|
|
|||||||||||||||
|
|
|
|
|
|
||||||
|
|
|||||||||
|
Etapa I a proiectului
Īn cadrul lucrarilor effectuate in aceasta etapa s-a realizat o evaluare privind experienţa şi practicile actuale pentru depozitarea deşeurilor cu activitate joasă şi medie din Uniunea Europeană. Accentul s-a pus pe operarea şi gestionarea acestor depozite şi pe modul evolutia lor in timp. Īn multe cazuri, depozitele au luat fiinţă iniţial ca amenajări necesare pentru managementul deşeurilor de la centrele de cercetare particulare sau naţionale, de la staţiile aferente ciclului combustibililor sau de generare de energie electrică. De-a lungul timpului, multe au fost adoptate ca depozite naţionale chiar dacă de multe ori erau īncă gestionate de către organizaţia iniţială. Pe măsură ce au fost create organizaţii naţionale de management al deşeurilor, responsabilităţile legate de proprietatea, investiţiile, finanţarea, gestionarea şi exploatarea acestor amenajări de asemenea au evoluat. Diferitele depozite analizate au demonstrat variante cu privire la natura şi amploarea acestei evoluţii īn diferite ţări.
Raportul este structurat pentru a oferi:
Raportul concluzionează că există o gamă largă de concepte de depozitare a deşeurilor cu activitate joasă şi medie īn curs de implementare īn cadrul Uniunii Europene. Selecţia acestor concepte este determinată de:
Gradul de izolare a deşeurilor īn depozit faţă de mediul īnconjurător depinde de performanţele sistemului deşeu-depozit ca un tot unitar, luāndu-se īn considerare coletul cu deşeuri, lucrările inginereşti īn depozit şi geologia amplasamentului. Aceste componente ale sistemului trebuie selectate şi/sau proiectate īn aşa fel īncāt considerate ca un sistem global să asigure funcţiile de izolare cerute de securitatea radiologică a populaţiei şi mediului acum şi īn viitor la un nivel prestabilit. Toate aceste componente au un rol specific, depinzānd de metoda de depozitare şi reprezintă, un sistem unic, capabil să īntrunească principalul obiectiv al securităţii radiologice, care este de a preveni, īntārzia şi limita eliberarea de radionuclizi din deşeu īn mediu, la un nivel la care efectele negative să rămānă acceptabile. Īn plus, la componentele sistemului (naturale şi inginereşti), se implementează controlul instituţional şi marcajele pasive, care pot contribui, cel puţin pentru un timp, la protecţia contra intruziunii umane. Totodată, un obiectiv important al proiectului, este modelarea eliberării radionuclizilor din galeriile de depozitare ale Pentru realizarea unei evaluări robuste privind implementarea barierelor inginereşti, au fost studiate practicile utilizate la depozite relativ similare (īn formaţiuni geologice), experimentele derulate pentru analiza eficienţei acestora, experimente propuse in-situ şi de laborator şi modul de evaluare al comportării īn timp. In această etapa au fost evaluate două concepte diferite de modelare a termenului sursă. Primul concept se bazează pe abordări analitice īnglobate īn programe de calcul elaborate anterior de echipa de lucru. Aceste aproximații includ un grad īnalt de conservatorism şi reprezintă o limită superioară a eliberărilor radionuclizilor din galeriile de depozitare. La baza acestor aproximații se află conceptul cascadei de celule amestecate care se bazează pe ipoteze fundamentale utilizate curent īn aceste cazuri. Al doilea concept dezvoltat īn lucrare, pentru evaluarea termenului sursă, reprezintă o abordare complexă bazată pe rezolvarea numerică a ecuației de transport a radionuclizilor. Eliberarea din forma de deşeu include trei mecanisme: spălarea suprafeței, difuzia şi disoluția (eliberare uniformă). Aceste mecanisme de eliberare, opțional, pot fi reprezentate analitic sau numeric. In simulările prezentate īn lucrare s-a preferat modelarea numerică a mecanismelor de eliberare. Simulările bazate pe rezolvarea ecuației de transport s-au efectuat cu programul de calcul DUST-MS şi s-au bazat pe o simulare mono-dimensională a galeriei de depozitare. In vederea inbunatatirii izolarii deseurilor si securitatii radiologice se propune aşezarea primelor 3 rānduri de colete, umplerea spaţiilor dintre ele şi apoi aşezarea următoarelor două rānduri, după care urmează īnchiderea galeriei de depozitare. Cofrajele metalice permanente, vor fi confectionate īn două etape, respectiv, pentru primele trei rānduri si apoi, pentru ultimele două rānduri.
Ca metode de umplere a spaţiilor dintre colete, se propun următoarele variante:
VARIANTA I MODIFICARE UMPLERE GOLURI
I.1 Umplere cu materiale umede:
- I.1.1 Pastă de noroi bentonitic (bentonită + apă + ciment + nisip); - I.1.2 Pastă de beton bentonitic (bentonită + apă + ciment); - I.1.3 Pastă de beton alcalin (bentonită + apă + praf de piatră de var);
I.2 Umplere cu materiale uscate:
Se propune de asemenea, aşezarea primelor 3 rānduri de colete, umplerea spaţiilor dintre ele şi apoi, aşezarea următoarelor două rānduri, după care, urmează īnchiderea galeriei de depozitare. Ca metode de umplere cu materiale uscate a spaţiilor dintre colete, se propun următoarele trei subvariante, aferente celei de-a doua variante:
- I.2.1 Bentonită pulbere; - I.2.2 Bentonită pulbere + nisip – īn proporţie de 50%, fiecare; - I.2.3 Bentonită pulbere 30% + argila 20% + nisip 50%.
Īn toate subvariantele utilizate, este necesară folosirea unor echipamente mobile, pentru transferul de materiale umede, respectiv, a unui sistem pneumatic de transport a materialului uscat, prin furtune flexibile.
VARIANTA II CRESTERE GRAD IZOLARE
Īn vederea creşterii gradului de izolare a coletelor cu deşeuri radioactive, a fost determinată, pe parcursul efectuării acestei faze, necesitatea evaluării utilizării unor materiale de izolare moderne, cum ar fi geomebranele şi geocompozitele. Au fost identificate două variante de izolare şi anume:
II.1 Montarea unui sistem multistrat, pe pereţii şi bolta fiecărei galerii de depozitare, care să izoleze coletele de deşeuri radioactive, similar soluţiei tehnice utilizate la Depozitul Richard, din Republica Cehă.
II.2 Acoperirea stivelor de butoaie, din fiecare galerie, cu un sistem multistrat, format dintr-un geocompozit bentonitic şi o geomembrană.
Analiza posibilităţii aplicării acestor subvariante suplimentare, urmeză să fie efectuată ulterior. Geocompozitele bentonitice (cunoscute īn practica inginerească, prin termenul englez Geosynthetic Clay Liner), se definesc ca produse prefabricate, ce asociază materialele geosintetice şi bentonita, fiind utilizate īn domeniul construcţiilor şi al geotehnicii, pentru a realiza o barieră etanşă. Acestea au apărut, ca urmare a necesităţii de a obţine o barieră etanşă eficace, utilizānd un material uşor de pus īn operă, omogen şi rezistent la poansonare. Aceste produse, combină un material natural, bentonita, care prezintă o permeabilitate foarte scăzută datorată capacităţii ei de umflare, cu materialele geosintetice, care au rol de protecţie şi, eventual, şi de etanşare.
Etapa II a proiectului
Īn vederea atingerii obiectivelor etapei au fost luate īn considerare principiile esenţiale care trebuie să stea la baza Strategiei de Īnchidere a DNDR īn condiţii de securitate nucleară rezumate mai jos. O instalaţie de depozitare, după perioada de operare trebuie īnchisă, astfel īncāt să se asigure acele funcţii de securitate care au fost identificate ca fiind importante īn scenariul de securitate post-īnchidere. Planurile de īnchidere care includ tranziţia de la managementul activ la cel inactiv al instalaţiei vor fi definite şi practicabile astfel īncāt īnchiderea să fie efectuată īn condiţii de siguranţă, la termenul planificat. Securitatea unei instalaţii de depozitare depinde de o serie de activităţi şi caracteristici de proiectare care includ umplerea şi etanşarea sau blocarea instalaţiei de depozitare, la terminarea depozitării. Instalaţia de depozitare ar trebui să fie īnchisă, īn conformitate cu cerinţele de īnchidere specificate de organismul de reglementare, īn autorizaţia instalaţiei, cu luarea īn considerare a oricărei modificări care poate apărea īn momentul īnchiderii. Umplerea şi amplasarea etanşărilor sau blocărilor pot fi īntārziate pe o perioadă după finalizarea depozitării deşeurilor, de exemplu, pentru a permite monitorarea īn vederea evaluării aspectelor referitoare la securitatea după īnchidere sau pentru raţiuni legate de acceptanţa publicului. Toate resursele tehnice şi financiare, necesare pentru īnchiderea īn condiţii de securitate nucleară, trebuie să fie asigurate corespunzător. Principalele cerinţe de performanţă a umpluturii constau īn, capacitatea de a preveni căile preferenţiale de migrare a contaminanţilor pe direcţiile verticală şi orizontală şi asigurarea unui anumit suport pentru susţinerea pereţilor galeriei (pe direcţie verticală Īn cazul DNDR, un obiectiv important al proiectului este modelarea eliberării radionuclizilor din galeriile de depozitare a deşeurilor radioactive. Obiectivul major īl constituie evaluarea practicii curente de umplere a tunelurilor de acces şi aeraj cu materiale corespunzătoare cerinţelor de securitate, identificarea unor soluţii eficiente de izolare sau de īntārziere a migrării radionuclizilor, prin realizarea unei “confinări” globale suplimentare a deşeurilor radioactive condiţionate, depozitate definitiv la DNDR Băiţa. Īn cadrul fazei au fost elaborate de membrii Consorţiului subcapitolele prezentate īn continuare, conform planificării.
Evaluarea tehnologiilor de īnchidere utilizate īn alte ţări, īn cazul unor instalaţii similare. Variante fezabile preliminare īn cazul DNDR.
Īn cadrul acestui subcapitol, au fost reevaluate fluxurile de deşeuri radioactive, estimate a fi depozitate la DNDR, realizāndu-se de asemenea şi un inventar actualizat, cu prezentarea proprietăţilor fizico-chimice ale deşeurilor. Pentru realizarea unei analize unitare şi robuste, au fost prezentate tehnologiile aplicate īn managementul deşeurilor radioactive depozitate, īn vederea demonstrării īndeplinirii criteriilor de acceptanţă, conform limitelor autorizate (WAC). Totodată a fost evaluat şi cadrul natural de amplasare. Politica adoptată īn mare măsură, pentru depozitarea definitivă a deşeurilor radioactive, implică amplasarea acestora īntr-un depozit proiectat, care să nu-şi piardă funcţiile de izolare, īn cazul unui spectru mare de evenimente, şi să īmpiedice evacuarea conţinutului de radionuclizi īn cantităţi care să afecteze umanitatea şi biosfera. Deoarece DNDR este considerat, conform documentelor AIEA, un depozit geologic, apare inerent problema analizei privind reversibilitatea deciziilor şi recuperabilitatea deşeurilor, deşi, pānă īn prezent, nu s-au analizat aceste posibilităţi. De menţionat că, īn acelaşi timp, caracteristicile depozitului au impus analiza DNDR din punct de vedere al securităţii nucleare, ca fiind un depozit de suprafaţă. De asemenea, pentru facilitarea luării unor decizii tehnice fezabile privind conceptul de īnchidere al DNDR-Băiţa au fost realizate studii asupra conceptelor dezvoltate sau īn curs de dezvoltare, pentru instalaţii europene cu caracteristici similare. Aceste studii s-au concentrat pe trei componente :
Raportul concluzionează că există o gamă largă de concepte de depozitare a deşeurilor cu activitate joasă şi medie, īn curs de implementare, īn cadrul Uniunii Europene. Selecţia acestor concepte este determinată de:
Există unele analogii potrivite pentru DNDR-Băiţa Bihor, īn KLDRA-Himdalen-Norvegia şi Bratsvi/Richard-Republica Cehă, care au fost descrise īn detaliu. Aceste depozite, prezintă similarităţi, īn ceea ce priveşte, inventarul deşeurilor şi provenienţa, concepte similare de depozitare īn galerii de mină şi concepte similare privind īnchiderea.
Propunerea tehnologiei de īnchidere a DNDR pe baza datelor experimentale preliminare obţinute.
Īn cadrul acestui subcapitol, au fost analizate şi evaluate materialele de umplere, precum şi conceptele utilizate īn instalaţii similare. Cerinţele unui sistem de etanşare a depozitului presupun ca umplutura să prezinte anumite caracteristici fundamentale. Acestea includ recrearea echivalentului debitului iniţial al apelor subterane şi condiţiilor geochimice/de transport, din amplasamentul depozitului. Pentru a īndeplini aceste cerinţe, umplutura trebuie să fie capabilă să asigure ca argila expandabilă, utilizată ca material tampon, īn contact cu coletele rezistente la coroziune, utilizate pentru a stoca deşeurile radioactive, să rămānă plasată īn locaţia iniţială. O concluzie generală este că funcţia generală a umpluturii (presupusă a fi argilă, agregat sau un amestec de aceste materiale) ar putea fi realizată prin maximizarea densităţii uscate a materialului de umplutură şi prin minimizarea spaţiilor goale din galeriile etanşate. Pentru a realiza acest lucru, a fost pus accentul pe dezvoltarea unei compactări īmbunătăţite şi a unor tehnici corespunzătoare de amplasare a umpluturii. Īn vederea realizării scopului umpluturii, aceasta trebuie să fie stabilă chimic şi mecanic pentru o perioadă īndelungată şi nu trebuie să aibă sau să dezvolte proprietăţi care ar putea degrada, īn mod semnificativ, funcţia altor bariere, īn sistemul de depozitare. Acest aspect, a fost interpretat īn sensul că umplutura trebuie să fie suficient de compactă pentru a păstra materialul tampon fixat īn geometria proiectată, care să aibă o conductivitate hidraulică suficient de scăzută, pentru a īmpiedica deplasarea apelor contaminate. Totodată, au fost analizate interacţiunile dintre bentonită şi ciment. Interacţiunea dintre materialul tampon de bentonită şi cantitatea mică de soluţie alcalină din materialul degradat pe bază de ciment, utilizat īn construcţia şi exploatarea depozitului, este considerată riscantă pe termen lung, pentru stabilitatea chimică a bentonitei. Īn acest raport, calculele modelelor de transport au fost efectuate pentru a pune īn lumină, pe cāt posibil, alterarea bentonitei din cauza cantităţii mici de soluţie alcalină. Īn modelele de calcul unidimensional, celor mai multe dintre mineralele primare din bentonită, nu li s-a permis să reprecipite şi să formeze structuri, cu alte smectite. Pe baza acestor evaluări, a fost stabilită o soluţie preliminară, privind conceptul de īnchidere al DNDR-Băiţa. Īnchiderea instalaţiei se va face īn concordanţă cu un plan de īnchidere aprobat, care va include actualizarea evaluărilor de securitate şi descrierea controalelor planificate pentru faza post-īnchidere, programul de monitorizare şi supraveghere şi sistemul de menţinere a īnregistrărilor. Pe baza unei analize preliminare, a rezultat că materialul de umplere a galeriilor de accse este roca gazdă excavată anterior, prelucrată prin concasare, pentru a fi adusă la dimensiunile balastului pentru drumuri. Urmează să fie etanşate la īnchiderea DNDR, următoarele galerii: - galeria de acces, pe lungimea de cca. 240 m; - galeria de aeraj, pe lungimea de cca. 340 m. Īn cadrul acestui concept preliminar se propune umplerea pe tronsoane cu dimensiunea de 50 m. Se vor utiliza 4 tronsoane tip pentru umplerea galeriei de acces, de 240 m şi 6 tronsoane tip pentru galeria de aeraj, de 340 m.
A. Principalele materiale utilizate şi justificarea acestora 1. Conform analizei preliminare efectuate īn cadrul prezentului proiect, umplutura din rocă gazdă naturală excavată, prezintă cele mai bune proprietăţi de compatibilitate chimică, cu pereţii galeriilor de depozitare. Rezistenţa mecanică a acestui material, pe termen lung, este superioară materialelor cimentoase. Īn consecinţă, se propune umplerea galeriilor meţionate mai sus, cu rocă excavată anterior, prelucrată prin concasare, pentru a fi adusă la dimensiunile balastului pentru drumuri. 2. Stratul de etanşare, de cca. 3 m, format dintr-un amestec de bentonită expandabilă 30%, argilă neexpandabilă 20% şi nisip 50%, asigură īmpiedicarea formării canalelor preferenţiale şi īmpiedică migrarea radionuclizilor, dar fără să afecteze celelalte materiale prin expandare excesivă. 3. Umplutura din şlam bentonitic, īntre stratul 2 şi membrana de etanşare 4, are rolul de a asigura difuzia eventualilor radionuclizi, scăpaţi prin celelalte straturi. 4. Membrana de etanşare, cu grosimea de 1 m, din beton bentonitic, cu rol de retenţie a eventualilor radionuclizi, scăpaţi prin penetrarea celorlalte bariere. 5. Membrana de etanşare din beton bentonitic, cu grosimea de 3 m, care delimitează zona de depozitare a galeriei. 6. Torcret de impermeabilizare, din beton cu Xipex, de 10 cm, aplicat pe toate suprafeţele galeriei, cu excepţia pardoselii. 7. Placa inferioară din beton bentonitic poros, de 10 cm grosime, pentru drenare prin difuzie controlată şi retenţie a eventualilor radionuclizi. Pentru confirmarea soluţiilor tehnice propuse a fost iniţiat un Program Experimental amplu care urmeză să se desfăşoare īn perioada următoare.
B. Etanşarea şi protecţia anti-intruziune Se vor prevedea dopurile de etanşare şi anti-intruziune, prevăzute la faza de fezabilitate a proiectului pentru DNDR. Se vor utiliza dopuri din beton hidrotehnic, impermeabile, cu grosimea de 15 m, la capetele exterioare ale galeriilor de acces şi aeraj, precum şi un dop, din acelaşi material, de 10 m grosime, la intersecţia galeriei de aeraj, cu galeria de acces.
Analiza evoluţiei sistemelor de īnchidere ale DNDR īn condiţii limită. Scenarii de evaluare preliminară a riscurilor
Dezvoltarea unui scenariu are drept scop obţinerea unui model pe care să se poată urmări evoluţia īn timp, posibilă şi plauzibilă. Īn urma analizei pe model trebuie să se obţină valorile unor indicatori de securitate, reprezentativi pentru scenariul īn cauză (de exemplu, concentraţii de substanţă īn anumite puncte din mediul īnconjurător sau doze īncasate de indivizi din vecinătatea depozitului) care vor indica nivelul de securitate al sistemului analizat. Pe baza metodologiei stabilite īn cadrul analizei preliminare de securitate, putem considera că sistemul de depozitare realizat īn fostele galerii de exploatare a minereului de uraniu de la Băiţa Bihor este şi va fi afectat de factori externi, interni şi contaminanţi, care pot fi īncadraţi īn categoriile: caracteristici, evenimente şi procese (FEPs - Features, Events, Processes). Factorii interni şi contaminanţii sunt legaţi de structura depozitului propriu-zis, īncadrată īn spaţiul galeriilor, īn timp ce factorii externi sunt legaţi de mediul exterior galeriilor depozitului. Īntr-o astfel de abordare, caracteristicile, evenimentele şi procesele determinate de factorii externi, sunt cele care determină caracteristicile scenariului de referinţă. Īn cazul depozitelor de deşeuri radioactive, sunt importante scenariile de evoluţie pe termen lung, după īnchiderea definitivă a acestora. Ţinānd cont de caracteristicile specifice Depozitului Naţional de Deşeuri Radioactive Băiţa Bihor, care acceptă deşeuri slab şi mediu active, īn cadrul acestui proiect se consideră că o perioadă de 10.000 ani, după īnchiderea definitivă a depozitului, este de interes pentru evaluarea de securitate. Īn evaluarea de securitate, scenariul de referinţă pe termen lung a considerat ca moment zero al evaluării anul 1985, data primei amplasări de deşeuri la Băiţa Bihor. Această valoare se păstrează şi īn acest proiect. Pentru a dezvolta un scenariu de referinţă corect pentru sistemul de depozitare analizat, se porneşte de la trecerea īn revistă a tuturor factorilor externi posibili şi se stabileşte care dintre aceştia sunt specifici sistemului respectiv. Pentru dezvoltarea şi justificarea scenariului de referinţă asociat evoluţiei Depozitului Naţional de Deşeuri Radioactive Băiţa Bihor, īn care să se ţină cont de modernizările efectuate pānă īn prezent şi de soluţiile de izolare a deşeurilor, īmpreună cu soluţiile de īnchidere propuse īn cadrul proiectului de faţă, s-a folosit aceeaşi abordare metodologică din documentaţia de evaluare preliminară de securitate; pentru o analiză coerentă a situaţiei depozitului s-au folosit elementele de bază din această documentaţie pentru care s-a actualizat informaţia, conform consideraţiilor proiectului de faţă. Rezultatele aplicării acestei metodologii, sunt prezentate īn lucrare. Īn cadrul acestui proiect se propune schimbarea materialului tampon dintre butoaie, deoarece se consideră că bentonita, sub forma īn care este pusă īn operă, īn acest moment (sub formă de bentonită pulbere), are o eficienţă redusă, din punct de vedere al securităţii pe termen lung a sistemului de depozitare. Īn prezent, cofrajele pierdute, folosite la fixarea bentonitei, sunt confecţionate din lemn. Deoarece acestea, īn timp, se vor degrada la contactul cu apa de infiltraţie, se propune utilizarea cofrajelor reutilizabile, iar bentonita urmează să fie īnlocuită cu beton bentonitic.
Modelul conceptual, se bazează pe descrierea următoarelor aspecte:
A fost realizată reprezentarea schematică a modelului conceptual pentru sub-sistemul Depozit, corespunzător galeriilor de depozitare fără material tampon (de umplere) şi corespunzător galeriilor de depozitare cu material tampon, incluzānd interacţiile dintre componentele cheie ale modelului. Datorită localizării depozitului īn munte, apa din interiorul sistemului de depozitare provine numai de la infiltraţiile apei din precipitaţii. Conţinutul de apă din depozit variază semnificativ, īn funcţie de poziţia galeriilor, existānd zone “umede” şi “uscate”, bine definite. S-a presupus că, matricea de beton din interiorul fiecărui butoi poate prezenta crăpături, rezultate cel mai probabil, din contracţiile survenite, īn procesul de turnare iniţială a betonului īn butoi şi crăpături, dezvoltate ulterior. După pierderea confinării, se poate considera că eliberările de radionuclizi din diferite tipuri de deşeuri pot fi descrise prin următoarele tipuri de modele conceptuale:
Concluzii etapa II
Concluzia principală, care se desprinde din lucrările efectuate pānă īn prezent, este aceea că s-a realizat evaluarea şi caracterizarea următoarelor componente, necesare pentru formularea unui concept de īnchidere:
Pe baza caracterizării acestor componente, s-a dezvoltat un concept preliminar, avāndu-se īn vedere :
De asemenea, a fost realizată o analiză a factorilor externi, interni şi contaminanţi, care pot fi īncadraţi īn categoriile: caracteristici, evenimente şi procese stabilite īn cadrul analizei de securitate, precum şi o reevaluare a modelului conceptual şi a elementelor constitutive, prin introducerea performanţelor materialelor tampon şi de īnchidere propuse. Pentru validarea soluţiei de īnchidere se va finaliza programul experimental descris īn prezenta etapă, care va permite selectarea variantei optime finale, precum şi analize asupra evoluţiei barierelor inginereşti si a materialelor si tehnologiilor de īnchidere. Īn concluzie, obiectivele etapei au fost atinse īn totalitate, fiind create premizele pentru elaborarea īn continuare, a următoarei etape a proiectului şi anume: “Finalizarea planului de īnchidere a DNDR Băiţa-Bihor īn condiţii de securitate nucleară”
Etapa III a proiectului Īnchiderea DNDR Băiţa, Bihor poate fi considerată ca fiind ultima treaptă importantă de operare, īn completarea sistemului de depozitare. Această activitate este definită ca fiind o activitate sistematică care va fi făcută după īncetarea operaţiilor de amplasare a deşeurilor fiind efectuată cu intenţia de a asigura configuraţia finală a sistemului de depozitare. Activităţile din faza de īnchidere trebuie să completeze proiectarea sistemului de depozitare deoarece īntregul sistem are scopul de a izola constituenţii periculoşi (īn special radionuclizii), pe o perioadă lungă de timp suficientă pentru ca riscurile pe care le reprezintă asupra umanităţii şi ecosistemelor să fie acceptabilă. Īnchiderea depozitului implică luarea īn considerare a unei combinaţii de factori ştiinţifici, tehnici, de reglementare şi socio-economici care trebuie integraţi şi optimizaţi pentru selectarea variantelor acceptabile din punctele de vedere ale tuturor părţilor interesate. Sistemul de bariere inginereşti are un rol esenţial īn scenariul de securitate pentru depozitare. Chiar dacă roca gazdă oferă un potenţial important de performanţă, proiectarea corectă a sistemului de bariere inginereşti, care să īndeplinească multiple funcţii de securitate este esenţială. 1 Elaborarea tehnologiei conceptuale de īnchidere a DNDR pe baza tuturor datelor experimentale obţinute Activităţile legate de īnchiderea depozitului trebuie să fie dezvoltate astfel īncāt să respecte legislaţia naţională şi internaţională. Īnchiderea DNDR Băiţa, Bihor presupune proiectarea sistemului de īnchidere a tunelurilor de acces şi de aeraj, precum şi a sistemului de remediere a straturilor de rocă de deasupra zonei de depozitare. Īnchiderea DNDR Băiţa, Bihor se va baza pe experienţa de īnchidere a minelor din Romānia. Există diferenţe semnificative īntre īnchiderea minelor existente faţă de depozitul de deşeuri radioactive care influenţează planul de īnchidere şi unele aspecte ale tehnologiilor de īnchidere şi anume: Durata perioadei de control instituţional. La minele de extractie minereuri perioada de control postīnchidere este īn general de 30 de ani. Īn cazul depozitelor de deşeuri radioactive care conţin radionuclizi de viaţă relativ scurtă de pānă la 30 de ani, cum este cazul DNDR Băiţa, Bihor se consideră că dezintegrarea radioactivă pānă la un nivel acceptabil se realizează după 10 perioade de īnjumătăţire, rezultă că perioada de control instituţional activ şi control pasiv trebuie să fie de 300 de ani. Stabilitatea deşeurilor. Deşeurile radioactive sunt fixate īntr-o matrice de ciment care le transformă īntr-o formă solidă acceptabilă, pentru depozitare. Coletul cu deşeuri radioactive, format din containerul metalic umplut cu deşeuri radioactive imobilizate prin cimentare, este testat pentru a rezista la condiţiile de manipulare, transport şi depozitare. Contaminare radioactivă. Spre deosebire de minele clasice, īn cazul DNDR Băiţa, Bihor, cāmpul de radiaţii, īn special riscul asociat cu inventarul surselor radioactive epuizate, necesită măsuri de protecţie şi manipulare specifice acestor tipuri de deşeuri. Principalele componente ale sistemului de īnchidere ale DNDR Băiţa, Bihor sunt următoarele: 1. Acoperişul format din straturile de rocă parţial alterate de activităţi miniere; 2. Umplutura tampon din galeriile de depozitare; 3. Pereţii de separare ale galeriilor de depozitare faţă de tunelul de acces; 4. Umpluturile de tip sandviş a tunelurilor de acces şi aeraj; 5. Dopurile de īnchidere a tunelurilor de acces şi aeraj; 6. Sistemele de drenaj; 7. Marcajele pentru indicarea prezenţei depozitului īnchis pentru generaţiile viitoare; 8. Stratul impermeabil din ciment aditivat cu Xypex torcretat pe pereţii tunelurilor de acces şi de aeraj; 9. Stratul de ciment poros de pe pardoseala tunelurilor de acces şi de aeraj. Īn vederea īnchiderii depozitului DNDR Băiţa Bihor, refacerii cadrului natural īn zona de intrare īn galeria de acces 50 şi asigurarea etanşării sistemului de depozitare au fost analizate şi descrise īn detaliu trei variante de soluţii constructive privind amenajarea zonei degradate a acoperişului DNDR Băiţa Bihor, după cum urmează: -Varianta 1 - Execuţia unor lucrări de amenajare īn terase şi refacere a zonei excavate şi a zonei de acces īn galeria 50, pe o suprafaţă estimată de 13100 m2;-Varianta 2 - Instalarea unei geogrile pe toată suprafaţa degradată, respectiv pentru refacerea zonei excavate şi a zonei de acces īn galeria 50, pe aceeasi suprafaţă estimată (13100 m2); -Varianta 3 - Execuţia de lucrări de amenajare īn terase şi refacere a zonei excavate şi a zonei de acces īn galeria 50, pe o suprafaţă de 3600 m2 şi instalarea unei geogrile, pe restul suprafeţei de 9500 m2. Fiecare dintre cele trei variante poate fi realizată īn două subvariante de īnchidere a depozitului: - Subvarianta A īn care se prevede dezafectarea platformei de recepţie, demolarea Clădirii administrative şi a infrastructurii aferente şi acoperirea acestei suprafeţe īn vederea reconstrucţiei cadrului ambiental, cu reformarea pantei naturale. - Subvarianta B īn care se prevede amenajarea īn Clădirea administrativă a unui Muzeu public de prezentare a evoluţiei DNDR Băiţa, Bihor, cu rolul de popularizare a performanţelor sistemului de depozitare, pentru creşterea īncrederii publicului īn securitatea sistemului de depozitare. Tot această clădire poate fi utilizată pentru a găzdui echipamentele de control instituţional a depozitului. In urma analizei efectuate se recomandă să fie selectată Varianta 3B, din punct de vedere cost-beneficiu. In figurile 4.1-1 şi 4.1-2 este prezentată soluţia constructivă recomandată.
Tunelurile de acces şi aeraj se află īntr-o zonă īn care infiltraţiile de apă meteorică sunt importante datorită reducerii stratului de rocă de deasupra. Īn vederea separării zonelor cu rate de infiltraţii diferite s-a selectat umplerea acestor tuneluri cu o umplutură de tip sandviş. Această umplutură are rolul de a stabiliza zona de depozitare prin evitarea subducţiilor şi evitarea formării de straturi de apă stagnantă īn zona de depozitare. Această soluţie tehnică afost prezentată īn etapa II. Suplimentar s-au prevăzut 2 tronsoane in care umplutura de rocă concasată a fost amestecată cu 30 % bentonită şi 20 % argilă nexpandabilă pentru retenţia suplimentară a radionuclizilor scăpaţi din galeriile de depozitare. Aceste tronsoane vor fi amplasate adiacent galeriilor de depozitare şi constituie o inbunătăţire a sistemului de īnchidere. In vederea determinării soluţiei de īnchidere a DNDR Băiţa Bihor, s-a efectuat caracterizarea parametrilor fizici ai bentonitei utilizate ca tampon la depozitarea deşeurilor, prin efectuarea unor măsuratori experimentale, făcute de partenerul P1, IFIN HH. Pentru a analiza evoluţia īn timp a concentraţiilor de radionuclizi din depozit s-au realizat mai multe rulări ale codului AMBER 5.7.1 pe modelul matematic stabilit īn Raportul Preliminar de Securitate. S-au modificat valorile parametrilor caracteristici bentonitei, care s-au determinat experimental . Īn urma rulărilor s-au obţinut patru cazuri de evaluare īn care s-au urmărit izotopii radioactivi Co-60, Cs-137 şi Am-241, deoarece aceştia reprezintă circa 90% din inventar. S-au urmărit valorile concentraţiilor izotopilor menţionaţi mai sus deoarece sunt relevante pentru evoluţia depozitului propriu-zis (“near field”) fiind īn contact direct cu deşeurile şi cu materialul tampon (bentonita). Din analiza rezultatelor obţinute s-a putut observa faptul că pentru, acesta manifestă o īmbunătăţire a calităţii de reţinere a radionuclizilor. Concluzia generală a calculelor efectuate este aceea că bentonita caracterizată īn urma măsurătorilor experimentale are un rol pozitiv īn comportamentul general al depozitului, īn perioada postīnchidere, dozele de expunere calculate pentru indivizii din grupurile critice fiind mult sub valoarea limită admisă.
2 Elaborarea variantei finale a tehnologiei conceptuale de inchidere īn cazul DNDR. Stabilirea parametrilor necesari in monitorizarea postīnchidere. Avānd in vedere faptul ca in cadrul prezentului proiect, instituţiile implicate au conlucrat activ īn stabilirea elementelor principale, precum şi īn mare parte a detaliilor Planului de īnchidere, bazate pe rezultatele experimentale, īn această etapă s-a elaborat continutul cadru al “Planului de īnchidere al Depozitului Naţional de Deseuri Radioactive de Joasa şi Medie Activitate Băiţa, jud. Bihor (DNDR)” şi transmiterea acestuia către CNCAN in vederea aprobarii. Pentru modurile posibile de evoluţie a depozitului īn faza postīnchidere, depozitul trebuie să fie proiectat pentru o limită de doză efectivă pentru persoanele din populaţie de 1 mSv/an, cu o constrāngere de doză efectivă de 0,3 mSv/an, luānd īn considerare toate căile posibile de expunere la radiaţii. Īn studiile de evaluare a securităţii trebuie să se ia īn considerare şi expunerile care rezultă īn urma apariţiei evenimentelor cu probabilitate extrem de mică de apariţie. - Limita de doză efectivă utilizată pentru compararea cu criteriile de securitate īn faza postīnchidere trebuie evaluată prin referire la grupul critic. - Securitatea pe termen lung a depozitelor trebuie să fie realizată printr-o combinaţie favorabilă a caracteristicilor amplasamentului, caracteristicilor inginereşti ale conceptului depozitului, formei şi conţinutului deşeurilor, procedurilor de operare şi controalelor instituţionale. - Amplasamentul unui depozit trebuie monitorizat īn perioada de după īnchidere atāta timp cāt monitorizarea reprezintă un indicator de securitate, aşa cum rezultă din analiza de securitate. - Izolarea efectivă şi sigură a deşeurilor depinde de performanţele īntregului sistem de depozitare. Contribuţiile diferitelor componente ale sistemului la securitatea depozitului sunt variabile şi sunt īn funcţie de conceptul de depozitare, de caracteristicile amplasamentului şi de perioada de īnchidere.- Cerinţele de acceptare a deşeurilor şi modelul barierelor inginereşti trebuie determinate pentru fiecare amplasament şi concept de depozitare şi trebuie stabilite pe baza evaluării de securitate specifice amplasamentului. In conformitate cu practica īn domeniu, fazele asociate cu ciclul duratei de viaţă a unui depozit sunt următoarele: - Faza preoperaţională, ce include următoarele activităţi: studierea amplasamentului, proiectarea, amplasarea şi construcţia depozitului; - Faza de operare, ce include următoarele activităţi: operarea şi īnchiderea depozitului; - Faza postīnchidere, ce include următoarele activităţi: controlul instituţional activ şi controlul pasiv al depozitului. Referitor la confirmarea matricii de imobilizare a deşeurilor, au fost realizate teste de compresiune pentru următoarele sisteme:ciment – tuf vulcanic - apă (1:0.1:0.5); -ciment – bentonita - apă (1:0.1:0.5); pasta de ciment (ca sistem de referinţă). Probele au fost ţinute īn condiţii de laborator, precum şi īn conditii reale de depozitare, īn zonele cele mai defavorabile īn ceea ce privesc condiţiile de umiditate obţināndu-se rezultatele relevante.Pentru a implementa un sistem cu o stabilitate şi eficienţă sporite, au fost avute īn vedere o serie de materiale de umplere īn vederea realizării care să dovedească/infirme oportunitatea utilizării ca material de umplere tampon: Beton alcalin (BA) cu 30% ciment, 15% var nestins, 25% argila, 30 % apa; Beton bentonitic (BB) cu 30% ciment, 10% bentonita, 30% argila, 30% apa; Noroi bentonitic (NB) cu ciment 8,25%, bentonita 8,25%, argila 16,5%, apa 66%, soda calcinata 1%; Nisip + bentonita (nb) īn proporţii egale; Nisip + bentonita + argila (nba): 50% nisip, 30% bentonita, 20% argila; Pentru probele STDR, BA şi BB au fost realizate teste de compresiune, pentru STDR, BA, BB şi NB au fost realizate teste de permeabilitate, īn timp ce probele BA, BB şi NB au fost testate din punct de vedere al leaching-ului. S-a constatat că probele BA şi BB prezintă rezistente crescute la compresiune īn conditii simulate, fapt care poate fi explicat prin faptul că argilele, īn prezenţa umidităţii acţionează īn sensul saturării matricii şi absorbţiei apei din porii liberi, conducānd la o matrice stabilă īn scurt timp. Acest fapt, īn mod evident, contribuie la rezistenţa sporită un timp mai lung şi reducerea fisurilor. In acelaşi timp, proba STDR a demonstrat fiabilitate īn condiţii reale de depozitare. Toate valorile obţinute se īncadrează īn limitele prevăzute pentru depozitare făra deteriorare, ţinānd seama că rezistenţa la compresiune pentru materialele de condiţionare şi de realizare a barierelor inginereşti trebui să fie mai mari de 5 MPa. Coroziunea coletelor īn mediile tampon simulate In vederea studierii coroziunii īn timp a coletelor de deşeuri īn contact cu materialele tampon au fost realizate teste folosindu-se butoaie metalice īn miniatură (cu dimensiunile: 72 mm diametru x 110 mm īnălţime) care imită coletul cu deşeuri; acestea sunt umplute cu materialul de condiţionare a deşeurilor utilizat īn prezent (fig. 4.2-1). Butoaiele de testare au fost īnglobate pānă la 3/4 din īnalţimea butoiului īn materialele tampon de umplere menţionate mai sus (STDR, BA, BB şi NB). Probele au fost amplasate īn galeria experimentală de la DNDR, urmānd să fie analizate ]n continuare din 6 īn 6 luni. După primele 6 luni, probele constituite din butoaie metalice test, īnglobat in NB, s-au distrus complet. Noroiul bentonitic s-a sfarāmat şi s-a desprins de butoiul metalic. Butoiul era corodat pe toată suprafaţa care a fost īn contact cu noroiul bentonitic. Celelalte probe nu au suferit modificări vizibile (fig. 4.2-2 ÷ 4.2.4).
Teste de permeabilitate pe materialele de umplere Pentru determinarea permeabilităţii apei sub presiune prin probe de beton, a fost turnată cāte o probă īn forma de cub cu latura de 100 mm din reteta STDR, BA (beton alcalin) şi BB (beton bentonitic). Probele STDR şi BA au fost supuse īncercării de permeabilitate după 36 de zile de la turnare, timp īn care au fost păstrate īn baia termostatată, īn apa la 200 C. Incercarea de permeabilitate s-a efectuat la presiunea de 30 bari, timp de 545 ore. Trecerea apei prin probe s-a oprit complet dupa aprox. 300 de ore. Prin proba STDR au trecut doar cāteva picături de apă şi din această cauză nu a fost posibilă calcularea coeficientului de permeabilitate. Prin proba BA au trecut 20 mL de apă, coeficientul de permeabilitate fiind 3,4 x 10-11 cm/s. Proba BB a fost supusă īncercării de determinare a permeabilităţii după 112 zile de la turnare, find păstrată tot acest timp īn baia termostatata, īn apă la 200 C. Incercarea de permeabilitate s-a efectuat cu presiunea apei de 30 bari, timp de 1152 ore. După acest interval de timp s-au recoltat 51 mL de apă. Coeficientul de permeabilitate Darcy al probei este 2,6 x 10-11 cm/s. Avānd īn vedere rezultatele obţinute, se poate trage concluzia că cele trei amestecuri de materiale studiate au proprietaţi de īncetinire a eventualei migrări a radionuclizilor depozitaţi, īn cazul īn care se produce o deteriorare a matricii de condiţionare. Teste de lixiviere („leaching”) pe materialele tampon de umplere Pentru testele preliminare de leaching probele de analizat au fost preparate după cum urmează: īn butoaiele metalice test a fost introdus un marker colorat. După 28 de zile de la preparare, probele au fost amplasate īn amestecurile stabilite anterior: BA, BB şi NB (pentru simularea condiţiilor reale de depozitare). După alte 7 zile, probele au fost imersate complet īn apă (cu acelaşi pH ca şi cel al apei colectate prin sistemul de drenaj al depozitului). Un set de probe a fost amplasat in-situ şi un alt set īn laborator. S-a constatat că valorile pH-ului şi ale conductivităţii sunt mai mari pentru probele BA datorită prezenţei varului nestins. Pānă acum (testele vor fi continuate īn următoarele luni), dupa aprox.12 luni, nu a fost pusă īn evidenţă migrarea trasorului, nici īn probele din laborator. Acest fapt duce la concluzia că īn condiţii saturate, matricea de condiţionare şi materialele de umplere studiate prezintă proprietăţi de retenţie bune. Creşterea pH-ului şi conductivităţii sunt mai accentuate īn proba BA datorita prezenţei varului nestins. Un alt aspect abordat īn cadrul prezentei etape se referă la monitorizarea radiologică şi chimică a amplasamentului, inclusiv monitorizarea emisiilor de radon īn vederea evaluării impactului asupra mediului. Sunt prezentate elementele principale ale programului de monitorizare; īn cazul īn care īn timp acestea sunt confirmate ca fiind complete se va considera că acesta poate fi aplicat şi īn faza de īnchidere, postīnchidere şi control instituţional activ (cu excepţia măsuratorilor din zona de depozitare). Tinānd cont de cele prezentate şi de faptul că depozitul este situat īntr-o fostă mina de uraniu, măsurarea concentraţiei de Radon īn galeriile depozitului DNDR este importantă pentru protecţia personalului operator expus profesional. In vederea protectţei personalului depozitul a fost proiectat şi executat cu o instalaţie de ventilaţie, care are ca scop menţinerea concentraţiei de Radon, īn timpul executării operaţiilor de depozitare a coletelor cu deseuri radioactive, sub limitele impuse de normele īn vigoare (Norma CNCAN de Securitate Radiologica privind Radioprotectia operationala īn mineritul şi prepararea minereurilor de uraniu şi toriu, NMR 01. Au fost de asemenea stabilite bazele teoretice ale metodologiei de evaluare a retenţiei radionuclizilor īn sistemele de condiţionare şi depozitare: Capacitatea de retenţie a unui material absorbant pentru un anumit radionuclid este caracterizată de obicei prin constanta de distributie Kd. Constanta de distributie reprezintă raportul dintre numărul de ioni reţinuti pe unitatea de material absorbant şi numărul de ioni rămaşi īn unitatea de volum īn condiţiile stabilirii echilibrului īntre cele doua faze:
unde :
C1 = concentraţia ionului īn soluţie, rămasă după echilibru; C2 = C0 – C1, concentraţia adsorbită pe materialul solid la echilibru; C0 = concentraţia ionului īn soluţia iniţială. Ecuaţia (1) este valabilă īn condiţiile unei variaţii complet reversibile. In realitate, se constată că procesul reversibil, de desorbţie, nu este total şi este foarte lent. Gradul de retenţie al unui radionuclid de către un material cu proprietaţi schimbătoare de ioni depinde de numeroşi factori, printre care: Forma chimică a radionuclidului; Compoziţia mineralogică; Caracteristicile fizico-chimice ale materialului absorbant; Caracteristicile fizico-chimice ale soluţiei purtatoare. Ca urmare a proceselor de sorbţie şi desorbţie, viteza de migrare a unui radionuclid este mult mai mică decāt cea a apei purtătoare. Eficienţei barierelor sistemului de depozitare care include şi sistemul de īnchidere se verifică prin intermediul sistemului de monitorizare descris īn etapa II care cuprinde 20 de puncte de prelevare a probelor din zona supravegheată a DNDR. S-a propus ca īn perioada de control instituţional activ postīnchidere să fie īn funcţiune numai 7 puntce cheie de control a parametrilor de caracterizare stabiliţi. 3 Analiza evoluţiei sistemelor de īnchidere ale DNDR īn condiţii limită. Scenarii finale de evaluare a riscurilor. Măsurile prezentate īn strategia de īnchidere sunt īn concordanţă cu prevederile din domeniul mineritului, singurele riscuri majore fiind reprezentate de migrarea radionuclizilor depozitaţi īnainte de timpul stabilit de 300 de ani pentru controlul instituţional şi intruziunea umană neautorizată īn depozit prin deteriorarea sistemelor de īnchidere practicate. Analiza riscurilor şi evaluarea evoluţiei sistemelor de īnchidere s-a realizat din două perspective: 1. Un studiu HAZOP (Hazard and Operatibiliy Study) a fost realizat pentru īnchiderea depozitului pentru a aborda toate riscurile şi pericolele īntr-o manieră sistematică. 2. Riscurile de mediu asociate īnchiderii depozitului. 1. Studiu HAZOP. Operaţiunea de īnchidere prezintă īn durata de viaţă a unui depozit riscul cel mai important deoarece este estimată necesitatea mişcării de volume mari de pămānt şi piatră. Aceste riscuri pot fi atenuate prin īmbunătăţirea stării drumului de acces şi dezvoltarea unor proceduri de operare sigure şi eficiente pentru faza de īnchidere. Au fost selectate o serie de cazuri pentru a investiga incertitudinea īn conceptualizarea şi parametrizarea modelului de evaluare a performanţei, pentru analiza modelului de sensibilitate (utilizat pentru a ajuta la evaluarea funcţiilor de siguranţă postīnchidere a diferitelor bariere), şi pentru a examina siguranţa complementară şi indicatorii de performanţă. Rezultatele acestor studii au arătat că: - umplutura de bentonită acţionează ca o barieră fizică şi chimică pe termen lung pentru migrarea contaminanţilor. - pereţii de beton şi podeaua sistemului de drenaj activ furnizează un beneficiu limitat (mai puţin de un factor de doi), privind siguranţa pe termen lung. Presupunānd că betonul rămāne funcţional īn canalizarea activă pe durata controlului instituţional activ, aceasta nu are nici un efect semnificativ asupra dozei īn comparaţie cu cazul cānd este degradat īn timp. - geosfera are funcţie de siguranţă pe termen lung pentru a atenua eliberarea radionuclizilor īn biosferă. - efectul ratelor de scurgere de la galeriile superioare cu privire la nivelul dozelor a fost de asemenea estimat. Creşterea ratei de scurgere īn instalaţiile de depozitare duce la migrarea radionuclizilor preferenţial īn jos, prin zona nesaturată. Acest lucru măreşte timpul de deplasare a radionuclizilor, provocānd dezintegrarea radionuclizilor cu durată relative scurtă de viaţă precum Cs-137. Luarea īn considerare a indicatorilor de performanţă şi siguranţă complementari, cum ar fi dozele asupra florei şi faunei, precum şi concentraţiile de mediu, demonstrează că impactul calculat asociat cu scenariul de proiectare de referinţă postīnchidere este acceptabil şi, de obicei, dozele sunt cu cel puţin două ordine de magnitudine sub nivelul de "comparaţie” relevant. 2. Riscurile de mediu Īn ceea ce priveşte calitatea factorilor de mediu, poluarea şi degradarea uneori iremediabilă a acestora īn urma activităţilor miniere reprezintă argumente solide pentru aplicarea unor standarde şi politici corecte de refacere ecologică. In mod consecvent, faţă de impactul prezent al exploatării miniere de uraniu, se īnsumează un potenţial impact al depozitării deşeurilor radioactive. In consecinţă, īn evaluarea riscurilor au fost avute īn vedere ambele activităţi şi impactul cumulat al acestora. Obiectivele propuse īn cadrul acestei etape au fost următoarele: -realizarea unei analize a evoluţiei īn timp a calităţii mediului, respectiv determinarea nivelului de degradare sau ameliorare a calităţii acestuia; -evaluarea impactului asupra mediului datorat activităţilor desfăşurate īn perioada de operare, pentru stabilirea unei baze de cunoaştere necesară abordării ulterioare a aspectelor de īnchidere; -identificarea şi clasificarea impacturilor asociate īnchiderii miniere a depozitului; -stabilirea priorităţilor de īnchidere, prin identificarea, analiza şi evaluarea riscurilor existente īn perimetrul studiat, - abordarea riscurilor din perimetrul studiat din perspectiva riscurilor naturale, a celor antropice, precum şi dintr-o perspectivă mai complexă, de interacţiune a acestora – NATECH (Hazarduri şi riscuri tehnologice induse de dezastre naturale),- elaborarea unui model conceptual de īnchidere, pe baza riscurilor şi impacturilor identificate anterior. O strategie eficientă de abordare a calităţii factorilor de mediu şi identificarea priorităţilor locale, regionale şi naţionale este evaluarea impactului şi a riscului. S-a folosit metoda integrată de evaluare calitativă a impactului şi riscului de mediu, aceasta fiind noua tendinţă de combinare a celor două proceduri de evaluare risc - impact de mediu. Aceasta ţine cont de aspectele de mediu (impact şi risc), de relaţia cauză – efect, precum şi de sursele generatoare de impacturi asupra mediului şi consecinţele acestora, mai ales dacă sunt caracterizate de o probabilitate mare de manifestare. Impactul indus asupra fiecărei componente de mediu evaluate este dat de raportul dintre unităţile de importanţă obţinute de fiecare componentă de mediu şi calitatea componentei de mediu. Fiecărui impact de mediu calculat funcţie de un anumit indicator de calitate īi corespunde un risc de mediu, care poate fi calculat fie pentru fiecare impact indus īn mediu şi ulterior ca o medie a valorilor obţinute, fie direct, considerānd valoarea medie a impactului indus asupra componentei respective de mediu. O analiză preliminară, pe baza datelor din teren, a riscurilor naturale se referă la alunecările de teren. Īn timpul lucrărilor miniere relieful a suferit multiple transformări ce au determinat o fragilitate a acestuia şi posibilitatea producerii unor procese geomorfologice precum: surpări, alunecări de teren, ravenaţie. S-a folosit metodologia pentru evaluarea riscului de producere a alunecărilor de teren. La evaluarea potenţialului de producere a alunecărilor de teren, ca urmare a lucrărilor de acoperire a zonei de deasupra galeriei de acces şi a hălzilor de steril (prezente atāt la marginea platformei supraterane, cāt şi la capatul galeriei de aeraj 53), s-au luat īn considerare mai multe criterii; criteriile s-au stabilit pe baza unor factori care, acţionānd singular sau īn interdependenţă, pot influenţa decisiv stabilitatea versanţilor. In zona de referinţă pentru sistemul de īnchidere, situată deasupra porţiunii de intrare īn galeria de acces, se poate considera ca probabilitatea de producere a alunecarilor (P) şi coeficientul de risc corespunzator (K) este redus, restul zonelor adiacente depozitului fiind īncadrate īn probabilitatea de producere a alunecarilor redusă. Particularităţile reliefului montan şi vulnerabilitatea dată de activităţile miniere au determinat producerea eroziunii solului pe suprafeţe īnsemnate. Influenţată īn mod direct de acţiunea apei şi a vāntului, eroziunea solului este o formă de degradare a solului. Analizānd harta susceptibilităţii la eroziune a solului din zona de studiu s-a constatat că cele mai mari cantităţi de sol erodat se află īn zona de exploatare minieră şi pe versanţii cu pante accentuate. Din punct de vedere al managementului riscurilor, faza de īnchidere trebuie tratată cu aceeaşi rigoare ca toate celelalte etape din ciclul de viaţă al depozitului. Īn toate aceste etape, riscurile majore trebuie abordate astfel īncāt să se reducă la minim sau chiar să se elimine ameninţările la adresa desfăşurării normale a activităţilor aferente fiecărei etape. Este binecunoscut faptul că nu există risc 0, de aceea trebuie urmărită atingerea unei valori cāt mai mici, acceptabilă pentru mediu şi populaţie. Primul pas īn estimarea Factorului Risc de Īnchidere constă īn clasificarea riscurilor majore ale īnchiderii şi defalcarea acestora īn subcategorii mai mici, care să permită obţinerea unei imagini detaliate a riscurilor īn cazul īnchiderii miniere. Se porneşte de la conceptul de risc, respectiv de la identificarea tipologiei asociate īnchiderii, pentru a se putea ajunge la luarea unei decizii privind modelul optim de īnchidere.. Factorul de risc pentru componenta de mediu, calculat preliminar pentru sistemele de īnchidere de la DNDR Băiţa Bihor a rezultat ca fiind situat īn jurul valorii de 600, fiind īncadrat īn mod conservativ īn clasa de risc moderată. In funcţie de stabilirea detaliilor tehnice de īnchidere, este posibil ca acesta să sufere modificări pozitive. Valorile obţinute ilustrează faptul că aspectele referitoare la īnchiderea depozitului sunt relativ scăzute, dar trebuie abordate īntr-o manieră responsabilă. Riscurile asupra sănătăţii şi securităţii populaţiei locale şi a zonelor din jur solicită o atenţie deosebită īn faza de īnchidere. Riscul financiar este relative redus deoarece există premizele de asigurare a fondurilor necesare ţinānd seama de importanţa obiectivului Riscurile privind modul final de utilizare a terenurilor sunt cele mai mici, reflectānd valoarea terenului şi posibilitatea practic nulă a utilizării acestuia īn scopuri productive, după faza de īnchidere. Rezultatele obţinute īn cadrul prezentei etape reflectă problemele de mediu şi securitate radiologică caracteristice perimetrului studiat şi aspectele specifice de īnchidere de care s-au ţinut seama la elaborarea Planului de Īnchidere a DNDR Băiţa, Bihor. Īnchiderea este o etapă inevitabilă īn ciclul de viaţă al unei instalaţii radiologice, iar planificarea din timp a acestei etape contribuie la succesul final al acesteia. Avānd īn vedere faptul că DNDR Băiţa, Bihor este amplasat īntr-o zonă contaminată cu radionuclizi naturali, măsurile de īnchidere sunt similare cu cele de īnchidere a minelor de acest tip. Suplimentar, datorită prezenţei radionuclizilor artificiali, proveniţi din deşeurile radioactive instituţionale cu mobilitate mai mare, sunt necesare măsuri sporite de izolare acestor radionuclizi, prin proiectarea de bariere inginereşti corespunzătoare. Prezenta lucrare tratează impactul posibil al activităţilor depozitului asupra mediului, concentrāndu-se pe etapa de īnchidere minieră, ca parte a ciclului de viaţă al unei exploatări miniere cu destinaţia de depozit final de deşeuri radioactive conţinānd radionuclizi de joasă şi medie activitate de viaţă relative scurtă. Aspectele de securitate nucleră sunt tratate din punct de vedere al unui depozit amplasat intr-o cavitate geologică, aplicāndu-se DNDR-05. Sunt abordate aspectele esenţiale ale procesului propus de īnchidere şi sunt descrise activităţile necesare pentru aducerea sistemului la o stare de echilibru. Concluzia principală a acestei etape este că programul experimental a confirmat soluţiile tehnice de umplere a golurilor dintre coletele de deşeuri. Prin identificarea tuturor componentelor sistemului de īnchidere şi evidenţierea componentelor critice s-a creat baza pentru īntocmirea Planului de īnchidere a DNDR Băiţa Bihor, utilizāndu-se şi datele obţinute īn cadrul programului experimental, conform planului de realizare al acestui proiect. Prin elaborarea acestei etape, s-au creat premizele elaborării următoarei etape „Propunerea unui sistem de īnchidere a DNDR Băiţa, Bihor”, īn care urmează să fie incluse performanţele confirmate ale celorlalte componente identificate ale sistemului de īnchidere, incluzāndu-se şi eventualele observaţii ale CNCAN asupra conţinutului cadru al proiectului de īnchidere. Rezultatele inovative ale activităţilor efectuate īn cadrul acestei etape a proiectului au fost diseminate prin prezentarea īn cadrul unor conferinţe internaţionale de prestigiu, fiind publicate in Proceeding-urile editate īn anul 2014. Articolul „Starea prezentă a planului de īnchidere a DNDR Baita, Bihor”, prezentată īn sesiunea 106, cu nr. 14023 la conferinţa Waste Management 2014, Phoenix, Arizona, SUA, a evidenţiat caracterizarea componentelor de īnchidere aferente planului de īnchidere a DNDR. Articolul “Cercetări privind dezvoltarea planului de īnchidere a DNDR Baita, Bihor, referitor monitorizare coroziune“, prezentat la conferinţa European Federation of Corrosion 2014, Pisa, Italia, a evidenţiat aspectele legate de efectele coroziunii asupra componentelor sistemului de īnchidere a depozitului. Totodată rezultatele activităţilor desfăşurate īn cadrul etapei au fost utilizate la elaborarea primelor 5 capitole din “Raportul Final de Securitate Radiologică pentru Depozitul Naţional de Deşeuri Radioactive de Joasă şi Medie Activitate, DNDR Băiţa-Bihor”, transmise pānă īn prezent către CNCAN spre evaluare.
Etapa IV a proiectului Instalaţia de depozitare trebuie să fie īnchisă īn aşa fel īncāt, să asigure funcţiile de securitate care au fost stabilite īn scenariul de securitate, pentru perioada de post-īnchidere. Planul de īnchidere, inclusiv tranziţia de la faza de operare la cea de īnchidere, trebuie să fie bine definite şi practicabile, pentru ca īnchiderea să poată fi efectuată īn siguranţă, īn perioada corespunzătoare proiectată. Īn cazul DNDR Băiţa, Bihor, au fost abordate atāt criteriile de performanţă cāt şi cele de reglementare, obţināndu-se astfel o evaluare credibilă a sistemului de depozitare. Criteriile de proiectare şi evaluarea barierelor inginereşti sunt principalele componente ale modelelor de analiză a performanţelor şi se referă la detalii de proiectare pentru: - rata de infiltraţie a apelor īn depozit; - gradul de compactare a straturilor de containere cu deşeuri radioactive; - gradul de compactare a materialelor tampon. Īn Raportul Preliminar de Securitate (RPS) din 2006 au fost confirmate performanţele depozitului prezentāndu-se totodată o serie de recomandări pentru sporirea performanţelor sistemului de depozitare, recomandări luate īn considerare īn prezenta etapă. Componentele sistemului de inchidere Componentele sistemului de īnchidere sunt următoarele: 1. Acoperişul format din straturile superioare de rocă degradate parţial de activităţi miniere; 2. Umpluturile de tip sandviş a tunelurilor de acces şi aeraj; 3. Dopurile de īnchidere a tunelurilor de acces şi aeraj; 4. Marcajele pentru indicarea prezenţei depozitului īnchis pentru generaţiile viitoare. Componentele sistemului de īnchidere, clasificate īn componente primare şi secundare, sunt utilizate pentru minimalizarea căilor potenţiale de migrare a radionuclizilor. Componentele primare au rolul de minimaliza căile de migrare, respectiv intrarea şi ieşirea apei din galerii. Īn această categorie sunt īncadrate următoarele componente: matricea de condiţionare a deşeurilor, pulberea de bentonită, cu rol de tampon īntre coletele cu deşeuri radioactive şi pereţii galeriilor de depozitare. Umpluturile de tip sandviş a tunelurilor de acces şi aeraj sunt de asemenea considerate componente primare. Componentele secundare au rolul de a proteja componentele primare contra degradării şi avarierii. Din această categorie fac parte pereţii de īnchidere a galeriilor de depozitare, precum şi acoperişul reabilitat. Umplutura este permeabilă pentru apa infiltrată, ceea ce va īmpiedica formarea straturilor stagnante de apă. Fiecare tronson al umpluturii va avea aproximativ 50 m şi va fi prevăzut, la capătul dinspre poarta de acces, cu un strat de amestec impermeabil de 3 m, format din 50% rocă concasată, 30% betonită şi 20% argilă neexpandabilă.
Īn această etapă se propune creşterea rezistenţei membranei de beton
bentonitic prin armare şi creşterea impermebilizării prin prevederea
torcretării suprafeţei exterioare a membranei cu ciment aditivat cu
Xypex.
Spaţiul dintre membrană şi stratul de etanşare, va fi umplut cu şlam
(noroi) bentonitic, cu rol de impermeabilizare şi stabilizare a
umpluturii din tronson_(vezi_Figura_1).
din Figura 1. Tronson tip 1 de īnchidere a tunelurilor de acces şi aeraj Suplimentar, se vor prevedea 2 tronsoane similare, de tip 2 de circa 50 m, īn care va fi amestecată 50% rocă concasată cu 50% argilă neexpandabilă. Aceste tronsoane suplimentare, vor fi adiacente zonei de depozitare pe cele două tuneluri, respectiv, de acces şi de aeraj. Īmbunăţătirile aduse tronsoanelor de tip 1 se vor aplica şi īn cazul tronsoanelor de tip 2. Propunerea sistemului de īnchidere a Depozitului Naţional de Deşeuri Radioactive Băiţa,Bihor După perioada de pre-īnchidere de 10 ani, se prevede īnchiderea definitivă a DNDR Băiţa,Bihor, prin efectuarea următoarelor activităţi: 1 - Īnchiderea galeriei 50, pe porţiunea de 240 m neutilizată pentru depozitare, prin tasarea materialelor de umplere, pe tronsoane de 50 m, separate prin straturi impermeabile, susţinute prin membrane din beton bentonitic armat prevăzut cu strat de impermeabilizare din ciment aditivat cu Xypex aplicat prin torcretare, cu rol de susţinere şi etanşare. 2 - Simultan, poate īncepe īnchiderea galeriei 53, de aeraj, conform aceleaşi metodologii. Īnainte de īnceperea īnchiderii acestei galerii, se va construi un dop de beton de 10 m, la limita intersecţiei cu galeria 50; 3 - Construcţia dopurilor cu lungimea de 15 m, pentru etanşarea depozitului şi prevenirea intruziunilor, la īnceputul galeriilor 50 şi 53, după finalizarea activităţii de umplere a galeriilor; 4 - Amenajarea zonei degradate a acoperişului DNDR Băiţa, Bihor prin execuţia de lucrări de amenajare īn terase şi refacere a zonei excavate şi a zonei de acces īn galeria 50, pe o suprafaţă de 3600 m2 şi instalarea unei geogrile, pe restul suprafeţei de 9500 m2. După finalizarea īnchiderii galeriilor, se vor efectua următoarele activităţi: 1 - Amenajarea īn Clădirea administrativă, a unui Muzeu public de prezentare a evoluţiei DNDR Băiţa, Bihor, cu rolul de popularizare a performanţelor sistemului de depozitare, pentru creşterea īncrederii publicului īn securitatea zonei de depozitare; 2 - Continuarea supravegherii mediului, conform planului aprobat de CNCAN, pe o perioadă de 100 de ani, respectiv, asigurarea controlului instituţional activ, pe această perioadă; 3 - Control instituţional pasiv, pe o durata de 200 de ani, prin menţinerea sistemului de avertizare a perimetrului de control instituţional. 4 - Redarea īn circuitul economic de utilizare nerestrictivă a terenului, după perioada totală de control instituţional, de 300 de ani. Pentru analiza eficienţei sistemului de bariere inginereşti şi naturale de la Depozitul Naţional de Deşeuri Radioactive Băiţa, Bihor s-au avut īn vedere o serie de experimente cu scopul obţinerii de informaţii privind evoluţia īn timp a acestora, determinarea/evaluarea timpilor de migrare a radionuclizilor depozitaţi prin cele trei medii care constituie barierele inginereşti (Figura 2): matricea de condiţionare, materialul de umplere (face obiectul prezentei etape) şi mediul geologic, precum şi a factorilor de sorbţie/retenţie a acestora pe aceleaşi bariere. Prin această analiză se poate evalua impactul īn timp a sistemului de depozitare asupra mediului şi se poate interveni, īn sensul optimizarii tehnologiilor, metodelor sau materialelor utilizate īn prezent, dacă situaţia o impune.
Figura 2. Sistemul de bariere inginereşti Au fost analizate materialele şi tehnologiile actuale de depozitare, precum şi alternative ale acestora, pentru cele doua componente asupra cărora se poate acţiona īn sensul īmbunătăţirii performanţelor: matricea de confinare şi materialele de umplere (tampon) a spaţiilor libere dintre colete. Au fost efectuate studii asupra: a) 3 materiale/mixturi de umplere uscate (bentonita (A1), bentonita mixată cu nisip (A2) şi bentonita mixată cu nisip şi argilă (A3)); b) 3 materiale/mixturi de umplere solide (matricea de mortar utilizată īn prezent, o formulă de beton alcalin şi o formulă de beton bentonitic); Pentru determinarea umidităţii au fost realizate trei montaje experimentale care au fost păstrate in-situ īn cadrul depozitului, īn condiţii reale de umiditate şi temperatură. Montajele experimentale au fost realizate astfel īncāt să fie simulat modul de depozitare, īn sensul că au fost turnate probe īn butoiaşe din tablă (cu h = 112 mm şi diametrul de 75 mm), utilizāndu-se reţeta folosită la īnglobarea deşeurilor radioactive (mortar de ciment). Acestea au fost stivuite pe generatoare īn trei montaje, spaţiile libere fiind umplute cu cele trei amestecuri sus menţionate: A1, A2 şi A3. Determinarea umidităţii bentonitei utilizate la DNDR Băiţa, Bihor, īn condiţii reale de utilizare Au fost prelevate de la DNDR, Băiţa – Bihor patru probe de bentonită, din galeriile 50, 27/1, 27/2 şi din locul de depozitare īn saci al bentonitei. O cantitate de 100 g de bentonită din fiecare probă a fost uscată īn etuvă la 100°C, pānă la masa constantă, şi a fost determinată umiditatea fiecărei probe, obţināndu-se următoarele rezultate: Galeria 50 – 21%, 27/1 – 16.4%, 27/2 – 16.4% şi bentonita din depozit – 11.9% umiditate.
Figura 3. Montaj experimental pentru determinarea gradului de umiditate īn condiţii reale şi rezultatele obţinute
Montajele au fost păstrate timp de 12 luni īn galeria experimentală de la DNDR Băiţa, Bihor. Cel mai mare grad de umiditate s-a īnregistrat īn montajul experimental A1, īn care materialul de umplere este bentonita, iar cel mai scăzut īn montajul experimental A3 īn care materialul de umplere este bentonită+nisip+argilă. Teste de sorbţie pentru cele trei tipuri de materiale testate A1, A2 şi A3 īn vederea stabilirii gradului de retenţie, pentru cei doi radionuclizi consideraţi relevanţi din punct de vedere al inventarului radioactiv conţinut īn depozit – Cs-137 şi Co-60. Ca urmare a programului de cercetare efectuat s-au obţinut următoarele rezultate: S-a aplicat metodologia de determinare a capacităţii de sorbţie (Rs) şi desorbţie (Rd) a schimbătorilor de ioni naturali indigeni (bentonite şi amestecuri pe bază de bentonite luate īn considerare īn acest proiect). Pentru aceleaşi condiţii de lucru timpul de echilibru pentru radionuclizii studiaţi a variat īntre 48–72 ore. Īn tabelul 1 s-au prezentat valorile constantelor de distribuţie Kd obţinute pentru cele 3 amestecuri A1, A2 şi A3. Tabel 1 Valorile constantelor de distribuţie Kd obţinute pentru A1, A2 şi A3
Un rezultat important al acestor cercetări l-a constituit punerea īn evidenţă a vitezelor proceselor de desorbţie foarte lente, ceea ce īnseamnă că procesele de sorbţie pe materialele studiate, avānd comportări de schimbătorii de ioni naturali sunt aproape ireversibile. Din datele experimentale se observă o foarte bună comportare a celor trei tipuri de material analizate īn sensul că retenţia este practic totală după 40 de zile. Pe baza experimentelor efectuate, pentru analiza evoluţiei īn timp a concentraţiilor īn aceste compartimente, s-au realizat calcule cu codul AMBER, pe modelul matematic stabilit īn RPS 2006, īn care s-au modificat valorile parametrilor materialelor de umplere propuse A1, A2 şi A3. Īn urma rulărilor s-au obţinut patru cazuri īn care s-a urmărit comportarea izotopilor radioactivi Co-60, Cs-137, din punct de vedere al migrării prin sistemul de depozitare. S-au urmărit valorile concentraţiilor izotopilor menţionaţi mai sus īn compartimentele sistemului de depozitare, deoarece sunt relevante īn contextul acestui studiu pentru evoluţia depozitului propriu-zis, fiind īn contact direct cu deşeurile şi cu materialele tampon (bentonită pulbere, bentonită pulbere: nisip, bentonită pulbere: nisip: argilă). Cazurile obţinute au fost: Cazul de referinţă, īn care s-au păstrat valorile datelor de intrare din modelul realizat īn evaluarea preliminară de securitate, cu excepţia perioadei operaţionale care s-a extins pānă īn anul 2040; Cazul A1, īn care s-au īnlocuit īn fişierul AMBER valorile parametrilor caracteristici materialului de umplere “bentonită pulbere”; Cazul A2, īn care s-au īnlocuit īn fişierul AMBER valorile parametrilor caracteristici materialului de umplere “bentonită pulbere:nisip”; Cazul A3, īn care s-au īnlocuit īn fişierul AMBER valorile parametrilor caracteristici materialului de umplere “bentonită pulbere:nisip:argilă”. S-au obţinut rezultatele prezentate grafic īn Figura 4.
Figura 4. Concentraţia maximă [Bq/m3] īn compartimentul [Bentonite], īn compartimentul [Concrete_Floor], īn compartimentul [Concrete_Drain] şi īn compartimentul [Active_Drain_1]
Din analiza rezultatelor obţinute s-a putut observa că materialele de umplere propuse au un comportament similar din punct de vedere al capacităţii de reţinere a radionuclizilor īn compartimentele analizate, determinānd reţinerea acestora īn zona cāmpului apropiat şi īntārziind migrarea spre mediul exterior. Se poate observa o creştere a concentraţiei izotopilor urmăriţi īn compartimentele analizate, faţă de cazul de referinţă, ceea ce demonstrează capacitatea de reţinere a materialelor de umplere. Explicaţia constă īn faptul că valorile coeficienţilor de distribuţie, kd, pentru elementele Co-60 şi Cs-137 sunt cu mult mai mari decāt cele folosite īn cazul de referinţă. Impactul final al contribuţiei materialelor de umplere s-a observat īn valoarea indicatorului de securitate reprezentat de doza totală efectivă individuală anuală īnsumată după toate căile de expunere şi toţi radionuclizii, pentru cele trei grupuri critice definite īn vecinătatea depozitului DNDR Băiţa, Bihor (Figura 5). Grupurile critice sunt selectate pe baza aprecierii celor mai probabile obiceiuri şi ocupaţii ale grupurilor de populaţii care pot fi expuse īncorporării contaminanţilor prin intermediul biosferei. Grupurile critice considerate sunt următoarele: - Recreaţional, care este posibil să fie expus: iradierii externe de la regolit şi cursurile de apă contaminate, inhalării prafului contaminat şi ingerării accidentale de sol contaminat; - Băiţa Plai, care poate fi expus: iradierii externe de la solul şi apa contaminate, inhalării prafului contaminat şi ingerării accidentale de sol contaminat; - Băiţa Sat, care este similar īn activităţi şi obiceiuri grupului „Băiţa Plai”, exceptānd faptul că grupul este situat mai departe de depozit, īn comuna Băiţa Sat. Īn figura 5 este prezentată evoluţia acestor doze totale efective individuale anuale īnsumate după toate căile de expunere şi toţi radionuclizii, pentru cele trei cazuri analizate A1, A2 şi A3. Se poate observa că există două momente de timp īn evoluţia post-īnchidere a depozitului īn care doza efectivă īncasată de un membru al grupurilor critice atinge valori de vārf (peak): - la mai puţin de 100 ani şi, respectiv 4582 de ani de la momentul considerat zero (anul 1985) pentru grupurile critice "Recreaţional" şi "Băiţa Plai"; - la mai puţin de 100 ani şi, respectiv 4076 de ani de la momentul considerat zero (anul 1985) pentru grupul critic "Băiţa Sat".
Figura 5. Dozele efective individuale anuale pentru cele trei grupuri critice considerate, īnsumată după toate căile de expunere şi toţi radionuclizii pentru Cazurile A1, A2 şi A3
Din studiul valorilor de doză prezentate īn lucrarea de faţă, se constată o scădere a acestora faţă de cazul de referinţă, īn care materialul de umplere modelat a fost unul ipotetic, caracteristicile acestuia fiind parametrizate pe baza datelor din literatura de specialitate. Din datele experimentale obţinute pe parcursul derulării proiectului au rezultat unele din valorile necesare īn vederea analizei calitative a modului de comportare al barierelor inginereşti īn timp. Astfel au fost determinaţi prin calcul anii necesari ajungerii frontului radioactiv la distanţe de 10, 100, 500 şi 1000 m de depozit, īn două variante: la viteze de curgere a apei subterane de 10-3 m/zi şi la viteze de 1 m/zi. Īn Tabelul 2 şi Figura 6 sunt prezentate , īn cazul cel mai defavorabil (viteza frontului de apă este de 1 m/zi), valorile timpilor necesari ca frontul radioactiv să ajungă la anumite distanţe de depozit.
Tabel 2. Calculul timpului necesar (ani) ca frontul radioactiv să ajungă la anumite distanţe de depozit, considerāndu-se viteza de 1 m/zi pentru A1, A2 şi A3
Figura 6 . Timpul necesar (ani) ca frontul radioactiv să ajungă la anumite distanţe de depozit, considerāndu-se viteza de 1 m/zi pentru Co-60 şi Cs-137
Prin urmare, se poate concluziona ca utilizarea bentonitei şi a amestecurilor pe bază de bentonită, nisip şi argilă ca material de umplere a spaţiilor libere dintre colete este o alternativă viabilă avānd īn vedere rezultatele obţinute din punct de vedere al capacităţii de sorbţie şi retenţie precum şi a gradului de umiditate īn condiţii reale de depozitare şi īn condiţii de laborator; de asemenea, ea poate fi pusă īn operă īn condiţii tehnice relativ simple, corespunzătoare pentru DNDR Băiţa, Bihor.
|
|||||||||
