri de Joasa si Medie Activitate Baita,

jud. Bihor.

In vederea asigurarii reprezentativitatii rezultatelor au fost stabilite trei criterii:

- Materialul solid (rocile) au fost prelevate din galeriile de depozitare, din diverse zone ale

depozitului;

- Solutia purtatoare (vectorul purtator) a fost colectata din bazinele de la DNDR care

preiau infiltratiile produse in zona galeriei de transport;

- Radionuclizii utilizati sunt reprezentativi pentru deseurile care sunt tratate in cadrul

Statiei de Tratare a Deseurilor Radioactive (STDR) si depozitati la DNDR.

6.4.2. Programul de testare

Pentru a caracteriza capacitatea de schimb a unui mediu geologic pentru un anumit ion este

necesara determinarea coeficientului de distributie (Kd), care reprezinta raportul dintre numarul de

ioni retinuti pe unitatea de material absorbant si numarul de ioni din unitatea de volum:

𝐾𝑑 =𝑛𝑟.𝑑𝑒 𝑖𝑜𝑛𝑖 𝑠𝑜𝑟𝑏𝑖𝑡𝑖 /𝑔 𝑑𝑒 𝑚𝑎𝑡𝑒𝑟𝑖𝑎𝑙

𝑛𝑟.𝑑𝑒 𝑖𝑜𝑛𝑖 𝑑𝑖𝑧𝑜𝑙𝑣𝑎𝑡𝑖/𝑚𝑙 𝑑𝑒 𝑠𝑜𝑙𝑢𝑡𝑖𝑒 (4)

Mecanismul reactiilor chimice dintre materialul absorbant (roca in cazul de fata) si

radionuclizi este foarte complex. Ca urmare a retinerii radionuclizilor de catre mediul inconjurator

viteza de migrare a radionuclizilor devine mult mai mica decat cea a apei purtatoare. In conditiile

disponibilitatii valorilor Kd-urilor radionuclizilor determinate pentru un anumit mediu, se poate

scrie urmatoarea relatie intre viteza de inaintare a radionuclidului si viteza de inaintare a apei

purtatoare (vectorul purtator):

𝑣 =𝑢

(1+𝐾𝑑𝜌𝑎𝑝

) (5)

Unde :

v = viteza de inaintare a radionuclidului

u = viteza de inaintare a apei purtatoare

(1 + 𝐾𝑑𝜌𝑎

𝑝) = factorul de intarziere, care reprezinta micsorarea vitezei de inaintare a

radionuclidului datorita puterii de absorbtie a mediului geologic

𝜌𝑎 = densitatea aparenta a mediului geologic

𝑝 = porozitatea mediului geologic

Cu ajutorul acestor parametrii se poate calcula si timpul necesar ca un anumit radionuclid sa

ajunga la o distanta data (distanta stabilita din datele amplasamentului si luand in consideratie

limitele de risc ale unui depozit de deseuri radioactive din punct de vedere al populatiei si

mediului), prin aplicarea urmatoarei relatii:

𝑡𝑛 = (1 + 𝐾𝑑𝜌

𝑝) 𝑡 (6)


institutionale

33 | 4 0

6.4.3. Experimente realizate si rezultatele obtinute

S-a realizat determinarea experimentala a caracteristicilor de sorbtie ale rocilor din

perimetrul galeriei 50 si a transversalelor utilizate pentru depozitarea coletelor cu deseuri

radioactive conditionate. Determinarea Kd s-a realizat prin metoda statica deoarece s-a considerat ca

valorile coeficientilor de distributie determinati prin aceasta metoda sunt mult mai reprezentative

decat cele care ar putea fi obtinute prin metode dinamice, deoarece timpul de 48 de ore de contact

solutie radioactiva – roca este suficient pentru atingerea echilibrului, in vreme ce prin metoda

dinamica timpul de contact este mult mai scurt, iar echilibrul nu se realizeaza.

O cantitate cunoscuta de roca uscata si mojarata se pune in contact cu un anumit volum de

solutie radioactiva (concentratia radionuclidului in solutie este cunoscuta).

Dupa 48 de ore, timp in care se considera ca echilibrul radionuclid-roca s-a stabilit, solutia

se separa de materialul solid si se determina concentratia finala a radionuclidului.

Testele s-au efectuat pe sase esantioane de roci sfaramate, macinate si sitate pentru a fi aduse la

granulatia de 0,3 – 0,5 mm. Au fost efectuate teste pentru 2 radionuclizi, considerati relevanti din

punct de vedere al deseurilor radioactive depozitate si al inventarului radioactiv continut in prezent

si estimat a fi depozitat la DNDR-Baita : Co-60 si Cs-137. Practic, acesti radionuclizi reprezinta

peste 90% din inventarul radioactive, fiind relevanti si datorita valorilor timpilor de injumatarire.

Coeficientii de distributie au fost calculati cu ajutorul formulei:

𝐾𝑑(𝑚) =(𝐶𝑥)𝑖𝑛 𝑚𝑎𝑡𝑒𝑟𝑖𝑎𝑙 𝑠𝑜𝑙𝑖𝑑/𝑔 𝑚𝑎𝑡𝑒𝑟𝑖𝑎𝑙 𝑠𝑜𝑙𝑖𝑑

(𝐶𝑥)𝑖𝑛 𝑠𝑜𝑙𝑢𝑡𝑖𝑒 / 𝑛𝑟. 𝑚𝑙 𝑠𝑜𝑙𝑢𝑡𝑖𝑒=

(𝐶𝑥)𝑖−(𝐶𝑥)𝑓

(𝐶𝑥)𝑓 × 𝑛𝑟.𝑚𝑙 𝑠𝑜𝑙𝑢𝑡𝑖𝑒

𝑔 𝑚𝑎𝑡𝑒𝑟𝑖𝑎𝑙 𝑠𝑜𝑙𝑖𝑑 (7)

Unde:

(𝐶𝑋)𝑖 = concentratia radionuclidului X in solutia initiala

(𝐶𝑋)𝑓 = concentratia radionuclidului X in solutia finala (solutia separata de materialul solid dupa

atingerea echilibrului)

14Tabel 14. Valori experimentale ale K d(m) pentru Cs-137 si Co-60 pe esantioane de roca Nr.

crt.

Cod proba Descriere K d(m) (ml/g)

Cs-137 Co-60

1. PR 1 (1) Gresii filitoase negre, epidotizate 3115 2834

2. PR 2 (18) Gresie cuartoasa rozacee cu benzi filitoase 3004 2632

3. PR 3 (35) Gresii filitoase metamorfozate 3590 2690

4. PR 4 (32) Gresii cuartoase rozacee epidotizate si piritizate 3537 2701

5. PR 5 (22) Filite grezoase in alternanta cu gresii epidotizate 2736 1896

6. PR 6 (26) Gresii epidotizate 2948 2348

Valorile K d(m) –urilor obtinute sunt destul de apropiate pentru esantioanele de roca utilizate,

fapt care conduce la concluzia ca, compozitia chimica a acestora este destul de asemanatoare.

Deoarece, asa cum reiese si din caracterizarea geologica a amplasamentului prezentata in capitolele

anterioare, in mediul gazda al depozitului sunt roci compacte putin permeabile sau impermeabile,

studiile efectuate in laborator au confirmat ca valorile K d(m) –urilor sunt putin reprezentative, ele

variind functie de granulometrie si suprafata specifica a fiecarei fractiuni granulometrice. Aceste

valori sunt utile pentru o apreciere calitativa a fenomenelor de sorbtie.

In cazul unor astfel de roci mult mai aproape de realitate este valoarea constantei de

distributie determinate in functie de suprafata specifica, notate K d(s) si care se poate calcula cu

formula:

𝐾𝑑(𝑠) =𝑞

𝐶= (

𝐶𝑜

𝐶− 1)

𝑉

𝑆𝑤 (8)


institutionale

34 | 4 0

15Tabel 15. Valorile constantelor de distributie superficiale K(d(s)) (ml/cm2) pentru Cs-137 si Co-

60 pe esantioane de roca Nr.

crt.

Cod proba Descriere 𝐾𝑑(𝑠)(ml/cm2)

Cs-137 Co-60

1. PR 1 (1) Gresii filitoase negre, epidotizate 52,95 48,17

2. PR 2 (18) Gresie cuartoasa rozacee cu benzi filitoase 51,06 44,74

3. PR 3 (35) Gresii filitoase metamorfozate 61,02 45,75

4. PR 4 (32) Gresii cuartoase rozacee epidotizate si piritizate 60,12 45,91

5. PR 5 (22) Filite grezoase in alternanta cu gresii epidotizate 46,51 32,23

6. PR 6 (26) Gresii epidotizate 50,11 43,31

Valorile calculate sunt obtinute pentru situatia in care rocile sunt sfaramate pana la

dimensiuni cuprinse intre 0,3 – 0,5 mm. In realitate insa rocile care gazduiesc depozitul de deseuri

radioactive Baita sunt compacte, blocuri monolitice, circulatia apelor facandu-se prin eventualele

fisuri, ceea ce inseamna ca suprafata expusa la contactul cu apa este mult mai mica si in consecinta

si coeficientii de distributie sunt mult mai mici.

Capitolul 7. ANALIZA EVOLUTIEI RADIOACTIVITATII DESEURILOR DEPOZITATE /

ANALIZA POTENTIALELOR MIGRARI DE RADIONUCLIZI DIN MEDIUL DE

DEPOZITARE

Avand in vedere faptul ca am stabilit o corelatie intre viteza de inaintare a radionuclidului si

viteza de inaintare a apei purtatoare functie de factorul de intarziere(1 + 𝐾𝑑𝜌𝑎

𝑝), care reprezinta

micsorarea vitezei de inaintare a radionuclidului datorita puterii de absorbtie a mediului geologic,

pentru valori date ale vitezei de curgere a apei se pot calcula vitezele de inaintare ale frontului

radioactiv, cunoscandu-se 𝐾𝑑(𝑠), 𝜌𝑎 si p.

𝑣 =𝑢

(1 + 𝐾𝑑𝜌𝑎

𝑝 ) (v. 5)

Conform studiilor privind caracterizarea geologica a amplasamentului s-au folosit in calcul

valori ale porozitatii de 3,33% si densitatea aparenta de 2,45. Rezultatele sunt prezentate in tabelul

16.

16Tabel 16. Vitezele de inaintare ale frontului radioactiv in functie de viteza de curgere a apei

subterane (m/zi)

Radionuclid/viteza de

inaintare (v)

Viteza de curgere a apei subterane (u)

10-3

10-2

10-1

1 10

Co-60 3,3 .10-6

3,3 .10-5

3,3 .10-4

3,3 .10-3

3,3 .10-2

Cs-137 2,3 .10-6

2,3 .10-5

2,3 .10-4

2,3 .10-3

2,3 .10-2

Astfel au fost calculati anii necesari ajungerii frontului radioactiv la distante de 10, 100, 500

si 1000 m de depozit, in doua variante: la viteze de 10-3

m/zi si la viteze de 1 m/zi iar rezultatele

sunt prezentate in tabelul 17.


institutionale

35 | 4 0

17Tabel 17. Calculul timpului necesar ca frontul radioactiv sa ajunga la anumite distante de depozit

considerandu-se viteza de 10-3

m/zi si de 1 m/zi Radio

nuclid

Viteza de curgere a apei subterane (u)-10-3

m/zi

Radio

nuclid

Viteza de curgere a apei subterane (u)- 1m/zi

10 m 100 m 500 m 1000 m 10 m 100 m 500 m 1000 m

Co-60 8,2 .103 8,2.10

4 4,1.10

5 8,2.10

5 Co-60 8,2 .10 8,2.10

2 4,1.10

3 8,2.10

4

Cs-137 1,19.104 1,19.10

5 5,9.10

5 1,19.10

6 Cs-137 1,19.10 1,19.10

2 5,9.10

3 1,19.10

4

Figura 22. Aria potentiala de influenta in timp a eventualelor migrari de radionuclizi


institutionale

36 | 4 0

Capitolul 8. CONCLUZII SI CONTRIBUTII PERSONALE LA OPTIMIZAREA

SISTEMELOR DE BARIERE INGINERESTI SI OPERAREA DEPOZITELOR DE

DESEURI RADIOACTIVE INSTITUTIONALE

A) Concluzii si propuneri privind matricea de conditionare a deseurilor radioactive de joasa si

medie activitate

Avand in vedere faptul ca rezistentele la compresiune in cazul matricilor de conditionare a

deseurilor radioactive de joasa si medie activitate sunt recomandate a avea valori de peste 5 MPa la

90 zile (IAEA-TRS-222/1983) din rezultatele obtinute se poate observa ca atat formula de matrice

utilizata in prezent in cadrul STDR-Magurele cat si formulele studiate cu un adaos de 10% aditivi

minerali prezinta rezistente la compresiune in domeniul 30-40-50-60 MPa la 1, 3, 5 si 10 ani.

Adaosurile puzzolanice utilizate pentru obtinerea acestor probe pot determina modificari ale

proprietatilor de intarire ale matricei cimentului, in functie de raportul utilizat in amestec cu

cimentul. Probele cu aditivi minerali testate in vederea utilizarii ca inlocuire partiala a cimentului

prezinta un bun comportament din punct de vedere al rezistentei mecanice atat in conditii simulate

de depozitare cat si in conditii reale, incadrandu-se in valorile superioare ale limitelor.

Trebuie de remarcat totusi, ca proprietatile de rezistenta mecanica ale cimentului sau

betonului sunt influentate nefavorabil prin adaugarea de bentonita in procente mai mari de 8 – 10

%. Cercetarile efectuate au evidentiat ca un adaos de 8-10 % bentonita nu influenteaza rezistentele

mecanice ale matricii.

O mare influenta o are si tipul de bentonita folosit: sodica (activata) sau calcica. La

bentonita sodica, cationii de schimb ai montmorillonitului sunt inlocuiti de sodiu, si ca urmare,

proprietatile mecanice ale bentonitei sunt inca si mai pronuntate. Gradul de impermeabilitate la care

se poate ajunge cu bentonita sodica este superior aceluia obtinut de cantitati corespunzatoare de

bentonita de calciu. Cresterea in volum a bentonitei cu calciu, la umflare, ajunge la valori de 150%,

iar aceea a bentonitei activate ajunge la valori de 800%, in timp ce volumul bentonitei stabilizate

creste de 14 ori fata de volumul initial.

Cercetarile efectuate pe matrici de ciment cu aditivi minerali au reliefat câteva aspecte

interesante privind influenta adaosului de aditivi minerali asupra permeabilitatii cimentului:

Gradul de impermeabilitate fata de apa scade cu scaderea dozajului de ciment si cu cresterea

adaosului de aditiv,

Pentru obtinerea unui grad de impermeabilitate ridicat se impune utilizarea unei bentonite/tuf

vulcanic cu grad de finete mare si adoptarea unei consistente corespunzatoare pastelor vârtoase

sau slab plastice.

Realizarea betoanelor cu ciment si aditiv mineral cu grad de impermeabilitate ridicat este

asociata cu adoptarea unui raport apa: liant redus, utilizarea de aditivi antrenori de aer sau micsti, cu

dozaj de ciment corespunzator, folosirea de agregate sanatoase, compacte cu o compactitate ridicata

a betonului si o buna conlucrare intre matrice si agregat, cum si cu punerea in lucrare, conservarea

si tratarea ulterioara ingrijita.

Analizand datele, se constata:

• cea mai mica permeabilitate o prezinta probele cu dozaj de ciment de 625 kg/mc si adaos de

bentonita in proportie de 10%

• dozajul cel mai mare de ciment utilizat in cercetare nu a dat cea mai mica permeabilitate;

acest fapt se explica prin tendinta de microfisurare mai accentuata manifestata de probele cu dozaje

mari de ciment;

• probele cu adaos de aditivi minerali utilizati ca inlocuitori partiali de ciment manifesta o

comportare buna la actiunea infiltranta a apei;

• scaderea permeabilitatii cimentului cu adaos de aditivi minerali se explica pe de o parte

prin formarea unei mase gelice suplimentare care colmateaza porii cimentului marind compactitatea


institutionale

37 | 4 0

acestuia, iar pe de alta parte prin modificarea spectrului dimensional al porilor cu reducerea porilor

usor accesibili apei.

Utilizarea bentonitei pentru marirea plasticitatii si impermeabilitatii se justifica si datorita

faptului ca un strat de 10 - 15 cm de amestec ciment: bentonita este capabil sa reziste la eroziune si

la patrunderea apei chiar la presiuni de pana la 1 kgf/cm2. Porii cimentului sunt etansati efectiv cu

1-2% bentonita (din greutatea cimentului adaugata in apa de amestecare), deoarece hidroxidul de

calciu produs in timpul hidratarii in interiorul sistemului tinde sa mobilizeze montmorillonitul,

transformandu-l in bentonita de calciu, care retine mai intens apa de hidratare. Aceasta produce

impermeabilitate pentru sistemul in intregime. Bentonita nu este sensibila la temperaturi moderat

ridicate, acestea fiind chiar favorabile pentru impermeabilizare.

Coreland cele de mai sus cu rezultatele obtinute din testele pe fluxul tehnologic, precum si

cu datele obtinute anual din monitorizarea radioactivitatii mediului in zona de influenta a

depozitului, reiese faptul ca tehnologiile de conditionare a deseurilor radioactive sunt viabile si

asigura stabilitatea coletului pe termen mediu si lung.

Pentru imbunatatirea performantelor pe termen lung poate fi luata in considerare

folosirea de aditivi minerali in matricea de beton utilizata la confinarea deseurilor radioactive.

Rezultatele obtinute atesta o foarte buna rezistenta la spalare a deseurilor radioactive

conditionate incadrandu-se in limitele prezentate in literatura de specialitate (IAEA-TECDOC -

1255: India - 2 x 10-4

÷ 3 x 10-6

g/cm2. zi)

Deasemenea, din evaluarea inventarului posibil a fi depozitat si limitele de siguranta in

evaluarea post-inchidere, reiese in mod clar faptul ca activitatile depozitate sunt cu cateva ordine de

marire sub limita de confort in ceea ce priveste evolutia migrarilor radionuclizilor din depozit in

orizonturi de timp cuprinse intre 100 si 300 de ani.

B) Concluzii si propuneri privind materialul de umplere a spatiilor libere dintre colete

In cadrul PSAR 2006 s-a emis ipoteza ca bentonita are un impact pozitiv minor asupra

sistemului de depozitare. Dozele calculate au aratat ca prezenta bentonitei in galeriile de depozitare

reduce dozele post-inchidere cu mai putin de un ordin de marime. Beneficiile potentiale datorate

proprietatilor de sorbtie ale bentonitei sunt reduse datorita densitatii slabe de amplasare realizata la

Depozitul de la Baita Bihor (ceea ce face ca bentonita sa fie succeptibila de a fi “spalata”)

precum si facilitarii degradarii butoaielor (asigurand astfel contactul direct intre umiditate si

butoaie).

Au fost stabilite trei compozitii - 3 materiale/mixturi de umplutura (bentonita, bentonita

mixata cu nisip si bentonita mixata cu nisip si argila), pentru a fi analizate in vederea utilizarii ca

material de umplere (backfilling) a spatiilor libere dintre colete.

In ceea ce priveste matricile solide studiate acestea au fost:

- (S1) - ciment – nisip – 1:1 cu o ratie apa: ciment de 0,5– reteta utilizata de cca. 25 de ani la STDR

pentru conditionarea deseurilor radioactive

- (S2) – beton alcalin cu compozitia: ciment 30%, var nestins 15%, argila 25% si apa 30%

- (S3) – beton bentonitic cu compozitia: ciment 30%, bentonita 10%, argila 30% si apa 30%

Teste realizate in-situ privind caracterizarea comportarii celor trei mixturi de umplutura

uscate au demonstrat:

- ca gradul de umiditate este practic constant in toata sectiunea pentru fiecare montaj

experimental in parte. Cel mai mare grad de umiditate se inregistreaza in montajul

experimental A1 in care materialul de umplere este bentonita iar cel mai scazut in

montajul experimental A3 in care materialul de umplere este bentonita+nisip+argila.

- Din punct de vedere al retentiei radionuclizilor relevanti (Co-60 si Cs-137) toate

mixturile prezinta un grad mare de retentie ca urmare a proprietatilor de sorbtie, fiind

adecvate a fi utilizate ca backfilling;


institutionale

38 | 4 0

- Rezultatele experimentale prezentate in cap. 3.3. conduc la concluzia ca toate retetele

analizate sunt eficiente, cele mai bune rezultate fiind obtinute pentru A1 si A3 si pentru

S1 si S2;

In concluzie, consider ca din punct de vedere al eficientei ca material de umplere, cea mai

propice abordare este utilizarea matricilor solide care au proprietati multiple:

- Caracteristici fizico-mecanice superioare;

- Proprietati de sorbtie, retentie si eliberare adecvate rolului de bariera inginereasca;

- Rol de intarzietor in cazul intruziunii umane neautorizate;

- Crearea unui sistem monolit in interiorul depozitului.

Exista si un inconvenient major in implementarea in cadrul procesului de depozitare si

anume dezvoltarea unei tehnologii de punere in opera, care in conditiile date este practic imposibila.

In ceea ce priveste utilizarea mixturilor uscate ca material de umplere a spatiilor libere

dintre colete, consider ca cea mai eficienta bariera este A3 (bentonita + nisip + argila), avand in

vedere intercompararea rezultatelor obtinute. Utilizarea acestui material nu ridica probleme de

punere in opera, amestecul putand fi realizat pe amplasament si fiind aplicata aceeasi tehnologie ca

in prezent.

C) Concluzii privind bariera naturala – mediul geologic si hidrogeologic in care este amplasat

Depozitul National de Deseuri Radioactive de joasa si medie activitate – Baita, jud. Bihor (DNDR)

Desi in anul 1982 cand au fost realizate primele studii privitoare la posibilitatea amplasarii

Depozitului National de Deseuri Radioactive, galeriile 50 si 53 (parte a exploatarii Avram Iancu)

luate in calcul in acest scop erau abandonate de mai bine de 25 de ani, fara ca in prealabil sa fi fost

luate masuri de conservare a acestora, accesul a fost posibil fara pericol. De mentionat faptul ca

dupa abandonarea lucrarilor s-au realizat impuscaturi masive in cariera situata in imediata

apropiere, fara ca acestea sa deterioreze lucrarile.

Formatiunile in care este amplasat DNDR, gresii cuarto-feldspatice, se incadreaza in

categoria rocilor foarte tari spre extratari, permitand executarea lucrarilor miniere nesustinute.

In cei aproape 30 de ani de exploatare, nu s-au produs copturi sau desprinderi, profilul

galeriilor fiind practic intact fata de anul 1982, anul in care s-au realizat amenajarile.

Masurarile radiometrice efectuate in ultimii 25 de ani asupra nivelului iradierii externe

gamma si analizele radiochimice a probelor de pamant, apa si vegetatie arata ca activitatea de la

DNDR Baita Bihor se desfasoara fara risc de iradiere suplimentara a persoanelor din populatie si a

mediului inconjurator. Nu se evidentiaza o migrare a radionuclizilor din depozit. Concentratiile

gasite pentru radionuclizii depozitati se situeaza sub limitele admise.

Studiul comparativ efectuat pe datele obtinute din masurari radiometrice, radiochimice si

spectrometrice in intervalul 1984 - 2009 nu evidentiaza modificari ale starii radiologice a zonei ca

urmare a activitatilor de depozitare a deseurilor radioactive.

In consecinta, din datele obtinute se constata ca mediul geologic in care este amplasat

depozitul este compact, slab fisurat iar roca are proprietati bune de retentie in cazul unor

potentiale migrari a radionuclizilor. Deasemenea, simularile si evaluarile realizate arata ca

practic nu exista un impact al activitatii de depozitare a deseurilor radioactive in orizontul de

timp de interes de 300 de ani asupra populatiei si mediului.


institutionale

39 | 4 0

CONTRIBUTII PERSONALE

In cadrul studiilor si programului experimental intreprinse in cadrul tezei de doctorat am realizat:

- O ampla documentare privind cerintele si criteriile de amplasare a unui depozit de deseuri

radioactive;

- Analiza factorilor cheie privind caracteristicile deseurilor radioactive si solutiile de depozitare a

acestora;

- Analiza sistemului de bariere ingineresti utilizate pe plan mondial si cercetarile privind

durabilitatea acestora;

- O analiza complexa a sistemului de depozitare de la Baita-Bihor;

- Studii experimentale privind eficacitatea matricii de conditionare a deseurilor radioactive si

propuneri de optimizare a acesteia, prin efectuarea de teste de rezistenta la compresiune, teste

pentru stabilirea gradului de permeabilitate si teste de spalare;

- Studii experimentale si analize privind eficienta materialelor de umplere aplicate in prezent si

testarea de noi materiale cu proprietati de retentie sporite in vederea implementarii in cadrul

procesului de depozitare; am realizat caracterizarea materialelor de umplere prin efectuarea de

teste privind determinarea umiditatii, a densitatii aparente, a porozitatii aparente, gradului de

umiditate, gradului/capacitatii de retentie la izotopii relevanti pentru materialele uscate; pentru

materialele solide am efectuat teste de rezistenta la compresiune, teste pentru stabilirea gradului

de permeabilitate, teste de leaching si teste pentru observarea fenomenelor de coroziune ;

- Au fost puse la punct proceduri specifice de incercare pentru realizarea de teste specifice, in

vederea punerii in evidenta a proprietatilor materialelor studiate prin caracterizari initiale si

caracterizari dupa perioade de timp in care diferitele probe au fost amplasate in mediul real, in

depozit ;

- Simularea si caracterizarea comportarii materialelor de umplutura in conditii in-situ ;

- Evaluari ale mediului geologic de amplasare al depozitului in baza rezultatelor incercarilor

efectuate pe roci;

- O analiza complexa a eficacitatii sistemului de bariere ingineresti aplicabile in cadrul DNDR

Baita Bihor in vederea asigurarii securitatii pe termen lung.

Rezultatele obtinute demonstreaza ca:

Matricile de conditionare a deseurilor radioactive sunt adecvate scopului propus iar utilizarea

aditivilor minerali in proportii de maxim 10% conduce la pastrarea rezistentelor mecanice si

obtinerea unei permeabilitati reduse;

Utilizarea bentonitei si a amestecurilor pe baza de bentonita, nisip si argila ca material de

umplere a spatiilor libere dintre colete este o alternativa viabila avand in vedere rezultatele

obtinute din punct de vedere al capacitatii de sorbtie si retentie precum si a gradului de

umiditate in conditii reale de depozitare si in conditii de laborator; deasemenea, ea poate fi pusa

in opera in conditii tehnice relativ simple.

Matricile solide analizate in vederea utilizarii ca materiale de umplere pot fi utilizate cu succes

avand in vedere coeficienti de permeabilitate redusi, rezistentele mecanice obtinute precum si

rezultatele observatiilor privind leaching-ul si aparitia fenomenelor de coroziune. In comparatie

cu utilizarea materialelor uscate, implementarea tehnologiei de umplere a spatiilor libere cu

materiale solide ridica probleme tehnice privind posibilitatea punerii in opera in conditiile de

operare a depozitului.

Decizia de amplasare a depozitului in perimetrul unei vechi exploatari miniere de uraniu

(apartinand Companiei Nationale a Uraniului – CNU-SA), in doua galerii de explorare, s-a

dovedit a fi o decizie cu un fundament tehnic solid. Mediul geologic raspunde cerintelor de

izolare iar tehnologiile de depozitare utilizate sunt adecvate si confera stabilitate pe termen lung.

Depozitarea deseurilor radioactive nu are impact negativ asupra mediului si populatiei,


institutionale

40 | 4 0

dimpotriva, are un impact social si economic pozitiv la nivel national prin gestionarea in

siguranta a deseurilor radioactive intr-o maniera controlata.

BIBLIOGRAFIE SELECTIVA

1. IAEA SAFETY STANDARDS SERIES No. GSG-1, Classification of Radioactive Waste -

General Safety Guide - International Atomic Energy Agency , Viena, 2009

2. IAEA NUCLEAR ENERGY SERIES No. NW-T-1.20, Disposal approaches for long lived

low and intermediate level radioactive waste, Viena, 2009

3. Engineered Barrier Systems and the Safety of Deep Geological Repositories, State-of-the-art

Report, ISBN 92-64-18498-8, NEA-OECD 2003

4. IAEA-TECDOC-1255, Performance of engineered barrier materials in near surface disposal

facilities for radioactive waste, Viena, 2001

5. IAEA-TECDOC-1256, Technical considerations in the design of near surface disposal

facilities for radioactive waste, Viena, 2001

6. “Preliminary Safety Analysis Report of the Baita Bihor Radioactive Waste Repository,

Romania”(PSAR) QRS-1255A-PSAR2, 2006

7. “Preliminary Safety Analysis of the Baita Bihor Radioactive Waste Repository, Romania” -

Richard Little, Quintessa Limited; Felicia Dragolici, IFIN-HH; Alex Bond, Quintessa Limited;

Ludovic Matyasi, Sandor Matyasi, Geo Prospect SRL; Mihaela Naum, Ortenzia Niculae,

SITON; Mike Thorne, Mike Thorne and Associates; Sarah Watson, Quintessa Limited

(UK/ROMANIA), The 11th International Conference on Environmental Remediation and

Radioactive Waste Management ICEM ’07 , Bruges, Belgium, 2007

8. IMR-EM Bihor, Dr. Petru Groza (1982), Studii Geologice, Tectonice, Microtectonice,

Mineralogice si Chemice in zona galeriilor 50 si 53 de la Baita, jud. Bihor.

9. ICMN Baia Mare (1982). Studii Geotechnice si Hidrogeologice in zona galeriilor 50 si 53 de

la Baita, jud. Bihor. BM47-06.

10. IFIN-HH (1982). Studii si cercetari cu trasori privind retentia si migrarea radionuclizilor in

rocile din galleria 50-53 Baita. IFIN-Ctr 5320.

11. Universitatea Bucuresti, (1982). Evaluarea studiilor realizate pentru amplasarea DNDR Baita,

Bihor (Raport Intern).

12. IFIN (1992) - Studiul documentar privind caracterizarea bentonitelor si tufurilor vulcanice

indigene – Contract H4.

13. IAEA-TECDOC-1397- Long term behaviour of low and intermediate level waste packages

under repository conditions, Viena, 2004.

14. IAEA – TRS 222 - Conditioning of low and intermediate level radioactive wastes (1983)

15. SREN-12390-2/2009 – Incercari pe beton intarit. Partea II – Pregatirea si pastrarea

epruvetelor pentru incercari de rezistenta

16. SARAWAD-BB / PN II-PT-PCCA-2011-3.2-0334 : Dezvoltarea strategiei de inchidere a

Depozitului National pentru Deseuri Radioactive Baita, Bihor, având la baza optimizarea

sistemului de bariere ingineresti”.

17. Norbert Maes, Sonia Salah, Christophe Bruggeman, Marc Aertsens, Evelien Martens, Van

Laer Liesbeth - Radionuclide migration and retention processes in Boom Clay, SCK•CEN

Contract: CO-90-08-2214-00, RP.W&D.0064 NIRAS/ONDRAF contract: CCHO-2009-

0940000, LTBC02-GEO-01, September, 2012.

nedelea felicia - rezumat

Documents