4 kredites tárgy példák, részletek. I) Hulladékok eredete: nukleáris főtıelemek gyártása - uránbányászat

Átírás

1 4 kredites tárgy példák, részletek I) Hulladékok eredete: nukleáris főtıelemek gyártása - uránbányászat 1

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

3 ISL-ISR uránbányászati technológia A Wildhorse Energy vállalat módszere 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. 3

4 A Wildhorse Energy és a Mecsek-Öko Zrt. engedélyezett kutatási területei 4

5 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 5

6 Uránérc feldolgozás - reaktor üzemanyag elıállítása Ércırlı és szitáló berendezés 6

7 Visszamaradt környezetszennyezés az uránbányászat után - Pécs környéki uránbánya területének helyreállítása Ezt és a következı 4 képet Várhegyi András úrtól (Mecsek Öko ZRt.) kaptuk. 7

8 Uránérc-feldolgozás zagytározók rekultivációja: Tájrendezés Morfológia kialakítás, felületstabilizálás Beszivárgást minimalizáló fedés Felszíni vízrendezés, vízelvezetés Hosszú távú stabilitás elérése 8

9 Geotechnika és rekultiváció... Az iszapmag konszolidációja a vízleengedés után 9

10 Iszapmag felszínének elıkészítése Geotechnika és rekultiváció... 10

11 A rekultiváció eredményei A MECSEKI URÁNBÁNYA REKULTIVÁCIÓJÁNAK ELLENİRZÉSE BIOINDIKÁCIÓS MÓDSZERREL Máté Borbála Ph.D. dolgozata (Veszprém, 2012.) A dohány a vegetációs sajátságainak és felépítésének köszönhetıen megköti az ólom és polónium izotópokat. 53 dohány- és talajminta 210 Pb aktivitásának meghatározása alapján megállapítható, hogy a dohánynövény alsó levele és a talaj izotópkoncentrációja között telítési görbének megfelelı korreláció áll fenn. A következı dia a dolgozat 18. ábrája 11

12 Uránbánya rekultiváció 12

13 II) Nukleáris energiatermelés hulladékai nehezen mérhetı nuklidok a hulladékban Bétasugárzó radiostroncium elválasztása Bétasugárzó radionuklidok mérési módszerei 13

14 Bétasugárzó stronciumizotópok elválasztása Koronaéter: Sr.Spec. Ioncserélı gyanta: oldott izotópkeverék felvitele szelektív megkötés szelektív elúció Karbonátos lecsapás savas oldás extrakció szerves foszforsavészterrel (D2EHPA) technológiai méretben is végrehajtható 90 Y elválasztása: anioncserélı gyantán karbonátos komplexként 90 Y szekuláris egyensúlyban az anyanukliddal? Hordozóval vagy anélkül van jelen a Sr (Y)? 14

15 Stronciumelválasztás Koronaéter Extrakció vagy szorpció? mindkettı! KORONAÉTEREK szerves oldószerben oldva: C-O-C kötés + szerves apoláros lánc, a tértöltés befelé néz, oda ül be a fémion a korona mérete szerint specifikusak Hatásos szelektív módszer pl. 90 Sr-ra ( 210 Pb!) 15

16 Tiszta β - -sugárzó radioizotópok mérése Félvezetı (PIPS) detektorral lásd α-spektrometria Folyadékszcintilláció: szerves oldószerben szcintillációra képes molekulák; az oldószernek kell gerjesztenie ıket. Konvertálás: fotoelektronsokszorozóval Relativisztikus sebességő részecskékhez: Cserenkov-sugárzás mérése fotoelektronsokszorozóval Szilárd szerves szcintillációs kristály: antracén; szilárd szcintillációs polimer: plasztik detektor 16

17 III) Reaktorok leszerelése Hulladékleltár Sajátos feladatok a leszerelés során: stratégia, végpont, finanszírozás, felszabadítás 17

18 Radioaktív hulladékok energiatermelı reaktorok leszerelése során Greifswald (volt NDK): VVER-440 típusú erımői 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 18

19 Reaktorok leszerelése Stratégia Folyamatos leszerelés = Immediate dismantling Védett megırzés beiktatásával végzett leszerelés = Safe enclosure/deferred dismantling Paksi 4 blokk: referencia forgatókönyv a primerkör védett megırzése 20 évig 20 éves üzemidı-hosszabbítás után tıl Szakaszos leszerelés = Phased dismantling (több megszakítással) Szarkofág = Entombment Végpont: a terület korlátlan (=green field) vagy korlátozott (=brown field) felhasználhatósága (környezeti hatástanulmány = EIA) Finanszírozás Felszabadítás 19

20 Reaktorok leszerelése Finanszírozás: A mőködés alatt elért bevételbıl kell(ene) fedezni a leszerelés és hulladékelhelyezés költségeit Magyarország: Központi Nukleáris Pénzügyi Alap (KNPA) valorizációval, kezelıje: OAH, felhasználója: RHK Kft. 20

21 Reaktorok leszerelése Felszabadítás: a nem felszabadítható leszerelési radioaktív hulladék mennyisége nagyobb lehet, mint az üzem közben keletkezı. Felszabadítható anyagok típusai (hozzájuk illeszkedı felszabadítási szintekkel): Törmelék Újrahasznosítható építıanyag Újrahasznosítható épületek Fémhulladék Újrahasznosítható fémek Egyéb anyagok Földterület 21

22 IV) Különleges hulladékforrás: reaktorés sugárbalesetek kibocsátásai Reaktorbaleset: LOCA vagy RIA hőtıközeg-vesztés vagy reaktivitás szabályozatlan bevitele Egyéb balesetek: szabaddá vált sugárforrás orphan source 22

23 Sugárbalesetek radiográfiás forrásokkal Event date: Event title: Overexposure in field radiography Facility/place: Oil refinery, Gdansk, Poland Event abstract: Radiography work with 192 Ir source (2.6 TBq) The technician operating a remote crank mechanism was not able to crank in the source to the shielded position. He asked for help from radiation protection inspector (RPI). The RPI with the second worker came in a hurry forgetting to take their individual dosemeters. The RPI decided to return the source to the shielded position by manually grasping the guide tube and forced the source to move to the shielded container. The source was returned back to the safe position. The incident was on July 27th, but information about it was released on 28 September, when the radiation burns of RPI became advanced. The Regulatory Inspectors investigated the incident in October and finished it in December. The doses of the workers were assessed on the basis of blood test (biodosimetry). Dose of RPI : whole body dose 365 msv and ext. effective dose ~ 5 Sv. Dose of 2 nd worker: whole body dose 182 msv and ext. dose ~ 2,3 Sv. 23

24 Elhagyott sugárforrások IAEA videó: Elhagyott szovjet katonai forrás biztonságba helyezése Grúziában 24

25 Rendkívüli hulladékkezelési feladat: Paksi üzemzavar Az üzemanyag kazetták tisztítására az azokon keletkezett magnetit lerakódás eltávolítása miatt volt szükség - a magnetit lerakódás a gızfejlesztı belsı felületén lévı radioaktív anyagok oxálsavas dekontaminálásának következménye volt, ez a korábbi mővelet viszont a gızfejlesztın szerelést végzı személyek védelme érdekében volt szükséges. A Framatome ANP teljes felelısséggel vállalkozott a tisztítás végrehajtására, beleértve a tervezést, szállítást, helyszíni szerelést és üzemeltetést. Az üzemzavar alapvetı oka a tisztítótartály tervezési hibája volt. Az üzemzavarral kapcsolatos maximális becsült lakossági sugárterhelés a dózismegszorítás másfél ezreléke. Az atomerımő a Nemzetközi Atomenergia Ügynökséggel együttmőködve biztonsági felülvizsgálatokat végzett. A sérült főtıelemeket (30) az orosz TVEL vállalat szakemberei újratokozták (54). Maradék feladatok: ezek elhelyezése a KKÁT-ban, illetve elszállításuk/végleges elhelyezésük. 25

26 Rendkívüli hulladékkezelési feladat: Paksi üzemzavar Válogatás a belsı (PAE Zrt.) és a külsı (OAH, OSSKI, BME NTI) értékelık elıadásaiból. 26

27 Összegzés Az atomerımő alapkövét október 03-án helyezték le. Az elsı hálózatra kapcsolások: 1. blokk blokk blokk blokk A blokkok névleges teljesítménye 440 MW, a teljesítménynövelésekkel ezt az elmúlt években MW-ra növelték, így az atomerımő a magyarországi villamos energia termelésben meghatározó szerepet tölt be, annak mintegy 40 %-át adja. 27

28 Összegzés Az üzemanyag kazetták tisztítására az azokon keletkezett magnetit lerakódás eltávolítása miatt szükség volt. A magnetit lerakódás a gızfejlesztı belsı felületén lévı radioaktív anyagok vegyi úton történı eltávolításának következménye volt, mely a gızfejlesztın szerelést végzı dolgozók védelme érdekében vált szükségessé. A Framatome ANP francia vállalat teljes felelısséggel vállalkozott a tisztítás végrehajtására, beleértve a tervezést, szállítást, helyszíni szerelést és üzemeltetést. 28

29 Összegzés Az üzemzavar alapvetı oka a tisztítótartály tervezési hibája. Az üzemzavarral kapcsolatos lakossági sugárterhelés az éves megengedett érték másfél ezreléke. Az üzemzavar következményeinek felszámolása megkezdıdött. Az atomerımőben olyan környezetre van szükség, amely biztosítja, hogy hasonló jellegő üzemzavar semmilyen körülmények közt se forduljon elı. Az ezzel kapcsolatos elemzı, átvilágító és korrekciós munkákat a társaság a Nemzetközi Atomenergia Ügynökséggel szoros együttmőködésben megkezdte. 29

30 Elızmények 30

31 Elızmények 31

32 Elızmények A vezetékcsere jobb munkafeltételei, a karbantartó személyzet egészségének védelme érdekében végzett vegyi sugármentesítés, dekontaminálás nem csak eltávolította a szennyezıdés jelentıs részét, hanem késıbb más változásokat is elıidézett: Üzem közben a reaktorban a főtıelem kötegek üzemanyag pálcáinak felületére a gızfejlesztıbıl fellazított magnetit rakódott le, ami szőkítette az áramlási keresztmetszetet, így növelte az áramlási ellenállást. Emiatt a reaktor üzemeltetésére elıírt biztonsági korlátok betartása a teljesítmény csökkentését tette szükségessé. Ezért a lerakódás eltávolítása feltétlen indokolttá vált, amit az Országos Atomenergia Hivatal Nukleáris Biztonsági Igazgatóság vonatkozó határozatai is megerısítettek. 32

33 Elızmények A kazetták további használhatósága érdekében a felületek kémiai tisztításáról döntöttek ben nemzetközi versenyeztetés után a Siemens KWU kapott megbízást a munkára. Kifejlesztett egy technológiát, azzal 2000-ben és 2001-ben sikeresen megtisztított 170 kazettát. A tartály egyszerre 7 kazetta tisztítására volt alkalmas ben az addigi munkát referenciának tekintve a Framatome ANP (a Siemens KWU jogutóda ezen a területen) kapott ismét megbízást, de egyszerre 30 kazetta tisztítására alkalmas tartály tervezése volt a feladata. 33

34 A tisztítórendszer C üzemmód: oxálsavas mosatás B üzemmód: tisztító tartályban levı kazetták hőtése 34

35 A tisztítótartály 35

36 Az üzemzavar A kémiai tisztítás befejezıdése után a kazetták visszahelyezhetık eredeti helyükre. Ehhez a tartály fedelét ki kell nyitni, majd daruval leemelni. Öt ízben a 30 db kazetta tekintetében történı kémiai tisztítás sikeresen befejezıdött, azonban az újabb, 6. tisztítási folyamat után a fedél késıbbi felnyitásról döntöttek. Átálltak a kazetták hőtését biztosító B üzemmódra. Kb. öt óra múlva radioaktív nemesgáz jelent meg mind a technológia ellenırzı mőszerénél, mind a reaktorcsarnokban. 36

37 Az üzemzavar A reaktorcsarnokot kiürítették, értékelték a helyzetet, döntöttek a tisztítótartály felnyitásáról. Április 11-én hajnalban nyitották a fedelet, annak teljes levételére nem került sor. A fedél felnyitásakor megnıtt az aktivitás értéke. Az eseményt a 7 fokozatú INES skálán a 2., üzemzavar fokozatba sorolták, a nukleáris hatóság ezt jóváhagyta. A fedél késıbbi leemelését követı kamerás vizsgálat tette ismertté, hogy az összes kazetta sérült. Ez új besorolást eredményezett, INES 3, azaz súlyos üzemzavar minısítést kapott a hatóság jóváhagyásával. 37

38 Az üzemzavar A sérülés rekonstruált menete: A tartályban lévı víz felforrt, a gız egyre nagyobb teret foglalt el, a hımérséklet emelkedett. A pálcák cirkónium burkolata képlékennyé vált, a belsı gáznyomás felduzzasztotta, helyenként kilyukasztotta azt. A kazetta burkolat oxidálódott, így elridegedett. 38

39 Az üzemzavar A fedél megnyitásakor a gız felfelé távozott, a pálcák alulról vizet kaptak, a hirtelen keletkezı gız a burkolatot sok helyen roncsolta. Késıbb a víz felülrıl áramlott a tartályba, a magasabban lévı kazettarészeket hıütés érte, a rideg burkolat sok helyen megrepedt, eltört. A keramikus urán-dioxid pasztillák nem roncsolódtak. Üzemanyag olvadás nem történt. 39

40 Az üzemzavar 40

41 0, , , , , , ,00000 Sugárzási viszonyok Távmérı Hálózat PA Rt. A1 állomás 2003 április Napi diagram : : Idı Paks A1 Paks A3 Kalocsa :00 msv/h

42 Következmények Megnıtt a radioaktív kibocsátás. A számítások szerint a legérintettebb lakosok jelentéktelen kismértékő, az éves megengedett értéknél három nagyságrenddel kisebb többlet sugárterhelést kaptak. Megsérült 30 kazetta. Jelenleg (=2003) nem használható az 1. sz. akna. A 2. blokk újraindítása összetett intézkedés sorozatot igényel. El kell végezni az üzemzavar következményeinek felszámolását, azaz a helyreállítást. 42

43 Következmények Tartályon belüli állapotok Külsı kamerás vizsgálatok az üzemzavart követıen kb. 3 méter távolságból április 16-án. Az újabb mérések kiépítése után részletes kamerás vizsgálatok június közepén, a kamera kb. 50 cm-re közelítette meg a tartályt. Az összes kazetta megsérült, egy részük felhasadt és a bennük lévı pálcák egy része kisebb darabokra tört. Újabb vizuális vizsgálati programok (elıször külsı, majd behatolásos vizsgálatok). 43

44 Következmények Az esemény során kibocsátott radioaktivitás okozta többlet lakossági dózis (Paksra számítva) A kibocsátás okozta többlet dózis 0,13 mikrosv Hatósági éves dózismegszorítás az atomerımőre 90 mikrosv Mellkas átvilágítás 200 mikrosv Egy fıre esı átlagos éves orvosi alkalmazás hatása 300 mikrosv Egy évi természetes sugárterhelés 2400 mikrosv 44

45 Sugárzási viszonyok EGYES DÓZISSZINTEK ÖSSZEHASONLÍTÁSA msv (millisievert) 2,4 évi természetes háttér 1,0 évi lakossági dóziskorlát 0,010 jelentéktelen dózis 0,0001-0,0003 az erımő közelében élık évi többletterhelése 0,0001-0, április súlyos üzemzavar 30 km sugarú körzetben Példák egyes orvosi vizsgálatok sugárterhelésérıl 0,01 msv fogászati felvétel 0,1 mellkasi röntgenfelvétel 0,5 emlıvizsgálat 1,0 gerincfelvétel 17,0 bélvizsgálat 45

46 Paks OAH NBI jelentés 46

47 Paks OAH NBI jelentés 47

48 Paks 2003 BME NTI jelentés - BEVEZETÉS A helyzet elsı értékelése: nem volt NVH A hatások vizsgálatának irányai: Foglalkozási sugárterhelés (üzem) az üzemi méréseket és a védelmi intézkedéseket a MÜSZ és a FU-BIZT-04 folyamatutasítás, azaz az MSSZ alapján a PAE SVO munkatársai végezték. Lakossági sugárterhelés (környezet) mérések: PAE ÜKSER, HAKSER 48

49 Paks 2003 BME NTI jelentés - ÜZEMI SUGÁRTERHELÉS Személyi dózismérés eredményei paksi és külsı munkavállalók Nem volt szisztematikus eltérés az egyes, hitelesített eszközökkel végzett mérési eljárások között. Az üzemzavart követı 30 nap során az üzemzavar helyszínén használt személyi dózismérık száma 1602, a teljes rögzített kollektív dózis 158 személy msv volt,az egy alkalommal kapott átlagos dózis mintegy 100 µsv (= a hatósági személyi dózismérık eseti kimutatási szintje; a sugárveszélyes munkahelyek általános feljegyzési szintje) Az ellenırzött munkaterületen végzett egy folytatólagos mőszak alkalmával kapott maximális személyi sugárterhelés 2.02 msv volt; Az adott idıszakra vonatkozóan összegzett maximális személyi dózis 4.38 msv volt (A hatósági kivizsgálási szint 6 msv - a konzervatív éves foglalkozási dóziskorlát 30 %-a) Az üzemi rendelkezések ennél kisebb dózis esetében is elıírhatják a kivizsgálást, az OSSKI ajánlása szerint a minimális kivizsgálási szint 2 msv/alkalom. Önálló sugárvédelmi kivizsgálási eljárás 2 esetben folyt, az engedélyezett dózisszint túllépése miatt.. A kollektív dózis maximális értéke a tisztítótartály zárófedelének leemelésének napján adódott (37 személy msv), pedig ezt a mőveletet már részletes sugárvédelmi tervezés után hajtották végre. 49

50 Paks 2003 BME NTI jelentés - ÜZEMI SUGÁRTERHELÉS Személyi dózismérés eredményei egyéb munkavállalók - A FANP alkalmazottaira vonatkozó adatokat a paksi alkalmazottak adataival együtt dolgozták fel és értékelték. - A BME Nukleáris Technikai Intézetének (NTI) egyes munkatársai szerzıdéses megbízás keretében rendszeresen felügyelték a paksi reaktorok idıszakos zónaátrakási munkálatait, így történt ez az üzemzavar alkalmával is. A vizsgált idıszakban a PAE-ben tartózkodó személyek közül 3 fı hatósági személyi dózismérési eredményei haladták meg a feljegyzési szintet (100 µsv/alkalom). Közülük a legnagyobb érték 1.56 msv volt. - Megállapítottuk, hogy az érintett személy Engedéllyel és jogosultan tartózkodott a munkahelyen; Nem volt jelen az üzemzavar bekövetkezésekor; Folyamatosan betartotta az ott érvényes sugárvédelmi elıírásokat, és Végrehajtotta a helyszínen intézkedésre jogosult munkahelyi vezetık utasításait. 50

51 Paks 2003 BME NTI jelentés - ÜZEMI SUGÁRTERHELÉS Dózisteljesítmény-mérés Területi dózisteljesítmény-mérés: elınyös (esetenként kötelezı), hogy ezek a berendezések is személyi dózisegyenérték mérésére legyenek hitelesítve. A reaktorpódiumon, az 1. sz. akna felett (változó mértékő árnyékolás mellett) mért fotondózis-teljesítmény (dt.) a vizsgált idıszak elsı napján elérte a 60 msv/h értéket, és az elsı napokban nem csökkent 8 msv/h alá. Az 1. akna felett, a tisztítótartály fedelének leemelése során, illetve annak következtében a dt. növekedett, és IV. 16.-án elérte a 14 msv/h-t, de utána a csökkenés folytatódott. A személyi dózisok értékelésénél bemutatott adatok azért lehettek ilyen kedvezıek, mert a tervszerő és pontos sugárvédelmi munka még ilyen nagy dózisteljesítmény mellett is elviselhetı személyi dózisokat eredményezett. 51

52 Paks 2003 BME NTI jelentés - ÜZEMI SUGÁRTERHELÉS Dózisteljesítmény számítása PAE Sugárvédelmi Osztály (SVO) - tervezıprogram: MicroShield A mért és számított értékek közötti eltérés lehetséges oka: - a forrástag pontatlan összeállítása; - az árnyékoló anyagok pontatlan összeállítása A z 1. a k na fe le tt m é rt, é s a z a k tiv itá s -k o n c e n trá c ió k b ó l s z á m íto tt d ó z iste lje s ítm é n y v á lto z á s a a z a k n a fe le tt k ö zép e n Dózisteljesítmény [msv/h] M é rt S zá m ított

53 Paks 2003 BME NTI jelentés - ÜZEMI SUGÁRTERHELÉS A PAE SVO adatai szerint a belsı sugárterhelésre vonatkozó kivizsgálási szint 100 µsv effektív dózis volt az adott munkaidıre vonatkoztatva. Ezt 4 fı érte el a vizsgált idıszakban. A legnagyobb érték 550µSv volt, amit elsısorban 131 I inhalációja okozott (540 µsv). A másik három személy belsı sugárterhelése: 200 µsv, 180 µsv és 140 µsv volt, ami szintén 131 I-tıl származott. ( Darukezelı eset OSSKI-s ellenırzı vizsgálat is történt.) Az értékek megnyugtatóan kicsik. 53

54 KHK Paks 2003 BME NTI jelentés - LAKOSSÁGI SUGÁRTERHELÉS = i A KH Kibocsátási határértékkritérium ki, i A ki [Bq/év]: az egyes radionuklidok 1 i év alatt kibocsátott radioaktivitása; i :az összes, a létesítmény kibocsátását illetıen a hatósági vizsgálati eljárás során jelentısnek ítélt radionuklid A KHK betartása esetén a létesítménybıl adott útvonalakon és adott fizikai és kémiai formában kikerülı radioaktivitás a rá nézve legérzékenyebb lakossági egyedek számára sem okoz (a legkedvezıtlenebb forgatókönyv esetén sem) a dózismegszorítást meghaladó effektív dózist. Az új kibocsátási határértékek hatályba léptetéséig érvényben maradtak a korábbi, még az 1980-as évekbıl visszamaradt hatósági határértékek (üzemi korlátok), amelyek a kibocsátási szinteket a megtermelt elektromos energiával hozták közvetlen kapcsolatba, és azonosak voltak az akkor hatályos paksi Mőszaki Üzemeltetési Szabályzatban foglalt értékekkel. 54

55 Paks 2003 BME NTI jelentés - LAKOSSÁGI SUGÁRTERHELÉS A párhuzamos mérési eredmények közül a legkedvezıtlenebbet fogadták el. Az eredményeket a PAE SVO-tól vettük át. 131 I egyenérték Mértékegység Nemesgáz Aeroszol (T1/2>24h) 89,90 Sr Kibocsátás IV V.10. között Bq Átlagos napi kibocsátás Bq/nap Üzemi korlát Bq/nap Korlát kihasználás %

56 Paks 2003 BME NTI jelentés - LAKOSSÁGI SUGÁRTERHELÉS ÜKSER-eredmények : - A legintenzívebb nemesgáz-kibocsátás alatt, IV. 11.-én hajnalban az akkori szélirányba esı A1 állomás dt.- mérıje 250 nsv/h többletet regisztrált. (Az országos OKSER hálózat riasztási küszöbszintje 500 nsv/h - a rendszer nem generált riasztást) - A jódmérések közül a legnagyobb értékeket az elemi jód meghatározására szolgáló berendezések mutatták. A maximális érték, ami a szél mozgásának és a kibocsátás idıbeli alakulásának megfelelıen egy-két órán át volt mérhetı, mintegy 5 Bq/m 3 volt. 56

57 Paks 2003 BME NTI jelentés - LAKOSSÁGI SUGÁRTERHELÉS A HAKSER-mérések döntı többsége a kimutatási határ alatti eredményeket hozott. Az egy évnél is lényegesen hosszabb felezési idejő komponensek esetében ( 137 Cs, 90 Sr stb.) a kimutathatóság azt jelenti, hogy az adott mintában a környezetben más okokból már korábban jelen lévı radioaktivitás szignifikáns növekményét kellene detektálni. Néhány, az átlagost jelentısen meghaladó mérési eredmény: Aeroszol: 13 µbq/m I a reaktortól mintegy 30 km-re; Fő: 43 Bq/kg 131 I (száraz tömegre, a reaktortól mintegy 10 km-re); In-situ gamma-spektrometria: 260 Bq/m I a reaktortól mintegy 1 km-re. A radiojód tipikusan 1 10 µbq/m 3 koncentrációban Budapest levegıjében is nagy gyakorisággal megtalálható. A mérések érzékenysége megfelelı: teljesül az az általános sugárbiztonsági kritérium, hogy a kimutatható radioaktivitás mennyiségébıl becsülhetı inkorporáció az elhanyagolható dózisnál (10 µsv/év) jelentısen kisebb effektív dózist eredményez. 57

58 Paks 2003 BME NTI jelentés - LAKOSSÁGI SUGÁRTERHELÉS A PAE SVO két terjedésszámító programot alkalmaz: - a normális helyzetekre kidolgozott NORMDOS és - a baleseti helyzetekre szolgáló BALDOS kódokat. Az üzemzavari helyzetben ez utóbbit használták. A BALDOS alkalmazása nem kapcsolódik automatikusan baleseti szituációhoz, jobban megfelelt az üzemzavari kibocsátás eseti, akut jellegének, mint a sztatikus körülményekre vonatkozó NORMDOS. A HAKSER egyes tagjainál az alábbi, nemzetközi összehasonlító vizsgálatokban validált programok álltak rendelkezésre: BALDOS (AEKI), SINAC (OAH, AEKI), RODOS (OKF NBIÉK), SS-57 (OSSKI). 58

59 Paks 2003 BME NTI jelentés - LAKOSSÁGI SUGÁRTERHELÉS A dózisszámítások eredményeit összehasonlítva kitőnt, hogy A becsült lakossági effektív dózis az üzemzavar következtében az összes besugárzási útvonal összegzésével µsv-nek adódott, mindegyik programmal. Nem volt ritka egyes, elvileg azonos módon számított részeredményeknél a két nagyságrendnyi eltérés sem a programok között. A programok bemenı adatainak (forrástag, meteorológiai paraméterek stb.) eltérı struktúrája nagyon zavarja az összehasonlíthatóságot. 59

60 Paks 2003 BME NTI jelentés - A sugárterhelés csökkentésének lehetıségei 1. A tartózkodási idı csökkentése Az érintett területre a rendkívüli helyzet észlelését követıen az ügyeletes mérnök elrendelte a munkák felfüggesztését és a terület elhagyását. Az üzemzavar részletes vizsgálati anyagai szerint az észlelés a tisztítókörbe beépített kriptonmérı, a reaktorcsarnok légterének mintázásával mőködı nemesgázmérı, és a szellızıkémény kibocsátás-ellenırzı rendszerei (KALINA, NEKISE) jelzéseinek értékelését jelentette. Az intézkedést megfelelı mérlegelés után, elegendıen gyorsan hozták meg, ezt a bemutatott dózisadatok kellıen alátámasztják. 2. A hozzáférés korlátozása Az üzemzavar észlelését követıen az SVO megváltoztatta az érintett helyiségek hozzáférési szabályait: oda csak dozimetriai engedély birtokában, azaz a konkrét szituációra vonatkozó sugárvédelmi tervezés után lehetett belépni. Az intézkedés hatása közvetlenül nem határozható meg, mert nincs olyan összehasonlító csoport, akiknek a dózisát nem befolyásolta ez az intézkedés-sorozat. 3. Szellıztetés A normális légcsere fenntartása az üzemzavar során helyes intézkedés volt. Elvileg létezhet olyan sugárzási helyzet, amikor az optimális sugárvédelmi intézkedés éppen a szellızés rövid idıre történı leállítása lehet, de ez esetünkben kizárható. (Elegendı összevetnünk a bent és kint okozott dózisok mértékét.) 60

61 V) Radioaktív hulladékok feldolgozása a Paksi Atomerımőben Elıkészítı 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 61

62 Hulladékfeldolgozás a Paksi Atomerımőben UPCORE általános víztisztítási eljárás ellenáramú ioncserélı oszlopokkal, mozgó gyantaággyal Anion- és kationcserélı gyanták (legalább 3: erısen savas, gyengén és erısen bázikus gyanta) 62

63 Radioaktív hulladékok feldolgozása Paksi Atomerımő 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 63

64 FHF-technológia - ultraszőrés 64

65 A szőrési 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 Élesztı sejtek Vírusok Baktériumok Oldható sók (Ionok) Gombafonalak Kolloidok Vörösvérsejtek Homok Fém ionok Fehérjék, enzimek Emberi haj REVERZOZMÓZIS MIKROSZŐRÉS NANOSZŐRÉS ULTRASZŐRÉS MAKROSZŐRÉS 1 Å = méter = 10-4 µm (mikron) Mack Péter Vegyszermentes vízkezelési technológiák elıadásából (2008.) 65

66 VI. Radioaktív hulladékok szállítása Törésteszt-videók OBO4 bri 66

67 VII. Hulladékok átmeneti és végleges elhelyezése Mérnöki gátak Mérnöki gátak ki- vagy bejutni képes víz megkötése Bentonit Agyagszármazék (ásványi fı komponensek: montmorillonit vagy illit), adalékozással optimálják. Saját térfogatánál szor nagyobb mennyiségő vizet is képes megkötni. Magyarországon a Kemenesalján és a Mátra környékén bányásszák az alapanyagot. SiO 2 - >60 % Al 2 O 3 - >20 % Továbbá Ca, Mg, Na, K-ionok. A megkívánt szivárgási tényezı k < 5 x 10-9 [m/s] 67

68 Mérnöki gátak - bentonit 68

69 Mérnöki gátak - bentonit 69

70 Radioaktív hulladékok elhelyezése - bentonit A záróképesség illusztrálása 70

71 Bentonit - vizsgálatok Permeáció mérése 71

72 VIII. Hulladékok végleges elhelyezése 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 aleurolit (agyagkı), gránit (vulkáni kvarc + alumíniumszilikátok ) 72

73 Természetes analógok Gránit 73

74 IX. Radioaktív hulladékok elhelyezése A) Franciaországi tárolók 74

75 Radioaktív hulladékok elhelyezése A) Franciaországi tárolók Felszínközeli tárolók 75

76 Radioaktív hulladékok elhelyezése A) Franciaországi tárolók Morvilliers (L Aube közelében) VLLW 2003 óta 76

77 Radioaktív hulladékok elhelyezése A) Franciaországi tárolók 77

78 Radioaktív hulladékok elhelyezése A) Franciaországi tárolók 78

79 Radioaktív hulladékok elhelyezése A) Franciaországi tárolók

80 Radioaktív hulladékok elhelyezése A) Franciaországi tárolók 80

81 Radioaktív hulladékok elhelyezése A) Franciaországi tárolók 81

82 Radioaktív hulladékok elhelyezése A) Franciaországi tárolók 82

83 Radioaktív hulladékok elhelyezése A) Franciaországi tárolók 83

84 Radioaktív hulladék elhelyezése - Franciaország Centre de La Manche LLW + ILW Engedélyes: ANDRA (állami hulladékkezelı vállalat) m 3 lerakott hulladék Lezárás: felsı mérnöki gátakkal Bitumenes geopolimer védıréteg : perek, hatósági eljárások : institutional control period 84

85 Centre de la Manche A lerakóhely, amikor még üzemelt 85

86 B) Szlovákia Jaslovské Bohunice [Apátszentmihály] (JB) A-1 blokk balesetei: 1976, 1977 INES-4 (zónaolvadás) leszerelési és baleseti hulladékok, jól észlelhetı környezeti kibocsátás JB V-1 2 blokk (régi VVER-230): leállítva 2006, 2008, leszerelés elkezdıdött (V-2 2 blokk mőködik) ugyanott: hulladékkezelı- és kondicionáló üzem 2001 óta: cementezés, égetés, bepárlás, bitumenezés, préselés Mochovce [Mohi] erımő (2 blokk), és felszínközeli hulladéktároló (2001 óta) LLW vasbeton konténerekben 86

87 Radioaktív hulladékok elhelyezése C) Finnország 87

88 Finnország Loviisa LLW - ILW Radioactive Waste Repository Dél-Finnországban, Hastholmen-szigeten, Loviisa NPP - 2 VVER-440 reaktor Hulladéktároló: a tengerszint alatt 110 m mélyen, sziklába süllyesztve. A tároló az erımőben keletkezı összes LLW ILW t fogadja be. Szilárd hulladék: 200 L-es hordókban, két tárolócsarnokban. Folyékony: cementezve 1 m 3 -es konténerekbe. Az alapkızetben 3 zárt törésvonalakkal határolt területet tártak fel, a tároló a két felsı zárt zóna között létesült. A talajvíz két rétegő: a sós víz felett édesvíz-lencse található. A tároló a sósvizes rétegben van, a sósvíz összefügg a tengerrel, de advekciós vektort nem állapítottak meg. 88

89 Finnország - Onkalo Onkalo tervezett HLW lerakó az Olkiluoto-i reaktorok telephelyén Jelenleg kutatóvágatok készülnek, tervezett üzembe helyezés 2060 körül nt/onkalo/onkalo-animation 89

90 Finnország - Onkalo 90

91 Finnország - Onkalo 91

92 Radioaktív hulladékok elhelyezése D) Svédország Mélységi tárolás HLW tervezett végleges elhelyezése (Svédország) KBS-3 hatóságilag engedélyezett eljárás (többszörös mérnöki gátak). 1. Átmeneti tárolás 30 évig. 2. A hulladékot vashengerbe zárják. 3. A vashengert rézhengerbe zárják m mély vágat a befogadó gránitban m mély, 2 m átmérıjő akna a vágatban. 6. A hengert bentonitba ágyazzák az aknában. 7. A megtelt tárolóvágatot eltömedékelik. Becsült élettartam: 100 ezer év. Tároló helye: Forsmark vagy Oskarshamn. Kapacitás: 6000 henger. 92

93 Radioaktív hulladékok elhelyezése D) Svédország Mélységi tárolás - HLW Forsmark (Svédország) A próbafúrások egyik telephelye 93

94 E) USA - Yucca 94

95 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. 95

96 Mélységi elhelyezés Yucca Mountain (USA) Ingnimbrit olvadt vulkáni tufa Elıny: sivatag nincs talajvíz A 2000-es évek elején engedélyezett HLW elhelyezés pilot plant : néhány konténer elhelyezése próbaképpen az engedélyt nemrégiben visszavonták. 96

97 USA - Yucca No deep geological repository for spent fuel from NPPs is in operation in any country today. In the USA, the Obama administration has recently 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. 97

98 E) USA Hanford Legacy Waste Aktivitásleltár: Bq ~ Csernobili kibocsátás 98

99 F) Nagy-Britannia - Drigg LLW Repository - Drigg (ÉNy-Anglia) befogadóképesség: m 3 Low Level Waste Repository (LLWR) 1959 óta mőködik tıl 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. 99

100 Nagy-Britannia - Drigg Közvetlen közelében: -BNFL kutatóközpont -Sellafield (Windcale) reprocesszáló és kísérleti telep 100

101 Nagy-Britannia - Dounreay 101

102 Nagy-Britannia - Dounreay 102

103 GB Dounreay az 1977-es tárolóakna-baleset Az akna rekonstruált vázrajza a baleset utáni állapotban 103

104 GB Dounreay az 1977-es tárolóakna-baleset Az akna bemeneti nyílása a baleset után 104

105 GB Dounreay az 1977-es tárolóakna-baleset Helyreállítás 2002: Új furatokkal szigetelik el a sérült aknát. 105

106 G) Németország Konrad vasbánya volt ig. (Száraz!) : kutatások. 2002: Engedély LLW-ILW mélységi tároló létesítésére : Perek az engedély visszavonásáért. Tárolási engedély m³ LLW ILW, ebbıl m³ korábbi, felszámolandó tárolókból. Költség: 2007 végéig 945 M euró, várható még 900 M euró. 106

107 Németország Gorleben 1973-tól kutatás: 140 sólencsét vizsgáltak. Költségek: : 1.5 milliárd euró. Ellenzık: Átláthatóság és ellenırizhetıség hiánya 1996: Két próbavágat 840 m mélyre. Töredezett határoló kızetek miatt ben legfeljebb 10 évre felfüggesztették a kutatásokat. Asse II. (490 m mélyen) Sóakna - Kutatóvágat 1965, : LLW lerakás Feltöltés befejezése: 1995; üregek feltöltése sóval 2008: sós vízben Cs-137 és Pu-239 volt mérhetı Morsleben: volt NDK - sóbányából LLW ILW : 40,000 m 3 Felszámolják (leszerelés, felszabadítás) 107

108 Németország Asse II. Szétcsúszó falak a vágatokban 108

109 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. 109

110 X. Radioaktív hulladékok feldolgozása - Reprocesszálás Kiégett főtıelemek (SF) feldolgozása SF darabolása, kémiai szétválasztás hasadóképes anyagokra (U, Pu), nem hasadó transzuránokra (Np, Am, Cm stb.) és hasadási termékekre; Új főtıelem (pl. MOX: mixed oxide) elıállítása A keletkezı HLW kondicionálása Átmeneti elhelyezés, visszaszállítás, végleges elhelyezés 110

111 X. Radioaktív hulladékok feldolgozása - Reprocesszálás A BNFL reprocesszáló üzemének központi nedves tárolója Sellafield. A kép bal oldalán a forró kamrák láthatók. 111