Radioaktív hulladékok (Fizikus B.Sc.) Radioaktívhulladék gazdálkodás (Gépész - energetikus B. Sc.)

Átírás

1 Radioaktív hulladékok (Fizikus B.Sc.) Radioaktívhulladék gazdálkodás (Gépész - energetikus B. Sc.) Tartalom: 1. A radioaktív hulladékokkal kapcsolatos sugárvédelmi ismeretek rövid összefoglalása 2. A radioaktív hulladék definíciói, a hulladékokra vonatkozó szabályozás 3. Radioaktív hulladékok típusai, keletkezésük, vizsgálati módszereik 4. Radioaktív hulladékok kezelése ( Waste management ) 1

2 Irodalom a felkészüléshez Letölthető prezentáció Fehér I., Deme S. (szerk.): Sugárvédelem (ELTE Eötvös Kiadó, Budapest, 2010.) Zagyvai P. és mások: A nukleáris üzemanyagciklus radioaktív hulladékai (ELTE Eötvös Kiadó, Budapest, 2013.) 2

3 Számonkérések 1. félévközi dolgozat: III. 23. (előtte III. 16. szünnap, és III.10. (szombat) munkanap, pénteki órarenddel) 2. félévközi dolgozat: V. 18. A dolgozatírásokig leadott anyagok pdf fájlban hozzáférhetőek lesznek. 3

4 Sugárvédelmi áttekintés: dózisfogalmak Elnyelt dózis [Gray, 1 Gy = 1 J/kg] Egyenérték dózis [Sievert, 1 Sv=1 Gy biológiai hatása] az ionizáló sugárzás sztochasztikus hatására Effektív dózis E H E w H T D de dm D w R az egyes szöveteket ért egyenértékdózis súlyozott összege Lekötött dózis: egy bevitelből származó, több éven keresztül kifejtett dózisok összege Kollektív dózis: azonos forrásból egy embercsoport tagjait ért dózisok összege T T H 4

5 Egyenérték dózis az ionizáló sugárzás sztochasztikus biológiai hatása H D. w R [Sievert, Sv] w R sugárzási tényező - a lineáris energiaátadási tényező (LET) = de/dx függvénye w R,α = 20 w R,γ = 1 w R,β = 1 w R,n = 2,5 20 a neutron-energia függvényében 5

6 E Effektív dózis = az egyes szöveteket ért egyenértékdózis súlyozott összege (H E ) TwT[Sv] T H E: Effektív dózis w T szöveti súlyozó tényezők T w T 1 Az IAEA General Safety Requirements Part 3-nek megfelelő 487/2015. kormányrendelet szerinti) szöveti súlyozó tényezők: ivarszervek w T =0,08 (genetikus hatásra) szomatikus hatásokra legérzékenyebbek w T =0,12 tüdő, gyomor, belek, vörös csontvelő, emlő érzékenyek w T =0,04 máj, vese, pajzsmirigy stb. kissé érzékeny w T =0,01 bőr, csontfelszín 6

7 Az ionizáló sugárzás determinisztikus egészségkárosító hatása A károsítás mértékét jellemző dózismennyiség: relatív biológiai egyenértékkel szorzott elnyelt dózis J/kg = Gray = Gy 7

8 Relatív biológiai egyenérték 8

9 Az ionizáló sugárzások sztochasztikus egészségkárosító hatása Kockázat m= /Sv Dózis Lineáris, küszöb nélküli függvénykapcsolat az effektív dózis és a természetest meghaladó többletdózis által okozott kockázat között a szabályozás alapja. Dózis = Lekötött effektív dózis 9

10 Sugárvédelmi áttekintés - alapelvek Sugárvédelem az ionizáló sugárzások károsító hatásainak kizárása, illetve minimalizálása. 3 alapelv: 2 további gyakorlati elv: Indokoltság * ha a kis dózisokat korlátozzuk, ezzel a Optimálás nagy dózist kizárjuk Korlátozás * a természetes dózis nem korlátozható Külső sugárterhelés: kisméretű vagy kiterjedt forrásoktól, de a testen kívülről származik Belső sugárterhelés: radioaktív anyag inkorporációja (belégzése, lenyelése) 10

11 Sugárvédelmi áttekintés hatósági szabályozás Dóziskorlátozás: DL dose limit, immissziós dóziskorlát (minden sugárforrásból 1 emberre) foglalkozási korlát: 20 msv/év (5 év átlagaként, 1 évben sem lehet >50 msv) lakossági korlát: 1 msv/év DC - emissziós korlát = dózismegszorítás (dose constraint - fiktív személy dózisa egy adott forrásból) Magyarországon: kiemelt létesítmény: lakosságra 0,1 0,01 msv/év, egyéb létesítmény: egységesen 0,03 msv/év ΣDC nem értelmezhető, de DC < DL kell, hogy legyen A radioaktív hulladék hatásával kapcsolatos korlátozás: - működő hulladék-feldolgozó, le nem zárt lerakó: DC - felszabadított hulladék, lezárt lerakó: egyedi határérték vagy az elhanyagolható dózis = 10 µsv/év 11

12 Radioaktív hulladékok definíciója Radioaktív hulladék: további felhasználásra nem szánt, emberi tevékenység (ionizáló sugárzás alkalmazása) eredményeképpen létrejött radioaktív anyag, amelyet sugárbiztonsági szempontból kezelni szükséges = az általa kezelés nélkül okozható dózis meghaladja az elhanyagolható szintet. 12

13 Radioaktív hulladékok típusai Radioaktív hulladékok keletkezése folyamatos üzemi kibocsátás (légnemű, folyékony) a létesítmény dózismegszorításából származtatott kibocsátási határértéknél (KH) kisebb mennyiségek, kezelés: nincs vagy üzemszerű, folyamatos nem tekintendő radioaktív hulladéknak helyben maradó üzemi hulladékok a kezelés üzemszerű, szakaszos, elszállítás időszakonként a végleges lerakóba. baleseti (rövid ideig tartó) kibocsátás és történelmi hulladék a kezelés eseti, szakaszos, része a környezeti helyreállítás (remediation) folyamatának leszerelési hulladékok a létesítmény lebontása során keletkező, fel nem szabadítható anyagok, kezelésük szakaszos, elhelyezés átmeneti, majd végleges lerakóban. 13

14 Radioaktív hulladékok szabályozása Nemzetközi ajánlások: IAEA: Classification of Radioactive Waste for protecting people and the environment GSG-1 General Safety Guide (2009) és néhány más kiadvány EU: Radiation Protection kiadványsorozat, EURATOM direktívák Általános nemzetközi alapelv: a hulladék általában nem exportálható VI. 27. az EU Tanácsa elfogadta, hogy lehetséges radioaktív hulladék kiszállítása az unió területéről az alábbi esetekben: - visszavételi garanciával eladott zárt forrásokra; - kutatóreaktorok kiégett fűtőelemeire, melyet korábban hulladéknak nyilvánítottak; - ha az EU-kívüli befogadó állam hulladékkezelési biztonsága megfelel az EU-s normáknak és a tárolónak van hatósági engedélye. 14

15 Radioaktív hulladékok szabályozása A hatályos magyarországi jogi szabályozás: CXVI. tv. ( Atomtörvény általános szabályozás a nukleáris és sugaras létesítményekről, felhatalmazás a sugárvédelem és a hulladékok ügyének szabályozására) (új verzió: LXXXVII. tv.) 240/1997. kormányrendelet: RHK, KNPA (felelős kezelő, anyagi alap) 487/2015. kormányrendelet (általános sugárvédelmi szabályozás + mentességi szintek) MSZ 62/1... /7 sugárvédelmi szabványok 47/2003. ESzCsM rendelet (radioaktív hulladékok) megújítása folyamatban MSZ 14344/1,2 radioaktív hulladékokra vonatkozó szabványok 37/2012. kormányrendelet: új Nukleáris Biztonsági Szabályzatok 15

16 Radioaktív hulladékok osztályozása IAEA = International Atomic Energy Agency (NAÜ) Kiadás éve:1994. Mentesség = EXEMPTION Sugárvédelmi intézkedést nem igénylő anyag Osztályozás alapja az aktivitás-koncentráció 16

17 Radioaktív hulladékok osztályozása IAEA Safety Series #115 (1996) International Basic Safety Standards (IBSS) for Protection against Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources A hulladék-osztályozás alapja az okozható dózis Felszabadítás = CLEARANCE, de a mentességgel azonos szintek Osztályozás alapja az okozható dózissal arányos mennyiség új IBSS : GSR Part 3 Eltérő mentességi és felszabadítási szintek (kis- illetve nagy mennyiségre) 17

18 A sugárvédelem tudományosan megalapozott alapelveiből levezetett követelmények és a számításokhoz szükséges alapadatok átfogó gyűjteménye 18

19 19

20 20

21 Radioaktív hulladékok osztályozása az okozható dózis alapján Elhanyagolható dózis: H i μsv/év Mentességi szint: (Exemption) egy sugárforrás, illetve egy adott radioaktív koncentrációval jellemzett anyag mentes a sugárvédelmi szabályozás alól, ha a legkedvezőtlenebb forgatókönyv mellett sem okoz H i -nél nagyobb dózist (foglalkozási vagy lakossági helyzetben). [Bq], [Bq/kg]= MEAK Felszabadítási szint: (Clearance) egy korábban sugárvédelmi szabályozás alá tartozó anyag kivonható a szabályzás alól (lakossági helyzetben.) [Bq/kg], [Bq/m 2 ] Hasonlóság: kapcsolat H i -vel. Eltérés: forgatókönyv 21

22 Radioaktív hulladékok szabályozása Magyarországon A mentesség és a felszabadítás fogalmai még nem váltak szét a szabályozásban: nem voltak külön megadott felszabadítási szintek, a mentesség volt az osztályozás alapja 47/2003. sz. ESzCsM-rendelet, 14344/ sz. szabvány. A felszabadításhoz a 16/2000. sz. EüM. rendeletben rendelt effektív dózis 30 µsv/év. S i AKi MEAK i S (=HI hazard index =WI waste index ) veszélyességi mutató MEAK: Mentességi aktivitás-koncentráció [Bq/kg]) AK: aktivitás-koncentráció [Bq/kg] i: a hulladékcsomag radioizotópjai Kis aktivitású hulladék (LLW) 1 < S < 1000 Közepes akt. h. (ILW) 10 3 < S <10 6 Nagy akt. h. (HLW) S > 10 6, hőfejlődés > 2 kw/m 3 22

23 Radioaktív hulladékok szabályozása Magyarországon IAEA GSG-1 és GSR-3 és 2013/59/EURATOM javaslatainak átvétele 487/2015. kormányrendelet: csekély (= moderate ) mennyiség: mentességi szintek [MEAK] használata REAK: referencia aktivitás-koncentráció céljából = specifikus mentességi szint jelentős (= bulk ) mennyiség (>1 t): felszabadítási szintek [FEAK] = általános mentességi szint használata REAK-ként S i ci REAK i MEAK, FEAK, KH közös sajátossága: nem a környezetben, hanem az emisszió helyén mérhető értékekként határozták meg őket! 23

24 A felszabadítási szintek meghatározása a kritikus forgatókönyv kiválasztása Practical use of the concepts of clearance and exemption RADIATION PROTECTION #122 Part I. EU Directorate General Environment (2000) Fejlécben: expozíciós forgatókönyvek (külső terhelés, belégzés, lenyelés, bőrdózis) Táblázatban: egységnyi koncentrációra jutó éves dózis az adott forgatókönyv esetén 24

25 Felszabadítási és mentességi szintek Hiányzik: 41 Ca, 133 Ba stb. ezekre a forgatókönyvek és a sugárfizikai adatok alapján lehet CL-t számítani. A felszabadítási szintek általában nagyságrendekkel kisebbek, mint a mentességi szintek!!! (GSR-3 bulk szintjei = RP#122 értékei kerekítve) 25

26 Kibocsátási határértékek üzemelő létesítményekre Kibocsátási határérték (KH): a létesítmény dózismegszorításának megfelelő aktivitások [Bq/év] üzemelés során kibocsátott hulladékokra alkalmazzák Kibocsátási határérték-kritérium: KHK A i : az i-edik radionuklidból kibocsátott aktivitás [Bq/év] DCF: dóziskonverziós tényező 1 Bq inkorporációja (lenyelés vagy belégzés) által okozott effektív dózis [Sv/Bq] mf i,krit : mobilitási tényező [-] az i-edik radioizotóp hígulása a kibocsátás helyétől a kritikus csoportig (=referencia személyig) tehát mf i,krit <<1 KHK KH i i Ai KH DC DCF i i,krit 1 mf 1 i,krit 26

27 Radioaktív hulladékok csoportosításai Halmazállapot szerint: gáznemű, folyékony, szilárd, biológiai hulladék Felezési idő szerint: rövid, hosszú (határ: 137 Cs T=30 év) Sugárzásfajta szerint: α-sugárzók külön kezelendők Felületi γ-dózisteljesítmény szerint Hulladék-átvételi követelmények (RHK Kft. Püspökszilágy, Bátaapáti) a létesítményekre specifikus aktivitásértékek Speciális kategóriák: MW-Mixed Waste - USA; VLLW- very low level waste Franciaország (Magyarországon is tervezik a bevezetését) 27

28 Radioaktív hulladékok csoportosításai Gyakorlati kategóriák: A tárolt hulladékcsomagok gyors minősítésére a munkahely ellenőrzött területén A zárt hulladékcsomag felületén mérhető γ-dózisteljesítmény szerint: -Kis akt.: 300 µsv/h -Közepes akt.: 0,3 H 10 msv/h -Nagy akt.: H H > 10 msv/h 28

29 Radiotoxicitás-index: a hulladék veszélyességének kifejezése Hulladék (-tároló) veszélyessége végső formájában: radiotoxicitás - index RTOX A (t) tf Q i i, j j i j. DCF RTOX : radiotoxicitás-index (ténylegesen [Sv/év]) A : aktivitás [Bq]; i : radioizotóp minősége tf : aktivitás-átviteli tényező a hulladékból egy táplálékfajtába [(Bq/kg)/Bq] Q j : táplálékfogyasztás a j-edik anyagból [kg/év] DCF : lenyelési dóziskonverziós tényező [Sv/Bq] i 29

30 Radiotoxicitás a hulladék veszélyességének kifejezése RT A (t) DCF i i RT : radiotoxicitás [Sv/év] A : aktivitás [Bq]; i : radioizotóp minősége DCF : lenyelési dóziskonverziós tényező [Sv/Bq] i Ez a definíció a hulladék tárolóhoz (lerakóhoz) köthető maximális inkorporálható kollektív dózist jelenti : a tényleges mértékegység személy.sv, mert egy személy nem inkorporálhatja a teljes aktivitást. Nem tartalmazza a hígulást (terjedési függvényt és elérési forgatókönyvet) 30

31 Radioaktív hulladékok definíciói, szabályozás Az évi CXVI. tv. szerint a hulladékkezelés az RHK Kft. feladata ( Hatósági feladatok a radioaktív anyagokkal kapcsolatban: Személyi sugárvédelem, dózismegszorítás engedélyezése kiemelt létesítmények számára, nukleáris biztonság - OAH (Országos Atomenergia Hivatal) Sugárforrások nyilvántartása - OAH Kibocsátási korlátok OAH, a környezetvédelmi felügyelőségek feladatát átvevő megyei kormányhivatalok A hatósági nyilvántartásban szerepelnek: -Mennyiség -Minőség (aktivitás, aktivitás-koncentráció) -Halmazállapot 31

32 Radioaktív hulladékok definíciói, szabályozás Kiemelt nukleáris létesítmények Magyarországon: Paksi Atomerőmű KKÁT (kiégett kazetták tárolása) 2 kutatóreaktor -BKR (MTA EK AEKI) Bátaapáti (NRHT) -OR (BME NTI) Püspökszilágyi Hulladéktároló (RHFT) Izotóp Intézet Kft. A szintű izotóplaboratóriuma (ebben D = dangerous (életveszélyes) minősítésű sugárforrásokkal dolgoznak 32

33 A Paksi Atomerőmű 33

34 A Budapesti Kutatóreaktor 34

35 Izotóp Intézet Kft. A szintű izotóplaboratóriuma 35

36 Radioaktív hulladékok keletkezése * Nukleáris energiatermelés hulladékai: bányászat, ércfeldolgozás, urándúsítás, reaktorok működése, üzemi és leszerelési hulladékok * Kutatóreaktorok, gyorsítók, spallációs rendszerek hulladékai: más anyagból készült szerelvények, más technológia = részben más radioizotópok * Nukleáris robbantások, fegyverkísérletek hulladékai * Gazdasági sugárforrások: szerkezetvizsgálat, szintjelzés, besugárzó állomások * Orvosi sugárforrások: diagnosztika (in vivo, in vitro), terápia * TENORM: természetes radioaktivitás dúsulása nem nukleáris/sugaras tevékenységek következtében (Technologically Enhanced Naturally Occurring Radioactive Material) 36

37 Radioaktív hulladékok keletkezése Nukleáris energiatermelés hulladékai: Uránbányászat 238 U T=4, év, 235 U T=0, év, 232 Th T=10, év és a bomlási soraikba tartozó radionuklidok külszíni fejtés, mélységi = aknás fejtés, ISR: helyszíni kinyerés in situ recovery (ISL: helyszíni kioldás in situ leaching ) Bányászat hulladéka: Meddő, darabolt kőhulladék nagy felület: 222 Rn kibocsátása, leányelemek belélegzése lakossági többletdózist okozhat; a visszamaradó urán, tórium és leányelemeik a felszabadítási szint ( 238 U: 1 Bq/g) alatt normális hulladékként kezelhetőek. (IAEA GSR-3 szerinti bulk = nagy tömegű anyag kategória) 37

38 Uránérc feldolgozás - reaktor üzemanyag előállítása Ércőrlő és szitáló berendezés 38

39 Urán bányászata - kioldás A kibányászott, darabolt, sűrűség szerint szétválogatott ércet feltárják. savas kioldás: kénsavval (in situ is lehetséges) oxidatív kioldás CO 2 + O 2 + H 2 O -val Oxidatív eljárás ISL kivitelben: ez a legkíméletesebb a környezet számára, igen kevés hulladék marad a felszínen. 39

40 Radioaktív hulladékok eredete - ISR uránbányászati technológia Gáz halmazállapotú oxigént és CO2-t adagolnak a besajtolt vízhez - az eljárás ugyanazon az elven működik, mint az urán természetes oldódása. Mivel az oxigénes víz az uránon (UO 2 2+ formában) kívül más elemeket alig vagy egyáltalán nem képes oldani, ezért a képződő hulladék mennyisége igen csekély és nem radioaktív. 40

41 Urán( 235 U)-tartalmú reaktor-fűtőelem előállítása Feltárt kőzetből kapott oldat feldolgozása: Lecsapás UO 2 és UO 3 keveréke = U 3 O 8 uránoxid yellow cake (sárga por), a dúsítóba szállítják, ahol gáznemű UF 6 -tá alakítják. 235 U U (dúsított): 238 U(szegényített): fegyvergyártás főként UO 2 -ként kerül a fűtőelemekbe Nehézvizes (D 2 O-val moderált) reaktor (HWR): természetes urán elegendő a fűtőelemekben, nem kell dúsítás Urán: toxikus nehézfém, sejtméreg vesepusztító Határérték vízben: 10 µg/l 41

42 Uránérc dúsítás Incident update at Gronau uranium enrichment facility 27 January 2010 As reported, there was an incident on Thursday at the URENCO uranium enrichment facility in Gronau, Germany, during which there was a minor release of uranium hexafluoride that was contained within the container preparation area. Since the air in the container preparation room is filtered, there was no release to the environment or to the local population. URENCO constantly monitors the radioactivity within the building and on site. In addition, control measurements were taken immediately after the accident. The URENCO employee involved was transferred to the nuclear medical department of Dusseldorf University Clinic in Jülich on Monday, after having received first aid in Münster. According to the doctors treating him, his general condition is very good. 42

43 Az urán és a tórium bomlási sora a radonig 43

44 Radon Rn leányelemei 222 Rn α (5,5 MeV) T=3,8 d 218 Po α (6,0 MeV) T=3,1 m 214 Pb (185 kev 1,02 MeV) T=26,8 m (295, 352 kev 2 intenzív gamma-vonal) 214 Bi (526 kev 1,26 MeV) T=19,9 m (76 kev.2,45 MeV 14 gamma-vonal) 214 Po α (7,69 MeV) T=164 µs Pb, (kis energiájú) T=22 y 210 Bi (300 kev 1,16 MeV) T=5,01 d 210 Po α(4,5-5,3 MeV) T=138 d 206 Pb - STABIL 44

45 Radon 220 Rn ( toron ) leányelemei 220 Rn α (6,3 MeV) T= 54 s 216 Po α (6,8 MeV) T = 0,15 s 212 Pb (100 kev) T = 10,6 h (87 kev 300 KeV) 212 Bi α (6,3 MeV) 36% (2,25 MeV) 64% (70 kev 1,8 MeV) T = 60,6 m 208 Tl ( keV) T = 3,05 m (84 kev 2,6 MeV) 212 Po α (8,8 MeV) T = 0,3 µs 208 Pb - STABIL 45

46 Az uránbányászat hulladékainak vizsgálata Urán, tórium: gyengén radioaktívak, nem nukleáris módszerekkel érzékenyebben analizálhatók Rövidebb felezési idejű leányelemek: α- és γ-spektrometria, előbbihez a minták feldolgozása (elválasztása) szükséges 46

47 Visszamaradt környezetszennyezés az uránbányászat után - Pécs környéki uránbánya területének helyreállítása Ezt és a következő 4 képet Dr. Várhegyi Andrástól (Mecsek Öko Zrt.) kaptam. 47

48 Uránérc-feldolgozás - zagytározók rekultivációja: Tájrendezés Morfológia kialakítás, felületstabilizálás Beszivárgást minimalizáló fedés Felszíni vízrendezés, vízelvezetés Hosszú távú stabilitás elérése 48

49 Geotechnika és rekultiváció... Az iszapmag konszolidációja a vízleengedés után 49

50 Iszapmag felszínének előkészítése Geotechnika és rekultiváció... 50

51 Radioaktív hulladékok eredete Nukleáris energiatermelés - reaktorok A fűtőelemek anyagának aktivációs és spallációs termékei (termikus illetve gyors neutronokkal ütközve) Hasadási termékek Szerkezeti anyagok aktivációs és spallációs termékei ( Korróziós termékek) A primervízben lévő anyagokból keletkező aktivációs termékek 51

52 Radioaktív hulladékok eredete Reaktorok a fűtőelemek anyagának aktivációs termékei Urán és transzurán (Z>92) aktivációs és spallációs termékek Termikus neutronok: magreakció aktivációval átmeneti mag -on keresztül (tömegszám-növekedés) Gyors neutronok: magreakció rugalmatlan szórással: spalláció (tömegszámcsökkenés) 52

53 Radioaktív hulladékok eredete Reaktorok transzurán aktivációs termékek Aktiválás termikus neutronokkal 238 U (n,γ) 239 U (T=23 perc) β Np (T=2,4 nap) β Pu (T=24110 év) α 239 Pu (n,γ) 240 Pu (T=6563 év) α 240 Pu (n,γ) 241 Pu (T=14,4 év) β Am (T=432 év) α,γ kulcsnuklid a nehezen mérhető (DTM) nuklidokhoz 239 Pu, 241 Pu indukált hasadásra képesek α-sugárzó Pu, Am, Np nuklidok: DCF (belégzés) >10-5 Sv/Bq DCF (lenyelés) >10-7 Sv/Bq 53

54 Radioaktív hulladékok eredete Analízis hulladékok minősítése, tárolás/kezelés meghatározása Kulcsnuklid (key nuclide) feltételei nehezen mérhető (difficult-to-measure = DTM) nuklidokhoz: Elég hosszú felezési idő (végig követhető a hulladék pályája ) Elemezhetőség γ-spektrum alapján (nem kell kinyitni a lezárt tárolóedényt) Elegendően nagy mennyiség (kis mérési hiba, jó kimutathatóság) Viselkedése egyezzék meg a csomag többi komponensével 54

55 Radioaktív hulladékok eredete Reaktorok transzurán aktivációs termékek Aktiválás gyors neutronokkal (spalláció) 238 U (n,2n) 237 U (T=6,8 nap) β Np (T=2, év) α 237 Np (n,γ) 238 Np (T=2,1 nap) β Pu (T=87,7 év) α 238 Pu/ 239 Pu arány: reaktor-ujjlenyomat 238 Pu DCF: kb. mint 239 Pu 55

56 Radioaktív hulladékok eredete Reaktorok transzurán aktivációs termékek (PWR V-213 = VVER 440 reaktortípus) kg/(gw év) T 1/2 (év) 56

57 Radioaktív hulladékok eredete Reaktorok hasadási termékek Hasadási hozamok különböző hasadóanyagoknál 57

58 Radioaktív hulladékok eredete Reaktorok hasadási termékek 235 U : Hozamtört rendszám összefüggés Az izobár sorozatok tagjai β - -bomlások révén keletkeznek egymásból 58

59 Radioaktív hulladékok hasadási termékek Nemesgázok (Xe, Kr) Radiojódok (I) Egyéb, adott kémiai formában illékony elemek (Cs, Sr, Ru stb.) Egyéb hasadási termékek 59

60 Radioaktív hulladékok hasadási termékek - nemesgázok Nem köthetők meg a reaktor gáztalanító egységéből a környezetbe kerülnek (csekély retenció aktív szénen atomméret-függő) 133 Xe, 135 Xe, 88 Kr: rövid felezési idejűek 85 Kr T=10,76 év csak 0,22 % hozam Paksi Atomerőmű (PAE) kibocsátási korlátja: Kr 46000, Xe TBq/év (kibocsátva: <10 TBq/év) A fűtőelemek inhermetikusságának indikátorai Csernobili kibocsátási hányad: leltár ~100 %-a 60

61 Radioaktív hulladékok hasadási termékek - radiojódok Illékonyak (gázneműek, vízben jól oldódnak, reaktívak) Rövid felezési idejűek: 131 I, 132 I, 133 I, 134 I, 135 I 131 I T= 8,04 nap, DCF (lenyelés) Sv/Bq β- és γ-sugárzók hozamuk 3 7 % - inhermetikusság indikátorai, arányuk kor- és sebességfüggő (elválasztással mérhetők by-pass primervíz mintákból) 129 I T=15,7 millió év hozam <1%, lágy β- és γ-sugárzó DCF Sv/Bq Transzmutációs célpont neutronaktiválás 130 I 61

62 Radioaktív hulladékok hasadási termékek - radiojódok Kibocsátási korlát ( 131 I) a három lehetséges kémiai formára eltérő az erősen különböző DCF-ek miatt Csernobili kibocsátási hányad: leltár ~ 20 %-a Folyamatos üzemi kibocsátás (PAE): elemi jód (impregnált aktív szén szűrőn marad) korlát 1 TBq/év, kibocsátás: 2 GBq/év; jodid (aeroszolhoz kötött) korlát 4 TBq/év, kibocsátás: 2 GBq/év, CH 3 I (nagy térfogatú aktív szén szűrőn marad) korlát 95 TBq/év, kibocsátás: 32 GBq/év 62

63 Radioaktív hulladékok hasadási termékek egyéb illékony nuklidok Cézium- és stroncium-izotópok 137 Cs T=30 év, hozam ~6 %, β- és γ-sugárzó kulcsnuklid DCF (lenyelés) ~10-8 Sv/Bq 135 Cs T=2, év tiszta β-sugárzó hozam ~7 % 134 Cs T= 2,06 év nem közvetlen hasadási termék! A 134-es sorozat lezáró nuklidja a 134 Xe. A 133-as sorozat lezáró nuklidja a 133 Cs ez felhalmozódik és felaktiválódik. A 134 Cs/ 137 Cs arány reaktor-ujjlenyomat Paksi vízkibocsátásban átlagosan 31:100 Csernobili kibocsátási hányad: leltár ~ 5 %-a PAE légnemű (aeroszol) korlát: 1 TBq/év kibocsátás: 8 MBq/év 63

64 Radioaktív hulladékok hasadási termékek egyéb illékony nuklidok 90 Sr T=28,9 év, tiszta β - -sugárzó, hozam: 4,5 % DCF (belégzés, lenyelés)~ Sv/Bq csontkereső PAE korlát: levegő 0,4 TBq/év kibocs.: 0,2 MBq/év víz: 2 TBq/év kibocs.: 1 MBq/év Csernobili kibocsátási hányad: leltár ~4%-a 90 Sr/ 137 Cs arány a paksi vízkibocsátásban: 4: Sr, 91 Sr, 92 Sr rövid felezési idejűek 103 Ru, 106 Ru: Ruthenium release increases as oxidised gaseous species RuO 3 and RuO 4 are formed. A significant part of the released ruthenium is then deposited on reactor coolant system piping. However, in the presence of steam and aerosol particles, a substantial amount of ruthenium may be released as gaseous RuO 4 into the containment atmosphere október: 106 Ru-kibocsátás valahol Oroszországban valószínűleg orvosi izotópgyártásból; egész Európában mérhető volt a levegőben c~µbq/m 3 mbq/m 3 64

65 Radioaktív hulladékok hasadási termékek egyéb nuklidok A leghosszabb felezési idejűek: 99 Tc T= év, tiszta β - -sugárzó, hozam: 6 % - anionként (TcO 4- ) oldódik; DCF (belégzés, lenyelés) ~10-9 Sv/Bq Transzmutációs célpont: neutronaktiválás 100 Tc 93 Zr T=1,53 millió év, tiszta β - -sugárzó hozam: 6 % 107 Pd T=6,5 millió év, tiszta β - -sugárzó hozam: 1 % 65

66 Radioaktív hulladékok korróziós termékek reaktorokban A reaktorzóna körüli szerkezeti anyagok = vas (acél) és cirkónium aktivációs termékei előbbi revés szerkezetű oxidokat képez tranziens üzemi szakaszokban leválik, szétterjed a primervízzel és zónatisztítás során a levegőbe is jut. Aktivációs termékek termikus neutronokkal: 55 Fe T=2,73 év EC DCF ~10-10 Sv/Bq 60 Co T=5,27 év β - és γ-sugárzó kulcsnuklid 59 Ni T=76000 év tiszta β - sugárzó 63 Ni T=100 év tiszta β - sugárzó 66

67 Radioaktív hulladékok korróziós termékek reaktorokban Aktivációs termékek gyors neutronokkal 54 Mn ( 54 Fe-ből) EC + γ-sugárzó T=312 nap 58 Co ( 59 Co-ból) - EC + γ-sugárzó T=71 nap 58 Co/ 60 Co-arány: reaktor-ujjlenyomat Az 1. paksi blokknál: 110m Ag T=252 nap β- és γ-sugárzó 108m Ag T= 418 év EC + γ-sugárzó PAE első éveiben a környezetben is megjelentek igen kis mennyiségben. 67

68 Szerkezeti anyagok aktivációs termékei reaktorokban Beton = cement + kavics + víz + adalékok Portlandcement = 75-80% mészkő és 20-25% agyag zsugorodásig történt égetésével (kalcinálás >1400 o C-on) előállított klinker + kötéslassító (néhány százalék) gipszkő. További adalékok: lösz, pernye, kohósalak, homok, trasz = őrölt vulkáni tufa, szerpentin = hidratált magnézium-szilikát Beton: reaktor-építőanyag; nehéz adalékokkal (bárium, vas, ólom stb.) a biológiai védelem anyaga. Mind a gamma-, mind a neutronsugárzást árnyékolja, utóbbit a kötött kristályvíz révén. Kémiai alkotórészek: SiO 2, Al 2 O 3, CaO, FeO stb. Szilárdulás = Hidratáció (kristályosodás víz felvételével, exoterm folyamat) Klinker + Víz = Hidrátok (kristályvizes ionkristályok) + mész Kalcium-alumínium-szilikátok, kalcium-szilikát-hidrátok és kalcium-hidroxid (mész). A szilárdulás során a kalcium-oxidból 15-20% mész keletkezik. A levegővel érintkezve a mész kalcium-karbonáttá alakul. 68

69 Szerkezeti anyagok aktivációs termékei reaktorokban Biológiai védelem többféle készítésű beton, anyaga a reaktor működése során felaktiválódik 41 Ca T= év (EC, DCF ~10-10 Sv/Bq), 45 Ca T=163 nap (β -, DCF ~10-9 Sv/Bq) Fe, Mn-tartalomból: lásd korróziós termékek ujjlenyomat : ritka földfémek 152 Eu, 154 Eu, 155 Eu - β - - és γ-sugárzók, több éves felezési idejűek hasadási termékek is lehetnek! Gd, Sm: extrém nagy neutronbefogási hatáskeresztmetszet 69

70 Víz és vízkémiai adalékanyagok anyagok aktivációs termékei reaktorokban 3 H hasadási termék (0,01 % hozam), D neutron-aktivációjából, 10 B (n,2α) reakcióból; T 1/2 =12,3 év DCF ~10-11 lágy β - -sugárzó elválaszthatatlan a víztől! 14 C 17 O (n, α) és több más magreakcióból; T=5730 év DCF ~10-10 lágy β - - sugárzó 3 H és 14 C nemcsak a vízben, hanem a fűtőelemekben is jelen vannak. Rövid felezési idejű különleges nuklidok 18 F, 13 N (pozitronbomlók), 16 N (E γ = 6,13 MeV) Adalékanyagokból: 24 Na, 42 K Primervíz összes aktivitása ~10 7 Bq/L 70

71 14 C keletkezése nukleáris reaktorokban Részlet Molnár Péter (RHK) szakdolgozatából 71

72 Víz és adalékanyagok anyagok aktivációs termékei reaktorokban Paksi kibocsátás: 3 H: főként HTO légnemű: ki 3 TBq/év - korlát TBq/év folyékony: ki 21 TBq/év - korlát TBq/év 14 C: CH 4, más szerves szénvegyületek, CO 2 légnemű: korlát TBq/év - ki: 0,6 TBq/év Légtérből, vízben oldott levegőből: 41 Ar légnemű kibocsátás 8 TBq/év korlát TBq/év 72

73 Energiatermelő reaktorok leszerelési hulladéka Greifswald (volt NDK): 5 +3 VVER-440 reaktorblokk leszerelése (1991-ben kezdődött) Nuklidvektor a telephely egészére : 60 Co 17% - korróziós termék 137 Cs 2% - hasadási termék 55 Fe 71% - korróziós termék 63 Ni 10% - korróziós termék 73

74 Radioaktív hulladékok eredete 2/a Kutatóreaktorok Kisebb reaktorok : reaktorszerelvények szerkezeti anyaga Al; nyitott ( swimming pool ) víztér Primervízben: 27 Al(n,γ) 28 Al és 27 Al(n,α) 24 Na T=15 óra oldott levegőből: 40 Ar(n,γ) 41 Ar T=1,8 óra folyamatos kibocsátás BME OR kibocsátási korlát: 0,8 TBq/év tényleges kibocsátás: 0,03 TBq/év 74

75 Radioaktív hulladékok eredete 2/b Spallációs berendezések Ólom-, higany- vagy volfram (ESS) target neutronforrás felgyorsult protonok ütköztetésével. Spallációval keletkező hosszú felezési idejű nuklidok: 53 Mn (T=3,74 millió év, EC Auger-elektronok) 60 Fe (T=1,5 millió év, β -, DCF (L) Sv/Bq) 146 Sm (T=103 millió év, α, DCF (L) Sv/Bq) 154 Dy (T=3 millió év, α, DCF (L) Sv/Bq) 209 Po, 210 Po: LBE (ólom-bizmut-eutektikum) targetben keletkeznek, T=102, ill. 0,38 év, α, DCF (L) Sv/Bq) 75

76 Radioaktív hulladékok eredete 3. Orvosi sugárforrások - terápia Brachyterápia: közeli szövetbesugárzás Pl.: agydaganatok: a daganat cisztájába 90 Y-szilikát kolloid oldatot helyeznek; a daganatszövetbe katéterekben 125 I (T= 60 nap, lágy X + γ) alkalmazható vagy 192 Ir (T=74 nap, β - + γ) Hasonló célú sugárforrások: 226 Ra (α), 106 Ru (β - ), 198 Au (β - ), 186 Re (β - ) utóbbi 2 rövid felezési idejű, γ-val követhetők Teleterápia: távoli irányított besugárzás 60 Co-val, gyorsító - fékezési röntgensugárzás 76

77 Radioaktív hulladékok eredete 3. Orvosi sugárforrások - diagnosztika Pajzsmirigyvizsgálat: régebben 131 I, újabban 99m Tc (T=6 óra, γ [IT] leányelem: 99 Tc de gyorsan kiürül) Tc-generátor 99 Mo-ból (T= 2,8 nap) lefejtés pertechnát-anionként Radioimmunoassay (RIA) sejtbiológiai vizsgálati módszer, nyomjelzett szerves vegyületekkel - főként 3 H, 14 C 77

78 Sugárforrás-baleset: 1987, Goiania (Brazília) A következő diák az International Atomic Energy Agency egyik nukleárisbalesetelhárítási kurzusához készült előadásból származnak. 78

79 The Accident s History On September 13, 1987, two scavengers entered the abandoned premises of a radiotherapy clinic in Goiânia and removed the rotating assembly of a 137 Cs radiotherapy device. At the house of one of them, they managed to break open the shutter of the collimator orifice and were exposed to radiation. 79

80 The Accident s History Five days later, the violated equipment was sold to a junkyard. During the next days, fragments of Cs were given to many persons and pieces of the equipment were sold to two other junkyards. Some people put fragments of Cs in pockets or rubbed them on the skin. 80

81 The Accident s History During the next days, people developed prodromal manifestations of ARS (acute radiation syndrome) and local radiation injuries (CRS cutaneous radiation syndrome). Manifestations were not recognised by local physicians as radiation induced ones. 81

82 The Identification of the Accident On September 28, 1987, the wife of the owner of the junkyard suspected the manifestations people were presenting were caused by exposure to the object She and another individual took it to the Secretary of Sanitary Surveillance of Goiânia 82

83 Misdiagnosis of injuries 83

84 The Immediate Medical Impact Hospitalisation ARS CRS 20 (ARS/CRS/Contamination/ Association) 112,800 Screened people Death toll ~15% of population 84

85 Radioaktív hulladékok eredete 4. Gazdasági (ipari) sugárforrások Radiográfia, átvilágítás, csírátlanítás: hosszabb felezési idejű γ-sugárzók ( 137 Cs, 60 Co) A sugárkárosodással járó balesetek >95 %-a orvosi és ipari sugárforrásokkal történik! 85

86 Radioaktív hulladékok eredete 5. Nukleáris fegyverkísérletek Kihullás a tropopauza felett végrehajtott légköri robbantásokból: 239 Pu, 241 Am, 137 Cs stb. hasonló nuklidok, de más arányokban, mint a reaktorokból. Reaktor ujjlenyomat nuklidok nem keletkeznek! Dózisjárulék: évi ~ 10 µsv az északi féltekén 86

87 Radioaktív hulladékok eredete 6. TENORM TENORM = technologically enhanced naturally occurring radioactive material TENORM ( 238 U, 232 Th, 40 K ) ot produkáló eljárások: 1. Bauxitbányászat, -feldolgozás 2. Cirkonhomok felhasználás, kerámiagyártás 3. Fémércbányászat, érckohászati feldolgozás 4. Foszfátérc feldolgozás, műtrágyagyártás 5. Geotermikus energia felhasználás 6. Kőolaj és földgáz kitermelés (beleértve a kutatófúrásokat is) 7. Ritkaföldfém bányászat, -feldolgozás 8. Szénbányászat, széntüzelésű erőművek 9. Uránércbányászat, -feldolgozás 87

88 Radioaktív hulladékok feldolgozása Feldolgozás (processing) / Menedzsment: 1. Gyűjtés, osztályozás 2. Minősítés I. 3. Tárolás (storage), szállítás 4. Hulladékkezelés (processing): - előkészítő műveletek - térfogatcsökkentés - kondicionálás 5. Minősítés II. 6. Átmeneti és/vagy végleges elhelyezés (disposal) Alternatív megoldások: kiégett nukleáris üzemanyag reprocesszálása, hosszú felezési idejű hulladékkomponensek transzmutációja 88

89 Radioaktív hulladékok feldolgozása 1. Gyűjtés, osztályozás: Folyamatos üzemi kibocsátás - nem gyűjtik Üzemelés alatti, helyszínen maradó hulladék (gyűjtik) Leszerelés (decommissioning) csak a leszerelés során gyűjtik Az üzemelés alatt keletkező hulladékok gyűjtési csoportjai: Halmazállapot szerint: - gáz (kompresszorral tartályba sűrítik vagy kiengedik) - folyadék Éghető - éghetetlen - szilárd Aktivitáskoncentráció szerint (LLW, ILW, HLW) ez az alapvető osztályozás Biológiai hulladék Mixed waste : nemcsak radioaktivitásuk miatt veszélyes hulladékok 89

90 Radioaktív hulladékok feldolgozása 1. Gyűjtés, osztályozás: Az összegyűjtött hulladék jellemző adatait naplózni kell: halmazállapot, kémiai forma, azonosított radioizotópok. Aktivitáskoncentrációk, felületi dózisteljesítmény minősítés 2. Minősítés: Osztályozás: veszélyességi mutató (S) alapján (Magyarországon: MSZ 14344/1 és 47/2003. ESzCsM r.) - Műszeres analízis: zárt tartályon át vagy mintavételezéssel, - spektrometriával - Roncsolásos mintavétel: komponensekre bontás kémiai eljárásokkal, a, sugárzók analízise - Dózisteljesítmény mérés a hulladékcsomagok felületétől 10 cm-re: 1 msv/h-300 msv/h kis aktivitású hulladék (LLW) 300 msv/h-10msv/h közepes aktivitású (ILW) >10mSv/h nagy aktivitású (HLW) 90

91 Radioaktív hulladékok feldolgozása 2. Minősítés: Minősítés során az elsődleges osztályozás mellett dönteni kell a hulladékkezelés további menetéről, elemeiről: Tömöríthető? Illékony? Toxikus? Üveg, építőanyag hulladék szeparált kezelése Kulcsnuklidok ( 137 Cs, 60 Co) bevezetése -spektrometria Dózistervezés: A legkedvezőtlenebb hulladékos expozíciós forgatókönyv se eredményezzen nagyobb dózist a használatban levő radioaktív anyagokénál. 91

92 Minősítés in situ gammaspektrometriával 200 literes szabványos acélhordóban tárolt hulladékok minősítésére -Forgó platform -Egyenletesen függőlegesen mozgatott HP Ge detektor -Szükség esetén árnyékolással 92

93 Radioaktív hulladékok feldolgozása 3. Tárolás, szállítás: Tárolás: Külön és elhatárolva a minősítés alapján; az üzemhez tartozó területen ugyanazon engedélyesé az üzem és a hulladék is. Szállítás a légi szállítás általában nem engedélyezett. Nemzetközi előírások (ADR):» Járműre (autó, vonat, hajó)» Személyzetre» Útvonalra (közút: LLW,ILW; vasúti, tengeri: HLW)» Egy rakományban szállítható maximális mennyiségek: A1, A2 (burkolati feltételek eltérőek) nuklidonként Felületi dózisteljesítmény: max. 20 msv/h Járműburkolat (páncél): acél, ólom, bizmut, urán (!) 93

94 Részlet az ADR-ből A1 és A2-értékek (újabban D1 és D2): TBq nagyságrendben 94

95 D = dangerous values Sugárforrások veszélyes = súlyos determinisztikus hatás kiváltására alkalmas mennyiségei 95

96 Radioaktív hulladékok feldolgozása 4. Hulladékkezelés Előkészítő kémiai műveletek ph beállítása Ionerősség beállítása Hordozók adagolása Komplexképzők adagolása vagy komplexek bontása Oxidációs állapot megváltoztatása (pl. égetés egy sajátos, specifikus formája: MEO mediated electrochemical oxidation - Pu elválasztás része) 96

97 Radioaktív hulladékok feldolgozása Hulladékkezelés műveletei csoportosítás, általános jellemzés Térfogatcsökkentés Általános: préselés, hőkezelés, bepárlás, szűrés, dekontaminálás Szelektív: felületi (szorpció - addíció, szubsztitúció), térfogati (extrakció, csapadékképzés) - dekontaminálás Kondicionálás Cementezés (LLW, ILW) Bitumenezés (szerves LLW) Üvegesítés (HLW) V 1 hulladékáram c 1 m 1 művelet V 0 tiszta c 0 <MEAK, FEAK vagy KH V 2 szennyezett KH: kibocsátási határérték MEAK: mentességi szint FEAK: felszabadítási szint c 2 m 2 97

98 Radioaktív hulladékok feldolgozása mutatók Térfogatcsökkentési tényező: az eredeti és a sűrített térfogat hányadosa V 1 VRF m1 V MRF 2 vagy m2 Dekontaminálási tényező: az eredeti és a tiszta koncentráció hányadosa DF i c c i,1 i,0 Komponensenként KÜLÖN határozzák meg, az általános eljárásokra egyesítetten is alkalmazható. 98

99 Radioaktív hulladékok feldolgozása Térfogatcsökkentés: általános = mindegyik komponensre azonos mérvű a koncentrációnövekedés. Préselés: éghetetlen szilárd anyagokra, VRF= ~ 5-10 között Tömörítés 50 bar nyomással; nem tömöríthető: üveg, tégla, beton Hőkezelés: Égetés vagy hőbontás (incineration, calcination, thermal decomposition) + szűrés (nagy hatásfokú HEPA szűrő) a füstgázzal távozó szennyezőkre MRF = m 1 /m 2 ~ között; DF= szűrő dekontaminációs tényezője = c 1 /c 0 ~ (a szűrőre jutó gázra érvényes) 99

100 Radioaktív hulladékok feldolgozása Bepárlás illékony folyadékokra Szűrés fluidumokban diszpergált szilárd anyagokra (csapadékképzés után is alkalmazható) jellemző mutató: DF (ált.) Dekontamináció: szilárd felület (szennyezett, c 1 a 95. dia ábráján) + folyadék rendszer (tisztító) között; maradék felületi koncentráció: c 0 jellemző mutató: DF (ált.) általános, ha a tisztító művelet minden radioizotópot eltávolít

101 Radioaktív hulladékok feldolgozása - Térfogatcsökkentés Préselés: supercompactor előtte utána 101

102 Radioaktív hulladékok feldolgozása - Térfogatcsökkentés Hőkezelés (égetés = oxidáció vagy hőbontás = kalcinálás) egy különleges megoldása: PLASMARC plazma ív kemence (Svájc) Olvadékot képeznek, amely öntőformába/hordóba önthető A megdermedt olvadék egyben kondicionálást is jelent. Így kezelhető hulladékok: szűrők, ioncserélő gyanták, bepárlási maradék, vegyes szilárd hulladék 102

103 Radioaktív hulladékok feldolgozása - Térfogatcsökkentés Bepárlás: Folyadék fázisban, DF ha a radioaktív anyagok nem illékonyak, csak a tisztítandó oldószer VRF = 5-50 betáplálás gőz V1 c 1 hűtés bepárlás V2 V0 párlat c 0 103

104 Radioaktív hulladékok feldolgozása Térfogatcsökkentés szelektív módjai: valamelyik komponensre (radioizotóp v. izotópcsoport) specifikus a művelet. Technológiai mutatók: DF, kapacitás C = (kezelt anyag [mól vagy kg])/(kezelő anyag [m 3 v. kg]) Felületi reakciók szubsztitúciós (csere) vagy addíciós (szorpció) mechanizmussal Ioncsere: Felületi szubsztitúciós művelet. A kezelt anyag folyadék. Az ioncserélők tisztíthatók, regenerálhatók. Lehetnek kation-, anion- és vegyes ioncserélők. Szerves műgyanták: DF = a legtöbb radionuklidra, Előnyök: nagy kapacitás, regenerálhatóság. Hátrányok: radiolízis (lánchasadás), rossz hőállóság, deformálódás, kicsi önhordóképesség. Kevertágyas anion + kation cserélők Szervetlen: természetes és mesterséges anyagok, lásd tovább. 104

105 Radioaktív hulladékok feldolgozása - térfogatcsökkentés Megkötendő anyagok: a vízben jól oldódó alkálifémek (Cs + ), fémkomplexek (Ag[NH 3 ] 2+ ), Co-EDTA, oxálsav- és citromsav-komplexek, stb.) Szervetlen ioncserélők Általában kationcserélők. Anioncsere is szükséges: (jód I - és IO 3- ; technécium TcO 4- ) Szervetlen mesterséges kationcserélő 137 Cs és 134 Cs-hoz: szilárd vázon K 2 Ni[Fe(CN) 6 ], (kálium-nikkel-hexacianoferrát); a kálium helyére lép be a cézium. DF = 100 Tervezett újabb alkalmazás: Paks FHF technológia részeként, Cselválasztáshoz (lásd később) 105

106 Radioaktív hulladékok feldolgozása - térfogatcsökkentés Szervetlen természetes ioncserélők: ioncsere + szorpció együtt Nem regenerálhatók, de olcsók. Összetett szerkezet miatt anion-és kationcserélők is. ZEOLIT agyagásványok: ILLIT, MONTMORILLONIT, KLINOPTILOLIT Az agyagásványok emellett a hulladék elhatárolásának segédanyagai is: - bentonit: SiO 2 + Al 2 O 3 + Ca, K, Na, Fe stb. oxidjai + n.h 2 O térfogatának 10-szeresét kitevő vizet képes megkötni - perlit: vulkáni üveges kőzetből kialakított, melegítés hatására felfúvódó szilikátos anyag 106

107 Radioaktív hulladékok feldolgozása - térfogatcsökkentés További szelektív eljárások (más eljárások előkészítő vagy kiegészítő lépéseként használatosak): Kémiai átalakítás (redukció/oxidáció) Csapadékképzés Szűrés

108 A szűrési folyamatok mérethatárai Elektronmikroszkóp Fénymikroszkóp Szabad szemmel Elektronmikroszkóp Fénymikroszkóp Szabad szemmel Ionméretek Molekulák Makromolekulák Mikrorészecskék Makrorészecskék Mikrométer Angström Molsúly határok Latex emulziók Olaj emulziók Cukrok Korom Festék pigmentek Endotoxinok, pirogének Élesztő sejtek Vírusok Baktériumok Oldható sók (Ionok) Gombafonalak Kolloidok Vörösvérsejtek Homok Fém ionok Fehérjék, enzimek Emberi haj REVERZOZMÓZIS MIKROSZŰRÉS NANOSZŰRÉS ULTRASZŰRÉS MAKROSZŰRÉS 1 Å = méter = 10-4 µm (mikron) Mack P. (ELTE) előadásából 108

109 Radioaktív hulladékok feldolgozása - Térfogatcsökkentés Extrakció: térfogati és addíciós művelet, folyadék-szilárd vagy folyadék-folyadék fázis között; nem elegyednek, de egy adott komponens át tud lépni F2-ből (vizes fázis) F1-be (szerves fázis). DF = Jellemző: K c megoszlási hányados = c F1 /c F2 F1(Sz) F2 (V) Gyorsítás: kevertetés, rázás Tipikus felhasználás: reprocesszálás, urán és transzurán tisztítás, ahol kerozinban oldott TBP (tributil-foszfát) az extrahálószer PUREX eljárás 109

110 Radioaktív hulladékok feldolgozása térfogatcsökkentés- szelektív elválasztás Urán és plutónium extrahálószere: tributilfoszfát (TBP) reprocesszálás, analízis Uranil-nitráthoz kapcsolódó két TBP-molekula Oldószer: kerozin 110

111 Radioaktív hulladékok feldolgozása szelektív elválasztás Extraháló szer: CMPO a TRUEX - eljárásban 111

112 Radioaktív hulladékok feldolgozása Paksi Atomerőmű Előtisztítási eljárás: primer- és szekunder vízkör vizének kezelése UPCORE technológia (1998 óta) 4 db nátrium ciklusú ioncserélő Σ 240 t/h 6 db UPCORE sótalanító egység: Σ 720 t/h 4 db kevertágyas utófinomító egység: Σ 480 t/h Ioncserélő: DOWEX C-9 UG Regenerálás sebessége 40 m 3 /h 112

113 Radioaktív hulladékok feldolgozása Paksi Atomerőmű FHF (folyékony hulladék-feldolgozó) technológia 60 Co és 137 Cs elválasztása a bepárlási maradékokból - Kobalt komplexek oxidatív bontása, lúgos lecsapás, mechanikus szűrés - Bórsav visszanyerése (présszűrő) - Ultraszűrés: radiokolloidok kivonása - Cézium elválasztása hexacianoferrát ioncserélőn - A szűrlet kibocsátható, a bórsavlepény felszabadítható 113

114 FHF-technológia - ultraszűrés 114

115 Radioaktív hulladékok feldolgozása Kondicionálás: térfogatcsökkentés után (vagy szilárd/csapadékos hulladéknál) a szennyezett hulladékáram szilárdítására, immobilizálására törekszünk. Mutatók: * mátrix/hulladék arány: MWR * kimoshatóság (leachability) hatásfok [%] = kimosott anyag/kimosható anyag. Nemzetközi gyakorlat (szabvány): általában annyi cm 3 vízzel, amennyi cm 2 a próbatest felszíne * mechanikai szilárdság (dinamikus és statikus tesztek); * sugártűrés (hőtűrés) 115

116 Radioaktív hulladékok feldolgozása - kondicionálás Kondicionálás szempontjai: Kezelőszemélyzet dózisa kicsi legyen Rugalmasság: a mátrix többféle hulladékot is fogadjon be Hulladéktérfogat legyen minél kisebb Olcsóság Ellenálló legyen hőfejlődésre, radiolízisre 116

117 Radioaktív hulladékok feldolgozása Kondicionálás: 1) Cementezés: égetett mész + agyag + víz (SiO 2, CaO, Al 2 O 3 + H 2 O), szervetlen és kristályos anyag, mátrix-hulladék arány (MWR) = 3:1-6:1 + adalékok (pl. bentonit, homok) a minőségi paraméterek javítására (jó hőtűrés, mechanikai szilárdság) folyékony hulladékok: cementezés előtt felitatás kovafölddel (= polikovasav + agyagásványok) MOWA: paksi (tervezett, engedélyezett) eljárás Fémhordókba cementeznek: 200 és 400 literes standard méretek 2) Bitumenezés: szerves mátrix, az ásványolaj lepárlásából visszamaradó, nagy molekulatömegű, fekete színű termoplasztikus kötőanyag; rossz mechanikai szilárdság, de kimoshatóság (víztaszító) szempontjából jó; olcsó 117

118 MOWA cementező eljárás Kidolgozó: NUKEM GmbH Hanau, Németország Pakson elindult az üzembe helyezése, de nem valósult meg végül. Más eljárást terveznek. 118

119 Kondicionálás cementezéssel Cernavoda NPP (Románia) cementezés automatikus keverővel és töltővel Kísérleti cementezett hulladék metszete 119

120 Radioaktív hulladékok feldolgozása Kondicionálás: 3) Üvegesítés (vitrifikáció): előkészítő művelete: hőbontás; SiO 2, Al 2 O 3, Na 2 O, BeO, B 2 O 3, Li 2 O; szervetlen és amorf anyag, hulladék nem zárványban, MWR= 5:1-10:1, kimoshatósága a legjobb, de drága (plazmaív kemence: o C), kiváló sugárállóság elsősorban HLW-re alkalmas 4) Beolvasztás: LLW fémhulladék kondicionálása (Leszerelési anyagokra) - oxidáció kizárásával fémtömbbe olvasztják a térfogatában szennyezett (felaktivált) szerelvényeket, majd acélhordóba öntve tárolják tovább 120

121 Vitrification 121

122 Radioaktív hulladékok feldolgozása 5. Minősítés-2: dózisteljesítmény mérés, gammaspektrometria a csomag megbontása nélkül Record keeping ez az utolsó lehetőség a pontatlanságok, hibák felderítésére. Scaling factor -ok alkalmazása a kulcsnuklidok felhasználásával. Magyar hatósági nyilvántartás: RADIUM program (OAH MTA EK EKBI) Szállítás: telephelyről az elhelyezéshez engedélyes-váltás! Magyarországon: Paksi AE, BKR, BME OR Radioaktív Hulladékokat Kezelő Közhasznú Nonprofit kft. (RHK kft.) IV

123 Nukleáris fűtőelemciklus Nyílt ciklus: a kiégett fűtőelemeket radioaktív hulladékként kezelik és helyezik el Zárt (reprocesszáló) ciklus: a kiégett fűtőelemekből visszanyerik és újra felhasználják a hasadóanyagokat. A reprocesszálás hulladéka belép az eddig tárgyalt hulladékkezelési sorba. A hosszú felezési idejű hasadási termékek transzmutálhatók. 123

124 Nyílt üzemanyagciklus (Brolly Áron [MTA EK] előadásából) 124

125 Nyílt üzemanyagciklus (Brolly Áron [MTA EK] előadásából) 125

126 Zárt üzemanyagciklus (Brolly Áron [MTA EK] előadásából) 126

127 Rendkívüli hulladékkezelési feladat: Paksi üzemzavar Az üzemanyag kazetták tisztítására az azokon keletkezett magnetit lerakódás eltávolítása miatt volt szükség - a magnetit lerakódás a gőzfejlesztő belső felületén lévő radioaktív anyagok oxálsavas dekontaminálásának következménye volt, ez a korábbi művelet viszont a gőzfejlesztőn szerelést végző személyek sugárvédelme érdekében volt szükséges. A Framatome ANP teljes felelősséggel vállalkozott a tisztítás végrehajtására, beleértve a tervezést, szállítást, helyszíni szerelést és üzemeltetést. Az üzemzavar alapvető oka a tisztítótartály tervezési hibája volt. (Kis térfogatáramnál a kazetták nagyobbik részénél nem volt hűtővíz áramlás, és ezt nem észlelhették időben.) Az üzemzavarral kapcsolatos maximális becsült lakossági többlet-sugárterhelés a dózismegszorítás másfél ezreléke = 0,2 µsv. Az atomerőmű a Nemzetközi Atomenergia Ügynökséggel együttműködve biztonsági felülvizsgálatokat végzett. A sérült fűtőelemeket (30) az orosz TVEL vállalat szakemberei újratokozták (72 tok). További feladatok: ezek elhelyezése a KKÁT-ban, illetve elszállításuk, valamint a tisztítás során keletkezett, főként folyékony hulladék végleges elhelyezése Bátaapátiban. 127

128 Radioaktív hulladékok feldolgozása 6. Átmeneti és/vagy végleges elhelyezés: Felszíni, felszínközeli (LLW) vagy mélységi tárolás (LLW,ILW,HLW) Minősítés: RTOX (radiotoxicitás index) [µsv/év] RTOX A (t) mf Q i i, j j i j DCF i A: időben változó aktivitás-leltár Q: éves fogyasztás a j-edik, a tároló környékén előállított/jelenlévő élelmiszerből mf: mobilitási tényező: az i- edik radionuklid átvitele a j-edik élelmiszerbe [(Bq/kg)/Bq] DCF: a megfelelő dóziskonverziós tényezők 128

129 Radioaktív hulladékok feldolgozása Átmeneti és/vagy végleges elhelyezés: Követelmények: Többszörös mérnöki gátak (Multiple Engineered Barriers) Mélységi védelem (Defence-In-Depth) = az egyik gát sérülése ne legyen hatással a többi védelemre EB1 kondicionált forma EB2 acélhordó (cement radiolízise passziválja az acélt) EB3 betonfalú épület + hordók közti rés öntöttbetonnal való kitöltése felszínközeli vagy mélységi tárolás EB4 backfill visszatöltés + bentonit, geopolimer EB5 fresh bedrock befogadó, háborítatlan kőzet Felszín: Lezárás után beton + földborítás - rekultiváció 129

130 Radioaktív hulladékok feldolgozása Átmeneti és/vagy végleges elhelyezés Átmeneti: telephelyen belül vagy önálló felszíni telephelyen nedves (medencés) vagy száraz (aknás vagy különálló) tárolás Végleges: LLW ILW: felszínközeli vagy mélységi lerakóhely HLW: mélységi lerakóhely Felszínközeli lerakás: a használatban lévő vízzáró rétegek felett vannak az aknák (a felszínen vagy legfeljebb m mélyen) Mélységi lerakás: a tárolóhely a (jelenleg) használt vízzáró rétegeknél lejjebb helyezkedik el (többszáz m mélyen) Mélységi lerakókat befogadó geológiai rendszerek: - felhagyott bánya; - kősólencse; - háborítatlan kőzettest: gránit, agyagkő (aleurolit) stb. Alternatív (összetett) megoldások: reprocesszálás, transzmutáció 130

131 Hulladékok átmeneti és végleges Bentonit elhelyezése Agyagásványok keveréke, adalékolással optimálják. Vízzel érintkezve megduzzad, térfogata jelentősen megnő, és a hulladék körül záróréteget képez. SiO 2 - >60 % Al 2 O 3 - >20 % Továbbá Ca, Mg, Na, K-ionok. Ásványi szempontból fő alkotója montmorillonit. 131

132 Mérnöki gátak - bentonit 132

133 Mérnöki gátak - bentonit 133

134 Radioaktív hulladékok elhelyezése - bentonit A záróképesség illusztrálása 134

135 Bentonit - vizsgálatok Permeáció mérése 135

136 Végleges elhelyezés természeti analógok Cigar Lake (Kanada, Saskatchewan) a világ legnagyobb, még érintetlen uránbányája. A becsült készlet 2008-ban 497,000 tonna, átlagosan 20,67%-os U 3 O 8 -tartalmú kőzet. McArthur River (Kanada) a világ legnagyobb uránkészlete óta kitermelik, a világ uránbányászatának 20 %-a innen származik ben tonna U 3 O 8 -at termelt. Természeti analógok: az uránércet körülzáró kőzet és geokémiai rendszer alkalmas kell, hogy legyen a radioaktív hulladék végleges befogadására is. (Agyagkő, gránit) 136

137 Radioaktív hulladékok feldolgozása A legnagyobb végleges, felszínközeli tárolók (LLW, ILW): L Aube (Fr., 1 millió m 3 ) Drigg (Sellafield) (NBr., 0,9 millió m 3 ) Morvilliers (Fr., VLLW, 0,6 millió m 3 ) 137

138 Radioaktív hulladékok feldolgozása Franciaországi tárolók 138

139 Radioaktív hulladékok feldolgozása Franciaországi tárolók Felszínközeli tárolók 139

140 Radioaktív hulladékok feldolgozása Franciaországi tárolók Morvilliers (L Aube közelében) VLLW 2003 óta 140

141 Radioaktív hulladékok feldolgozása Franciaországi tárolók 141

142 Radioaktív hulladékok feldolgozása Franciaországi tárolók 142

143 Radioaktív hulladékok feldolgozása Franciaországi tárolók 0 143

144 Radioaktív hulladékok feldolgozása Franciaországi tárolók 144

145 Radioaktív hulladékok feldolgozása Franciaországi tárolók 145

146 Radioaktív hulladékok feldolgozása Franciaországi tárolók 146

147 Radioaktív hulladékok feldolgozása Franciaországi tárolók 147

148 Radioaktív hulladék tárolása - Franciaország Centre de La Manche LLW + ILW Engedélyes: ANDRA (állami hulladékkezelő vállalat) m 3 lerakott hulladék Lezárás: felső mérnöki gátakkal Bitumenes geopolimer védőréteg : perek, hatósági eljárások : institutional control period 148

149 Centre de la Manche A lerakóhely, amikor még üzemelt 149

150 Szlovákia Jaslovské Bohunice (JB) A-1 blokk balesetei: 1976, 1977 INES-4 (zónaolvadás) leszerelési és baleseti hulladékok helyben tárolva átmeneti tárolókban JB V-1 2 blokk (régi VVER-230): leállítva 2006, 2008, leszerelés elkezdődött (V-2 2 blokkja működik) ugyanott: hulladékkezelő- és kondicionáló üzem 2001 óta: cementezés, égetés, bepárlás, bitumenezés, préselés; helyben tárolt hulladékok Mochovce erőmű (2 blokk), és felszínközeli hulladéktároló (2001 óta) LLW vasbeton konténerekben, a telephelyen belül 150

151 Svédország - Radioaktív hulladékok elhelyezése Mélységi tárolás HLW tervezett végleges elhelyezése (Svédország) KBS-3 hatóságilag engedélyezett eljárás (többszörös mérnöki gátrendszer). A. Átmeneti tárolás 30 évig. B. A hulladékot vashengerbe zárják. C. A vashengert rézhengerbe zárják. D. 500 m mély vágat a befogadó gránitban. E. 8 m mély, 2 m átmérőjű akna a vágatban. F. A hengert bentonitba ágyazzák az aknában. G. A megtelt tárolóvágatot eltömedékelik. Becsült élettartam: 100 ezer év. Tároló helye: Forsmark vagy Oskarshamn. Kapacitás: 6000 henger. Befogadó kőzet: gránit 151

152 Svédország - Radioaktív hulladékok elhelyezése Mélységi tárolás - HLW Forsmark (Svédország) A próbafúrások egyik telephelye 152

153 Svédország - Oskarshamm Felszínközeli végleges tároló rövid felezési idejű kis- és közepes aktivitású hulladék számára 153

154 Radioaktív hulladékok feldolgozása Finnországi tárolók 154

155 Finnország Loviisa LLW - ILW Radioactive Waste Repository Dél-Finnországban, Hastholmen-szigeten, Loviisa NPP - 2 VVER-440 reaktor Tároló: a tengerszint alatt 110 m mélyen, sziklába süllyesztve. A tároló az erőműben keletkező összes LLW ILW t fogadja be. Szilárd hulladék: 200 L-es hordókban, két tárolócsarnokban. Folyékony: cementezve 1 m 3 -es konténerekbe. Az alapkőzetben 3 zárt törésvonalakkal határolt területet tártak fel, a tároló a két felső zárt zóna között létesült. A talajvíz két rétegű: a sós víz felett édesvíz-lencse található. A tároló a sósvizes rétegben van, a sósvíz összefügg a tengerrel, de advekciós vektort nem állapítottak meg. 155

156 Finnország - Onkalo Onkalo tervezett HLW lerakó az Olkiluoto-i reaktorok telephelyén Jelenleg kutatóvágatok készülnek, tervezett üzembe helyezés 2060 körül 7ZN9bm4 156

157 Finnország - Onkalo 157

158 Finnország - Onkalo 158

159 Finnország - Onkalo 159

160 USA - Yucca 160

161 Mélységi elhelyezés HLW Yucca Mountain (USA) Yucca Mountain is located in a remote desert on federally protected land within the secure boundaries of the Nevada Test Site in Nye County, Nevada. It is approximately 90 miles northwest of Las Vegas, Nevada. 161

162 Mélységi elhelyezés Yucca Mountain (USA) Ingnimbrit olvadt vulkáni tufa Előny: sivatag nincs talajvíz 2000-es évek elején engedélyezett HLW elhelyezés pilot plant : néhány konténer elhelyezése próbaképpen az engedélyt nemrégiben visszavonták. A nukleáris hatóság (NRC) nem találta kielégítőnek a védelmi gátak rendszerét. 162

163 USA - Yucca No deep geological repository for spent fuel from NPPs is in operation in any country today. The Obama administration cut most of the Yucca Mountain geological repository project s 2010 funding and asked an expert commission to make recommendations for developing a new plan for the back-end of the fuel cycle. Disposal has not been re-started so far. 163

164 USA Hanford Legacy Waste Aktivitásleltár: Bq ~ Csernobili kibocsátás 164

165 UK - Drigg LLW Repository - Drigg befogadóképesség: m 3 Low Level Waste Repository (LLWR) 1959 óta működik től kezdve a korábban lerakott hulladékot betonaknákba telepítik át. Helyszíni kezelés: préselés, cementezés Az akna végleges lezárásáig the waste is regarded as stored and is included in the UK Radioactive Waste Inventory. 165

166 UK - Drigg Közvetlen közelében: -BNFL kutatóközpont -Sellafield (Windcale) reprocesszáló és kísérleti telep (1957: első ismert reaktorbaleset színhelye) 166

167 UK - Dounreay 167

168 Felszínközeli LLW tároló építése Dounreay, UK 168

169 UK - Dounreay 169

170 UK Dounreay az 1977-es tárolóakna-baleset Az akna rekonstruált vázrajza a baleset utáni állapotban 170

171 UK Dounreay az 1977-es tárolóakna-baleset Az akna bemeneti nyílása a baleset után 171

172 UK Dounreay az 1977-es tárolóakna-baleset Helyreállítás 2002: Új furatokkal szigetelik el a sérült aknát. 172

173 Németország Konrad vasbánya volt ig. (Száraz!) : kutatások. 2002: Engedély LLW-ILW mélységi tároló létesítésére : Perek az engedély visszavonásáért. Tárolási engedély m³ LLW ILW, ebből m³ korábbi, felszámolandó tárolókból. Költség: 2007 végéig 945 M euró, várható még 900 M euró. 173

174 Németország Gorleben 1973-tól kutatás: 140 sólencsét vizsgáltak. Költségek: : 1.5 milliárd euró. Ellenzők: Átláthatóság és ellenőrizhetőség hiánya 1996: Két próbavágat 840 m mélyre. Töredezett határoló kőzetek miatt 2000-ben legfeljebb 10 évre felfüggesztették a kutatásokat. Asse II. (490 m mélyen) Sóakna - Kutatóvágat 1965, : LLW + ILW lerakás, nagyobbára a Karlsruhe-i reprocesszáló üzemből Feltöltés befejezése: 1995; üregek feltöltése sóval 2008: sós vízben 137 Cs volt mérhető ( diapir = geológiai behatolás) Morsleben: volt NDK - sóbányából LLW ILW : 40,000 m 3 Felszámolják (leszerelés, felszabadítás) 174

175 Németország - Asse Erhöhte Krebs-Raten rund um die Asse Donnerstag , 20:23 Reuters Atomendlager: Erhöhte Zahl von Leukämie-Fällen im Umfeld der Asse Im Umfeld des maroden Atomendlagers Asse bei Wolfenbüttel ist eine erhöhte Zahl von Leukämie-Fällen bei Männern festgestellt worden. Frauen erkranken dort weit öfter an Schilddrüsenkrebs als anderswo. Die Gründe sollen nun erforscht werden. Dies teilte das niedersächsische Umweltministerium am Donnerstagabend in Hannover mit und bestätigte damit einen Bericht des regionalen NDR- Fernsehmagazins Hallo Niedersachsen. Ministeriumssprecher Thomas Spieker sagte, Auswertungsergebnisse des Epidemiologischen Krebsregisters des Landes hätten Hinweise auf ein gehäuftes Auftreten von Leukämie-Erkrankungen insbesondere bei Männern ergeben. Eine Ursache dafür kann bisher nicht festgestellt werden, sagte Spieker. Die Auswertung sei noch nicht abgeschlossen: Wir wissen daher noch nicht, welchen Einfluss zum Beispiel Lebensalter und Berufstätigkeit auf Erkrankungen haben. 175

176 Magyarország Átmeneti tároló HLW (kiégett fűtőelemek) - KKÁT Paks Száraz, aknás, vegyes szellőztetésű tároló 176

177 Átmeneti tároló KKÁT Paks HLW (kiégett fűtőelemek) 177

178 Radioaktív hulladékok feldolgozása Magyarországi hulladékhelyzet I

179 Radioaktív hulladékok feldolgozása Püspökszilágy felszínközeli tároló LLW, ILW (kapacitás: 5000 m 3 ) + feldolgozó üzem és átmeneti tároló Agyaglencse (18 20 m vastagon) 179

180 Püspökszilágy A típusú medencék lefedés előtt, csőkutak a használt sugárforrások számára 180

181 Radioaktív hulladékok végleges Püspökszilágy RHFT elhelyezése A radioaktív hulladékok RHFT-n belüli elhelyezésére - vasbeton tárolómedencék ( A típusú tároló), - szénacél és rozsdamentes acél csőkutak ( D és B típusú tárolók) - sekély mélységű vasbeton kazetták ( C típusú tároló) szolgálnak. Az RHFT alapkiépítésében 48 db 70 m 3 -es A típusú és 8 db C típusú tárolómedence, továbbá 4 db D típusú és 32 db B típusú csőkút készült el. Az 1980-as évek végén 6 db 140 m 3 -es és további 12 db 70 m 3 -es medence kiépítésével az A típusú tárolómedencék teljes kapacitása 5040 m 3 -re bővült. 181

182 Radioaktív hulladékok feldolgozása Felszínközeli végleges LLW tároló Tömörítés után visszatemetett hulladék elhelyezése Püspökszilágyon Mérnöki gátak 182

183 Püspökszilágy - RHFT A feldolgozó térben tárolt, lerakásra előkészített acélhordók 183

184 184

185 Püspökszilágy - RHFT Forró kamra a közepes- vagy akár nagyaktivitású hulladéknak minősülő használt sugárforrások felnyitására és kezelésére. 185

186 186

187 Püspökszilágy - RHFT : projekt négy A típusú medence feltárására és a hulladék visszatermelésére, majd a mai követelményeknek megfelelő újracsomagolására ilyen volt 187

188 188

189 Püspökszilágy - RHFT : projekt négy A típusú medence feltárására és a hulladék visszatermelésére, majd a mai követelményeknek megfelelő újracsomagolására ilyen lett (átmenetileg visszahelyezett hordók, a medencét a lezárás előtt még bentofix paplannal bélelték). 189

190 190

191 Bátaapátiban elhelyezendő hulladékok (végleges LLW ILW) 191

192 Mélységi elhelyezés Bátaapáti (LLW) Gránitban, két lejtős aknán elérhető 300 m mélyen Hulladék-feldolgozó és átmeneti tároló épület 192

193 Mélységi elhelyezés Bátaapáti (LLW) Gránitban, két lejtős aknán elérhető 300 m mélyen Mária lejtősakna bejárata a járathajtás alatt 193

194 Bátaapáti NRHT modellje Tárolóvágatok a friss gránitban Lezárás: tömedékelés, betonozás 194

195 Bátaapáti NRHT tárolóterület üzembe helyezése: XII

196 Mélységi elhelyezés HLW Magyarország Bodai Aleurolit Formáció (BAF) m mélyen lévő, összetömörödött agyagásvány Terepi kutatások 1999-ig: kutatóvágat az uránbánya alatt 2003-tól folytatódó projekt 196

197 Radioaktív hulladékok feldolgozása - Reprocesszálás Kiégett fűtőelemek (SF) feldolgozása SF darabolása, kémiai szétválasztás hasadóképes anyagokra (U, Pu), nem hasadó transzuránokra (Np, Am, Cm stb.) és hasadási termékekre; Új fűtőelem (pl. MOX: mixed oxide) előállítása A keletkező HLW kondicionálása Átmeneti elhelyezés, visszaszállítás, végleges elhelyezés 197

198 Radioaktív hulladékok feldolgozása Kiégett fűtőelemek reprocesszálása A BNFL reprocesszáló üzemének központi nedves tárolója Sellafield. A kép bal oldalán a forró kamrák láthatók. 198