Radioaktív hulladékok biztonsága Fı fejezetek

Átírás

1 Radioaktív hulladékok biztonsága Fı fejezetek 1. A vonatkozó sugárvédelmi ismeretek rövid összefoglalása 2. A nukleáris biztonság és a radioaktív hulladék definíciói, a hulladékokra vonatkozó szabályozás 3. Radioaktív hulladékok típusai, vizsgálati módszereik 4. Radioaktív hulladékok feldolgozásának eljárásai, nemzetközi gyakorlata 1

2 Sugárvédelmi ismeretek összefoglalása Sugárvédelem az ionizáló sugárzások hatásának kizárása, illetve minimalizálása. 3 alapelv: 2 további alapvetés: Indokoltság Optimálás Korlátozás * ha a kis dózisokat korlátozzuk, ezzel a nagy dózist kizárjuk * a természetes dózis nem korlátozható Külsı sugárterhelés: kismérető és kiterjedt forrásoktól Belsı sugárterhelés: belégzés, lenyelés, bemerülés által Sugárzás kártétele: determinisztikus (nagy dózis által nekrózis) sztochasztikus (bármely dózis által tumor kialakulásának kockázata) 2

3 Dózisfogalmak Elnyelt dózis [1 Gy = 1 J/kg] Egyenérték dózis [1 Sv=1 Gy biológiai hatása] a sugárzás sztochasztikus hatására Effektív dózis E = H = w az egyes szöveteket ért dózis súlyozott összege Lekötött dózis Kollektív dózis C 0 ugyanabból a forrásból egy csoport tagjait ért dózisok összege [személy Sv] E H T = T T L H H T dt D = de dm H = D w R 3

4 Sugárvédelmi ismeretek összefoglalása Kockázat m=5*10-2 /S v Dózis Lineáris, küszöb nélküli függvénykapcsolat az effektív dózis és a természetest meghaladó többletdózis által okozott kockázat között a szabályozás alapja. 4

5 Sugárvédelmi ismeretek összefoglalása Dóziskorlátozás: DL immissziós korlát foglalkozási korlát: 20 msv/év (5 év átlagaként) lakossági korlát: 1 msv/év DC - emissziós korlát = dózismegszorítás (fiktív személy dózisa) Magyarországon: kiemelt létesítmény: lakosságra 0,1 0,01 msv/év, egyéb létesítmény: 0,03 msv/év ΣDC nem értelmezhetı DC < DL A radioaktív hulladék hatására milyen korlátozás vonatkozik? - mőködı hulladék-feldolgozó, le nem zárt lerakó: DC - felszabadított hulladék, lezárt lerakó: elhanyagolható dózis = 10 µsv/év 5

6 Laborgyakorlatok Felelıs: NTI radiokémiai csoport (Szalóki Imre, Oláh Zita, Gerényi Anita) Gyakorlatok 2 (3 vagy 4) fıs csoportban, egymást követı hetekben, a félév második felében 6

7 Nukleáris biztonság Általános nukleáris biztonsági célkitőzés, hogy a lakosság egyedei és csoportjai, valamint a környezet védelme biztosított legyen az ionizáló sugárzás veszélyével szemben. Ezt a nukleáris létesítményben megvalósított hatékony biztonsági intézkedésekkel és azok megfelelı színvonalú fenntartásával kell biztosítani. (118/2011. sz. kormányrendelet Nukleáris Biztonsági Szabályzatok) 7

8 Nukleáris biztonság Sugárvédelmi célkitőzés, hogy a nukleáris létesítmény üzemeltetése során az üzemeltetı személyzet és a lakosság sugárterhelése mindenkor az elıírt határértékek alatti, az ésszerően elérhetı legalacsonyabb szintő legyen. Ezt biztosítani kell a tervezési alaphoz tartozó üzemzavarok és - amilyen mértékben ésszerően lehetséges - a balesetek következtében fellépı sugárterhelések esetén is. 8

9 Nukleáris biztonság Mőszaki biztonsági célkitőzés, hogy az üzemzavari események bekövetkezése nagy biztonsággal megelızhetı, vagy megakadályozható legyen, a nukleáris létesítmény tervezésénél figyelembe vett valamennyi feltételezett kezdeti esemény esetén a lehetséges következmények az elfogadható mértékeken belül legyenek, valamint a balesetek valószínősége kellıen alacsony [kicsi] legyen. 9

10 Radioaktív hulladékok definíciói, Hulladék keletkezése szabályozás 1) folyamatos üzemi kibocsátás (légnemő, folyékony) csak a dózismegszorításból levezetett kibocsátási korlátnál kisebb mennyiség lehet kezelés: nincs vagy folyamatos 2) helyben maradó anyagok: üzemi és leszerelési hulladék szakaszosan végrehajtott, tervezett, engedélyezett eljárásokkal folyó kezelés 3) baleseti (szabályozatlan) kibocsátás, történelmi hulladék környezeti helyreállítás (remediation) kezelés: eseti, szakaszos 10

11 Radioaktív hulladékok definíciói, nemzetközi szabályozás IAEA = International Atomic Energy Agency (NAÜ) Kiadás éve:1994. Mentesség = EXEMPTION Sugárvédelmi intézkedést nem igénylı anyag Osztályozás alapja az aktivitás-koncentráció 11

12 Radioaktív hulladékok definíciói, szabályozás Új ajánlások: Safety Series #115 (1996) International Basic Safety Standards for Protection against Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources Felszabadítás = CLEARANCE, de a mentességgel azonos szintek Osztályozás alapja az okozható dózissal arányos mennyiség 2010: Draft Safety Requirements DS379 Eltérı mentességi és felszabadítási szintek EU-direktívák a NAÜ-ajánlásokat vették át 12

13 Radioaktív hulladékok definíciói, szabályozás 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 legkedvezıtlenebb 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 13

14 Radioaktív hulladékok definíciói, szabályozás Radioaktív hulladék: további felhasználásra nem szánt, emberi tevékenység (ionizáló sugárzás alkalmazása) eredményeképpen létrejött radioaktív anyag. Jelenlegi szabályozás: CXVI. tv. -> LXXXVII. tv. Sugárvédelem: 16/2000. EüM rendelet, 47/2003. ESzCsM rendelet, MSZ 14344/1,2, 24/1997. kormányrendelet és 23/1997 NM rendelet - mentességi szintek Nukleáris biztonság: 118/2011. kormányrendelet, ennek része a Nukleáris biztonsági szabályzatok 9 kötete 14

15 Radioaktív hulladékok definíciói, szabályozás A mentesség és a felszabadítás fogalmai [részben még] nem válnak szét a szabályozásban. Nincsenek külön szintek, a mentesség a magyarországi osztályozás alapja 47/2003. sz. ESzCsM-rendelet, 14344/ sz. szabvány. A felszabadításhoz rendelt effektív dózis 30 µsv/év! S (HI hazard 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, hıfejlıdés > 2 kw/m 3 15

16 Radioaktív hulladékok definíciói, szabályozás IAEA DS 379 (készülı ajánláscsomag) javaslata: csekély (= moderate ) mennyiség: mentességi szintek [MEAK] jelentıs (= bulk ) mennyiség (>1 t): felszabadítási szintek [FEAK] Kibocsátási határérték: a létesítmény dózismegszorításának megfelelı aktivitások [KH] Közös sajátosság: nem a környezetben, hanem az emisszió helyén mérhetı értékek! 16

17 Radioaktív hulladékok definíciói, szabályozás Practical use of the concepts of clearance and exemption RADIATION PROTECTION #122 Part I. EU Directorate General Environment (2000) Fejlécben: expozíciós forgatókönyvek (külsı terhelés, belégzés, lenyelés, bırdózis) Táblázatban: egységnyi koncentrációra jutó éves dózis az adott forgatókönyv esetén 17

18 Radioaktív hulladékok definíciói, szabályozás Hiányzik: 41 Ca, 133 Ba A kerekítés csak a számítások végeredményében (waste index) indokolt! Tehát a felszabadítási szintek nagyságrendekkel kisebbek [lesznek], mint a mentességi szintek!!! (DS 379 bulk szintjei = RP#122 értékei kerekítve) 18

19 Radioaktív hulladékok definíciói, szabályozás Halmazállapot szerint: gáznemő, folyékony, szilárd, biológiai hulladék Felezési idı szerint: rövid, hosszú (határ: 137 Cs T=30 év) Sugárzásfajta szerint: α-sugárzók külön kezelendık Felületi γ-dózisteljesítmény szerint Hulladék-átvételi követelmények (RHK Kft. Püspökszilágy, Bátaapáti) - Speciális kategóriák: MW-Mixed Waste - USA; VLLW- very low level waste - Franciaország 19

20 Radioaktív hulladékok definíciói, szabályozás Gyakorlati kategóriák: A tárolt hulladékcsomagok gyors minısítésére A zárt hulladékcsomag felületén mérhetıγ-dózisteljesítmény szerint: -Kis akt.: 1 dd/dt 300 µsv/h -Közepes akt.: 0,3 dd/dt 10 msv/h -Nagy akt.: dd/dt > 10 msv/h 20

21 Radioaktív hulladékok definíciói, szabályozás Hulladék (tároló) veszélyessége végsı formájában: radiotoxicitás - index A ( t mf Q i i, j j RTOX = ) ( ) i j DCF i RTOX : radiotoxicitás-index [Sv/év] A : aktivitás [Bq]; i : radioizotóp minısége mf : mobilitás-tényezı adott táplálékra [(Bq/kg)/Bq] Q j : táplálékfogyasztás a j-edik anyagból [kg/év] DCF : dóziskonverziós tényezı [Sv/Bq] 21

22 Radioaktív hulladékok definíciói, szabályozás Az évi CXVI. tv. szerint a hulladékkezelés az RHK Kft. feladata ( Hatósági feladatok a radioaktív anyagokkal kapcsolatos ügyekben: ÁNTSZ, OSSKI személyi sugárvédelem, dózismegszorítás engedélyezése OAH - MTA Izotópkutató Intézet: sugárforrások nyilvántartása Környezetvédelmi felügyelıségek - kibocsátási korlátok A hatósági nyilvántartásban szerepelnek: -Mennyiség -Minıség (aktivitás, aktivitás-koncentráció) -Halmazállapot 22

23 Radioaktív hulladékok eredete * Nukleáris energiatermelés hulladékai: bányászat, ércfeldolgozás, urándúsítás, reaktorok mőködése, üzemi és leszerelési hulladékok * Kutatóreaktorok, gyorsítók, spallációs rendszerek: más anyagból készült szerelvények, más technológia = más radioizotópok * Nukleáris robbantások, fegyverkísérletek hulladékai * Ipari (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) 23

24 Radioaktív hulladékok eredete Nukleáris energiatermelés hulladékai: 238 U T=4, év, 235 U T=0, év, 232 Th T=10, év és bomlási soraik tagjai bányászat - külszíni v. aknás fejtés - ISR helyszíni kinyerés in situ recovery (ISL helyszíni kioldás in situ leaching ) Bányászat hulladékai: Meddı, darabolt kıhulladék nagy felület: 222 Rn kibocsátása, leányelemekbıl belsı sugárterhelés Visszamaradó urán + leányelemek a felszabadítási szint ( 238 U: 1 Bq/g) alatt normális hulladékként kezelhetıek. (IAEA DS 379 szerinti bulk anyagra) 24

25 Urán bányászata - kioldás Kioldás/feltárás: urán + leányelemek elválasztása a környezı kızettıl savas kioldás: kénsav oxidatív kioldás CO 2 + O 2 + H 2 O eljárással. Mindkettı lehetséges fejtéses és ISL módszerrel. Oxidatív eljárás/isl kivitelben: ez a legkíméletesebb a környezet számára, kevesebb hulladék marad a felszínen. 25

26 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 kívül más elemeket alig vagy egyáltalán nem képes oldani, ezért a képződő hulladék mennyisége igen csekély és nem radioaktív. 26

27 Urántartalmú reaktor-főtıelem elıállítása Feltárt kızetbıl kapott oldat feldolgozása: Lecsapás UO 2, UO 3, U 3 O 8 yellow cake (sárga por), a dúsítóba szállítják, ahol gáznemő UF 6 -tá alakítják. 235 U U (dúsított): 238 U(szegényített): fegyvergyártás fıként UO 2 -ként kerül a főtıelemekbe Nehézvizes reaktor (HWR): természetes urán a főtıelemekben Urán: toxikus nehézfém, sejtméreg vesepusztító Határérték vízben: 10 µg/l 27

28 Uránérc feldolgozás - reaktor üzemanyag elıállítása Ércırlı és szitáló berendezés 28

29 Urán és tórium bomlási sora a radon izotópokig 29

30 Radon 222 Rn daughter products Rn Po Pb α (5.5 MeV) T=3.8 d α (6.00 MeV) T=3.1 m β (185keV 1.02MeV) T=26.8 m γ (295, 352 kev 2 peaks) Bi β (526keV 1.26MeV) T=19.9 m γ (76keV.2.45MeV 14 peaks) Analízis: radongáz elemzése saját vagy leányelemei alfasugárzásának mérésével - szcintillációs kamra - átáramlásos számláló - nyomdetektor Po α (7.69 MeV) T=164 µs Pb β, γ (soft) T=22 y Bi β (300 kev MeV) T=5.01 d Leányelemek elemzése: - összes alfa mérése - alfa-spektrometria - gamma-spektrometria Po α(4.5, 5.3 MeV) T=138 d 30

31 Radon 220 Rn (Thoron) daughter products Rn-220 α (6.3 MeV) T= 54 s Po-216 α (6.77 MeV) T = 0.15 s Pb-212 β (100 kev) T = 10.6 h γ (87keV 300KeV) Bi-212 α (6.3 MeV) 36% β (2.25 MeV) 64% γ (70keV 1.8MeV) T = 60.6 m Tl-208 β ( keV) T = 3.05 m γ (84keV 2.6MeV) Po-212 α (8,78 MeV) T = 0.3 µs 31

32 Visszamaradt környezetszennyezés az uránbányászat után - Pécs környéki uránbánya területének helyreállítása Ezt és a következı 4 képet Várhegyi András úrtól (Mecsek Öko ZRt.) kaptuk. 32

33 Uránérc-feldolgozás zagytározók rekultivációja: Tájrendezés Morfológia kialakítás, felületstabilizálás Beszivárgást minimalizáló fedés Felszíni vízrendezés, vízelvezetés Hosszú távú stabilitás elérése 33

34 Geotechnika és rekultiváció... Az iszapmag konszolidációja a vízleengedés után 34

35 Iszapmag felszínének elıkészítése Geotechnika és rekultiváció... Idáig 6. ea. Elsı félévközi dolgozat anyaga 35

36 Radioaktív hulladékok eredete Nukleáris energiatermelés - reaktorok Urán és transzurán aktivációs/spallációs termékek Hasadási termékek Szerkezeti anyagok aktivációs termékei ( Korróziós termékek) Vízkémiai aktivációs termékek 36

37 Radioaktív hulladékok eredete Reaktorok transzurán aktivációs termékek Urán és transzurán aktivációs/spallációs termékek Termikus neutronok: aktivációs modell átmeneti mag -on keresztül (tömegszámnövekedés) Gyors neutronok: szórás, spalláció (tömegszám-csökkenés) 37

38 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= 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 mérhetı (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 38

39 Radioaktív hulladékok eredete Reaktorok transzurán aktivációs termékek Aktiválás gyors neutronokkal (spalláció) 238 U (n,2n) 237 U (T=6.8 nap) β Np (T= 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 DCF: kb. mint 239 Pu 39

40 Radioaktív hulladékok eredete Reaktorok transzurán aktivációs termékek (PWR V-213 reaktortípus) kg/(gw év) T 1/2 (év) 40

41 Radioaktív hulladékok eredete Reaktorok hasadási termékek Hasadási hozamok különbözı hasadóanyagoknál 41

42 Radioaktív hulladékok eredete Reaktorok hasadási termékek 235 U : Hozamtört rendszám összefüggés Az izobár sorozatok tagjai β - -bomlások révén keletkeznek egymásból 42

43 Radioaktív hulladékok hasadási termékek Nemesgázok (Xe, Kr) Radiojódok Egyéb illékony elemek (Cs, Sr) Egyéb hasadási termékek 43

44 Radioaktív hulladékok hasadási termékek - nemesgázok Nem köthetık meg a gáztalanítóból a környezetbe kerülnek (retenció aktív szénen atomméret-függı) 133 Xe, 135 Xe, 88 Kr: rövid felezési idejőek 85 Kr T=10,76 év csak 0,22 % hozam Paksi Atomerımő kibocsátási korlátja: Kr 46000, Xe TBq/év (kibocsátva: <10 TBq/év) A főtıelemek inhermetikusságának indikátorai Csernobili kibocsátási hányad: leltár ~100 %-a 44

45 Radioaktív hulladékok hasadási termék nemesgázok kibocsátása Kibocsátási határérték-kritérium: KbHK Kibocsátási határérték: KbH [Bq/év] izotóponként mf i,krit : mobilitási tényezı [-] az i-edik radioizotóp hígulása a kibocsátás helyétıl a kritikus csoportig KbHK KbH i = = i DC DCF A KI, i KbH i, KRIT i 1 mf 1 i, KRIT 45

46 Radioaktív hulladékok hasadási termékek - radiojódok Illékonyak (gáznemőek, vízben jól oldódnak) Rövid felezési idejőek: 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 sebességfüggı (elválasztással mérhetık 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 46

47 Radioaktív hulladékok hasadási termékek - radiojódok Paksi AE kibocsátási korlát ( 131 I) három kémiai formára eltérı Csernobili kibocsátási hányad: leltár ~ 25 %-a Normális üzemi kibocsátás: elemi jód (impregnált aktív szén szőrın marad) korlát 1 TBq/év, ki: 2 MBq/év; jodid (aeroszolhoz kötött) korlát 4 TBq/év, ki: 2 MBq/év, CH 3 I (nagy térfogatú aktív szén szőrın marad) korlát 95 TBq/év, ki: 32 MBq/év Analízis: egyidejő mintavétel és mérés, jó hatásfok: aeroszol és elemi jód, szekvencia: aeroszolszőrı, elemi jód szőrı, szerves jód szőrı 47

48 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 Paksi AE légnemő (aeroszol) korlát: 1 TBq/év ki: 8 MBq/év 48

49 Radioaktív hulladékok hasadási termékek egyéb illékony nuklidok 90 Sr T=28.9 év, tiszta β - -sugárzó, hozam: 4,5 % DCF (belégzés, lenyelés)~ Sv/Bq csontkeresı Paksi AE korlát: levegı 0.4 TBq/év ki: 0.2 MBq/év víz: 2 TBq/év ki: 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 idejőek 49

50 Radioaktív hulladékok hasadási termékek egyéb nuklidok A leghosszabb felezési idejőek: 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 % 50

51 Radioaktív hulladékok korróziós termékek reaktorokban A reaktorzóna körüli szerkezeti anyagok = vas (acél) és cirkónium aktivációs termékei elıbbi revés szerkezető oxidokat képez tranziens szakaszokban leválik, szétterjed a primervízzel és zónatisztítás során a levegıbe 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 51

52 Radioaktív hulladékok korróziós termékek reaktorokban Aktivációs termékek gyors neutronokkal 54 Mn ( 54 Fe-bıl) EC + γ-sugárzó T=312 nap 58 Co ( 59 Co-ból) - EC + γ-sugárzó T=71 nap 58 Co/ 60 Co-arány: reaktor-ujjlenyomat Egy különleges termék: 110m Ag T=252 nap β- és γ-sugárzó hegesztési varratokból 108m Ag EC + γ-sugárzó T= 418 év 52

53 Radioaktív hulladékok szerkezeti anyagok aktivációs termékei reaktorokban Beton = cement + kavics + víz + adalékok Portlandcement = 75-80% mészkı és 20-25% agyag zsugorodásig történt égetésével (kalcinálás, >1400 o C) elıállított klinker + kötéslassító (néhány százalék) gipszkı. További adalékok: lösz, pernye, kohósalak, homok, trasz = ırölt vulkáni tufa, szerpentin = hidratált magnézium-szilikát (Pakson is alkalmazták a biológiai védelem anyagában) Kémiai alkotórészek: SiO 2, Al 2 O 3, CaO, FeO stb. Szilárdulás (Megkötés) = Hidratáció = kristályosodás víz felvételével. Klinker + Víz = Hidrátok + Mész (Kalciumhidroxid) A beton szilárdulása során 15-20% mész keletkezik. A beton felületén a mész kalcium-karbonáttá alakul. 53

54 Radioaktív hulladékok szerkezeti anyagok aktivációs termékei reaktorokban Biológiai védelem többféle készítéső beton anyagának felaktiválódása 41 Ca T= év EC, DCF ~10-10 Sv/Bq ujjlenyomat : ritka földfémek 152 Eu, 154 Eu, 155 Eu -β - - és γ-sugárzók, több éves felezési idejőek hasadási termékek is lehetnek! 54

55 Radioaktív hulladékok víz és vízkémiai adalékanyagok anyagok aktivációs termékei reaktorokban 3 H hasadási termék (0,01 % hozam), D neutronaktivációjából, 10 B (n,2α) reakcióból T=12,3 év DCF ~10-11 lágy β - -sugárzó elválaszthatatlan a víztıl! 14 C 17 O (n, α) reakcióból T=5730 év DCF ~10-10 lágy β - - sugárzó Rövid felezési idejő 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 55

56 Radioaktív hulladékok víz és adalékanyagok anyagok aktivációs termékei reaktorokban Paksi kibocsátás trícium, szén-14: 3 H: fıként HTO légnemő: ki 3 TBq/év korlát TBq/év folyékony: ki 21 TBq/év, korlát TBq/év 14 C: CH 4, CO 2 légnemő: korlát TBq/év, ki: 0.6 TBq/év Légtérbıl, vízben oldott levegıbıl: 41 Ar légnemő kibocsátás 8 TBq/év korlát TBq/év 56

57 Radioaktív hulladékok energiatermelı reaktorok leszerelése során Greifswald: 5 VVER-440 reaktor leszerelése Nuklidvektor a telephely egészére : 60 Co 17% - korróziós termék 137 Cs 2% - hasadási termék 55 Fe 71% - korróziós termék 63 Ni 10% - korróziós termék 57

58 Radioaktív hulladékok eredete 2/a Kutatóreaktorok Kisreaktorok : 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 levegıbıl: 40 Ar(n,γ) 41 Ar T=1,8 óra folyamatos kibocsátás, éves korlát: 0.8 TBq tényleges kibocsátás: 0.03 TBq/év 58

59 Radioaktív hulladékok eredete 2/b Spallációs berendezések Folyékony (ólom-eutektikum vagy higany) vagy szilárd (volfram) target neutronforrás GeV nagyságrendő energiára felgyorsított protonok ütköztetésével. Spallációval keletkezı hosszú felezési idejő 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 év, α, DCF (L) Sv/Bq) 59

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

61 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) biológiai minták sejtbiológiai vizsgálati módszere, nyomjelzett szerves vegyületekkel - 3 H, 14 C radioizotópokkal 61

62 Radioaktív hulladékok eredete 4. Gazdasági (ipari) sugárforrások Radiográfia, átvilágítás, csírátlanítás: hosszabb felezési idejőγ-sugárzók ( 137 Cs, 60 Co) A radiológiai balesetek >95 %-a ezekkel történik! (Árnyékolás nélkül maradó források) 62

63 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 63

64 Radioaktív hulladékok eredete 6. TENORM TENORM ( 238 U, 232 Th, 40 K ) ot produkáló eljárások: 1. Bauxitbányászat, -feldolgozás 2. Cirkonhomok felhasználás, kerámiagyártás 3. Fémércbányászat, érckohászati feldolgozás 4. Foszfátérc feldolgozás, mőtrágyagyártás 5. Geotermikus energia felhasználás 6. Kıolaj és földgáz kitermelés (beleértve a kutatófúrásokat is) 7. Ritkaföldfém bányászat, -feldolgozás 8. Szénbányászat, széntüzeléső erımővek 9. Uránércbányászat, -feldolgozás 64

65 Radioaktív hulladékok feldolgozása Feldolgozás/Menedzsment: 1. Győjtés, osztályozás 2. Minısítés I. 3. Helyszíni tárolás (storage), szállítás 4. Hulladékkezelés (processing): - elıkészítı mőveletek - térfogatcsökkentés - kondicionálás 5. Minısítés II. 6. Átmeneti tárolás (storage) és/vagy végleges elhelyezés (disposal) Alternatív megoldások: - kiégett nukleáris üzemanyag reprocesszálása (=zárt üzemanyagciklus), - hosszú felezési idejő hulladékkomponensek transzmutációja 65

66 Radioaktív hulladékok feldolgozása 1. Győjtés, osztályozás: Folyamatos üzemi kibocsátás (nem győjthetı) Üzemelés alatti, helyszínen maradó hulladék (győjthetı) Leszerelés (decomissioning csak a leszerelés során győjthetı) Az üzemelés alatt keletkezı hulladékok győjtési csoportjai: Halmazállapot szerint: - gáz (kompresszorral tartályba sőrítik vagy kiengedik) - folyadék Éghetı - éghetetlen - szilárd Aktivitáskoncentráció szerint (LLW, ILW, HLW) Biológiai hulladék Más okból (is) veszélyes (=toxikus) anyag (Mixed waste) 66

67 Radioaktív hulladékok feldolgozása 1. Győjtés, osztályozás: A hulladék győjtési körülményeit naplózni kell: halmazállapot, kémiai forma, radioizotópok, AK, felületi dózisteljesítmény stb. adatokkal 2. Minısítés: Osztályozás: veszélyességi mutató (S) alapján (Magyarországon: MSZ 14344/1 és 47/2003. ESzCsM r.) - Mőszeres analízis: zárt tartályon át vagy mintavételezéssel, γ spektrometriával - Roncsolásos mintavétel: komponensekre bontás kémiai eljárásokkal, α, β analízis - Dózisteljesítmény mérés 1 µsv/h-300 µsv/h kis aktivitás 300 µsv/h-10msv/h közepes aktivitás >10mSv/h nagy aktivitás 67

68 Radioaktív hulladékok feldolgozása 2. Minısítés: Minısítés során dönteni kell a hulladékkezelés további menetérıl, elemeirıl: Tömöríthetı? Illékony? Toxikus? Üveg, építıanyag hulladék szeparált kezelése Kulcsnuklidok ( 137 Cs, 60 Co) bevezetése γ spektrometria Dózistervezés: A legkedvezıtlenebb hulladékos expozíciós forgatókönyv se eredményezzen nagyobb dózist a használatban levı radioaktív anyag által okozott dózisnál 68

69 Minısítés in situ gammaspektrometriával 200 literes szabványos acélhordóban tárolt hulladékok minısítésére -Forgó platform -Egyenletesen függılegesen mozgatott HP Ge detektor -Szükség esetén árnyékolással 69

70 Radioaktív hulladékok feldolgozása 3. Tárolás, szállítás: Tárolás: Külön és elhatárolva a minısítés alapján; az üzemhez tartozó területen ugyanazon engedélyesé az üzem és a hulladék is. Szállítás során a közúton való szállítás nem zárható ki. Nemzetközi elıírások (ADR):» Jármőre (autó, vonat, hajó)» Személyzetre» Útvonalra (közút: LLW,ILW; vasúti, tengeri: HLW)» Egy rakományban szállítható max. mennyiségek: A1, A2 (burkolati követelmények eltérıek) nuklidonként Felületi dózisteljesítmény: max. 20 µsv/h Jármőburkolat (páncél): acél, ólom, bizmut, urán (!) 70

71 Részlet az ADR-bıl A1 és A2- értékek: TBq nagyságrendben 71

72 Radioaktív hulladékok feldolgozása 4. Hulladékkezelés (Treatment) Elıkészítı kémiai mőveletek (Pretreatment) ph beállítása Ionerısség beállítása Hordozók adagolása Komplexképzık adagolása vagy komplexek bontása Oxidációs állapot megváltoztatása (pl. égetés egy sajátos, specifikus formája: MEO mediated electrochemical oxidation - Pu elválasztás része) 72

73 Radioaktív hulladékok feldolgozása Hulladékkezelés mőveletei Térfogatcsökkentés Általános: préselés, hıkezelés, bepárlás, szőrés, dekontaminálás Szelektív: felületi (szorpció - addíció, szubsztitúció), térfogati (extrakció, csapadékképzés) - dekontaminálás V 1 hulladékáram c 1 m 1 mővelet V 0 c0 <MEAK (FEAK) tiszta V 2 szennyezett c 2 m 2 73

74 Radioaktív hulladékok feldolgozása Térfogatcsökkentési tényezı: az eredeti és a sőrített térfogat hányadosa VRF = V V 1 2 vagy m2 Dekontaminálási tényezı: az eredeti és a tiszta koncentráció hányadosa DF = i c c i,1 i,0 MRF = m Komponensenként KÜLÖN határozható meg, de összegezhetı az általános eljárásokra! 1 74

75 Radioaktív hulladékok feldolgozása Térfogatcsökkentés: általános = mindegyik komponensre azonos mérvő. Préselés: éghetetlen szilárd anyagokra, VRF= ~ 5-10 között Tömörítés 50 bar nyomással; nem tömöríthetı: üveg, tégla, beton Hıkezelés: Égetés vagy hıbontás (incineration, calcination) + HEPA szőrı a füstgázzal távozó szennyezıkre MRF = m 1 /m 2 ~ között; DF= szőrı dekontaminációs tényezıje = c 1 /c 0 ~ (a szőrıre jutó gázra érvényes) Bepárlás illékony folyadékokra Szőrés fluidumokban diszpergált szilárd anyagokra (csapadékképzés után is alkalmazható) jellemzı mutató: DF (ált.) Dekontamináció: folyékony anyaggal: szilárd felület (szennyezett, c 1 ) + folyadék rendszer (tisztító) között; maradék felületi koncentráció: c 0 jellemzı mutató: DF (ált.) általános, ha a tisztító mővelet minden radioizotópot eltávolít. szilárd anyaggal: kıporos fúvatás (dry abrasive blasting) 75

76 Radioaktív hulladékok feldolgozása - Térfogatcsökkentés Préselés: supercompactor 76

77 Radioaktív hulladékok feldolgozása - Térfogatcsökkentés Hıkezelés (égetés = oxidáció vagy hıbontás = kalcinálás) egy különleges megoldása: PLASMARC plazma ív kemence (Svájc) Olvadékot képeznek, amely öntıformába/hordóba önthetı Kondicionálással közvetlenül összekapcsolható Kezelhetı hulladékok: szőrık, ioncserélı gyanták, bepárlási maradék, vegyes szilárd hulladék 77

78 Radioaktív hulladékok feldolgozása - Térfogatcsökkentés Bepárlás: Folyadék fázisban, DF ha a radioaktív anyagok nem illékonyak, csak a tisztítandó oldószer VRF = 5-50 betáplálás gız V1 c 1 hőtés bepárlás V2 V0 párlat c 0 78

79 Radioaktív hulladékok feldolgozása Térfogatcsökkentés szelektív módjai: valamelyik komponensre (radioizotóp v. izotópcsoport) specifikus a mővelet. Szokásos technológiai mutatók: DF, kapacitás C = (kezelt anyag [mól vagy kg])/(kezelı anyag [m 3 v. kg]) Felületi reakciók szubsztitúciós vagy addíciós (szorpciós) mechanizmussal Ioncsere: Felületi szubsztitúciós mővelet; DF-vel jellemzik. A kezelt anyag folyadék. Az ioncserélık tisztíthatók, regenerálhatók. Lehetnek kation-, anion- és vegyes ioncserélık. Szerves mőgyanták: DF = a legtöbb radionuklidra, elıny: nagy kapacitás, probléma: radiolízis (lánchasadás), ILW - HLW hulladékokhoz nem alkalmas, deformálódik, kicsi önhordóképesség - regenerálhatók. Kevertágyas anion + kation Szervetlen: természetes és mesterséges anyagok 79

80 Radioaktív hulladékok feldolgozása - térfogatcsökkentés Fı ellenfél : a jól oldódó alkálifémek (Cs), fémkomplexek (Ag[NH 3 ] 2 ), Co- EDTA, oxálsav, citromsav-komplexek) Szervetlen ioncserélık Általában kationcsere. Anioncsere is szükséges: (jód I - és IO 3- ; technécium TcO 4- ) Szervetlen mesterséges kationcserélı 137 Cs és 134 Cs-hoz: szilárd vázon K 2 Ni[Fe(CN) 6 ], (kálium-nikkel-hexacianoferrát) a kálium helyére kerül a cézium. DF = 100 Tervezett újabb alkalmazás: Paks FHF technológia részeként, Cselválasztáshoz 80

81 Radioaktív hulladékok feldolgozása - térfogatcsökkentés Szervetlen természetes ioncserélık: ioncsere + szorpció együtt Nem regenerálhatók, de olcsók. Összetett szerkezet miatt anion-és kationcserélık is! ZEOLIT agyagásványok: ILLIT, MONTMORILLONIT, KLINOPTILOLIT Elválasztáson kívül 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 kitevı vizet képes megkötni - perlit: vulkáni üveges kızetbıl kialakított felfúvódó anyag 81

82 Radioaktív hulladékok feldolgozása Paksi Atomerımő Megelızı eljárás: primer- és szekunder vízkör vizének elıtisztítása UPCORE technológia (1998 óta) 4 db nátrium ciklusú ioncserélı Σ 240 t/h 6 db UPCORE sótalanító egység: Σ 720 t/h 4 db kevertágyas utófinomító egység: Σ 480 t/h Ioncserélı: DOWEX C-9 UG Regenerálás sebessége 40 m 3 /h 82

83 Radioaktív hulladékok feldolgozása Térfogatcsökkentés a Paksi Atomerımőben FHF (folyékony hulladék-feldolgozó) technológia 60 Co és 137 Cs elválasztása a bepárlási maradékokból - Kobalt komplexek oxidatív bontása, lúgos lecsapás, mechanikus szőrés - Bórsav visszanyerése (présszőrı) - Ultraszőrés: radiokolloidok kivonása - Cézium elválasztása hexacianoferrát ioncserélın - A szőrlet kibocsátható, a bórsavlepény felszabadítható 83

84 FHF-technológia - ultraszőrés 84

85 Radioaktív hulladékok feldolgozása - Térfogatcsökkentés Extrakció: térfogati és addíciós mővelet, folyadék-szilárd vagy folyadék-folyadék fázis között; nem elegyednek, de egy adott komponens át tud lépni F2-bıl (vizes fázis) F1-be (szerves fázis). DF = Jellemzı: 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 85

86 Radioaktív hulladékok feldolgozása térfogatcsökkentés- szelektív elválasztás Urán és plutónium extrahálószere: tributilfoszfát (TBP) reprocesszálás, analízis Uranil-nitráthoz kapcsolódó két TBP-molekula Oldószer: kerozin 86

87 Radioaktív hulladékok feldolgozása szelektív elválasztás Extraháló szer: CMPO a TRUEX - eljárásban 87

88 Radioaktív hulladékok feldolgozása Kondicionálás Cementezés (LLW, ILW) Fémek olvasztása(llw, felszabadítás) Bitumenezés (szerves LLW) Üvegesítés (HLW) Idáig 12. ea. 88

89 Radioaktív hulladékok feldolgozása Kondicionálás: térfogatcsökkentés után (vagy szilárd/csapadékos hulladéknál) a szennyezett hulladékáram szilárdítására, immobilizálására törekszünk. Mutatók: * mátrix/hulladák 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); * sugártőrés (hıtőrés) 89

90 Radioaktív hulladékok feldolgozása Kondicionálás Kondicionálás szempontjai:» Kezelıszemélyzet dózisa kicsi legyen» Rugalmas módszer: többféle hulladékot is fogadjon be» Hulladéktérfogat legyen minél kisebb» Olcsóság» A mátrix legyen ellenálló hıfejlıdésre, radiolízisre 90

91 Radioaktív hulladékok feldolgozása Kondicionálás: Cementezés: mészkı+agyag (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 minıségi paraméterek javítására (jó hıtőrés, mechanikai szilárdság) folyékony hulladékok: cementezés elıtt felitatás kovafölddel (= polikovasav + agyagásványok) MOWA: paksi (tervezett, engedélyezett) eljárás Fémhordókba cementeznek: 200l / 400l-es standard méretek Bitumenezés: szerves mátrix, az ásványolaj lepárlásából visszamaradó, nagy molekulatömegő, fekete színő termoplasztikus kötıanyag; rossz mechanikai szilárdság, de kimoshatóság (víztaszító) szempontjából jó; olcsó 91

92 Radioaktív hulladékok feldolgozása Kondicionálás: Üvegesítés (vitrifikáció): elıkészítı mővelete: hıbontás; 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 elsısorban HLW-re alkalmas Kondicionálás szempontjai:» Kezelıszemélyzet dózisa alacsony legyen» Rugalmas módszer: többféle hulladékot is fogadjon be» Hulladéktérfogat legyen minél kisebb» Olcsóság» Ellenálló legyen hıfejlıdésre, radiolízisre 92

93 Radioaktív hulladékok feldolgozása Kondicionálás Beolvasztás: LLW fémhulladék kondicionálása (Leszerelési anyagokra) - oxidáció kizárásával fémtömbbe olvasztják a térfogatában szennyezett (felaktivált) szerelvényeket, majd acélhordóba öntve tárolják tovább. Térfogatcsökkentés is lehet egyidejőleg: salakképzı adalékok a szennyezık jelentıs része a salakban megkötıdik ( szorpció ) Nem elválasztható szennyezés: 60 Co acélból 93

94 Radioaktív hulladékok feldolgozása 5. Minısítés-2: dózisteljesítmény mérés, gammaspektrometria a csomag megbontása nélkül Record keeping ez az utolsó lehetıség a pontatlanságok, hibák felderítésére. Scaling factor -ok alkalmazása a kulcsnuklidok felhasználásával. Magyar hatósági nyilvántartás: RADIUM program (OAH MTA IKI) Szállítás: telephelyrıl az elhelyezéshez engedélyes-váltás! Magyarországon: telephelyek: Paksi AE, MTA KFKI AEKI, BME átvevı intézmény: Radioaktív Hulladékokat Kezelı Közhasznú Nonprofit kft. (RHK kft.) 94

95 Radioaktív hulladékok feldolgozása 6. Átmeneti és/vagy végleges elhelyezés: Felszíni, felszínközeli (LLW) vagy mélységi tárolás (LLW,ILW,HLW) Minısítés: RTOX (radiotoxicitás index) [µsv/év] A ( t mf Q i i, j j RTOX = ) ( ) DCF i j A: aktivitás-leltár (idıfüggı) Q: éves fogyasztás a j-edik, a tároló környékén elıállított/jelenlévı élelmiszerbıl mf: mobilitási tényezı: az i- edik radionuklid átvitele a j-edik élelmiszerbe [(Bq/kg)/Bq] DCF: a megfelelı dóziskonverziós tényezık i 95

96 IAEA-kategóriák a végleges elhelyezéshez Near surface disposal facilities; Geological disposal facilities; Disposal facilities for uranium and thorium mine waste. (Borehole disposal facilities) 96

97 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 Mélységi lerakók befogadó kızete: - felhagyott bánya; - kısólencse; - háborítatlan kızettest: gránit, aleurolit stb. Alternatíva: reprocesszálás, transzmutáció (HLW-t is termel) 97

98 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 kızet Felszín: Lezárás után beton + földborítás - rekultiváció 98

99 Radioaktív hulladékok feldolgozása Felszínközeli végleges LLW tároló Tömörítés után visszatemetett hulladék elhelyezése Püspökszilágyon Mérnöki gátak 99

100 Hulladékok átmeneti és végleges Bentonit elhelyezése Agyagszármazék, adalékolással optimálják. Saját térfogatánál szor nagyobb mennyiségő vizet is képes megkötni. Leggyakrabban vulkáni hamu vízzel alkotott elegye alkotja. SiO 2 - >60 % Al 2 O 3 - >20 % Továbbá Ca, Mg, Na, K-ionok. Ásványi szempontból fı alkotója montmorillonit. 100

101 Mérnöki gátak - bentonit 101

102 Mérnöki gátak - bentonit 102

103 Radioaktív hulladékok elhelyezése - bentonit A záróképesség illusztrálása 103

104 Bentonit - vizsgálatok Permeáció mérése 104

105 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 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 kızet és geokémiai rendszer alkalmas kell, hogy legyen a radioaktív hulladék végleges befogadására is. 105

106 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 ) 106

107 Magyarország Kiemelt nukleáris létesítmények Magyarországon: Paksi Atomerımő KKÁT (kiégett kazetták tárolása) 2 kutatóreaktor -KFKI AEKI Bátaapáti (NRHT) -BME Püspökszilágyi Hulladéktároló (RHFT) Izotóp Intézet Kft. és Izotópkutató Intézet: nagyaktivitású sugárforrások elıállítása 107

108 Radioaktív hulladékok feldolgozása Magyarországi hulladékhelyzet I

109 109

110 110

111 111

112 Bátaapátiban elhelyezendı hulladékok (végleges LLW ILW) 112

113 Mélységi elhelyezés Bátaapáti (LLW) Gránitban, két lejtıs aknán elérhetı 300 m mélyen Hulladék-feldolgozó és átmeneti tároló épület 113

114 Mélységi elhelyezés Bátaapáti (LLW) Gránitban, két lejtıs aknán elérhetı 300 m mélyen Mária lejtısakna bejárata a járathajtás alatt 114

115 Püspökszilágy RHFT 115

116 116

117 117

118 Radioaktív hulladékok feldolgozása Püspökszilágy felszínközeli tároló LLW, ILW (kapacitás: 5000 m 3 ) + feldolgozó üzem és átmeneti tároló Agyaglencse (18 20 m vastagon) 118

119 Püspökszilágy A típusú medencék lefedés elıtt, csıkutak a használt sugárforrások számára 119

120 Radioaktív hulladékok végleges Püspökszilágy RHFT elhelyezése A radioaktív hulladékok RHFT-n belüli elhelyezésére - vasbeton tárolómedencék ( A típusú tároló), - szénacél és rozsdamentes acél csıkutak ( D és B típusú tárolók) - sekély mélységő 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 csıkút 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 bıvült. 120

121 Püspökszilágy - RHFT A feldolgozó térben tárolt, lerakásra elıkészített acélhordók 121

122 122

123 Püspökszilágy - RHFT Forró kamra a közepes- vagy akár nagyaktivitású hulladéknak minısülı használt sugárforrások felnyitására és kezelésére. 123

124 124

125 Püspökszilágy - RHFT : projekt négy A típusú medence feltárására és a hulladék visszatermelésére, majd a mai követelményeknek megfelelı újracsomagolására ilyen volt 125

126 126

127 Püspökszilágy - RHFT : projekt négy A típusú medence feltárására és a hulladék visszatermelésére, majd a mai követelményeknek megfelelı újracsomagolására ilyen lett (átmenetileg visszahelyezett hordók, a medencét a lezárás elıtt még bentofix paplannal bélelték). 127

128 128

129 Mélységi elhelyezés HLW Magyarország Bodai Aleurolit Formáció (BAF) m mélyen lévı, összetömörödött agyagásvány Terepi kutatások 1999-ig: kutatóvágat az uránbánya alatt 2003-tól folytatódó projekt Idáig tart a 2. dolgozat anyaga 129