ATOMENERGETIKA ÉS NUKLEÁRIS TECHNOLÓGIA

Budapesti Műszaki és Gazdaságtudományi Egyetem Vegyészmérnöki és Biomérnöki Kar Kémiai és Környezeti Folyamatmérnöki Tanszék

Írta:

PÁTZAY GYÖRGY Lektorálta:

ELTER ENIKŐ

ATOMENERGETIKA ÉS NUKLEÁRIS TECHNOLÓGIA Egyetemi tananyag

2011

COPYRIGHT: 2011-2016, Dr. Pátzay György, BME Vegyészmérnöki és Biomérnöki Kar Kémiai és Környezeti Folyamatmérnöki Tanszék LEKTORÁLTA: Elter Enikő, BME KKFT Creative Commons NonCommercial-NoDerivs 3.0 (CC BY-NC-ND 3.0) A szerző nevének feltüntetése mellett nem kereskedelmi céllal szabadon másolható, terjeszthető, megjelentethető és előadható, de nem módosítható. TÁMOGATÁS: Készült a TÁMOP-4.1.2-08/2/A/KMR-2009-0028 számú, „Multidiszciplináris, modulrendszerű, digitális tananyagfejlesztés a vegyészmérnöki, biomérnöki és vegyész alapképzésben” című projekt keretében.

ISBN 978-963-279-468-6 KÉSZÜLT: a Typotex Kiadó gondozásában FELELŐS VEZETŐ: Votisky Zsuzsa AZ ELEKTRONIKUS KIADÁST ELŐKÉSZÍTETTE: Faragó Andrea KULCSSZAVAK: energiaellátás, nukleáris energetika, hasadási és fúziós energiatermelés, működő atomreaktorok, 1.,2.,3. és 4. generációs atomerőművek, nukleáris fűtőelem ciklusok, nukleáris üzemanyagok előállítása, szerelése, felhasználása, atomerőművek vízüzemei, PWR, BWR, VVER, dekontamináló eljárások, kiégett fűtőelemek kezelése, reprocesszálás, radioaktív hulladékok, Paksi Atomerőmű, radioaktív izotópok, alkalmazás, diagnosztika, orvosi alkalmazások, sugárzások mérése, adatfeldolgozás ÖSSZEFOGLALÁS: A jegyzet részletesen foglalkozik hazánk, az EU és a világ energiaellátásának jelenével és jövőjével, ezen belül a megújuló és atomenergiák szerepével. Tárgyalja a hasadási és a fúziós energiatermelés elvi technológiai alapjait, jellemzőit és problémáit. Ismerteti az 1., 2., 3. és 4. generációs atomerőművek jellemzőit, az erőművekhez kapcsolódó fűtőelem ciklusokat. Bemutatja a nukleáris fűtőelemek előállításának lépéseit, technológiáit, a legelterjedtebb atomerőművek vízüzemeit. Foglalkozik a dekontamináló eljárásokkal, a kiégett fűtőelemek és a radioaktív hulladékok kezelésével, elhelyezésével. Ismerteti a Paksi Atomerőmű legfontosabb jellemzőit és bemutatja a radioaktív izotópok és a radioaktív sugárzások ipari, mezőgazdasági, biztonsági, orvosi és egyéb alkalmazási lehetőségeit. Részletesen tárgyalja a radioaktív sugárzások detektálásának alapelveit, eszközeit, eljárásait, berendezéseit, kiértékelési módszereit. A jegyzet 240 zömében színes ábrát, 47 táblázatot, 4 interaktív és 18 nem interaktív animációt tartalmaz.

Tartalom

3

TARTALOM 1. BEVEZETÉS ...................................................................................................................................5 2. AZ ENERGIAELLÁTÁS JÖVŐJE, A NUKLEÁRIS ENERGIA SZEREPE, JELENTŐSÉGE A 21. SZÁZADBAN ....................................................................................................................................7 2.1. A világ energiaigénye és energiahordozó készletei ..................................................................... 7 2.2. A jövő lehetséges energiaforrásai .............................................................................................. 10 2.3. A nukleáris energiatermelés jövője, megoldandó feladatok ...................................................... 12 2.4. Fúziós energiatermelés ............................................................................................................... 14 2.5. Új típusú, fissziós energiatermelés ............................................................................................. 15 3. A HASADÁSON ALAPULÓ ENERGIATERMELÉS ALAPJAI ...............................................18 3.1. Nukleáris energiatermelés maghasadással ................................................................................. 19 4. A MŰKÖDŐ ATOMREAKTOROK TÍPUSAI: 1. ÉS 2. GENERÁCIÓS REAKTOROK .........28 4.1. A nukleáris energiatermelés jelenlegi helyzete .......................................................................... 28 5. AZ ATOMREAKTOROK FEJLESZTÉSÉNEK TENDENCIÁI, 3. ÉS 4. GENERÁCIÓS REAKTOROK .......................................................................................................................................33 5.1. Az új 3. generációs reaktorok műszaki jellemzői és várható alkalmazásai ................................ 37 5.2. A 4. generációs atomreaktorok .................................................................................................. 38 5.3. A 4. generációs atomerőművek várható alkalmazása ................................................................ 46 6. NUKLEÁRIS FŰTŐELEMCIKLUSOK. NYITOTT ÉS ZÁRT CIKLUSÚ HASADÓANYAGFELHASZNÁLÁS .................................................................................................................................47 6.1. Fűtőelemciklusok ....................................................................................................................... 47 6.2. Nukleáris üzemanyagciklusok elválasztási technológiái ........................................................... 54 6.3. Transzmutáció a továbbfejlesztett üzemanyag ciklusban .......................................................... 57 7. NUKLEÁRIS ÜZEMANYAGOK ELŐÁLLÍTÁSA, SZERELÉSE, FELHASZNÁLÁSA.........59 7.1. Az uránércek és feldolgozásuk fűtőelemekké ............................................................................ 59 8. ATOMREAKTOROK ÜZEMELÉSÉNEK JELLEMZŐI, VÍZÜZEMEK ...................................70 8.1. PWR nyomottvizes reaktorok üzemelése ................................................................................... 70 8.2. BWR forralóvizes reaktorok üzemelése..................................................................................... 77 8.3. Atomerőművek vízüzeme .......................................................................................................... 85 9. KONTAMINÁCIÓ, DEKONTAMINÁCIÓ ...............................................................................102 9.1. Nem-kémiai dekontamináló eljárások...................................................................................... 105 9.2. Kémiai dekontamináló eljárások .............................................................................................. 106 9.3. Néhány kémiai dekontamináló eljárás ..................................................................................... 108 9.4. Elektrokémiai dekontamináló eljárások ................................................................................... 115 10. KIÉGETT FŰTŐELEMEK KEZELÉSE, ELŐKÉSZÍTÉSE TÁROLÁSRA, REPROCESSZÁLÁS ...........................................................................................................................117 10.1. Nagy aktivitású hulladékok átmeneti tárolása ........................................................................ 122 10.2. A radioaktív hulladék végleges elhelyezése........................................................................... 124 10.3. Kiégett fűtőelemek feldolgozása (reprocesszálás) ................................................................. 127 11. RADIOAKTÍV HULLADÉKOK KELETKEZÉSE, KEZELÉSE ÉS ELHELYEZÉSE ...........135 11.1. Radioaktív hulladékok osztályozása ...................................................................................... 135 11.2. Hosszú felezési idejű nuklidok radioaktív hulladékokban ..................................................... 139 11.3 Kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok kezelése ...................................................... 141 11.4. Hulladékkezelő módszerek .................................................................................................... 147 11.5 Beágyazó mátrixanyagok ........................................................................................................ 154 11.6. Radioaktív hulladékok keletkezése és kezelése könnyűvizes atomerőművekben ................. 159 12. A PAKSI ATOMERŐMŰ FELÉPÍTÉSE, JELLEMZÉSE, ÜZEMVITELE .............................166 12.1. A reaktorok üzemidő-hosszabbítása ...................................................................................... 174 13. RADIOAKTÍV IZOTÓPOK ALKALMAZÁSA ........................................................................175 13.1. Radioaktív sugárforrások ipari és mezőgazdasági alkalmazása ............................................. 178 13.2 Radioaktív nyomjelzők alkalmazása ....................................................................................... 188

© Pátzay György, BME

www.tankonyvtar.hu

4

Atomenergetika és nukleáris technológia

14. RADIOAKTÍV IZOTÓPOK ÉS A RADIOAKTÍV SUGÁRZÁS ORVOSI, GYÓGYÁSZATI ALKALMAZÁSA ...............................................................................................................................193 14.1. Diagnosztikai radiográfia ....................................................................................................... 193 14.2 Radioaktivitás terápiás alkalmazása ........................................................................................ 198 15. A RADIOAKTÍV SUGÁRZÁSOK MÉRÉSE A KÖRNYEZETBEN .......................................200 15.1. -sugárzás kölcsönhatása a detektor anyagával ..................................................................... 201 15.2. -sugárzás kölcsönhatása a detektor anyagával ..................................................................... 202 15.3. -sugárzás és röntgensugárzás kölcsönhatása a detektor anyagával ...................................... 204 15.4. Neutron-sugárzás kölcsönhatása a detektor anyagával .......................................................... 207 15.5. Gázionizációs detektorok ....................................................................................................... 208 15.6. Szcintillációs detektorok ........................................................................................................ 212 15.7. Félvezető detektorok .............................................................................................................. 215 15.8. Fotoemulziók ......................................................................................................................... 217 15.9. Termolumineszcens (TLD) detektorok .................................................................................. 218 15.10. Szilárdtest nyomdetektorok .................................................................................................. 218 15.11. Mérőeszközök és jellemzőik ................................................................................................ 219 15.12. Mérési módszerek ................................................................................................................ 226 15.13 Mérési adatok feldolgozása ................................................................................................... 227 RÖVIDÍTÉSEK ...................................................................................................................................233 ÁBRÁK, ANIMÁCIÓK, TÁBLÁZATOK JEGYZÉKE .....................................................................234 Ábrák............................................................................................................................................... 234 Animációk ....................................................................................................................................... 238 Táblázatok ....................................................................................................................................... 239


www.tankonyvtar.hu

1. Bevezetés

1.

5

BEVEZETÉS

1975 óta a Budapest Műszaki Egyetem Kémiai Technológia, majd 2008 óta Kémiai és Környezeti Folyamatmérnöki Tanszékén folyamatosan oktatom a „Radiokémia”, a „Kémiai technológia”, a „Vízkémia és technológia”, az „Energiatermelés” és a „Korszerű energiatermelés” tárgyakat vegyész-, biológus- és környezetmérnök-hallgatók számára, a „Nukleáris környezetvédelem” tárgyat gépészmérnök-hallgatóknak és a „Radioaktív hulladékok” tárgyat környezetvédelmi szakmérnökhallgatóknak. Az eltelt hosszú idő során felmerült egy, az atomenergetikával és a nukleáris technológiák alkalmazásával kapcsolatos ismeretanyagokat elsősorban gyakorlati oldalról megközelítő jegyzet, könyv szükségessége. Különösen az elmúlt 2010-es évben vált világossá, hogy a jelenlegi civilizációnkat alapvetően érintő, sürgető és megoldásra váró globális kérdések között (népesedés, élelmiszer- és vízellátás, környezetszennyezés, energiaszolgáltatás stb.) a megbízható, hosszú távú és megfizethető energiaellátás kérdésének megnyugtató megoldása aktuálissá vált. Ezen belül kiderült, hogy a fosszilis energiahordozók felhasználásán alapuló energiaszolgáltatás nem tartható tovább fent, és azokat teljes mértékben helyettesíteni csak a napenergia – jelenleg kidolgozásra váró – technológiai megoldásaival és a nukleáris energia fokozottabb, továbbfejlesztett alkalmazásával lehet. Ezen a területen rendkívül gyorsan avulnak el az ismeretek, ezért igen nehéz a legújabb ismereteket közlő „up-to-date” jegyzetet, könyvet írni. A legújabb kutatási eredmények és elképzelések információihoz csak korlátozott a hozzáférés, ezért jelen könyv alapvetően a 2000–2005 évek már elfogadott, többékevésbé tisztázott ismeretanyagára épül. A könyv tizenöt fejezetben foglalja össze a témakör fontosabb ismereteit. Természetesen a fejezetek részletezettsége, tartalma nem azonos nagyságú, melyért az olvasó megértését kérem. A jövőben lehetőségeimhez képest igyekszem kiegészíteni, pótolni az olvasók által hiányolt ismereteket. A bevezetés után a második fejezetben az energiaellátás jövőjét, a nukleáris energia szerepét és jelentőségét tárgyalom századunkban. Ismertetem azt a három fő okot, mely következtében a világ energiaellátása nem alapozható tovább fosszilis, nem-megújuló energiahordozókra. Röviden tárgyalom a nukleáris energiatermelés fúziós és az új hasadási eljárásait. A harmadik fejezetben részletesebben ismertetem a jelenleg technológiailag megoldott maghasadáson (235U) alapuló energiatermelés alapjait, jellemzőit, és röviden a jelenleg üzemelő reaktorok típusait, jellemzőit. A negyedik fejezetben a jelenleg működő 1. és 2. generációs atomreaktorok fontosabb típusait tárgyalom. Itt részletesebben ismertetem a legfontosabb könnyűvizes reaktorokat és a nehézvizes CANDU-reaktort, a gáz- és folyékonyfém-hűtésű reaktorokat. Az ötödik fejezetben az újonnan fejlesztett 3. és 4. generációs atomreaktorok fejlesztési irányzatait és a jövő atomerőműivel szemben támasztott követelményeket ismertetem. A hatodik fejezet célja a nukleáris üzemanyagciklusok, a hasadóanyag-szükségletek és a radioaktívhulladék-mennyiségek, valamint a nukleáris üzemanyagciklusok elválasztási technológiáinak és a transzmutáció lényegének az ismertetése. A hetedik fejezetben röviden tárgyalom a nukleáris energetikában jelenleg alkalmazott üzemanyagok előállítási, szerelési és felhasználási technológiáit. A nyolcadik fejezet az atomreaktorok üzemelésének jellemzőit, vízüzemeit tárgyalja. Külön tárgyalja a PWR és VVER nyomottvizes reaktorok primer- és szekunderköri vízüzemeit. A kilencedik fejezetben részletesen ismertetem a különböző dekontamináló eljárásokat. A tizedik fejezet tárgyalja a kiégett fűtőelemek kezelésének, szállításának, tárolásának és reprocesszálásának technológiáit. A tizenegyedik fejezet a radioaktív hulladékok minősítésével, gyűjtésével, osztályozásával, tárolásával, szállításával, kezelésével, térfogatcsökkentésével, kondicionálásával, immobilizálásával, minősítésével és átmeneti és végleges elhelyezésével foglalkozik. A tizenkettedik fejezetben a Paksi Atomerőmű történetét, felépítését és rövid üzemvitelét ismertetem. A tizenharmadik fejezetben a radioaktív izotópok előállítását, ipari, mezőgazdasági, kutatási, biztonsági és egyéb alkalmazási eseteit tárgyalom.


www.tankonyvtar.hu

6


A tizennegyedik fejezet tárgya a radioaktív izotópok orvosi alkalmazása, detektálási és terápiás eljárásainak rövid ismertetése. A tizenötödik fejezet ismerteti a radioaktív sugárzások detektálásának alapjait, a fontosabb detektortípusokat, az alkalmazott elektronikai eszközöket és a radioaktív mérési eredmények értékelésének alapjait. A végén egy rövidítésjegyzék található. Budapest, 2011. február 11. Pátzay György


www.tankonyvtar.hu

2. Az energiaellátás jövője, a nukleáris energia szerepe, jelentősége a 21. században

2.

7

AZ ENERGIAELLÁTÁS JÖVŐJE, A NUKLEÁRIS ENERGIA SZEREPE, JELENTŐSÉGE A 21. SZÁZADBAN

A világ primer energia felhasználása folyamatosan növekszik (1965 és 2009 között évente átlagosan ~2,5%-kal), az 1965-ös kezdeti érték mintegy 2,93-szorosára nőtt. Az energiafelhasználás 2010-ben közel 17 TW/év, amely döntően fosszilis eredetű! Jelenleg a fajlagos energiafogyasztás ~900 MJ/nap/fő (10,4 kW/fő). Napi táplálékunk energiatartalma ~0,14 kW/fő (3000 kcal/nap), ami az összenergiafogyasztás 1%-a. Az energiafogyasztás nagyon szór, egy fejlett és fejletlen társadalmat példaként véve nagyságrendi eltérések adódnak: Svédország 15000 kWh/fő/év, Tanzánia 100 kWh/fő/év.

2.1. A világ energiaigénye és energiahordozó készletei A modern emberi civilizáció „hatóereje”, működtetője az energia. A XIX. századtól az emberiség energiaigénye folyamatosan nőtt, és ez az a igénynövekedés vészesen emelkedő hatványfüggvény szerint változott. A 2.1. ábrán azt szemléltetjük, hogy ha a 2000. év adatai alapján az emberiség kőolajban kifejezett éves energiaigény növekedése 7% maradt volna, akkor 2000 és 2010 között az emberiség annyi energiát használt volna el, amennyit 2000-ig összesen felhasznált.

2.1. ábra: Az emberiség tényleges és a jövőre becsült kőolaj-felhasználása Szerencsére a felhasználás üteme jelentősen lassult, és 2000–2010 években a felhasználás átlagos növekedése csak 0,989% volt évente. Ugyanakkor a Föld országainak energiafelhasználása rendkívül eltérő, a fejlett ipari országok fajlagosan 8–10-szer annyi energiát fogyasztanak, mint a fejlődők. Kézenfekvő tehát, hogy a Föld fosszilis energiakészletei végesek, és a jelenlegi exponenciálisan növekvő energiaigények mellett nagyon hamar kimerülnek. Amerikai kutatók szerint évi 1%-os energiafelhasználási növekmény mellett a világ olajtartalékai 70–90 évre elegendőek, attól függően, hogy az olajpala-mennyiségeket milyen becsült értékkel vesszük figyelembe. Ugyanezen tartalékok évi 5%-os energiafelhasználási növekmény mellett már csak 36–42 évet jelentenek. Bár a világ kőolajkészleteiben a hagyományos


www.tankonyvtar.hu

8


kőolajforrások mellett a nem-hagyományos kőolajforrások (nehézolajok, bitumenek, olajpalák, szintetikus olajok, tenger alatti olajkészletek, sarki olajkészletek, magas hőmérsékletű és nyomású kitermelések, szénkonverziós és egyéb biogén előállítások) egyre nagyobb szerephez jutnak, egyértelműen kimondhatjuk, hogy a szénhidrogén-alapú energiaforrások kiaknázása egyre lassabban, egyre drágábban és egyre kisebb mennyiségben történhet a közeljövőben. A nagy olaj- és gázmezőket az elmúlt két évszázad során már megtalálták, a tengerfenék kivételével nem valószínű újabb nagy szénhidrogéntelepek nagyszámú felderítése. Például az amerikai Shell 1885 óta 3600 kútjában 60 Gbarrel (9,539×109 m3) kőolajat talált az USA területén kívül, becslések szerint újabb 3600 kúttal már csak 16 Gbarrel (2,54×109 m3) kőolajat termelhetne ki. Az AMOCO 600 kúttal 15 Gbarrel (2,38×109 m3) kőolajat termelt, de ennek 93,3%-át az első 300 kút szolgáltatta. Becsléseik szerint eddig a világ konvencionális kőolajkészletéből körülbelül 822 Gbarrel (46%) olajat termeltek ki, a tartalékok mennyisége körülbelül 827 Gbarrel, a feltárt készlet körülbelül 1637 Gbarrel (91%), valószínűleg még feltárható 151 Gbarrel és kitermelhető még 978 Gbarrel. A világ kőolaj-felhasználása jelenleg 22 Gbarrel/év (emelkedő), a készlet éves felhasználása 2,2%/év, az új készletek feltárása pedig 6 Gbarrel (csökkenő). Ebből következik, hogy a felhasználás és a készletfeltárás között 1980 óta egy folyamatosan növekvő különbség jött létre. A világ ismert kőolajkészleteinek a zöme a Közel-Kelet 5 országában található (Irak, Irán, Kuvait, Egyesült Arab Emirátusok és Szaúd-Arábia). Ezekben az országokban sem találtak újabb jelentős készleteket, és ezért a kutatók szerint a világ konvencionális kőolajtermelésében 2015–2020 után jelentős visszaesés várható (2.2. ábra).

2.2. ábra: A világ kőolajtermelése (a sárga nyilak a tetőzés határait jelölik) Ugyanezen kutatók szerint a világ szénhidrogén-alapú fosszilis energiakészleteinek eddigi és várható alakulását szemlélteti az 2.3. ábra.


www.tankonyvtar.hu


9

2.3. ábra: A világ összes szénhidrogén termelése (2000) és a becsült termelés A nehézolaj-termelést (a bitumenes homokkal együtt) sötétlila szín jelöli, melynek mennyisége lassan, folyamatosan növekszik. A sarkvidéki olajkitermelést (Alaszka) fehér szín jelzi. A mélytengeri olajkitermelést sötétkék színnel jelölték, mely folyamatosan járul hozzá a szénhidrogén-termeléshez és a kitermelési csúcsot túléli ugyan, de 2040 körül megszűnik. A természetes gázalapú folyadékokat sraffozott sötétzöld szín jelzi, és kitermelt mennyiségük együtt növekszik a vörös színnel jelzett földgázkitermeléssel. A becslés szerint a földgázkitermelés maximumát 2020 körül éri el. A nemkonvencionális gáz (szénalapú metán-előállítás, tömörpala gázok, mélytengeri zagyból fejlesztett gáz, magas hőmérsékletű és nyomású kitermelés, geotermális kutak mélységi gázai) kitermelését a lila szín jelzi. Az egyetlen, viszonylag nagyobb fosszilis energiakészlet jelenlegi tudásunk szerint a szénvagyon. Ugyanakkor a szén jelenlegi energetikai felhasználása környezetvédelmi okokból a világ egyre több országában kizárt, a jövőben csak a szénből nyomás alatt, magas hőmérsékleten előállított folyékony és gáz halmazállapotú másodlagos energiahordozók használhatók fel. Becslések szerint a jelenlegi felhasználási szint mellett a szénkészlet mintegy 120 évig fedezné az energiaszükségleteinket, azonban 2–6%-os éves energiafogyasztási növekmény mellett csak néhány évtizedre futná. Jelenleg kezd tudatosodni az energiatermelő iparban, hogy a fosszilis tüzelőanyagok elégetésével a légkörbe kerülő szén-dioxid hatása katasztrófát okozhat, és sürgős emissziómérséklést kell bevezetni világszerte. A fosszilis energiahordozók fölhasználásának azonnali és drasztikus korlátozása mellett szól az a tény is, hogy a civilizációnk egyik pillérét képező műanyagok és szerves vegyületek, intermedierek létfontosságú alapanyaga a földgáz és a kőolaj, ezért vétek lenne ezeket a nem-megújuló nyersanyagokat és energiahordozókat eltüzelni.


www.tankonyvtar.hu

10


2.2. A jövő lehetséges energiaforrásai Fentiek figyelembevételével az energetikával foglalkozó szakértőknek el kell gondolkodniuk azon, vajon milyen forrásból elégítjük ki a világ lakosainak, a civilizációnak a rohamosan növekvő energiaigényét, ha nem akarunk néhányszor tíz éven belül civilizációnk fejlődési lépcsőin visszalépni, és szeretnénk az ún. „fenntartható fejlődést” mindenkinek biztosítani. A következő 2.1. táblázatban röviden összefoglaltuk a közeljövőben számba jöhető potenciális energiaforrásokat, energiatermelésük módját. 2.1. táblázat: A jövő lehetséges energiaforrásai Energiaforrás Szénkonverzió

Rövid leírás Gáz, folyékony szénhidrogén, alkohol stb. előállítása szénből Olajpala Petróleum-típusú tüzelőanyag előállítása olajpalából Csúcsüzemű gázturbina A forró füstgázok turbinát hajtanak a gőztermelés után MHD Forró plazma áthajtásával mágneses elektromos erőtéren elektromos áramot gerjesztenek Termoionos hatás Termikus gradiens hatására elektromos áramot gerjesztenek Tüzelőanyag-cellák Kémiai energiát elektromos energiává alakítanak Napenergiás fűtés és hűtés A napenergia közvetlen hasznosítása hűtésre és fűtésre napkollektorokkal Napcellák Szilícium félvezető cellákkal napfényből elektromos áramot állítanak elő Napenergia termoelektromos A napenergiát hővé, majd elektromos energiává hasznosítása alakítják át Szélenergia Szélenergiát elektromos energiává alakítják Óceánok termikus energiája A tengervizek hőfokgradiense alapján elektromos energiát állítanak elő Maghasadásos reaktorok Nehéz atommagok hasadásakor keletkező energiából elektromos energiát állítanak elő Szaporító reaktorok Maghasadás+a nem-hasadóképes nehéz atommagok átalakulása hasadóanyaggá Magfúzió Könnyű atommagok egyesülésekor felszabaduló energia átalakítása elektromos energiává Hulladékhő-hasznosítás Energiatermelő folyamatok hulladékhőinek (60–70%) hasznosítása Szilárd hulladékok Energiatermelés hulladékok égetésével Fotoszintézis Növényekkel a napenergiát biomassza-átmeneten keresztül egyéb energiává alakítják át Hidrogén Hidrogén termokémiai előállítása, mint energiaszállító közeg A táblázat alapján megállapítható, hogy a jövő energiaforrásai közül potenciálisan a napenergia valamilyen formában történő hasznosítása, a fosszilis energiahordozó szén új típusú felhasználása, a megújuló energiaforrások és a maghasadáson, magfúzión alapuló nukleáris energiatermelés lehet a közeljövő energiaforrása. Ami a jelenlegi energiaforrásokat illeti, a vízenergia az egyetlen kereskedelmi méretekben alkalmazott megújuló energiaforrás. Ugyanakkor a jövőben a vízenergia termelése a mainak csak kb. kétszereséig növelhető, még akkor is, ha az összes lehetséges telephelyet kihasználják. Így a vízenergia a jövő energiaigényének csak kb. 2%-át tudja kielégíteni. A biomassza-megújuló vegyi energia mennyisége kereskedelmileg nem jelentős a világgazdaságban, de nagyon fontos a Föld számos országában. Felhasználása a jövőben megkétszereződhet az © Pátzay György, BME

www.tankonyvtar.hu


11

intenzív mezőgazdasági és erdőgazdasági módszerek és műtrágyák használatával. Így akkori részaránya elérheti a 12%-ot. A többi megújuló energiaforrás – úgymint szél- és közvetlen napenergia – a legnagyobb erőfeszítések ellenére is csak korlátozottan alkalmazhatók kereskedelmi méretekben, a jelenleg alkalmazott fosszilis energiahordozók teljes kiváltására nem alkalmasak. A napenergia kiaknázásával kapcsolatban már történtek előrelépések, és továbbra is intenzív kutatások tárgya, így akár a napenergia-felhasználás gazdaságos megvalósításának kérdése is megoldódhat a jövőben. De a nap- és a szélenergia természetéből adódó erős szétszórtság (kis koncentráció) miatt a közeljövőben várhatólag nem fognak jelentős járulékot adni az energiatermeléshez. Jelentős tartalékot jelenthet a jelenlegi energiatermelő folyamatok hatásfokának javítása, például a víz–gőz-körfolyamat hatásfokának még lehetséges javítása, vagy a víznél jobb, új hőközlő közeg „felfedezése”. A világ lakossága folyamatosan növekszik, ami az energiafelhasználás növekedését is magával vonja. Hatékonyabban kell többet „termelni”. Az energiaintenzitás (kWh/$ előállított érték) nagyjából állandó, ezért évi ~2%-os GNP- (gross national product – bruttó nemzeti termék) növekedés kell a növekvő energiaigény kielégítésére. Rubbia olasz Nobel-díjas professzor számításai szerint 10 milliárd ember európai szintű energiaellátásához ~39 TW teljesítmény (a jelenlegi mintegy háromszorosa) szükséges! Ezt a hatalmas energiaigényt csak új, nagy volumenű energiaforrással lehet kielégíteni. A szén-, olaj-, gáz- és uránkészleteknek a jelenlegi fogyasztás mellett becsült készlete 230, 45, 63 és 54 év. A fosszilis „éra” vége közeledik! A megújuló energiaforrások (szél, biomassza, víz, geotermia stb.) önmagukban nem elégségesek a megháromszorozódott energiaigény kielégítésére! Ezt az energiaigényt csak a jövő nukleáris technológiáival és a Napból közvetve vagy közvetlenül nyerhető forrásból lehet kielégíteni! Mekkora energia nyerhető a Napból? A Föld legnaposabb régióiban az éves primer napsugárzás energiája ~2500 kWh/m2, ami ~285 W/m2. A 30 TW energiát 1,07×105/η km2 területen lehet összegyűjteni, ahol η a napenergia átalakítási hatásfoka hasznosítható energiává. A hatásfok a napelemeknél 0,1, a gyorsan növő biomasszánál pedig 0,005. Tükrökkel fókuszálva 500–800 C hőmérsékletű hő állítható elő. 2000-szeres koncentrációval akár 200 W/cm2, azaz 200 MW/m3 teljesítménysűrűség is előállítható, ami megegyezik a nukleáris reaktorok teljesítménysűrűségével. A következő 2.4. ábrán látható naptoronnyal 10 4-szeres koncentrálást sikerült elérni.

2.4. ábra: Solar 2 naperőmű (Mojave sivatag, Kalifornia, USA)


www.tankonyvtar.hu

12


Egy 3000 MWt, azaz 1000 MWe teljesítményű atomreaktorral ekvivalens naperőmű kollektorainak felülete ~20 km2. A világ jelenlegi 10 TW elektromos teljesítményét tehát n=1013 W/109 W= =104=10000 db 1000 MWe teljesítményű naperőművel lehetne előállítani, ami 10000*20 km2=2×105 km2 kollektorfelületet igényelne, ez pedig a Föld összes megművelt területének (10 7 km2) 1%-a. A 3000 MWt hőteljesítmény költsége jelenleg 1,5–2 milliárd US dollár a nukleáris és a naperőmű esetén is. Ugyanakkor a nukleáris erőmű területigénye mintegy huszadrésze a napkollektoros erőműének. Jelenleg 200 US dollár/m2 a naperőmű beruházási költsége, de becslések szerint ez 75–100 US dollár/m2 értékre csökkenthető. Egy megfelelően konstruált naperőmű üzemi élettartama ugyanannyi, mint az atomerőműveké ~ 60 év. Ugyanakkor karbantartási költsége alacsonyabb, üzemanyagköltsége pedig gyakorlatilag nulla. Nem kell hulladék keletkezésével, tárolásával számolni. A napi ingadozások elsimítását hatásos energiatárolók alkalmazásával lehet elérni. Ez nitritsóolvadékok alkalmazásával, azok hevítésével (220–600 C között stabil állapotú olvadék) megoldható, mely hőszigetelt tartályokban tárolható. Hosszabb napsütés hiányában fosszilis vagy más tartalék energiaforrás használható. Ha a napenergiát megfelelően nagy mennyiségben hasznosítjuk, versenyképessé tehető a jelenlegi energiaforrásokkal. η ~25% esetén a felületigénye megfelelő.

2.3. A nukleáris energiatermelés jövője, megoldandó feladatok Jelenleg 1 GWe elektromos teljesítményű erőmű földgáz esetén évente 30 db – folyékony földgázt szállító – tankhajónyi, azaz 1,8 milliárd m3 földgázt, 15–45 db – kőolajat szállító – tankhajónyi, azaz 1,3 millió tonna kőolajat, 600 db – szenet szállító – vonatszerelvénnyi, azaz 2 millió tonna kőszenet, és ezzel szemben 6 db pótkocsis teherautónyi, azaz 150 tonna természetes (20 tonna 4%-ra dúsított) uránt igényel. A világ energiaellátása három fő ok miatt nem alapozható tovább fosszilis, nem-megújuló energiahordozókra. A szükséges váltás okai: 1. A gazdaságosan kitermelhető fosszilis energiahordozók kimerülőben vannak (változatlan fogyasztás mellett, becslések alapján a kőolajkészletek 45, a földgázkészletek 50, a szénkészletek 170 évig elegendőek). 2. A fosszilis energiahordozók tárolt kémiai energiája égetéssel szabadítható föl, és az égés során keletkező gázok üvegházhatásuk révén globális klímaváltozást okozhatnak, mely környezeti katasztrófával fenyeget. 3. Az elégetésre kerülő fosszilis energiahordozók értékes, nem-megújuló vegyipari nyersanyagok a jövő generációi számára. A felsorolt okok miatt megnőtt az érdeklődés a megújuló energiaforrások és az atomenergetika iránt. A jelenleg üzemelő atomerőműveknek számos előnyös tulajdonsága van. Ezek:       

a stabil üzemelési költségek, a költségek zömét az erőmű építése jelenti, nincs szezonális (olaj-, gáz-, szén-) áringadozás, nincs CO2 emisszió és bírság, jelenleg biztosított az üzemanyag-ellátás, és nincs egy régióhoz kötve, nagy energiasűrűségű, kis tömegekkel, térfogatokkal üzemel, megfelelően hosszú üzemelési tapasztalat áll rendelkezésre (50 év ~500 reaktor).

A jelenleg üzemelő atomerőművek gazdaságosságát és biztonságos üzemelését jellemzik az ún. teljesítménytényezők (load factor). A 2.5. ábra mutatja az üzemelő reaktorok teljesítménytényezőit 1986–2008 években (a szovjet gyártmányú VVER-reaktorok adatai a PWR-görbében vannak 2000-től figyelembe véve).


www.tankonyvtar.hu


13

2.5. ábra: Üzemelő atomreaktorok teljesítménytényezői (load factor) % Az egyes országok atomerőműveinek átlagos teljesítménytényezőit mutatja a fenti időszakra a 2.6. ábra.

2.6. ábra: Egyes országok atomerőműveinek átlagos teljesítménytényezői 1986–2008 között Kezdetben korlátlan, olcsó és elegendő energiaforrásnak tekintették a nukleáris energiatermelést! Meglévő előnyei a fosszilis energiahordozókkal szemben: nincs szén-dioxid kibocsátása és rendkívül nagy teljesítménysűrűségű. 1 t urán – ha teljesen elhasadna – 3 millió tonna szén, vagy 2,225 millió m3 olaj energiájával ekvivalens energiát szolgáltatna, azaz a kémiai energia 3×106-szorosát! A jelenlegi földi teljesítményigény, 10 TW, évi 3900 tonna hasadóanyag elhasításával előállítható lenne. A jelenlegi könnyűvizes (LWR-Light Water Reactor) hasadási reaktorok jobbára termikus neutronnal és dúsított uránnal üzemelnek, és messze vannak az ideális működéstől. Csak az uránban 0,71%-ban jelenlévő 235U hasad, melynek csak mintegy 60%-át nyerik ki a dúsításnál, így csak a természetes urán energiatartalmának 0,4%-át hasznosítják energetikailag. Így 1 GWe × 30 év = 6,1 TWh × 30 = ~183 TWh energia előállításához 45 millió tonna 0,2% U tartalmú ércet kell kibányászni, az ugyanennyi energiához szükséges 321 millió tonna szénnel szemben! A nukleáris energiatermelés során keletkező radioaktív hulladékok és kiégett üzemanyag hosszú élettartamú radioaktív izotópokat tartalmaz, amelynek kezelése, elhelyezése speciális technológiákat igényel. Az atomerőművi balesetek az 1980–90-es években csökkentették a nukleáris energia© Pátzay György, BME

www.tankonyvtar.hu

14


termeléssel szembeni bizalmat, de ez a tendencia megfordulni látszik. A keletkezett hosszú élettartamú radioaktív hulladékok (évente ~12000 tonna), a katonai felhasználás és a terrorizmus veszélye ugyancsak csökkentette ezen energiatermelési mód előnyeit. Ráadásul a termikus hatásfok csak ~34%, növelni kellene a hőmérsékletet, és a klasszikus LWR-reaktorok telített vízgőzös energetikai ciklusát el kell hagyni. Jelenleg a nukleáris energiatermelés döntően az 235U hasadását használja fel energiatermelésre, zömében könnyűvizes reaktorokban. Az alkalmazott üzemanyagciklus nyitott, egyszeri felhasználású ciklus, a kiégett fűtőelemeket 4-5 éves hűtés után átmeneti tárolókban helyezik el. Az teljesen nyílvánvaló, hogy ez a gyakorlat hosszú ideig nem tartható fenn. A jelenlegi helyzetében az atomenergia problémás kérdései:  hosszú élettartamú radioaktív hulladék keletkezése, a nagy aktivitású radioaktív hulladékok kezelése, tárolása nem véglegesen megoldott,  csak 0,7% a jelenlegi erőművekben hasítható urán mennyisége (235U),  szaporítás szükséges mesterséges hasadóanyagok, így az 238U239Pu előállításához,  a szaporító reaktorok inherensen kritikusak (~1 sec alatt kell besüllyeszteni a szabályozó rudakat),  a plutónium atomfegyverként könnyen felhasználható,  az összes jelenlegi reaktor kritikus állapotban üzemel, azaz potenciálisan csökkentett biztonsággal. Tehát ÚJ NUKLEÁRIS TECHNOLÓGIÁK SZÜKSÉGESEK (továbbfejlesztett fisszió, fúzió és gyorsítóval üzemelő fisszió)! A problémák orvoslására fejlesztik a 4. generációs hasadási reaktorokat, de érdemi, széleskörű megoldást alapvetően két technológia, a fúziós és a gyorsítóval működő energiaerősítő szubkritikus hasadási energiatermelés szolgáltathat. Mindkét technológia esetén a „tüzelőanyag” teljes „elégetésre” kerül és lényegében végtelen nagyságú készlet áll rendelkezésre.

2.4. Fúziós energiatermelés A csillagokban felszabaduló energia a nukleáris fúziós reakciókból származik. A Naphoz hasonló korú csillagokban a belső hőmérséklet kisebb, mint 15 millió K, így a domináns fúziós folyamat a protonproton fúzió. A nagyobb csillagoknál a belső hőmérséklet magasabb lehet, és a karbonciklusú fúziós reakció válhat dominánssá. Az idősebb csillagok esetében, ahol a központban összeomlás játszódik le, a hőmérséklet 100 millió K fölé is emelkedhet, és felléphet a hélium- vagy háromszoros alfa fúziós reakció. Ezen fúziós folyamatok sematikus rajzát mutatjuk be a 2.7. ábrán. A fúziós folyamatok eredményeként egyre nehezebb elemek jöhetnek létre, melyek felső határa a vas, mely a legstabilabb atommag. A napban lejátszódó folyamatok tanulmányozása vezetett ahhoz a felismeréshez, hogy a fúziót használni lehetne a nukleáris energiatermelés céljából is. Az eltelt időben többféle módon próbálták megoldani a fúziós folyamatokon alapuló energiatermelést.

2.7. ábra: Nukleáris fúziós folyamatok a csillagokban


www.tankonyvtar.hu


15

A legegyszerűbb esetben komprimált trícium (3H) „égéséről” beszélünk: 3 1

H 12H 01n  24He  17,6 MeV

A radioaktív tríciumot lítiumból fejlesztik a keletkezett neutron segítségével: 6 3

Li  01n 24He13H  4,9 MeV

További trícium szükséges a veszteségek pótlására, mely a következő reakcióban keletkezik: 7 3

Li  01n 24He13H  01n

Itt a neutron nem veszik el és egyensúly érhető el, amikor a keletkező és fuzionáló trícium mennyisége megegyezik. Ennek a reakciónak nagy hátránya az, hogy a keletkező energia zömét a gyors (14 MeV) neutronok hordozzák, melyek a környező atommagokkal ütközve felaktiválják a reaktor szerkezeti anyagát. A következő fúziós reakció kevesebb felaktivált anyagot generál: 3 2

He12H  24He11p  18 MeV

Itt mintegy 6%-ban neutronok is keletkeznek a 12 H  12 H  23He  01n  3, 27 MeV reakcióban. 3

Az a probléma, hogy a 2 He nem áll rendelkezésre csak a Holdon. Ezért valószínűtlen, hogy onnan ezertonna-számra a Földre szállítsák. Ezért olyan exoterm fúziós reakcióra van szükség, mely nem termel neutront, és így inherens módon inaktív reakciótermékek keletkeznek. Egy ilyen lehetséges reakció: 1 1

 

p 115B  3 24 He  8,78 MeV

Sajnos ez a fúziós reakció nem „gyújtható be” mágnesesen komprimált berendezésben (Tokamak) és inerciával komprimált fúzióban sem. Ez a reakció sem gamma-, sem neutronsugárzást nem generál, mindkét reakciókomponens nagy mennyiségben áll rendelkezésre! Ezen reakció energetikai hasznosítására azonban forradalmian új műszaki megoldás szükséges!

2.5. Új típusú, fissziós energiatermelés Rubbia professzor, a CERN kutatója javasolta a szubkritikus energiaerősítővel működő, tórium üzemanyagot hasznosító reaktor jövőbeni alkalmazását. Ezt később összekapcsolták a transzuránok transzmutációs megsemmisítésével is. A javasolt reaktor előnyei:     

minden esetben szubkritikus és így biztonságosabb, tórium üzemanyaggal üzemel, melyből az uránnál sokkal nagyobb készletek állnak rendelkezésre (a 232Th izotópból 4-5-ször több van a Földön, mint az 238U izotópjából; számítások szerint a tórium készletek 220000 évig elegendőek energia termelésre), hatékonyabb a szaporítás folyamata, magasabb a konverziós tényezője, radioaktív hulladékok is elhasíthatók benne. Hátrányai:

10 MW teljesítményű protongyorsítót igényel, és ilyen még nem létezik. A tórium üzemanyaggal működő gyorsítóval meghajtott energiaerősítő (EA) a következő hasadási reakciót hasznosítja:

 

U  01n  2,33 01 n  2 FF  200 MeV

233 92

FF - hasadási termék


www.tankonyvtar.hu

16


és a hasítást egy nagy energiájú gyorsítóval előállított neutronok hozzák létre. Akárcsak a fúzió esetében, a természetben nem létező 233U magokat természetes tóriumból szaporítással állítjuk elő egy másodlagos neutronnal:  233 0 Th  01n 233 90Th    92 U  1 e

232 90

Ebben a reakcióban a neutronokat külső forrásból kell pótolni a gyorsítóval, mert a hasadáskor keletkezett 2,33 neutronból 2 neutron kell a szaporító ciklushoz, és a mindenkori veszteségek miatt a 0,33 neutron nem elégséges a kritikusság fenntartásához! Egyensúly áll be, ha az elhasadt és keletkezett 233U mennyisége ugyanannyi! Az energiaerősítő képes teljesen elhasítani a neutronbefogásos magreakciókkal létrejövő transzuránokat is, melyek a 233U neutron adszorpciójával jöttek létre (a hasadások ~5%-a). Tehát az energiaerősítő zárt aktinida-ciklussal rendelkezik, teljes mértékben elhasítja a 232Th üzemanyagot! A keletkezett hulladékban csak hasadvány-izotópok vannak, melyek nagy aktivitásúak ugyan, de jóval rövidebb élettartamúak, mint a transzuránok. Általánosságban tárgyalva: az energiaerősítővel (EA) meghajtott rendszerek hibrid rendszerek, egy szubkritikus reaktor és nagyenergiás részecskegyorsító kombinációi. A kettő együtt biztosítja az önfenntartó láncreakciót. EA-rendszereket terveztek termikus és gyors neutronokra, szilárd és folyékony állapotú üzemanyaggal, különböző fűtőelemciklusokra, hűtőközegekre és moderátorokra is. Egyes EA-rendszerek fő célja a hulladékok plutónium- és egyes transzurán-tartalmának transzmutációja energiatermeléssel összekapcsolva, vagy az nélkül. Más EA-rendszerek célja a tórium hasznosítása, a keletkezett 233U hasadási energiájának felhasználása. A gyorsneutronos EA-rendszerek működhetnek U/Pu szilárd fűtőelemciklussal, folyékony nátrium- vagy ólomhűtéssel, vagy U/Pu folyékony üzemanyaggal klorid-olvadék, vagy bizmut/ólom hűtőközeggel. Mindkét típus alkalmas transzuránok „elégetésére”. A tórium/urán szilárd fűtőelemciklusos rendszer folyékony-ólom-hűtésű és alkalmas energia termelésére vagy hulladékok transzmutációs kezelésére. A termikus EA-rendszerek egyike szilárd plutónium fűtőelemekkel, nehézvizes hűtéssel üzemel és alkalmas plutónium atomfegyverek megsemmisítésére. Léteznek tervek folyékony U/Pu üzemanyagú rendszerekre is, sóolvadékos rendszerrel a plutónium, a transzuránok és a hasadási termékek elkülönítésére. Terv készült Th/U sóolvadékos energiatermelő rendszerre és U/Pu nehézvizes rendszerre a transzuránok, hasadási termékek transzmutációjára és szimultán energiatermelésre is. A legtöbb tervben lineáris gyorsító szerepel, de létezik terv proton ciklotronos gyorsítására is. Az EA-rendszerek számos előnnyel és hátránnyal rendelkeznek a konvencionális kritikus hasadási rendszerekhez képest. Előnyeik:  a neutronsokszorozási tényezőik kisebbek mint egy, és képesek elhasítani, átalakítani a tiszta transzuránokat, és csökkenteni e hosszú élettartamú, egyébként hulladékba kerülő radioaktív izotópok mennyiségét,  a szubkritikus reaktor teljesítménye arányos a gyorsító teljesítményével, a kritikusság nem függ a hasadás során keletkező neutronháztartástól, ezért biztonságosabb, és az aktív zóna kialakítására nagyobb rugalmasság engedhető meg. Hátrányaik:  kisebb az erőművek nettó hatásfoka,  a teljes rendszer bonyolultabb,  a gyorsítónak ellenállónak kell lennie a hőhatásokkal szemben,  a rendszerben extrém feszültségek, korróziós és sugárzási hatások lépnek fel,  a teljesítménycsúcsok magasabbak, mert külső a neutronforrás,  bizonyos kompromisszumokat kell kötni a neutronsokszorozás és a teljesítmény között,  új típusú reaktivitások és forrástranziensek jelentkeznek, melyeket megfelelően kezelni kell. Úgy a fúziós, mint az energiaerősítős nukleáris energiatermelő berendezések szubkritikus rendszerek, és így a zónaolvadás lehetetlen! Mindkét berendezésben a termelt elektromos energia 5– 30%-át recirkulálják a plazma felfűtésére vagy a gyorsító üzemelésére.


www.tankonyvtar.hu


17

A következő 2.8. ábrán a könnyűvizes hasadási reaktorokban (LWR), a fúzió- és az energiaerősítő rendszerekben keletkező radioaktív hulladékok relatív lenyelési radiotoxicitását mutatjuk be az idő függvényében.

2.8. ábra: Radioaktív hulladékok relatív toxicitása az idő függvényében Az energiaerősítő rendszerekben a keletkezett radioaktív hulladékok mennyisége kevesebb és gyorsabban bomlik, a fúziós rendszerekben pedig nagyságrendekkel kisebb. Nagy előnyük tehát, hogy a radioaktív hulladékok tárolási idejét döntően megnövelő transzuránokat „elégetik”, és így csak a hasadási termékek szabják meg a szükséges tárolási időt (~600 év). Összefoglalva: a nukleáris energiatermelés jövőjét alapvetően az alábbi kérdéskörök sikeres megoldása befolyásolja:  Az új hasadási reaktorok üzemelése továbbfejlesztett zárt üzemanyagciklussal, a teljes uránmennyiség elhasításával és a keletkezett radioaktív hulladék transzmutációs kezelésével.  Az energiaerősítővel kombinált hasadási reaktorok kifejlesztése, a tórium üzemanyag felhasználása és a transzuránok „elégetése”, valamint a hasadási termékek transzmutációs kezelése.  A lehető legkisebb radioaktív anyagot generáló fúziós energiatermelő reaktorok kifejlesztése. Mindezeket összevetve tehát – jelenlegi tudásunk alapján – a közeljövő energiaforrásai között a nukleáris energiatermelés további felhasználása jelenleg megkerülhetetlen. Felhasznált irodalom Carlo Rubbia, ENEA, Opening remarks at the 18th IAEA Fusion Energy Conference, Sorrento, Italy, 4th October 2000.


www.tankonyvtar.hu

18

3.


A HASADÁSON ALAPULÓ ENERGIATERMELÉS ALAPJAI

Világunk atomos felépítésű. Az anyag alapegysége az atom, mely pozitív töltésű atommagból és a mag körül keringő negatív elektronokból áll. Az atommag (nukleusz) elemenként eltérő számú pozitív töltésű protont és a protonok mellett a protonok számával azonos, vagy nagyobb számú semleges neutront, a kettő összegeként nukleont tartalmaz. Azt, hogy milyen elemről van szó, a protonok száma határozza meg (1 proton hidrogén, 2 proton hélium stb.). Az atommag sugara ~10 -15m. Az atommagot, semleges atom esetén a protonok számával egyező számú és a proton töltésével ellentétes, negatív töltésű elektronok (elektronfelhő) veszik körül. Az elektron tömege jóval kisebb, mintegy 1840-ed része a proton vagy neutron tömegének, ezért az atom tömegét döntően az atommag határozza meg. Az elektronfelhővel rendelkező atom sugara ~10-10 m, az atom tömege az atom kiterjedésének 10-5-öd részében összpontosul, az atom rendkívül „üreges”, hiszen 4 nagyságrend különbség van az atomsugár és a magsugár között. A protonok számának (Z) és a neutronok számának (N) összege a tömegszámot adja (A) meg. Az egyes kémiai elemek azonos protonszámú, de általában eltérő neutronszámú izotópok keverékéből állnak, ezért nem kapunk egész számokat az atomok tömegére. A kémiában az elemek legkülső, vegyérték-elektronjainak kölcsönhatása révén kémiai reakciók mennek végbe, és egy ilyen kölcsönhatás során az energiaváltozás (fejlődés vagy elnyelés) elektronvolt (1 eV = 1,602×10-19 J) nagyságrendű. Ezzel szemben az atommagok közti kölcsönhatások során (magreakciók, nukleáris reakciók) milliószor nagyobbak, az energiaváltozások MeV nagyságrendűek (1 MeV = 1,602×10-13 J). A periódusos rendszert alkotó elemek protonok és neutronok egyesüléséből jöttek létre, és a létrejött atommagok tömege kismértékben kevesebb, mint a kiindulási alkotórészek tömege. Az Einstein által megadott (∆E=∆m×C2) képlet alapján számított energia, vagy kötési energia az, mely egyben tartja az atommagban jelenlévő, egymást taszító, pozitív töltésű protonokat. Szemléletesebb jellemző a kötés erősségére az egy nukleonra (protonra, vagy neutronra) eső fajlagos kötési energia. A periódus rendszerben, ahogy nő a nukleonok száma, elérjük a vas környékén a fajlagos kötési energia maximumát (lásd következő 3.1. ábra).

3.1. ábra: Fajlagos kötési energiák A vasnál nagyobb tömegű magok kevésbé stabilak. Ezért egyaránt energia nyerhető a vasnál kisebb magok egyesüléséből, fúziójából és a vasnál nagyobb magok hasadásából, amelyet az alábbiak szemléltetnek:  maghasadással, amely az atomok elhasadása ez történik a hasadási atomreaktorokban,  magfúzióval, amely a magok egyesülése ez történik a Napban és a fúziós reaktorokban.


www.tankonyvtar.hu

3. A hasadáson alapuló energiatermelés alapjai

19

3.1. Nukleáris energiatermelés maghasadással Jelenleg a világon a nukleáris energiatermelés alapvetően nehéz atommagok (235U, 239Pu) láncreakcióban történő elhasításával megy végbe, hasadási reaktorokban. Az urán elem döntően két izotóp keverékéből áll, a könnyebb 235U 0,71%-ban, a nehezebb 238U pedig 99,29%-ban fordul elő a magokban (elhanyagolható mennyiségű 234U izotóp is van az uránban, lásd 3.2. ábra).

3.2. ábra: Az urán elem izotópjai A 235-ös tömegszámú urán izotópja lassú, kis energiájú, ún. termikus neutronok hatására először összeolvad a neutronnal (átmeneti 236U mag jön létre), majd az átmeneti mag nagyon rövid idő alatt elhasad, legtöbbször két, nem egyforma tömegű magroncsra (hasadási termékre), és átlagosan 2,5 neutron keletkezik, melyek a láncreakció továbbvitelét biztosítják (lásd következő 3.3. ábra).

3.3. ábra: Az 235U hasadása láncreakcióban termikus neutronok hatására

1. animáció Az urán maghasadását az 1. hangos animáció szemlélteti A hasadási láncreakció kritikus, amikor éppen elegendő hasadás történik ahhoz, hogy a láncreakció azonos sebességgel fönnmaradjon. Ez az atomerőművi reaktorokban történő nukleáris energiatermelés alapja. Szubkritikus láncreakcióban a hasítóképes neutronok száma kevés a láncreakció fenntartásához. Szuperkritikus a láncreakció, amikor a láncreakcióban hasítóképes neutronfelesleg keletkezik és nő a hasadás sebessége. Ez történik az atombombákban. A kritikus tömeg a hasadóanyag legkisebb tömege, melynél fenntartható a láncreakció. Ez 235U esetében 56 kg. Egy 235U atom elhasadásakor kb. 200 MeV energia szabadul föl. 100 g 235U elhasadása 8,21×1012 J = 1785 tonna trinitro-toluol (TNT) robbanóanyag energiájának megfelelő energiát képvisel.


www.tankonyvtar.hu

20


Egy 10 millió lakosú európai ország villamosenergia-igényének a kielégítésére évente 6,7×1010 kWh = 2,412×1017 Ws energia szükséges. 34%-os erőművi hatásfokkal számolva 7,236×1017 Ws = 7,236×1017 J = 7,236×1017 × 6,242×1018 = 4,517×1036 eV. Ehhez szükséges:

n

4,517  1036 eV  2,377  1028 db 235U atom 8 1,9  10 eV

2,377×1028 235U atom = 3,96×104 mol 235U = 9310 kg 235U. 19 g/cm3 sűrűséggel számolva ez 0,49 m térfogatot jelent. Ha ezt az 235U mennyiséget 3,0%-os dúsított urán fűtőelemre számoljuk, akkor a 10 millió ember 1 évi villamos energiaellátásához 310 t, 16 m3 3,0%-os dúsítású urán fűtőelem szükséges. Ugyanennyi energiát (7,236×1017 J) 22,7 millió tonna kőszén (3,18×107 J/kg fűtőérték) elégetésével kaphatunk, ami 2,5 milliószor nagyobb, mint az urán tömege. Ennyi kőszén térfogata (1 kg/dm3 térfogatsúllyal számolva) 22,7 millió m3!!! A nehéz elemek között található több olyan természetes és mesterséges izotóp, mely elhasítható, ezeket foglalja össze a következő 3.1. táblázat. 3

3.1. táblázat: Hasadóanyagok Izotóp

232

Th

231

Pa

Felezési idő (év)

Bomlás módja energia (MeV)

Spontán hasadás (SH) sebessége (db/sec/kg)

Hasadási hatáskeresztmetszet (barn)

SH neutron sokszorozás (n/hasadás)

Indukált hasadás neutron sokszorozás (n/hasadás)

Kritikus tömeg (Mk) (kg)

Bomláshő Q (W/kg)

Fajlagos aktivitás (Bq/kg)

1,405 ×× 1010

Alfa 4,083

<5 × 10-5

0,0785

-

2,16

nincs

2,654 × 10-6

4,1 × 106

32,760

Alfa 5,149

<5

0,834

-

2,457

>188

1,442

1,67x1012

232

U

68,9

Alfa 5,414

2 × 10 -3

2,013

2

3,296

>5

717,6

8,1x1014

233

U

159,200

Alfa 4,909

-

1,946

-

2,649

16

0,2804

3,6x1011

234

U

245,500

Alfa 4,859

3,9

1,223

1,8

2,578

>41

0,1792

2,3x1011

235

U

7,038 × 108

Alfa 4,679

5,6 × 10-3

1,235

2,0

2,6055

48

5,994 × 10-5

8,0x107

236

U

2.342 × 107

Alfa 4.572

2.30

0.594

1.8

2.526

>167

1.753 × 10-3

2,4x109

238

U

4.468 × 109

Alfa 4.270

5.51

0.308

1.97 ± 0.07

2.6010

nincs

8.508 × 10-6

31,2x107

Np

2.144 × 106

Alfa 4.959

< 0.05

1.335

2

2.889

75-105

0.02068

2,6x1010

237

238

Pu

87.7

Alfa 5.593

1.204 × 106

1.994

2.28 ± 0.10

3.148

9

5.678 × 105

6,3x1014

239

Pu

24,110

Alfa 5.245

10.1

1.800

2.9

3.1231

10.5

1.929

2,3x1012

240

Pu

65,640

Alfa 5.256

478,000

1.357

2.189 ± 0.026

3.061

40

7.07

8,4x1012

241

Pu

14.35

Béta 0.021

<0.8

1.648

-

3.142

12

129.4

3,8x1015

242

Pu

373,300

Alfa 4.984

805,000

1.127

2.28 ± 0.13

3.070

95, (75100)

0.1169

1,5x1011

Am

432.2

Alfa 5.638

500

1.378

2

3.457

83.5

114.7

9,5x1018

898

Alfa 6.176

-

2.430

-

4.560

1.94

58.05

5,9x1013

240

250

Cf


www.tankonyvtar.hu


21

A maghasadáson alapuló energiatermelés során jelentős radioaktivitás először a maghasadás során a reaktorokban jelentkezik. A radioaktív sugárzások közül úgy az α-, β-, γ-, mint a neutronsugárzás is előfordul. Fontos az egyes sugárzástípusok forrásainak, előfordulási helyeinek, árnyékolási lehetőségeinek az ismerete. Ezeket foglalja össze röviden a 3.2. táblázat. 3.2. táblázat: Hasadási reaktorokban előforduló radioaktív sugárzások Sugárzás típusa

Jellemzője

α-

nagy tömeg +2 töltés kis tömeg -1 töltés nincs tömeg nincs töltés nagy tömeg nincs töltés

βγneutron-

Hatótávolsága levegőben nagyon kicsi 2-5 cm 3m 30-150 m 30-150 m

Árnyékolás

Kockázat

Forrása

papír, bőr

belső

U, Pu, TRU

műanyag, üveg, fém ólom, acél, beton víz, beton, műanyag

belső-külső bőr, szemek külső-belső egésztest külső-belső egésztest

hasadási termékek, aktivációs termékek hasadási termékek, aktivációs termékek hasadási prompt és kései neutronok

Az atomerőművi reaktorokban fűtőelemként leggyakrabban megemelt izotóparányú (235U izotópra 0,7%-ról 1,5–5%-ra dúsított) 235U magokat tartalmazó UO2, vagy fémurán ~1 cm magasságú és átmérőjű hengeres fűtőelem-pasztillák vannak gáztömör, különböző ötvözetű csövekbe töltve. A PWR-reaktorokban fűtőelem-burkolatként alkalmazott cirkónium-ötvözetek a Zircalloy-2-ötvözet (Sn=1,2–1,7%; 0,05–0,15% Cr, 0,07–0,2% Fe, 0,03–0,15% Ni; a többi Zr), a Zircalloy-4-ötvözet (Sn=1,2–1,7%; 0,05–0,15% Cr, 0,12–0,18% Fe, <0,007% Ni; a többi Zr). A VVER-reaktorokban alkalmazott cirkónium-ötvözetek a ZrNb1-ötvözet (1% Nb, a többi Zr). Az 235U-ra nézve dúsított uránpasztillákban megy végbe a maghasadás, egy uránatom elhasadásakor a keletkező 2 hasadási termék, ionos formában nagy sebességgel repül szét a hasadás helyéről, és beleütközve a szomszédos uránatomba, ott lefékeződnek és mozgási energiájuk egy része súrlódási hővé alakul, felmelegítve a pasztillát 1000 C fölé. Az így keletkezett hőenergia aztán egy hőhordozó (leggyakrabban víz) segítségével mechanikai energiává (gőzsugár) alakítható, és turbógenerátor alkalmazásával villamos energia állítható elő. Az energiaátalakítás lépései: Atomenergiahőenergiamechanikai energiavillamos energia. A hasadások során keletkezett hasadási termékek magjai csak 72 és 161 tömegszám között fordulnak elő, és általában radioaktívak (energiafelesleggel rendelkező atommagok). Energiafeleslegüket magból kiinduló magsugárzás (radioaktív sugárzás) révén általában több lépcsőben, hosszabbrövidebb idő alatt (1s – 1000 év) adják le, és stabil atommagokat szolgáltatnak. A hasadási termékek eltérő valószínűséggel keletkezhetnek, 235U hasadása esetén a legvalószínűbb egy kisebb (90–99 tömegszámú) és egy nagyobb (136–138 tömegszámú) hasadási termékre hasad, ahogy a következő 3.4. ábra is mutatja.

3.4. ábra: Az 235U hasadási termékeinek megoszlása


www.tankonyvtar.hu

22


Néhány lehetséges hasadási reakciót mutatunk be.

Az 5%-os dúsítású urán fűtőelemben 5% a 235U és 95% a 238U izotópok megoszlása. A reaktorokban átlagosan 4 évig bent lévő fűtőelemek 235U tartalma kb. 1%-ra csökken (azért nem hasad el mindegyik 235U izotóp, mert a hasadáskor keletkező hasadási termékek egy része erősen neutronelnyelő, és felhalmozódva már túl sok neutront nyelnek el, és a láncreakció leáll). A hasadás szempontjából inert anyagnak tekinthető 238U magok mennyisége ugyancsak csökken, mert egy részük egy neutront befogva 239U átmenti maggá alakul, majd 2 rövid időtartamú béta-bomlással egy új, termikus neutronra hasadóképes izotóppá, a 239Pu-má alakul. A keletkezett plutóniumizotóp egy része rögvest el is hasad, zöme azonban felhalmozódik a fűtőelem anyagában. A neutronok sorsát, a hasadást és a plutóniumképződést mutatja a következő 3.5. ábra.

3.5. ábra: Az 235U láncreakciója és a 239Pu keletkezése Az 235U, 238U és 239Pu magok további neutronok befogásával kis mértékben további transzurán (uránnál nehezebb) magokká alakulhatnak (amerícium, kűrium stb.), melyek ugyancsak radioaktívak © Pátzay György, BME

www.tankonyvtar.hu


23

és ugyancsak felhalmozódnak a kiégett fűtőelemekben. A fontosabb transzuránok képződését mutatja a következő 3.6. ábra.

3.6. ábra: Transzuránok keletkezése A reaktorokban tehát a neutronok hatására az 235U magok hasadása és neutronbefogással uránnál nehezebb transzurán (TRU) magok keletkezése játszódik le egyidejűleg. A 3.4. ábra alapján ezt foglalja össze a 3.7. ábra.

3.7. ábra: Az 235U hasadása és transzuránok keletkezése (világoskék vonal a fontosabb kisebb tömegű, sötétkék vonal a fontosabb nagyobb tömegű hasadási termékeket, barna vonal a transzuránokat jelöli) A legtöbb reaktorban a termikus neutronra hasadóképes magok mennyisége folyamatosan csökken, míg az ún. szaporító reaktorokban (breeder reaktorok) több új, mesterséges hasadóanyag (plutónium) keletkezik, mint amennyi 235U elhasadt. Ezekkel a szaporítóreaktorokkal az urán mindkét izotópja (közvetlenül és közvetve plutóniumon keresztül) elhasítható és így a Föld teljes energiaigénye mintegy 10000 évig kielégíthető, szemben az 235U ~40 évre elegendő energiatartalmával. A világ ismert, kitermelhető uránkészlete fémuránban kifejezve néhány millió tonnára becsülhető. A nukleáris energiatermelésben alkalmazott erőművi atomreaktorok ún. heterogén fázisú reaktorok, a hűtő és a hasadáskor keletkező gyorsneutronok fékezését, lassítását végző moderátor anyaga


www.tankonyvtar.hu

24


gyakran folyadék (víz, nehézvíz, olvadt fém), míg a hasadóanyag szilárd halmazállapotú (urán-oxid tabletták). Egy ilyen reaktor fontosabb részei a következők, amelyet a 3.8. ábra szemléltet:  reaktortartály (általában rozsdamentes acéllal bélelt szénacél),  fűtőelemkötegek (UO2-t, esetleg fémuránt tartalmazó tabletták csőben, csőkötegben),  szabályozó rudak (a hasításra kész neutronok számát csökkentik, anyaguk: bór, kadmium és ezüst),  hűtőközeg (víz, nehézvíz, hélium, szén-dioxid, olvadt nátrium, szerves folyadék),  moderátor (hasadási gyorsneutronok lassítását végzi: víz, nehézvíz, grafit, berillium),  reflektor (az aktív zónából kiszökni készülő neutronokat reflektálja vissza: víz, grafit).

3.8. ábra: A hasadási atomreaktor fontosabb részei Moderátoranyagként legtöbbször könnyűvizet (H2O), nehézvizet (D2O), berilliumot és szenet (grafit) alkalmaznak. A következő 3.3. táblázat a moderátorok moderálási arányait mutatja. 3.3. táblázat: Moderátoranyagok jellemzői Moderátoranyag

Moderálási arány

H2O

70

D2O

2100 (0.2% H2O), 12000 (100% D2O)

Fém berillium (Be)

150

Grafit (C)

170

Berillium-oxid (BeO)

180

A moderálási arány (lassítási jóság) azokat a tulajdonságokat tartalmazza, amelyeket a „jó” moderátortól elvárhatunk. Értékét a makroszkopikus szórási hatáskeresztmetszet és az abszorpciós hatáskeresztmetszet hányadosával határozzuk meg. A reflektoranyagok szerepe az aktív zónából kiszökő termikus és gyors neutronok visszaszórása, reflektálása a zónába. Hasonló követelményeknek kell megfelelniük, mint a moderátoroknak. Fontosabb reflektoranyagok: H2O, D2O, Be, C. A sugárárnyékoló anyagokkal szemben követelmény:  jó moderáló képesség,  nagy abszorpciós hatáskeresztmetszet,  nagy mennyiségben álljon rendelkezésre és olcsó legyen,  árnyékolja a neutron-, alfa-, beta- és gamma-sugárzást,  könnyű és nehéz atommagok is lehetnek árnyékolók. © Pátzay György, BME

www.tankonyvtar.hu


25

Lehetséges árnyékoló anyagok: víz, paraffin, polietilén, ólom, vas, wolfram, boral (B4C-Al mátrixban), beton. A szabályozó rudak feladata a reaktor reaktivitásának szabályozása a neutronok abszorpciója segítségével. Nagy neutronabszorpciós tulajdonságokkal rendelkező anyagokból készülnek. Forralóvizes reaktor (BWR) esetén: B4C, UO2-Gd2O3, nyomottvizes reaktor (PWR) esetén: Al2O3-B4C, vagy UO2-Gd2O3. A könnyűvizes reaktorokban a neutronháztartást a különféle veszteségek (kiszökés, abszorpció) figyelembe vételével szabályozzák úgy, hogy az állandósult üzemben a hasadást okozó termikus neutronok száma nagyjából állandó maradjon. Egy ilyen neutronháztartást befolyásoló folyamatot mutat a következő 3.9. ábra, 100 db hasadást előidéző termikus neutronra.

3.9. ábra: Neutronháztartás reaktorban A világban jelenleg üzemelő (441 reaktorblokk) atomreaktorok üzemelési technológia szerinti csoportosítását foglalja össze a következő 3.10. ábra.

3.10. ábra: Erőműreaktorok csoportosítása


www.tankonyvtar.hu

26


A 441 üzemelő reaktorblokk 58%-a nyomottvizes, két-vízkörös nyomottvizes atomerőmű (PWRPressurized Water Reactor, Nyomottvizes reaktor, VVER –Vada-Vadjanüj Energeticseszkij Reaktor, Víz-Vizes Energetikai Reaktor), 24,4%-a forralóvizes, egy-vízkörös (BWR-Boiling Water Reactor, RBMK-Reaktor, Balsoj Mosnosztyi Kanalnüj – Nagy teljesítményű csatornás reaktor) reaktorblokk. A világon jelenleg üzemelő reaktortípusok fontosabb jellemzőit foglalja össze a következő 3.4. táblázat. 3.4. táblázat: A világon üzemelő fontosabb reaktortípusok jellemzői Jellemző

egység

PWR

BWR

Candu

RBMK

FBR

AGR

HTGR

Moderátor

-

H2O

H2O

D2O

H2O, C

-

C

C

Hűtőközeg

-

H2O

H2O

D2O

H2O

Na

CO2

He

UO2

UO2

UO2 (PuO2)

UO2

UO2 (ThO2)

Hasadóanyag (szaporító anyag)

UO2

UO2

UO2

tipikus dúsítás

%

3,4

3,2

nincs

1,8

10

2

8-93

telj. sűrűség

MW/m3

100

50-60

10-15

4

400

2

3

neutronenergia

-

termikus

termikus

termikus

termikus

gyors

termikus

termikus

fűtőelemforma

-

rúd

rúd

rúd

rúd

rúd

golyó

fűtőelem-burkolat

-

cirkaloy

cirkaloy

cirkaloy

rúd cirkaloy, acél

acél

acél

C, Si

C

326

285

305

540

650

750 (950)

max. hűtőközeg hőm. hűtőközeg nyomás gőzjellemző

bar

160

70

95

70

10

40

40-60

C/bar

280/63

285/70

255/43

285/70

500/170

530/180

530/180

hatásfok

%

33

33

32

32

40

40

különös jellemző

-

-

-

term. U

-

szaporítás

-

40-48 passzív biztonság

285

A kanadai CANDU- (CANada Deuterium Uranium reactor) reaktor lényegében egy két-vízkörös nyomottvizes reaktor, nem-dúsított természetes urán fűtőelemekkel és nehézvizes (D2O) hűtő- és moderáló közeggel. A táblázatból jól látszik, hogy a jelenleg üzemelő atomerőművek többségét adó nyomottvizes (PWR), forralóvizes (BWR) és forralócsöves (RBMK) könnyűvizes reaktorok termikus hatásfoka alacsony, csak 32-33%. Ezért az újabb kutatásokban a magasabb gőzhőmérséklettel jellemezhető nagy hőmérsékletű reaktorok (High Temperature Gas Reactors, HTGR) és az ugyancsak magasabb gőzhőmérséklettel üzemelő, így magasabb hatásfokú továbbfejlesztett gázhűtésű reaktorok (Advanced Gas-cooled Reactors, AGR) felé fordult a figyelem. A reaktortartályok, az aktív zónák méretét a teljesítménysűrűség határozza meg. Azonos teljesítmény esetén a BWR-tartályok mérete mintegy kétszerese, az RBMK-reaktoroké pedig mintegy tízszerese a PWR-tartályokénak. A fejlesztés alatt álló FBR (Fast Breeder Reactor) gyorsneutronnal üzemelő szaporító reaktorok folyékonynátrium-hűtésű, nagy teljesítménysűrűségű, magasabb hatásfokú reaktorok, melyekben több új mesterséges hasadóanyag keletkezik, mint amennyi hasadóanyag elhasad. Jelenleg biztonsági és korróziós problémák gátolják elterjedésüket. A PWR-erőmű üzemelési sémáját mutatja a következő 3.11. ábra.

3.11. ábra: PWR működése


www.tankonyvtar.hu


27

2. animáció 3. animáció A PWR- és BWR-reaktorok működését szemlélteti a 2. és 3. hangos animáció A reaktorban hűtőközegként és moderátorként alkalmazott könnyűvíz 120–160 bar nyomáson kering a primer körben a reaktortartályon keresztül, és az átvett hő hatására 280 °C-ról 310 °C-ra melegszik, de nem forr fel, gőz nem keletkezik. A primerköri nagynyomású hűtővíz hőtartalmát egy hőcserélőn (gőzfejlesztő) keresztül adja át az alacsonyabb 60 bar nyomáson keringő második (szekunder) vízkörnek, melyben a felvett hő hatására gőz képződik, és a gőz turbógenerátor segítségével villamos energiát állít elő. A turbináról kilépő fáradt gőzt a kondenzátorban hűtővízzel kondenzáltatják le. A jelenleg üzemelő atomerőművekben az üzemanyag főként enyhén dúsított (1,5– 5% 235U) vagy természetes (0,71% 235U) urán, de néhány reaktor a ciklusban keletkezett plutóniummal vagy nagy dúsítási fokú uránnal üzemel. Vannak olyan atomerőművek is, melyek nem igénylik a természetes urán 235U tartalmának dúsítását, így az üzemanyagciklus nem tartalmaz dúsító technológiát, de a reaktor hűtéséhez és moderálásához deutériummal dúsított nehézvíz szükséges. Ilyen reaktorok a kanadai CANDUreaktorok, melyek a nyomottvizes típusba tartoznak. A Paksi Atomerőműben 4 db VVER-440/213-típusú reaktor működik (jelenleg már 4×500 MWe a teljesítmény). Ezek a reaktorok a nyomottvizes reaktorok csoportjába tartoznak. A reaktor egy fűtőeleme (pálca) 2,5 m hosszú, és a fűtőelem-pasztillák 99% Zr, 1% Nb ötvözetű csőben helyezkednek el. A csöveket hatszögletű fűtőelemkötegekbe foglalják, egy kötegben 126 db fűtőelemrúd van, az aktív zónában 312 db köteg (42 t UO2 3,5% 235U) található. A kazettákban lévő UO2 üzemanyag dúsítása 1,6, 2,4 vagy 3,6, vagy 4,2% lehet, de egy kazettában rendszerint csak azonos dúsítású fűtőelemek vannak. A VVER-440 típusban a láncreakció szabályozásához a fűtőelemkötegekkel azonos méretű abszorbens (bóracélból készült) kazettákat használnak, amelyek felülről lógnak be a zónába. A reaktorban összesen 37 ilyen szabályozó és biztonságvédelmi kazetta van, amelyek közül üzem közben 30 állandóan kihúzott állapotban, az aktív zóna fölött helyezkedik el. Ezek az ún. biztonságvédelmi (BV) rudak, amelyekkel a reaktor bármikor biztonságosan leállítható. A maradék 7 abszorbens kazettával az üzem közbeni teljesítményszabályozást végzik, de természetesen ezek is ellátnak biztonságvédelmi funkciót. A szabályozó kazetták aljához egy-egy fűtőelemkazettát kapcsolnak, így a kihúzott abszorbensek helyén is üzemanyag található. Felhasznált irodalom Pátzay György, Radiokémia II. www.kankalin.bme.hu Choppin, G. R., Radiochemistry and Nuclear Chemistry, 2001, Butterworth-Heinemann


www.tankonyvtar.hu

28

4.


A MŰKÖDŐ ATOMREAKTOROK TÍPUSAI: 1. ÉS 2. GENERÁCIÓS REAKTOROK

4.1. A nukleáris energiatermelés jelenlegi helyzete Jelenleg a világ villamosenergia-termelésének mintegy 17%-át atomerőművek termelik. Ezek az erőművek alaperőműként üzemelnek. 46 országban üzemel, építés alatt áll, vagy terveznek atomerőművet. 2010 novemberében 441 reaktorblokk üzemelt, összesen 376 313 MWe elektromos teljesítménnyel. Építés alatt 58 reaktorblokk volt, 60 604 MWe teljesítménnyel, tervezés alatt 148 reaktorblokk van 163 713 MWe teljesítménnyel. Az üzemelő reaktorblokkok közül 265 (61%) blokk nyomottvizes (PWR, VVER), 94 blokk (21,3%) forralóvizes (BWR), 44 blokk (9,98%) nyomottnehézvizes (CANDU), 18 blokk gázhűtésű (AGR, MAGNOX), 12 blokk grafit moderálású nyomottcsöves (RBMK), 2 blokk gyors szaporító reaktor (FBR) és 6 blokk egyéb. A MAGNOXreaktor egy angol, természetes urán fűtőelem-töltetű, grafit moderálású, szén-dioxid-gázhűtésű reaktor, mely nevét egy, a reaktorban fűtőelem-burkolatként alkalmazott magnox nevű ötvözettől kapta.

4. animáció Egy 2000 MWe teljesítményű atomerőmű áramtermelését szemlélteti a 4. hangos animáció. A jelenleg üzemelő atomreaktorok 1–4,5 GWt termikus teljesítményűek, átlagos termikus hatásfokuk 33%, így elektromos teljesítményük 500–1500 MWe. A nyomottvizes reaktorblokkokban 40–100 tonna, 235U izotópra vonatkoztatva átlagosan 3,5% dúsítású uránoxid fűtőelem van, néhányszáz fűtőelemkötegben. Mindegyik fűtőelemköteg 200–300 db, 3,5 m hosszú fűtőelemrudat (pálcát) tartalmaz, melyekben átlagosan 1 cm átmérőjű, 1,5 cm magas hengeres urán-dioxid fűtőelempasztillák helyezkednek el. Üzemelés során a fűtőelemkötegekben többféle folyamat játszódik le. Egyrészt az 235U izotópok jelentős része elhasad, és hasadvány, zömében radioaktív izotópok keletkeznek, másrészt az 238U és 235U izotópok neutronokat fognak be, és nehezebb izotópokká alakulnak át, melyek további bomlások és neutronbefogások révén hasadóképes magokká ( 239Pu) és más, ugyancsak részben elhasítható transzuránokká (241Am, 242Cm, 244Cm stb.) alakulnak át. Az erőművi reaktorok múlt, jelenkori és jövőbeni fejlődését mutatja a következő 4.1. ábra.

. 4.1. ábra: Az erőművi reaktorok fejlődése


www.tankonyvtar.hu

4. A működő atomreaktorok típusai: 1. és 2. generációs reaktorok

29

Az atomerőművi reaktorblokkok kialakítása az 1950–1960 években kezdődött az ún. 1. generációs erőművekkel. Tipikus példái ezen blokkoknak az USA-ban a Shippinport, Dresden, Fermi I, valamint a Magnox, VK-50 és BiNPP, illetve az egykori szovjet VVER-440/230 típusú atomerőművek. Ezek a korai prototípusok még számos hiányossággal, módosítást igénylő megoldással rendelkeztek, és kialakításuk rendkívül bonyolult volt. Jelenleg csak néhány korai szovjet gyártmányú VVER-reaktor üzemel belőlük (nem paksi erőműtípusok). A Magnox reaktor sémáját mutatja a következő 4.2. ábra.

4.2. ábra: MAGNOX-reaktor Az 1970–1990 években a felhalmozott tapasztalatok alapján sorozatban kezdték gyártani a 2. generációs reaktorokat, így a nyugati országokban PWR-, BWR- és CANDU-, a Szovjetunióban pedig a VVER- és RBMK-típusú könnyűvizes reaktorokat. Ezek a reaktorok adják a jelenleg üzemelő reaktorok több mint 95%-át. Ugyancsak ebben a generációban készültek a HTGR nagy hőmérsékletű gázhűtéses, az AGR javított grafitmoderálású gázhűtéses, a Magnox grafitmoderálású gázhűtéses és az LMFR folyékony-fém-hűtésű gyors szaporító reaktorok is. A PWR-reaktorok jellemzői a 120–160 bar primerköri nyomáson lévő könnyűvíz moderátor és hűtőközeg egyaránt, az urán-dioxid hasadóanyag-pasztillák átlagosan maximum 5% dúsítású uránt tartalmaznak és cirkónium-nióbium ötvözetből készült csövekben helyezkednek el. A primerköri nagynyomású forró víz egy hőcserélőn, a gőzfejlesztőn át adja át a hőjét az alacsonyabb nyomású (40– 60 bar) szekunder vízkörnek, melyben gőz fejlődik. A legtöbb PWR-reaktor biztonsági tartályban (konténment) helyezkedik el. Termikus teljesítménysűrűségük ~100 MWt/m3. Átlagos termikus hatásfokuk 32%. Egy nyugati gyártmányú PWR-reaktor sémáját a 3. fejezetben mutattuk be. A BWR-reaktor lényegében egy alacsony nyomású PWR gőzfejlesztő és szekunder kör nélkül. A reaktortartályba belépő, átlagosan 70 bar nyomású könnyűvíz egy része (~10%) felforr és gőzzé alakul. A gőz elválasztás után a turbinákra kerül, majd lekondenzáltatva visszatér a keringő folyadékáramba. A BWR-reaktorok termikus teljesítménysűrűsége mintegy a fele a PWR-reaktorokénak (ugyanakkora teljesítményhez kétszer akkora reaktor szükséges), de hatásfoka nagyjából ugyanaz. Egy BWR-reaktor sémáját a 3. fejezetben mutattuk be. Lényegében a Szovjetunióban kifejlesztett RBMK-reaktorok is egy-vízkörös forralóvizes reaktorok, de itt a forrás párhuzamosan kapcsolt, egymástól elválasztott csövekben játszódik le, ezért nevezhetjük forralócsöves reaktoroknak is. A reaktor eredeti célja plutóniumtenyésztés volt. Egy mintegy 25 m átmérőjű grafithengerben lévő csatornákban helyezkednek el a forralócsövek, melyben 3,5 m hosszú fűtőelemek töltete enyhén dúsított (1,5–2%) uránoxid. A 7 m hosszú csatornában a víz egy része felforr, a hűtőközeg könnyűvíz, a moderátor könnyűvíz és grafit. A reaktor alacsonyabb hőmérsékleteken pozitív üregtényezővel jellemezhető, mely a reaktorteljesítmény megszaladását eredményezheti. Az RBMK-reaktor sémáját mutatja a következő 4.3. ábra.


www.tankonyvtar.hu

30


4.3. ábra: RBMK reaktor 1. aktív zóna 2. víz-gőz-elegy a szeparátorba 3. gőzszeparátor-dob 4. főkeringető szivattyú 5. elosztó kazándob 6. vízcsövek 7. felső biológiai védelem 8. fűtőelem-rakodógép 9. alsó biológiai védelem A kanadai CANDU nyomott-nehézvizes reaktorok primer körében ~90 bar nyomású nehézvizet használnak moderátorként és hűtőközegként, és a fűtőelemek természetes uránból készült urán-dioxidpasztillák zircalloy csövekbe töltve. A szekunder körben lévő kisebb nyomású könnyűvíz a hőcserélőn felforr, és a gőzt turbinák hajtására elvezetik. Az ilyen reaktorok nagy méretűek, mert termikus teljesítménysűrűségük csak egytizede (~10 MWt/m3) a PWR-reaktorokénak. A CANDU-reaktor sémáját mutatja a következő 4.4. ábra.

4.4. ábra: CANDU-reaktor 1. fűtőelemköteg 2. aktív zóna (kalandria) 3. pozícionáló rudak 4. nehézvizes nyomásszabályozó 5. gőzfejlesztő 6. könnyűvizes szivattyú 7. nehézvizes szivattyú 8. fűtőelem-rakodógép 9. nehézvizes moderátor 10. nyomottcsövek 11. gőz a gőzturbinára 12. a turbináról visszatérő kondenzvíz 13. biztonsági tartály (konténment) A HTGR magas hőmérsékletű gázhűtéses reaktor grafit moderálású, héliumhűtésű reaktor. A fűtőelem bevonatos szemcse, mely tartalmazza a hasadási termékeket is. A szekunder körben könnyűvíz áramlik és részben gőzzé alakul. Jelenleg egy közvetlen ciklusú gázturbinás villamosenergiatermelő rendszert fejlesztettek ki. A HTGR-reaktor sémáját mutatja a következő 4.5. ábra.


www.tankonyvtar.hu

4. A működő atomreaktorok típusai: 1. és 2. generációs reaktorok

31

4.5. ábra: HTGR-reaktor Az AGR dúsított uránnal üzemelő, szén-dioxid-gázhűtésű, grafitmoderálású reaktor. A MAGNOX-reaktorhoz képest megnövelték az aktív zóna méretét és javították a termikus hatásfokot. A hőcserélőt a biztonsági tartályon belül helyezték el. A gáznyomás 40 bar, az üzemanyag 3%-os dúsítású urán-dioxid rozsdamentes tokban. Termikus hatásfoka ~40%. Az AGR-reaktor sémáját mutatja a következő 4.6. ábra.

4.6. ábra: AGR-reaktor A LMFR (Liquid Metal Fast Reactor) folyékony-fém-hűtésű gyorsreaktorban a folyékony fém (Na) hatékonyan vonja el a hőt, miközben minimálisan moderálja a gyorsneutronokat. Ebből következően több hasadóanyagot igényel. A zónában elhelyezhetnek szaporító anyagot is új mesterséges hasadóanyag előállítása céljából, ezért szaporító reaktorként is üzemeltethető. Hasadóanyagként dúsított urán-dioxidot, plutónium-dioxidot vagy fémet alkalmaznak. A könnyűvizes reaktorokhoz (LWR) képest sokkal alacsonyabb nyomáson üzemel. Az LMFR-reaktor sémáját mutatja a következő 4.7. ábra.


www.tankonyvtar.hu

32


4.7. ábra: LMFR-reaktor 1. hasadóanyag (UO2 vagy PuO2) 2. szaporítóanyag (238U) 3. szabályzó rudak 4. primer Na-szivattyú 5. primer Na hűtőközeg 6. reaktortartály 7. védőburkolat 8. reaktorfedél 9. fedél 10. Na/Na-hőcserélő 11. szekunder Na-hűtőközeg 12. szekunder Na-szivattyú 13. gőzfejlesztő 14. friss gőz 15. tápvíz-előmelegítő 16. tápvíz-szivattyú 17. kondenzátor 18. hűtővíz 19. hűtővíz-szivattyú 20. nagynyomású turbina 21. kisnyomású turbina 22. generátor 23. reaktorépület Felhasznált irodalom Comsan, M., Status of Nuclear Power Reactor Development, 6th Conference on Nuclear and Particle Physics, 2007, Luxor, Egypt, 79–89 Shultis, J. K., Faw, R. E., Fundamentals of Nuclear Science and Engineering, 2002, Marcel Dekker, Inc.


www.tankonyvtar.hu

5. Az atomreaktorok fejlesztésének tendenciái, 3. és 4. generációs reaktorok

5.

33

AZ ATOMREAKTOROK FEJLESZTÉSÉNEK TENDENCIÁI, 3. ÉS 4. GENERÁCIÓS REAKTOROK

A 4.1. ábra szerint a fejlesztés következő lépését jelentik a 3. és 4. generációs reaktorok. A csernobili atomerőmű balesete után a 90-es években megszűnt a 2. generációs atomerőművek építése. A rendelkezésre álló mintegy tizenöt év alatt számos atomerőmű-típust fejlesztettek ki, amelyeket összefoglalóan az atomerőművek harmadik generációjának nevezünk. Ezek a második generáció sokirányú továbbfejlesztésével jöttek létre. A jobb biztonsági és gazdaságossági paraméterekkel jellemezhető harmadik generációs atomerőművek telepítését az atomerőművek megrendelésének több évtized óta tartó hiánya és többek között a második generációs atomerőművek üzemidő-hosszabbításának műszaki lehetősége hátráltatta. A 3. generáció atomerőműveire jellemző a szabványosított terv valamennyi típusra, amely gyors engedélyezési eljárást, alacsony fajlagos beruházási költséget és rövid (4 év) építési időt eredményez. További jellemzőjük az egyszerűbb és robusztusabb kialakítás, mint az eddig épített 2. generációs atomreaktoroké, ami kevésbé sebezhetővé teszi az üzemi rendellenességekkel szemben és a belső (inherens) biztonság és a passzív védelmi tulajdonságok minél teljesebbé tétele. Terv szerint magasabb lesz a rendelkezésre állás és hosszabb — tipikusan 60 év — az üzemi élettartam. A generáció erőműveire jellemző a zónaolvadásos balesetek kisebb valószínűsége (~10–6/reaktorév) és a magasabb kiégetési szint, ami hatékonyabb üzemanyag-felhasználást eredményez és kevesebb kiégett üzemanyag keletkezéséhez vezet. Az erőművekre jellemzőek a rövid (<20 nap) átrakások, 24 hónapos kampányok és 90%-nál nagyobb teljesítménykihasználási tényezők. (Meg kell magyarázzuk az új blokkoknál megjelenő új fogalmakat. Passzív védelem: olyan védelmi mechanizmust jelent, ami csak a passzív alkatrészek működésén és alapvető természeti törvényeken (nyomáskülönbség, természetes cirkuláció stb.) alapszik. Inherens biztonság: a nemkívánatos jelenség, például túlmelegedés maga váltja ki a lassítására és visszafordítására ható folyamatokat – passzív védelmen alapul). Az erőművi atomreaktorok fejlődése a 90-es években a 3. és a 3.+ generációkban megjelenő új típusokban jelentkezett. A 3. generációs reaktorok tipikus képviselői a továbbfejlesztett PWR (APWR) és BWR (ABWR), valamint EPR, AP1000, AES-2006, ACR-1000, VVER-1000/392, ATMEA, APR típusok. A 3.+ generációs reaktorok a jelenleg még fejlesztés alatt álló reaktorok. A fontosabb, nagyteljesítményű 3. generációs reaktorokat és a gyártókat a következő 5.1. táblázatban fogaljuk össze. 5.1. táblázat: 3. generációs reaktorok Reaktor AP1000 EPR VVER-1000/640 AES-2006 ATMEA APWR APR ABWR ESBWR SWR-1000 ACR-700, -1000 PBMR GT-MHR EPR

Típus és gyártó-tervező Advanced Pressurized Water Reactor(Westinghouse) European Pressurized Water Reactor (Areva) Atomenergoprojekt Areva / Mitsubishi Advanced PWR (Mitsubishi, 1700 MW) Advanced Pressurized Reactor (Korea, 1400 MW) Advanced Boiling Water Reactor (GE-Toshiba) Economic Simplified BWR (General Electric) Siedewasser Reactor-1000 (Areva / Siemens) Advanced CANDU Reactors (AECL) Pebble Bed Modular Reactor (Eskom) Gas Turbine Modular Helium Reactor (G. At.) AREVA NP – EPR European Pressurized-Water Reactor

Az említett reaktorokon kívül a 2. generációs CANDU-6 továbbfejlesztésével dolgozták ki Kanadában a következő reaktorokat: CANDU 3 (450 MWe), CANDU 9 (925-1300 MWe), ACR 700 (730 MWe) és ACR 1000 (1200 MWe).


www.tankonyvtar.hu

34


Ugyancsak az orosz (szovjet) fejlesztésű VVER nyomottvizes reaktoroknak is kifejlesztették a 3. generációs változatait, melyek: VVER-1000/320, VVER-1000/428, VVER-1000/466 reaktorblokkok. A reaktorok fontosabb jellemzőit foglalja össze a 5.2. táblázat. 5.2. táblázat: 3. generációs VVER-1000 reaktorok jellemzői Jellemző Üzemidő (év) Névleges hőteljesítmény (MWt) Gőznyomás névleges terhelésnél (MPa) Gőz hőmérséklete névleges terhelésnél (C) A fűtőelem tartózkodási ideje a reaktorban (év) Kiégési szint átlagértéke (egyensúlyi ciklus) (MWnap/kgU) Betöltési üzemanyag-dúsítás (%) Csúcsüzemi óraszám (óra/év) Manőverezési teljesítménytartomány (%)

V-320 30 3000 6,27 278,5 3 40,2 4,4 7000 20–100

V-428 40 3000 6,27 278,5 3 (max.4) 43 3,9 7000 20–100

V-466 60 3000 6,27 278,5 3 (max.4) 47,2 4,28 8400 20–100

A kis és közepes teljesítményű 3. generációs reaktorok fontosabb jellemzőit pedig a következő 5.3. táblázat mutatja. Ezeket a reaktorokat részben nemcsak villamos energia, hanem villamos és hőenergia szolgáltatásra tervezték. 5.3. táblázat: 3. generációs kis teljesítmémyű reaktorok reaktor IRIS SMART VK-300 IMR HABWR HSBWR SSBWR LSBWR NHR-200 PBMR GT-MHR

4S BREST ENHS

teljesítmény MWe 100-300 300 MWt 250 <300 600 300-600 150 100-300 200 MWt 110 285

50-100 300 50

ország

státus

USA (internat.) D-Korea Oroszország Japán Japán Japán Japán Japán Kína Németország/D.Afrika USA, Japán, Franciaország, Oroszország Japán Oroszország USA

fejlesztés 65MWt félüzemi BWR-fejlesztés PWR-fejlesztés BWR-fejlesztés BWR természetes cirkuláció fejlesztés kis BWR term.cirk. hosszú üzemidő fejlesztés fejlesztés, nem elektromosság előállítására golyós töltetű gázhűtésű gázhűtésű prizmás reaktor gázturbina Na-hűtésű gyors ólomhűtésű, mono-nitrid üzemanyag ólom-bizmut hűtés, moduláris gyors

ABWR (Advanced Boiling Water Reactor) Az első 3. generációs reaktor az ABWR volt. Az 1990-es évek elején a TEPCO és öt másik cég (pl. GE, Hitachi, Toshiba) kezdték el a továbbfejlesztett BWR, az ABWR kifejlesztését. A reaktor tervezett teljesítménye 1700 MWe volt. Célul tűzték ki az erőmű beruházási költségének 30%-os csökkentését, a rövidebb építési időt, a termelt villamos energia költségének 20%-os csökkentését, a megnövelt biztonságot, a jövő üzemanyagciklusaihoz való alkalmazkodást. A reaktor tervezett üzemideje 60 év. Ebből az erőműtípusból Japánban épült két blokk. A következő 5.1. ábra az ABWRII reaktor sémáját mutatja.


www.tankonyvtar.hu


35

5.1. ábra: ABWR-II reaktor ESBWR(Economic Simplified Boiling Water Reactor) Egy ugyancsak 3. generációs BWR a GE és más cégek által közösen fejlesztett ESBWR-reaktor. A GE-Hitachi által kifejlesztett 1550 MWe (4500 MWt) teljesítményű, a korábbi reaktoroknál gazdaságosabb, gyorsabb építésű, nagymértékben egyszerűsített ESBWR-reaktor sémáját mutatja a következő 5.2. ábra.

5.2. ábra: ESBWR-reaktor EPR (Evolutionary Power Reactor) Az EPR – egy 3.+ generációs PWR-blokk, termikus teljesítménye 4200/4500 MWt, elektromos teljesítménye ~1600 MWe, termikus hatásfoka 36-37%. A reaktor dupla falú hermetikus biztonsági tartályban helyezkedik el (nagy utasszállító repülőgép rázuhanására méretezték). A reaktor vegyes UO2-PuO2 MOX hasadóanyaggal üzemel, tervezett üzemideje 60 év, építési ideje 3-4 év. A megnövelt biztonság célja, hogy megakadályozza a telephelyen kívüli következményeket, javítsa a balesetek megelőzését szolgáló rendszereket, növelje a fizikai szeparációt, csökkentse az emberi hibák lehetőségét és a zónasérülés valószínűségét. Ily módon a zónasérülés valószínűsége 10 -6 /év, de az esetleges zónasérülés sem jelent nagy környezeti kibocsátást. A kialakítás csökkenti a komoly balesetek következményeit. Megoldották a biztonsági tartály hűtését, a zónaolvadék felfogását és hűtését és a reaktor alaphűtését. Így épül a finn Olkiluoto-3 reaktorblokk, melynek sémáját mutatja a következő 5.3. ábra.


www.tankonyvtar.hu

36


a)

b)

c) 5.3. ábra: Olkiluoto-3 EPR-reaktor a) séma, b) látkép, c) metszet Építések: Olkiluoto (1), Flamanville (1), Kína (2). AP1000 (Advance Pressurized Water Reactor) A Westinghouse – AP1000 3.+ generációs reaktora egy továbbfejlesztett PWR 1117-1154 MWe teljesítményű blokkokkal rendelkezik. Lényegében a korábbi AP-600 reaktor továbbfejlesztett változata, alapkiépítése, inherens biztonsága, optimalizált teljesítménye, csökkentett energiatermelő költsége azonos a korábbi verzióval. Két gőzfejlesztővel rendelkezik, az építés átlagos ideje 3 év. Az AP1000 reaktorban a 2. generációs PWR-hez képest 50%-kal kevesebb szelepet, 35%-kal kevesebb szivattyút, 80%-kal kevesebb csővezetéket, 45%-kal kevesebb földrengésbiztos épülettérfogatot, 70%kal kevesebb kábelt alkalmaznak. Az AP1000 reaktor sémáját mutatja a következő 5.4. ábra.

5.4. ábra: AP-1000 reaktor 1. aktív zóna 2. gőzfejlesztő 3. nyomás-szabályozó 4. passzív hűtőtartály 5. acél biztonsági tartály 6. turbinák Megrendelt / tervezett blokk: Kína (4) / USA (12).


www.tankonyvtar.hu


37

Néhány kis teljesítményű 3. és 3.+ generációs reaktor sémáját mutatja a következő 5.5. ábra. A reaktorok jellemzői a 5.2 táblázatban láthatók.

IRIS

Nuscale

PMBR

KLT-406 4S

5.5. ábra: Kis teljesítményű 3. és 3.+ generációs reaktorok A 3. és 3.+ generációjú atomreaktorok szerkezetének egyszerűsödését jól mutatja a következő 5.6. ábra.

5.6. ábra: A 3. és 3.+ reaktorok szerkezeti fejlődése

5.1. Az új 3. generációs reaktorok műszaki jellemzői és várható alkalmazásai A jövő atomerőműveivel kapcsolatban néhány alapvető műszaki-gazdasági kérdés merült fel. Fontos kérdés a jövő atomerőműveinek teljesítménymérete. A nagy teljesítményű reaktorok mellett igény mutatkozik a kis teljesítményű, 70–600 MWe elektromos teljesítményű, lokális igényeket kiszolgáló atomerőművekre is. Ezek az erőművek villamosenergia-termelés mellett hőenergiát is szolgáltathatnak, alkalmazhatók ipari célokra, például tengervíz sótalanítására, hidrogén vízből történő előállítására stb. Az orosz Rosatom cég élen jár az ilyen erőművek fejlesztésében (KLT-40S 35 MWe+35MWt, VBER-300). A 2. generációs atomerőművek üzemideje 30–40 év volt, és igény merült fel ennél hosszabb üzemidejű reaktorok konstruálására. Fontos további jövőbeni követelmény az erőműblokkok teljesítményének rugalmasabb szabályozása, alaperőmű helyett menetrendtartó üzemkészség létrehozása. A BWR-típusú reaktorok könnyebben alakíthatók ezen igény kielégítésére egyenletes kiégési szint biztosítása mellett, a nyomottvizes PWR-reaktorok esetében ez a feladat bonyolultabb. A jövő reaktorai szempontjából fontos az aktív zóna hűtőközegének és paramétereinek a megválasztása. Hűtőközeg lehet gáz, víz, könnyűfém, nehézfém és só is. A 70–150 bar nyomáson alkalmazott könnyű- és nehézvíz-hűtőközeg komoly műszaki követelményeket támaszt. Mégis magasabb nyomáson (250 bar fölött) a szuperkritikus víz alkalmazásával 45%-os termikus hatásfok érhető el, hasonlóan a jelenleg üzemelő néhány hőerőmű hatásfokaihoz. Ultra-szuperkritikus víz közeggel (300 bar fölött) 50%-os hatásfok is elérhető. A héliumgáz hűtőközeget a vízhez hasonló nyomásokon alkalmazzák, de Brayton-ciklusú gázturbinával közvetlenül is alkalmazható. A szén-dioxidot a korai brit reaktorokban és a jelenlegi AGR-reaktorban alkalmazzák hűtőközegként. Mivel a héliuménál nagyobb a sűrűsége, jobb a hőhordozó képessége is. Jelenleg a szuperkritikus szén-dioxidot igyekeznek Brayton-ciklusú gázturbinával kombinálni.


www.tankonyvtar.hu

38


A gyorsneutronokkal működő gyorsreaktorok esetén a fém nátrium atmoszferikus nyomáson 98C-on olvad és 883 C-on forr. Rendszerint egy vízgőzös hűtőkörrel kombinálják és Rankin– Clausuis-ciklusú gőzturbinát alkalmaznak. Az ólom és az ólom-bizmut eutektikus elegy mint hűtőközeg a gyorsreaktorok esetén, magasabb hőmérsékleteken üzemeltethető. Elhanyagolható a neutronabszorpciójuk, és a nátriummal szemben a vízzel nem lépnek reakcióba, ezért biztonságosabb üzemet biztosítanak. Levegőn nem lép fel bennük öngyulladás. Ezzel szemben korrozívak a fűtőelemburkolatokkal és az acéllal szemben, ezért alkalmazási hőmérsékletük felső határa 550 C. A jelenlegi jobb szerkezeti anyagokkal ez a hőmérséklet 650 C-ra, a jövőben várhatóan 700 C-ra növelhető. Problémát jelent az is, hogy az ólom-bizmut eutektikus elegy aktiváció révén veszélyes 210Po izotópot generál. A jövőben ilyen gyorsreaktorok teljesítménye 50–100 GWe teljesítménykorlátú lesz. Az elegy 25 C-on olvad és 1670 C-on forr, ezzel szemben az olcsóbb ólom 327 C-on olvad és 1737 C-on forr, ezért a jövőbeni alkalmazása valószínűbb, de az ólom megdermedését mindenképpen el kell kerülni. A fluorid-sóolvadékok atmoszferikus nyomáson 1400 C-on forrnak, így hélium szekunderköri hűtőközeggel kombinálva Brayton-ciklusú gázturbinával 750 C-on 48%, 1000 C-on 55% hatásfok érhető el, és hidrogén fejlesztésére is felhasználható.

5.2. A 4. generációs atomreaktorok Az üzemelő atomerőművek tapasztalatai és a 3. generációs reaktorok tervezési munkái során jelentkezett igény egy, az előző típusoktól alapvetően eltérő, még kedvezőbb tulajdonságokkal rendelkező atomerőművi generáció, a 4. generáció kifejlesztésére. Ennek keretében az Egyesült Államok kormányzata 2000-ben kezdeményezte olyan új típusú, negyedik generációs atomerőművek kifejlesztését, amelyek 2025–2030 körül állhatnak üzembe. Az Egyesült Államok a céljait széleskörű nemzetközi összefogással kívánja megoldani. Az ezt szolgáló Generation-IV International Forum (GIF) 2000 januárjában alakult meg. A Generation-IV projektben szinte kezdettől fogva részt vesznek a nukleáris fejlesztésekben jelentős szerepet játszó országok (az Egyesült Államokon kívül Kanada, Franciaország, Nagy-Britannia, Svájc, a Dél-afrikai Köztársaság, Argentína, Brazília, Japán és a Koreai Köztársaság). 2003-ban az Európai Unió (az EURATOM) a nemzetközi projekt tagjává vált. Az EURATOM valamennyi EU-tagországot képviseli. 2006-tól Oroszország és Kína is tagja a GIF-nek. Jelenleg napirenden van India csatlakozása. A Generation-IV projekt által perspektivikusnak tekintett, új reaktortípusok egyike sem előzmények nélküli, de a jelenlegi atomerőműpark ilyen típusokat gyakorlatilag nem használ. A szükséges fejlesztések csak jelentős volumenű kutatási programok megvalósításával érhetők el. Valamennyi típussal szemben alapvető követelmények a következők:  gazdaságosság,  a természeti erőforrások fenntartása,  a keletkező hulladékok minimalizálása,  biztonság és megbízhatóság,  katonai célra való felhasználhatatlanság. További fontos követelmény a negyedik generációs atomerőművek fejlesztésében az üzemanyagciklus új átgondolása, új típusú üzemanyagciklus kifejlesztése. A tervezés alatt álló fontosabb 4. generációs atomerőművek fontosabb jellemzőit foglalja össze a következő táblázat.


www.tankonyvtar.hu


39

5.4. táblázat: 4. generációs atomerőművek jellemzői reaktor VHTR SFR

neutron energia termikus gyors

hűtőközeg hélium nátrium

hőmérséklet 900-1000 C 550 C

fűtőelemciklus nyitott zárt

SCWR

termikus gyors

víz

510-625 C

nyitott zárt

GFR LFR

gyors gyors

hélium ólom

850 C 480-800 C

zárt zárt

MSR

epitermikus

fluorid sóolvadék

700-800 C

zárt

teljesítmény 250-300 MWe 30-150 MWe 300-1500 MWe 1000-2000 MWe 300-700 MWe 1000-1500 MWe 1200 MWe 20-180 MWe 300-1200 MWe 600-1000 MWe 1000 MWe

VHTR: nagyon magas hőmérsékletű reaktor, SFR: nátriumhűtésű gyorsreaktor, SCWR: szuperkritikus vízhűtésű reaktor, GFR: gázhűtésű gyorsreaktor, LFR: ólomhűtésű gyorsreaktor, MSR: sóolvadék-hűtésű reaktor Az alábbiakban néhány példán keresztül mutatjuk be a 4. generációs reaktorok néhány típusát és alkalmazási lehetőségeit. 5.2.1. VHTR (Very High Temperature Reactror) A termikus neutronnal üzemelő, nyitott üzemanyag ciklusú VHTR-rendszert a villamosenergiatermelésen túl elsősorban magas hőmérsékletű folyamathő előállítására szánják, pl. szénelgázosítás és termokémiai hidrogéntermelés céljából. Fejlesztése a grafitmoderátoros, héliumhűtésű reaktorok tapasztalatain alapul, ezért viszonylag gyors kifejlesztése és rendszerbe állítása várható. Hűtőközege hélium, az aktív zóna cirkónium-karbid szemcséket vagy rudakat tartalmaz. Az aktív zóna építhető hasáb alakú blokkokból, amilyen a japán HTTR és a General Atomics és mások közös fejlesztése alatt álló GT-MHR, vagy lehet golyóágyas, mint amilyen pl. a Dél-Afrikában fejlesztett PBMR. A hűtőközeg 1000 ºC körüli kilépési hőmérséklete alkalmas nagyon jó hatásfokú villamosenergiatermelésre és termokémiai hidrogén-előállításra egyaránt. Egy hidrogéntermelésre tervezett 600 MWt teljesítményű VHTR több mint 2 millió Nm3 hidrogént képes előállítani naponta. A magas hőmérséklet eredményeként termikus hatásfoka 50% fölött van. A hő- és a villamos energia kapcsolt termelése a VHTR-t vonzó hőforrássá teszi nagy ipari létesítményekhez. A hőhordozó 1000 ºC feletti kilépő hőmérséklete a nukleáris hőt képessé teszi olyan folyamatokhoz történő alkalmazásra, mint pl. az acél- és az alumíniumgyártás. A VHTR-reaktor üzemelhet MOX-üzemanyaggal, következésképpen egy szimbiotikus atomenergia-rendszer egyik komponense lehet. Ugyanakkor jelentős feladatok vannak még az üzemanyag-fejlesztésben és a magas hőmérsékleteknek ellenálló anyagok kutatásában. A VHTRreaktor a jó termikus hatásfok és hidrogéntermelési hatékonyság miatt gazdasági szempontból kiváló, biztonságos és megbízható, nem segíti elő az atomfegyverek elterjedését. Ugyanakkor a nyitott üzemanyagciklus miatt kevésbé jó a fenntarthatóság biztosításában. Szimbiotikus atomenergiarendszerben üzemeltetve ez a tulajdonsága kiküszöbölhető. A VHTR-reaktor fejlesztésében Japán és Dél-Korea mellett az EU (Framatome) is fontos szerepet játszik. Rendszerbe állítása 2020 körül várható. Egy termikus hidrogénfejlesztő üzemet energiával ellátó VHTR-reaktor sémája a következő 5.7. ábrán látható.


www.tankonyvtar.hu

40


5.7. ábra: VHTR-reaktor 5.2.2. SFR (Sodium cooled Fast Reactor) Az SFR, folyékony-nátrium-hűtésű gyorsreaktor-rendszer gyorsneutronnal üzemelő, zárt üzemanyagciklusú rendszer. A reaktor feladata a villamosenergia-termelésen túl a nagy aktivitású aktinidák, elsősorban a plutónium hasznosítása, illetve kezelése. E reaktorok alkalmazásával a természetes urán teljes mennyisége energiatermelésre hasznosítható (239Pu), szemben a konvencionális termikus reaktorok maximum 1%-os hasznosítási hatásfokával. Az SFR-atomerőművek különböző teljesítményű variációit készítették el a néhány száz MWe elektromos teljesítménytől az 1500–1700 MWe teljesítményig. A reaktorban az aktív zónából kilépő nátrium hőmérséklete tipikusan 530–550 °C, aminek következtében jó termikus hatásfokkal lehet villamos energiát termelni. A primerköri rendszer részei az reaktorral együtt egy közös medencében helyezkednek el. A primerköri hűtőközeg nagy termikus inerciával rendelkezik. Növeli a rendszer biztonságát, hogy a hűtőközeg az üzemelési hőmérsékleteken igen kis mértékben párolog, a primer rendszer lényegében atmoszférikus nyomáson üzemelhet. Ugyanakkor a hűtőközeg, a folyékony fémnátrium reagál a levegővel és a vízzel is, és ezért mindenképpen ki kell zárni az ilyen reakciók lehetőségét. Ezért a primer kör és a víz–gőz-körfolyamat köre közé egy ugyancsak folyékonyfém tartalmú, de már nem radioaktív közbenső kört iktattak be. Az SFR-reaktorok kétféle üzemanyaggal működhetnek, egyrészt kevert-oxidos MOX-üzemanyaggal és kevert uránium-plutónium-cirkónium fémötvözet üzemanyaggal. A MOX-üzemanyaggal szerzett tapasztalatok lényegesen kiterjedtebbek, mint a fémötvözet üzemanyagé. Az SFR-reaktorok zárt üzemanyagciklussal rendelkeznek, és ennek két technológiai megoldása létezik. Az egyik a továbbfejlesztett vizes folyamat, a másik pedig a pirometallurgiai folyamat, melyet a száraz pirometallurgiai eljárásból fejlesztettek ki. Mindkét üzemanyagciklus fő feladata az aktinidák 99,9%ának visszanyerése és visszakeringetése, és a plutónium többi radioaktív termékkel történő együttes leválasztása. A gyorsreaktorok induló üzemanyagát ebben az üzemanyagciklusban a termikus reaktorok kiégett üzemanyagából nyerik. Mindezek eredményeként csökken a nagy aktivitású hulladékok mennyisége és annak elhelyezéséhez szükséges tárolói kapacitás nagysága. A nátriumhűtésű gyorsreaktor a 4. generációs rendszer technológiailag leginkább kifejlesztett reaktora. A koncepció a nátriumhűtésű gyorsreaktorokkal nyolc országban 50 év alatt szerzett, több mint 300 reaktorévnyi tapasztalaton alapul. Gyors szaporító reaktorokat régóta üzemeltetnek Franciaországban, Japánban, Németországban, az Egyesült Királyságban, Oroszországban és az Egyesült Államokban. A demonstrációs atomerőművek teljesítménytartománya 1,1 MWt-től (az 1951-ben üzembe helyezett EBR-I) 1200 MWe-ig (az 1985-ben üzembe helyezett Super Phenix) terjed. Az elért kiégetési szint 150–200 MWnap/tonna tartományig kísérletileg igazolt úgy a MOX, mind a fém üzemanyagra. A kiégett üzemanyag reprocesszálására továbbfejlesztett vizes eljárás a PUREX eljárás sok éves üzemi tapasztalatain alapul. A pirometallurgiai feldolgozó folyamat fejlesztés alatt áll az Integral Fast Reactor program 1984. évi kezdete óta az Egyesült Államokban. A fém üzemanyag távvezérelt gyártását az 1960-es években demonstrálták. Az SFR-reaktor mind a fenntarthatóság, mind a nukleáris üzemanyagkészletek hasznosítása, mind pedig az aktinidák kezelése szempontjából kiváló. Jók a


www.tankonyvtar.hu


41

biztonsági, a gazdaságossági jellemzői, és alkalmazása nem segíti elő az atomfegyverek elterjedését sem. Jelenleg az SFR-reaktor a legalkalmasabb az aktinidák teljes mértékű hasznosításához. Ennek megfelelően nagyon intenzív fejlesztés folyik több országban is. Az új generációs nátriumhűtéses reaktorok bevezetése már 2015–20 között megkezdődhet. Az SFR-reaktor sémáját mutatja a következő 5.8. ábra.

5.8. ábra: SFR-reaktor 5.2.3. SCWR (Supercritical Water Reactor) Az SCWR-reaktor kétféle üzemmóddal és üzemanyagciklussal üzemelhet. Az egyik a termikus neutronnal üzemelő reaktor nyitott üzemanyagciklussal, a másik pedig gyorsneutronnal üzemelő zárt üzemanyagciklussal működik. Ez utóbbi esetében teljes aktinida recirkuláció valósul meg. Mindkét üzemmódban forralóvizes reaktorként működik. A termikus vagy gyorsneutronos üzem között csak a reaktor aktív zónájában lévő moderátor mennyiségében van különbség. A gyorsneutron-üzemmód esetén nincs kiegészítő moderátoranyag, ugyanakkor a termikus neutronnal üzemelő változat kiegészítő moderátoranyag alkalmazását igényli. Mindkét üzemmódban olyan vízhűtésű reaktor üzemel, melyben a nyomás és a hőmérséklet a víz kritikus pontja (22,1 MPa, 374 ºC) felett van, ezáltal igen magas (~44%) termikus hatásfok elérését teszi lehetővé. A gyorsneutronnal üzemelő változatban egy továbbfejlesztett vizes eljáráson alapuló központi feldolgozóművet alkalmaznak az aktinidák recirkulációjához. Az atomerőmű felépítését egyszerűsíti, hogy a hűtőközeg halmazállapota nem változik a reaktorban. Egy tipikus SCWR-reaktor teljesítménye 1700 MWe, termikus hatásfoka 44%, a 250 bar nyomású víz 510 C-on lép ki a reaktorból. Üzemanyaga urán-dioxid. A hűtőközeg magasabb hőmérséklete miatt kisebb hűtőközeg-tömegforgalmat tesz lehetővé egységnyi reaktorteljesítményre vonatkoztatva. Ez csökkenti a hűtőközeg-szivattyú, a csővezetékek, elzáró szerkezetek és egyéb berendezéselemek méretét és a fajlagos szivattyúteljesítmény-igényt. Fenti körülmények között nem léphet fel a reaktorban forráskrízis sem. A szuperkritikus állapot kiküszöbölhetővé teszi a túlhevítők, gőzszeparátorok és a gőzfejlesztők szükségességét, ami egyszerűbb felépítésű atomerőművet eredményez. A reaktor nem követel turbinafejlesztést, mert a hagyományos erőművi turbinák alkalmazhatók. Alacsony a reaktor fajlagos beruházási költsége (<1000 USD/kWe), nagy teljesítmény tartományban (400–1600 MWe) üzemképes, és ezáltal rugalmasan alkalmazkodik a piaci igényekhez. Az SCWR-reaktorhoz rendelkezésre álló ismeretek miatt viszonylag gyorsan kifejleszthető. A termikus neutronnal üzemelő SCWR-reaktorok területén az utóbbi 10–15 évben Japánban (Toshiba, Hitachi) folyt komoly fejlesztési munka (SCLWR). Az SCWR-reaktorok fejlesztése iránt érdeklődik több más ország is (Dél-Korea, USA, Kanada, Euratom, Németország, Franciaország és Svájc). Az európai verzió kódja High Performance Light Water Reactor (HPLWR). A gyorsneutronnal üzemelő változat jó üzemeltetési tulajdonságokkal rendelkezik, a termikus neutronnal üzemelő változat csak szimbiotikus üzemmódban rendelkezik ilyen tulajdonságokkal. Jó a fizikai védelme és nem segíti elő a nukleáris fegyverek elterjedését. Biztonsági problémái még nem


www.tankonyvtar.hu

42


teljesen megoldottak. Az SCWR-reaktorokat elsősorban villamosenergia-termelésre szánják, de készült olyan terve is, mely aktinidák elhasítására alkalmazható. Az SCWR-reaktorok rendszerbe állítására optimális esetben 2020–25-ben kerülhet sor. Az SCWR-reaktor sémáját mutatja a következő 5.9. ábra.

5.9. ábra: SCWR-reaktor 5.2.4. GFR (Gas Fast Reactor) A GFR gázhűtéses gyorsreaktor gyorsneutronnal üzemel, héliumhűtéses, zárt üzemanyagciklusú reaktor, magas kilépési hűtőközeg-hőmérséklettel (850 °C). A magas hőmérséklet lehetővé teszi, hogy a GFR-hez közvetlen ciklusú gázturbinás rendszer kapcsolódjék (Brayton-ciklus), ami magas energiaátalakítási hatásfokú (~48%) villamosenergia-termelést tesz lehetővé. A magas kilépő hőmérséklet folyamathő felhasználásra, így pl. termikus hidrogén-termelésre teszi alkalmassá az atomerőművet. A GFR-rendszer teljesen integrált kivitelben is megvalósítható, a kiégett üzemanyag reprocesszálható a helyszínen (pirometallurgiai vagy más száraz eljárással) és az összes hosszú életű radioizotóp (hasadási termék és aktinidák) az üzemanyagba történő helyszíni beépítését követően visszavezethetők a reaktorba transzmutálás céljából. Ezáltal minimalizálható a nukleáris anyagok szállítása és a hulladékok mennyisége. Különböző típusú üzemanyagok használhatók fel a magas hőmérsékletű üzem feltételei között. A kemény gyorsneutron-spektrum jó hasadóanyag-szaporító képességet (legalább 1-es tenyésztési tényezőt) és magas transzmutációs hatékonyságot kölcsönöz a rendszernek. Az előbbi a rendelkezésre álló nukleáris üzemanyagkészletek, köztük a kimerült uránt (238U) tartalmazó dúsítási maradék hatékony hasznosítását, az utóbbi a hosszú életű transzuránokat tartalmazó radioaktív hulladékok mennyiségének minimalizálását eredményezi. A 600 MW t teljesítményű reaktor 288 MWe teljesítményt szolgáltat Brayton-ciklusú gázturbinával 48%-os termikus hatásfok mellett. A 70 bar nyomású héliumgáz 490 C-ról 850 C-ra hevül. Tipikus üzemanyaga U-Pu-karbid, mintegy 20% plutónium tartalommal. A GFR-reaktor kielégíti a 4. generációs alapelveket és követelményeket, így a fenntarthatóságot (konverziós tényezője kb. 1, aktinida-recirkulációt tesz lehetővé), a gazdasági versenyképességet (magas hőmérséklet, közvetlen ciklus, magas (48% termikus hatásfok, hidrogén-termelés), nem teszi lehetővé az atomfegyverek elterjedését (zárt üzemanyagciklus, U, Pu és egyéb aktinidák együttes visszavezetése), a biztonságot és megbízhatóságot (robusztus tervezés, negatív reaktivitás-visszacsatolás stb.).


www.tankonyvtar.hu


43

A GFR gyors megvalósításának technológiai alapjai jelentősek, több korábbi magas hőmérsékletű gázhűtésű termikus reaktor üzemi adatai rendelkezésre állnak. A GFR üzembe állására legkorábban 2020–25-ben kerülhet sor. A GFR-reaktor sémáját mutatja a következő 5.10. ábra.

5.10. ábra: GFR-reaktor 5.2.5. LFR (Lead Fast Reactor) Az LFR folyékony ólom vagy folyékony ólom-bizmut eutektikum-hűtésű gyorsneutronnal üzemelő reaktor. A reaktor legfontosabb jellemzői a zárt üzemanyagciklus, az 238U hatékony átalakítása plutóniummá, az aktinidák transzmutációja. A reaktor teljesítménye 50–150 MWe, amit nagyon hosszú kiégési ciklus (10–30 éves kampányhossz) jellemez, emellett a 300–400 MWe teljesítményű moduláris rendszer és a 1200 MWe teljesítményű, nagy monolit atomerőmű. Az üzemanyag fém- vagy nitridalapú szaporítóanyagot és transzuránokat tartalmaz. Az LFR legfontosabb előnyei (pl. az SFR-rel szemben is) a következők:  A magasabb a hőhordozó kilépési hőmérséklete, a hozzá kapcsolt Brayton- vagy Rankineciklus magasabb hatásfokot és a folyamathő jobb alkalmazási lehetőségét nyújtja (pl. alkalmas hidrogéntermelésre vagy sótalanításra). A természetes cirkuláció nagyobb biztonságot eredményez.  A Pb és a Pb-Bi hűtőközeg előnyösebb neutronfizikai jellemzőkkel rendelkezik, mint a nátrium. Ez is hozzájárul a jobb hasadóanyag-szaporításhoz és a hosszabb (15–20 éves) kampányhosszhoz.  Ezzel a reaktorral megnövelt inherens biztonságú és zárt üzemanyagciklusú atomerőművek építhetők rövid és középtávon.  Az ólom nem lép reakcióba a vízzel, ami egyszerűbb felépítésű atomerőművet eredményez. Ez határozott előny a nátriumhűtésű gyorsreaktorokkal szemben (pl. nincs szükség közbenső körre). Az LFR-reaktorok 550–800 C hőmérsékletű hűtőközege atmoszferikus nyomáson jobbára természetes áramlással áramlik, tenyésztési tényezőjük legalább 1, termikus teljesítményük 125–400


www.tankonyvtar.hu

44


MWt. A reaktort villamosenergia- és hőszolgáltatásra (beleértve hidrogén és ivóvíz együttes előállítására) tervezik. A kis teljesítményű egység kielégíti a kis fejlődő országok és az elszigetelt hálózatok piaci igényeit, amelyek nem rendelkeznek az üzemanyagciklus üzemeltetésére saját infrastruktúrával. A legrövidebb távú variációk villamosenergia-termelésre készülnek, könnyen kifejleszthető üzemanyag–burkolat–hűtőközeg kombinációkkal foglalkoznak, és kapcsolt üzemanyagrecirkulációt tételeznek fel. A hosszabb távú ólomhűtésű variációk inherensen biztonságos reaktorra törekszenek, amelyeknek magasabb kilépési hőmérséklete (750–800 ºC) folyamathő szolgáltatásra, így pl. hidrogén termelésére is alkalmasak. A típusra vonatkozó tapasztalatok az orosz atom-tengeralattjárók Pb-Bi-hűtésű reaktoraiból (BREST gyorsreaktor), továbbá a fémötvözet üzemanyagú Integral Fast Reactor gyártási és recirkulációs fejlesztéseiből származnak. Az LFR-rendszer kiváló minősítésű a fenntarthatóságban (mivel zárt üzemanyagciklust alkalmaz hasadóanyag-újratermeléssel), a fizikai védelemben (mivel hosszú kiégési ciklussal rendelkezik), és jó hatásfokkal gátolja az atomfegyverek elterjedését. Jónak minősül a biztonság és a gazdaságosság tekintetében is (elsősorban a többfajta termék előállíthatóságának köszönhetően). Ennek ellenére, legalábbis egyelőre Európában zsákutcának tartják ennek a reaktortípusnak a fejlesztését. Az LFR rendszerbe állítása legkorábban 2020–25-ben történhet. Az LFR-reaktor sémáját mutatja a következő 5.11. ábra.

5.11. ábra: LFR-reaktor 5.2.6. MSR (Molten Salt Reactor) Az MSR egy termikus vagy epitermikus neutronokkal üzemelő sóolvadék-hűtésű reaktor. A sóolvadékos reaktorban az urán- és/vagy plutónium-fluoridot tartalmazó olvadt sókeverék szolgál üzemanyagként és hűtőközegként egyaránt. Az olvadt fluoridsók nagyon alacsony gőznyomásúak, ezáltal csökken a reaktortartály és a csővezetékek falában ébredő feszültség. Az MSR-ek üzemi hőmérséklettartománya az eutektikus fluoridsók (450 ºC körüli) olvadáspontjától a jelenleg felhasználásra alkalmasnak minősített szerkezeti anyagok (nikkelbázisú ötvözetek) kémiai kompatibilitási hőmérsékletéig (800–850 ºC) terjed. A reaktor alkalmas a sóolvadékba kevert aktinidák hatékony elhasítására, illetve átalakítására hasadó anyagokká. A termikus neutronokkal üzemelő megoldás esetében az üzemanyagot tartalmazó sóolvadék az aktív zónába épített grafitban lévő csatornákon áramlik át. A felmelegített olvadék egy hőcserélőben adja át hőjét a közbenső körben áramló közegnek, ami ugyancsak olvadt só. A közbenső körben áramló sóolvadék egy második hőcserélőben, a gőzfejlesztőben adja le hőjét a víz- vagy gázkörnek, és termel ezáltal nagy nyomású és hőmérsékletű vízgőzt vagy forró gázt az energiaátalakítás céljára. Termikus hatásfoka 40% fölött van. Ha a villamosenergia-előállítás a fő cél, akkor az aktinidákat jól oldó fluoridokat (NaF/ZrF4), ha a


www.tankonyvtar.hu


45

hőszolgáltatás a cél, akkor pedig a lítium és a berillium fluoridjait alkalmazzák hűtőközegként. A tervekben négy üzemanyagciklus-variációt határoztak meg. Th-233U (238U-239Pu) alapú szaporító üzemmód (konverziós tényező <1,08). Th-233U (238U-239Pu) alapú szaporító üzemmód minimális katonai hasadóanyag felhasználási lehetőséggel (denaturált konverter). 3. Aktinidák elhasítására és átalakítására alkalmas nyitott denaturált konverter. 4. Aktinidák elhasítására és átalakítására alkalmas folyamatos recirkulációs konverter. 1. 2.

232 232

A reaktor a biztonságos üríthetőség, a passzív hűtés és az üzemanyagban lévő illó hasadási termékek alacsony koncentrációja révén inherens biztonságú. Az üzemanyagcsere és feldolgozás, valamint a hasadási termékek eltávolítása megvalósítható on-line módon, ami magas rendelkezésre állási lehetőséget eredményez. Az aktinida-betáplálással széles tartományban változtatható a homogén sóoldat összetétele. Az MSR-rendszer a zárt üzemanyagciklus és a radioaktív hulladék kiégetésében mutatott kiváló képessége miatt a fenntarthatóság szempontjából kiválónak minősül. Jók a biztonsági és a fizikai védelmi tulajdonságai. Gazdaságossága függ az alkalmazási körülményektől. Vizsgálják a gyorsítóval hajtott sóolvadékos szubkritikus rendszer (ADS – Accelerator Driven System) megvalósítási lehetőségét is. Az MSR-reaktorok kifejlesztése várhatóan csak 2030 körül fejeződhet be. Az MSR-reaktor sémáját mutatja a következő 5.12. ábra.

5.12. ábra: MSR-reaktor 5.2.7. PBMR (Pebble Bed Modular Reactor) A PBMR (Pebble Bed Modular Reactor) golyós töltetű (golyóhalom töltetű) héliumhűtésű magas hőmérsékletű reaktort német tervek felhasználásával Dél-Afrikában fejleszették ki az Eskom, a British Nuclear Fuels és az amerikai Exelon cégek. Ez egy 120 MWe teljesítményű modulokból felépíthető rendszer, melynek várható létesítési ideje 18–24 hónap. A hengeres reaktortartályt grafittéglák burkolják és mintegy 110 000 grafitgömb helyezkedik el benne. Minthogy a hélium igen magas hőmérsékleten sem lép kölcsönhatásba az urán-karbid üzemanyaggal, ezek a reaktorok az UO2 mellett az UO2-nél egyébként sokkal jobb tulajdonságokkal (pl. több mint egy nagyságrenddel nagyobb hővezetési tényezővel) rendelkező urán-karbidot (UC-t) is használhatnak üzemanyagként. Az aktív zóna mintegy 330 000 darab 6 cm átmérőjű üzemanyaggolyót tartalmaz. Mindegyik üzemanyaggolyó grafit borítású, és az 5 cm átmérőjű grafit-mátrixban 0,5 mm átmérőjű ~8% dúsítású urán-karbid fűtőelemszemcsék (ún. TRISO részecskék) vannak, melyeket egy grafitból és szilícium-karbidból álló © Pátzay György, BME

www.tankonyvtar.hu

46


reflektorréteg vesz körül. Ez a réteg 1600 °C felett is stabilan visszafogja a radioaktív termékeket (hasadási termékeket és transzurán izotópokat). Ezek a fűtőelemeket tartalmazó golyók stabilak 2000 °C-ig, mely hőmérséklet jóval a reaktorban maximálisan előforduló hőmérsékletek fölött van. A forró tölteten átáramló hélium elvonja a hőt és gázturbinát hajt meg. A közvetlen ciklusú gázturbinával kb. 42% termodinamikai hatásfok érhető el. 330–450 ezer üzemanyaggolyó cirkulál a reaktoron keresztül folyamatosan. Egy-egy golyó mintegy 15-ször halad át a reaktoron, és naponta mintegy 350 golyó kerül ki véglegesen a reaktorból. A reaktorból kilépő hélium hőmérséklete 900 °C. A rendszer inherens passzív biztonsággal jellemezhető. Alkalmazható elektromos áram előállítására és hőszolgáltatásra is. A hőszolgáltatás felhasználható gőzfejlesztésre és olajhomok-kezelésre, kőolaj kinyerésének elősegítésére, reformáló reakciók (hidrogén-, ammónia-, metanol-szintézisek) hőenergiájának biztosítására és termikus vízbontásra, hidrogénfejlesztésre, szén-cseppfolyósításra és elgázosításra is. Ez a reaktortípus már átmenetet képez a III. és a IV. reaktorgenerációk között. A PBMR-reaktor sémája a következő 5.13. ábrán látható.

5.13. ábra: PBMR-reaktor

5.3. A 4. generációs atomerőművek várható alkalmazása A negyedik generációs atomerőművek többségének építése kb. még egy-két évtizedig nem valószínű. A közeljövőben valószínűleg a 3. generációs atomerőművek építése fog dominálni. A fejlesztések gyorsabb ütemű felhasználását elősegíthetik a fosszilis alapon működő energiatermelés fokozódó környezeti és gazdasági problémái és a 4. generációs atomerőművek kedvezőbb tulajdonságai. Adott esetben a 3. generáció egyedeinek üzemelési élettartamát jelentősen lerövidíthetik a piacon megjelenő új, kedvezőbb tulajdonságokkal rendelkező 4. generációs társaik. Felhasznált irodalom Comsan, M., Status of Nuclear Power Reactor Development, 6th Conference on Nuclear and Particle Physics, 2007, Luxor, Egypt., 79–89. Shultis, J. K., Faw, R. E., Fundamentals of Nuclear Science and Engineering, 2002, Marcel Dekker, Inc.


www.tankonyvtar.hu

6. Nukleáris fűtőelemciklusok. Nyitott és zárt ciklusú hasadóanyag-felhasználás

6.

47

NUKLEÁRIS FŰTŐELEMCIKLUSOK. NYITOTT ÉS ZÁRT CIKLUSÚ HASADÓANYAG-FELHASZNÁLÁS

6.1. Fűtőelemciklusok A nukleáris fűtőelemciklus a maghasadáson alapuló villamosenergia-termeléshez szükséges folyamatokat tartalmazza. Jelenleg négy alapvető típusú fűtőelemciklust különböztetünk meg. A három legfontosabb, a kimeneti ág szerint eltérő fűtőelemciklus a következő:  az egyszeri felhasználású (once through), vagy nyitott ciklus, melyben a kiégett fűtőelemeket átmeneti tárolás után véglegesen elhelyezik,  a reprocesszálást alkalmazó zárt fűtőelemciklus, melyben a visszaforgatott hasadóanyagokból (U, Pu) vegyes-oxid fűtőelemeket (MOX) állítanak elő és könnyűvizes (LWR) és gyorsreaktorokban hasznosítják, valamint a visszamaradt nagy aktivitású hulladékot kezelik és véglegesen elhelyezik, és  a kombinált zárt fűtőelemciklus, melyben a kiégett fűtőelemek feldolgozása és hasadóanyag-tartalmának reciklizálása mellett egy könnyűvizes reaktorral párban üzemelő (szimbiotikus) gyorsneutronos szaporító reaktorban az 238U magokat 239Pu mesterséges hasadóanyaggá alakítják át, és vegyes urán-oxid-plutónium-oxid fűtőelemként nyerik ki hasadási energiáját. A továbbfejlesztett zárt fűtőelemciklus, melyben a 3. típusú ciklust úgy egészítik ki, hogy a keletkezett radioaktív hulladékokat szétválasztják, és egy részüket transzmutációs kezeléssel inaktív vagy gyorsabban bomló radioaktív anyaggá alakítják. 6.1.1. Az egyszeri felhasználású (once through), vagy nyitott üzemanyagciklus A nyitott fűtőelemciklusban a frissen bányászott uránból előállított fűtőelem átlagosan 4 évet tartózkodik a reaktorban, majd megfelelő idejű „hűtés” és átmeneti tárolás után nagy aktivitású hulladékként végleges elhelyezésre kerül, és a reaktorba mindig frissen bányászott uránból készített fűtőelemek kerülnek. A ciklusban a reaktorból kikerülő kiégett fűtőelemek víz alatti átmeneti tárolásra kerülnek egymástól fizikailag elválasztva, szigorú geometriai elhelyezésben. A tárolás (hűtés) során a rövid felezési idejű radioaktív izotópok elbomlanak és 5–10 évig maradnak a medencében. Ezután kiemelik és speciális inert gázt tartalmazó tokokba helyezik őket, és sugárárnyékolt, száraz tárolóban tárolják őket további lebomlásig. A ciklus az urán bányászatával kezdődik és az energiatermelő folyamat során keletkezett radioaktív hulladékok kezelésével, elhelyezésével végződik. Természetesen az egész ciklus során keletkeznek radioaktív hulladékok, de a radioaktivitás döntő része a kiégett fűtőelemekben összpontosul (6.1. táblázat). 6.1. táblázat: Fűtőelemek összetétele Komponens Transzuránium elemek U-236 Pu-izotópok Hasadási termékek U-235 U-238

Friss fűtőelem 0,000 0,000 0,000 0,000 3,300% 96,70%

Kiégett fűtőelem 0,065% 0,460% 0,890% 0,350% 0,080% 94,30%

Radioaktív hulladék TRU TRU HLW

A 6.2. táblázat pedig a PWR-reaktor kiégett fűtőelemeiben lévő fontosabb hosszabb felezési idejű hasadási termékeket és transzuránok (TRU) aktivitás-koncentrációit mutatja a „hűtési” idő függvényében.


www.tankonyvtar.hu

48


6.2. táblázat: PWR-reaktor kiégett fűtőelemeinek összetétele A hosszabb felezési idejű hasadási termékmagok és transzuránok kiégett PWR-fűtőelemekben az idő függvényében * Nuklidok

T1/2

Aktivitás/Tonna U 150 nap * hűtés után (Bq)

Aktiviás/Tonna U 100 év hűtés után (Bq)

Aktivitás/Tonna U 500 év hűtés után (Bq)

Hasadási termékek 95

Nb Sr 95 Zr 144 Ce 106 Ru 134 Cs 147 Pr 90 Sr 137 Cs 89

35 nap 50.5 nap 64 nap 285 nap 1 év 2.1 év 2.6 év 28.8 év 30.1 év

2x1016 4x1015 1x1016 3x1016 2x1016 8x1015 4x1015 3x1015 4x1015

0 0 0 0 0 40 1x104 2.7x1014 4x1014

0 0 0 0 0 0 0 1.8x1010 4x1010

163 nap 14.4 év 18.1 év 87.7 év 433 év 6.56x103 év 7.37x103 év 2.41x104 év 3.75x105 év

6x1014 4x1015 9x1013 1x1013 7x1012 2x1013 6x1013 1x1013 5x1010

0 3x1013 2x1012 4.5x1012 6x1012 2Ex1013 6x1013 1x1013 5x1010

0 1.4x105 4.4x105 1.9x1011 3x1012 1.9x1013 5.7x1013 9.9x1012 4.99x1010

TRU magok 242

Cm Pu 244 Cm 238 Pu 241 Am 240 Pu 243 Am 239 Pu 242 Pu 241

* Reprocesszálás után, mely ~150 nap hűtési idő után végezhető, a hulladékban jelentős mennyiségben csak a hasadási termékek vannak jelen.

Gyakran szokás a reaktorba kerülő fűtőelem előállításáig tartó műveleteket a ciklus bemeneti (front-end), és az onnan kikerülő kiégett fűtőelemek kezelésével kezdődő műveleteket a ciklus kimeneti (back-end) ágának nevezni. A kezdeti tervek szerint a kiégett fűtőelemek 4-5 éves víz alatti tárolás után végső elhelyezésre kerülnek. Mivel a kiégett fűtőelemrudakat nem dolgozzák fel újra, az összes másodlagos aktinida és különösen a plutónium olyan formában marad a rudakban, ami nem alkalmazható könnyen és sikeresen atomfegyverek előállítására. Az atomfegyverek elterjedésének (proliferáció) veszélyével szembeni eredendő biztonság a nyílt fűtőanyagciklus legfőbb előnye. A ciklus további előnye, hogy elkerülhető a költséges és veszélyes fűtőelem-feldolgozási műveleteket Az eljárás fő hátránya viszont, hogy radioaktív hulladékot termel, amit több százezer éven át kell tárolni ahhoz, hogy radiotoxicitása a természetes uránércével megegyező értékre csökkenjen. Ez a ciklustípus igényli a legnagyobb tárolási kapacitást, pazarolja az uránt és a hasadó plutóniumot. Az átmeneti tárolási idő letelte után költséges geológiai tároló kiépítése és a hulladékok tárolása szükséges. Jelenleg az egyszeri felhasználású üzemanyagciklust alkalmazza az például az USA, Svédország, Spanyolország, Dél-Korea. 6.1.2. Reprocesszálást alkalmazó zárt üzemanyagciklus A későbbiekben azonban kiderült, hogy a nagy aktivitású kiégett fűtőelemek tömegének több mint 95%-a még energiatermelésre hasznosítható uránizotópokat, plutóniumizotópokat és egyéb transzurán izotópokat tartalmaz, és nem ésszerű megoldás ezeket az értékes hasadóanyagokat véglegesen


www.tankonyvtar.hu


49

hulladékként kezelni és elhelyezni. A kiégett fűtőelemekben található értékes hasadóanyag-tartalom visszanyerésével, reprocesszálással és az elválasztott hasadóanyagoknak az energiatermelő folyamatba történő visszaforgatásával a visszamaradt, döntően radioaktív hasadási termékeket tartalmazó anyagáram kerül csak hulladékba. Az ilyen ciklust zárt fűtőelemciklusnak nevezzük. Ezen ciklus előnyeit röviden az alábbiakban foglaljuk össze:  

az urán és plutónium hasadóanyagot kinyerik és reciklizálják, a tárolásra kerülő nagy aktivitású hulladék térfogata jelentősen csökken, hiszen az elválasztott hasadóanyagok a kiégett fűtőelem tömegének mintegy 97%-át képezik,  a visszanyert urán újra dúsítható és a könnyűvizes reaktorokban elhasítható, és ezzel csökken a friss, bányászott urán iránti igény, valamint mintegy 30%-kal csökken az izotópdúsítási igény. Ehhez a ciklushoz szükséges új, hatékony, magas sugárzási szint mellett is üzemeltethető elválasztási technológiák kifejlesztése. A reprocesszálással elválasztott plutónium üzemanyagként felhasználható a könnyűvizes reaktorokban. Több szabályozó rúd alkalmazásával az urán és plutónium vegyes-oxid- (MOX-) fűtőelemekkel ezek a reaktorok üzemképesek. Az elmúlt években Franciaországban, Németországban, Svájban és Belgiumban engedélyeztették a MOX-üzemanyagok atomerőművi alkalmazását. Japánban tervezik az országban üzemelő 53 reaktor egyharmadának MOX-üzemanyaggal történő üzemeltetését. A MOX-üzemanyag plutónium (239Pu) és kimerült urán vagy természetes urán oxidjainak keveréke. A plutónium két forrásból fedezhető. Az egyik forrás az erőművi reaktorokból kikerülő kiégett fűtőelem reprocesszálásából származik, a másik a leszerelésre kerülő nukleáris fegyverek plutónium hasadóanyag-tartalma. A két forrásból származó plutónium eltérő mennyiségű szennyező egyéb plutóniumizotópokat tartalmaz. A reaktorokból kikerülő plutónium 239Pu tartalma 55–60%, míg az atomfegyverből származó plutóniumban ez 95% fölött van. MOX-fűtőelemet állítanak elő jelenleg Franciaországban, Belgiumban, Angliában, Indiában és Japánban, évente mintegy 460 t MOXfűtőelemet. A MOX-üzemanyag előállításánál fontos a plutónium „kora”, azaz az az idő, amikor a plutóniumot utoljára elválasztották az 241Am-tól. Ez az izotóp a rövid felezési idejű plutóniumizotópból (241Pu) keletkezik, évente ~0,5%-ban. 5-6% amerícium-tartalom fölött a 60 keV energiájú röntgensugárzása miatt sugárárnyékolás és távvezérlés szükséges a MOX-fűtőelem-gyártásban. Ezért a MOX-fűtőelemeket általában friss reprocesszálásból származó plutóniumból gyártják. A szétszerelt atomfegyverekből származó plutóniummal történő MOX-fűtőelem-gyártásnál fontos a megfelelő szabotázs ellen kidolgozott biztonság. A MOX-fűtőelemben a plutónium aránya 50% felett is lehet, de ehhez speciális reaktorkialakítás szükséges. Általában a nukleáris fegyverből származó plutónium esetén 5%, reprocesszálásból származó plutónium esetén 7% a plutónium aránya. Az ilyen fűtőelem hasonlóan viselkedik, mint egy 4-5%-os dúsítású urán-oxid-fűtőelem. Tehát MOXfűtőelemmel lehet helyettesíteni a reaktorok urán-oxid alapú üzemanyagának egy részét. Mégis az ilyen reaktorok általában 33% MOX-fűtőelemmel üzemelnek. Mivel a legtöbb plutóniumizotóp hasadási hatáskeresztmetszete termikus neutronokra kicsi, a fűtőelemben felhalmozódnak egyes aktinidák, ezért a plutónium recirkulációja könnyűvizes reaktorokban korlátozott. Ugyanakkor a MOX-üzemanyag könnyűvizes reaktorokban történő alkalmazása két előnnyel is jár, egyrészt energia nyerhető belőle, másrészt csökkenti a szokványos reaktorokból kikerülő fűtőelemekből eltávolított, katonailag kockázatos plutónium felhalmozódását. Nukleáris fegyverből készített MOX-üzemanyag alkalmazása ezen felül csökkenti az atomfegyverkészleteket. Amíg a MOX-fűtőelem a reaktorban van, a keletkezett hasadási termékek magas radioaktivitása miatt kicsi az esélye a hasadóanyag eltulajdonításának. Ezen felül az atomfegyver minőségű plutónium a reaktorban degradálódik, azaz csökken a 239Pu+241Pu-tartalom és nő a 240Pu mennyisége. A MOX-üzemanyag alkalmazása esetén kisebb radiotoxicitású hulladék keletkezik, mint a konvencionális urán-oxid alapú kiégett fűtőelemekben, de a keletkezett aktinidák és hasadási termékek miatt a kiégett fűtőelem geológiai elhelyezést igényel. A plutónium reciklizálása vegyes-oxid, MOX formájában egy kidolgozott technológia. A zárt fűtőelemciklusban a reaktorból kikerülő kiégett fűtőelemek értékes hasadóanyag-tartalmát (235U, 239Pu), valamint szaporítóanyagként felhasználható urántartalmát (238U) kémiai elválasztó, reprocesszáló üzemben elválasztják a hulladékba kerülő hasadási termékektől, és visszaforgatják a © Pátzay György, BME

www.tankonyvtar.hu

50


hasadóanyagokat a ciklusba, így a frissen bányászott urán iránti igény lecsökken. A zárt fűtőanyagciklus előnye, hogy sokkal kisebb az uránérc igénye és kevesebb hulladékot termel. Hátránya a költséges és veszélyes fűtőelem-feldolgozási technológia (reprocesszálás), és az elválasztott plutónium atomfegyver-kockázata. A nyitott és a zárt fűtőelemciklus sémáit mutatják be az 6.1. és 6.2. ábrák.

6.1. ábra: Nyitott (egyszeri felhasználású) és zárt fűtőelemciklus

a)

b) 6.2. ábra: Nyitott és zárt fűtőelemciklusok a) nukleáris fegyvergyártás nélkül és b) nukleáris fegyvergyártással

A MOX vegyes-oxid üzemanyagot is alkalmazó fűtőelemciklus sémáját mutatja a 6.3. ábra.


www.tankonyvtar.hu


51

6.3. ábra: a MOX vegyes-oxid üzemanyagot is felhasználó zárt üzemanyagciklus A fűtőelemciklusok átlagos becsült fajlagos költségeit foglalja össze az 6.3. táblázat. 6.3. táblázat: Fűtőelemciklusok átlagos becsült fajlagos költségei költségtag természetes urán konverzió dúsítás

egység

$/kgU $/kgU $/kgSW U $/kgU

OECD/NE A (1994) 40-50-90

OECD/NE A (2202) 20-80

DOEGen-IV (2002) 20-30-80

MIT (2003)

Bunn (2003)

BCG (2006)

MARKET (2006)

30

40

80

190

6-8-11 50-110-130

3-8 80-120

3-5-8 50-80-120

8 100

4-6-8 50-100150 150-250350

12 110

14 135

UO2 fűtőelem200-275200-300 200-250275 200 gyártás 350 300 kiégett 60-230-290 100-300 210-410400 920 fűtőelem-tárolás 640 500 kiégett $/kgNF 200-840300-600 fűtőelem960 kezelés UO2 fűtőelem$/kgNF 540-720500-900 500-8001000 1000 710 reprocesszálás 720 1100 520 HLW $/kgNF 90-150-190 80-200 80-200300 0-150-300 tárolás/kezelés 310 MOX-fűtőelem$/kgNF 825-11001000-1500 600-1100- 1500 700-1500gyártás 1375 1750 2300 BCG-Boston Consulting Group (BCG), OECD/NEA-OECD/NUCLEAR ENERGY AGENCY, DOE-Department Of Energy, BUNN-BUNN, M. et al., The Economics of Reprocessing vs. Direct Disposal of Spent Nuclear Fuel, BCSIA, Harvard University (2003), MIT- Masserchutes Institute of Technology, NF - nehézfém

A 6.4. táblázat közelítő összefüggést mutat 100 tonna PWR-ben felhasznált 4%-ban dúsított fűtőelem nyersanyagigénye és hulladéka között reprocesszálás mellett és anélkül.


www.tankonyvtar.hu

52


6.4. táblázat Közelítő összefüggés 100 tonna PWR-ben felhasznált 4%-ban dúsított fűtőelem nyersanyagigénye és hulladéka között Termék vagy folyamat

Tömeg (tonna)

Uránérc (1% urán)

80 000 tonna

Tisztított urán (0,7% U-235)

800 tonna

Tisztítási hulladék

79 200 tonna (maradék U & Ra)

Dúsított urán 4%, (20%), (80%)

100,

Szegényített urán (DU) (0,2 – 0,3% U-235)

700, (780, 795) - tonna DU ‘hulladékba'

Kiégett fűtőelem (PWR - 4% dúsított)

100 tonna

PWR kiégett fűtőelem HLW reprocesszálás nélkül – évente ~ 20 – 30 tonna/év hulladékba kerül.

100 tonna (folyamatos tárolás)*

(20,

5) - tonna 800 tonna természetes U-ból

Reprocesszált kiégett PWR-fűtőelem (100 tonna) kb. 30 000 MWnap/tonna kiégési szint után. Nagy aktivitású hasadási hulladék (~ 20m3).

3 tonna (üvegesített folyamatos tárolásra)

Kinyert urán (<1% U-235)

96 tonna (visszakerül a fűtőelemciklusba)

Kinyert plutónium

1 tonna (visszakerül a fűtőelemciklusba)

Kimerült urán – ha később nem használják fel a ciklusban:

700 tonna visszanyerhető tárolás

Kimerült urán – ha MOX-üzemanyagként vagy szaporító reaktorban hasznosítják és reproceszzálják:

700 tonna, plutóniummal vagy erősen dúsított uránnal keverve és elhasítva, vagy szaporító reaktorban felhasználva.

Közepes aktivitású hulladék egy reaktorciklus után.

Max. 200 m3 radioaktív hulladék – egy része tömöríthető.

Kis aktivitású hulladék egy reaktorciklus után. (összesen 800 kis és közepes aktivitású radioaktív hulladék)

Max. 300 m3 zömében tömörített radioaktív hulladék.

* A kiégett fűtőelemek értékes hasadóanyag-tartalmát a jövőben fokozott mértékben ki fogják nyerni és csökken az újrafeldolgozás nélkül végleges tárolásra kerülő kiégett fűtőelemek mennyisége.

6.1.3. Kombinált zárt üzemanyagciklus A harmadik típusban, a kombinált zárt fűtőelemciklusban a teljes kibányászott uránmennyiség hasadási energiáját hasznosítják, mert az 238U magokat szaporító reaktorban hasadóképes 239Pumagokká alakítják, és ezután konvencionális reaktorokban elhasítják. Az újrafeldolgozott anyagok használhatók tenyésztő gyorsreaktorokban, amelyeknek fűtőanyag-felhasználása közel százszor hatékonyabb. A jelenleg ismert uránérc-készlettel a hasadási reaktorok akár 9000 évig is üzemelhetnek


www.tankonyvtar.hu


53

a nyitott, egyutas ciklusúak néhány száz évével szemben. Az uránérc iránti kisebb kereslet csökkenteni fogja a bányászat környezeti hatásait is, és enyhíti az uránérc-készletek okozta geopolitikai és gazdasági feszültségeket. Kombinált fűtőelemciklus tóriummal – az uránnál 3-4-szer gyakoribb elemmel – is megvalósítható.

5. animáció 6. animáció A nyitott, zárt és kombinált ciklusok lényegét szemléltetik az 5. és 6. hangos animációk. 6.1.4. Továbbfejleszett kombinált zárt fűtőelemciklus Végül meg kell említeni egy, a jövőben fontos negyedik fűtőelemciklust is, mely a kombinált zárt fűtőelemciklus olyan továbbfejlesztése, ahol a keletkezett és hulladékba kerülő radioaktív izotópokat magreakciókkal kezelve (transzmutáció) csökkentik, vagy teljesen meg is szüntetik a radioaktív hulladékok keletkezését. Az első három üzemanyagciklus hasadóanyag-szükségletét és a keletkezett hulladékok mennyiségét a következő példán mutatjuk be. Egy standard 1300 MW e teljesítményű erőművi reaktor egy év üzemidő alatt 80%-os teljesítménytényező mellett mintegy 1 GWév elektromos energiát termel. Ennek során az erőmű friss üzemanyag-szükséglete és a keletkezett radioaktív hulladék mennyisége döntően az ún. fűtőelemciklus fejlettségétől függ. Amennyiben az erőműből kikerülő kiégett fűtőelemekben található, még a tömeg mintegy 95%-át kitevő urán és plutónium hasadóanyagokat nem választjuk el a hulladékot képező hasadási termékektől, és nem alkalmazunk szaporító társreaktort a 238U magok 239Pu-ként megvalósítható elhasítására, akkor évente 205 t új urán nyersanyag szükséges. Ebből 37 t dúsított uránt állítanak elő, és kerül be friss fűtőelemként a reaktorba, míg hulladékba kerül 205 t uránt, plutóniumot és hasadási termékeket tartalmazó fűtőelem. Ez a könnyűvizes atomerőművi üzem a fűtőelem újrafeldolgozása (reprocesszálása) nélkül. Amennyiben a kiégett fűtőelemekben található értékes urán és plutónium hasadóanyagokat reprocesszálással kinyerjük és a fűtőelemciklusban reciklizáljuk, de a 238U komponenst nem hasítjuk el, hanem hulladékba kerül, akkor évente 120 t természetes urán szükséges. Ebből 13 t dúsított urán kerül be a reaktorba, és a hulladék 107 t „szegényített urán vagy más szóval kimerült urán” (döntően 238 U magokból áll) és 1,2 t hasadási termék (összesen 108,2 t hulladék). Ez a könnyűvizes atomerőművi üzem a fűtőelem újrafeldolgozásával, melynek friss nyersanyagigénye 41,5%-kal, radioaktív hulladéka 47,2%-kal csökkent. A első üzemanyagciklust szokás egyszeri felhasználású vagy nyitott, a másodikat pedig zárt üzemanyagciklusnak is nevezni. Végül, ha a kiégett fűtőelemek értékes hasadóanyag-tartalmát reciklizáljuk és szaporító reaktorok segítségével a teljes uránmennyiséget elhasítjuk, akkor a könnyűvizes atomerőművi üzem reprocesszálással és szaporító reaktorral kombinált üzemelésének éves nyersanyagigénye csupán 1,5 t urán (természetes vagy szegényített) szükséges (99,27%-os nyersanyagigény-csökkentés), a radioaktív hulladék éves mennyisége pedig 1 t (99,51%-os hulladékmennyiség-csökkenés). Ezért az ismertetett három fűtőelemciklus-üzemmód közül alapvető fontosságú a harmadik ciklus szerinti üzemelés. Sajnos jelenleg a szaporító reaktortípus még nincs biztonságosan üzemeltethető állapotban, így jelenleg az egyszeri és a hasadóanyag-recirkulációs könnyűvizes reaktorokkal üzemelő üzemanyagciklusok jöhetnek szóba. Környezetvédelmi szempontból a legkisebb fajlagos üzemanyag-szükségletű és fajlagos radioaktív hulladékot termelő üzemanyagciklus-módozatokat kell megválasztani. Az urán recirkulációja A reprocesszált fűtőelemből elválasztott urán 235U tartalma mintegy 1%. Mivel a reprocesszálásra leggyakrabban alkalmazott PUREX-eljárás nem távolítja el a hasadási termékek és más egyéb


www.tankonyvtar.hu

54


aktinidák 100%-át, az így elválasztott urán radioaktivitása kissé magasabb, mint a természetes uráné. A Nemzetközi Atomenergia Ügynökség (NAÜ) előírása szerint a reprocesszált uránban a hasadási termékek aktivitás-koncentrációja nem lehet 19 MBq/kg urán érték fölött. Hasonló módon az egyéb nem-urán alapú alfa-aktivitás-koncentráció határértéke 250 kBq/kg urán. A reaktorban az 234U izotóp aránya a természetes uránban lévő arány fölé növekszik. Emellett a természetes uránból hiányzó 232U izotóp mennyisége a 236Pu bomlása révén növekszik. Ezen uránizotóp bomlása során egy nagy gamma-energiájú radioaktív izotóp, a 208Tl keletkezik. A 235U magból neutron befogással 236U mag is keletkezik. A reprocesszálás során elválasztott uránt újrafelhasználáshoz ismét dúsítani kell, mintegy 3,5% 235 U tartalomig. Ez a dúsítás bizonyos kockázattal jár, mert a kevés maradék hasadási termék is jelen van a kiindulási anyagban. A továbbfejlesztett üzemanyagciklus előnyös, mert csökkenti az elhelyezésre váró nagy aktivitású hulladék mennyiségét az aktinidák egy részének és a hosszú felezési idejű hasadási termékek egy részének transzmutációs kezelése révén. A szelektálás során fejlett vizes közegű kémiai és nem-vizes közegű metallurgiai műveletekkel különválasztják az aktinidák egy részét és a hosszú élettartamú hasadási termékeket. A transzmutáció stabil atommagot vagy rövidebb élettartamú radioaktív izotópot eredményez.

6.2. Nukleáris üzemanyagciklusok elválasztási technológiái Az amerikai atombombagyártás Manhattan-tervében a döntő kémiai elválasztási művelet a csapadékképzés volt, így választották el az uránt és a plutóniumot, valamint a hasadási termékeket. Kezdetben a bizmut-foszfátos eljárást alkalmazták, mely mint az oldhatatlan Pu(III)-foszfát és Pu(IV)foszfát hordozója lehetővé tette elválasztásukat az oldható uranil-foszfát komplexektől. Az eljárás folyamatát az 6.4. ábra mutatja.

6.4. ábra: Bizmut-foszfátos eljárás Később a bizmut-foszfátos eljárást egy oldószer-extrakciós eljárással helyettesítették, mely folyamatos üzemű, távvezérelt műveletekben választotta el az uránt, a plutóniumot és a hasadási termékeket. A REDOX-eljárásban metil-izobutil-ketont (MIBK vagy hexon) alkalmaztak extraháló szerként. A hexon salétromsavas közegben bomlott, ezért ezt az eljárást a PUREX extrakciós eljárás kiszorította. A REDOX-eljárás folyamatát mutatja a 6.5. ábra.

6.5. ábra: Redox eljárás A PUREX-eljárásban egy kedvezőbb extrahálószert, a tributil-foszfátot (TBF, angolul TBP) alkalmaztak a hasadóanyagok elválasztására. Az extrakciót tömény salétromsavas közegben végezték TBF kerozinos oldatával. Az eljárás folyamatát mutatja az 6.6. és 6.7. ábra.


www.tankonyvtar.hu


55

6.6. ábra: Purex-eljárás

6.7. ábra: Purex-eljárás A PUREX-eljárást részletesen a 10. fejezetben tárgyaljuk. A hasadóanyagok elválasztása a hasadási termékektől 107 fölötti dekontaminációs faktorral történik. Az extrakció után a szervetlen fázisban a salétromsavas oldatban maradt U és Pu mennyisége 0,1-0,2%. A vizes fázisú savas, nagy aktivitású hulladékoldatból (HLW) a hosszabb felezési idejű hasadási termékeket (pl. 137Cs, 90Sr) szelektív eljárással különválasztják. Az Európai Unióban dolgozták ki a DIAMEX-eljárást. Az eljárás nagyobb hatékonysággal választja el az értékes hasadóanyagokat a hasadási termékektől savas oldatokban. A bifunkciós diamidok hatékony extrahálószerek, mert eloxidálhatók és radiolízis- és hidrolízis-termékeik nem gátolják a fő folyamatokat. Extrakciós célra az N,N-dimetil-dioktil-hexil-oxietil-malonamidot (DMDOHEMA) alkalmazták. Bár bomlástermékei jobban oldódnak a szerves fázisban, de ezt bőven ellensúlyozza nagyon jó hasadóanyag-elválasztási tényezője olyan hasadási termékekkel szemben is, mint Mo6+, vagy Ru. Gyakorlatilag mennyiségi elválasztást biztosít a 3+, 4+ és 6+ töltésű aktinidákra. A szerves fázisból az U6+ és Pu4+ ionok jól leválaszthatók, de a Pd-, Tc- és Np-izotópok nem. A TRUEX-eljárásban (6.8. ábra) a cél a transzurán-elemek hatékony elválasztása volt a Purexeljárás savas oldatából. Az extrahálószer oktil-(fenil)-N,N-dibutil-karbamoil-metilfoszfin-oxid (CMPO) alkános oldata volt. A CMPO szelektíven teljes mértékben kiextrahálja a transzuránokat a savas oldatból és a savas oldat maradék U- és Pu-tartalmát 100–1000-szeres mértékben csökkenti. Ugyanakkor nem választja el a három és négy vegyértékű aktinidákat a lantanida hasadási termékektől. Problémát jelent, hogy agresszív elválasztási körülményeket igényel a 3+ és 4+ vegyértékű aktinidák visszanyerése a szerves fázisból. © Pátzay György, BME

www.tankonyvtar.hu

56


6.8. ábra: TRUEX-eljárás A TRAMEX-eljárásban a folyékony kationcserélők, így a trialkil-aminok és tetraalkil-ammóniumsók szerves oldatát alkalmazzák a három és négy vegyértékű aktinidák lantanidáktól és más hasadási terméktől való elválasztására. Az elválasztást nagy kloridkoncentrációjú (10 M LiCl) vizes oldatokban végzik, ezért a vizes nitrátoldatot klorid formába kell vinni. A tömény kloridoldat korróziós agresszivitása miatt speciális berendezés szükséges. Az osztályozó és transzmutációs rendszerek megkívánják az aktinidák elválasztását például TRAMEX-eljárással. A TALSPEAK-eljárásban az aktinidák és a lantanidák elválasztását végzik, mert egyes lantanidák nagy neutronabszorpciót mutatnak. Az eljárásban a lantanidákat választják el a három vegyértékű aktinidáktól savas oldatban. A három vegyértékű lantanidákat di(2-etilhexil)-foszforsavval (HDEHP) extrahálják ki tejsavas és dietilén-triamin-pentaecetsav vizes oldatából, míg a három vegyértékű aktinidák a vizes fázisban maradnak. A fordított eljárásnál pedig ez utóbbi csoport kerül szerves fázisba. A reextrakciót 6 mólos salétromsavas oldattal végzik. Az eljárás hátránya, hogy a szerves komplexképzők és pufferek radiolízis-termékei rontják a folyamat hatásfokát. Sztereospecifikus extrahálószerek A koronaéterek, kriptánok és más makrociklikus ligandumok sztereoszelektív módon képesek elválasztani egyes radioaktív izotópokat. Például jó szelektív elválasztás érhető el a három vegyértékű lantanidák és aktinidák között nitrogén- és kéntartalmú extrahálószerekkel (amidok, kéntartalmú bétadiketonok). Különösen fontos a két hosszú élettartamú hasadási termék izotóp, a 137Cs és a 90Sr szelektív elválasztása. A stroncium elválasztható SREX-koronaéter oldattal savas oldatból, a CSEXSREX-eljárásban mindkét fontos izotóp szelektíven kiextrahálható magas dekontaminációs faktor mellett. Hasonló módon számos más, fontos radioaktív izotóp (aktinidák, Ln, Ac, Mo, Ru, Tc stb.) is elválasztható szelektív szetereospecifikus extrahálószerrel. Nem-vizes elválasztási módszerek Ezek az eljárások a sóolvadékokban az illékonyságban, a redoxi-tulajdonságokban lévő eltéréseket hasznosítják. Sikeres eljárás létezik az uránizotópok elválasztására, a plutóniumizotópok elektrokémiai elválasztására és fémbázisú fűtőelemek előállítására. Az urán izotópjai elválaszthatók például © Pátzay György, BME

www.tankonyvtar.hu


57

gázdiffúziós eljárással, egyes béta-diketon ligandumok, az aktinida urán és plutóniumtól eltérő illékonyságú hexafluoro-komplexeket képeznek három vegyértékű lantanidákkal, és ez lehetővé teszi szelektív elválasztásukat. Egyes radioaktív komponensek sóolvadékos rendszerekben jól elválaszthatók. A sóolvadékos reaktorokban alkalmazott vegyes fluorid sóolvadékok, melyek hűtőközegek és elválasztó rendszerek is, valamint klorid sók eutektikus elegye a pirokémiai reprocesszáló eljárásokban jó példái ezeknek az eljárásoknak. A sóolvadékos-fémolvadékos elválasztó rendszerek egyik nagy előnye a sugár- és hőállékonyságuk. A sóátmenetes (salt transport) eljárásban uránt és plutóniumot választanak el a többi komponenstől, melynek lényege az, hogy az aktinida fémek átlépnek a magnézium kétféle olvadt 800C-os ötvözete között. Az olvadt ötvözetek között oldószerként, közvetítőként ionos sóolvadék biztosít kapcsolatot. Léteznek sóolvadékos elektrokémiai elválasztási eljárások is. Például darabolt kiégett fűtőelemet egy anódnak kapcsolt kosárba helyezik az elektrokémiai fürdőbe, melyben 500 C-os LiCl/KCl sóolvadék van. Az elektrolízis megkezdése előtt oxidálószert adnak a sófürdőbe, majd állandó egyenáramot vezetnek át az anód és az acél-katód között, és nagyon stabil, a sóolvadékban feloldódó aktinida, alkáli-fém és ritkaföldfém-kloridok keletkeznek, míg más kevésbé stabil kloridvegyületek (Cd, Fe, Nb, Mo, nemesfémek) az anód-kosárban maradnak. Az elektrolízis áramviszonyait úgy szabályozzák, hogy a három vegyértékű urán a katódon fém-uránná redukálódik. Az elektrolízis befejezése után a katódot eltávolítják és a fém-uránt visszanyerik vákuumban történő hevítéssel.

6.3. Transzmutáció a továbbfejlesztett üzemanyag ciklusban A transzmutáció a hosszú felezési idejű izotópoknak speciális reaktorokban vagy gyorsítóval hajtott szubkritikus (azaz önfenntartó láncreakcióra nem képes) rendszerekben történő olyan besugárzását jelenti, amelynek során ezek az anyagok rövidebb felezési idejű vagy stabil izotópokká alakulnak át. A transzmutáció alkalmazásának feltétele a továbbfejlesztett zárt üzemanyagciklus, melyben a hosszú felezési idejű transzuránok és hasítási termékek is kinyerésre kerülnek. A használt fűtőelemek urán- és plutónium‐tartalmát már ma is kis részben visszanyerjük, de a nagy felezési idejű izotópokkal ez idáig nem nagyon tudtak mit kezdeni (a temetésen kívül). A használt fűtőelemekben lévő elemek különféleképpen viselkednek az egyes sugárzásokkal, különböző energiájú neutronokkal szemben, tehát minőségük szerint más- és másképpen ártalmatlaníthatók. A hasadási termékeket neutronbefogással lehet átalakítani, melyekhez kis energiájú (termikus) neutronokra van szükség, megoldás: nagy neutronsűrűségű termikus reaktor. A másodlagos aktinidákat, transzuránok transzmutálását pedig nagy energiájú, gyors neutronokkal, ún. gyorsreaktorokban vagy gyorsítóval hajtott szubkritikus rendszerekben lehet végezni, mivel így megakadályozható – az ebben az esetben nem kívánatos – neutronbefogás. Mivel a fűtőelemekben lévő anyagok eltérő technológiákkal ártalmatlaníthatók, ezért ezeket először el kell választani. Ezt a részfolyamatot, szelektív bontást particionálásnak, a két folyamatot együtt P/T- (particionálás és transzmutáció) technológiának nevezzük. Az elkülönítés egy sor vizes kémiai és nem-vizes metallurgiai folyamatot alkalmaz a Np, Cm, Am és a hosszú felezési idejű hasadási termékek elválasztására. A transzmutáció során ezekből vagy stabil, vagy rövidebb felezési idejű radioaktív izotópok keletkeznek. A transzmutációban magreakciókat, így neutronbefogási, gyors-neutronos (n,2n), vagy neutronok által kiváltott hasadási reakciókat alkalmaznak. A folyamatot könnyűvizes (LWR) és gyorsreaktorok kombinálásával, vagy gyorsítóval kombinált energierősítős szubkritikus rendszerrel valósítják meg. Ez az üzemanyagciklus még számos technológiai és technikai problémával küszködik és további fejlesztést igényel. A nukleáris fűtőanyagciklus zárásával és a transzmutáció segítségével nemcsak a nagy aktivitású hulladék mennyisége, hanem a környezettől elszigetelt tárolási idő is jelentősen lecsökkenthető (százezer évekről néhány száz évre), ami ha nem is oldja meg, de erőteljesen mérsékli a nukleáris ipar jelenlegi legsúlyosabb problémáját. A továbbfejlesztett fűtőelemciklusban lehetőség van a zárt ciklus mellett a radioaktív hulladékok mennyiségének jelentős csökkentésére is. Különbözik a zárt üzemanyagciklustól, mert az urán és plutónium elválasztása mellett a többi aktinidát (Np, Am, Cm) és néhány hosszú élettartamú hasadási terméket (Tc, I) is elkülönít a hulladékból és transzmutációval átalakítja őket.


www.tankonyvtar.hu

58


Néhány hosszú felezési idejű hasadási termék lehetséges transzmutációs átalakítását mutatja a következő 6.9. ábra.

6.9. ábra: Technécium és jód transzmutációja

Felhasznált irodalom Shultis, J. K., Faw, R. E., Fundamentals of Nuclear Science and Engineering, 2002, Marcel Dekker, Inc. J. M. Deutsch, Update of the MIT 2003 Future of Nuclear Power Study, 2009, chapters 4., 5., 6., 7.


www.tankonyvtar.hu

7. Nukleáris üzemanyagok előállítása, szerelése, felhasználása

7.

59

NUKLEÁRIS ÜZEMANYAGOK ELŐÁLLÍTÁSA, SZERELÉSE, FELHASZNÁLÁSA

7.1. Az uránércek és feldolgozásuk fűtőelemekké Az urán átlagos koncentrációja a földkéregben ~0,0003%, azaz kicsiny. Magas urántartalmú ércek előfordulása ritka. Legtöbbször az ércek urántartalma 0,1–1%. A legnagyobb mennyiségben az urán az óceánok vizében fordul elő (~4.109 tonna), de igen kis koncentrációban (~3 mg/m3). A bányászható uránércek urántartalma általában 0,5% – 0,03% között van. A következő 7.1. táblázat mutatja a legfontosabb bányászatra kerülő uránérceket. 7.1. táblázat: Uránérc-ásványok Urán ásvány Uraninit Davidit Brannerit Carnotit Tyuyaminit Autunit Torbernit Uranofan

kémiai összetétel UO2 (Fe, Ce, La, Y, U, Ca, Zr, Th) (Ti, Fe, Cr, V)3(O,OH) (U,Ca,Fe,Th,Y)3Ti5O16 K2(UO2)2(VO4) 2-3H2O Ca (UO2)2(VO4) · 5-8 H2O Ca (UO2)2(PO4)2 · 10-12 H2O Cu (UO2)2(PO4)2· 8-12 H2O Ca (UO2)2 SiO3(OH)2· 5H2O

Az urántartalmú érceket leggyakrabban felszíni vagy felszín közeli bányákban bányásszák, de előfordulnak mélyművelésű bányák is. A pécsi uránbányákban brannerit tartalmú (~0,1% urán tartalmú) ércet bányásztak mélyműveléssel. A bányászat során rendkívül fontos a vágatok megfelelő szellőztetése, mert az urán bomlása során fejlődő radioaktív radon (222Rn) és bomlástermékei tüdőrákot okozhatnak. Egyes bányákban távirányítású berendezésekkel fejtenek. A világ uránérc-készleteinek zöme Afrikában, Ausztráliában, Észak-Amerikában és Oroszországban található. A bányászott urántartalmú ércekből uránkoncentrátumokat állítanak elő. Ennek lépései:  A bányászott érc aprítása, törése 1 mm szemcseméret alá,  Fizikai dúsítás (flotációval vagy az aktivitás, illetve mágneses tulajdonságok alapján).  Vegyi kezelés. Ennek lényege, hogy az érc komponenseit oldatba viszik, leggyakrabban kénsavval (urán-szulfát-komplex keletkezik), ritkábban nátrium-karbonáttal (urán-karbonátkomplex keletkezik). A feltárás során gyakran adagolnak oxidálószert (MnO 2) is a feltáró oldatba, hogy a keletkező vanádium- és vasvegyületeket oxidálva, azok az oldhatatlan U4+ vegyületeket oldható U6+ vegyületekké oxidálják. Ezt követően a feltáró oldatból az uránvegyületet anioncserélő oszlopon megkötik, majd a megkötött uránvegyületet az oszlopról leeluálják és az elúciós oldatból ammóniával ammónium-diuranát formában kicsapják. Az uránvegyület elválasztása történhet folyadékextrakciós eljárással is, itt kerozinban oldott tributil-foszáttal (TBF) extrahálják ki az urán vegyületét (a TBF tömény salétromsavas oldatban komplexet képez az uránvegyülettel), majd az elválasztott szerves fázisban lévő uránvegyületet híg salétromsavas oldattal összerázva a komplex megbomlik, és az uránvegyület átmegy a vizes fázisba. A fontosabb reakciók: Urán oxidációja 2Fe2+ + MnO2 + 4H+ → 2Fe3+ + Mn2+ + 2H2O 2VO2+ + MnO2 → 2VO2+ + Mn2+ UO2 + 2Fe3+ → UO22+ + 2Fe2+ UO2 + 2VO2+ + 4H+ → UO22+ + 2VO2+ + 2H2O © Pátzay György, BME

www.tankonyvtar.hu

60


Savas feltárás UO3 + H2SO4 → UO2SO4 + H2O UO2SO4 ↔ UO22+ + SO42UO22+ + 3SO4 ↔ [UO2(SO4)3]4UO22+ + 2SO42- ↔ [UO2(SO4)2]2Lúgos feltárás UO2 + 1/2O2 + 3Na2CO3 + H2O → Na4UO2(CO3)3 + 2NaOH 2Na4UO2(CO3)3 + 6NaOH → Na2U2O7 + 3H2O +6Na2CO3 NaHCO3 + NaOH → Na2CO3 + H2O (NH4)4UO2(CO3)3 → 4NH3 + 3CO2 + UO3∙+ 2O . Az előállított uranil-vegyületeket a fűtőelemgyártás előtt további tisztításnak vetik alá a mellettük található neutron-mérgek (neutron-elnyelő, neutron-fogyasztó vegyületek, B, Cd) eltávolítására. A tisztítást tributil-foszfáttal (TBF, angolul TBP) végzett szerves extrakcióval valósítják meg. A TBFvegyülettel végzett szerves extrakciós elválasztást részletesen a kiégett fűtőelem hasadóanyagtartalmának kinyerésénél, a reprocesszálással foglalkozó 6. és 10. fejezetekben tárgyaljuk. A folyamat során a tömény salétromsavas oldatból az urán komplexként a szerves fázisba kerül, míg a szennyezők a savas-vizes fázisban maradnak. Az elválasztott szerves fázist híg salétromsavas oldattal összerázva, a komplex megbomlik és az urán újra vizes fázisba kerül. A híg vizes oldatot ezután bepárlással töményítik, majd levegőátáramlással hevítve az uranil-nitrát elbomlik, urán-trioxid és salétromsavas gőzök keletkeznek. A folyamatot a 7.1. ábra mutatja.

7.1. ábra: Az urán tisztítása Az uranilvegyületekből összefoglalóan a következő séma szerint állítanak elő UO2 oxidot, izotóp dúsításra UF6 gázt vagy fém uránt.


www.tankonyvtar.hu


61

Egy újabb bányászati eljárás az ún. in-situ leaching, vagyis helyben való kioldás, mely során a kioldó oldatot (gyakran szén-dioxidot és oxigént tartalmazó vizes oldat) sajtolnak le az uránérc tartalmú rétegbe, és az U4+-et U6+-tá oxidálják, és urán nátrium-uranil-karbonátként mobilizálódik, és oldatba kerül: 2UO2+O22UO3 UO3+2NaHCO3Na2UO2(CO3)2+H2O. Ezután a felszínre kerülő urántartalmú oldatból az uránvegyületet klorid formájú anioncserélő gyantaoszlopon megkötik: Na2UO2(CO3)2+2RCl R2UO2(CO3)2+2NaCl. Az uránvegyületet nátrium-klorid-nátrium-karbonát-oldattal leeluálják az ioncserélőről, majd savval a karbonátokat elbontják, és az így nyert kloridokat peroxiddal kezelve oxid-csapadékká alakítják: R2UO2(CO3)2+2NaCl+Na2CO3Na4UO2(CO3)3+2RCl Na4UO2(CO3)3+6HClUO2Cl2+4NaCl+3CO2+3H2O vagy Na2UO2(CO3)2+4HClUO2Cl2+2NaCl+2H2O UO2Cl2+H2O2+xH2OUO4xH2O+2HCl. Végül szűrés és vákuumszárítás után nyerik az U3O8 urán-oxidot, az ún. „sárga port”. A kitermelés felhagyása után a fúrt lyukakat átöblítik, redukálószerrel (hidrogén vagy etanol) mossák és lezárják. A redukálószer hatására a rétegben lévő mobilizált (U6+) urán újra oldhatatlan U4+ uránná redukálódik. Az in-situ kioldás sémáját és a „sárga port” mutatják a következő 7.2. és 7.3. ábrák.

7.2. ábra: In-situ uránkioldás © Pátzay György, BME

www.tankonyvtar.hu

62


7.3. ábra: Sárga por Az Angliában kifejlesztett Magnox üzemanyag fém uránrúd magnéziumötvözet tokozással (innen kapta a nevét). A Magnox-fűtőelem előállításának folyamatait foglalják össze a következő 7.4. és 7.5. ábrák.

7.4. ábra: Urán-tetrafluorid előállítása

7.5. ábra: Magnox-fűtőelem gyártása © Pátzay György, BME

www.tankonyvtar.hu


63

Az urán-tetrafluoridot magnézium forgáccsal 650 C-on fém uránná redukálják és rúddá öntik, magnézium ötvözetű csőbe tokozzák és különféle vizsgálatoknak vetik alá. A könnyűvizes reaktorokban általánosan alkalmazott urán-dioxid- (UO2) fűtőelem előállítása a következő lépéseket tartalmazza. Először a Magnox-fűtőelemek gyártásánál már ismertetett urántetrafluoridot állítják elő. A gyártás során először a tisztított urán-trioxidot (UO3) hidrogénnel végzett redukcióval urán-dioxiddá (UO2), majd hidrofluorozással urán-tetrafluoriddá (UF4) és végül uránhexafluoriddá (UF6) alakítják. Erre azért van szükség, mert az üzemelő reaktorok zömét adó könnyűvizes reaktorok (LWR – Light Water Reactors) nem képesek a 0,72% 235U tartalmú természetes uránból készült fűtőelemekkel fenntartani a láncreakciót, mert a könnyűvíz neutronelnyelése ezt nem teszi lehetővé. Ezért az ilyen reaktorokban 235U-ra enyhén dúsított (1,5–5%) urán-dioxid-pasztillákat alkalmaznak. Az izotópdúsítás pedig legkönnyebben az urán gáz halmazállapotú vegyületével, az uránhexafluoriddal (UF6) végezhető el. Az urán-hexafluorid-gázzá történő átalakítást, konverziót leggyakrabban száraz hidrofluorizációval vagy nedves folyadékextrakciós eljárással végzik (lásd következő 7.6. ábra).

7.6. ábra: Az U3O8 konverziója urán-hexafluoriddá (UF6) száraz és nedves hidrofluorizálással A gáz halmazállapotú urán-hexafluorid-vegyületen végzik el az izotópdúsítást, melynek során a dúsítóba belépő 0,71% 235U izotóptartalma a kilépő dúsított urán gázáramban 1,4–5%-ra nő, és a kilépő másik, 235U izotópban szegényített vagy pontosabban kimerült gázáramban 0,1–0,4%-ra csökken. Az alkalmazott izotópdúsító eljárások: 1. Gázdiffúziós dúsítás Ennek lényege, hogy az UF6 gázmolekulák porózus kerámiaalagút falain diffundálnak át, és a könnyebb izotópot tartalmazó gázmolekulák „előre sietnek”, míg a nehezebb komponens „hátramarad” (7.7. ábra). Hosszú, több száz méter hosszú alagútrendszert alkalmaznak a gázdiffúziós dúsításhoz.

7.7. ábra: A gázdiffúziós eljárás alapelve 2. Centrifugás izotópdúsítás Lényege, hogy a centrifuga közepébe bevezetett gázáramból a centrifugális erő hatására a nehezebb frakció a köpenynél, a könnyebb pedig a centrifuga belsejében dúsul fel és onnan leszívatható (7.8. ábra). Több száz centrifugát kapcsolnak sorba.


www.tankonyvtar.hu

64


7.8. ábra: A centrifugás izotópdúsítás 3. Atomgőzös lézeres izotóp dúsítás Lényege, hogy a lézersugár szelektív módon gerjeszti az 235U könnyebb magokat és UV-sugárzás hatására ionizálódnak, és az így keletkezett 235U ionok Faraday-cellával összegyűjthetők. Az urán-oxid-alapú fűtőelemgyártás következő lépésében a 235U izotópra dúsított (szobahőmérsékleten szilárd) UF6 gázt UO2 urán-oxiddá alakítják. Ennek lépései:  Az UF6 gázt vízrétegen buborékoltatják át, miközben UO2F2 vegyület keletkezik.  Az UO2F2 vegyületet ammóniaoldathoz adva ammónium-diuranát ((NH4)2U2O2) ülepedik ki.  Az (NH4)2U2O2 vegyületet hevítve U3O8 urán-oxid keletkezik.  Ezután az urán-oxidot hidrogénnel UO2 urán-dioxiddá redukálják.  Az urán-dioxidot finom porrá őrlik és szerves kötőanyaggal (polivinil-alkohol) összekeverik.  Az így kapott port tablettázzák és hőkezeléssel szinterelik. A szinterelést hidrogén atmoszférában 1650 C-on 24 óráig végzik.  A pasztillák végső átmérőjét (~10 mm) csiszolással érik el. A pasztillák fedlapjait tölcsérszerűen bemélyítik és az éleket 45-ban levágják. A csiszolás csökkenti a sugárzás hatására bekövetkező mechanikai kölcsönhatásokat. A gyártás fontosabb lépéseit mutatja a 7.9. ábra.

7.9. ábra: Urán-oxid alapú fűtőelem-pasztillák gyártása


www.tankonyvtar.hu


65

Tipikus UO2 fűtőelem-pasztillákat mutat a következő 7.10. ábra.

7.10. ábra: Urán-dioxid fűtőelem-pasztillák Átlagos anyagmérleg szerint 50000 tonna kibányászott uránércből 200 tonna sárga por (U3O8) készíthető. Ebből 25 tonna dúsított uránium-oxid (UO2) állítható elő, melyből UF6 gáz készíthető. Minden tonna UF6 gázból ~130 kg dúsított (~3,6% 235U) és 870 kg kimerült (~0,2% 235U) gáz kelekezik. A dúsított frakcióból urán-oxid (UO2) por készül, melyből fűtőelem-pasztillát készítenek és cirkóniumötvözet csövekbe töltik. Vegyes-oxid- (MOX Mixed Oxide) fűtőelemek előállítása A kiégett fűtőelemet feldolgozó, reprocesszáló üzemek egyik terméke az elválasztott plutónium mesterséges hasadóanyag, mely könnyűvizes reaktorokban elhasítható. Ugyancsak energia nyerhető az atomhatalmak szétszerelésre kerülő atombombáinak plutóniumtöltetéből is. A plutónium felhasználásával készíthető vegyes-oxid (MOX) alapú 3–7% PuO2 hasadóanyagot tartalmazó az izotópdúsítóból származó kimerült urán-oxid- (UO2) fűtőelem. Az így készített MOX-fűtőelem-köteget a könnyűvizes reaktorokban 1/3 arányban alkalmazzák a szokványos urán-oxid alapú fűtőelemkötegekkel. Franciaországban több mint 20 reaktor használ MOX-tartalmú fűtőelemeket. Az USA-ban a szétszerelt plutóniumtöltetű atombombák anyagából gyártanak MOX-fűtőelemeket (7.11. ábra). Természetesen az atomfegyverekből származó plutóniumban sokkal magasabb a hasadóképes 239Pu aránya (>95%), mint a reprocesszálásból származó plutóniumban (55–60%).

7.11. ábra: MOX-fűtőelemek gyártása szétszerelt plutóniumbomba töltetéből


www.tankonyvtar.hu

66


Fűtőelem-készítés A tablettákból fűtőelemrudakat (pálcákat) készítenek oly módon, hogy cirkónium-alapú (99%Zr+1%Nb) ötvözetből készült csőbe töltik, az utolsó tabletta után alumínium-oxid-pasztillát helyeznek el, és a tablettákat rugóval szorítják össze. A rugó által elfoglalt gáztér kompenzációs gáztérként szolgál a gáz halmazállapotú hasadási termékek számára és a hőtágulás kiegyenlítésére. Végül 68–136 bar nyomású héliumgázzal megtöltik és gáztömören lehegesztik. A fűtőelemrudakat (pálcákat) négy- vagy VVER-reaktorok esetén hatszögletű keretekkel fogják össze szigorú geometriai elrendezésben fűtőelemkötegekké, melyek a reaktorok aktív, hasadóképes töltetének alapegységei. Ezt a folyamatot mutatja a következő 7.12. ábra.

7.12. ábra: Nyugati PWR-reaktor fűtőeleme és fűtőelemkötege A fűtőelem-készítés lépéseit foglalják össze a 7.13.–7.16. ábrák.

7.13. ábra: Uránkonverzió


www.tankonyvtar.hu


67

7.14. ábra: Fűtőelem-pasztillák előállítása

7.15. ábra: Fűtőelemrudak (pálcák) előállítása


www.tankonyvtar.hu

68


7.16. ábra: Fűtőelemkötegek előállítása

7.17. ábra: A világ<40 US$/kg költségigényű bizonyított uránkészletének termelők szerinti megoszlása 2006-ig és előrejelzések


www.tankonyvtar.hu


69

2006-ban közel 40000 tonna volt az éves urántermelés, melyben ausztrál bányák 19%-ban, kanadai bányák 25%-ban, kazakisztáni bányák 13%-ban, namíbiai bányák 8%-ban, nigeri bányák 9%ban, oroszországi bányák 8%-ban, USA-bányák 5%-ban és üzbég bányák 6%-ban részesedtek. 2009-es termelési adatok szerint a világ atomerőműveiben üzemelő blokkok száma 442, elektromos teljesítményük 377222 MWe, a termelt villamos energia 2560 TWh volt, és fűtőelemigényük uránban kifejezve 68646 t volt. Az uránban kifejezett éves fűtőelem-termelés 50772 t volt. 2010-ben 1 kg urán-oxid alapú fűtőelem átlagos költsége 2555 US$ volt, ezen belül az ehhez szükséges 8,9 kg U3O8 ára 1028 US$, a belőle származó 7,3 kg urán dúsításának ára pedig 1197 US$ volt. Ebből a hasadóanyagból 45000 MWnap/t kiégési szintnél 360 MWh energia nyerhető és ebből 0,71 cent/kWh fajlagos ár adódott. A 7.17. ábrán a <40 US$/kg költségigényű bizonyított uránkészletek termelők szerinti megoszlását mutatja a múltban (2006-ig) és a jövőre kivetítve. Az ábrából jól látszik, hogy az 1980-as évek nagy termelői háttérbe szorultak, és Ausztrália, Kanada és Kazahsztán vette át a szerepüket. Az ábrából az is látszik, hogy a reaktorok növekvő uránigényét egyre inkább csak a drágábban kitermelhető uránkészletekből lehet biztosítani. Felhasznált irodalom P. A. Baisden, G. R. Choppin, RADIOCHEMISTRY AND NUCLEAR CHEMISTRY – Nuclear Waste Management and the Nuclear Fuel Cycle, 2008, Encyclopedia of Life Support Systems (EOLSS)


www.tankonyvtar.hu

70

8.


ATOMREAKTOROK ÜZEMELÉSÉNEK JELLEMZŐI, VÍZÜZEMEK

A könnyűvizes atomerőművek termikus hatásfokai nem érik el a fosszilis tüzelőanyagú erőművek 36–39%-os hatásfokát. Ennek oka, hogy pl. a nyomottvizes atomerőműveknél egyszeri átömlésű (once through) gőzfejlesztő mellett csak kis mértékű 17–34 C-os túlhevítés érhető el. Az U-csöves recirkulációs gőzfejlesztővel ellátott PWR-ek és a BWR-ek esetén pedig még túlhevítés sincs. Így az elérhető hatásfok ezeknél az erőműveknél maximum 32-33%, mert nagyobb a hőveszteség a kondenzátor hűtővize felé. A jelenleg üzemelő erőművi atomreaktorok üzemelését a két legfontosabb reaktortípus, a nyomottvizes (Pressurized Water Reactor - PWR, Vada-Vadjanüj Energeticseszkij Reaktor - VVER) és a forralóvizes (Boiling Water Reactor - BWR) működésén mutatjuk be.

8.1. PWR nyomottvizes reaktorok üzemelése Egy nyugati gyártmányú PWR tipikusan 100 tonna hasadóanyagot tartalmaz, döntően urán-oxid (UO2) formában. Az urán-oxid-tablettákat leggyakrabban cirkónium-nióbium-ötvözetből készült csövekben helyezik el. A gáztömör csöveket négyszögletű, vagy a VVER-reaktorok esetén hatszögletű fűtőelemkötegekbe foglalják. A PWR-erőművek 18–24 hónapot üzemelnek, majd a fűtőelemek átrakása, részbeni kirakása és pótlása következik. Az átrakás során a fűtőelemek körülbelül egyharmada kikerül az aktív zónából és ugyanannyi friss fűtőelem kerül a helyükbe. A kikerülő fűtőelemeket a reaktor környékén elhelyezkedő, vízzel telt hűtőmedencébe helyezik „hűtés” céljából. A hűtés során cél nemcsak a bomlások során fejlődött hő elvezetése, hanem a rövidebb élettartamú radioaktív izotópok elbomlásának biztosítása is. A fűtőelemeket tartalmazó aktív zóna a reaktortartályban helyezkedik el. A tartály hajlított acéllemezekből vagy kovácsolt övekből hegesztéssel készül, és alul és felül domború kupolával zárul. A fűtőelemek átrakása során a reaktortartály fedelét leszerelik. A reaktivitást döntően a szabályozó rudakkal szabályozzák. A szabályozó rudak többek között bórt tartalmaznak, mely neutronelnyelő tulajdonságokkal rendelkezik. A rudak kiemelésével és besüllyesztésével szabályozzák a láncreakciót fenntartó neutronok számát. A szabályozó rudakat hosszú, vékony fémrudak kötik össze a tartály fölött elhelyezkedő, szabályozó rudakat meghajtó mechanizmussal. Leálláskor a szabályozó rudakat néhány másodperc alatt teljesen besüllyesztik az aktív zónába a láncreakció azonnali leállítása céljából (8.1. ábra).

8.1. ábra: PWR-reaktortartály az aktív zónával és szabályozó rudakkal Az aktív zónán átáramló primerköri vízben bórsavat is oldanak, és az oldott bórsav koncentrációjának változtatásával végzik a reaktivitás finom szabályozását. A PWR reaktortartályához 2-4 hűtőkör (a VVER-440 reaktornál 6) kapcsolódik a hasadás során keletkezett hő elszállítása céljából. Minden egyes hurok tartalmaz egy gőzfejlesztőt (hőcserélőt), egy keringető szivattyút és csővezeték rendszert. A reaktortartály és a gőzfejlesztő közötti csőszakaszt szokás meleg ágnak (hot leg), a gőzfejlesztőtől a reaktortartályba vezető, lehűlt hűtőközeget tartalmazó csőszakaszt pedig hideg ágnak © Pátzay György, BME

www.tankonyvtar.hu

8. Atomreaktorok üzemelésének jellemzői, vízüzemek

71

(cold leg) nevezni. Az aktív zónán átáramló hűtőközeg 295–326 C-ra melegszik, de a hűtővíz a magas nyomás miatt (120–160 bar) nem forr fel (ezért nevezik nyomottvizes reaktornak). A forró primerköri víz hőtartalmának egy részét a gőzfejlesztőben átadja a szekunder vízkörnek, miközben 267–291 C-ra hűl le (8.2. ábra).

8.2. ábra: PWR-reaktor primer köre térfogat-kompenzátor nélkül A hűtőkörök (hurkok) egyike tartalmazza a megfelelő primerköri nyomást biztosító térfogatkompenzátort vagy térfogat-kiegyenlítőt. Ez egy vízzel részlegesen töltött fémhenger, és a forró ághoz csatlakozik. A kiegyenlítő alsó részében elektromos fűtőszálak helyezkednek el. Ha a nyomás növelése a cél, a fűtőszálakat bekapcsolják. A hideg ágból egy csővezeték vezet a kiegyenlítőbe, melyből „hideg” víz permetezhető a kiegyenlítő vizébe, lecsökkentve annak hőmérsékletét és így a primerköri nyomást is. Emellett a kiegyenlítő térfogatot biztosít a melegebb víz hőtágulására és a lehűlt víz összehúzódására (térfogat-kompenzátor) (8.3. ábra).

8.3. ábra: PWR-reaktor primer köre térfogat-kompenzátorral © Pátzay György, BME

www.tankonyvtar.hu

72


A térfogat-kompenzátort a túlnyomás okozta sérüléstől egy biztonsági szeleppel összekötött leürítő tartállyal védik. Túl nagy nyomás esetén a biztonsági szelep kinyit, és a forró folyadék egy része a leürítő tartályba kerül. Megfelelő nyomás elérése után a szelep bezár (8.4. ábra). A tartályból származó levegőbuborékok fedél alatti összegyűlésének elkerülésére egy csővezetékrendszert építettek ki, mely a hideg ághoz csatlakozik (8.5. ábra).

8.4. ábra: PWR-reaktor primer köre leürítő tartállyal

8.5. ábra: PWR-reaktor primer köre reaktorfejszellőzővel

A reaktortartályhoz kapcsolódó berendezések és szerelvények együttesen alkotják a PWR-reaktor primer körét. A legtöbb PWR esetén a primer kört teljes mértékben egy biztonsági tartályba, az ún. konténmentbe zárják. A konténment 1,5–1,8 m vastag vasbeton fallal rendelkezik az alapnál, és 0,46– 0,91 m a falvastagság a kupolánál. Egy primerköri csőtörés esetén jelentős hőenergia szabadul fel, és a felszabaduló gőz révén megnő a konténmentben a nyomás. A falvastagságot úgy tervezték, hogy nagy valószínűséggel ellenálljon az ilyen esetben kialakuló nyomásnövekedésnek, és visszatartsa a kiszabaduló illékony radioaktív izotópokat (8.6. ábra). A gőzfejlesztőben a primerköri víz többlet-hőtartalmát a hőcserélő másik oldalán áramló szekunderköri hűtővíz veszi át, miközben részben elgőzölög. A szekunderköri fő tápvíz-szivattyú a kondenzátor forróvíz-gyűjtőjéből szállítja a vizet a gőzfejlesztőbe. A szivattyú szállítását úgy vezérlik, hogy a gőzfejlesztő szekunder oldalán állandó vízszint legyen. A szekunder körben a víznyomás 46– 63 bar, és a gőzfejlesztőbe belépő 210–220 C-os szekunderköri víz hőmérséklete 260–280 C-ra hevül. A fő gőzkör szállítja a gőzt a gőzfejlesztőből a turbinákra. A keletkezett gőz mennyisége a reaktor teljesítményének függvénye. A gőzsugár forgatja a turbinákat állandó, percenként 1800 vagy 3600 fordulattal (8.7. ábra).


www.tankonyvtar.hu


73

8.6. ábra: PWR-reaktor primer köre biztonsági tartállyal (konténmenttel)

8.7. ábra: PWR-reaktor szekunder körrel A fő gőzrendszer csővezetékeit védik a túlnyomástól. Határérték feletti gőznyomás esetén a biztonsági szelepek nyitnak és a felesleges gőzt lefúvatják a környezetbe. A határérték alá csökkent nyomás elérésekor a szelepek lezárnak. A turbina elektromos generátorhoz kapcsolódik, és a termelt villamos áramot feszültségnövelő transzformátorokon keresztül a hálózatba táplálják. A fő tápvíz- és gőzrendszert együtt szekunder körnek nevezik. A szekunder kör döntő része a turbinaépületben (csarnokban) helyezkedik el. A turbinacsarnok nem annyira masszív építmény, mint a primer kört magába foglaló konténment épülete (8.8. ábra).


www.tankonyvtar.hu

74


8.8. ábra: PWR-reaktor szekunder körrel és lefúvató szeleppel A turbináról távozó fáradt gőz a kondenzátorba jut, ahol a környezetből vett hűtővízzel (folyó, tó, tenger stb.) hűtőcsövek segítségével lekondenzál. A forró víz a forróvíz-gyűjtőbe kerül. A kondenzátor hűtővize mintegy 12 C-kal felmelegedve jut vissza a vízforrásba (8.9. ábra).

8.9. ábra: PWR-reaktor kondenzátor hűtéssel A PWR-reaktorok biztonságáról, a legveszélyesebb zónaolvadás elkerüléséről a zóna vészhűtő rendszer (ECCS-Emergency Core Cooling System) gondoskodik. A Paksi Atomerőműben a zóna vészhűtő rendszert zóna üzemzavari hűtőrendszernek (ZÜHR) nevezik. A magas-, közepes- és kisnyomású hármas egységből álló ECCS-rendszer két fokozata elektromos energiával működtetett szivattyúkkal, egy egysége pedig elektromos külső energia nélkül ún. hidroakkumulátorokkal működik. Ezek a hidroakkumulátorok olyan zárt fémtartályok, amelyekben nitrogén atmoszférával nyomás alá helyezett, megfelelő koncentrációjú bóros vízoldat van. Ha a primerköri nyomás a normál nyomás 50%-a alá esik, egy hasadó tárcsa kinyit, és a gáznyomás hatására a hideg pót-hűtővíz a hideg ágba ömlik (8.10. ábra). © Pátzay György, BME

www.tankonyvtar.hu


75

8.10. ábra: PWR-reaktor hidroakkumulátorokkal Kis szivárgás és nyomáscsökkenés esetén az átrakó tartályból pót-hűtővizet szivattyúznak a hideg ágba. A harmadik biztonsági hűtőkörben a zóna üzemzavari hűtőrendszer tartályából szivattyúval szállítják a pót-tápvizet a primerköri vízveszteség pótlására (8.11. ábra).

8.11. ábra: PWR-reaktor a zóna üzemzavari hűtőrendszerrel Normál üzemmódban a primerköri víz részáramban folyamatosan áramlik az ioncserélőkön és a szint ellenőrző tartályon keresztül. Részben ezzel szabályozzák a primer kör vízkémiáját. A zóna üzemzavari vészhűtő rendszer és vízkémiát szabályzó rendszerelemek zöme a segédépületben helyezkedik el. Mivel a segédépületi berendezések radioaktív folyadékokat és gázokat tartalmaznak, a segédépület levegőjét szűrik és ellenőrzik (8.12. ábra).


www.tankonyvtar.hu

76


8.12. ábra: PWR-reaktor szellőző és kibocsátást ellenőrző rendszerrel Üzemzavari helyzetben a konténmentben felül elhelyezkedő sprinkler- vagy befecskendező-hűtőrendszer a zóna üzemzavari hűtőrendszer-tartály vizét permetezi hűtés céljából. Nagy primerköri csőtörés esetén az elfolyó radioaktív primerköri vizet és a lefolyó permetezett vizet a konténment zsomprendszere gyűjti össze. Az itt összegyűlt víz hűtés után a sprinkler-hűtő-rendszerbe visszatáplálható. Végül a szekunderköri tápvízáramlás leállása esetén egy segéd-tápvízrendszer szivattyúz vizet a gőzfejlesztő szekunder oldalára, megfelelő hűtés biztosítására (8.13. ábra).

8.13. ábra: PWR-reaktor zsomprendszerrel és szekunderköri segéd-tápvízrendszerrel


www.tankonyvtar.hu


77

7. animáció Egy PWR-reaktor felépítését és vízköreinek működését szemlélteti a 7. hangos animáció

8.2. BWR forralóvizes reaktorok üzemelése Egy nyugati gyártmányú BWR-reaktor aktív zónájában mintegy 100 tonna fűtőelem helyezkedik el. A legtöbb BWR-fűtőelem urán-oxid- (UO2) tablettákat tartalmaz fémcsövekbe töltve. A fűtőelemrudakat (pálcákat) általában négyzetes fűtőelemkötegekbe foglalják. Egy tipikus BWR-reaktorban 764 fűtőelemköteg helyezkedik el. A BWR-erőművek 18–24 hónapig üzemelnek két átrakás között. Az átrakás során a fűtőelemek mintegy egyharmada kerül ki, és ugyanannyi friss fűtőelem kerül be a reaktorba. Az aktív zóna a reaktortartályban helyezkedik el, a 18 cm falvastagságú tartály acélból készült. A tartály hajlított acéllemezekből vagy kovácsolt övekből hegesztéssel készül, és alul és felül domború kupolával zárul. A fűtőelemek átrakása során a reaktortartály fedelét leszerelik (8.14. ábra).

8.14. ábra: BWR-reaktor a reaktortartállyal és az aktív zónával A reaktortartályba belépő primerköri víz áthalad az aktív zónán és egy része felforr, gőzzé alakul. Az aktív zóna fölött elhelyezkedő gőzszeparátoron (cseppleválasztó) és gőzszárítón (túlhevítő) a gőz áthalad, leválnak a vízcseppek és a reaktorban lévő vízzel egyesülnek. Így a reaktortartályból szárított gőz távozik. A reaktivitást bórtartalmú, szabályozó rudakkal szabályozzák. Egy szabályozó rúd négy fűtőelemköteg között mozog az aktív zónában. A szabályozó rudak a reaktortartály alsó részén helyezkednek el. Teljesen kihúzva az aktív zónából a reaktortartály alsó részében maradnak és hidraulikus dugattyúk mozgatják őket. A dugattyú alatt lévő víz nyomásnövekedése az aktív zónába, a dugattyú feletti alkalmazott nyomásnövekedés pedig az aktív zónából kifelé mozgatja a szabályozó rudat. Normál üzemmódban a szabályozó rudak 1,5 cm-es lépésközökkel mozgathatók. Leálláskor néhány másodperc alatt teljesen besüllyeszthetők az aktív zónába (8.15. ábra).


www.tankonyvtar.hu

78


8.15. ábra: BWR-reaktor szabályozó rudakkal A reaktor hűtővize két hurokból áll, és mindegyik hurok tartalmaz egy keringető szivattyút motorral, tömítéssel és szabályozó szeleppel. A hurkokban a reaktorból kifolyó vizet visszaszivattyúzzák a reaktorba, ahol vízsugár-szivattyúkkal a reaktortartály alsó részébe, az aktív zóna alá ömlik. A hurkokban történő áramlás szabályozásával szabályozzák a reaktor teljesítményét. Növelve a hurkokban az áramlási sebességet, több víz lép be a reaktorba és több gyorsneutront lassít le (moderál), így növekszik a hasadási sebesség, nő a reaktor teljesítménye. Ellenkező esetben, csökkentve a térfogatáramot, kevesebb víz lép be a reaktorba, kevesebb termikus neutron keletkezik és csökken a reaktor teljesítménye (8.16. ábra).

8.16. ábra: BWR-reaktor keringető rendszerrel és cseppleválasztóval


www.tankonyvtar.hu


79

A fő gőzkörön át a reaktortartályból „száraz” gőzt juttat a turbinákra négy csővezetéken keresztül. A keletkezett gőz mennyisége arányos a reaktor teljesítményével. A turbina egy nagynyomású és három kisnyomású egységből áll, és a gőz először a nagynyomású egységbe lép be. A gőzsugár hatására a turbinák percenként állandó 1800–3600 fordulattal forognak. A nagynyomású fokozatról kilépő gőz a cseppleválasztó-újrahevítő egységbe jut. Itt eltávolítják a vízcseppeket. Az egységből kilépő gőz három ágra oszlik és párhuzamosan lép be a kisnyomású turbinaegységbe (8.17. ábra).

8.17. ábra: BWR-reaktor gőzelvezetéssel és turbinákkal


www.tankonyvtar.hu

80


A turbina tengelyéhez kapcsolódik a generátor rotorja, és a generátor által termelt villamos áram feszültségét egy transzformátorral megnövelve betáplálják a hálózatba. Ha megnövekszik a reaktor teljesítménye és több gőz keletkezik, akkor a turbina ellenőrző szelepe kinyit és befogadja a többletgőzt, így biztosítva a turbina beömlésnél az állandó nyomást. Ha a turbinát kézi vezérléssel vagy automatikusan leállítják, ez a szabályozó szelep azonnal lezár. A turbina és a generátor a reaktortartályt tartalmazó konténmenten kívül, a turbinaépületben helyezkednek el. A konténment falán kilépő mind a 4 gőzvezeték mindegyike 2 kizáró szeleppel van ellátva, melyek baleset esetén lezárnak a hűtőközeg-veszteség és radioaktivitás kijutásának megelőzésére (8.18. ábra).

8.18. ábra: BWR-reaktor kizáró szelepekkel


www.tankonyvtar.hu


81

A gőzvezetékek védelmére biztonsági lefúvató szelepeket építettek be, hogy a turbinaleállító szelepek gyors lezárásakor fellépő nyomásnövekedés hatását ellensúlyozzák. Ilyen esetekben a biztonsági lefúvató szelepek nyitnak. Ezeket a szelepeket úgy vezérlik, hogy kis nyomásnövekedés esetén csak néhány, nagyobb nyomásnövekedés esetén több vagy mindegyik szelep kinyit. A lefúvató szelepen távozó gőz egy elnyelető medencébe jut, ahol a nagy mennyiségű vízben lekondenzál. A medencében található mintegy 3800 m3 víz elnyeli a lefúvató szelepektől áramló gőzt éppúgy, mint a konténment belsejében eltörött csővezetékekből kiáramló gőzt vagy vizet. Az elnyelető medence hatékonyan korlátozza a konténmentben kialakuló hőmérsékletet, illetve nyomást (8.19. ábra).

8.19. ábra: BWR-reaktor elnyelető medencével


www.tankonyvtar.hu

82


A három kisnyomású turbináról kilépő gőz a kondenzátorba kerül, melyet forróvíz-gyűjtőnek (hotwell) is neveznek. A kondenzátor hűtését közeli tavakból, folyókból, tengerekből kivett hidegvíz-árammal végzik. A kondenzátorban lekondenzált gőz vákuumot hoz létre a turbina felé, és ezzel elősegíti a turbinában áramló gőz kiterjedését, a turbina hatékonyabb forgatását. Az elektromos motorokkal hajtott kondenzátor-szivattyúk továbbítják a kondenzátorból a vizet a kondenzátum-tisztító szűrő-ioncserélő oszlopokra, ahol kiszűrik a lebegő és ionos részben radioaktív komponenseket, majd a tisztított víz a reaktortartályba tér vissza. Mivel a kondenzátorban vákuum, míg a reaktortartályban kb. 70 bar nyomás van, a kondenzátum nyomásnövelő szivattyúi a szükséges nyomásra növelik a reaktortartályba belépő víz nyomását. A gőzsugár-hajtású tápvíz-szivattyúk szállítják a vizet a konténmentben lévő reaktortartályba. Mindegyik tápvíz-vezetéket egy visszacsapó szeleppel (nem kizáró szelep) látják el, hogy a víz belépését engedélyezzék, de a visszaáramlást ne, és megakadályozzák a reaktorhűtővíz elfolyását (8.20. ábra).

8.20. ábra: BWR-reaktor kondenzátum- és tápvízrendszerrel © Pátzay György, BME

www.tankonyvtar.hu


83

A maradék- (remanens-) hő-elvonó rendszernek számos feladata van. A reaktor leállításakor lehűti a rendszert, hűti az elnyelető medence vizét normál üzemmódban és üzemzavar esetén, továbbá üzemzavari helyzetben tápvizet szolgáltat az aktív zóna hűtésére. A zóna befecskendező-permetező (spinkler-) rendszer szerepe üzemzavar vagy baleset esetén: az elnyelető medence vizét a reaktortartályba juttatja, pótolva a csőtörés során elfolyt hiányzó hűtőközeget (8.21. ábra).

8.21. ábra: BVWR-reaktor maradékhő-elvonó és -elnyelető zuhanyozó rendszerrel


www.tankonyvtar.hu

84


Kis szivárgások esetén, amikor a hűtővíz elfolyik, de a reaktortartály nyomása nem csökken jelentősen, a nagynyomású tápvízpótló rendszer szivattyúz be egy tároló tartályból megfelelő mennyiségű pót-hűtővizet. A reaktorba visszatérő kb. 38 C-os tápvizet néhány kisnyomású regeneratív előmelegítő hevíti a turbináról megcsapolt gőzzel. Ezzel javítható a reaktor termikus hatásfoka. Az ily módon előmelegített tápvíz hőmérsékletét tovább növelik a nagynyomású turbinaegységről elvezetett gőzzel a nagynyomású tápvíz-előmelegítőkben 190–204 C-ra (8.22. ábra).

8.22. ábra: BWR-reaktor tápvíz regeneratív előmelegítésével


www.tankonyvtar.hu


85

8.3. Atomerőművek vízüzeme A témakörben a legelterjedtebb könnyűvizes atomerőmű-típus, a nyomottvizes (PWR-, VVER-) reaktorok vízüzemét tárgyaljuk. A nyomottvizes atomerőművek primerköri vizét hőhordozóként és egyidejűleg moderátorként alkalmazzák. A korróziós károk elkerülésére bizonyos követelményeket támasztanak a primerköri vízösszetételellel szemben. A fontosabb követelmények:     

a szerkezeti anyagok minimális fémveszteségének biztosítása, a szelektív korróziós folyamatok megakadályozása, a primerköri felületek kontaminációjának minimalizálása, a korróziós termékek kiülepedésének megakadályozása a hőátadási felületeken, a radiolízissel keletkező oxigénképződés visszaszorítása.

A primerköri szerkezeti anyagok típusai általában a következők:    

egyes berendezések és csővezetékek ausztenites rozsdamentes acélokból, a fűtőelemrudak burkolata cirkónium-nióbium-ötvözetekből, a gőzfejlesztők csövezése nikkel-króm-vas-ötvözetekből, és egyes erőművekben kisebb berendezések magas krómtartalmú ötvözetekből készülhetnek.

A primerköri vízkémia kialakításában eltérő megoldást választottak a nyugati PWR- és a szovjet VVER-reaktorok esetén. 8.3.1. PWR-reaktorok primerköri vízkémiája A reaktor neutronháztartásának finom szabályozására a primerköri vízbe bórsavat adagolnak. A vízben kialakuló bórsav-koncentrációt, annak változását neutronfizikai megfontolások alapján szabályozzák. A 10B izotóp reagál a termikus neutronokkal 7Li izotóp keletkezése közben. 10

B(n,)7Li

A bórsav-koncentráció 0–2,5 g B/kg értékek között változhat, és a kiégés során folyamatosan csökkentik a bórsav koncentrációját. További adalék nélkül a víz pH értéke 25C-on 4,2–7,0 értékek között változik. Mivel a bórsav növekvő hőmérsékleten reverzibilisen polikondenzációra (több bórsavmolekula egyesülésére) hajlamos, és ez csökkenti a disszociációját, ezért lúgosítás nélkül 300 C környékén a bórsavas oldat pH-ja 5,7 érték környékén van. A fémionok fokozott oldódásának és a szelektív korróziós folyamatoknak az elkerülésére szükséges ezen pH érték eltolása lúgosabb értékek irányába. Például a gyakori korróziós termék magnetit (Fe3O4) oldhatósága 300 C-on, pH=6,7 értéknél minimális, a nikkel-ferritek esetében pedig ez a pH=7,4 értéknél van. Egyes korróziós termékek oldhatósága a pH-értéken kívül a hőmérséklettől is függ. Adott pH értéken a korróziós termékek oldhatóságának hőmérsékletfüggése lehet pozitív, negatív vagy közel semleges. Kisebb pHértékeknél az oldhatóság hőmérsékletfüggése negatív (azaz növekvő hőmérséklettel csökken az oldhatóság), míg nagyobb pH értékeknél az oldhatóság hőmérsékletfüggése pozitív lesz. Így a hőmérsékletfüggő oldhatóságok esetén a hőmérséklet befolyásolja a korróziós termékek oldott mennyiségét. Negatív hőmérsékletfüggés esetén nő a forró felületeken, így a fűtőelemrudak közelében kiülepedett korróziós termékek hányada. A korróziós termékek oldhatóságának pozitív hőmérsékletfüggése esetén pedig a hidegebb helyeken, így a gőzfejlesztő csöveinél nő meg a korróziós termékek kiülepedése. A PWR-reaktorok primerköri vizében leggyakrabban LiOH adagolásával lúgosítanak. (A szovjet VVER-reaktorokban ezt KOH-adagolással érik el). A 7Li a 10B magreakciójából is keletkezik, ezért a LiOH-val végzett lúgosítás viszonylag egyszerű. A 6Li izotóp neutronok hatására tríciumot képez, 6


Li(n,)3H

www.tankonyvtar.hu

86


ezért ennek elkerülésére a lúgosításhoz a 7Li-ra legalább 99,99%-ban dúsított 7LiOH-vegyszert alkalmaznak. Az optimális pH=7,4 érték eléréséhez a bórsav-koncentráció és a hőmérséklet függvényében körülbelül 6 mg/kg lítiumkoncentráció biztosítása szükséges. Mivel a magasabb lítiumkoncentráció a cirkóniumötvözetek fokozott korrózióját eredményezheti, ezért a lítiumkoncentrációt 2,2 mg/kg értéken maximálták. A ciklus kezdetére jellemző 1200 mgB/kg víz–bórsav-koncentráció esetén így a pH értéke csak pH=6,9 lesz. A ciklus során a bórsav fokozatos kivonásával pH=7,4 értéket érnek el, melyet aztán a továbbiakban állandóan tartanak úgy, hogy a lítiumkoncentrációt is csökkentik. Egy tipikus Li/B-üzemvitelt mutat a következő 8.23. ábra.

8.23. ábra: PWR-reaktor primer körében a Li/B-üzemvitel Másik megközelítés az ún. koordinált Li/B-vízüzem, mely során a kezdetben maximálisan lehetséges pH~6,9 értéket végig tartják a ciklus során, a lítiumot a bórsavval párhuzamosan vonják ki a primerköri vízből. Egyik vízüzemmódban sem alkalmaznak 2,2 mgLi/kg értéknél magasabb lítiumkoncentrációt. Kedvezőtlen körülmény az is, hogy kicsi a bórsavban a neutronokkal reakcióképes 10B izotóp aránya (19,78%), ezért erre az izotópra dúsított bórsav alkalmazása esetén kisebb oldott-bórsav-koncentrációval (és LiOH-koncentrációval) érhető el a kívánt neutronelnyelő hatás. Dúsított bórsav alkalmazásával lehetőség nyílik pH=7,4 értékű koordinált Li/B-vízüzemet működtetni anélkül, hogy a maximálisan megengedett lítiumkoncentrációt túllépnék. További előny, hogy ez esetben változatlan kémiai összetétel mellett magasabb kezdeti reaktivitás ellensúlyozható, és így magasabb kiégési szint és hosszabb ciklus érhető el. A dúsított bórsav alkalmazásának hátránya a magasabb vegyszerköltség és bonyolultabb, költségesebb analitikai ellenőrzés. Az oxigén és hidrogén szerepe Az erős sugárzás következtében a víz radiolízise megy végbe. A gamma-sugárzás és a gyorsneutronok indukálta protonszórás következtében keletkezett sugárhatás kémiai köztes termékei a hidrogén- és hidroxilgyökök. Ezek rekombinációja mellett H2 és H2O2 is keletkezik, mely utóbbi magasabb hőmérsékleteken vízre és oxigénre bomlik. A szerkezeti elemek és a fűtőelem-burkolatok korróziójának elkerülésére a vízben oldott oxigén koncentrációját 0,01 mgO2/kg érték alatt kell tartani.


www.tankonyvtar.hu


87

Ezért a primerköri vízben redukálószerként az oldott hidrogén koncentrációját 1 mg H2/kg víz értékre növelik az oxidáló gyökök lekötése céljából. OH.+H2H2O+H H+H2O2H2O+OH . Normál üzemmódban ezért a primerköri vízben nincsenek radiolízis termékek, a H2 és OH. kivételével. Vészhelyzetben a keletkező gázok eltávolíthatók. A megengedett maximális oldotthidrogén-koncentráció kb. 4 mgH2/kg, ennél magasabb hidrogénkoncentráció a fűtőelem-burkolat károsodását okozhatja. A primerköri vízben oldott vegyületek, például kloridok és vas- (III) ionok befolyásolhatják a radiolízis-termékek rekombinációját. A klorid-ionok a pontkorróziót is elősegítik. Jelenlétük megemelheti a radiolízis-termékek és az oldott oxigén koncentrációját, ezért mennyiségüket a lehető legkisebb értékre kell leszorítani. A PWR-reaktorokra előírt primerköri koncentrációértékeket mutat a következő 8.1. táblázat. 8.1. táblázat: PWR-reaktorok primerköri koncentrációértékei komponens

LiOH KOH H2 O2 ClF-

EPRI (USA)

Westinghouse (USA)

VGB (Németo.)

0,2–2,2 – 2,2–4,5 <0,01 <0,15 <0,15

0,7–2,2 – 2,2–4,4 <0,005 <0,15 <0,15

0,2–2,2 – 1–4 <0,005 <0,2 -

Siemens/ KWU (Németo.) 0,2–2,0 – 2–4 <0,005 <0,2 -

J-PWR (Japán) 0,45–2,2 – 2,2–3,15 <0,005 <0,05 <0,1

EdF (Franciao.) 0,6–2,2 – 2,2–4,4 <0,1 <0,15 <0,15

VVER 440/100 (Oroszo.) – 2–22 2,7–4,5 <0,01 <0,1 <0,05

A hűtőközeg aktivációs termékei A keringetett primerköri víz ciklusidejének mintegy 10%-át (~2s) nagy intenzitású sugárzó térben tölti. Ezen időben különböző magreakciók lépnek fel és radioaktív termékek keletkeznek. Gyors neutronok hatására az 16O izotópok 16N izotóppá aktiválódnak: 16

O(n,p)16N-+16O .

Normál üzemben a 16N izotóp a domináns radioaktív izotóp a primerköri vízben. Magas aktivitáskoncentrációja és nagy energiájú gamma-sugárzása révén jelentős dózisteljesítményt okoz. Betonvédelemmel csökkentik sugárzását. Jelenléte miatt jól detektálható a primerköri vízszivárgás. A gyorsneutronok rugalmas ütközése a víz hidrogénatomjaival (protonszórás) gyors protonokat eredményez, melyek ugyancsak felaktiválják az 16O magokat: 16

O(p,)13N-+13C

és az 18O magokat: 18

O(p,n)18F-+18O .

Különösen fontos a radioaktív trícium jelenléte. Kis energiájú (lágy) béta-sugárzása miatt nem járul jelentősen hozzá a kialakult dózisteljesítményekhez, bár nagy mennyiségben keletkezik és kémiai módszerekkel nem távolítható el a vizes oldatokból és gázokból. A következő 8.2. táblázat foglalja össze a tríciumot eredményező magreakciókat egy 1300 MWe teljesítményű PWR-reaktorban.


www.tankonyvtar.hu

88


8.2. táblázat: Tríciumot eredményező magreakciók Magreakció 235 U(n,f)3H és 239Pu(n,f)3H 10 B(n,2)3H 7 Li(n,n)3H 6 Li(n,)3H 2 H(n,)3H Összesen primerköri vízben

Forrás három hármas hasadási termék bórsav 7 LiOH és 10B(n,)7Li LiOH 6Li szennyezője a víz 2H szennyezője

Aktivitás (Bq/év) 6,6.1014 4,8.1013 5,5.1011 5,5.1011 9,2.1011 7,1.1014 5,2.1013

Fentieken kívül keletkezik még 14C (17O és 14N magreakciójából), 35S (35Cl magreakciójából), 32P ( Cl és 31P magreakciójából). 35

Radionuklidok kijutása a fűtőelemből Tömör fűtőelemből a 3H kivételével nem juthatnak ki radioaktív izotópok. Az aktív zóna mindig tartalmazhat mikrorepedéseket tartalmazó és/ vagy korábban felületileg szennyezett fűtőelemrudakat. Repedést okozhatnak a fűtőelem gyártása során visszamaradt nedvesség és a cirkóniumötvözet kölcsönhatásai, vagy magas hőmérsékleten a hasadóanyag és a burkolat kölcsönhatásai, a fűtőelemrudak rezgései, szuszpendált részecskék eróziós és sebességnövelő hatásai és egyéb gyártási és üzemelési rendellenességek. A repedéseknél mint másodlagos hibák cirkónium-hidrid-rétegek alakulhatnak ki a hidrogén hatására. A fűtőelem tartalma így részben kijuthat a primerköri vízbe áramlási erózió és oldódás révén. Ezek zöme a korróziós termékekkel együtt kiülepedik a primerköri felületekre. Nagyobb teljesítményű reaktor esetén néhány gramm urán így a fűtőelemen kívülre kerülhet és részben el is hasadhat a neutronok hatására. A ritkán előforduló inhermetikus fűtőelemben a nyomáskiegyenlítő héliumgáz helyét részben vízgőz foglalhatja el, és az urán (IV) részben oxidálódhat. Ennek hatására lecsökken a hővezető képesség, megnő a hőmérséklet és a hőtágulás, megnő az illékony hasadási termékek diffúziós sebessége és kijutása is. A primerköri hőhordozó részáramú tisztítása szűréssel és ioncserével limitálja a primer körbe kerülő szilárd és ionos állapotú radioaktív komponensek koncentrációját. A szuszpendált radioaktív komponensek egy része pedig a felületeken tapad meg, növelve ezzel a primer kör dózisintenzitását. Korróziós termékek felaktiválódása A felületre kerülő korróziós termékek időnként lemosódnak és a primerköri áramlás elszállítja azokat a fűtőelemek közelébe is, ahol a neutronsugárzás hatására részben felaktiválódhatnak. Ezen radioaktív izotópok döntően a szerkezeti anyagok korróziós, vízben oldhatatlan oxidjaiból keletkeztek. A következő 8.3. táblázatban mutatjuk be a fontosabb felaktivált korróziós termékek radioaktív izotópjait. 8.3. táblázat: Fontosabb aktivációs termékek Aktivációs reakció 58 Ni(n,p)58Co 59 Co(n,)60Co 54 Fe(n,p)54Mn 58 Fe(n,)59Fe 50 Cr(n,)51Cr 94 Zr(n,)95Zr 109 Ag(n,)110mAg 121 Sb(n,)122Sb 123 Sb(n,)124Sb


forrás rozsdamentes acélok, nikkel-ötvözetek rozsdamentes acélok, nikkel rozsdamentes acélok, nikkel rozsdamentes acélok, nikkel rozsdamentes acélok, nikkel cirkalloy-ötvözet tömítések tömítések, csapágyak tömítések, csapágyak

www.tankonyvtar.hu


89

A hűtőközeg tipikus domináns gamma-sugárzó radioaktív izotópja a 58Co, melyet a 60Co, 59Fe, Mn és a rövid élettartamú 56Mn követ. A kiülepedett, felaktivált korróziós termékeket a tisztító rendszer nem távolítja el, és így fokozatosan nő a hűtőközeg radioaktivitása. Különösen a hosszú élettartamú 60Co növeli meg a dózisteljesítményt, mely néhány mSv/h értéket is elérhet. A modern erőművekben ezért kobaltszegény ötvözeteket alkalmaznak, és az újabb tömítő szerkezeti anyagok nem tartalmaznak ezüstöt és antimont sem. Üzem közben a korróziós termékek mennyisége a hűtőközeg kezelésével minimalizálható. Cink hozzáadásával a kivált spinellek adszorpciós helyei blokkolhatók, így a 60Co izotópok oldatban maradnak és a víztisztító rendszerek el tudják távolítani. A reaktor leállása után, amikor már nincs hidrogén-hozzáadás a primerköri vízhez és ennek hiányában levegővel érintkezik, és megemelt bórsav-koncentráció van jelen, a kivált antimon antimonossavvá oxidálódik, de ez csak gyengén disszociál és ioncserével csak részben távolítható el. Ha leálláskor hidrogén-peroxidot adagolnak a vízhez, jobban disszociálódó antimonsav keletkezik, és ez már ioncserével eltávolítható. 54

8.3.2. PWR-reaktorok szekunder vízköri kémiája A korróziós folyamatok sebességének csökkentése céljából enyhén lúgos pH-értéket kell beállítani a szekunder vízkörben. A rendszer néhány jellemzője azonban bonyolítja a helyzetet:     

Egyes, a rendszerben jelenlévő anyagok, így a rozsdamentes acélok, nikkel-ötvözetek, szénacélok, melyek nem megfelelő pH-értéken érzékenyek az eróziós korrózióval szemben, réz-ötvözetek ammónia vagy aminok jelenlétében korrózióra érzékenyek. A szekunder körben erősen változik a hőmérséklet (~40 C a kondenzátorban és 285 C a gőzfejlesztőben). A gőzfejlődés következtében a nem illékony vegyszerek betöményednek. A vegyes gőz–folyadék-fázisok jelenléte miatt illékony lúgosítószerek alkalmazása szükséges. A rendszer egyes pontjain, így a kondenzátorban vákuum lép fel, és esély van a kondenzátor hűtővizének betörésére.

A PWR-reaktorok kezdetben ammóniát alkalmaztak az enyhén lúgos vízüzem beállítására, és nátrium-hidrogénfoszfát és nátrium-foszfát puffer-elegyét a stabilizálásra. Ilyen rendszerek a mai napig működnek. Ugyanakkor a Na/PO4=2,4 arányt nehezen tudták beállítani a PWR-reaktorok szekunder vízkörében. Ennek következtében lúgos pH-értékeken a gőzfejlesztők csöveinek feszültségkorróziós törései, vagy savas pH-értékeken pitting korróziós károk léptek fel. Fentiek következtében gyakran vastag üledékek képződtek a rendszerben. A probléma megoldására a gyártók az „all volatile” (csak illékony) kezelést javasolták foszfátadagolás nélkül. A puffer nélküli üzemelés nagyon tiszta, jó minőségű szekunder vizet igényelt, ezért fokozatosan szigorították a szekunder vízkör összetételére megadott normákat a gőzfejlesztő csöveinél fellépő korrózió visszaszorítására. Különösen a gyakran alkalmazott Inconel 600MA-ötvözet volt érzékeny a feszültségkorróziós törésekkel szemben. A legfontosabb korlátozott paraméterek a nátriumkoncentráció és a fajlagos vezetőképesség voltak. Az ammónia alkalmazása jelenleg csak a rézötvözeteket nem tartalmazó és pH (25 C) ≥9,8 értékekkel üzemeltethető szekunderköri rendszerekben folytatódik. A többi szekunder vízrendszerben aminokat alkalmaznak, mert az üzemelési hőmérsékleten magasabb pH-érték állítható be velük, és az ammóniás rendszerrel szemben nem károsítják a szénacél felületeket, valamint jobb hőátadási körülményeket biztosítanak, és korlátozzák a korróziós termékek ún. „hide-out” rejtőzködési viselkedését, és így csökkentik a gőzfejlesztő csöveinek korróziós veszélyeztetettségét. A legtöbb nem-illékony szennyező csak kismértékben kerül a gőz fázisba a nyomás és a hőmérséklet függvényében. Tipikus gőz–folyadék-megoszlási hányados ezekre 10-4. Ugyanakkor cseppáthordás következtében a nem-illékony szennyezők mintegy 0,1%-a (10-3 megoszlási hányados) kijuthat a folyadékfázisból. A szennyezők felhalmozódásának megakadályozására a gőzfejlesztő vizének mintegy 0,5–1%-át leiszapolják. Ennek ellenére a gőzfejlesztő vizében mért szennyező anyagok koncentrációja százszor


www.tankonyvtar.hu

90


nagyobb lehet, mint ugyanezen komponensek tápvízben mért koncentrációi, de ez a betöményedés nem okoz jelentős korróziós károkat. Ezzel szemben a korlátozott áramlású vagy pangó helyeken a vegyületek komoly mértékben koncentrálódhatnak és előidézhetik a „hide-out” jelenséget. A résekben, iszaplerakódásokban a vízáramlás korlátozott, romlik a hőátadás a felületen, ezért megnő a hőmérséklet, besűrűsödhetnek a lokális oldatok. A nagyon jól oldódó vegyületek, így a nátrium-hidroxid koncentrációja 300 C közelében elérheti a 270 g/l koncentrációértéket és okozhat kristályközi feszültségkorróziós törést a gőzfejlesztő csöveiben. A közepesen oldódó vegyületek, így a nátrium-klorid koncentrációja elérheti a 30 g/l koncentrációértéket és pont (pitting) korróziót okozhat. A kis oldékonyságú vegyületek, így a kalcium- és magnéziumvegyületek alacsony oldhatóságuk révén nem dúsulhatnak fel az oldatban és így közvetlenül nem okozhatnak korróziót. Ennek ellenére a magnézium-klorid szennyező magas hőmérsékleten hidrolizál és sósav keletkezik, mely korróziót okoz. MgCl2+2H2O  Mg(OH)2+2HCl . A szennyező komponensek gőzfejlesztőben csapadékként vagy betöményedett pangó oldatként maradó frakciója a „hide-out” vagy rejtőzködő frakció. A „hide-out” arány magas a rosszul oldódó és alacsony a jól oldódó komponensek esetén. A rosszul oldódó komponensek rejtőzködő része nem okoz komoly problémát a PWR-reaktorok szekunder körében. Ezzel szemben a jól oldódó komponensek esetén az adott komponens rejtőzködési aránya függ a többi korróziós termék jelenlététől. Jó kialakítású szekunder körben és optimális szekunderköri vízkezelés esetén ez az arány néhány százalék, rosszabb esetben elérheti a 20%-ot. Aminos vízüzem A szekunder vízkör lúgosítására illékony lúgosító alkalmazása szükséges. A rozsdamentes acélok korróziós sebessége enyhén lúgos közegben minimális, de szélesebb pH tartományban alkalmazhatók, ezzel szemben a szénacél- és rézötvözetű anyagok korróziója szűkebb pH értéken minimális. A korrózió mellett a megfelelő vízkezelés és pH-beállításnál egyéb paramétereket is figyelembe kell venni. Ezek:      

a gőzfejlesztő felé irányuló korróziós termékek transzportja, üledékek képződése, a kezelés és a pH hatása a vízkezelő tisztító rendszerére és a leiszapolásra, az alkalmazott vegyszerek toxicitása és környezetbe történő kibocsáthatósága, az alkalmazott vegyszerek forgalmazhatósága és ára, az alkalmazott vegyszerek termikus stabilitása, bomlástermékek tulajdonságai, az alkalmazott vegyszerek adott pH beállításához szükséges koncentrációi.

A 80-as évek közepéig elterjedten alkalmazott ammóniás lúgosítás előnye volt a könnyű alkalmazhatóság, a felhalmozódott jelentős alkalmazási tapasztalat, ismert tulajdonságok, bomlástermékek hiánya, alacsony ár. Ráadásul a vízhez redukálószerként adagolt hidrazinból bomlással keletkezik. Hátrányos tulajdonsága csak egy van, az általa biztosított pH-érték nem elegendő a szénacélok általános korróziójának megakadályozására. A következő 8.4. táblázatban foglaltuk össze a szekunder körben alkalmazható pH-beállító reagensek tulajdonságait rézötvözetek jelenlétében és anélkül. 8.4. táblázat: Szekunder vízkör reagensei Paraméter pH25C morfolin (ppm) hidrazin (ppb) pH25C pH25C hidrazin (ppb)


Tartomány 9,1–9,3 4–6 >10 9,5–9,6 9,8–10,0 50–100

szerkezeti anyag/kezelés réz/aminos réz/morfolin réz/morfolin rézmentes/amin rézmentes/ammónia rézmentes

www.tankonyvtar.hu


91

Rézmentes ötvözetek esetén a 25 C-os pH-értéket ammóniával 9,8–10 értékre kell állítani a szénacélok korróziós sebességének lecsökkentése céljából, de ebben az esetben a hidrogén ciklusú ioncserélő víztisztító tölteteket túl sűrűn kell regenerálni. Így az ammóniás lúgosítás csak rézmentes rendszerben és a kondenzátum tisztító rendszer folyamatos üzemelése nélkül alkalmazható. A 80-as évektől kezdve elterjedten alkalmaznak lúgosításra egy amin vegyületet, a morfolint. Alkalmazásának fő célja a szénacélok korróziójának csökkentése volt. Morfolin-adagolással 25 C-on pH=9,3 értékkel biztosítható 175 C-on a pH=6,8 érték, míg ugyanez az érték ammóniával 25 C-on csak pH=10 érték beállításával érhető el. Ennek az az oka, hogy a morfolin disszociációs állandója kisebb mértékben csökken növekvő hőmérséklettel, mint az ammóniáé. A morfolin további előnye, hogy a folyadék- és gőzfázis közti megoszlási hányadosa közel egy, és szemben az ammóniával egyenletes koncentrációban fordul elő a gőz- és folyadékfázisokban egyaránt. A morfolin fő hátránya az, hogy realatíve magas moláris koncentrációban kell alkalmazni, és kockázatosan megnő a rendszer szervesanyag-tartalma (szerves savak, acetát, formiát). A magas koncentráció következtében megjelenhet a kondenzátum- és a leiszapoló tisztítókon, ezért morfolinos üzemet kondenzátum-tisztító nélkül üzemelő rendszerekben lehet alkalmazni, vagy meg kell akadályozni a tisztító berendezésekre jutását. Az amerikai Electric Power Research Institue (EPRI) javasolta etanol-amin (ETA) alkalmazását. Fő előnye a morfolinnal szemben, hogy kisebb moláris koncentrációban alkalmazható, és így kisebb a kondenzátum-tisztító és leiszapoló tisztító rendszerekre kerülő amin mennyisége. Ezzel csökken az üzemelési költség, nő a hidrogén-formájú kationcserélő oszlopok üzemeltetési ideje, ritkábban kell azokat regenerálni, növelhető az alkalmazott hidrazinkoncentráció a kationcserélő ammónium-ionnal történő terhelése nélkül. Megoszlás-hányadosa a gőz- és folyadékfázis között rosszabb a morfolinénál, ezért lokálisan magasabb aminkoncentrációk alakulhatnak ki, és elősegíthetik a réztartalmú felületek korrózióját. Ugyanakkor a folyadékfázisban kialakult magasabb lúgos aminkoncentráció a morfolinnál jobban védi a szénacél felületeket a korróziótól. Jobb a termikus stabilitása is a morfolinénál, ezért kevesebb a bomlás következtében keletkezett szerves savak és anionok koncentrációja. Az ETA jó szekunderköri lúgosítószer folyamatosan üzemelő kondenzátum-tisztító rendszerrel üzemelő PWRreaktorok számára. Hidrazin-adagolás A PWR-reaktorok szekunder vízkörében a redukáló környezetet hidrazin-adagolással biztosítják. Ezzel többek között elkerülhető az Alloy 600 szerkezeti anyag kristályközi feszültségkorróziós törése. Rézötvözet-mentes rendszerben 20–100 ppb mennyiségben adagolják a vízhez. A hidrazin-adagolás hatástalan a levegőbetörések ellen, ezeket mindenképpen ki kell küszöbölni. Rézötvözeteket tartalmazó rendszerben adagolt mennyiségét korlátozni kell, mert a hőbomlásából származó ammónia ezen felületek korrózióját okozza. A túl magas hidrazinkoncentráció egyébként sem jó, mert a hőbomlással keletkező ammónia túl hamar kimeríti a hidrogén-formában lévő kationcserélő oszlopokat, és így megnöveli az üzemelési költségeket és a kimerült regeneráló vegyszeroldatok környezetszennyező hatását. 8.3.3. VVER-reaktorok primerköri vízkémiája A VVER nyomottvizes reaktorok primerköri vízkémiája jelentősen eltér a nyugati PWR-reaktorokban alkalmazott vízüzemektől. Az alkalmazott szerkezeti anyagok is különböznek, a primer kör összes hűtőközeggel érintkező felülete ausztenites rozsdamentes acélból készült vagy azzal plattírozott, a fűtőelemek burkolata 1% nióbiumot tartalmazó cirkóniumötvözetből, a fűtőelemköteg burkolata 2,5% nióbiumot tartalmazó cirkóniumötvözetből készült. A továbbiakban a legelterjedtebb VVER-440/213 reaktor jellemzőit tárgyaljuk. Primer kör A primer kör a fűtőelemek hőtartalmát elvonó hőhordozóval, a pimerköri vízzel kapcsolatban álló berendezések rendszere. A primerköri víz nagy nyomáson (123 bar) áramlik és az üzemelési


www.tankonyvtar.hu

92


hőmérséklet-tartományban (267–297 C) nem forr fel. Hőtartalmát hőcserélőkön, a gőzfejlesztőkön adja át az alacsonyabb nyomáson (40–60 bar) áramló szekunder vízkörnek, melynek egy része így gőzzé alakul. A két vízkört a gőzfejlesztő hőátadó felülete választja el egymástól. A primer kör hőhordozója, a víz nemcsak hűtőközegként, hanem neutronlassítóként, moderátorként is funkcionál. A primerköri hőátadó rendszer fő részei: a reaktor, a fő keringető szivattyúk, a főelzáró tolózárak, a fő keringető vezetékek, a gőzfejlesztők és a primerköri nyomásszabályozó rendszer (8.24. ábra).

8.24. ábra: A VVER-440 reaktor primerköri hőátadó rendszere Az áramlás szempontjából fővízkörnek nevezett részben a reaktortartály és a hat hurok helyezkedik el. Minden hurokban egy fő keringető szivattyú, két főelzáró tolózár és egy gőzfejlesztő található. A hat hurok egyikében van a nyomásszabályozó térfogat-kompenzátor. A mellékvízkör egyik ágában helyezkednek el a részáramú víztisztítók, a másikban a pótvíz és a bóros szabályozás berendezései. A reaktortartály króm-molibdén acélból készült, vastagsága az aktív zóna magasságában 14 cm, és a tartályt belülről 9 mm vastag ausztenites rozsdamentes acélbevonattal látták el. A tartályon különböző magasságokban hat beömlő és hat kiömlő csonk helyezkedik el. A reaktortartályban 312 db energiatermelő és 37 db szabályozó és biztonságvédelmi kazetta van, amelyek közül üzem közben 30 állandóan kihúzott állapotban, az aktív zóna fölött helyezkedik el. Ezek az ún. biztonságvédelmi (BV) rudak, amelyekkel a reaktor bármikor biztonságosan leállítható. A maradék 7 abszorbens kazettával az üzem közbeni teljesítményszabályozást végzik, de természetesen ezek is ellátnak biztonságvédelmi funkciót. A szabályozó kazetták aljához egy-egy fűtőelemkazettát kapcsolnak, így a kihúzott abszorbensek helyén is üzemanyag található. Az aktív zónát a 312 db üzemanyag-kazetta, a 37 db abszorbensrúd és a moderátor szerepét is betöltő hűtővíz alkotja. Egy fűtőelemkazettában 126 db 9,1 mm külső átmérőjű, 0,65 mm falvastagságú, 2420 mm hosszú, sakktáblaszerűen elhelyezett fűtőelemrúd (pálca) helyezkedik el. A fűtőelemrúd burkolata ZrNb1 (99%Zr, 1%Nb) ötvözetből, a kazetták burkolata ZrNb2,5 (97,5%Zr, 2,5% Nb) ötvözetből készült. A szabályozó és biztonságvédelmi kazetták geometriája egyezik a fűtőelemkazettákéval, csak fűtőelem helyett 2%-os bóracél rudakat tartalmaznak.


www.tankonyvtar.hu


93

A primerköri víz a hat hurokból hat csonkon keresztül lép be a hideg ágon a reaktorba, és a reaktortartály és a reaktorkosár, majd a reaktorfenék közti gyűrűs térben lefelé áramlik, és a tartály alsó részén belép a fékezőcső-blokkba. A hat ág vize ott összekeveredik. A fűtőelemkazettákba a felső távtartó rács furatain keresztül jut be, és a víz a kazettákon keresztül alulról felfelé áramlik, és elvonja a hasadásihő-felesleget. A primerköri áramlási nyomásesés jelentős részét a kazetták tartórácsain fellépő nyomásesés adja. A kazettákból kilépő felmelegedett vízáramok a védőcső-blokkban ismét összekeverednek, a reaktortartály és a reaktorakna közti gyűrűbe folynak, és a hat darab kilépőcsonkon távoznak a tartályból. A névlegesen 297 C-ra melegedett primerköri hűtőközeg a meleg ágakon lép ki a reaktorból és jut el a hat gőzfejlesztőbe. A szükséges primerköri nyomást a térfogat-kompenzátorban lévő víz–gőz-rendszer hűtésével, esetleg a gőz egy részének lefúvatásával, illetve a víz villamos fűtőpatronokkal végzett melegítésével, elgőzölögtetésével biztosítják. A gőzfejlesztőkbe belépő meleg primerköri víz hőjének egy részét a hőcserélő csövek (5536 db) felületén keresztül átadja a szekunder vízkörnek, miközben a primerköri víz 297 C-ról 267 C-ra hűl, és a szekunder vízkör hőmérséklete 223 C-ról 258 C-ra melegszik és részben elpárolog telített vízgőzzé. A gőzfejlesztők rendelkeznek cseppleválasztóval, tápvíz-előmelegítő zónával, folyamatos és szakaszos leiszapolási csonkokkal, és egyenként óránként 450 tonna 46 bar nyomású telített (X=0,995) vízgőzt termelnek. A VVER-440 típusú reaktorokban vízszintes elrendezésű PGV-213 típusú gőzfejlesztők üzemelnek. A gőzfejlesztőkből kilépő lehűlt primerköri vizet a főkeringető szivattyúk továbbítják a reaktortartály felé, a víz egy része a mellékvízkörbe kerül, ahonnan a szivattyúk előtt tér vissza. A mellékvízkör egyik ágában a primerköri vizet részáramban (~0,05%) víztisztító, a másikban pedig a pótvíz és bóros szabályozó rendszer található. A víztisztító távolítja el a primerköri vízből az oldott és diszperz szennyezőanyagokat, hasadási és korróziós termékeket. A víztisztító ioncserélő kevertágyas töltetű oszlopokat tartalmaz, és a lehűtött primerköri vízből szűréssel és ioncserével távolítja el a szennyeződéseket. A primerköri víztisztító rendszer feladata a radionuklidok eltávolítása a primerköri vízből. Két ágból áll, mindegyik 3–3 primerköri hurokhoz csatlakozik. Az egyik ágban egy kevertágyas ioncserélő oszlop (kálium-ammónium-borát formában), a másik ágban egy kationcserélő és egy azt követő anioncserélő oszlop (hidrogén és hidroxid formában) található, mindegyik töltete 1,2 m3. Ezek az oszlopok a teljes primerköri nyomáson dolgoznak, 50–60 C-on. Mindegyik ágban található gyantafogó. Hurkonként 17–20 t/h áramlási sebességgel részáramban tisztítják a primerköri vizet. Teljesítményüzemben csak a kevertágyas gyantatöltetet üzemeltetik. A kevertágyas oszlopban regenerálás helyett a gyantatölteteket négyévente frissre cserélik, a másik ág gyantatölteteit pedig szükség szerint regenerálják. A leürítő tisztító rendszer egy alacsony nyomású primerköri víztisztító rendszer, mely 2 bar nyomáson üzemel, 17 m3/h térfogatárammal. A leürített primerköri víz tisztítását végzi. A megtisztított bórsavas oldatot betöményítik és újra felhasználják. A tisztító 4 db 3 m3 töltetű ioncserélő oszlopból áll. A hidrogén formájú kationcserélővel a primerköri vízből a káliumot, a borát formájú anioncserélővel pedig az anionos radioaktív izotópokat távolítják el leálláskor, míg a két hidroxid formájú anioncserélő oszloppal a borátokat vonják ki a ciklus végén. A pótvíz-rendszer pótolja a szervezett és szervezetlen szivárgásokkal fellépő primerköri vízveszteségeket, pótvíz és sótalan víz betáplálásával. A nagy tisztaságú, igen kis só- és szilikáttartalmú és igen kis fajlagos vezetőképességű pótvizet ioncserélő oszlopokkal állítják elő és betáplálás előtt termikusan gáztalanítják. A primerköri víz bórsavtartalmának szabályozását a primerköri víz hígításával, esetlegesen bórsavoldat betáplálásával végzik, a kampány végén a primerköri víz bórsav-koncentrációjának csökkentését a bóros szabályozórendszer ioncserélő berendezésének anioncserélő gyanta-töltetével valósítják meg. A kezelt vizeket a primer körbe történő visszavezetés előtt 255–260 C-ra visszamelegítik. A primerköri víz minőségi normáit részben a pótvíz-rendszeren keresztül a primer körbe juttatott vegyszerekkel biztosítják. A primer kör vízüzeme A vízüzem célja az erőmű biztonságos, hosszú távú üzemelésének a biztosítása, a korróziós folyamatok visszaszorítása. Az ionos, kolloid és szuszpendált korróziós termékek vándorlásának, © Pátzay György, BME

www.tankonyvtar.hu

94


kiülepedésének és felaktiválódásának visszaszorítása ugyancsak a vízüzem feladata. A vízüzem három egymáshoz kapcsolódó rendszer, a fővízkör és a két mellékvízkör koordinált működését jelenti. Az erőmű üzemvitele során megkülönböztetünk teljesítményüzemben és teljesítményüzemen kívüli vízkémiai állapotot. Teljesítményüzemen kívül a blokk vagy áll, vagy átmeneti üzemállapotban (indulás, leállás) van. Teljesítményüzemben (állandó teljesítményen) a hűtővíz hőmérséklete adott pontban állandó, összetétele a bórsav-koncentrációval változik, míg álláskor hőmérséklete és összetétele állandó. Ezzel szemben induláskor és leálláskor a hőmérséklet és az összetétel is többször ugrásszerűen változik. Az erőmű üzemállapotai szempontjából egyszerűsítve három alapvető vízüzemi állapot határozható meg:  a reaktor hideg leállítása (szubkritikus reaktor, a primerköri víz hőmérséklete 120 C alatti),  reaktor indulása, felfűtése (szubkritikus reaktor, a primerköri víz hőmérséklete 120 C feletti),  teljesítményüzem (kritikus reaktor, üzemelési hőmérséklet). E három üzemi állapot három különböző vízüzemi állapotot kíván:   

Savas-oxidatív vízkémia (kis hőmérséklet, magas bór-, jelentéktelen káliumkoncentráció, oxigénnel telített hűtővíz) a leállás befejező és az indulás kezdeti szakaszában, valamint az állás teljes ideje alatt. Savas-reduktív vízkémia (növekvő hőmérséklet, magas bór-, változó káliumkoncentráció, megfelelő hidrogénkoncentráció, oxigénmentes víz) a leállás és az indulás középső szakaszaiban. Lúgos-reduktív vízkémia (üzemi hőmérséklet, koordinált bór–kálium-koncentráció az adott hőmérsékletű pH alapján, megfelelő hidrogénkoncentráció, oxigénmentes víz) a teljesítményüzem közben, a leállás kezdeti és az indulás végső szakaszában.

A primerköri vízkémia megfelelő minőségének biztosítására csak nagy tisztaságú vegyszereket juttatnak be a primerköri vízbe. A primerköri vízbe jutó szennyeződések fő forrásai az érintkező szerkezeti anyagok (vas-, nikkel-ionok, oxidok) és a vízkezelő ioncserélő gyanták (klorid-, szulfát-, karbonát-ionok). A korróziót károsan befolyásoló oxigén forrásai a pótvíz és a fővízkör vize. A szivattyúk kenési rendszereinek hibái esetén olajok is bekerülhetnek a primerköri hőhordozóba. A teljesítményüzem vízkémiája (7–8000 óra) Energiatermelő üzemmódban a vízüzemet úgy szabályozzák, hogy visszaszorítsák a víz radiolízisét, az oldott oxigén koncentrációját, a fémek felületi oxidrétegeinek oldhatóságát és kedvezően befolyásolják az oldott korróziótermékek transzportját, áramlását. A vízből az ionizáló sugárzások hatására molekuláris hidrogén és oxigén keletkezik. Ha a vízben folyamatosan adott szinten tartják az oldott hidrogén koncentrációját, a tömeghatás törvénye következtében lecsökken a vízben oldott oxigén mennyisége. A primerköri víz pH-értéke erősen befolyásolja a vasötvözetek korróziós sebességeit. Ezért a vízüzemet a VVER-440 reaktorokban alkalmazott ausztenites rozsdamentes acélok felületén képződött magnetit védőréteg oldhatóságának és mozgékonyságának minimumára állítják be. Ezért a lúgosító kation (K+) és a neutronfluxus finom szabályozásához alkalmazott bórsav-koncentráció tartományait együttesen szabályozzák. A 265–295 C hőmérséklettartományban a magnetit oldhatósági minimuma pH~7,1 érték körül van, de a magnetittranszport optimuma miatt ennél kicsit magasabb pH265~pH295~7,1–7,3 értéket válaszottak üzemelési pHtartománynak. Erre a pH-értékre törekednek a kálium–bórsav-koncentrációviszonyok szabályozásával. A savas jellegű bórsav mellé lúgosítószerként kálium-hidroxidot adagolnak. Lúgosítószernek tekinthető még a bóratomok magreakciójából keletkező lítium és a szennyezőként bekerülő nátrium is, ezért a teljes lúgosításért a kálium mellett kis mértékben a lítium is felelős. (A nátrium hatása elhanyagolható.) A szükséges pH-érték eléréséhez adott bórsavtartalom mellett szükséges lúgosító (kálium, lítium) koncentrációját számítással határozzák meg. A primerköri vízben a bórsavkoncentráció értéke nem állandó, hanem üzem közben lineárisan csökken (lásd 8.25. ábra).


www.tankonyvtar.hu


95

8.25. ábra: Oldott bórsav koncentrációjának lefutása VVER-440 reaktor primerköri vizében A VVER-440 reaktoroknál állás alatt nagy a bórsav-koncentráció (>14 g/kg), de indulás alatt és a kampány elején mintegy 50 óra alatt közel a felére (~7,65 g/kg) csökken, és a továbbiakban lineárisan nullára csökken. A lúgosító kationok mennyiségét is folyamatosan ehhez a változó bórsav-koncentrációhoz szabályozzák a korróziós folyamatok és a korróziós termékek transzportja minimalizálása céljából. Ez az ún. koordinált (bórsav-lúgosító kation) vízkémia lényege. A szabályozás keretében a bórsavtartalom függvényében a lúgosító kationok (kálium és lítium) koncentrációjára egy alsó és felső tűrési határt szabnak meg (Lmin és Lmax), és a vízüzem során a lúgosító kationok koncentrációjának ezen határokon belül kell tartózkodnia. Moláris koncentrációkkal kifejezve egy régebbi szabályozás szerint: (mmol/dm3), (mmol/dm3). Mivel a kálium-ionok koncentrációja a bórsav-koncentráció csökkentésére alkalmazott hűtővíz hígításával csak kismértékben csökken, a felesleges káliumot hidrogénformában lévő kationcserélő segítségével, ioncserével vonják ki a primerköri vízből. Mivel a koordinált vízkémiai szabályozás 280C átlagos vízhőmérsékletet vesz figyelembe, és minimalizálja e hőmérséklet közelében a korróziós hatásokat, a mellékvízkörben, ahol a lehűtött víz (<50 C) kisebb sebességgel áramlik, a korróziós termékek oldhatósága a 280 C-ra beállított pH-értéken megnő. A primerköri víz megfelelően lúgos pH-értéke mellett reduktív (oxigénszegény) környezetet kell biztosítani. Az oxigénképződés visszaszorítását a korábban említettek szerint a hidrogénkoncentráció állandó szinten tartásával lehet elérni. A hidrogén folyamatos forrásaként ammóniát vagy hidrazint adagolnak a vízhez. Az üzemi hőmérsékleten az oxigénformák folyamatos lekötéséhez minimálisan 15 Ncm3/dm3 oldott-hidrogén-koncentráció biztosítása szükséges. Mivel a hidrogén az ammóniaadagolás esetén az ammónia radiolitikus bomlásából keletkezik, az ehhez a hidrogénkoncentrációhoz tartozó minimális oldott-ammónia-koncentráció 5 mg/kg víz. Mivel az oxigén nemcsak a víz radiolízisből kerülhet a vízbe, hanem külső forrásokból is bejuthat, a VVER-440 reaktorok primer körében az oldott hidrogén koncentrációját 30–60 Ncm3/dm3 értékek között szabályozzák. A Paksi Atomerőműben ammónia helyett hidrazint adagolnak a pótvíz-rendszerből visszatérő 55–70 C-os primerköri vízbe. Ez a vízáram aztán a regeneratív hőcserélőben 250 C-ra melegszik és visszajut a fővízkörbe. Az adagolással hármas szerepet szánnak a hidrazinnak:


www.tankonyvtar.hu

96


·

·

·

az adagolt hidrazin a pótvíz-rendszerből jövő vízben lévő oxigénnyomokat kémiai úton leköti, +

→

+2

;

a hidrazin a regenaratív hőcserélő után folyamatos termikus bomlása révén ammóniát szolgáltat, 3

→

+4

;

az akítv zónában a hidrazin bomlása révén keletkezett ammónia radiolízise révén molekuláris hidrogént fejleszt, mely az oldott-oxigén-koncentráció visszaszorításához szükséges.

Az ammónia a fentieken kívül növeli a víz oldott-nitrogén-tartalmát és enyhe lúgosító hatása révén az alacsonyabb hőmérsékletű mellékvízkörben csökkenti a korrózió mértékét és a magnetit oldódását. Mivel számos alkáli fém van jelen a primerköri vízben, és ezek koncentrációja befolyásolja a pH értékét, ezért a lítium- és nátrium-ionok koncentrációját is figyelembe veszik az ún. ekvivalens kálium-koncentrációban (Kequ). Később az említett ionok összes moláris koncentrációját alkalmazták. Bár a primerköri vízben jelentős az ammóniumkoncentráció, mivel gyenge bázist képez, ezért kicsi a hatása a primerköri víz pH-jára 300 °C-on. Pakson 1992–95 között az ammóniumkoncentráció magasabb, és így a pH-ra gyakorolt hatása is jelentősebb volt. A magas ammóniumkoncentráció növeli a pH értékét induláskor kálium és lítium hiányában is (káliumot szorít le a gyantáról), és a ciklus végén is, amikor a bórsav és alkáli-ionok koncentrációja alacsony. Például 50 mg/kg maximális ammóniumkoncentrációnál induláskor a 300 °C-os pH ~0,025 értékkel nő (8 g/kg bórsav-koncentráció mellett), míg a ciklus végén a pH ~0,07 értékkel nő (0 g/l bórsav-koncentráció mellett). Az ammónia pH-befolyásoló hatása jelentősebb a primerköri tisztító rendszerben 40–50 °C-on! Így 5–50 mg/kg ammóniumkoncentráció esetén a víz pH-ja mindig lúgos, induláskor 7,0–7,6 értékről a ciklus végén 9,1–9,6 értékre növekszik. A VVER-440 reaktorok primer köreiben az alkalmazott vízüzemet folyamatosan fejlesztették. A 70-es években a standard vízkémiát alkalmazták, mely állandó pH-jú üzemmód volt. A pH-számítást a régi Meek-féle módszerrel végezték, mely magas hőmérsékleteken hibás pH-értékeket szolgáltatott. Ennek a vízüzemnek a módosított változatát alkalmazzák Loviisa-ban, Pakson és Kozlodujban. A standard vízüzem pH-lefutását mutatja 300 °C-on a ciklusidő függvényében a 8.26. ábra.

8.26. ábra: VVER-440 reaktor standard primerköri vízüzeme A 90-es évek elején vezették be néhány VVER-reaktor primerköri vizénél a módosított vízkémiát. A vízüzemben a reaktorciklus során a radiációs minimumokhoz tartozó pH-értékeket rögzítették. A VVER-440 reaktorokra a 300 °C-os pH-optimumok 7,1–7,3 értékek között változtak. Ezt a vízüzemet


www.tankonyvtar.hu


97

alkalmazták a cseh és szlovák, valamint orosz és ukrán atomerőművekben (Dukovany, Temelin, Bohunice). A maximális megengedett káliumkoncentráció eltérő volt, a cseh, orosz és ukrán erőművekben 20 ppm, Bohunicében 16,4 ppm. A bórsav–kálium viszonyt a standard módszerhez hasonlóan a 8.27. ábra szerint határozták meg.

8.27. ábra: VVER-440 reaktorok bórsav–kálium-koncentrációja a primerköri vízben A módosított vízüzem pH-lefutását mutatja 300 °C-on a ciklusidő függvényében a következő 8.28. ábra.

8.28. ábra: VVER-440 reaktor módosított primerköri vízüzem Jelenleg a VVER-440 reaktorok primer körében a cseh, szlovák és orosz reaktorok a kampány kezdetén 19,5 mg/kg értéken korlátozzák, majd a pH300 értékét 7,1–7,3 értékek között tartják. A primerköri víz pH-szabályozása Pakson az eredeti 1984-es szovjet specifikáció szerint történik, de 1992-től hagyják a pH értékét növekedni, míg a ciklus közepén eléri pH (300 °C) a 7,1–7,3 értékét, mielőtt ott aztán elhelyezkedne. A gyakorlatban a Kequ-bórsav-függvény egy félhold alakú görbe (8.29. ábra) egyenes helyett. 2001-től a pH (300 °C) ~7,27, és az ammóniumkoncentrációt 35 mg/kg-ról 16 mg/kg-ra (a hidrogénkoncentrációt 43 mg/kg-ról 27 mg/kg értékre) csökkentették.


www.tankonyvtar.hu

98


8.29. ábra: Az ekvivalens kálium-koncentráció (mgK/kg) a bórsav-koncentráció (g/kg) függvényében a Paksi Atomerőműben A leállás vízkémiája (50–60 óra) A leállás során a hőmérséklet csökkenésével növekszik a bórsav disszociációja, míg a lúgosító kálium- és lítium-hidroxidé alig változik. A reaktor teljesítményének a minimális ellenőrizhető teljesítményre csökkentése után a bórsav-koncentráció 12 g/kg érték fölé növelése (felbórozás) révén a víz kémhatása enyhén savassá válik. Ezt Pakson 60 m3 45 g/dm3 bórsav-koncentrációjú termikusan gáztalanított sómentes oldat (tiszta kondenzátum-) oldat bevitelével, vízcserével érik el. A magas bórtartalmú, lehűlő savas oldatban megnő az oldott vas és nikkel korróziós termékek koncentrációja. A döntően diszperz korróziós termékek szűréssel jobbára eltávolíthatók. A szűrést döntően ioncserélő oszlopok tölteteivel végzik, Pakson ultraszűrést is alkalmaznak. A primerköri víz hűtése során fellépő térfogatcsökkenés ellensúlyozására 46 m3 12 g/kg bórsav-koncentrációjú oldatot juttatnak a fővízkörbe. Ha a primerköri víz hőmérséklete 40 C alá csökkent, leállítják az öt főkeringető szivattyút. A szivattyús keringetés leállításával megszűnik a részáramú tisztítás is. A reaktorfedél megnyitásával a víz oxigénkoncentrációja telítési értékig növekszik és oxidatív jellegű lesz. A vízben a bórsavkoncentráció 12 g/kg fölötti érték és a lúgosító kationok koncentrációja is változatlan (1–5 mg/kg kálium). A vízben megnő az ausztenites acél korróziós termékeinek és a felületről levált korróziós termékek koncentrációja. Az állás vízkémiája (1000–1800 óra) Állás során nincs hűtővíz keringetés, a remanens bomlási hőt két hurkon keresztül a hűtővíz természetes cirkulációjával vonják el a technológiai kondenzátor segítségével. A primer kör egyes részei levegővel érintkeznek, a víz savas és oxidatív. A fűtőelem-átrakások idejére a nyitott reaktortartály össze van kötve a pihentető medencével és a két víz keveredik. A ~33% kirakott fűtőelemekkel együtt a felületükön megtapadt korróziós termékeket is eltávolítják. Állás közben követelmény a kellően magas oldott-bórsav-koncentráció (>12 g/kg), a hűtővíz szennyezőinek minimumon tartása és a szerkezeti anyagok korróziójának minimalizálása. Az ún. hide-out jelenség következtében a korróziós termékek pórusaiból kioldódnak szennyező anyagok (kalcium, magnézium, klorid, nátrium, szilikátok). A dekontamináló és karbantartó műveletek során további szennyeződések kerülhetnek a primerköri vízbe. Az indulás vízkémiája (200–250 óra) Állásból üzemi állapotba több lépésen keresztül jut a primerköri víz. A lépések a következők:  A víz oldott-oxigén-tartalmának csökkentése termikus és kémiai gáztalanítással. A primer kör feltöltése után 25 bar nyomáson elkezdik a hűtővíz felfűtését és termikus gáztalanítását. A termikus gáztalanítás után 80 C-on, 55 bar nyomáson hidrazint adagolva a rendszerbe a maradék oxigént 115 C fölött eltávolítják.


www.tankonyvtar.hu


 



99

A víz ammóniakoncentrációjának növelése. Az adagolt hidrazinból 120–140 C-on ammónia keletkezik és a kálium-hidroxid adagolásával lúgos, reduktív közeget hoznak létre. Bekapcsolják a víztisztításba az ioncserélő kevertágyas ioncserélő gyantatöltetét. Amikor a reaktor teljesítményét a minimálisan ellenőrizhető teljesítményre növelik, a víz oldott-bórsav-koncentrációját 12 g/kg-ról 8 g/kg értékre csökkentik úgy, hogy primerköri vizet vonnak ki a rendszerből és ugyanannyi tiszta vízzel hígítanak. Ezután 265 C-ra növelik a víz hőmérsékletét. Tovább növelik a víz hőmérsékletét és az oldott-bórsav-koncentrációját hígítással 5,5–7 g/kg értékre csökkentik. A kálium-hidroxid-koncentráció növekszik és 1-2 nap alatt 12 mg/kg értékre áll be. Ekkor a víz lúgos és reduktív. A blokk indulásakor nagy mennyiségű, döntően diszperz korróziótermék kerül a vízbe. Ezek egy része újra kiülepedik és felaktiválódik, más részét a víztisztítók kationcserélő gyanta töltetei (és ultraszűrői) eltávolítják, kiszűrik.

A vízkémiai paraméterek ellenőrzése Amikor egy mért paraméter megközelíti vagy átlépi határértékét, intézkedéseket kell tenni. Helyre kell állítani a határérték alatti állapotot, illetve korlátozni kell az üzemelést. Általában három akciószintet határoznak meg:  Az első akciószint a vízkémiai paraméterek első tűrés-szintjének elérését jelenti, mely korróziós veszély növekedését jelzi. Ekkor hét napon belül a megfelelő határok közé kell visszavinni a vízkémiai paramétert vagy paramétereket. Ha ez nem sikerül, programot kell kidolgozni a korrekció megfelelő végrehajtására.  A második akciószint esetén a paraméter vagy paraméterek a rendszer károsodásához vezethető állapotot jeleznek. Ekkor 24 órán belül megfelelő korlátok közé kell visszavinni a vízkémiai paramétert vagy paramétereket. Ha ez nem sikerül, blokkleállítást kell kezdeményezni a lehető legrövidebb időn belül.  A harmadik akciószint esetén a blokk nem üzemeltethető tovább. Azonnal blokkleállítást kell kezdeményezni, a lehető legrövidebb idő alatt a blokkot le kell állítani. Kontrollparaméterek a következők: összes lúgosító ion (K+, Na+, Li+) súlyozott koncentrációja, klorid-ion-koncentráció, oldott-oxigén-koncentráció, ammónia- és hidrogénkoncentráció. Teljesítményüzemben diagnosztikai paraméterek: a bórsav-, fluorid-, össz-korróziós termék-, össz-jód-, hidrazin-koncentrációk, a TOC- és olajkoncentrációk, a fajlagos elektromos vezetőképesség, a 25 C-os pH, a redoxi-potenciál és a gamma-sugárzó radioaktív izotópok aktivitás-koncentrációja. Minden akciószint fellépte után korrekciós és helyreállító intézkedéseket kell tenni. 8.3.4. VVER-reaktorok szekunderköri vízkémiája A VVER-440 atomerőművek szekunder körét a reaktortartályhoz csatlakozó hat gőzfejlesztő és a három gőzfejlesztőhöz tartozó 2 gőzturbina alkotja. A szekunder kör sémáját a 8.30. ábra mutatja.


www.tankonyvtar.hu

100


8.30. ábra: A VVER-440 reaktor szekunderköri főberendezései A gőzfejlesztőkből 450 t/óra 258 C-os, 46 bar nyomású, közel telített frissgőz lép ki és lép be a két gőzturbinába. A gőzfejlesztőket folyamatosan 2 t/óra, szakaszosan 4 óránként 15 t/óra tömegárammal leiszapolják a túlzott betöményedés elkerülésére. A leiszapolást három ioncserélő oszlopból (két kationcserélő és egy kevertágyas töltet) álló víztisztítóval kezelik. A gőzturbinák három egységből, egy nagynyomású és két kisnyomású turbinaházból állnak, közös tengellyel. A nagynyomású turbináról távozó gőzt cseppleválasztóval kombinált újrahevítőn vezetik át, majd a kisnyomású turbinákra kerül és tovább expandál. A nagynyomású turbináról gőzt vezetnek el a tápvíz regeneratív előmelegítésére és táptartály gáztalanítójának melegítésére. A kisnyomású turbinákról a gőz a kondenzátor 0,04 bar nyomásáig (vákuum) expandál és előmelegíti a kondenzátumot (főcsapadékvizet). A kondenzátor hűtését Pakson Duna-vízzel biztosítják. A kondenzátorba vezetik be a póttápvizet a veszteségek pótlására. A beépített termikus gáztalanító a beoldódott oxigén döntő részét eltávolítja. A kondenzátum 0,04 bar névleges nyomáson és ~30 C hőmérsékleten lép ki a kondenzátorból. A kondenzátum szivattyúk a kisnyomású előmelegítőbe juttatják, ahonnan a gáztalanító táptartályba kerül. A turbinák megcsapolásain elvezetett gőz direkt hőcserével kondenzálódik és 164 C-ra melegíti föl a vizet. A táptartályból a vizet a tápvíz-szivattyúk a nagynyomású előmelegítőkbe szállítják, ahol a turbina megcsapolásból származó gőz a hőmérsékletét 226 C-ra melegíti és innen jut a gőzfejlesztőkbe. A gőzfejlesztők szolgáltatják a kapcsolatot a VVER-440 reaktor primer és szekunder köre között. Átveszik a reaktorban fejlődött többlet-hőt és gőz formájában a turbinához továbbítják. A nagy nyomáskülönbség ellenére a gőzfejlesztőknek el kell szigetelniük a primerköri és szekunderköri vízáramokat egymástól. Ehhez a kettős feladathoz szükséges a korróziós folyamatok visszaszorítása. A reaktorban alkalmazott hat fekvő elrendezésű PGV-213 típusú 230 MW termikus teljesítményű gőzfejlesztő 5536 csövében játszódik le a hőátadási folyamat. A szekunderköri tápvizet a tápvízelosztó perforált csövein keresztül vezetik a csőköteg fölé a tápvíz-előmelegítő zónába. A gőzfejlesztő felső részében helyezkedik el a cseppleválasztóként működő zsalus szeparátor. A gőzfejlesztőt folyamatosan és szakaszosan leiszapolják. A kondenzátorból kilépő kondenzátumot (főcsapadékvizet) a kondenzátum-tisztítóval kezelik. A tisztító elektromágneses szűrőből és két kevertágyas ioncserélő oszlopból áll. A gyantatölteteket időnként regenerálják. A módosított szekunderköri vízüzem bevezetése óta a kevertágyas ioncserélők nem üzemelnek.


www.tankonyvtar.hu


101

A szekunder kör vízüzeme A vízüzem célja a gőzfejlesztők korróziójának minimalizálása. A hőcserélő csövek ausztenites rozsdamentes acél anyaga feszültségkorróziós támadásra kiemelkedően érzékeny. A szekunderköri víz három különböző fémmel érintkezik, ötvözetlen acéllal, ausztenites rozsdamentes acéllal, rézzel és réz-nikkel-ötvözettel. Magnetit védőréteg képződéséhez lúgos pH-jú közeg szükséges, ezért a vizet lúgosítják. Pakson lúgosítóként hidrazint és ammóniát alkalmaznak erre a célra. Mindkét vegyület illékony, a vizes és a gőzfázisban is jelen van. Réztartalmú szerkezeti anyagok jelenléte esetén csak annyi ammóniát és hidrazint adagolnak a vízbe, amennyi még nem növeli a réz korrózióját. Más erőművekben egyéb lúgosítószereket is alkalmaznak, erről bővebben a PWR-reaktorok szekunder vízkörének lúgosítószereinél szóltunk. Felhasznált irodalom Németh Zoltán, Somlai János, Kovács Tibor, Az atomerőmű vegyészeti vonatkozásai, Union of Concerned Scientists, 20081000-PWR-Basics.pdf, 20081000-BWR-Basics.pdf


www.tankonyvtar.hu

102

9.


KONTAMINÁCIÓ, DEKONTAMINÁCIÓ

A kontamináció – radioaktív szennyeződés – a szerkezeti anyagok felületének szennyezése radioaktív izotópokkal. A kontamináló radionuklidok a primer hűtőköri berendezések belső felületein kötődnek meg, de az anyag belsejébe is bejuthatnak. Az atomerőművek működése során normál üzemmenet esetén is számolnunk kell bizonyos mértékű kontaminációval, mely a dózisteljesítmény növekedését idézi elő. A könnyűvizes atomreaktorok hűtőkörében a radioaktív kontaminációnak legalább három fő forrása különböztethető meg: (a) a radioaktív szerkezeti anyagok korróziója, illetve a szerkezeti anyagok korróziós termékeinek aktiválódása, (b) a hasadványtermékek kilépése a hibás fűtőelemekből, valamint (c) a hűtőközeg és szennyezőinek radioaktív termékei. A dekontamináció – a továbbiakban definíciószerűen – a radioaktív szennyeződések eltávolítása (vagy csökkentése) a szennyezett felületekről. Általános célkitűzés, hogy a kiválasztott dekontaminációs eljárás a mentesítést a kezelt felület lényeges károsodása nélkül hatékonyan, gyorsan és gazdaságosan valósítsa meg. Az „ideális” atomreaktorban a legfontosabb potenciális szennyező radionuklidok, azaz a hasadványtermékek és aktinidák nem juthatnak ki a fűtőelemekből. A reaktorok működése során azonban – normál üzemmenet esetén is –számolnunk kell olyan független folyamatokkal, amelyek következtében radionuklidok lépnek ki a reaktortartályból és bizonyos mértékű kontaminációt okoznak a teljes hűtőrendszerben. A radioaktív szennyeződést munkavédelmi és környezetvédelmi szempontból egyaránt kívánatos minimális szintre csökkenteni, illetve megszüntetni. A könnyűvizes atomreaktorok hűtőkörében a radioaktív kontaminációnak legalább három fő forrása különböztethető meg: 1) A hasadványtermékek és aktinidák kilépése a hibás fűtőelemekből (hasadványtermékek: 89Sr, Sr, 95Zr, 95Nb, 99Mo, 99mTc, 99Tc,103Ru, 106Ru, 131I, 134Cs, 137Cs,140Ba, 140La, 141Ce, 144Ce, 85Kr, 133Xe, 135 Xe; aktinidák: Ac, Th, Pa, U, Np, Pu, Am, Cm, Bk, Cf, Es); 90

2) A hűtőközeg és szennyezőinek radioaktív (pl. 3H, 19O, 16N, 17N, 42K) és stabil (7Li) termékei); 3) A szerkezeti anyagok és a hőhordozóba kerülő korróziós termékek felaktiválódása és transzportja (pl. 51Cr, 54Mn, 55Fe, 59Fe, 58Co, 60Co, 65Zn, 95Zr, 110mAg). A dekontamináció a kontamináló anyagok eltávolítása a felületről mosással, melegítéssel, kémiai vagy elektrokémiai eljárással, mechanikai vagy egyéb eljárással. Néha jelenti a szennyező kontamináló anyagok eltávolítását az anyag mélyebb rétegeiből is, például betonok esetén. A dekontamináció célja a sugárzó anyaggal szennyezett felület dózisközlő képességének csökkentése, a szennyezés terjedésének megakadályozása, a felület további felhasználásának elősegítése. A fenti célok kielégítésére nem létezik egyszerű eljárás. A megfelelő technológia megválasztása függ a felület típusától, elhelyezkedésétől, fizikai-kémiai jellemzőitől, a szennyező radioaktív izotóp


www.tankonyvtar.hu

9. Kontamináció, dekontamináció

103

típusától, aktivitás szintjétől. A dekontamináció a felületeken kialakuló radioaktivitás szintjének csökkentésére kidolgozott ellenintézkedések sorozata. Alkalmazzák működő atomerőművek felületeinek tisztítására és az erőmű végső leszerelésekor is. A dekontamináló eljárásokat évekkel ezelőtt kezdték alkalmazni és gyakorlatilag két fő eljárási típus fejlődött ki, a mechanikai és a kémiai/elektrokémiai dekontamináló eljárások. A dekontamináló eljárás megválasztása függ az elérni kívánt dekontminációs tényezőtől, a felület anyagának kompatibilitásától és a művelet során keletkező hulladékok mennyiségétől. Mechanikai dekontamináló eljárást alkalmaznak egyedi komponensek tisztításánál, több mint tízféle ilyen eljárás létezik. Ezzel ellentétben a kémiai dekontamináló eljárásokat egyedi komponensek és rendszerek tisztítására egyaránt alkalmazzák, míg az elektrokémiai eljárásokat főleg egyedi komponensek tisztítására alkalmazzák. A kémiai dekontamináló eljárások száma kevesebb, mint a mechanikai eljárások száma. Az elmúlt években jelentős fejlődésen mentek át ezek az eljárások, és számos új technika és eljárás jelent meg a piacon. A továbbiakban alapvetően az atomerőművi szerkezetek kontaminációjának eltávolítását tárgyaljuk. Atomerőművekben a dekontamináció ezek szerint radioaktív izotópok eltávolítását jelenti az atomerőművek primerköri belső és egyéb felületeiről. Szélesebb körű megfogalmazással jelenti a fémfelületek oxidrétegeinek eltávolítását is. A dekontaminációs eljárás tárgya lehet egy komponens (például a főkeringető szivattyú), egy alrendszer (például remanenshő-eltávolító rendszer), vagy egy teljes rendszer (például egy teljes PWR vagy PWR-primerköri rendszer fűtőelemkötegekkel vagy nélkülük). A rendszerből könnyen eltávolítható komponensek dekontaminálása rendszerint mechanikai vagy elektrokémiai módszerrel történhet, a többi esetben viszont csak a kémiai dekontamináló eljárások alkalmazhatók. A megfelelő dekontamináló eljárás megválasztása nem közvetlenül történik, hanem különböző választási kritériumok alapján. A dekontamináció hatékonyságát általában a dekontaminációs tényező (dekontaminációs faktor, DF) alapján határozzák meg. A DF a felület kiindulási és végső, maradék aktivitásának a hányadosa. Néha a megfelelő dózisok arányával (dózisszint csökkentési faktor) is jellemzik. Az egyes dekontaminációs eljárások alkalmazhatóságát az elérhető dekontaminációs faktor(ok), az anyagok kompatibilitása és a keletkezett hulladék térfogata alapján ítélik meg. Különösen a kémiai dekontamináló eljárások során a megfelelő eljárás kiválasztását a kereskedelemben hozzáférhető eljárások is befolyásolják. Például az egyik legfontosabb kémiai dekontamináló eljárás, a HP/CORD UV-eljárást a Siemens cég fejlesztette ki, és az USA-piacon nincs engedélyezve. Több olyan eljárást is kidolgoztak, melyek azonos szabadalmi eljáráson alapulnak. Az atomerőművek hatékony dekontaminációjához hét különböző követelményt kell kielégíteni: 1. A lazán kötődő törmelékek eltávolítása. Ez jelenti az alsó rétegekben az áramlás szempontjából holt térfogatokban leülepedett laza részecskék eltávolítását éppúgy, mint a belső felületeken lazán kötődött, kenőcsszerű anyagok eltávolítását. A lazán kötődő szemcsék egy adott szemcseméret-tartományba esnek, és valószínűleg a finomabb szemcséjű fűtőelemrészecskéket is tartalmazzák. A megfelelő dekontaminálás esetén a lazán kötődő szemcséket és a kenőcsszerű anyagokat is eltávolítják a felületről. 2. A felületeken megtapadt szemcsék eltávolítása. A felülethez szorosan megtapadt radioaktív szemcsék eltávolítását jelenti. Ide tartoznak a radioaktív izotópokat tartalmazó korróziós rétegek is. Lehetséges, hogy a megtapadt radioaktív rétegek sikeres eltávolítása megköveteli az alapfém egy részének eltávolítását is. 3. Radioaktív szemcsék eltávolítása résekből. A reaktorok hűtési rendszerében számos komponens, így a szelepek, ioncserélő oszlopok, szivattyúk, tartályok, szűrőházak tartalmazhatnak szűk réseket. A radioaktív szemcsék, a finomszemcséjű fűtőelem-részecskék beszivároghatnak ezekbe a résekbe, és ezeket el kell onnan távolítani. A dekontamináló eljárások egy része képes a résekben lévő radioaktív szemcsék eltávolítására, mások pedig nem. Ha egy alkalmazott eljárás erre nem képes, akkor a megfelelő dekontamináció eléréséhez folytatni kell a dekontaminálást egy erre alkalmas eljárással. 4. A belső komponensek hatása. Néhány dekontaminálásra kerülő tartály, edény és más eszköz tartalmaz olyan belső komponenseket, melyek komolyan befolyásolhatják az alkalmazott dekontamináló eljárás hatékonyságát.


www.tankonyvtar.hu

104


5. A dekontamináló eljárás sebessége, termelékenysége. Fontos az alkalmazott dekontamináló eljárás sebessége is, mert meghatározza a költségeket és a kezelés során közölt dózis mennyiségét. Ugyanakkor, mivel a dekontaminálás sebességénél fontosabb a szennyező anyag hatékony eltávolítása, a sebesség az eljárás megítélésénél nem játszik túl nagy szerepet. 6. Távirányíthatóság. A megfelelő dekontamináló eljárás megválasztásánál az egyik legfontosabb szempont a megfelelés az ALARA-elvnek. Ez az elv (As Low As Reasonably Achievable) a kezelő személyzet minimális dózisterhelését írja elő. Számos ígéretes dekontamináló eljárás bukott el a fenti követelményen. A kezelő személyzet többlet-dózisterheléstől történő védelme megnöveli a tisztító eljárás bonyolultságát, költségeit és a kezelési időt. Az eljárás bonyolultsága fordítva arányos a távirányítás mértékével. Teljes távirányítás esetén nincs szükség személyi sugárvédelmi árnyékolásra. 7. A dekontamináló eljárás kidolgozottsága. A kidolgozottság azt jelenti, hogy a dekontaminációs eljárás mennyiben és milyen fokon alkalmazható adott célra. A legmagasabb kidolgozottságú eljárás rutinszerűen alkalmazható, és a berendezések hiánytalanul rendelkezésre állnak. Alacsonyabb kidolgozottság esetén az eljárás kipróbált ugyan, de még fejlesztési stádiumban van, ez alatt pedig a kísérleti stádiumban lévő eljárások találhatók, és az alkalmazott berendezéseket még ki kell fejleszteni. További kritériumok minősítik az eljárás hatásait és korlátait. A hatásokkal kapcsolatban egyes eljárások nagy mennyiségű másodlagos hulladékot generálnak, például a dekontaminálószer komponensei keverednek az eltávolított radioaktív izotópokkal. Emellett egyes dekontamináló eljárások megváltoztathatják a felület állapotát, vagy megsérthetik a felületet. Ezért számos eljárásnak adottak az alkalmazási korlátai, egyes eljárások a reaktorban lévő berendezések dekontaminálására alkalmasak, míg más eljárások csak a reaktorból eltávolított korlátozott méretű tárgyak, eszközök felületének tisztítására alkalmasak. A dekontaminálás után a felületen maradó bármely maradvány (pl. kloridok) ugyancsak korlátozó tényezők. A radiológiai biztonság döntően befolyásolhatja egy adott eljárás alkalmazhatóságát. A dekontaminálás során keletkezett összes hulladék térfogatát lehetőség szerint minimalizálni kell, és megfelelően csomagolva el kell szállítani további kezelésre, tárolásra. A nehezen kezelhető radioaktív hulladékok mennyisége döntő a megfelelő dekontaminációs eljárás megválasztásánál. Egyes dekontaminálásra kerülő alkatrészek és berendezések esetén szükséges azok szétszerelése, hogy a belső felületeket meg lehessen hatékonyan tisztítani. A szükséges szétszerelés mértéke és bonyolultsága ugyancsak jelentősen befolyásolja egy adott dekontaminációs eljárás alkalmazhatóságát. Hasonló paraméter a hozzáférhetőség. A megtisztítandó belső felületek hozzáférhetőségéhez bizonyos nyílások szükségesek. A megtisztítandó tárgy, eszköz, berendezés mérete ugyancsak fontos paraméter. Üzemen kívüli berendezések dekontaminálása túl nagy méretek esetén történhet szakaszosan. A beruházási költségeken belül a dekontamináló és kiszolgáló berendezések költsége, valamint ezek várható élettartama fontos paraméterek. Az üzemelési költségek magukba foglalják a munkadíjakat és a rezsiköltségeket. A munkaigényes dekontaminációs eljárások kedvezőtlenek. A fokozott munka- és sugárvédelmi költségek megdrágítják a radioaktív szennyezések dekontaminálási eljárásait. A dekontaminált alkatrészek, berendezések újrahasznosítását számos faktor befolyásolja. A dekontamináció és újraminősítés költségeit össze kell hasonlítani az adott tárgy cseréjének költségeivel. A tisztítandó felületek hozzáférhetősége, szakaszos tisztíthatósága ugyancsak fontos faktor. A dekontaminálás során eltávolított fém mennyisége befolyásolja a tisztított tárgy újrahasznosíthatóságát. A tisztított felület minősége (pl. érdessége) ugyancsak fontos tényező. Fontos faktor a felület korrodálódásának mértéke a dekontaminálás során és azután. Igen fontos paraméter ipari körülmények között a biztonság: inherens biztonsági körülmények szükségesek.


www.tankonyvtar.hu


105

9.1. Nem-kémiai dekontamináló eljárások A nem-kémiai dekontamináló eljárások vagy a felület kontaminált oxidrétegének mechanikai eltávolítását végzik, vagy olyan vegyi anyagokat alkalmaznak, melyeket nem alkalmaznak a hagyományos kémiai dekontamináló eljárásokban. A nem-kémiai dekontamináló eljárásokat részben helyben, in-situ alkalmazzák a reaktorok hűtőkörében, részben pedig csak a reaktor hűtőköréből eltávolított komponensek dekontaminálásánál alkalmazzák őket. A kézzel végzett súrolás nem tekinthető modern és biztonságos dekontaminálási eljárásnak. A legfontosabb nem-kémiai dekontamináló eljárások által alkalmazott legfontosabb technikák az alábbiak:  mechanikai módszerek, gépi berendezések,  mechanikai módszerek, csőgörények,  mechanikai módszerek, forgó kefék/korongok,  nagynyomású vízsugár. A tisztítandó felület döntően befolyásolja az alkalmazható módszert. Például a fűtőelemek felületének tisztítására a mechanikai kefélés nem alkalmas, de bizonyos nagynyomású vízsugaras vagy ultrahangos tisztítás alkalmazható. Ultrahangos dekontaminálás Gyakran alkalmazzák, különösen a fűtőelemkötegek és egyszerűbb alakú tárgyak tisztítására, felületi lerakódások eltávolítására. Az amerikai EPRI dolgozott ki egy dekontamináló eljárást, melyben az ultrahangos jeladókat optimálisan elrendezve alkalmazzák, így a tisztítás hatékony a fűtőelemköteg belsejében is, anélkül, hogy a külső fűtőelemrudak sérülnének. A berendezést sikerrel tesztelték 1999-ben a Callaway-atomerőműben, 16 fűtőelemköteget tisztítottak meg. A felületi radioaktivitás 41–100%-át sikerült eltávolítani, a legtöbb izotóp esetében a hatékonyság 75% fölött volt. Ezután egy kampányban részt vett további 96 fűtőelemet tisztítottak meg 2 nap alatt sikeresen. Az ultrahangos dekontaminálási eljárást kifejlesztették gőzfejlesztők szekunder-oldali lerakódásainak eltávolítására is. A kísérletek sikeresek voltak, különösen hatékony volt az ultrahangos tisztítás híg kémiai dekontaminálószerek jelenlétében. Szárazjeges felületszórás A szárazjeges felületszórást ultrahangos kezeléssel kombinálva gyakran alkalmazzák dekontaminálásra. Az eljárásban fagyott (1–3 mm méretű) szén-dioxid-szemcséket szórnak a felületre tisztítás céljából. A sűrített levegővel felgyorsított szemcsék három szimultán mechanizmus szerint tisztítják meg a felületet. Az első hatás a felületnek ütköző szilárd szemcsék koptató hatása. A második hatás alapja a hideg szemcsék hűtő hatása a felületre, melynek során meggyengül a felület és a szennyeződés között fellépő kötés ereje, és utóbbi könnyebben eltávozik a felületről. A harmadik hatás alapja a felületre csapódó szén-dioxid-szemcsék elpárolgása folytán keletkező gáz emelő hatása. A szárazjégszemcse-szóró berendezések könnyen beszerezhetők, a gépek vagy elektromosan, vagy mechanikusan működnek, és rendelkeznek szárazjégszemcse-tároló hőszigetelt tartállyal. A felületről távozó elpárolgó gáz csak az eltávolított szennyezést hagyja hulladékként hátra. Az eltávozó gázt szűrik, és összegyűjtik a felületről eltávolított radioaktív szennyeződéseket. Radioaktív felület tisztításánál levegőkompresszor, levegőszárító, HEPA-szűrővel ellátott ventillációs rendszer alkalmazása szükséges. Igen fontos a jól működő gáztisztító rendszer. A szárazjeges felületszóró technika időigényes, lassú eljárás (9.1. ábra).


www.tankonyvtar.hu

106


9.1. ábra: Szárazjeges felületszóró tisztítási technika

9.2. Kémiai dekontamináló eljárások A kémiai dekontamináló eljárásokban általában a megfelelő reagenst keringetik a felületen. Tárgyak felületének részleges tisztítása esetén alkalmazzák a rázott reagensoldatba történő szakaszos bemártó eljárást is. A megfelelő kémiai dekontamináló eljárás kiválasztásához számos paramétert kell figyelembe venni. A kritériumok zöme szorosan kapcsolódik a tisztítandó nukleáris berendezés tulajdonságaihoz. Néhány fontosabb szempont:  a szennyezés elhelyezkedése (belső/külső felületen stb.),  a rendszer fizikai integritása,  a rendszer anyaga (acél, beton stb.),  a kontamináció kialakulása (rétegződése),  a kontamináció jellege (oxid, szennyező, szemcse, iszap),  a korábban alkalmazott kémiai dekontamináló eljárás(ok) hatékonysága,  a kontamináció eloszlása a felületen (felületi, résben, homogén eloszlású stb.),  környezeti és humándozimetriai jellemzők,  biztonsági, környezetvédelmi és társadalmi hatások,  dózisszint csökkentési követelmények (recirkuláció, kezelés),  a dekontaminálás és kondicionálás másodlagos hulladékainak mennyisége és típusai,  a dekontaminált anyag további sorsa,  dekontaminálás ideje,  dekontaminálás költsége. A kémiai dekontaminálás általában a szennyezett felület egymást követő vegyszeres kezelését jelenti, mely során az oxidréteget rétegenként feloldják. Némely esetben a kémiai dekontaminálást vagy elektromos, vagy mechanikai felülettisztító eljárásokkal kombinálják. Ha az alkalmazott vegyszerek koncentrációja 1 tömegszázalék alatt van, akkor kis koncentrációjú vagy enyhe dekontaminálásról beszélünk. Az eljárás megtervezéséhez szükséges a szennyezett felület összetételének ismerete, és az alkalmazott kémiai dekontamináló szernek fel kell tudnia oldani a vegyes-oxidos réteget a felületen. Ezen oxidrétegek szokásos vastagsága néhány mikrométer. és jobbára a vas, a nikkel és a króm oxidjaiból áll (9.2. ábra).


www.tankonyvtar.hu


107

9.2. ábra: Felületi vegyes oxidok rétegmélységi eloszlása Az ábrán látható, a VVER-reaktor AISI-316 acélfelületén az oxidfilm a krómban feldúsul és a vasban relatíve elszegényedik. Ez a krómréteg fejti ki a legnagyobb ellenállást VVER-reaktorok esetében a kémiai dekontaminálószerek hatásával szemben. Az oldás elősegítésére komplexképző, kelátképző vegyszereket adagolnak a vizes oldatokhoz. Ezek lehetnek oxálsav, citromsav, EDTA, és NTA. Alternatív megoldás lehet a pH csökkentése, de itt fennáll az alapfém károsodásának a veszélye, melyet inhibitorokkal fékezni lehet. A kémiai dekontaminálás kulcslépése a krómban dús réteg eltávolítása. Ennek során szükség van a Cr3+/Cr6+ oxidációra, mely könnyebben oldódó komponenseket képez. Ezt általában permanganát-oldat oxidálószer hozzáadásával végzik (AP/NP előoxidáció).

A maradék permanganátot és a keletkezett mangán-dioxidot oxálsavas mosással bontják el (második egyenlet). A védő, krómban dús réteg eltávolítása után a szokványos dekontaminálás következik, melynek során a vasban és nikkelben dús oxidréteget távolítják el. Az oxidréteg eltávolítása után a felületet megfelelő módon passziválni kell az alapfém károsodásának elkerülése céljából. A bemerítéses dekontamináló eljárásoknál, mivel a tartály felülről nyitott, megfelelő szellőztető rendszert kell alkalmazni és a kezelőszemélyzetet védeni kell a dekontamináló vegyszerek hatásaitól. A túl magas hőmérsékletű vegyszerekben nemkívánatos folyamatok játszódhatnak le, így mérgező vagy robbanékony gázok (pl. hidrogén) keletkezhetnek. A kémiai dekontaminálás a reaktív anyagok hatékony recirkulációját igényli, mert különben túlzottan megnövekszik a másodlagos hulladékok mennyisége. Rendszerint szükséges egy vegyszertároló és -gyűjtő rendszer jelenléte, és esetlegesen egy, a hasadóanyagok kritikus mennyiségét figyelő rendszer. A kémiai dekontamináló eljárások fontosabb előnyeit és hátrányait az alábbi pontokba foglalhatjuk össze. Előnyök:  Relatíve egyszerű eljárás, hasonló a fémiparban alkalmazott vegyi felülettisztítási eljárásokhoz. Relatíve olcsó eljárás, ha nem szükséges kiegészítő berendezés.  Jól ismert eljárás a nukleáris ipar számos területén.  A vegyszerek helyes megválasztásával az összes radioaktív izotóp eltávolítható a felületekről. A rekontamináció megelőzhető a felület vízzel történő folyamatos öblítésével.  Erős ásványi savakkal DF>100 dekontaminációs faktor érhető el, akár szabadszintű aktivitási szint is elérhető.  A radioaktív kontamináció eltávolítható belső és rejtett helyekről is, bár ekkor a hatékonyság nem túl jó.  Relatíve kicsi a környezeti levegő kontaminációs veszélye. Hátrányok:  Fő hátránya a másodlagos folyékony hulladékok nagy mennyiségének keletkezése. Ezen hulladékok kezelése és kondicionálása megfelelő hatékony eljárásokat igényel.


www.tankonyvtar.hu

108


  

A dekontamináló oldatokat általában 70–90 C-ra kell melegíteni a megfelelő dekontaminációs sebesség biztosítására. A hatékony dekontamináció korrozív és mérgező reagensek alkalmazását igényli. Porózus felületek kezelésére többnyire alkalmatlan.

Dekontamináló vegyszerek A leggyakrabban alkalmazott dekontamináló vegyszertípusokat és eljárásokat a következő 9.1. táblázat foglalja össze. 9.1. táblázat: Dekontamináló vegyszertípusok Vegyszer/eljárás Erős ásványi savak Savanyú sók Szerves savak Bázisok és bázikus sók Komplexképzők Színtelenítő oxidálószerek Detergensek, felületaktív anyagok Szerves oldószerek Többfázisú kezelő eljárások

Példa salétromsav, kénsav, foszforsav nátrium-foszfát, nátrium-szulfát hangyasav, oxálsav, citromsav kálium-hidroxid, nátrium-hidroxid pikolinsav, EDTA kalcium-hipoklorit kerozin, tetraklór-etán

9.3. Néhány kémiai dekontamináló eljárás Az elmúlt években számos kémiai dekontamináló eljárást fejlesztettek ki. Ezek közül azonban csak három eljárás nyert elterjedt gyakorlati alkalmazást, a Siemens-KWU által kifejlesztett HP/CORD UV-eljárás, a CEGB által az EPRI számára kifejlesztett LOMI-eljárás és az AECL által kifejlesztett CAN-DECON-eljárás. Ezek mind többlépéses kémiai dekontamináló eljárások, és számos módosításuk fejlődött ki. A PWR-reaktorok anyagaira alkalmazható kémiai dekontaminációs eljárások fontosabb jellemzőit foglalja össze a következő 9.2. táblázat. 9.2. táblázat: Kémiai dekontaminációs eljárások jellemzői PWR kémiai dekontamináló eljárások Eljárás LOMI lépések Előoxidáció AP oxidáció KMnO4 NP oxidáció HNO3+KMnO4 cirkulálás, eltávolítás átmenet az H2C2O4 injektálás oldási lépésbe cirkulálás eltávolítás vagy ioncsere oldási lépés LOMI reagens (dekontamiV(pic)3 injektálás náció) cirkulálás

Tisztítás

hulladékba vagy átmeneti tárolás vagy ioncsere

vegyszerek MnO4-, K+ HcrO4-

C2O42Cr3+ V(pic)3Fe(pic)3-

CAN-DECON lépések vegyszerek AP oxidáció MnO4-, K+ KMnO4 cirkulálás HCrO4eltávolítás

H2C2O4 injektálás cirkulálás ioncsere EDTA citromsav

hulladékba vagy átmeneti tárolás vagy ioncsere

HP/CORD UV lépések HP oxidáció HMnO4 injektálás cirkulálás

C2O42Cr3+

nincs speciális lépés

EDTA4C3H5(COO)33-

CORD dekontamináció H2C2O4 injektálás cirkulálás ioncsere UV bontás H2O2 injektálás cirkulálás ioncsere

vegyszerek MnO4HCrO4-

C2O42Cr3+

pic-pikkolinát


www.tankonyvtar.hu


109

A HP/CORD UV-eljárás A Siemens-KWU (jelenleg AREVA NP) által kifejlesztett kémiai dekontamináló eljárást széleskörűen alkalmazzák. Az USA kivételével az összes rendszerdekontamináló eljárás ezt az eljárást vagy ennek a módosítását alkalmazza. A „HP” a permangánsavat, a „C” a kémiait, az „O” az oxidációt, az „R” a redukciót, a „D” a dekontaminálást, az „UV” pedig az ultraibolya fénnyel végzett kezelést jelenti. Az AREVA NP egy teljes dekontaminálószer-családot fejlesztett ki különféle erőműtípusokra és vízüzemekre. Ezt mutatja a következő 9.3. táblázat. 9.3. táblázat: AREVA NP-dekontaminálószerek PWR/BWR rozsdamentes acélokra, világszerte PWR főkeringető szivattyú belseje, világszerte Atomerőművek leszereléséhez, világszerte Inconel-600 gőzfejlesztőhöz, Westinghouse atomerőművekhez remanens hőcserélőkhöz (Cu-ötvözet), japán Segédépületi berendezések szénacélhoz, GE atomerőművekhez rozsdamentes rendszerekhez (<0,06%C), BWR-hez alfa-sugárzók eltávolításához, világszerte

HP/CORD UV HP/CORD HP/CORD D UV HP/CORD N UV CORD C UV CORD CS UV HP/CORD 2000 UV CORD ALPHA

A HP/CORD UV-eljárás alapelve a következő: 1. Előoxidáció a krómtartalmú réteg eltávolítására, melynek során a Cr3+ ionokat Cr6+ ionokká oxidálják permangánsav alkalmazásával. 2. A maradék permangánsav redukciója oxálsavval. 3. Oxálsavas dekontamináció (vas-, nikkeltartalmú réteg eltávolítása). 4. A maradék dekontaminálószer elbontása szén-dioxiddá és vízzé ultraibolya sugárzással. Ez az eljárás alkalmazható PWR-reaktorok anyagaira, BWR-reaktorok esetén az előoxidáció nem szükséges. A HP/CORD UV-dekontamináló eljárás tipikus paraméterei:  95 C±2 C,  200±50 ppm HMnO4 -koncentráció,  2000±200 ppm oxálsav-koncentráció,  30% H2O2 -koncentráció. A következő 9.3. ábra azt mutatja, hogy hogyan változik a redoxi-potenciál és a felületről távozó kationok mennyisége az egymás utáni ciklusok során.

9.3. ábra: A redoxi-potenciál és az eltávolított kationok mennyisége a ciklusok során © Pátzay György, BME

www.tankonyvtar.hu

110


A HP/CORD UV-eljárás előnyei a következők:         

jó az anyagokkal szembeni kompatibilitása, a permangánsav az oxidáló ágens, egyszerű dekontamináló vegyszer a redukáló és dekontamináló, a teljes dekontamináló eljárás egy egyszerű vizes feltöltésből áll, regeneratív folyamat, az összes reaktortípusnál és vízüzemnél magas dekontaminációs faktor, a dekontaminációs sav in-situ elbontása szén-dioxiddá és vízzé, kelátképzőmentes hulladékok, minimális hulladékképződés.

A HP/CORD UV-eljárás fő hátránya az a megfigyelés, hogy egyes anyagoknál a kezelés után megnövekedett az intergranuláris (kristályközi) korróziós támadás valószínűsége, valamint a kezelés során fellép az oxalátképződés kockázata, mely megnehezíti a tisztítási folyamatot. Az eljárás fontos tulajdonsága, hogy ez a kezelés annyiszor ismételhető, ahányszor csak szükséges a felületen lévő összes radioaktivitás eltávolításához. Az eljárás speciális alkalmazási területe az atomerőművek végleges leszerelése. Ekkor a teljes oxidréteget eltávolítják a felületről, majd az alapfémet addig oldják egyenletesen, amíg aktivitás mutatható ki a felületen. Az alapfém védelme helyett az itt alkalmazott alapfémoldódást a dekontaminációs oldat redoxi-potenciáljának és az alapfém korróziós potenciáljának csökkentésével érik el, Ezt úgy érik el, hogy az összes oxidatív komponenst (Fe 3+, oxigén) eltávolítják a dekontamináló oldatból. Ha elegendő mértékben oldották fel az alapfém felületét az aktivitás eltávolítására, akkor az oldás bármikor leállítható oxidáló komponens (levegő, H2O2) hozzáadásával. A CORD dekontamináló eljáráscsaládot elterjedten alkalmazzák teljes rendszerek, komponensek dekontaminálására és végleges leszerelésnél, így például 1994-ben a Loviisa 2 blokkjának dekontaminálására és a rheinsbergi atomerőmű gőzfejlesztőjének végleges leszerelés előtti dekontaminálására. A HP/CORD UV folyamatait foglalja össze a következő 9.4. ábra.

9.4. ábra: A HP/CORD UV-folyamat A CORD-eljárások módosulatai A módosítások fő oka az eljárás szabadalmi védelme és a permangánsav tárolási és szállítási problémái voltak. A számos módosítás egyikét a koreai PWR-ek kezelésére fejlesztették ki. A módosítás lényege az, hogy a permangánsav helyett kálium-permanganát és foszforsavat alkalmaztak az oxidációs lépésben. Emellett a redukciós lépésben az oxálsav helyett csak H2O2-t alkalmaztak aktívszénnel kombinálva. Az aktuális dekontaminációs lépés nem csak oxálsavat, hanem EDTA-adalékot is tartalmaz, ez utóbbi


www.tankonyvtar.hu


111

szerepe nem teljesen tisztázott. A teljes folyamat hőmérséklete 85 C (alacsonyabb 10 C-kal az eredeti eljáráshoz képest), és mintegy 24 óráig tart. A CORD-eljárások módosításának tekinthető a japán HOP-eljárás. A FUGEN atomerőműben alkalmazták. Az erőműben hosszú idejű hidrogéninjektálást végeztek a feszültségkorróziós törések elkerülésére, melynek következtében megnövekedett az oxidfilm krómtartalma. A dekontaminálási problémák miatt fejlesztették ki az új HOP dekontamináló eljárást. A HOP- (hidrazin, oxálsav és kálium-permanganát) eljárás során oxidációs és redukciós lépéseket alkalmaznak először a krómban dús réteg, majd a vas-nikkelben dús réteg feloldására. Az oxidációra 500 ppm koncentrációjú káliumpermanganát-oldatot, redukcióra pedig 200 ppm koncentrációjú 2,5 pH-jú oxálsav-oldatot és hidrazint alkalmaztak. Amerikai kutatók fejlesztették ki a CORD egy módosítását NPOX néven. Ez az eljárás köznapibb vegyszereket alkalmaz, és számos dekontamináló eljárás hibridjének tekinthető. Salétromsavat, kálium-permanganátot, oxálsavat, ioncserélő gyantákat és ultraibolya fényt alkalmaz az NPOX. Például az oxidációs lépést bármelyik erős oxidálószerrel vagy ezek elegyével, vagy elektrokémiai módszerrel el lehet végezni. Javasolták a perklórsavat, salétromsav/kálium-perjodát-rendszert vagy a permangánsavat. Redukálószerként javasolták az oxálsavat, borkősavat, citromsavat. Fontos a javasolt vegyszerek aránya, mert a permanganát vagy az oxálsav feleslege technológiai problémákat okozhat. A LOMI-eljárás A LOMI (Low-Oxidation-state Metal Ion) eljárást az amerikai EPRI számára fejlesztették ki az 1980-as évek elején. Korábban a lúgos permanganátos és ezután oxálsavat és citromsavat alkalmazó dekontaminációs eljárásokat, valamint a CAN-DECON-eljárást alkalmazták. Az alkalikus permanganátos eljárás hátránya a nagy mennyiségű radioaktív szennyvíz keletkezése és néhány anyaggal való összeférhetetlensége volt. A CAN-DECON-eljárás híg komplexképző oldata pedig egyáltalán nem oldotta a PWR-felületek szennyező rétegeit. A LOMI-eljárás célja a fenti hátrányok kiküszöbölése volt. Az eljárásban a felületi oxidok eltávolítását a három vegyértékű vas-ionok két vegyértékűre történő redukciójával és a kétértékű vas ligandumokhoz kötésével, oldatba vitelével érték el. Ennek ellenére a LOMI-eljárás hatékonyabb volt a BWR-reaktorok fémfelületei tisztításánál, mint a PWR-reaktorok esetén. Ennek oka a PWRoxidrétegek magasabb krómtartalma volt. Az eljárás kulcsvegyülete a vanadil-pikkolinát volt. A redukciót végző V2+ iont vanadil-szulfátból állítják elő kénsavval. A vanádium ionja redukálja a vasat, miközben V3+ ionná oxidálódik. A redukált vas alacsony pH-értéken vas-pikkolinátként oldatba megy. A dekontamináló elegyhez formiátot adagolnak a V2+ ionok radiolízistermékek által kiváltott oxidációja elkerülésére. Ez a vegyszeroldat nem képes a magas krómtartalmú oxidrétegek feloldására, így döntően BWR-reaktorok fémfelületeinek tisztítására alkalmas. Próbálkoztak a PWR-reaktorok fémfelületei tisztításánál első lépésként a krómban dús oxidréteg más vegyszerekkel, így Cr2+-EDTA-reagenssel történő megbontására, de problémát okozott a reagens vízzel történő reakciója. A Paksi Atomerőműben vizsgálták a V(II)/Cr(II) arány hatását a magnetites oxidréteg oldódására, de a réteg oldódási kinetikája nem tisztázott. A magas krómtartalmú réteg megbontási problémáját mindenképpen a LOMI-eljárás előtt alkalmazott előoxidációs eljárás kidolgozása jelentette. Így a híg savas permanganátos, citromsavas, oxálsavas CITROX-, a salétromsavas, kálium-permanganátos NP-LOMI-, és a lúgos permanganátos, majd salétromsavas, permanganátos AP-NP-LOMI-eljárások alkalmasak voltak a krómban dús oxidrétegek megbontására is. Bár az előoxidációhoz alkalmazott AP- és NP-oldatok nem regenerálhatók, az oxálsavas öblítő oldat kationcserélő oszlopokon átvezetve regenerálható a fémionok eltávolításával. Az NP-kémia lépesei a krómos réteg oldása és a felesleges permanganát elbontása:


www.tankonyvtar.hu

112


A fejlesztések eredményei a következő pontokba foglalhatók össze:    

A LOMI lényegét jelentő vanadil-pikkolinát/formiát csak a vasban dús oxidrétegek kezelésére alkalmas. Az NP-LOMI- és NP-CITROX-eljárások alkalmazhatók rozsdamentes acélfelületek krómban dús oxidrétegének kezelésére. Az AP-LOMI-eljárás az Inconel-600 ötvözet krómban dús oxidrétegeinek kezelésére alkalmas. Az AP-NP-LOMI-eljárás vegyes fémötvözetek krómban dús oxidrétegeinek kezelésére alkalmas.

Az eljárásokkal elérhető dekontaminációs faktorok rozsdamentes acélfelület esetén DF=2–20 között változnak. A dekontamináló eljárás után nem növekedett a megtisztított felület korróziós veszélyezettsége. A LOMI-eljárások fő hátránya, hogy a többi eljáráshoz képest nagyobb mennyiségű hulladékot termel. A CITROX-eljárás Legtöbbször a CITROX-eljárást is a LOMI-eljáráscsaládhoz sorolják, bár attól függetlenül fejlődött ki. Az eljárások paraméterei hasonlóak. A CITROX-eljárás is tartalmaz egy AP- (vagy NP-) lépést a felület permanganátos kezelésére. Az AP-oldat tipikusan 10 tömegszázalék nátrium-hidroxidot és 3 tömegszázalék kálium-permanganátot tartalmaz, általában 90 C-on 4 óráig alkalmazzák a kezelést. Az AP kezelés után a felületet pH<10 értékig leöblítik hidrazinos, bórsavas oldattal, majd a CITROX-eljárás következik. A CITROX-eljárás savak és szerves kelátképzők kombinációját alkalmazza (2,5 tömegszázalék oxálsav, 5 tömegszázalék kétbázisú ammónium-citrát és 2 tömegszázalék vas(II)-nitrát). Korróziós inhibitorként 0,1 tömegszázalék dietil-tiokarbamid-oldatot szoktak hozzáadni szénacél felületek esetén. A szerves savak feloldják és komplexbe viszik, a kelátképzők pedig kémiailag lekötik a felületről távozó korróziós termékeket. A másodlagos filmréteg kialakulásának megakadályozására az oxálsav/kétbázisú ammónium-citrát-koncentrációk aránya nem haladhatja meg a 0,5 értéket. A citrátionok akadályozzák meg az oxalátcsapadékok kialakulását. A CITROX-eljárást általában 80 C-on 8 óra hosszan alkalmazzák. Magyar kutatók figyelték meg, hogy az áramlási sebességet 0,5 m/s értékről 3 m/s-ra növelve a dekontaminálás hatásfoka jelentősen növekedett. Ugyanakkor a rozsdamentes acélfelületek repassziválása során az áramlási sebességet a lehető legalacsonyabb értéken kell tartani. Alkalmazták a CITROX-eljárás híg oldatos változatát is. A CITROX-eljárás egy változata az OPG-AP-CITROX-eljárás, melyet a TMI-2 reaktorbaleset következményeinek felszámolásánál alkalmaztak. Az OPG-oldat oxálsavat, nátrium-oxalátot, glükonsavat, nátrium-glükonátot és bórsavat tartalmaz, és hidrogén-peroxid jelenlétében alkalmazzák. A glükönsav-glükonát pufferrendszer megakadályozza a hidrogén-peroxid felesleges elbomlását. Alkalmazták koncentrált oldatként 40 C-on és híg oldatként 80–95 C-on is. A két alkalmazás hatásfoka nagyjából egyezett, de a híg oldatos variáció olcsóbb, mert kisebbek a hulladékkezelési költségek. A CAN-DECON- és CAN-DEREM-eljárások CAN-DECON-eljárás Az eljárást eredetileg Kanadában az AECL fejlesztette ki, és eleinte CANDU-reaktorokban, később BWR- és PWR-reaktorokban is alkalmazták. A CAN-DECON-eljárást gyakran a lúgos permanganátos AP-eljárással kombinálva alkalmazzák. Általában 85–125 C-on 0,1-0,2 tömegszázalékos 2,7-2,8 pH-jú LND-101A reagensoldatot alkalmaznak 24–36 órán át. Korróziós inhibitorként vas(II)ionokat és más vegyületeket alkalmaznak.


www.tankonyvtar.hu


113

Az eljárás kulcsvegyülete az LND-101A (LND-101, LND-104), mely EDTA-citromsav-oxálsav 2:1:1 mólarányú elegye. A kezelés után szénacélok kivételével nem nőtt a kezelt felület korróziós veszélyezettsége. CAN-DEREM-eljárás Dekontaminációs lépések sorozatából áll: a vas-oxid-réteg oldása szerves savakkal és EDTA-val (CAN-DEREM-lépés), a krómréteg oxidálása és oldása oxidatív lúgos permanganát oldattal, mosás híg oxálsavoldattal (AP lépés). A CAN-DECON-eljárással szemben nem tartalmaz oxálsavat, mely a rozsdamentes acélok szemcseközi és feszültségkorróziós károsodását segítheti elő. A LOMI-, a CAN-DECON- és a HP/CORD UV-eljárások rövid összehasonlítása Az egyes eljárások előnyeit és hátrányait röviden a következő 9.4. táblázatban foglaltuk össze. 9.4. táblázat: Az eljárások összehasonlítása LOMI Magas DF Fe3O4 felületen oxigénmentes oldat szükséges (üzemelési hiba lehetséges, költséges) az USA-ban minősítették a kulcsvegyület drága nagy a hulladék térfogata AP-alkalmazás esetén MnO2 képződés

Előnyök/hátrányok CAN-DECON közepes DF nincs oxalátképződés nincs hatékony előoxidációs lépése

HP/CORD UV közepes DF oxalátképződési kockázat hatékony előoxidálási lépése van (HMNO4)

az USA-ban minősítették

nem minősítették az USA-ban

a szükséges előoxidáció miatt hulladék keletkezik MnO2 keletkezhet, vas(II)-ionok hiányában szemcseközi korrózió léphet fel

kicsi a hulladék térfogata szemcseközi korrózió léphet fel

az AP módosítása nem volt sikeres

Mindhárom eljárásra jellemző, hogy általában három ismételt ciklus szükséges a megfelelő dekontamináció eléréséhez. A LOMI- és a CAN-DECON-eljárások alkalmaznak komplexképzőket, míg a HP/CORD UV-eljárás csak oxálsavat alkalmaz. A HP/CORD UV-eljárás előoxidációs permangánsavas eljárása kifejlesztett, míg a másik két eljárásról ez nem mondható el, és különösen az AP-előoxidációs eljárás problémás. Ehelyett az NP- vagy ózonos eljárást alkalmazzák, melyek költségesek. A legkevesebb hulladékot a HP/CORD UV-eljárás termeli. Utólagos korrózió szempontjából a LOMI-eljárás bizonyos anyagoknál előnyösebb, mint a HP/CORD UV-eljárás. Ez utóbbi eljárás nem alkalmazható az USA-ban. A TMI-2 sérült reaktor dekontaminálásánál laboratóriumi kísérletekkel 7 különböző dekontamináló eljárást hasonlítottak össze. A dekontaminálási feladat itt nehezebb volt a szokványosnál, mert a felületekre a fűtőelemekből kiszabadult radioaktív izotópok is kiváltak. A legjobb eredményt egy kombinált ORG-AP-CITROX-eljárással érték el. Egy japán, erős savat alkalmazó dekontamináló berendezés képét mutatja a következő 9.5. ábra.


www.tankonyvtar.hu

114


9.5. ábra: Erős savat alkalmazó dekontamináló berendezés Egyéb kémiai dekontamináló eljárások A DCD- (Dilute concentrate decontamination) eljárás Az eljárás 1 tömegszázalék alatti koncentrációjú, híg oldatokat alkalmaz. Felhasználása esetén többször alkalmazható jelentős előkészületek nélkül, és a keletkezett hulladék kezelése olcsó és a kelátképzők oxidációval elroncsolhatók. Az oldatok ioncserés regenerálása miatt csak szilárd hulladék (ioncserélő gyanta) képződik. Ugyanakkor alacsonyabb DF érhető el, nem alkalmas üledék (crud) eltávolítására és az oxidréteget sem távolítja el teljesen. Elsősorban kanadai reaktorok (CANDU) dekontaminálására alkalmazták. EDTA (etiléndiamin-tetra-ecetsav) Az EDTA a leggyakrabban alkalmazott szerves kelátképző a dekontaminációban. Jól oldja a korróziós-termék-oxidokat és távolítja el a felületről a radioaktív izotópokat. Ellenben híg oldatban alkalmazva a felületről távozó oldat nehezen regenerálható kationcserélő oszlopokkal. Egyes kationok, így a vas(II) erős komplexeket képez az EDTA-val és nem távolítható el kationcserével. Hasonló a helyzet Ni(II)-, Cu(II)-, Fe(III)- és Cr(III)-ionok jelenlétében. Az EDTA-t magát csak nagy térfogatú anioncserélő oszloppal lehet eltávolítani. A Co(II)-ionokkal viszont kationcserével jól eltávolítható pozitív töltésű komplexet képez. HEDTA (1-hidroximetán-1,1-difoszfonsav) Erős redukáló ágenssel együtt szokták alkalmazni. Jól oldja a goethit-, hematit- és magnetitvasoxidokat, de a spinel-oxidok oldódása már lassabb. A híg HEDTA-oldat 50 C-on jól megtisztítja a szénacél felületet. NTA (nitrilo-triecetsav) Indiában alkalmazták hidrazinnal kombinálva 170 C-on. A szénacélt erősen megmarta, de pH<8 esetén a rozsdamentes acélfelület (316 típus) nem károsodott. A híg dekontamináló oldatokkal végzett hatékony kezelések körülményei még nem eléggé tisztázottak.


www.tankonyvtar.hu


115

Az EMMAC-eljárás Francia eljárás, mely oxidáló és redukáló oldatokat alkalmaz. Általában 80 C-on alkalmazzák, és az oxidáló ágens NP, a redukáló pedig salétromsav-aszkorbinsav-keverék. Az oxidáló lépésben a króm oldását segítik elő, a redukáló lépésben pedig feloldják a maradék oxidréteget. Gőzfejlesztők primerköri oldalának és a primerköri hűtőrendszer rozsdamentes burkolatának dekontaminálására alkalmazták.

9.4. Elektrokémiai dekontamináló eljárások Az elektrokémiai dekontaminálás (elektropolírozás) lényegében kémiai dekontaminálás elektromos térerő segítségével. A nem-nukleáris iparban széleskörűen alkalmazzák elektropolírozásra. Egyenáramot alkalmaz, mely során az anódon oldódásos oxidáció lép fel. A könnyen hozzáférhető, elektromosan vezető (fém) felületek tisztítására magas dekontaminációs faktor mellett jól alkalmazható. Az eljárás legfontosabb paraméterei az elektrolitkoncentráció, az üzemi hőmérséklet, az elektródpotenciál és az alkalmazott áramsűrűség. Az eljárás során az elektrolitot recirkulálják és regenerálják. Az eljárás hatékonyságát zavarják a felülethez kötődő anyagok, így az olaj-, zsír-, oxid- és festékrétegek, melyeket a kezelés előtt el kell távolítani. Az ún. bemerítéses eljárásnál (9.6. ábra) a kezelt felület méretei, egyéb kezelés esetén a felület geometriája és a rendelkezésre álló hely korlátozza az alkalmazhatóságát. Komplex geometriájú felületek (pl. vékony csővezetékek) így nem dekontaminálhatók.

9.6. ábra: Bemerítéses eljárás A reagensek között leggyakrabban foszforsav-oldatot alkalmaznak, mert stabil, biztonságos, és sok ötvözet esetén jól alkalmazható. Nem-vízelvonó hatása révén minimális a légszennyezése és jó komplexképző tulajdonsággal rendelkezik. Egyéb elektrolitok, így salétromsav, nátrium-szulfát-oldat főleg ott használhatók, ahol a foszforsavas vagy kénsavas oldat nem alkalmazható. A salétromsav hatékony elektrolit, de hidrogén- és nitrogéngázt bocsáthat ki, szénacél felületekre nem alkalmazható. A szerves savak jó pH-stabilitással rendelkeznek, elroncsolásuk nem-savas hulladékot eredményez. Bár drágábbak az erős ásványi savaknál és lassabb a hatásuk is, mégis ideálisak a roncsolásmentes felülettisztításhoz. Hulladékuk kezelése előtt semlegesíteni kell őket. Semleges dekontamináló elektrolitok (alkálifém-szulfátok oldatai) is alkalmazhatók. Ilyen eljárás az ELDECON-eljárás, melyet Svédországban és Finnországban alkalmaztak. Az eljárásban az anódos oxidáció során keletkező fémionokat hidroxidként lecsapatják és az iszapot elválasztják. A Cr(VI)ionokat Cr(III)-ionokká kell redukálni a lecsapáshoz. A rendszerből oxigén- és hidrogéngáz, valamint radioaktív hidroxidiszap távozik. Magyar kutatók alkalmazták az elektrokémiai polarizáció eljárását primerköri oldatokból radioaktív izotópok, így kobaltizotópok eltávolítására. Ez az eljárás bármelyik kémiai dekontamináló eljárással kombinálható. Foszforsav elektrolit esetén a foszforsavoldatban folyamatosan nő az oldott vas mennyisége és 100 g/l koncentráció fölött megkezdődik a vas-foszfát kiválása. Ekkor az oldatot vagy frissre kell cserélni, vagy regenerálni kell. © Pátzay György, BME

www.tankonyvtar.hu

116


Az elektrokémiai dekontamináló eljárások előnyeit és hátrányait röviden az alábbiakban foglalhatjuk össze. Előnyök:  Ipari méretekben rendelkezésre áll, a berendezések nem túl költségesek, az eljárás egyszerű. Gyakorlatilag minden radioaktív izotóp eltávolítható a felületről nagy dekontaminációs faktor (DF>100) mellett.  Sík felületek, sarkok, bemélyedő felületek, tartályok tisztítására alkalmas. Az eltávolított fémréteg vastagsága 25 mikrométer alatt van. A kezelt felület sima, nehezen szennyeződik újra.  A keletkezett radioaktív hulladék mennyisége relatíve alacsony. Hátrányok:  A leggyakrabban alkalmazott bemerítéses eljárásnál a dekontaminálásra kerülő felületet el kell távolítani a primer körből. In-situ kezelésnél a dekontamináló készüléket kell a folyamat végén dekontaminálni. A kezelt felület nagysága, bonyolultsága, a szabad hely nagysága korlátozza az eljárás alkalmazását.  A hulladékkezelő elektrolitot feldolgozás előtt semlegesíteni kell.  Az eljárás nem távolítja el teljes mértékben a felületről a fűtőelem szemcséit, az iszapokat és szigetelő jellegű rétegeket.  A rejtett és belső felületek dekontaminálása nem hatékony.  A kezelésre kerülő komponensek mozgatása további többletdózist okozhat a kezelő személyzetnek. Felhasznált irodalom 1. 2.

3.

Archibald, K., Demmer, R., Argyle, M., Ancho, M., HaiPao, J., NPOX decontamination system, WM’02 Conference, February 2428, 2002, Tucson, AZ Varga, K., Baradlai, P., Hirschberg, G., Németh, Z., Oravetz, D., Schunk, J., Tilky, P., Corrosion behaviour of stainless steel surfaces formed upon chemical econtamination, Electrochim. Acta 46 82001) 37833790. Kinnunnen, P., FP6-036367 ANTIOXI, Research Report, VIT, 2008.


www.tankonyvtar.hu

10. Kiégett fűtőelemek kezelése, előkészítése tárolásra, reprocesszálás

117

10. KIÉGETT FŰTŐELEMEK KEZELÉSE, ELŐKÉSZÍTÉSE TÁROLÁSRA, REPROCESSZÁLÁS Amikor a fűtőelemek hasadásra képes izotópjainak mennyisége olyan szintre csökken, hogy gazdaságosan tovább a hasadáson alapuló energiatermelés nem tartható fönn (4,5–6 év üzemidő után), akkor a reaktort leállítják, és a tovább már nem alkalmazható kiégett fűtőelemeket eltávolítják az aktív zónából. A reaktorból kikerülő kiégett fűtőelemeket átszállítják az ún. pihentető medencébe, ahol 4–5 évig tárolják „hűtés” céljából (10.1., 10.2. és 10.3. ábrák).

10.1. ábra: Kiégett fűtőelemek pihentető medencéje

10.2. ábra: Areva (La Hague): kiégett fűtőelemek tárolása


www.tankonyvtar.hu

118


10.3. ábra: Egy japán kiégettfűtőelem-tároló A kiégett fűtőelemben lévő hasadási termékek és aktivációs termékek bomláshője következtében a fűtőelemek jelentős hőt termelnek. és intenzív gamma- és neutronsugárzást bocsátanak ki. Ezért a kiégett fűtőelemeket hűteni kell, sugárárnyékolást kell alkalmazni és távműködtetéssel kell mozgatni. A hő- és sugárzáskibocsátás intenzitása függ attól, hány hasadási folyamat ment végbe a fűtőelemben a reaktorból való végleges eltávolításáig, melyet kiégési szintnek nevezünk, és függ a kiemelés óta eltelt ún. hűtési időtől. A kiégett fűtőelemekben az energiatermelés során keletkezett elemek megoszlását a 10.4. ábra, potenciális radiotoxicitását a 10.5. ábra mutatja.

10.4. ábra: Kiégett fűtőelemekben előforduló elemek


www.tankonyvtar.hu


119

10.5. ábra: Kiégett fűtőelemek potenciális radiotoxicitása a hűtési idő függvényében A különböző típusú kiégett fűtőelemekben jelenlévő hasadási termékeket és aktinidákat foglalják össze a 10.1. és 10.2. táblázatok. 10.1. táblázat: Hasadási termékek összetétele kiégett UO2 és MOX-fűtőelemekben 3 éves hűtés után Csoport

nemesgázok (Kr, Xe) alkálifémek (Cs, Rb) alkáliföldfémek (Sr, Ba) Y és lantanidák cirkónium kalkogének (Se, Te) molibdén halogének (I, Br) technécium Ru, Rh, Pd vegyes (Ag, Cd, Sn, Sb)

UO2 3,5% 235U 33 GWnap/t U*

UO2 3,5% 235U 45 GWnap/t U*

UO2 3,5% 235U 60 GWnap/t U*

MOX 8,65% Pu 45 GWnap/t nehézfém*

g/t U* 5,6 3 2,4 10,2 3,6 0,5 3,3 0,2 0,8 3,9 0,1

g/t U* 7,7 4 3,3 13,8 4,8 0,7 4,5 0,3 1,1 5,7 0,2

g/t U* 10,3 5,2 4,5 18,3 6,3 1 6 0,4 1,4 7,7 0,3

g/t nehézfém* 7 4,5 2,6 12,4 3,3 0,8 4,1 1,4 1,1 8,3 0,6

*kezdeti tömeg

10.2. táblázat: Aktinidák összetétele kiégett UO2 és MOX-fűtőelemekben 3 éves hűtés után Elem

U

Pu

izotóp

felezési idő (év)

234 246000 235 7,04x108 236 2,34x107 238 4,47x109 238 87,7 239 24100 240 6560 241 14,4 242 3,75x105 *kezdeti tömeg

UO2 3,5% 235U 33 GWnap/t U*

UO2 3,5% 235U 45 GWnap/t U*

UO2 3,5% 235U 60 GWnap/t U*

izotóp(%)

g/t U*

izotóp(%)

g/t U*

izotóp(%)

g/t U*

0,02 1,05 0,43 98,4 1,8 58,3 22,7 12,2 5,0

222 10300 4224 941000 166 5680 2214 1187 490

0,02 0,74 0,54 98,7 2,9 52,1 24,3 12,9 7,8

206 6870 4950 929000 334 5900 2760 1460 884

0,02 0,62 0,66 98,7 4,5 48,9 24,5 12,6 9,5

229 5870 6240 911000 590 6360 3180 1640 1230


MOX 8,65% Pu 45 GWnap/t nehézfém* izotóp(%) g/t nehézfém* 0,02 112 0,13 1070 0,05 255 99,8 886000 3,9 2390 37,7 23100 32 19600 14,5 8920 11,9 7300

www.tankonyvtar.hu

120


8. animáció Hasadványoknak a hűtési idő függvényében történő összetétel-változását mutatja a 8. hangos animáció. A jelenleg üzemelő könnyűvizes atomerőművekből kikerülő kiégett, tárolt fűtőelemek mennyisége folyamatosan növekszik, és nő a kiégett fűtőelemekben található értékes hasadóanyag-tartalom visszanyerésére, a reprocesszálásra az igény (10.6. ábra).

10.6. ábra: Tárolt és reprocesszált fűtőelemek A reaktorokból kikerülő kiégett fűtőelemek fontosabb tulajdonságai a következők:       

Reaktivitásuk lecsökkent a 235U tartalom elhasadása révén, és a frissen keletkezett plutónium (239Pu) hasadóanyag csak részben kompenzálja ezt a fogyást. A hasadással keletkezett neutronelnyelő anyagok felhalmozódása lehetetlenné teszi a láncreakció megfelelő folytatását. Szerkezeti szilárdságuk valamelyest csökkent a sugárzás és a hő hatására. A fűtőelemrudakban felhalmozódott gáz halmazállapotú hasadási termékek megnövelik bennük a nyomást. A fűtőelemek eredeti 238U tartalma csak kismértékben csökkent. A kisebb mennyiségben keletkező transzuránok (Np, Am, Cm) mennyisége arányos a reaktorban töltött idővel. A kiégett fűtőelemekben folytatódik a hasadási termékek és a transzuránok bomlása és a bomlási hő fejlődése. A kiégett fűtőelemekben felhalmozódott hasadásienergia-termelő potenciál sokkal több, mint a kiégésig termelt energia.


www.tankonyvtar.hu


121

A frissen kiemelt kiégett fűtőelem néhányszor tíz kilowatt hőt termel. Az első évben a rövid élettartamú radioaktív izotópok elbomlása következtében a hőtermelés a kezdeti érték századrészére csökken, ezután a csökkenés a 2.–5. évben további ötszörös, az 5.–10. évek között pedig 40%-os. Az első évben a kiégett fűtőelem hőtermelésében négy radioaktív izotóp dominál: 106Ru, 144Ce, 137Cs és 134 Cs, illetve ezek rövid felezési idejű leányelemei. Kiégett fűtőelemek tárolása A kiégett fűtőelemek tárolásánál három feltételt kell biztosítani: 1. a kiégett fűtőelemet megfelelő módon hűteni kell a bomlási hő eltávolítására, 2. a kiégett fűtőelemekből kilépő sugárzást megfelelő módon árnyékolni kell sugárvédelmi és dozimetriai okokból és 3. meg kell akadályozni a kiégett fűtőelemekben a láncreakció újbóli beindulását, nem kerülhetnek kritikus állapotba. A reaktorból kiemelt fűtőelemeket egy vízzel töltött medencében tárolják. A víz hűti a fűtőelemeket, árnyékolja sugárzásukat és a nemesgáz hasadási termékek kivételével visszatartja a szivárgással kikerült radioaktív izotópokat. A pihentető medence geometriai kialakítása és a kiégett kazettákat tartó rekeszekben vagy a vízben lévő neutronabszorberek (bór, hafnium, kadmium) megakadályozzák a kritikus állapot kialakulását. A pihentető medence vizét szivattyúval forgatják hőcserélőkön és víztisztító ioncserélő oszlopokon keresztül, hűtés és a radioaktív izotópok és egyéb szennyeződések eltávolítása céljából. A bepárlódásból előálló vízveszteséget pótolják. A hűtő- és tisztítórendszer megfelelő működése különösen fontos a fűtőelemcsere idején a cserét követő időszakban. A legtöbb reaktorban ugyanis a fűtőelemcsere során a teljes töltetet átemelik a pihentető medencébe, és ott végzik el a szükséges cserét. Az USA előírásai szerint a reaktorból kikerülő kiégett fűtőelemkötegeket legalább egy évig vizes pihentető medencében kell tárolni, mielőtt száraz tárolóba szállítanák. Egy év eltelte után a kiégett fűtőelemkötegek aktív hűtéssel szállíthatók. Aktív hűtés a kiemeléstől számított mintegy három évig szükséges. Ha a pihentető medence megtelt, a régebbi, kisebb hőteljesítményű fűtőelemeket másik pihentető medencébe vagy száraz tárolóba szállítják. Egy kiégettfűtőelem-szállító konténert és kapszulát a 10.7. ábra, egy száraz tároló metszetét pedig a 10.8. ábra mutatja.

10.7. ábra: Kiégettfűtőelem-szállító konténer és száraz tároló kapszula szerkezete

10.8. ábra: Száraz tároló metszete


www.tankonyvtar.hu

122


A száraz tároló fejlődött hője légáramlással és hősugárzással távozik. A száraz tároló árnyékolja a nagy hatótávolságú sugárzásokat, a kritikus állapot elkerülését megfelelő geometria kialakításával és a tárolt fűtőelemkötegek között elhelyezett neutronabszorberekkel biztosítják. Az ipari gyakorlat szerint a kiégett fűtőelemek száraz tárolóban történő tárolását csak öt év pihentető medencében végzett hűtés után kezdik meg. A kiégett fűtőelemek nedves és száraz tárolását döntően az erőművek telephelyén végzik. A tárolók kialakítása és szerkezete az erőmű típusától, a kiégettfűtőelem-tároló korától és a száraz tárolók típusától függ. Fontos a vizes pihentető medencékben a megfelelő vízszint biztosítása, mert lecsökkent vízszint esetén az elégtelen hűtés miatt megnövekszik a fűtőelemkötegek hőmérséklete és megindul a burkolatot képező cirkóniumötvözetek oxidációja. Levegő és gőz jelenlétében a következő exoterm reakciók mennek végbe, és az utóbbi reakcióban hidrogén gáz is fejlődik:

Ezek a reakciók magas hőmérsékleten autokatalitikusak, önfenntartók, víz alatt nem mennek végbe. Hűtés hiányában cirkóniumburkolati tüzet okozhatnak, a túlhevülő fűtőelemcsövek felszakadhatnak, és az illékony radioaktív izotópok kiszabadulhatnak. Emellett 1800 C fölött a cirkóniumburkolat reakcióba lép az urán-oxid-tabletták anyagával, egy cirkónium-urán-oxid alapú komplex olvadékfázis keletkezik. A kiégett fűtőelemek további sorsa jelenleg a hosszú időtartamú tárolás és az értékes hasadóanyagok kinyerése, az újrafeldolgozás lehet. A hosszú időtartamú tárolás jellemzői a következők:  kisebb a költsége a reprocesszálásnál,  kicsi a biztonsági kockázata,  nem bolygatja meg a plutóniumkészletet, és a tárolási idő során csökken a plutónium alapú atomfegyver előállítási valószínűsége,  minimális másodlagos radioaktív hulladékot termel,  de csak a fűtőelemben lévő potenciális hasadási energia maximum 1%-át hasznosítja. Az újrafeldolgozás, reprocesszálás jellemzői a következők:  kémiai technológiai eljárásokat alkalmaz,  jó hatásfokkal elkülöníti a hasadó és szaporító anyagokat további hasznosítás céljából,  csökkenti a nagy aktivitású hulladék térfogatát, de több kis és közepes aktivitású hulladékot termel,  műveletei során nagy a dóziskockázat és a sugárveszély,  lehetővé teszi az uránalapú fűtőelemek hasadóanyagainak 50–100%-os recirkulációját, de gyors szaporító reaktorok nélkül csak 15–30%-kal nő a hasznosítható hasadóanyag mennyisége.

10.1. Nagy aktivitású hulladékok átmeneti tárolása A radioaktív hulladék végső elhelyezésének problémája az egyik fő oka annak, hogy az egyébként környezetbarát atomenergia-felhasználást a kritika éri. A fő kifogás a radioaktív hulladékok átmeneti és végső elhelyezésének körülményeivel, az emberi léptékben szinte végtelen tárolási idővel, a tárolás hosszú távú biztonságával kapcsolatos. Bár a radioaktív hulladékok mennyisége (térfogata) sokkal kisebb más hulladékokénál, de az egyéb hulladékoknál gyakran veszélyesebbek. Ezért a radioaktív hulladékok kezelése és elhelyezése hosszú távú stratégiát igényel, a megfelelő kezelés és elhelyezés technológiáit nagyon gondosan kell kidolgozni és nem szabad elsietni. Ezért a radioaktív hulladékok legkisebb térfogatot képviselő, de legveszélyesebb csoportját, a nagy aktivitású radioaktív hulladékok zömét világszerte 40–50 évig átmeneti tárolókban őrzik, a megfelelő végső kezelő és temető technológiák kidolgozásáig. A megfelelő technológiák fejlesztése folyamatos, elég csak a radioaktív hulladékok őrzési idejét drasztikusan csökkenteni képes transzmutációs eljárásra utalnunk. A nagy aktivitású radioaktív hulladékok túlnyomó többsége a nukleáris energiatermelő ciklus második felében (back end) a reaktorokban használt fűtőelem, szabályozó rudak stb. formájában


www.tankonyvtar.hu


123

keletkezik. Egy 600 MWe teljesítményű német reaktor fűtőelemciklusában 33 t urán-oxid fűtőelem használatához szükséges nyersanyag és a keletkezett hulladékok mennyiségét foglalja össze a 10.3. táblázat. 10.3. táblázat: Egy 600 MWe teljesítményű reaktor töltetének nyersanyagszükséglete és hulladékai Egy 600 MWe teljesítményű reaktor (Biblis A, 33 t fűtőelemtöltet) üzemanyagciklusa és a hulladékok Kiindulási anyag Eredmény Hulladék * 1

440.000

t

Uránérc/kőzetpor

40.000

t

Uránérc

400.000

t

Poralakú kőzet

2

40.000

t

Uránérc

400

t

U3O8

39.600

t

Iszap

3

400

t

U3O8

220

t

Hex

180

t

Atomhulladék

4

220

t

Hex

33

t

Dúsított Hex

187

t

kimerült UF6

5

33

t

dúsított Hex

33

t

Fűtőelem

70

hordó

Kis aktivitású hulladék

6

33

t

Fűtőelem

33

t

Kiégett fűtőelem

1.300

hordó


90 - 110

hordó

Közepes aktivitású hulladék

7

33

t

Kiégett fűtőelem

28

t

UNH

30

ESB

Nagy aktivitású hulladék

1

t

MOX

600

hordó

Közepes aktivitású hulladék

300

hordó


1 - uránérc kitermelés, 2 - ércfeldolgozás, 3 - konverzió, 4 - dúsítás, 5 - fűtőelemgyártás, 6 - atomerőmű, 7 - reprocesszálás, Hex-UF6, UNH-uranil-nitrát, ESB-rozsdamentes acéltok, MOX-vegyes-oxid fűtőelem, *- 5, 6, 7 folyamtoknál további hulladékmennyiség keletkezik.

A reaktorokból kikerülő kiégett fűtőelemek további sorsa országonként változó. Hazánkban a kiégett fűtőelemeket korábban visszaszállították a Szovjetunióba, majd Oroszországba (1989–1998 között 2331 db kiégett üzemanyagköteg került vissza). A rendszerváltás után az orosz fél már nem vesz át több kiégett fűtőelemet, így azok átmeneti tárolására meg kellett építeni Pakson, az erőmű területén a Kiégett Kazetták Átmeneti Tárolóját (KKÁT). Az egyéb nagy aktivitású hulladékok elhelyezésére az atomerőműben egy a leszerelésig üzemelő csöves típusú 223 m3 tárolókapacitású átmeneti tárolót is üzemeltetnek. Ebbe évente mintegy 5 m3 nagyaktivitású szilárd hulladék kerül. A KKÁT egy angol licenc alapján épített MVDS-típusú száraz, modulárisan bővíthető átmeneti tároló, melybe évente 372 db kiégett fűtőelemköteg kerül. Az erőmű üzemideje (30 év) lejártáig várhatóan 11128 db kiégett fűtőelemköteg kerül itt átmeneti tárolásra – előreláthatólag 2047-ig. A KKÁT látképét a 10.9. ábrán, szerkezeti metszetét és a bővítéseket a 10.10. ábrán mutatjuk be.


www.tankonyvtar.hu

124


10.9. ábra: A paksi KKÁT látképe

10.10. ábra: A paksi KKÁT metszeti rajza és a bővítések

10.2. A radioaktív hulladék végleges elhelyezése A radioaktív hulladékok elhelyezése végleges vagy átmeneti lehet. A kötelező előírások a tárolók tervezésére és működésére többszörös mérnöki gátakat írnak elő. Ezek alapja, hogy megbecsülik a radioaktivitás terjedését a mérnöki gátakon keresztül, majd a tároló természeti környezetében (kőzetek, talaj, talajvíz, biológiai rendszerek), illetve megvizsgálják a potenciális sugárterhelés veszélyét (honnan, milyen izotóp, milyen kémiai formában és mekkora mennyiségben juthat el az emberekhez). A nagy aktivitású hulladékokat jelenleg átmeneti tárolókban helyezik el. Végleges tárolók még nincsenek, csak kísérletek folynak, eddig gránit alapú kőzeteket, valamint sóbányákat vizsgáltak meg. Az átmeneti tárolók ún. száraz vagy nedves tároló csoportokba oszthatók. A száraz tárolók levegő(gáz-) hűtésűek, a nedves tárolók pedig vízhűtésűek (ebben az esetben a víz jelenléte veszélyt jelenthet a láncreakció kockázata miatt). A száraz tárolók kiépítése lehet különálló blokkos (cask), illetve boltozatos, sírkamraszerű (vault) rendszerű. A „cask” típusú tároló előnye, hogy kis különálló blokkokba helyezik el a kiégett fűtőelemeket, ezért például földrengés esetén nem omolhat rá a tárolóépület, és könnyen biztosítható a hűtésük, passzív módon.


www.tankonyvtar.hu


125

A „vault” típusnál egy épület veszi körül a tárolót. Földrengés esetén ez a típus kockázatosabb, mert a ráomlott épület miatt megszűnhet a szellőzése. Pszichológiai okokból viszont ez a megoldás kedvezőbb, és ezért ez az elterjedtebb megoldás. Néhány felszín közeli száraz tároló metszeti rajzát mutatjuk be a 10.11. ábrán.

10.11./a ábra: Sírkamraszerű föld feletti tároló (vault)

10.11./b ábra: Föld alatti sírkamraszerű betontároló (vault)

10.11./c ábra: Földdel borított betontároló (cask) 10.11./d ábra: Föld alatti moduláris betontároló (cask)

10.11./e ábra: Keskeny árokjellegű tároló (cask) A radioaktív hulladékok tárolóinak megépítéséhez dolgozták ki az ún. mérnöki gátak elvét. A mérnöki gátak (többfokozatú akadály) elvét alkalmazzák a radioaktív hulladékok tárolóinak kialakításakor. Ezt az elvet foglalja össze a 10.12. ábra.


www.tankonyvtar.hu

126


10.12. ábra: A mérnöki gátak elve Számos országban épült kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok számára tároló. A legnagyobb kis aktivitású felszíni tároló Franciaországban, La Hage-nál (106 m3 kapacitás) található. A második legnagyobb tároló Angliában, Sellafield környékén létesült (8*105 m3). A sellafieldi tároló aknaszerűen (trench) van a felszín közelében elhelyezve. Nagy aktivitású radioaktív hulladékok elhelyezésére végleges tárolók tervei készülnek az Amerikai Egyesült Államokban, a Yucca hegységben, és Carlsbadban egy sivatagban. Németország tervezett végleges tárolója Morslebenben lenne, egy sólencsében. Az USA-ban megépített Yuccahegységbeli tároló metszeti rajzát a 10.13.-10.14. ábrákon mutatjuk be.

10.13. ábra: A Yucca-hegységben (USA) épített tároló


www.tankonyvtar.hu


127

10.14. ábra: A Yucca-hegységben (USA) épített tároló A nagy aktivitású kiégett fűtőelemek mély geológiai környezetben történő tárolásának svéd modelljét a 10.15. ábra szemlélteti.

10.15. ábra: Kiégett fűtőelemek tárolásának svéd modellje

10.3. Kiégett fűtőelemek feldolgozása (reprocesszálás) A 6. fejezetben már részben tárgyaltuk a kiégett fűtőelemek újrafeldolgozásának, a reprocesszálásnak a szükségességét, legfontosabb jellemzőit és eredményeit. Ebben a fejezetben röviden ismertetjük néhány fontosabb eljárás jellemzőit és a legismertebb nedves reprocesszáló eljárást, a PUREX-eljárást Üzemelő atomreaktorok fűtőelemeiben két fő folyamat megy végbe: 1. Neutronok hatására az 235U magok hasadnak, és energiakibocsátás, neutronkibocsátás mellett radioaktív hasadványmagokat képeznek, melyek e folyamat hulladékai. 2. A neutronok ütköznek az 238U és 235U magokkal is. Az 238U izotóp termikus neutronok hatására nem hasad, hanem neutronbefogás, majd két rövid bétabéta-bomlás után egy teljesen


www.tankonyvtar.hu

128


új hasadóképes magot, a 239Pu magot hozza létre. Neutronbefogás révén további transzurán izotópok keletkeznek. Így a kiégett fűtőelemben három fő komponens található:  még el nem hasadt 235U és még el nem reagált 238U magok >95%,  frissen keletkezett 239Pu új hasadóanyag (és más transzuránok) ~1,3%,  hasadási termékmagok (az 235U és 239Pu hasadásából) ~3,2%. Egy könnyűvizes atomerőmű fűtőelem-összetételének változását mutatja a következő 10.16. ábra.

10.16. ábra: Könnyűvizes reaktor fűtőelemében bekövetkező változások A reprocesszálás tulajdonképpen ezen három komponens különválasztását jelenti. Az alapvető folyamat az urán, plutónium és a hasadványtermékék egymástól való elválasztása, amely rendszerint két lépésre bontható: 1. a kiégett fűtőelem mechanikai vagy kémiai bontása, 2. a kiégett fűtőanyag kémiai elválasztása. A fűtőelem-pasztillák oldásához szükséges a fűtőelemek szétszerelése. A fűtőelemköteg végeit eltávolítják, majd a fűtőelemrudakat mechanikusan vagy lézer késsel 3–3,3 cm-es darabokra vágják vagy törik. A darabolás közben az illékony radioaktív gázok kijutnak a fűtőelemből és a gázkezelő rendszer a jódokat nátrium-hidroxid-oldattal és ezüsttel kezelt szorbens töltettel köti meg. Az első lépés lényegében a fűtőanyagok kémiai feldolgozását segíti. A fűtőelemeket rendszerint nagy tisztaságú alumínium- vagy cirkóniumötvözet vagy ötvözött acélköpeny veszi körül. Az alumínium oldására 5 mol/l nátrium-hidroxidot vagy kénsav és salétromsav elegyét, vagy a Sulfexeljárás esetén kénsav és hidrogénfluorid elegyét használják. Ha a fűtőelemek védőköpenye ötvözött acélból készült, az oldáshoz tömény kénsavat vagy királyvizet /Darex-eljárás/, esetenként ammóniumfluoridot tartalmazó ammónium-nitrát oldatot alkalmaznak. A cirkóniumötvözet-burkolatú fűtőelemdarabokat tömény salétromsavban oldják fel. A védőköpeny oldása után a fűtőanyag feldolgozása következik. A feldolgozás ioncserés, extrakciós és csapadékképzéses elválasztási eljárásokon alapulhat. Ezt megelőzően a kiégett fűtőanyagot és a reakciótermékeket tömény salétromsavval oldatba viszik. Az ioncserés eljárások kevésbé terjedtek el, mert az ioncserélő gyanták a rendkívül nagy aktivitások miatt kémiai károsodást szenvedhetnek, emellett a víz radiolízise folytán bekövetkező gázképződés az ioncserélő oszlopok zavartalan üzemét veszélyezteti. A csapadékképződésen alapuló elválasztások legrégebbi módszere a bizmut-foszfátos módszer, amelynél a plutóniumot csapadékba viszik, az urán és a hasadványtermékek viszont oldatban maradnak. Ezt az eljárást részletesen a 6. fejezetben ismertettük. A bizmut-szulfátos koprecipitálás többszöri megismétlésével és lantán-fluoridos lecsapással kiegészítve a keletkező plutónium mintegy 95%-os hozammal különíthető el. Bár ez a módszer a plutónium kinyerésére megfelelőnek mondható, az urán és hasadványok elválasztására nem alkalmas. Ezért elterjedtebbek az extrakciós eljárások.


www.tankonyvtar.hu


129

Az extrakciós eljárások három fő csoportba sorolhatók: 1. Sóolvadékkal végzett extrakció. 2. Fémolvadékokkal végzett extrakció. 3. „Hagyományos” extrakció. A fűtőanyagokat magnéziumklorid-olvadékkal extrahálva a keletkezett plutónium mintegy 90 %-a a sóolvadék-fázisba vihető, magnézium, ill. ezüst olvadékkal az elválasztás kevésbé éles, azonban a berendezések korróziós igénybevétele lényegesen kisebb. A hagyományos extrakciós eljárások általában három lépésre bonthatók: 1. Az U6+ és Pu6+ extrakciója a szerves fázisba, a hasadványok a vizes /savas/ fázisban maradnak. 2. A Pu6+ redukciója után a plutónium és urán elválasztása, a Pu3+ a vizes fázisba kerül. 3. Az urán re-extrakciója és a plutónium végső tisztítása. A Redox-eljárásnál szolvensként hexont (metil-izobutil-ketont) alkalmaznak. Kisózó anyagként alumínium-nitrát szolgál, a plutónium oxidációját nátrium-dikromáttal, redukcióját vas- /II/ szulfamáttal végzik. Az alumínium-nitrát azáltal fejti ki hatását, hogy a vizes fázisban az extrahálandó anyag aktivitási koefficiensét növeli, ugyanakkor a szabad víz koncentrációját nem extraháló akva- és/vagy hidroxokomplex kialakításával csökkenti. A salétromsavas oldatban először a különböző (3+ – 6+) vegyérték állapotú plutóniumot egységesen dikromáttal Pu6+ ionokká oxidálják, majd alumínium-nitrátot adnak az oldathoz, és ezt extrahálják hexonnal. A Pu6+ és U6+ a szerves fázisban dúsul fel, a hasadványtermékek a vizes fázisban maradnak. A szerves fázist ezután Al/NO3/3 és Fe/SO3NH2/2 tartalmú oldattal kezelik, amely során a Pu6+-Pu3+ redukció eredményeképpen a plutónium kimosható a szerves fázisból. Az urán reextrakcióját hígított salétromsavval végzik. Az eljárás alapvetően szelektív, de a hasadványtermékek egy része is extrahálódik (ruténium). Nagyobb gondot a hexon tűzveszélyessége okoz. A Butex-eljárás extraháló szerként dibutil-karbitolt, kisózó anyagként pedig salétromsavat és ammónium-nitrátot alkalmaz. A Butex-eljárás előnye: a hasadványtermékek továbbfeldolgozása egyszerűbb, mert nem kell a Redox-eljárásnál adagolt nagy mennyiségű alumínium-nitrát elkülönítéséről gondoskodni. A reprocesszáló üzemek alapvetően, legelterjedtebben a Purex-eljárást alkalmazzák. Az eljárást 1949-ben a Knolls Atomic Power Lab javasolta az USA-ban, és 1950–52 között Oak Ridge-ben tesztelték. Savannah Riverben (F-canyon 1954, F-canyon 1955) plutóniumtermelő üzemet létesítettek, 1956-ban Hanfordban a Redox-technológiát váltotta fel. Kisózó anyagként itt is a salétromsav szolgál, extraháló szerként viszont petróleum-finomítványban oldott (30%) tributil-foszfátot alkalmaznak. A különböző eljárások elsősorban a tributilfoszfát-koncentrációban és az extrakciós oszlopok számában különböznek egymástól. Több olyan megoldás ismert, amelyek a plutóniumon kívül egyéb transzuránok elkülönítését is lehetővé teszik. A PUREX-eljárás (plutónium-urán-extrakció) teljes és az elválasztó műveletek egyszerűsített sémája látható a következő 10.17. és 10.18. ábrákon.


www.tankonyvtar.hu

130


10.17. ábra: A PUREX-reprocesszálás folyamatábrája

10.18. ábra: A PUREX-reprocesszálás elválasztási lépései A kiégett fűtőelemek újrafeldolgozására (reprocesszálására) alkalmazott Purex-technológia első lépésében az átlagosan öt évig pihentetett kiégett fűtőelemkötegeket a reprcocesszáló műben szétszerelik, a fűtőelemrudakat mechanikusan vagy lézerrel szétvágják, és a zárt csövekből kiszabaduló radioaktív gáz, illékony komponenseket (jódgőzök nemesgázok, RuO4), a nemesgázok kivételével adszorpciós úton megkötik. A nemesgázok közül csak a 85Kr kerül ki a környezetbe. Ezután a fűtőelem-pasztillákat 7 mol/l salétromsavban feloldják, és a keletkezett oldatot centrifugálással és szűréssel derítik. Az oldás során az oldat tipikus összetétele: 250 g/l U 6+, 2,5 g/l Pu4+, 9 g/l


www.tankonyvtar.hu


131

hasadási termék, 7,4 TBq béta- és gamma-sugárzó radioaktív izotóp, 69,2 GBq/l alfa-sugárzó radioaktív izotóp. A fűtőelemben lévő hasadási termékek egy része (Pd, Rh, Ru, Mo) és a hozzájuk tapadt plutónium nem oldódik fel. Az oldás során a kritikus állapotot az oldó berendezés geometriájának megfelelő kialakításával kerülik el. Ezután az urán és plutónium hasadóanyag-izotópokat kerozinban oldott tributil-foszfát (TBF) szerves extrahálószerrel szerves fázisba extrahálják, míg a hulladékot képező hasadási termékek (HT) a vizes fázisban maradnak. A keletkezett nitrogén-oxid-tartalmú gázokat recirkulálják. Folyamatos salétromsavas oldó berendezést mutat a 10.19. ábra.

10.19. ábra: Folyamatos salétromsavas fűtőelem-oldó berendezés A TBF (angolul TBP) tömény salétromsav-oldatban erős komplexet képez az urán(VI) és plutónium(IV) nitrátjaival a következő reakciók szerint.

Ezután a szerves fázisba került plutónium(IV) ionjait hidrazin vagy hidroxilamin-nitrát redukálószerrel plutónium(III) formává redukálják, mely során a plutónium-TBF-komplex elbomlik, és a plutónium újra vizes fázisba kerül, míg az uránkomplexben lévő urán(VI)-ionok nem redukálódnak és komplexként maradnak a szerves fázisban. Ezt követően az urán- és a plutóniumtartalmú folyadékáramokat külön kezelik. A szerves fázisban lévő uránkomplexet híg salétromsav hozzáadásával megbontják (a komplex csak tömény salétromsavas oldat esetén stabil), és reextrakcióval az urán újra vizes fázisba kerül. A híg savas uranil-nitrát-oldatot bepárolják, majd 400 C-on UO3 oxiddá alakítják, végül hidrogén atmoszférában 700 C-on UO2 oxiddá redukálják. A Pu(III) vizes oldatát salétromos savval Pu(IV)-ionná oxidálják, majd oxálsavval lecsapják. A plutónium-oxalát 300 C-on végzett hevítésével PuO2 oxidhoz jutnak. A Purex-eljárással néhány transzurán (Am, Cm, Np) nem választható el a salétromsavas oldatból, ezekre további kiegészítő elválasztási eljárásokat dolgoztak ki. Az urán, a plutónium és egyéb transzurán megoszlási hányadosait mutatja a következő 10.20. ábra a salétromsav koncentráció függvényében.


www.tankonyvtar.hu

132


10.20. ábra: Az urán, a plutónium és egyéb transzurán megoszlási hányadosai a salétromsav koncentráció függvényében. Az ábra jól mutatja, hogy az urán(VI)- és a Pu(IV)-értékű ionjai stabil komplexeket képeznek a TBF-vegyülettel 2-3 mol/l salétromsav-koncentráció fölött, és hígabb salétromsavoldatban a komplexek megbomlanak, és az ionok újra vizes fázisba kerülnek. A gáz halmazállapotú hulladékok mellett keletkeznek szilárd hulladékok, így a felületre „égett” radioaktív anyagokat tartalmazó, préseléssel tömörített fűtőelem-burkolatok, az oldáskor fel nem oldódott hasadási termékek, a gázcsapdák töltetei, a folyadékokból kiülepedett iszapok és a tisztításhoz felhasznált ioncserélő gyanták. A folyékony hulladékok közül a legjelentősebb az első extrakciós lépésben elválasztott salétromsavas raffinátum vizes oldata (hívják angolul nagy aktivitású hulladéknak, HLW-High Level Waste-nek is). A nagy aktivitású savas oldat radioaktivitását üvegesítéssel szilárdítják és zárják mátrixba, a kis és közepes aktivitású hulladékokat pedig cementezéssel, műanyagba ágyazással kezelik temetés előtt. Jelenleg az USA kivételével Franciaországban, Angliában, Japánban és Oroszországban üzemelnek Purex-technológiát alkalmazó reprocesszáló üzemek. A technológia előnyei:  folyamatos üzemű technológia, nagy kapacitással,  alkalmazásával nagy tisztaság és szelektivitás érhető el az elválasztásokban,  az oldószerek reciklizálhatók és a hulladékok mennyisége minimalizálható. Hátrányai:  az extrahálószer-oldószer-rendszer hidrolízissel és radiolízissel bomlik,  az eljárás híg oldatokkal dolgozik és nagy tartályokat igényel,  a keletkezett nagy aktivitású radioaktív hulladékok kezelése problémás,  jelentős mennyiségű plutónium-oxid keletkezik, melynek biztonságos felhasználása még nem megoldott. A reprocesszálás termékei  Urán (UO2) 0,6% 235U és 99,4% 238U ,  Plutónium (PuO2). o Egyéb aktinidák: amerícium (a fő hosszú élettartamú hőforrás), neptúnium (a fő sugárforrás), kűrium. o Hasadási termékek. o 90Sr, 137Cs (a tárolás első 50 évében nagy mennyiségű hőt termelnek, szelektív elválasztással csökkenthető a tárolási térfogat).


www.tankonyvtar.hu




133

I, Tc (mozgékony izotópok, a geológiai akadályokon könnyen átjutnak, a bioszféra mesterséges radioaktivitásának fő forrásai). A PUREX-technológia anyagmérlegét foglalja össze a 10.21. ábra. 129 99

10.21. ábra: A PUREX-technológia anyagmérlege A PUREX-technológia kockázatai – kritikusság A technológia kritikusságát több paraméter befolyásolja:  a hasadóanyagok jelenléte (235U, 233U, 239Pu),  a hasadóanyag-tartalmat hígító szaporítóanyagok (238U, 232Th, 240Pu) aránya,  a hasadóanyagok mennyisége,  a geometria,  a neutronmoderátorok jelenléte,  a neutronreflektorok jelenléte,  a neutronabszorberek jelenléte. A kritikusság néhány egyedi paraméterértékét foglalja össze homogén oldatokra a következő 10.4. táblázat. 10.4. táblázat: Kritikusság egyedi paraméterei hasadóanyagokra Paraméter hasadóanyag tömege (g)

235

U 760

233

U 550

239

oldat hengeres átmérője (cm) hengeres oldat magassága (cm) Oldat térfogata (dm3) hasadóanyag koncentrációja (g/dm3) a hasadóanyag felületi sűrűsége (g/cm2) 235 U dúsítási foka (%)

13,9 4,6 5,8 11,5 0,4 1,0

11,5 3,0 3,5 10,8 0,35 -

15,7 5,8 7,7 7,0 0,25 -

Pu 510

Sajnos az elmúlt 35 évben számos baleset következett be a kiégett fűtőelemeket feldolgozó reprocesszáló művekben. Ezek közül ismertetjük röviden néhány kritikussági baleset lefolyását reprocesszáló üzemekben:


www.tankonyvtar.hu

134

 





 

 




1953, Mayak, Szovjetúnió. Eljárási hiba miatt 842 g plutónium (nitrátként) halmozódott föl egy tartályban és a beinduló láncreakció forrásba hozta. 1957, Mayak, Szovjetúnió. Egy forró kamrában uránt választottak le oldatból, és a csapadék a szűrőn összegyűlt. A szűrőedény kihasasodott, gáz, csapadék és oldat került ki a forró kamrába. 1958, Mayak, Szovjetúnió. Kritikussági vizsgálatokat végeztek 90%-os dúsítású uranil-nitrátoldattal egy 400 literes edényben, melyből a kísérletek végén az oldatot leengedték kedvező geometriájú 6 literes edényekbe. Az operátorok néhány kísérlet után a 400 literes tartály csapját megnyitották és megemelték, hogy gyorsítva az ürítést közvetlenül tölthessék tartalmát az edényekbe. Az operátorok közelsége (3 fő) elegendő neutront reflektált a tartályba vissza, hogy a láncreakció beinduljon, és fényvillanás után 5 méter magasra csapott ki a felforrt folyadékoszlop a tartályból. 1958, Oak Ridge, USA. Egy 93%-os dúsítású uranil-nitrát-oldatot tartalmazó tartály lyukas volt és szivárgott. Egy mellette levő tartályból engedtek oldatot egy 200 literes hordóba, miközben a lyukas tartályból is folyt bele az oldat. Sárgásbarna füst szállt fel és kék fény villant. 1959, Idaho, USA. Légkeverős tartályokban lévő erősen dúsított uranil-nitrát-oldatból 200 liter egy 600 liter vizet tartalmazó tartályba folyt bele és 20 perces láncreakciót okozott. 1962, Hanford, USA. Szelepek nem megfelelő működése miatt szuperkritikus mennyiségű plutóniumoldat került egy tartályba, és 37,5 óráig folytatódott a láncreakció. Az oldatból kicsapódó plutóniumcsapadék következtében a láncreakció leállt. 1968, Mayak, Szovjetúnió. Plutóniumoldatot öntöttek egy nagy tartályból egy üvegedénnyel egy rozsdamentes acéltartályba. A második öntés során kritikus állapotba került az oldat. 1978, Idaho, USA. Az extrakciós ciklus első lépésében folyamatosan víz folyt az extrahált oldathoz, a szerves komplex részben megbomlott, és folyamatosan nagy dúsítású urán vált ki a vizes fázisban. Egy hónap üzem után a megnövekedett uránkoncentráció elérte a kritikus szintet. 1999, Tokai Mura, Japán. Három operátor 18,1% dúsítású urán-oxidot oldott salétromsavban egy tartályban. A tartály geometriája nem volt alkalmas (szélesebb volt az előírtnál), és a hetedik uránadag hozzáadásakor kritikusság lépett föl.

A kritikussági veszélyeken kívül a TBF salétromsav hatására bekövetkező bomlásakor keletkező „vörös olaj” robbanásveszélye is komoly kockázatot jelent. A robbanásveszély elhárítható a hőmérséklet szabályozásával (t<130 C), szellőztetéssel, a vizes fázis TBF-tartalmának minimalizálásával és a salétromsavas oldat koncentrációjánal korlátozásával (c<10 mol/l). Jelenleg a PUREX-technológiát úgy módosították, hogy a plutóniumfrakcióban kevés uránt is benne hagynak, így az alkalmas vegyes-oxid- (MOX-) fűtőelemek gyártására. Felhasznált irodalom Todd, T., Spent Nuclear Fuel Reprocessing, Idaho National Laboratory, Nuclear Regulatory Commission Seminar, Rockville, USA, 2008

.


www.tankonyvtar.hu

11. Radioaktív hulladékok keletkezése, kezelése és elhelyezése

135

11. RADIOAKTÍV HULLADÉKOK KELETKEZÉSE, KEZELÉSE ÉS ELHELYEZÉSE 11.1. Radioaktív hulladékok osztályozása Hulladék fogalma „Hulladék az az anyag (elhasznált termék, maradvány, kiválasztott szennyező anyag, szennyezett, kitermelt föld stb.), amely az ember termelő-fogyasztó tevékenysége folyamán keletkezik, és amelyet az adott műszaki, gazdasági, társadalmi feltételek mellett tulajdonosa sem felhasználni, sem értékesíteni nem tud, illetve nem kíván, és ezért kezeléséről – a környezet szennyezésének a megelőzése érdekében – gondoskodni kell.” Radioaktív hulladék fogalma A radioaktív hulladékok fogalmát sokféleképpen megadhatjuk. Radioaktív hulladék az atomtörvény 2. §-ának m) pontja szerint további felhasználásra már nem kerülő olyan radioaktív anyag, amely sugárvédelmi jellemzők alapján nem kezelhető közönséges hulladékként. Más megfogalmazás szerint „radioaktív hulladék minden olyan anyag, amely valamilyen tervezett nukleáris tevékenység során keletkezik, és további felhasználására már nincs igény, ugyanakkor a benne lévő radioizotópok koncentrációja meghaladja a környezetbe történő és biztonságosnak tekintett felszabadítás, kibocsátás vagy kihelyezés (deponálás) határértékeit”. Radioaktív hulladék alatt értendő tehát minden további felhasználásra már nem szánt, gazdasági, szociális, oktatási, vagy kutatási tevékenységből származó radioaktív anyag. Így a kiégett fűtőelemek nem tartoznak a radioaktív hulladékok közé, amíg végleges döntés nem születik arról, hogy az adott ország már nem kívánja feldolgozni őket és felhasználni a bennük található értékes anyagokat. Nyilvánvaló, hogy a hulladék és így a radioaktív hulladék besorolása hely- és időfüggő, adott helyen ami radioaktív hulladéknak minősül, más helyen még esetleg felhasználható, adott idő eltelte után a radioaktív hulladék esetenként átminősíthető kevésbé aktív vagy inaktív hulladékká. A radioaktív hulladékok besorolása alapvetően a 47/2003 (VIII. 8.) EszCsM rendelet 2. számú melléklete alapján történik. Kis és közepes aktivitású radioaktív hulladéknak minősül az a radioaktív hulladék, amelyben a hőfejlődés az elhelyezés (és tárolás) során elhanyagolható. Az MSZ 14344-1:2004 szabvány alapján rövid élettartamú az a kis és közepes aktivitású radioaktív hulladék, amelyben a radionuklidok felezési ideje 30 év vagy annál rövidebb, és csak korlátozott koncentrációban tartalmaz hosszú élettartamú alfa-sugárzó radionuklidokat (ez a koncentráció 4000 Bq/g egy gyűjtőcsomagolás esetében, és 400 Bq/g a teljes hulladékmennyiségre átlagolva). Hosszú élettartamú az a kis és közepes aktivitású radioaktív hulladék, amelyben a radionuklidok felezési ideje és/vagy az alfa-sugárzó radionuklidok koncentrációja meghaladja a rövid élettartamú radioaktív hulladékokra vonatkozó határértékeket. Nagy aktivitású az a radioaktív hulladék, amelynek hőtermelését a tárolás és elhelyezés tervezése és üzemeltetés során figyelembe kell venni. A radioaktív hulladékok csoportosítása történhet halmazállapot szerint, aktivitás-koncentráció szerint, a göngyöleg felületétől adott távolságban (10 cm) mért levegőben elnyelt dózisteljesítmény szerint, a radioaktív hulladékban előforduló radioaktív izotópok felezési ideje szerint. Mivel valamennyi környezetünkben előforduló anyag tartalmaz radioaktív nuklidokat, ezért a radioaktív hulladékok meghatározásánál meg kell adnunk egy olyan minimális mentességi aktivitást (MEA) vagy aktivitás-koncentrációt (MEAK), amely érték meghaladása esetén már a környezettől elkülönítendő radioaktív hulladékról beszélünk. Ez a minimális szint (vagy mentességi szint) az éves felvételi korlátnak, ÉFEK-nek valahányad része. Az ÉFEK egy bizonyos radionuklid belégzés, lenyelés útján vagy bőrön keresztül történő felvételének azon értéke, amely egy év alatt a vonatkozó dóziskorláttal megegyező lekötött effektív dózist eredményez. Az ÉFEK-et aktivitás-egységekben adják meg.


www.tankonyvtar.hu

136


Mentességi szintnek nevezzük az egyes radionuklidokra meghatározott azon mentességi aktivitás-, illetve mentességi aktivitáskoncentráció-értékeket, amely alatt úgy tekintjük, hogy a hulladék már nem jelent veszélyt környezetére nézve. A mentességi szintek megállapítására nincs általános szabály, rendszerint külön táblázatokban adják meg az értékeket, izotóponként, aktivitásban és aktivitáskoncentrációban is. Ilyen megadott értékeket a 23/1997. (VII. 18.) NM rendelet tartalmaz. Ezek szerint a legkisebb mentességi szint 1 Bq/kg néhány alfa-sugárzó izotópra, tipikus értékei 10–1000 Bq/kg, legmagasabb értéke 106 Bq/kg a trícium esetében. Keverék esetén súlyozott összeggel számítjuk. Néhány radioaktív izotóp rendeletből kigyűjtött mentességi határértékeit a következő 11.1. táblázatban mutatjuk be. 11.1. táblázat: Mentességi határértékek néhány nuklidra (Kivonat a 23/1997. (VII.18.) NM rendelet Mellékletéből Magyar Közlöny 1997/65 sz., 4773–4777 o.) Radionuklid

MEAK, Bq/g

MEA, Bq

Radionuklid

MEAK, Bq/g

MEA, Bq

H-3

1x106

1x109

Ra-226

1x101

1x104

C-14

1x104

1x107

Th-232

1x100

1x103

F-18

1x101

1x106

U-235

1x101

1x104

P-32

1x103

1x105

U-238

1x101

1x104

Cl-36

1x104

1x106

Utermészetes

1x100

1x103

K-40

1x102

1x106

Pu-238

1x100

1x104

Fe-59

1x101

1x106

Pu-239

1x100

1x104

Co-60

1x101

1x105

Pu-240

1x100

1x103

Kr-85

1x105

1x104

Pu-241

1x102

1x105

Sr/Y-90

1x102

1x104

Am-241

1x100

1x104

Tc-99

1x104

1x107

Cf-252

1x101

1x104

Ag-110m

1x101

1x106

I-129

1x102

1x105

I-131

1x102

1x106

Xe-135

1x103

1x1010

Cs-134

1x101

1x104

Cs-136

1x101

1x105

Cs-137

1x101

1x104

Po-210

1x101

1x104

Rn-222

1x101

1x108


www.tankonyvtar.hu


137

A rendelet táblázata 299 nuklidot tartalmaz, amelyek közül 31-nek összesen 100 leányeleme van feltüntetve. A mentességi szinthez kell viszonyítani az adott i-edik hulladék AKi aktivitás-koncentrációját (Bq/g) a hulladékosztályba történő besoroláshoz. Ez a mentességi viszonyszám (MV) meghatározza a tárolás körülményeit.

Mentességi viszonyszám: MV = i (AKi / MEAKi) A hulladéktömeg teljes aktivitására is előírnak korlátozást: mentességi aktivitás, MEA, mértékegysége a Bq. A radioaktív hulladékot jellemző további fontos adat a HT fajlagos hőtermelés, mértékegysége a kW/m3. Az alábbi 11.2. táblázat mutatja a fentiek szerint a radioaktív hulladékok besorolását és az elhelyezés körülményeit. 11.2. táblázat: Radioaktív hulladékok besorolása (MSZ 14344-1:2004 szabv.) Hulladékkategória

Jellemzők

Elhelyezés Nincs sugárvédelmi korlátozás

1.

Mentességi

MV< 1

2.

Kis és közepes aktivitású

MV > 1 HT < 2 kW/m3

2.a.

Kis aktivitású

MV V 3

2.b.

Közepes aktivitású

MV 103 T1/2 30 év

2.1

2.2

Rövid élettartamú kis és közepes aktivitású

Hosszú életű kis és közepes aktivitású

és a hosszú életű alfa-sugárzók koncentrációja korlátozott: egyedi hulladékcsomagra 4000 Bq/g, és a telephelyre átlagolva 400 Bq/g csomagonként A hosszú életű radionuklidok koncentrációja meghaladja a rövid életű hulladékokra vonatkozó határértéket

Felszíni vagy geológiai tároló

Geológiai tároló

HT > 2 kW/m3

3.

Nagy aktivitású

A hosszú életű radionuklidok koncentrációja meghaladja a rövid életű, kis és közepes aktivitású hulladékokra vonatkozó korlátot

Geológiai tároló

Ha a radioaktív hulladék többfajta radioizotópot is tartalmaz, akkor az osztályozást a következők szerint kell elvégezni (11.3. táblázat):


www.tankonyvtar.hu

138


11.3. táblázat: Radioaktív hulladékok osztályozása

A rendelet szerint kis és közepes aktivitású radioaktív hulladéknak minősül az a radioaktív hulladék, amelyben a hőfejlődés az elhelyezés (és tárolás) során elhanyagolható. Rövid élettartamú az a kis és közepes aktivitású radioaktív hulladék, amelyben a radionuklidok felezési ideje 30 év vagy annál rövidebb, és csak korlátozott koncentrációban tartalmaz hosszú élettartamú alfa-sugárzó radionuklidokat (ez a koncentráció 4000 Bq/g egy gyűjtőcsomagolás esetében, és 400 Bq/g a teljes hulladék mennyiségre átlagolva). Hosszú élettartamú az a kis és közepes aktivitású radioaktív hulladék, amelyben a radionuklidok felezési ideje és/vagy az alfa-sugárzó radionuklidok koncentrációja meghaladja a rövid élettartamú radioaktív hulladékokra vonatkozó határértékeket. Nagy aktivitású az a radioaktív hulladék, amelynek hőtermelését a tárolás és elhelyezés tervezése és üzemeltetés során figyelembe kell venni. A halmazállapot a végleges elhelyezést és az esetleges kikerülést a hulladék kémiai tulajdonságain keresztül befolyásolhatja. Részben ezért is kell a biológiai hulladékot különválasztani, hiszen ebben biológiai és kémiai folyamatok, változások egyaránt lejátszódhatnak elhelyezés után, jelentősen megváltoztatva a kémiai tulajdonságokat. A másik három szempont magától értetődő. Már itt hangsúlyozandó viszont, hogy a végleges elhelyezés és azt követően a környezet biztonsága szempontjából a kis és közepes aktivitású, illetve a közepes és rövid felezési idejű hulladékokat sorolhatjuk egy kategóriába; a nagy aktivitású vagy hosszú felezési idejűek külön speciális eljárást, stratégiát igényelnek. Nyilvánvaló, hogy a különböző halmazállapotú, aktivitású, felezési idejű, koncentrációjú és hőfejlesztő potenciálú radioaktív hulladékokat különböző módon kell kezelni, tárolni és lerakni. Radioaktív hulladékok keletkezhetnek: – a nukleáris energetikában, – az izotópelőállítás és -felhasználás során, – az oktatásban, kutatásban, – nukleáris balesetek során, – nukleáris fegyverkezés következtében, – ill. különböző okokból fel is dúsulhat a természetes radioaktivitás, – az iparban, – a gyógyászatban. Jelenleg a radioaktív hulladékok döntő mennyisége a nukleáris energiatermelő ciklus (uránbányászattól a kiégett fűtőelemek kezeléséig) során keletkezik. A Nemzetközi Atomenergia Ügynökség (IAEA) gyakorlata radioaktív hulladékokra négy kategóriát különböztet meg:


www.tankonyvtar.hu


139

1. A kis aktivitású (low level wastes – LLW) hulladékok, amelyek csak elhanyagolhatóan kis mennyiségben tartalmaznak hosszú élettartamú radionuklidokat. Ide sorolhatóak a különböző ipari, gyógyászati, tudományos kutatási, illetve még az atomerőművi műveleteknél radioaktív anyagokkal szennyezett eszközök, kesztyűk, rongyok, üvegek, papírok, szűrők is. Ezeknek felszín közeli lerakókban való elhelyezése vagy sekély elföldelése ma széleskörűen elterjedt, használt módszer. 2. A közepes aktivitású (intermediate level wastes – ILW) hulladékok, amelyek még kisebb aktivitású szintűek és hőfejlesztési képességűek, mint a nagy aktivitású hulladékok. Kezelésük és szállításuk során ezeket már megfelelő sugárvédelemmel kell ellátni. Ide tartoznak a reaktorműveletekkel kapcsolatos vízkezelési gyanták, megszilárdult vegyi iszapok, zagyok, berendezések és fémalkatrészek. E hulladékok kezelésekor már azok megfelelő stabilizálására (térfogatcsökkentés, szilárdítás) van szükség. Megfelelő elhelyezésük, lerakásuk gyakorlatilag ugyanaz, mint a kis aktivitású, első kategóriás anyagoké. 3. A nagy aktivitású (high level wastes – HLW) hulladékok, amelyek egyrészt maguk az elhasznált fűtőelemek (ezeket nem is mindenki tekinti hulladéknak), valamint az ezekből urán és plutónium visszanyerésére szolgáló reprocesszálási műveletek során keletkezett hulladékok. Ezek transzurán elemeket, ill. erősen radioaktív és hőfejlesztő, nagy élettartamú hasadási termékeket tartalmaznak. A folyékony HLW-anyagokat általában üvegmátrixba viszik, így stabilizálják azokat. Végleges mélységi tárolásukig biztonságos időleges tárolást biztosító köztes tárolókban helyezik el ezeket. Az újrafeldolgozásra még nem került reaktor-fűtőelemek is HLW-kategóriásak. 4. Az α-sugárzó hulladékok: elég nagy élettartamú, leginkább az elhasznált fűtőelemek reprocesszálásából és a keverékoxid-fűtőelemek előállításából származó α-sugárzó nuklidokkal szennyezett hulladékok. Ezeknek felszín közeli lerakása nem engedhető meg, hanem a HLW-hulladékokhoz hasonlóan mélységi lerakókban tárolhatóak. Ez a fajta kategorizálás számos államban használatos és elfogadott, de léteznek ettől eltérő, kissé más alapállásból kiinduló, más körülményeket is figyelembe vevő csoportosítások. A franciáknál három kategória ismeretes, míg az USA-szabályozás tagoltabb, öt kategóriát különböztet meg (nagy aktivitású hulladékok, transzurán hulladékok, kis aktivitású hulladékok, uránércdúsítási hulladékok, természetben előforduló vagy a gyorsítókban keletkezett radioaktív anyagok).

11.2. Hosszú felezési idejű nuklidok radioaktív hulladékokban Mind a radioaktív hulladékok elhelyezése, mind a belőlük származó jövőbeli kockázat megítélése tekintetében különleges szerepük van a hosszú felezési idejű nuklidoknak. Közülük azonban egyesek felezési ideje több száz, több ezer vagy akár több millió év is lehet. Ezért elhelyezésük számos speciális kérdést vet fel. A jelenleg egyetlen hazai radioaktívhulladék-tároló, a Püspökszilágyi RHFT nyilvántartása és a Paksi Atomerőmű adatai alapján Magyarországon a hosszú felezési idejű radioaktív hulladék a 11.4. táblázatban felsorolt hosszú felezési idejű izotópokat tartalmazza. Mint a táblázatból látható, e hosszú felezési idejű izotópok főleg alfa- vagy béta-sugárzó, úgynevezett nehezen mérhető nuklidok. Így rutinszerű mérésük a hulladékokban nagyon költséges és nehéz feladat lenne. Szerencsére legtöbbjükhöz léteznek ún. kulcsnuklidok, azaz olyan könnyen mérhető magok, melyek mennyisége a keletkezés folyamatai miatt arányos a nehezen mérhető nuklid mennyiségével. Igaz, ez az arányosság szigorúan csak erőművi hulladékra érvényes, így más jellegű hulladékoknál legfeljebb csak közelítő adat lehet. Némely esetben a hulladék keletkezési körülményei miatt elvileg ki lehet zárni hosszú felezési idejű komponensek jelenlétét. Időközben megnyitották Bátaapátiban a Nemzeti Radioaktív Hulladéktároló felszíni létesítményét is.


www.tankonyvtar.hu

140


11.4. táblázat: Hosszú felezési idejű radioaktív izotópok Felezési idő (év)

Dóziskonverzió s tényező x10-10 Sv/(Bq*év)

sugárzás fajtája

E max vagy jellemző E (keV)

1,6*106

11



556

C

5730

5,8



156

Cl

3,01*105

9,3

 ,EC

1142

K

1,2*107

62

2

1505

Ni

100

1,5



66

Tc

2,13*105

7,8



294

hasadási termék; 99 Mo 99m Tc

reaktorban, korróziós termék Reaktorban 6,1% hozammal, orvosi nyomjelzők

 , ()

154

hasadási termék

reaktor; 0.57%

Izotóp

10

Be

14

36

40

63

99

129

I

1,7*106

Bi

3*106

150

 , ()

4907 , 4946

226

Ra

1600

2800

 ,

4784

232

Th

1,4*1010

920

 ,()

4010 , 3952 4776 , 4723

210m

234

U

2,454*105

490

 ,()

235

U

7,03*108

460

 ,()

Pu

87,7

2300



Pu

2,4*104

2500

 ,()

Am

432,7

2000

 ,

238

239

241

237

Np

2,14*106

1100

 ,

Keletkezés

Megjegyzés a keletkezéshez

Be(n,e10Be

légkörben, 360 atom/m2s kozmogén, természetes

9

N(n,p)14C

légkörben, 22000atom/m2s kozmogén, természetes

Cl(n, )36Cl

reaktorban, primer vízben

14

35

Természetes 62

Ni(n, )63Ni

209

Bi(n, )

234

Th sorban

Természetes Természetes

234

Th sorban

Természetes Természetes

4395 238

Np Cm

242

239

Np

5485

241

4788 ill. 4771

237

Pu

reaktorban transzurán —"— Füstérzékelőkben

U Am

241

A természetes eredetű radioaktív magok hulladékként akkor kezelendők, ha például valamely ipari folyamatban feldúsulva mennyiségük jelentősen meghaladja a természetben normál körülmények között található értékeket. Jelenlétük a hosszú felezési idejű radioaktív izotópok között nem meglepő, hiszen részben azért találhatók meg a környezetben, mert a föld keletkezése óta még nem volt idejük lebomlani. A 237Np nem szerepel a nyilvántartásokban, említését az indokolja, hogy az 241Am leányeleme, és bár az anyaelem felezési ideje is nagy, a hosszú idejű (akár több százezer éves) elhelyezésnél fölhalmozódása nem hagyható figyelmen kívül. Az Európai Unióban és hazánkban keletkező hulladékok mennyiségének a radioaktív hulladékok csak elenyésző részét képezik, és a radioaktív hulladékok zömét a kis és közepes aktivitású (LLWILW) hulladékok teszik ki. Jól mutatja ezt az EU és Magyarország hulladékainak megoszlását összesítő 11.1. ábra.


www.tankonyvtar.hu


141

a)

b) 11.1. ábra: Az EU-ban (2005) a) és Magyarországon b) keletkező hulladékok éves mennyiségei Ezzel szemben a radioaktív hulladékok aktivitásának döntő részét a nagy aktivitású hulladékok adják.

11.3 Kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok kezelése Bevezetés A kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok kezelésének elsődleges célja a hulladék mennyiségének csökkentése (11.2. ábra).

11.2. ábra: A kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékokkal kapcsolatos tevékenységek hierarchiája


www.tankonyvtar.hu

142


Az ábra alapján jól látható, hogy ezen hulladékok kezelése csak akkor merül fel, ha keletkezésük elkerülhetetlen. A Nemzetközi Atomenergia Ügynökség (NAÜ) szerint a radioaktív hulladékok kezelése a 11.3. ábrán feltüntetett lépéseket tartalmazza:

11.3. ábra: Radioaktív hulladékok kezelésének lépései A kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok kezelése általánosan az alábbi lépéseket foglalja magában:        

minősítés (később is lehet, de tárolás előtt szükséges), gyűjtés; osztályozás, tárolás; szállítás, kezelés, térfogatcsökkentés (pl.: préselés; bepárlás), kondicionálás (szilárdítás, immobilizálás, pl.: cementálás, bitumenezés, üvegesítés), minősítés, átmeneti és végleges elhelyezés.

A kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok hazai kezelésének időben fontosabb lépései a következők voltak:      

1959: átmeneti hulladéklerakó létesítése Solymáron. 900 m3 térfogatú; 400 TBq összes aktivitású hulladék került lerakásra. 1976: Püspökszilágyi Radioaktív Hulladék Feldolgozó és Tároló (RHFT) létesítése. Az RHFT kezdeti tárolókapacitása 3540 m3 radioaktív hulladék. A tároló alapvetően nem az atomerőművi radioaktív hulladékok befogadására épült. 1991: az RHFT tárókapacitásának bővítése. Az új tárolókapacitás 5040 m3 radioaktív hulladék. 2003. év elején a szabad kapacitás 64 m3, az elhelyezett aktivitás 1030 TBq. 1997 óta nem szállítanak erőművi hulladékot Paksról (összesen bruttó: 2500 m3-t szállítottak). Az atomerőmű területén még hosszabb ideig van átmeneti tárolásra elegendő kapacitás. 2005: Új kis és közepes aktivitású radioaktív hulladéktároló építésének megkezdése Tolna megyében, Üveghuta mellett (Mórágyi-rög, gránit, 40000 m3 kapacitás). A felszíni tárolót 2008 október 6-án megnyitották.

A püspökszilágyi RHFT és a Bátaapátiban (Üveghután) épülő kis és közepes aktivitású radioaktív hulladéktárolók elhelyezkedése és képei a 11.4.–11.6. ábrákon láthatók.


www.tankonyvtar.hu


143

11.4. ábra: Hazai radioaktív hulladéktárolók elhelyezkedése

11.5. ábra: Az Üveghután (Bátaapátiban) épülő tároló bejárata

11.6. ábra: A püspökszilágyi RHFT Egy lehetséges kezelés útvonalait mutatja be a 11.7. ábra


www.tankonyvtar.hu

144


11.7. ábra: Szilárd és folyékony radioaktív hulladék kezelésének lehetséges útvonalai A gáz állapotú radioaktív hulladékok kezelése eltér a szilárd és folyékony radioaktív hulladékok kezelésétől. Szilárd halmazállapotú kis és közepes aktivitású radioaktív hulladék kezelésének egy lehetséges folyamatát foglalja össze a 11.8. ábra.

11.8. ábra: Szilárd radioaktív hulladékok kezelésének lépései A radioaktív hulladékok kezelése során fő technológiai cél a hulladék térfogatának lehető legnagyobb mértékű csökkentése, a radioaktív komponensek lehetőség szerinti nagy hatékonyságú elválasztása a hulladékban jelenlévő inaktív komponensektől, és a radioaktív hulladék lehetőség szerinti szilárdítása, beágyazása stabil beágyazó mátrixanyagba, cementbe, bitumenbe, műanyagba és kompozit anyagokba. A térfogatcsökkentés mértékét jelző térfogatcsökkentési tényező (Volume Reduction Factor-VRF) és a radioaktív és inaktív komponensek elválasztását jellemző dekontaminációs faktor (Decontamination Factor – DF) definícióját könnyen megérthetjük a 11.9. ábra segítségével.


www.tankonyvtar.hu


145

Kiindulási radioaktív oldat

A0=1000 Bq/l V0=1000 l 6

A=10 Bq

Radioaktivitást elválasztó szorbens Asz=99900 Bq/l Vsz=10 l =999000 Bq

Kezelt oldat A=1 Bq/l V=1000 l A=1000 Bq DF=A0/A=1000/1=1000

VRF=V0/Vsz=1000/10=100

11.9. ábra: A dekontaminációs faktor (DF) és a térfogatsűrítési tényező (VRF) számítása A kezelés során fontos, hogy mindkét jellemző értéke a lehető legmagasabb legyen. Az atomerőműben keletkezett hulladékok csoportosítását és további kezelését foglalja röviden össze a 11.10. ábra. Röviden ismertetjük ezen hulladékok legnagyobb hazai „forgalmazójának”, a Paksi Atomerőmű Zrt.-nek jellemző adatait. 2006 január 1-jén az RHFT és a Paksi Atomerőmű Zrt. területén az alábbi mennyiségű radioaktív hulladékokat tárolták (11.5. táblázat):


www.tankonyvtar.hu

146


11.10. ábra: Az atomerőműben keletkezett radioaktív hulladékok további sorsa 11.5. táblázat: Hazai radioaktív hulladékok tárolása az RHFT és a PA Zrt. területén Tárolás helye

Kis és közepes aktivitású hulladék Tárolási kapacitás bruttó m3

RHFT (szilárd hulladék) PA Rt. telephely (szilárd hulladék) PA Rt. telephely (folyékony hulladék) PA Rt. pihentető medencék

5040

Paks KKÁT

Tárolt mennyiség

db 200 l-es hordó —

bruttó m3 5040

—

db 200 l-es hordó

Nagy aktivitású hulladék Tárolási Elfoglalt kapacitás tárolási kapacitás m3 m3

Kiégett nukleáris üzemanyag Tárolási kapacitás

db

Tárolt mennyiség

tU*

db

tU*

—

—

—

—

—

—

—

6903

222,8

63,3

—

—

—

—

—

7852

9950

—

5465,4

—

—

—

—

—

—

—

—

—

—

—

—

—

2600

301,6

2117

245,6

—

—

—

—

—

—

4950

574,2

4267

495,0

A Paksi Atomerőmű üzemeltetése során gázállapotú, szilárd és folyékony kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok keletkeznek. Ezen hulladékokat az atomerőműben a gáz halmazállapotúak kivételével – a végleges tároló kialakításáig – átmenetileg tárolják. A szilárd halmazállapotú hulladékok többségét 200 l-es acélhordókban, tömörített formában helyezik el. A folyékony hulladékokat tartályokban gyűjtik. A hulladékokat csak szilárd formában lehet véglegesen elhelyezni, ezért a folyékony hulladékok szilárdítására is sor kerül az atomerőműben a végleges tárolóba történő elhelyezést megelőzően. Az atomerőmű lebontásakor is keletkeznek ilyen típusú hulladékok, melyeket feldolgozott állapotban, szilárd halmazállapotban véglegesen el kell helyezni, együtt az üzemviteli hulladékokkal. © Pátzay György, BME

www.tankonyvtar.hu


147

Az atomerőműben éves rendszerességgel 190 m3 tömörített, szilárd hulladék (kb. 950 db 200 l-es hordó) keletkezik. A szilárd hulladékok között jelennek meg a nagyméretű szilárd hulladékok is. Ezen hulladékokat nem lehet (vagy nem célszerű) 200 l-es hordókban elhelyezni. Ezen hulladékfajta éves keletkezési ütemét nem lehet érdemben meghatározni. A szilárd hulladékok körében szerepelnek a céziumszűrő-patronok, amiket speciális körszelvényű tároló konténerekben helyeznek el, ezen hengeres betonkonténerek térfogata kb. 0,7 m3 (átmérőjük és magasságuk 1300 mm). Ezen hulladékokból kevés keletkezik a teljes üzemidőre vetítve, ezért az éves keletkezési mennyiség nincs meghatározva. Éves gyakorisággal 280 m3 folyékony halmazállapotú hulladékkal kell számolni, melynek nagy része (250 m3/év) bepárlási maradék (sűrítmény), de a folyékony hulladékok körében vannak nyilvántartva az evaporátor savazó oldatok, az ioncserélő gyanták (transzportvíz nélkül), az iszapok és a dekontamináló oldatok is. Az üzemzavar következtében a korábbiakban (2006. január 1-jéig) keletkezett hulladékok – mivel azokat a normál üzemviteli hulladékokkal együtt tárolják – nem jelennek meg külön. Az atomerőmű 30 éves üzemeltetését feltételezve a hátralévő üzemidő az egyes reaktorblokkok üzemidejének átlagából számolva 9 évnek feltételezhető. Ezek szerint az atomerőmű 30 éves üzemidejének végéig 3251,4 m3 – 200 l-es hordóban elhelyezhető – tömörített, kb. 600 m3-nyi nagyméretű hulladék, és mindössze 2,1 m3 térfogatot kitevő céziumszűrő-patron keletkezik. A teljes üzemidő során keletkező folyékony hulladékmennyiségeknél a legnagyobb mennyiséget a sűrítmények jelentik (7381 m3), de megjelenik az összes többi folyékony hulladék járuléka is a teljes üzemidőre kivetítve. Az erőművi blokkok 20 éves üzemidő-hosszabbításával a keletkező radioaktív hulladékok mennyisége közel arányosan növekedni fog. A hulladékok elhelyezését mindig megelőzik különböző hulladékkezelési eljárások. Ezekkel az elhelyezés biztonságosságát növelik, illetve némileg csökkentik a tárolással kapcsolatos anyagi kiadásokat. A hulladékkezelés fogalmát szokták a teljes műveleti sorra alkalmazni, valamint szűkebb értelemben csak a térfogatcsökkentést és a kondicionálást is szokták így nevezni. A különböző aktivitás-koncentrációjú, felezési idejű és halmazállapotú hulladékokra más és más eljárások alkalmazhatóak. Különösen a kezelés és az elhelyezés szempontjából fontos, hogy a radioaktív hulladék nem tartalmaz-e kémiailag veszélyes anyagokat (pl. erősen savas, robbanásveszélyes, éghető komponenseket). A hulladékokat tehát először összegyűjtik a helyszínen úgy, hogy minél kisebb sugárterhelés érje a lakosságot, illetve a létesítményben dolgozókat. A minél kisebb sugárterhelés és a gazdaságosság a legfontosabb szempont. Az osztályozás a hulladékok besorolását jelenti éghetőség, halmazállapot, aktivitás-koncentráció stb. szerint. Az előkészítéshez tartozik a hulladékok szállítása, kezelés előtti tárolása stb. A hulladék kezelése során csökkentik a hulladék térfogatát és kondicionálják. A térfogatcsökkentés kis (LLW) és közepes (ILW) aktivitás-koncentrációjú hulladékokra alkalmazható. (A térfogatcsökkentés égetéssel, bepárlással, préseléssel, ioncserével stb. történhet.) A kondicionálás során célunk, hogy ne kerüljön ki a környezetbe radioaktivitás, miután a hulladékot elhelyeztük. A kondicionálás bármely aktivitás-koncentrációjú hulladékkal végrehajtható. A hulladékot kötőanyagokba (cementbe, bitumenbe, üvegbe, műanyagba, kompozit anyagba stb.) ágyazzák be. Kis aktivitások esetén általában az olcsóbb megoldást, a cementezést, bitumenezést alkalmazzák. A nagyobb aktivitású hulladékra (tehát aminek a hőfejlődése is jelentős) az üvegbe ágyazás a megfelelő megoldás.

11.4. Hulladékkezelő módszerek Alapelvek: mivel a radioaktív bomlás jelenlegi tudásunk szerint nem gyorsítható meg, két alapvető lehetőség maradt: koncentrálás és tárolás, illetve hígítás és szétterítés (11.11. ábra). Számos hulladékforrás igen nagy aktivitású, és ezért koncentrálni és tárolni kell. Ugyanakkor számos forrás radioaktivitása igen alacsony, így lehetséges, sőt szükséges a hígítása és kibocsátása. A hulladékkezelés egyik fő feladata, hogy a hígítási és szétszórási tevékenység összhangban álljon a környezet terhelhetőségével, és mértéke a lehető legkisebb legyen (ALARA elv – as low as reasonably achievable)! A másik fontos alapelv az, hogy a lehető legtöbb radioaktív hulladék besűrítése és


www.tankonyvtar.hu

148


megfelelő tárolása szükséges. Az összes radioaktív hulladék kezelésnél két általános alapelvet alkalmaznak: Szétválasztás a forrásnál. Az eredmény egy koncentrált radioaktív hulladék és egy nagyobb térfogatú inaktív vagy kis aktivitású hulladék. A kis térfogatú radioaktív hulladékot lebomlásig tárolják, őrzik. Ezen két hulladékáramot összekeverve a szétválasztás sokkal nehezebb és költségesebb lesz. Radioaktív anyagok képződésének megakadályozása. A radioaktív területre bejutó inaktív anyagok mennyiségének minimalizálása.

HULLADÉK

Hígítás és szétszórás

Azonnali kibocsátás: - gáz, gõz - folyékony

Koncentrálás Elzárás

Elhelyezés: -kis és közepes aktivitású hulladék a felszín közelében -nagy aktivitású hulladék mélyen a felszín alatt

Hígítás Szétszóródás

Késleltetett kibocsátás

11.11. ábra: Radioaktív hulladékok kezelési és elhelyezési stratégiái Atomenergetikai radioaktív hulladékok kezelése A kezelés célja: a radioaktív hulladékokat megfelelő formába átalakítani a szállításhoz, tároláshoz és temetéshez. A kezelés során a hulladékot vagy hulladékkoncentrátumot átalakítják abba a fizikaikémiai formába, mely kompatibilis a rögzítő folyamatokkal, és a rögzítő mátrixokkal csökkentik a hulladék térfogatát, a hulladékot osztályozzák (pl. Pu eltávolításához), eltávolítják a lehető legtöbb inaktív ballasztanyagot, egyes inaktív anyagokat recirkulációra visszanyernek, a radionuklidokat kioldódással szemben ellenállóbbá, oldhatatlanabbá teszik. Radioaktív hulladékkezelő eljárások A kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok kezelésére jórészt ugyanazokat a fizikai, kémiai, biológiai és egyéb eljárásokat alkalmazzák, melyeket a nem-radioaktív hulladékok kezelésénél is alkalmaznak. 1.) Vízeltávolítási műveletek a.) Bepárlás és szárítás A hulladék víztartalmát 1–5%-ig csökkentik a víz gőzzé alakításával. Ezzel az eljárással iszapokat, bepárlási koncentrátumokat, regeneráló oldatokat, ioncserélő gyantákat kezelnek. A művelet dekontaminációs faktora (DF) 10000–1000000, az elérhető térfogatcsökkentés néhány százszoros lehet, viszont jelentős energiaigénye van. b.) Centrifugálás Szűrőiszapokat, flokkulációs iszapokat, ioncserélő gyantákat vízmentesítenek e módszerrel, 4– 6000 rpm fordulatszám mellett. © Pátzay György, BME

www.tankonyvtar.hu


149

c.) Fagyasztás-olvasztás Kolloid iszapoknál szűrés vagy centrifugálás előtt alkalmazzák. Az iszapokat –15 és –25 °C közötti hőmérsékletre fagyasztják, majd olvasztják az iszapokat. A kolloid szerkezetet így összetörve megnő az ülepedési hajlam és a vizes fázis eltávolítható. Kis fajlagos aktivitások esetén alkalmazzák. d.) Szűrés Flokkulációs iszapok, szűrők visszamosási szuszpenzióinak tisztítására alkalmazzák. Alkalmazzák vákuumszűrésként és nyomás alatti gyors szűrésként. Kolloidok esetében szűrési segédanyagokat kell adagolni, ami jelentős hátrány. 2.) Hő- és kémiai kezelő eljárások a.) Égetés Az égetés során szilárd éghető hulladékból hamu és füstgáz keletkezik. Az égetést 750–1100 °C között végzik. Alfa-sugárzó, hasadóanyag-tartalmú hulladékoknál kis betáplálási sebesség szükséges (kritikus tömeg). A berendezések lényeges része a válogató-betápláló rendszer. A füstgáztisztító rendszer bonyolult és problémás (HCl, H2SO4 -képződés), a hamu csak meghatározott mátrixanyagokkal ágyazható be. Az égetéses hulladékkezelésnek nagy térfogatcsökkentési hatása van! Költséges, hatékony füstgázkezelési eljárást igényel. b.) Kémiai bontás Savas kezelés (cc. HNO3, cc. H2SO4): plutóniummal szennyezett éghető hulladékok térfogatcsökkentésére, ioncserélő gyanták bontására alkalmazzák. Részei a kezelő, sav-visszanyerő, gázkezelő egységek. A folyamat 250 °C fölött megy végbe, a salétromsavat formaldehiddel, hangyasavval, a tributil-foszfátot foszforsavval bontják el. 3.) Vegyi kezelő eljárások A vegyi kezelés célja a beágyazás előtt a hulladék megfelelő alakba történő alakítása, például komplex képzéssel, oldhatatlan formába hozással. 4.) Mechanikai kezelő eljárások Szilárd hulladékoknál alkalmazzák méret- és térfogatcsökentés céljából. a.) Vágás, fűrészelés Fémek, műanyagok kezelésére, darabolására alkalmazzák. b.) Törés, darabolás, aprítás Üvegek, kerámiák kezelésére, darabolására alkalmazzák. c.) Préselés Szilárd hulladékok, papír, textília térfogatcsökkentésére alkalmazzák. 5.) Dekontaminációs eljárások Kontaminációnak a felületek nyitott radioaktív izotópokkal történő elszennyeződését nevezzük, dekontamináció a felületen lévő radioaktív izotópok eltávolítását jelenti. A dekontamináló eljárásokat részletesen a 9. fejezetben ismertettük. Az alábbiakban röviden ismertetünk néhány fontosabb hulladékkezelési eljárást szilárd és folyékony radioaktív hulladékok esetére.


www.tankonyvtar.hu

150


Szilárd radioaktív hulladékkezelési eljárások: A kezelés célja: - éghető, éghetetlen hulladék különválasztása, - hulladék kémiai reaktivitásának csökkentése, - térfogatcsökkentés, - esetleges hasadóanyag kinyerése, - dekontaminálás, radioaktív anyag eltávolítása. A kezelés főbb műveletei: Előkezelés: Válogatás-osztályozás: radioaktivitás, tömöríthetőség, éghetőség stb. szerint. Darabolás: éghető hulladékok esetén például késes vagy kalapácsos aprítóval. Térfogatcsökkentő eljárások      

préselés, hamvasztás-égetés, dekontamináció, ömlesztés-üvegesítés, oldás, elektropolírozás.

Az eljárások különböző mennyiségű szekunder hulladék keletkezésével járnak. Tömörítés-préselés Az alkalmazott nyomás és a hulladék anyagának függvényében 70–80% térfogatcsökkentés is elérhető. Problémát okozhat a kezelendő anyag nedvességtartalma, anyagösszetétele (pl. műanyagok). Préseléssel végzett kezelés folyamatábráját a 11.12. ábra, préselő berendezéseket a 11.13. ábra mutatja.

11.12. ábra: Préselés szuper kompaktorral


www.tankonyvtar.hu


151

11.13. ábra: Hulladékpréselő berendezések Égetés-hamvasztás Szennyezett ruházat, ioncserélő gyanta tömörítésére alkalmazzák. Lépései az előkezelés, hulladékadagolás, égetés, gázelszívás, hamu és maradék csomagolása, rögzítése. Az égető berendezéssel szemben támasztott követelmények: a megfelelő hőmérséklet, égetési idő, turbulens keveredés biztosítása, az elegendő oxigén biztosítása. Problémát okozhat a korróziót okozó anyagok (kén, halogén) jelenléte. Égetéses kezelés folyamatábráját mutatja a 11.14. ábra.

11.14. ábra: Radioaktív hulladékok kezelése égetéssel Az alábbiakban néhány példát ismertetünk radioaktív hulladékok égetéssel történő kezelésére. Vortex-égető (General Electric, Wilmington, USA). 1972 óta üzemel, feladata az éghető fűtőelemgyártási hulladék égetése. A hulladékot darabolják és levegőfelesleggel hengeres kamrába fúvatják, amelyben turbulens forgó áramlás van. Teljesítménye: 450 kg/óra, az égetési maradék az eredeti tömeg 35%-a.


www.tankonyvtar.hu

152


Reaktorhulladék-égető (Yankee Rowe, USA). 1960 óta üzemel. Földgázzal üzemeltetik, főleg cellulóz alapú hulladékot égetnek. A füstgázt nedves mosón és üveggyapot-töltetű oszlopon vezetik át. Az elnyelető oldatot recirkuláltatják a radioaktív folyadékot kezelő rendszerbe. Reaktorhulladék égető (OntarioHydro, USA). Primer égetőben pirolizálják a hulladékot, majd teljes égés következik az utóégetőben további tüzelőanyaggal. 870–980 °C-on végbemegy a teljes égetés. A füstgázt táskás szűrőn szűrik. A teljesítmény kb. 110 kg/óra. Sóolvadékos eljárás (Atomics International, USA). A folyamatban nátrium-karbonát-nátriumszulfát sóolvadék-elegyet használnak. A darabolt éghető hulladékot 100%-os légfelesleggel a sóolvadék felületére viszik, 800–850 °C-on játszódik le az égés. A sóolvadékot és az égetési maradékot periodikusan távolítják el, az olvadék-hamuelegyet vagy közvetlenül hordóba fejtik, vagy a sót kinyerik. Előnye: a klórtartalmú szennyezés kloridformában a sóolvadékba kerül. Forgó kemencés égető (Rocky Flats, USA). Az égetőberendezés vízszintes tengelye körül forgó hengeres égető utóégetővel. Az égető sémáját példaként a 11.15. ábrán mutatjuk be. Vizes venturimosókkal távolítják el a pernyét és az égetés során keletkező sósavat. A maradék sósavat káliumhidroxiddal kötik meg. Az égető alkalmas folyékony hulladék-oldószer valamint a kimerült ioncserélő gyanták égetésére is.

11.15. ábra: Forgó égetőkemence (Rocky Flats, USA) Fluidágyas égető (Rocky Flats, USA). Az égetésnél granulált nátrium-karbonátot használnak fluidizációs közegként (11.16. ábra). Előnyösen alkalmazható klórtartalmú hulladékok égetésére, a keletkező sósav azonnal közömbösítődik. A távozó füstgázok teljesen eloxidálódnak egy katalizált utóégetőben. A száraz füstgázkezelő rendszer kiküszöböli az utólagos mosót, így nincs folyékony radioaktív hulladék.


www.tankonyvtar.hu


153

11.16. ábra: Fluidágyas égetőkemence (Rocky Flats, USA) Savas hamvasztóberendezés. A hamvasztás közben a hulladék folyadékfázisban oxidálódik, miközben az éghető hulladékok szervetlen maradékká hamvadnak. Válogatás és darabolás után a hulladék 250 °C-on a forró kénsavban gyorsan elszenesedik (11.17. ábra). A teljes oxidáció elősegítésére a hulladékhoz salétromsavat adagolnak.

11.17. ábra: Savas hamvasztóberendezés Az égető eljárások termikusan stabil hamut vagy szervetlen maradékokat eredményeznek. A maradékokban van a koncentrált radioaktív hulladék, melyet a tároláshoz rögzíteni kell. A maradék mennyisége rendszerint nem haladja meg az eredeti tömeg és térfogat 10%-át. A teljes térfogatcsökkenés számításánál figyelembe kell venni a szekunder hulladék mennyiségét is. Így az égetéssel nyert hulladékcsökkenés kisebb, mint a préseléses eljárásé, ugyanakkor kevésbé reaktív terméket ad, amely könnyebben kezelhető, szállítható, tárolható. Olvadéköntés Leselejtezett berendezéseket és éghetetlen hulladékot kezelnek olvadéköntéssel.


www.tankonyvtar.hu

154


Oldás és elektropolírozás Nem éghető szilárd hulladék kezelésére alkalmazzák. Vékony falú fém- és üvegeszközök sóolvadékban felolvaszthatók. Elektropolírozással a felületre tapadt radioaktív anyag eltávolítható (anódos oldódás). Folyékony radioaktív hulladékok kezelési eljárásai A folyékony hulladékok közé soroljuk a folyadékkoncentrátumokat és azokat a szilárd hulladékokat is, amelyek a folyékony hulladékok kezelése során keletkeznek. A folyékony és nedves hulladékokat kimerült ioncserélő gyanták, szűrőiszapok, bepárlási koncentrátumok és vegyes folyadékok alkotják. A folyadékok előkezelése: Az előkezelés fő célja a térfogatcsökkentés. Kimerült ioncserélő gyanták térfogata csökkenthető víztelenítéssel dekantáló tartályban, centrifugálással vagy víztelenítő szűrővel. Alternatív megoldásként a víztelenített gyanták savas bontással, fluidágyas égetéssel, vagy sóolvadékos égetéssel kezelhetők. Folyékony hulladékok térfogata csökkenthető bepárlással, kalcinálással vagy kristályosítással. Alternatív térfogatcsökkentési eljárásként még szóba jöhet az égetés és a membránelválasztáson alapuló térfogatcsökkentés. A térfogatcsökkentési eljárások előtti műveletek: a pH beállítása, és esetleges habzásgátló és korróziógátló szerek alkalmazása. A hulladékszilárdítás, beágyazás legfontosabb lépései a keverés, töltés, a szilárdított termék nem tartalmazhat folyadékzárványokat. Az eljárások fontos része a beágyazó, szilárdító anyagok előzetes kezelése, amely a szilárdító anyagok, adalékok, katalizátorok töltését, tárolását, szállítását és bemérését foglalja magában. Lényeges, hogy egyes szilárdító anyagok előtárolási ideje korlátozott, pl. karbamid-formaldehid alapú műanyag gyanta. A szilárdított hulladékot víztelenítés és szilárdulás után acélhordókban vagy max. kb. 5 m3-es szénacél konténerekben helyezik el, a töltési műveleteket távirányítással végzik. Szállítás során esetenként megfelelő biológiai védelemről kell gondoskodni.

11.5 Beágyazó mátrixanyagok Kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok esetén a szilárdító, befogadó mátrixanyag leggyakrabban cement, bitumen és polimer lehet. Mint a radioaktivitás kijutását megakadályozó, primer gáttal szemben a mátrixanyagokkal szembeni követelmények: – – – – – – – –

kompatibilitás a hulladékkal, homogenitás, kis oldhatóság, kis permeabilitás, mechanikai szilárdság, külső behatásokkal szembeni ellenállás, hőbehatással és sugárzással szembeni ellenállás, időbeni stabilitás.

Cement és cementbázisú anyagok Előnyei: – egyszerűen kezelhető, – nagy inaktív felhasználási gyakorlati tapasztalata van, – nagy nyersanyagkészlet áll rendelkezésre, – relatíve olcsó, – nagy sűrűségű (sugárzáselnyelő) és mechanikai szilárdságú anyag, – vízzel kompatibilis.


www.tankonyvtar.hu


155

Hátrányai: – kicsi a húzószilárdsága, – egyes vegyszerekkel (pl. lúgokkal) szemben kicsi az ellenállása, – jelentős térfogatnövekedést okoz, nagy a sűrűsége. Bepárlási koncentrátumok, iszapok, szilárd hulladékok beágyazására alkalmazzák. Additív anyagokkal (Na-szilikát, zeolit, vermikulit, szerves vegyületek) javítják a kompatibilitását. Cementezésnél lényeges szempont a hulladék viselkedése: bórsav vagy borátok gátolják a cement kötését, mész adagolása javítja a borátok cementezhetőségét. Javítható a cement kötési tulajdonsága 10 térfogatszázalék nátrium-szilikát-adagolással, agyagásványok adagolásával javíthatók a kioldódási mutatók. A nedves szilárd hulladékot vagy a szilárdító konténerben vagy a szilárdító folyamat során in-line módon keverik össze a cementtel. A keverést három különböző módon oldották meg: gravitációs keveréssel, buktató-forgókeveréssel vagy külső keverővel. A külső keverővel dolgozó egyik eljárást, a német NUKEM cég MOWA mobilis berendezését a Paksi Atomerőmű megvásárolta. A hulladékot 200 vagy 400 literes hordóban cementezik. A MOWA módosított változata alkalmas DOW-gyártmányú szerves gyantával történő szilárdításra is. A MOWA teljesítménye műszakonként: max. 10 m3 iszap vagy koncentrátum, míg granulált gyantából 2 m3, száraz szűrőiszapból 5 m3 dolgozható fel, kiszolgáló személyzete 2-3 fő. A 11.18.–11.21. ábrákon néhány cementező eljárás sémáját és a Paksi Atomerőmű hulladékainak cementezésére vásárolt MOWA mobil cementező berendezés ábráit mutatjuk be.

11.18. ábra: Buktató-keverős cementező


www.tankonyvtar.hu

156


11.19. ábra: In-line keverős cementező

11.20. ábra: MOWA cementező berendezés


www.tankonyvtar.hu


157

11.21. ábra: MOWA cementező berendezés A 11.6. táblázatban a szokásos hulladék/cement arányokat foglaltuk össze. 11.6. táblázat: Hulladék/cement arány nedves szilárd hulladékok esetén Radioaktív hulladék Szemcsés ioncserélő gyanta Powdex ioncserélő porgyanta Derítőföld Borát-sók (pH~9) Szulfát-sók

Térfogatarány 5,8 5,8 10,0 2,7 3,8

Hulladék/cement arány tömegarány 2,2 2,6 2,7 1,5 1,6

Bitumen és bitumenbázisú anyagok Előnyei: - vízben oldhatatlan, - vizes diffúziónak ellenáll, - kémiailag inert (oxidáció kivételével), - biológiailag inert, - plasztikus, - jó reológiai tulajdonságú, - lassan öregszik, - besugárzásnak eléggé ellenáll, - nagy a befogadó kapacitása, - relatíve olcsó. Hátrányai: - viszkozitása csökken növekvő hőmérséklettel, 100 °C fölött olvad, - éghető (de nehezen gyullad), - egyes hulladékkomponensekkel kölcsönhatásba lép (nitrit, nitrát), - kicsi a hővezetése, - duzzad. © Pátzay György, BME

www.tankonyvtar.hu

158


Bitumenező berendezések folyamatábráit mutatjuk be a 11.22.-11.23. ábrákon.

11.22. ábra: Csigás-extruderes bitumenező berendezés

11.23. ábra: Kétlépcsős extrudáló bitumenezés Műanyagok és műanyag bázisú anyagok A műanyagok beágyazó anyagként történő alkalmazása viszonylag újkeletű. Lényeges, hogy sikerült olyan műanyag alapú beágyazó anyagokat kifejleszteni, melyek jó sugártűréssel és hőállósággal rendelkeznek, öregedésük, degradálódásuk nagyon kis mértékű, és nagy a befogadóképességük. Az alábbi műanyagok és műanyag alapú kompozit anyagok kerülnek felhasználásra. POLISZTIROL: ioncserélő gyanta és porok beágyazására alkalmazzák. A BAYER Gmbh eljárása jól ismert, beágyazás előtt vízteleníteni kell. KARBAMID-FORMALDEHID: USA. Folyadékok, iszapok, gyantazagyok, koncentrátumok kezelésére alkalmazzák. POLIÉSZTEREK, EPOXI-GYANTÁK: Bepárlási koncentrátumok, iszapok, ioncserélő gyanták befoglalására használják Franciaországban, az USA-ban (Dow katalitikus polimerizáció).


www.tankonyvtar.hu


159

POLIETILÉN: Németország, Hollandia, Japán. Iszapok, gyanták, bepárlási koncentrátumok kezelésére alkalmazzák. EGYÉB POLIMEREK, ÜVEGEK, KERÁMIÁK, SZERVETLEN ANYAGOK: boroszilikátüveg, foszfátüveg, alumínium-szilikátok. FÉM-MÁTRIXOK: ólom, zircaloy-rozsdamentes acél, Inconel. A 11. 24. ábrán egy műanyagba ágyazó berendezés folyamatábráját mutatjuk be.

11.24. ábra: Karbamid-formaldehid-típusú műanyagba ágyazó berendezés A 11.7. táblázatban hasonlítjuk össze különböző módon szilárdított hulladékok tulajdonságait. 11.7. táblázat: Szilárdított hulladékok tulajdonságai Koncentrálás mértéke Sűrűség (g/cm3) Nyomószilárdság (N/m2) Mechanikai stabilitás Kioldhatóság (cm2/nap) Sugártűrés Tűzállóság

Polietilén 1,5–2,4 1,0–1,4 210–340 Jó 10-11–10-6 Jó Gyenge

Bitumen 1,0–2,0 1,0–1,4 Igen kicsi Megfelelő 10-10–10-3 Jó Gyenge

Cement 0,5 1,3–2,0 180–230 Jó 10-11–10-3 Jó Jó

11.6. Radioaktív hulladékok keletkezése és kezelése könnyűvizes atomerőművekben Alapvetően a jelenleg üzemelő két legfontosabb könnyűvizes reaktortípus, a forralóvizes (BWR) és a nyomottvizes (PWR) reaktortípus hulladékait és azok kezelését tárgyaljuk. Alapvető a primer kör szerepe, hiszen a primer kör a reaktor-hulladékrendszer szerves része. BWR-raeaktorok A 11.25. ábrán egy tipikus BWR egyszerűsített folyamatábrája látható.


www.tankonyvtar.hu

160


11.25. ábra: BWR-reaktor egyszerűsített folyamatábrája A BWR-reaktor alapjellemzője, hogy a víz a nyomás alatti edényben a fűtőelemekkel kapcsolatba kerülve forr, és a hőt a fejlődött gőz (103) vezeti el, melynek zöme a turbinákra kerül. A turbinák után a fáradt gőz kondenzál (106), és két kondenzátoron áthaladva teljesáramú ioncserélő oszlopra jut. A tisztított kondenzátumot (107) a tápvízelőmelegítőbe, majd onnan a reaktorba vezetik. A főáramból (103) két mellékáram ágazik ki: a (105) ág a turbina-tömszelence tömítéséhez szolgál, a másik (104) ág pedig a gőzejektorok két fokozatának meghajtását végzi, melyek a kondenzátorból a nemkondenzálódó gázok eltávolítását végzik. Ezt a gőzt is kondenzáltatják. A gázokat mintegy 30 perces visszatartás után egy nagy tartályon keresztül kibocsátják. Ez a gázhulladék kb 3,7x109 Bq/s radioaktív nemesgázt bocsát ki a környezetbe. Az összes jelenleg üzemelő BWR-nél ez a kibocsátási probléma még megoldásra vár. Számos megoldással próbálkoztak. Általában a gázt először egy katalitikus konverteren vezetik át, ahol a hidrogént vízzé alakítják, majd kondenzátorra, szárítóra kerül, végül aktívszenes szűrővel távolítják el a radioaktív kriptont és xenont. Ezek a rövid felezési idejű gázok elbomlanak az adszorberben (a 85Kr kivételével). Az aktívszenes szűrő hatásosan távolítja el a jód (gőz) izotópjait is. A primer kör radioaktivitásának alacsony szintjéhez szükséges a primer kör mellékáramú tisztítása (101), melyben hűtés után szűrő-ioncserével tisztítanak. A megtisztított vizet visszavezetik a reaktortartályba. Ennek a térfogatáramát úgy választják meg, hogy a teljes vízmennyiséget mintegy 2 óránként tisztítják meg. Ez a szűrő-ioncserélő ioncserélő porgyantával van feliszapolva. Itt keletkezik a radioaktív iszaphulladék zöme. A BWR-hűtőközeg másik fontos ága maga a forralás, és utána egy teljes áramú kondenzátumsótalanítás. A forrás során folyamatosan különülnek el a radioaktív nemes gázok, melyek a gőz-ejektor segítégével a már említett gáztisztító-kibocsátó rendszerbe kerülnek. A gőz emellett kis mennyiségben hasadványnuklidokat és aktivációs termékeket is visz magával. Radiojodidok esetében (melyek egy része illékony) a gőzzel elvitt radioaktivitás magasabb. Ezeket a sómentesítő oszlopon választjuk el. Ezt a kevertágyas ioncserélő töltetet időnként visszamossák a regeneráló tartályba, fajsúly szerint különválasztják, és a kationcserélő és anioncserélő frakciókat regenerálják. A kimerült regeneráló oldatot (NaOH + H2SO4) bepárlóban töményítik 20–25% nátrium-szulfát töménységig. Újabb erőművekben ultrahangos gyantatisztítást is alkalmaznak. A gyanták felületén igen jelentős „CRUD” szilárd iszap tapad meg, és ez ultrahangos kezeléssel jól eltávolítható. Az oszlopok általában a nyomásesés növekedése miatt merülnek ki, ioncsere-kapacitásuk még jelentős lehet. Ultrahangos kezeléssel csökkenthető a kémiai regenerálás gyakorisága. A teljesáramú BWR-hűtőkör-tisztítás


www.tankonyvtar.hu


161

valamelyest alacsonyabb radioaktív koncentrációt eredményez a hűtőközegben, mint PWR esetén (azonos fűtőelem-sérülés esetén). A gőzejektoros radioaktív gázszeparálás mellett a BWR-ben egyéb kisebb radioaktív gázszivárgás is felléphet:  a turbina-tömszelence tömítőrendszerből,  az épület szellőző rendszerében fellépő gáz- és folyadékszivárgás miatt,  az indításkor használt mechanikus vákuumszivattyúk kibocsátása miatt. A BWR folyékony hulladékoldatai a primer kör vízszivárgásából és a kiszökött, majd lekondenzált gőzből származnak. Ezen folyékony radioaktív hulladékok 4 kategóriába sorolhatók: 1. kis szilárdanyag-tartalmú hulladékoldatok, 2. közepes szilárdanyag-tartalmú hulladékoldatok, 3. kémiai hulladékoldatok (pl. regenerátumok), 4. detergens tartalmú hulladékoldatok. A kis szilárdanyag-tartalmú hulladékoldatoknak kicsi a sziláradanyag-tartalma, kicsi a fajlagos vezetőképessége és változó a radioaktivitása. A berendezések zsompjaiból és a regenerálás utáni gyanta szállítóvízből származik. A turbinaépületben összegyűlt elfolyó hulladékoldatokat is ide vezetik néha. A kis szilárdanyag-tartalmú hulladékvizek újbóli felhasználása szükségszerű. A közepes szilárdanyag-tartalmú szennyvizek közepes fajlagos vezetőképességgel és szilárdanyag-tartalommal jellemezhetők. Általában a folyosói zsompokban keletkeznek, melyek nagy tisztaságúak, de kosz, zsír stb. szennyezés kerül beléjük. A kémiai hulladékoldatok a gyantaregenerálásból és laboratóriumi elfolyóból származnak, általában magas a sótartalmuk és radioaktivitásuk. Általában a többi szennyvíztől elkülönítve gyűjtik. A detergenstartalmú szennyvizek a mosodából és a személyi és berendezés-dekontaminálásból származnak. Kicsi a radioaktivitásuk, de detergenstartalmuk miatt nehéz a tisztításuk. Általában tisztítás nélkül kibocsátják őket. A keletkezett folyékony radioaktív hulladékoldatok kezelésére az alábbi eljárásokat alkalmazzák:  tárolás elbomlásig,  szűrés,  ioncsere (regenerálható/nem regenerálható),  membránműveletek (ultraszűrés, nanoszűrés, fordított ozmózis),  bepárlás. Ezek az eljárások kombinálhatók, igen sokféle módon variálhatók, és nem létezik egységes standard hulladékkezelő eljárás. A 11.26. ábrán az eljárások lehetséges kombinációit mutatom be. Itt kategóriánként a gazdaságos eljárások vannak feltüntetve.  A kis szilárdanyag-tartalmú hulladékoldatokat összegyűjtés után szűrik és ioncserés kezelés után gyűjtőtartályba kerülnek. A minta radioaktivitása alapján vagy a fő hűtővíz-kibocsátásba kerül, vagy újrafelhasználják az erőműben. Mivel igen híg oldatokat kell ioncserélni, hosszú üzemidővel lehet számolni, és olcsóbb a kimerült gyantát hulladékba vinni, mint újra regenerálni. A szűrőkhöz eleinte cserélhető kartridzs-szűrőket használtak, majd ezeket mozgóágyas szűrőkre cserélték. Alternatív megoldásként egy újabb soros ioncsere-oszlop iktatható be, vagy az ioncsere-oszlop helyett porgyantás ioncsere-szűrő alkalmazható.  A közepes szilárdanyag-tartalmú hulladékoldatokat ugyanúgy kezelik, mint az előző csoport hulladékait, csak egy különálló, párhuzamos berendezéssoron. Itt mindig hulladékba kerül a kimerült gyantatöltet. Alternatívaként az ioncserélő oszlop helyett porgyantás szűrő és bepárló kombinációját használják. A bepárló fejtermékét ioncserével tisztítják, a fenékterméket pedig szilárdítják.  A kémiai hulladékoldatok oldott sótartalma és radioaktivitása magas, ezért egy bepárló eljárás szükséges, a fenékterméket szilárdítják, a fejterméket pedig kibocsátják. Néha detergenstartalmú oldatok kezelésére is használják, de ez problémás lehet (áthabzás!).  A detergenstartalmú hulladékoldatok aktivitása igen kicsi, így általában kibocsátják azokat.


www.tankonyvtar.hu

162


11.26. ábra: BWR-reaktor folyékony hulladékainak tisztítása PWR-reaktorok Az 11.27. ábrán a nyomottvizes reaktor egyszerűsített folyamatábrája látható.

11.27. ábra: PWR-reaktor egyszerűsített folyamatábrája © Pátzay György, BME

www.tankonyvtar.hu


163

A PWR-reaktor alapjellemzője, hogy a primer hűtővizet megfelelő nyomás alatt tartva nem engedik, hogy felforrjon. A hőt nyomás alatti vízzel (101) szállítják, amely egy gőzfejlesztőbe jut és ott hőjét egy hőcserélőben leadva a szekunder vízkörben gőzt (L2) fejleszt. Ez a szekunderköri gőz gőzturbinára jut, a turbinából távozó fáradt gőzt lekondenzáltatják, és a kondenzátumot gyűjtőtartályba gyűjtik. A szekunderköri kondenzátumot (105) szivattyúkkal a gőzfejlesztőbe vezetik vissza. A vízminőség biztosítása érdekében a gőzfejlesztőből kis lefúvatást (107) eszközölnek. Miután a primerköri hőhordozó leadta hőtartalmának egy részét a gőzfejlesztő hőcserélőben, visszaszivattyúzzák (102) a reaktorba. Ennek egy részáramát (103) lehűtik, kivezetik a konténmentből és ioncserés víztisztítással eltávolítják a radioaktivitás egy részét. Így 24 óránként megtisztítják a teljes primerköri hőhordozót. A BWR-rel szemben tehát itt csak egy víztisztító üzemel, így a radioizotópkoncentráció magasabb a PWR hűtővizében, mint a BWR esetén. A PWR másik fontos jellemzője, hogy bórsavat (reaktormérget) adagolnak a primerköri vízhez. A kampány kezdetén 2000 ppm koncentrációjú bórsav a fűtőelemmel együtt „ég ki”, így a reaktivitás állandó marad. (Eközben a bórsavból trícium keletkezik.) Bár a bórsav kiégése meglehetősen gyors, de nem eléggé, így egy részét ioncserés módszerrel a (106) mellékáramból (kb. 5%) távolítják el kb. 2 g/perc sebességgel. Az eltávolított bórsavas oldatot bepárlóba vezetik, ahol 4%-ról 12%-ra sűrítik be. A bepárló fenéktermékét újra hasznosítják a bórsavadagolásnál, a fejterméket részben kibocsátják, hogy a primer kör tríciumtartalma ne dúsuljon föl. Többségét azonban a primer körbe vezetik vissza. A primer kör néhány részén kis gázkiválás mehet végbe. Ezeket összegyűjtik, komprimálják és nyomás alatti tartályban 30–60 napig „hűtik”, majd a rövid élettartamú radionuklidok bomlása után szűrőn és akítvszenes adszorberen átvezetve a kéménybe bocsátják. A PWR-ben ezen kívül gázhulladékok keletkeznek:  a gőzfejlesztő kondenzátorának levegőejektoránál,  a gőzfejlesztő lefúvatási tartályából,  a konténment levegős átöblítéséből,  a segédépület szellőzőrendszeréből történő szivárgásból,  a turbinaépület szellőzésének szivárgásából. A PWR folyékony hulladékai általánosan a primerköri hőhordozó szivárgásából származnak és öt kategóriába sorolhatók: 1. reaktortisztaságú hulladékoldatok, 2. szennyezett hulladékoldatok, 3. gőzfejlesztő lefúvatási hulladékoldatai, 4. turbinaépületi elfolyó hulladékoldatok, 5. detergenstartalmú oldatok. A reaktortisztatságú hulladékoldatok elsődleges forrásai a bórsavkezelő mellékáram tömítéseiből szivárgó oldat és egyéb szelep-, tolózár- és szivattyúfolyások. Ezek zöme reaktortisztaságú oldat és így valójában nem is hulladék. A bepárlásból származó bórsavat és vizet recirkulálják. A szennyezett hulladékoldatok sótartalma (fajlagos vezetőképessége) és radioaktivitása mérsékelt. Az épületek, laboratóriumok, mintavevőhelyek elfolyó csatornavizeiből származnak. A kezelt hulladékoldatokat vagy kibocsátják, vagy recirkulálják. A gőzfejlesztők lefúvatási hulladékoldatai a szekunderköri vízminőség biztosítása céljából keletkeznek. A turbinaépületi elfolyó hulladékoldatok inaktívak, ha a gőzfejlesztő nem lyukas. A detergenstartalmú hulladékoldatok a mosodából és a dekontaminációs tevékenységből származnak. Radioaktivitásuk alacsony, ugyanakkor a tisztításuk rendkívül bonyolult. A PWR-hulladékok kezelése ugyanolyan eljárásokon alapul, mint a BWR esetén. Ugyancsak számtalan variáció létezik. A 11.27. ábrán ezen kezelések egy egyszerűsített verziója látható. A feldolgozás kategóriánkénti teljes szétválasztást tételez föl!


www.tankonyvtar.hu

164


11.28. ábra: PWR-reaktor folyékony hulladékainak tisztítása A reaktortisztaságú hulladékoldatokat összegyűjtik, szűrik, bepárolják és tartályba vezetik. Mérés után általában visszavezetik a primer körbe vagy kibocsátják. A bórtartalmú fenékterméket a bórsavas rendszerbe recirkulálják, illetve egy részét szilárdítják és temetik. Az itt alkalmazott szűrők cserélhető kartridzs-szűrők. A szennyezett hulladékoldatokat hasonlóan kezelik, mint a tiszta hulladékoldatot egy hasonló, de párhuzamos tisztító rendszerben. A bepárló fenéktermékét rendszerint szilárdítás után eltemetik. A gőzfejlesztők lefúvatási hulladékoldataihoz nincs egységes javasolt kezelési technológia. Ioncsere, bepárlás és ioncsere, fordított ozmózis alkalmazható. Ez a kezelés jelentős gőzfejlesztőelfolyások esetén szükséges. A turbinaépületi elfolyó hulladékoldatok radioaktivitása alacsony. Ha mégis kezelés szükséges, összekeverik a szennyezett hulladékoldatokkal és azokkal kezelik. A detergenstartalmú hulladékoldatokat ugyanúgy kezelik, mint BWR esetén. A könnyűvizes atomerőművek folyékony radioaktív hulladékoldatainak kezelésére felhasználható legfontosabb technológiák összehasonlítását mutatja a 11.8. táblázat. 11.8. táblázat: Folyékony radioaktív hulladékok fontosabb kezelési technológiái Kezelési eljárás Kémiai lecsapás (koaguláció/flokkuláció)

Szerves ioncserélő alkalmazása


Jellemző Gyakran használt eljárások      

Nagy térfogatokhoz, magas sótartalomhoz Könnyű ipari megvalósítás olcsó Kis sótartalomnál jó DF (100) Jó mechanikai szilárdság Regenerálható

Korlátok    

Ált. alacsonyabb DF, mint a többi eljárásnál (10
www.tankonyvtar.hu


Szervetlen ioncserélő alkalmazása



  Bepárlás

Oldószeres extrakció

     

Jobb sugárzással, hőmérséklettel és vegyszerekkel szembeni ellenállása Egyszerű a szilárdítása Széles a nagy szelektivitású termékek választéka DF>10–10000 DF>104–106 Jól megalapozott technológia Magas térfogatsűrítés Sok radioaktív izotóphoz alkalmazható Aktinidák eltávolítására, kinyerésére és reciklizálására alkalmas

165

    

Nehéz szilárdítani Magas sótartalom befolyásolja Eltömődési hajlam Gyakran magas ár Regenerálás és reciklizálás bonyolult



Korlátozzák a vízkőkiválás, áthabzás, korrózió, illékony radionuklidok Magas üzemelési költségek Magas beruházási költségek A vizes raffinátumban szerves anyag van jelen Vizes és szerves hulladékoldatokat generál

   

Felhasznált irodalom HEFOP 3.3.1-P.-2004-0900152/1.0, 2008, Sugárvédelem, szerk. Somlai J., 11. fejezet, Radioaktív hulladékok kezelése és elhelyezése Pátzay, Gy.


www.tankonyvtar.hu

166


12. A PAKSI ATOMERŐMŰ FELÉPÍTÉSE, JELLEMZÉSE, ÜZEMVITELE

A Paksi Atomerőmű Vállalat 1976-ban alakult meg, és 1992 óta részvénytársaságként működik. Magyarország közepén, Paks városától 5 km-re lévő telephelyén 4 db VVER-440/213 típusú atomerőművi blokk üzemel, több mint 1860 MWe (jelenleg ~2000 MWe) beépített teljesítménnyel. A fejlett ipari országokban az '50-es évek végén és a '60-as évek elején számos atomerőmű épült. Az akkori magyar kormány és az energetikával foglalkozó szakemberek érdeklődése az atomerőművek iránt igen nagy volt, és felismerték az atomenergia villamosenergia-termelésben történő felhasználásának jelentőségét. Ennek előkészítésére létrehozták az Országos Atomenergia Bizottságot (OAB). Az OAB 1963 májusában tartott értekezletén állást foglalt amellett, hogy fokozni kell az atomenergia felhasználására irányuló előkészületeket, mivel az ország energiafelhasználása az akkori időszakban gyorsan növekedett. 1966-ban létrejött a magyar–szovjet államközi egyezmény egy magyarországi atomerőmű létesítéséről (VVER-440/230 típus). A tervezés kezdeti szakaszában a szakemberek 16 olyan telephelyet találtak, amelyek megfeleltek a telepítés alapfeltételeinek. A frissvizes hűtést szem előtt tartva három települést vizsgáltak meg részletesen: Dusnokot, Bogyiszlót és Paksot. E két utóbbi település egységes szempontok szerinti vizsgálatát követően foglaltak állást Paks (pontosabban egy Paks és Dunaszentgyörgy közötti terület) mellett 1967 áprilisában. A telephely kiválasztása, a műszaki tervek elkészülése után megkezdődtek a terepmunkák, ám 1970-ben a kormány – a szénhidrogénprogram megvalósítása miatt – az építkezés elhalasztását határozta el. Többszöri országgyűlési és miniszteri konzultációk után 1974-ben az építkezés folytatása mellett döntöttek, majd elkészültek az 1-2. számú blokkok új műszaki tervei (már VVER-440/213 blokkokról volt szó), és megkezdődtek az üzemi főépület földkiemelési munkálatai. Egy évvel később ismét módosult a terv, és meghatározták a négy blokk üzembehelyezési ütemét. 1982 és 1987 között helyezték üzembe a négy reaktort. A Paksi Atomerőmű létesítése volt a XX. század legnagyobb ipari beruházása Magyarországon. Az erőmű építésének menetét mutatja a 12.1. táblázat. 12.1. táblázat: A Paksi Atomerőmű blokkjainak építése Blokk

Építés kezdete

Első kritikus állapot

Hálózatba kapcsolás

Üzemi gép

1.

1974.08.01

1982.12.14

1982.12.28

1983.08.10

2.

1974.08.01

1984.08.26

1984.09.06

1984.11.14

3.

1979.01.01

1986.09.15

1986.09.28

1986.12.01

4.

1979.10.01

1987.08.09

1987.08.16

1987.11.01


www.tankonyvtar.hu

12. A Paksi Atomerőmű felépítése, jellemzése, üzemvitele

167

A VVER-440/213 típusú reaktorok a nyomottvizes reaktorok (PWR) csoportjába tartoznak. A név a „víz-vizes energetikai reaktor” orosz megfelelőjének rövidítéséből adódik, a „440” szám pedig arra utal, hogy egy ilyen atomerőművi blokk eredeti névleges villamos teljesítménye 440 MW volt. Ma ez a szám mind a 4 blokknál 500 MWe. A reaktorok hőteljesítménye egyenként 1470 MWt, ebből kiszámolható a termikus hatásfok: kb. 33%. A négy reaktorblokk 2-2 blokkban egymás mellett helyezkedik el. Egy blokk metszeti rajzát mutatja a 12.1. ábra.

1 Reaktortartály 2 gőzfejlesztő 3 fűtőelemtöltő 4 kiégettfűtőelem-tároló medence 5 elnyelető reaktorcsarnok 6 tápvíz-előkezelés 7 védőburkolat 8 elnyelető torony 9 permetező rendszer 10 ellenőrző csatorna 11 levegőbeszívás 12 turbina 13 kondenzátor 14 turbinablokk 15 tápvíztartály 16 előhevítő 17 turbinacsarnok-daru 18 elektromos berendezések, vezérlések 12.1. ábra: A Paksi Atomerőmű reaktorblokkjának metszeti képe Az aktív zóna a függőleges elhelyezésű, hengeres reaktortartályban található, melynek teljes magassága 13,75 m, külső átmérője 3,84 m. Az aktív zóna fűtőelem-elrendezését mutatja a 12.2. ábra.

12.2. ábra: A VVER-440/213 blokk fűtőelem-elrendezése


www.tankonyvtar.hu

168


A tartály acélból készült (Skoda gyártmányú), falvastagsága az aktív zóna magasságában 14 cm, belülről pedig 9 mm vastag rozsdamentes acél bevonattal van ellátva a korrózióvédelem céljából (12.3. ábra).

12.3. ábra: A reaktortartály A tartályon különböző magasságban helyezkedik el a hűtőközeg be- és kivezetésére szolgáló hat belépő- és hat kiömlő-csonk. Az atomreaktor teljes élettartamát a reaktortartály élettartama határozza meg, ezt a hatalmas berendezést ugyanis nagyon költséges lenne kicserélni. A tartály anyagának kristályszerkezete azonban az állandó neutronsugárzás hatására rongálódik, emiatt az atomerőművek méretezési (tervezett) üzemideje 30–40 év. A Paksi Atomerőműben újabban eme élettartam meghosszabbítása érdekében a zóna szélére kiégett, ún. negyedik évet bent töltő kazettákat tesznek. Az ilyen kazettákban már kevés a hasadóképes 235U, emiatt azokból jóval kevesebb neutron lép ki, így kisebb neutronsugárzás éri a reaktortartályt. Ebben az ún. alacsony kiszökésű zónában tehát már négy évet töltenek az üzemanyagkazetták. Érdemes megjegyezni, hogy a neutronsugárzás hatására bekövetkező kedvezőtlen anyagszerkezeti változásokat – az ún. ridegedést – vissza lehet fordítani abban az esetben, ha a tartály anyagát magas hőmérsékletre hevítik fel. Ekkor a kristályhibák „megjavulnak”, olyan új anyagszerkezet jön létre, mintha a tartály újonnan készült volna. Ilyen eljárást a világ több reaktorán alkalmaztak már, így hosszabbítva meg azok élettartamát. A primer kör részei: reaktortartály, fűtőelemek, szabályozó rudak, szabályozórúd-hajtás, reaktortartály, nyomásszabályozó, gőzfejlesztő, primerköri keringető szivattyú, betonvédelem (12.4-12.5. ábra).


www.tankonyvtar.hu


169

12.4. ábra: A VVER-440/213 reaktor primer körének részei

12.5 ábra: A VVER-440/213 reaktor primer köre a gőzfejlesztőkkel A szekunder kör részei: frissgőz, tápvíz, nagynyomású turbina, kisnyomású turbina, kondenzátor, tápvízszivattyú, tápvíz-előmelegítő. Itt található az elektromosenergia-előállító rész, a generátor és a gerjesztőgép. A primer és a szekunder kör vize nem keveredik egymással, a gőzfejlesztőben a csöveken keresztül adódik át a primer oldal hője. Így elérhető, hogy a hűtőközegbe került radioaktív anyagok a primer körben maradjanak, és ne kerülhessenek a turbinába és a kondenzátorba. A harmadik körben történik a kondenzátorban leadott hőnek az elszállítása a hűtővíz-körrel, részei: kondenzátor, hűtővíz, hűtővízszivattyú. A reaktor üzemanyaga urán-dioxid (UO2), amit porkohászati úton kb. 9 mm magas, 7.6 mm átmérőjű hengeres pasztillákká préselnek. A VVER-típusú reaktoroknál a pasztilla középvonalában egy 1,6 mm átmérőjű belső furat található. Ez egyrészt azért célszerű, mert így az üzemanyagból kilépő hasadványgázok elég nagy térfogatot tölthetnek meg (így nem lesz túl nagy a fűtőelempálcában a nyomás), másrészt így alacsonyabb maximális hőmérséklet lép fel az üzemanyagban. A fűtőanyagból egy reaktorban 42 tonnányi mennyiséget helyeznek el évente átlagosan 3,6%-ra dúsítva, urán-dioxid-pasztillákká préselve, üzemanyagpálcákba töltve, kazettákba szerelve. Az uránpasztillákat egy cirkónium-nióbium-ötvözetből készült, 2,5 m hosszú, 9 mm külső átmérőjű csőbe (a burkolatba) helyezik, amit feltöltenek héliumgázzal, és ezután hermetikusan lezárnak. A burkolat megakadályozza


www.tankonyvtar.hu

170


a hasadványok kikerülését a hűtővízbe. Az üzemanyag-tabletta és a burkolat együtt jelentik a fűtőelempálcát. A burkolat és az uránpasztilla között egy vékony gázrés található annak érdekében, hogy üzem közben legyen elegendő hely a pasztilla hőtágulására. Az aktív zónát a 312 db üzemanyag-kazetta, a 37 db szabályozó rúd és a moderátor szerepét is betöltő hűtővíz (könnyűvíz) alkotja. A fűtőelemeket kötegekbe foglalják. A VVER-440 reaktor fűtőelemkötegei (kazetták) hatszögletes keresztmetszetűek, és egyenként 126 fűtőelemet tartalmaznak. (12.6. ábra).

12.6. ábra: A VVER-440 rektor fűtőelem-kazettája A kazettákban lévő UO2 üzemanyag 235U izotópra vonatkoztatott dúsítása átlagosan 3,6%, de egy kazettában rendszerint csak azonos dúsítású fűtőelemek vannak. A kazetták 14,4 cm laptávolságúak. A VVER-440/213 típusban a láncreakció szabályozásához a fűtőelemkötegekkel azonos méretű neutronelnyelő abszorbens anyagot tartalmazó (bóracélból készült) kazettákat használnak, amelyek felülről nyúlnak be a zónába. A reaktorban összesen 37 ilyen szabályozó és biztonságvédelmi kazetta van, amelyek közül üzem közben 30 állandóan kihúzott állapotban, az aktív zóna fölött helyezkedik el. Ezek az ún. biztonságvédelmi (BV) rudak, amelyekkel a reaktor bármikor biztonságosan leállítható. A maradék 7 abszorbens kazettával az üzem közbeni teljesítményszabályozást végzik, de természetesen ezek is ellátnak biztonságvédelmi funkciót. A szabályozó kazetták aljához egy-egy fűtőelem-kazettát kapcsolnak, így a kihúzott abszorbensek helyén is üzemanyag található. A fűtőelem néhány (3-4) év alatt „kiég”: hasadóanyag-tartalma 1% 235U alá csökken, és felszaporodnak benne a különböző magreakciók során keletkező hasadási termékek és transzurán magok. Ezek egy része neutronelnyelő reaktorméreg, ezért nem lehet a teljes 235U tartalmat elhasítani. Ezért meghatározott időnként „át kell rakni” a zónát: ilyenkor veszik ki a kiégett, és teszik be a friss üzemanyag-kazettákat a reaktorba. Az atomerőművet indulása után évente leállítják, és kiszedik a már kiégett, eredetileg 1,6% dúsítású kazettákat, és helyükre az eredetileg 2,4% dúsítású kazettákat rakják. A 3,6% kezdeti dúsításúakat is átrakják (a 2.4%-osak helyére), és helyettük friss (3,6%-os) üzemanyagot raknak a zónába. Ezt a műveletet évente megismétlik, és egy fűtőelemköteg átlagosan három évet tartózkodik a reaktorban. A kezdeti töltetet kivéve tehát a kazetták egy része három évet, egy része négy évet tölt a reaktorban. A reaktor hűtő-hőhordozó köreinek hőmérsékleti és nyomásviszonyait mutatja a 12.7. ábra


www.tankonyvtar.hu


171

12.7. ábra: A paksi VVER-440/213 reaktorblokk hőmérséklet- és nyomás-adatai (FKSz - főkeringető szivattyú, KNyE, NnyE - kis- és nagynyomású előmelegítő, FET - főelzáró tolózár, TK - térfogat kompenzátor, CSTH - cseppleválasztó, gőz-túlhevítő, KNY, NNY - kis- és nagynyomású turbina) Az aktív zónában felszabaduló hő elszállítása a reaktor körül lévő, 6 darab párhuzamosan kapcsolt hűtőkör feladata. (Ezek térbeli elrendezése látható a 12.8. ábrán).

12.8. ábra: A Paksi Atomerőmű blokkjainak hűtőkörei A hűtőkörök között eltérés csak abban van, hogy a 6 közül az egyik körhöz kapcsolódik a nyomás szabályozhatóságát elősegítő ún. térfogat-kompenzátor. A névleges állapotban a reaktorba belépő primerköri 123 bar nyomású 267 C-os víz áthaladva a reaktoron felmelegszik 297 C-ra, az ún. meleg ágon lép ki a reaktorból és jut el a gőzfejlesztőbe. A gőzfejlesztő (2,3 m átmérőjű, 12 m hosszú) fekvő henger alakú hőcserélő, amelyben a víz hőjének egy részét átadja a szekunder kör vizének, miközben a primerköri víz újra 267 C-ra hűl le. A radioaktív primerköri víz a gőzfejlesztőben 5536 db 16 mm átmérőjű csövön áramlik át, így forralva fel a gőzfejlesztőben lévő inaktív szekunderköri víz egy részét. A lehűlt primerköri hűtőközeg a hideg ágon jut vissza a reaktorba. A víz cirkulációját a főkeringető szivattyú (FKSZ) biztosítja. Minden hűtőkör külön-külön lezárható az ún. főelzáró tolózár © Pátzay György, BME

www.tankonyvtar.hu

172


(FET) segítségével, melyből minden körben két darab található. A VVER-típusú reaktorok nyomottvizes rendszerűek, azaz a primer körben nagy nyomás fenntartásával biztosítják azt, hogy a hűtőközeg ne forrjon el. (A víz atmoszférikus forráspontja 100 C, a primer körben uralkodó 123 bar nyomáson viszont már 330 C körüli.) A nyomás állandó értéken tartására szolgál a térfogat-kompenzátor vagy nyomáskiegyenlítő. Minden blokkhoz 1 db térfogat-kompenzátor tartozik, amely az egyik hurok meleg ágához csatlakozik. A térfogat-kompenzátor egy álló elrendezésű tartály, melynek alját az egyik hűtőkör meleg ágával, tetejét – szelepeken keresztül – az egyik hideg ággal kötik össze. A tartályban 325 C-os, telített állapotú víz és felette gőzpárna található. A reaktorban lévő nyomás szabályozása a következő módon történik. Ha a primer körben elkezd nőni a nyomás, adott határérték elérése után automatikusan nyitnak a befecskendező szelepek, amik a hideg ágból vizet juttatnak a térfogatkompenzátorba. A 267 C-os „hideg” víz hatására a gőz egy része lekondenzálódik, nyomása tehát csökken. Ha a nyomás ennek ellenére is tovább nő, nyitnak az ún. biztonsági lefúvató szelepek, amiken keresztül a primer körben keletkezett gőz egy része egy tartályba juthat. (A túl nagy nyomás a berendezéseket veszélyeztetné.) Ha a primer körben a víz nyomása csökken, a térfogat-kompenzátorban lévő villamos fűtőpatronok automatikusan bekapcsolódnak. A fűtés a térfogat-kompenzátor vizében intenzív forrást, gőzképződést okoz, ez pedig a nyomás növekedéséhez vezet. A szekunder körben történik a reaktorban megtermelt hő átalakítása mechanikai, majd villamos energiává. A gőzfejlesztőbe belépő 223 C-os, 46 bar nyomású tápvizet a csövekben keringő 297 Cos primerköri víz 258 C-ra melegíti, és ezen a hőmérsékleten részben felforralja (12.9. ábra).

12.9. ábra: A VVER-440-es blokk gőzfejlesztőinek felépítése 1 - köpeny, 2 - hidegági kollektor, 3 - melegági kollektor, 4 - búvónyílás, 5 - hőátadó csövek, 6 függőleges távtartó, 7 - vízszintes távtartó, 8 - tápvízelosztó, 9 - cseppleválasztó, 10 - perforált lemez, 11 - gőzgyűjtő, 12 - primerköri fedél, 13 - szekunderköri fedél, 14 - tömítő gyűrű a primer és a szekunder kör között, 15, 16 - szekunderköri tömítés, 17 - primerköri tömítés, 18 - primerköri légtelenítés, 19 - periodikus leürítés, 20 - gőzfejlesztő periodikus leiszapolás, 21 - gőzfejlesztő folyamatos leiszapolás, 22 – tisztító csonk, 23 - vízszintjelző cső A keletkező gőz nedvességet is magával ragad, így a cseppeket el kell távolítani a gőzből, a turbinalapátok ugyanis tönkremennének a vízcseppektől. Erre szolgálnak a kilépő gőz útjába helyezett cseppleválasztó zsaluk. Ezek olyan terelőlemezek, amelyeken áthaladva a vízcseppek lecsapódnak, így a kilépő gőz nedvességtartalma már alacsonyabb, mint 0,25%. A gőzfejlesztőből kilépő, mintegy 450 t/h tömegáramú gőz a turbinákra kerül, ahol mozgási energiáját kihasználva megforgatja a turbina lapátjait. Egy adott blokkban lévő 6 gőzfejlesztőből 3 együtt táplál egy turbinát. A turbinában egy tengelyen helyezkedik el egy nagynyomású és két kisnyomású turbina, valamint a generátor forgórésze. A turbina nagynyomású háza 6 fokozatú, azaz a gőz expanziója és munkavégzése 6 fokozatban


www.tankonyvtar.hu


173

történik. A nagynyomású turbinaházban a gőz hőmérséklete kb. 140 C-ra csökken, nedvességtartalma pedig 12%-ra nő. Emiatt a kisnyomású házba való belépés előtt a nedves gőz az ún. cseppleválasztó és gőztúlhevítő berendezésbe kerül, ahol a turbinára káros vízcseppeket eltávolítják belőle és a telítési hőmérséklet fölé melegítik. A két kisnyomású ház 5-5 fokozatú. A turbinákról kikerülő fáradt gőz a kondenzátorba kerül, ahol csaknem 13 000 csőben a Dunából kivett hűtővíz áramlik. A hűtőcsöveken a gőz kb. 25 C-os hőmérsékleten lekondenzálódik. Minden turbinaegységhez két kondenzátor tartozik, amelyekben 0,035 bar nyomást (vákuumot) tartanak fenn. (A turbinán a munkagőzt a gőzfejlesztő és a kondenzátor közti nyomáskülönbség hajtja át.) A cseppfolyósodott munkaközeget különböző tisztító és előmelegítő berendezéseken keresztül a tápszivattyúk visszajuttatják a gőzfejlesztőbe. A visszatérő tápvíz előmelegítésére az erőmű jobb hatásfoka miatt van szükség. Az előmelegítést a turbináról vett gőzzel végzik, melynek során a kondenzátorból kilépő 25 C hőmérsékletű víz 9 hőcserélőben végezetül 223 C hőmérsékletre melegszik fel. A tápvíz ezen a hőmérsékleten lép be a gőzfejlesztőbe, ahol újra átveheti a primerköri víz hőjét. A Paksi Atomerőmű szerepét a hazai villamosenergia-termelésben a 11.10. ábrán, az erőmű működésének hatékonyságára és biztonságosságára utaló kumulatív (négy blokkra vonatkozó) teljesítmény-kihasználási tényezőit (load factor) a 12.11. ábrán mutatjuk be.

12.10. ábra: A Paksi Atomerőmű szerepe a hazai villamosenergia-termelésben

12.11. ábra: A Paksi Atomerőmű kumulatív (négy blokkra vonatkozó) teljesítmény-kihasználási tényezői (load factor)


www.tankonyvtar.hu

174


12.1. A reaktorok üzemidő-hosszabbítása A Paksi Atomerőművet eredetileg 30 éves üzemelésre tervezték. Ez azt jelenti, hogy az I. blokkot már 2012‐ben, de a legfiatalabb IV. blokkot is 2017‐ben le kellene állítani. 2000‐ben műszaki felmérés, megvalósíthatósági tanulmány készült az üzemidő lehetséges, 20 éves hosszabbítására vonatkozóan. Az üzemidő-hosszabbítást több érv indokolja. Nincsen műszaki akadálya: a folyamatos karbantartásnak köszönhetően az erőmű jó állapotban van, biztonságos működése kisebb beruházások és egyes monitoring-rendszerek kiépítésének elvégzése mellett további 20 évre biztosítható. Másfelől Magyarország nem engedheti meg, hogy középtávon elveszítsen csaknem 2000 MW e olcsó, klímabarát áramtermelő‐kapacitást. A Magyar Országgyűlés 2005. november 21‐én elvi hozzájárulását adta az üzemidő‐hosszabbításhoz. Az üzemidő-hosszabbítás megalapozásához számos vizsgálat, számítás elvégzése és kockázatbecslés szükséges. A vizsgálatok szerint különös jelentősége van a reaktortartályok és a gőzfejlesztők öregedéskezelésének, mivel ezek nem cserélhetőek. A reaktortartályok domináns öregedési folyamata az acéltartály neutronsugárzás miatti ridegedése. E folyamat során az anyag által elszenvedett neutrondózis hatására változnak a reaktortartály szerkezeti anyagának mechanikai tulajdonságai, az anyag szívóssága csökken; növekszik a szívós és rideg tartomány határának ún. átmeneti hőmérséklete. A reaktortartály anyagának ridegedését számítással, neutrondetektorokkal és ún. felügyeleti próbatestekkel határozzák meg. Ezek olyan, a tartállyal megegyező acélból készült próbatestek, amelyeket a reaktorzónához közel helyeznek el a reaktortartályon belül, így ezeket a tartálynál biztosan nagyobb neutronsugárzás éri. A próbatesteket előre rögzített program szerint kiveszik a reaktorból, és anyagvizsgálati módszerekkel megállapítják a ridegedés mértékét. Jelenlegi ismereteink szerint a tartály ridegedési átmeneti hőmérséklete az 50 éves üzemidő alatt sem lépi túl a biztonságos üzemelés határát. A tervezett üzemidő-hosszabbításokat foglalja össze a 12.3. táblázat. 12.3. táblázat: A Paksi Atomerőmű blokkjainak tervezett üzemidő-hosszabbítása indulás 30 év 50 év

1. blokk 1982 2012 2032

2. blokk 1984 2010 2034

3. blokk 1986 2016 2036

4. blokk 1987 2017 2037

Felhasznált irodalom A Paksi Atomerőmű Rt. honlapja: http://www.npp.hu Az „Atomenergia-rendszerek” című tárgy előadásának anyaga Csom Gyula: Atomerőművek üzemtana II.


www.tankonyvtar.hu

13. Radioaktív izotópok alkalmazása

175

13. RADIOAKTÍV IZOTÓPOK ALKALMAZÁSA A részecskegyorsítók és a besugárzó reaktorok elterjedésével a radioaktív izotópok alkalmazása fejlődésnek indult. A kezdeti besugárzó reaktorok kis teljesítményűek voltak, és főként oktatásra és radioaktív izotópok előállítására alkalmazták. Ilyen reaktorsorozat volt a medence-típusú TRIGAsorozat. Az atomerőművekből kikerülő kiégett fűtőelemek ugyancsak kiváló forrásként alkalmazhatóak mesterséges radioaktív izotópok forrásaként. Példaként a gamma-sugárzással végzett csírátlanításban és radiográfiában oly fontos 60Co és az orvosi diagnosztikában fontos 99Mo-99mTc radioaktív izotópok előállításának sémáit mutatjuk be a következő 13.1-13.2. ábrákon.

13.1. ábra: 60Co előállítása

13.2. ábra: 99Mo-99mTc előállítása A ciklotronban és a reaktorban előállított radioaktív izotópok az alábbiakban különböznek: Reaktorban előállított radioaktív izotópok (neutronokkal):  az U-235 hasadási termékei keletkeznek,  neutrondús radioaktív izotópok keletkeznek,  alfa-, béta-, gamma-bomlást mutatnak,  (n, )-reakcióval keletkeznek.


www.tankonyvtar.hu

176


Ciklotronban előállított radioaktív izotópok (töltött részecskékkel):  protondús radioaktív izotópok keletkeznek,  pozitron-sugárzó, elektronbefogással keletkező izotópok keletkeznek,  (p,n)-, (d,n)-reakciókkal keletkeznek. Izotóp generátorok (izotóp tehenek) Az izotóp generátorok anya- és leányelem-kapcsolatban lévő két radioaktív izotóp folyamatos elválasztását teszik lehetővé további felhasználás céljából. A radioaktív anyaelem-leányelem kapcsolat lehet tranziens egyensúlyi, amikor a leányelem tízszeres felezési ideje kisebb, mint az anyaelem felezési ideje, és lehet szekuláris egyensúlyi kapcsolat, amikor az anyaelem felezési ideje sokkal nagyobb, mint a leányelem felezési idejének tízszerese. Egy szorbens oszlopon megkötött anyaleányelem elúciós elválasztását mutatja a következő 13.3. ábra.

13.3. ábra: Elúciós oszlop Ideális elvárások az izotópgenerátorral szemben:  magában hordozza az anya- és leányelem kémiai jellemzőit,  az elválasztott termék megfelelő pH-jú, steril és pirogénmentes,  az oszlopnak kicsi a dóziskibocsátása,  olcsó,  egyszerű elúciós módszer alkalmazható,  könnyű az előállítása,  megfelelő az anya- és leányelem felezési ideinek aránya. Néhány fontosabb izotópgenerátor-oszlop tölteteit és eluálószereit mutatja a következő 13.4. ábra.

13.4. ábra: Izotópgenerátor-töltetek


www.tankonyvtar.hu


177

Az ipari, mezőgazdasági és kutatási feladatokban felhasznált α-, β-, és γ-sugárzó nyitott és zárt sugárforrások mellett fontos szerepet kapnak a neutronforrások is. A neutronok anyaggal történő kölcsönhatásuk során γ-sugárzást indukálnak, mely indukált sugárzás energiája és intenzitása alapján minőségi és mennyiségi elemanalízis végezhető. Az e célra alkalmazott két legfontosabb technika a termikus neutronok befogása (Thermal Neutron Capture, TNC) és a neutronok rugalmatlan szórása (Neutron Inelastic Scattering, NIS). A TNC azonnal szolgáltat γ-fotonokat, míg a NIS folyamatos emissziót eredményez a gyorsneutron szóródása során. A legtöbb TNC ipari neutronforrással működő analizátor 252Cf neutronforrást alkalmaz, Na (I) szcintillációs detektorral kombinálva. Az 241Am-Be neutronforrások bizmut-germanát detektorral kombinálva egyaránt alkalmazhatók a NIS- és TNC-technikákhoz. A NIS elemző eljárással kiválóan elemezhető a minták C, O, Al, Si -tartalma, melyek neutronbefogási hatáskeresztmetszete alacsony. Alkalmazható a szén-, cement- és ásványiparban on-line és futószalagon végzett elemzésekre. A NIS-technika speciális alkalmazása a fúrólyukak vizsgálata. A neutronforrásból kilépő sugárzás szóródik a lyuk falán, és mivel a kőzetben lévő víz hidrogénje a leghatékonyabb neutronszóró elem, a detektorba jutó szórt sugárzás arányos a kőzet víztartalmával. Talajsűrűség és víztartalom egyidejű mérésére alkalmas hordozható készülékek 241Am-Be neutronforrása nemcsak neutron-, hanem γ-sugárzást is kibocsát, így a talaj sűrűsége és víztartalma egyszerre mérhető. A γ- és röntgensugárzás felhasználható analitikai célokra is. A γ-sugárzás áthatolása és szóródása felhasználható futószalagon haladó szenek hamutartalmának meghatározására. A gamma-sugarak kölcsönhatása az anyaggal rendszámfüggő, és a meddőnek a szénnél nagyobb a rendszáma. A radioaktív sugárforrások röntgensugárzása inaktív elemekből fluoreszcenciás röntgensugárzást indukálhat. Az indukált röntgensugárzás energiája a kibocsátó atom rendszámára jellemző, intenzitása pedig annak mennyiségével arányos. Például elemanalízis végezhető a sugárforrást és a detektort tartalmazó szonda iszapba, zagyba történő bemerítésével, melynek során a zagy sűrűsége és elemösszetétele (Fe, Ni, Cu, Sn, Pb) meghatározható. A γ-radiográfia a repülőterek röntgen-átvilágító berendezéseihez hasonlóan működik, csak a sugárforrás jóval kisebb méretű. A sugárforrást tartalmazó titánkapszula a vizsgálandó anyag egyik oldalán, a detektor (leggyakrabban röntgenfilm) a másik oldalán helyezkedik el. A tárgyon áthaladó γsugarak képet alkotnak a filmen. Ezzel a technikával hegesztési varratok és alkatrészek roncsolásmentes anyagvizsgálata végezhető el. A γ-sugárforrások előnye a röntgen-forrásokkal szemben kisebb méretük, hordozhatóságuk, homogénebb és magasabb sugárzási energiájuk, nem igényelnek elektromos tápfeszültséget, hátrányuk hogy a sugárzásuk nem kapcsolható ki. Acélok vizsgálatára 15 mm vastagságig, könnyű ötvözetek vizsgálatára 45 mm vastagságig 169Yb, acélok esetén 12–60 mm vastagságig, könnyű ötvözetek esetén 190 mm vastagságig 192Ir sugárforrásokat alkalmaznak. Vastagság, sűrűség, szintek mérésére kiválóan alkalmazhatók a radioaktív sugárforrások. A sugárzás intenzitása anyagon áthaladva csökken, és a lecsökkent intenzitású sugárzás detektálható. Ily módon kontaktus nélkül anyagok vastagsága, sűrűsége, folyadékok, gázok szintje meghatározható. Alkalmazható térfogat- és tömegáram mérésére csővezetékekben, oszlopokban. Adagoló tartályokban, hombárokban lévő szilárd anyag magassága, tartályokban, edényekben folyadékok magassága jól mérhető. β-sugárzó alkalmazásával vékony, nagy sebességgel mozgó filmek, fóliák, papírok vastagsága határozható meg. A sugárforrásból kilépő, az anyagról visszaszórt sugárzás intenzitása alapján bevonatok vastagsága határozható meg. A γ-sugárzás kiválóan alkalmazható orvosi eszközök, élelmiszerek mechanikai és hőkezelésmentes sterilizálására. E célra leggyakrabban a 60Co radioaktív izotópot alkalmazzák. A kis dózisú kezeléseket (<1 kGy) burgonya, hagyma, fokhagyma hosszabb idejű tárolása előtt, magok, fűszerek, száraz gyümölcsök, csonthéjasok és szárított halak rovarrágás elleni megvédéséül, húsáruk parazitái ellen alkalmazzák. A közepes besugárzási dózisokat (1–10 kGy) eperfélékben, húsárukban, tengeri élelmiszerekben jelenlévő, romlást okozó mikroorganizmusok, Salmonella, Vibrio patogének elölésére, gombák tartósítására alkalmazzák. A nagy besugárzási dózisokat (10–45 kGy) romlást okozó mikroorganizmusok, spórák elölésére alkalmazzák. A radioaktív sugárzások mezőgazdasági alkalmazása magában foglalja a sugárzás hatására bekövetkezett fajtanemesítési, mutációs és más alkalmazásokat, melyek célja a mezőgazdasági termények minőségének javítása, hozamának és ellenállóképességének növelése (60Co, 10–50 Gy). Felhasználják a műtrágyák (32P, 35S), mikroelemek (54Mn, 57Co, 59Fe, 65Zn), növényvédőszerek, rovar-


www.tankonyvtar.hu

178


és gombairtószerek optimális alkalmazásának meghatározásához, mezőgazdasági kártevők szaporodásának gátlására is. Gyakran alkalmazzák a nyitott radioaktív izotópokat nyomjelzős fizikai, kémiai, biokémiai és orvosi mérésekhez, kísérletekhez. Vízfolyások, légáramlások, szennyezések terjedésének, vér- és nyirokáram mérésére, korróziós mérésekre, kormeghatározásra és még sok egyéb célra alkalmaznak radioaktív nyomjelző izotópokat. Az iparban számos területen alkalmaznak radioaktív izotópokat. Érzékeny, roncsolásmentes mérésekkel, ellenőrzésekkel biztosítható a jó minőségű, hatékony termelés. Alkalmazzák kémiai reakciók elősegítésére például a polimerizáció területén. Orvosi és más eszközök sterilezése, anyagok vastagságának, sűrűségének, víztartalmának, sérülésmentességének meghatározására ugyancsak alkalmazhatók. A nyitott radioaktív izotópok megfelelő fizikai és kémiai formában alkalmazhatók anyagok mozgásának, szorpciójának, kopásának, változásainak a nyomon követésére. A radioaktív izotópok alkalmazási területe három részre osztható: 1. besugárzásos kezelésekre, 2. roncsolásmentes mérések, szabályozások végzésére és 3. nyomjelzéses vizgálatokra. A radioaktív izotópok fontosabb felhasználási területeit a következőkben foglalhatjuk össze.

13.1. Radioaktív sugárforrások ipari és mezőgazdasági alkalmazása Az ionizáló sugárzás sterilező hatását korán felfedezték. Több száz gamma- és elektronnyalábbesugárzó berendezés működik a világon. Ezeket orvosi és gyógyszeripari termékek és berendezések sterilezésére, élelmiszerek tartósítására, polimerek szintézisénél és rovarirtásra alkalmazzák. Olajkészletek feltárásában a 137Cs és 241Am izotópok nélkülözhetetlenek. A termelés mennyiségének és minőségének biztosításában, folyamatok ellenőrzésében, online mérésekben és analízisekben a radioaktív sugárforrások alkalmazása alapvető fontossággal bír. Ezen sugárforrások alkalmazásával ipari termelési folyamatok biztonságát biztosítják. Például a gamma-radiográfiás képalkotás a petrolkémiai ipar folyamatainak biztonságát és termelékenységét biztosítja. Fontos a szerepük a nemzetbiztonsági feladatotok ellátásában, így vegyszerek, robbanóanyagok detektálásában, a tengeri flották energiaellátásában, repülőgépek üzemelésének fenntartásában, kábítószerek és szabotázsakciók felderítésében. Fontos a szerepük a tiszta energiaforrások üzemelésében, így a nukleáris üzemanyagrudak szkennelésében, reaktorok indításában, szénminták kéntartalmának meghatározásában. Fontos szerepet játszanak az életvédelemben is, így füstdetektorok, környezetszennyezési monitorok üzemelésében. Orvosi és más eszközök sterilezése Ionizáló sugárzással besugározva különböző anyagokat, a sugárzás elöli a baktériumokat és különböző sejteket. Ezt a hatás a következő területeken hasznosítják:  egészségügyi berendezések és eszközök sterilezése (25 kGy),  fogyasztási eszközök (cumisüvegek, higiéniás termékek, hajkefék, iszapok stb.) sterilezése,  ipari és más termékek sterilezése (3–25 kGy),  élelmiszerek tartósítása sterilezéssel. A következő 13.5. ábrán sugárzással sterilezett orvosi eszközöket mutatunk be.

13.5. ábra: Sugárzással sterilezett orvosi eszközök © Pátzay György, BME

www.tankonyvtar.hu


179

Élelmiszer-tartósítás besugárzással Az élelmiszerek besugárzásának célja lehet mutációs tenyésztés, például rizs esetében a besugárzással módosított rizs magasabb hozamot, alacsonyabb növénymagasságot, jobb aszálytűrést, kisebb fényérzékenységet eredményezett. A kezelés másik célja a káros mikroorganizmusok elpusztítása. Alkalmazzák fűszerek, enzimek, dehidratált zöldségek, friss és fagyasztott tengeri élelmiszerek, hús és baromfi tartósítására. Egy gamma-sugárral besugárzó berendezés metszetét és besugárzással kezelt eper 14 és besugárzás nélküli 7 napos állapotát, valamint kezeletlen és sugárkezelt hagyma állapotát és sugárzással kezelt kozmetikumokat mutatják a következő 13.6–13.8. ábrák. sugár árnyékolás besugárzó helység

futószalag

kezelt termék kirakodása e

izotóp tároló kezelt termék berakodása e 13.6. ábra: Gamma-sugárzást alkalmazó besugárzó sterilező berendezés metszete

Besugárzott 14 napos,

és 7 napos nem-besugárzott eper.

13.7. ábra: Besugárzással kezelt 14 napos és kezeletlen 7 napos eper


www.tankonyvtar.hu

180


13.8. ábra: Sterilezett és nem-sterilezett hagyma; Besugárzott kozmetikumok 60

Co gamma-sugárzó sterilező-besugárzó források kialakítását mutatja a következő 13.9. ábra.

13.9. ábra: 60Co gamma-sugárzó sterilező-besugárzó források Gumi és műanyag alkatrészek (habok, autógumik, kábelek, filmek szalagok) kötését, szilárdulását, duzzadását számos technológiában segítik elő ipari besugárzással. Ipari radiográfia Ipari alkalmazás az ipari radiográfia, ennél röntgensugárzást vagy zárt sugárforrást alkalmaznak rögzített vagy mobilis berendezésben. A radiográfiai mérések alapján különböző anyagok sérülésmentessége és egyéb tulajdonságai határozhatók meg. Az ipari radiográfiás vizsgálat elvét mutatja a következő 13.10. ábra.


www.tankonyvtar.hu


181

13.10. ábra: Ipari radiográfiás vizsgálat elve A radiográfia alkalmazási területei:  hegesztések,  csővezetékek és tároló tartályok kötéseinek,  öntvények (szelepek, motor alkatrészek),  csomagok, élelmiszerek roncsolásmentes vizsgálata. Néhány ipari radiográfiás mérési alkalmazást mutat a következő 13.11. ábra.

13.11. ábra: Csomagok, szerkezeti elemek radiográfiás vizsgálata A számítógépes tomográfia különféle tárgyak roncsolásmentes vizsgálatára alkalmas. A mintán áthatoló kollimált γ-sugárzást egy detektorrendszer érzékeli és számítógéppel képpé rendezi. Az így nyert háromdimenziós kép alapján biztonsági, védelmi és más fontos döntések hozhatók (13.12. ábra).


www.tankonyvtar.hu

182


13.12 ábra: Jármű tartalmának tomográfiás vizsgálata Néhány gamma-radiográfiás mérőberendezést mutat a következő 13.13. ábra.

13.13. ábra: Gamma-radiográfiás vizsgáló-mérőberendezések Egyes radioaktív termékek foszforeszkáló hatást váltanak ki bizonyos vegyületekben. Elsőként világító festékbevonatok készítésénél alkalmazták ezen tulajdonságukat. Ilyenek voltak például a világító számlapú órák. Dozimetriai okokból jelenleg a rádium (226Ra) helyett tríciumot (3H) alkalmaznak ilyen célokra. Olajkészlet-feltárás, kútvizsgálat Az olajiparban és a geotermális kutak vizsgálatánál gamma- és neutronsugárzást alkalmaznak a furatok mentén, a megfúrt kőzetrétegek anyagi jellemzőinek (sűrűség, víztartalom stb.) meghatározására. Ilyen mérési elrendezést mutat a következő 13.14. ábra.


www.tankonyvtar.hu


183

13.14. ábra: Ipari radioaktív sűrűség-, szint- és vastagságmérés Széleskörűen alkalmazzák a radioaktív sugárzásokat ipari és más folyamatokban roncsolás- és mintavételmentes szint, sűrűség, vastagság és más tulajdonságok folyamatos mérésére. Alkalmazzák talajnedvesség-mérésre, bevonatok vastagságmérésére, tartályok szintmérésére és egyéb feladatokra. A mérések alapelveit mutatja a következő 13.15. ábra.

13.15. ábra: Vastagság-, sűrűség- és szintmérés radioaktív sugárzással A radioaktív sugárzásokat alkalmazhatják vastagság, sűrűség, szint mérésére és szabályozó jelek képzésére. A következő 13.16. ábra a radioaktív sugárzás alkalmazását mutatja italdobozok töltési szintjének ellenőrzésénél, szabályozásánál.


www.tankonyvtar.hu

184


13.16. ábra: Italdobozok töltési szintjének ellenőrzése, szabályozása radioaktív sugárzással Ismert anyagvastagság mellett a sűrűség meghatározható a sugárintenzitás-különbség alapján. Fontosabb ipari alkalmazások: Minőségellenőrzés  Sűrűség meghatározása: gumi, olaj, papír stb.  Vastagság meghatározása: papír, üveg, acél, műanyag, filmek.  Szint meghatározása: italok, folyadékok, étolaj stb. Folyamatellenőrzés  Sűrűség meghatározása: cement, iszap, folyadék, vegyi termékek.  Szint meghatározása: tartályok, silók, vegyi termékek, ásványok.  Nedvesség meghatározása: üveg, cement, ásványok. A következő 13.17-13.18. ábrák nedvesség és sűrűség egyidejű meghatározását, minőségellenőrzési és folyamatirányítási alkalmazásokat mutatnak be.

13.17. ábra: Nedvesség és sűrűség egyidejű mérése

13.18. ábra: Radioaktív sugárzás alkalmazása a minőségellenőrzésben és a folyamatirányításban


www.tankonyvtar.hu


185

A radioaktív módszereket alkalmazó kormeghatározás nélkülözhetetlen egyes kőzetek, anyagok és tárgyak kormeghatározásánál. A kőzetek őskori megszilárdulásakor a radioaktív bomlási sorokban a leányelem(ek) mennyisége nulla lehetett. Meghatározva a leányelemek jelenlegi mennyiségét, a bomlási állandó(k) ismeretében meghatározható a kőzet kikristályosodása óta eltelt időtartam. A meghatározás pontosságát befolyásolják az alábbi lehetőségek:  távozott-e a kőzetből létezése során anya- és leányelem,  a kőzet képződésekor volt-e már jelen leányelem. Számos módszer áll rendelkezésre a fenti pontatlanságok javítására. A radioaktív kormeghatározáshoz olyan radioaktív izotópok alkalmazhatók, melyekből az eltelt idő alatt mérhető mennyiségű leányelem képződött, és az eltelt idő során még jelentős mennyiségű anyaelem maradt vissza. A meghatározható időintervallum a radioaktív izotóp felezési idejének mintegy ötszöröse. Kormeghatározáshoz leggyakrabban alkalmazott radioaktív izotópok: 14C, 235U, 40K, 238U, 87Rb. A hosszabb felezési idejű radioaktív izotópokat elterjedten alkalmazzák az űrtechnikában űrállomások, műholdak, szondák energiaforrásaként, radioaktív termoelektromos generátorok (RTG) formájában. Ezek az energiaforrások tartósan biztosítják az űreszközök villamosenergia-ellátását. Atomreaktorok indításánál neutronforrásokat alkalmaznak. Analitikai, elemösszetétel-meghatározásához elterjedten alkalmazzák a gerjesztéses-aktivációs módszereket, így a röntgenfluoreszcenciás, aktivációs elemzéses módszereket. A következő 13.19. ábra néhány radioaktív izotóp ipari alkalmazási példáit mutatja.

13.19. ábra: Radioaktív izotópok ipari alkalmazása Am radioaktív izotópok egyik legfontosabb alkalmazási területe a füstérzékelő, tűzjelző detektorok sugárforrása. Ilyen füstjelző detektor képét mutatja a következő 13.20. ábra. 241


www.tankonyvtar.hu

186


13.20. ábra: 241Am izotóppal üzemelő tűzjelző, füstjelző detektorok A lágy-béta-sugárzó (13.21. ábra).

14

C izotópot levegő portartalmának folyamatos mérésére is alkalmazzák

13.21. ábra: Levegő-porszennyezettség-mérő Drogok, mérgek és más veszélyes anyagok felderítésében fontos szerepet játszik az ionmobilitásos spektrometria. Egy ilyen vizsgáló készüléket mutat a következő 13.22. ábra.


www.tankonyvtar.hu


187

13.22. ábra: Ionmobilitásos spektrometria alkalmazása Ipari alkalmazásokban elektrosztatikus feltöltődés kiküszöbölésére sikerrel alkalmazzák a radioaktív 210Po izotópot, így a festékiparban és nagysebességű ipari folyamatokban, lecsökkentve a tűz- és robbanásveszélyt. Erre mutat példát a következő 13.23. ábra.

13.23. ábra: 210Po radioaktív izotóp alkalmazása Nagysebességű termelési folyamatokban sikerrel alkalmaznak radioaktív izotópokat, például a papíriparban vastagság, porozitás és más tulajdonságok folyamatos érintésmentes mérésére. Alkalmazzák ezeket az izotópokat mozgó alkatrészek anyagkifáradásának detektálására is (13.24. ábra).


www.tankonyvtar.hu

188


13.24. ábra: Anyagminőség ellenőrzése

13.2 Radioaktív nyomjelzők alkalmazása A radioaktív nyomjelzők segítségével bizonyos térfogatok és tömegek, térfogat- és tömegáramok, koncentrációk határozhatók meg. Elsősorban folyadékok és gázok jellemzőit határozzák meg nyomjelzők segítéségével. Ipari alkalmazása: tartályokban lévő gázok és folyadékok térfogatának meghatározása, turbinákon átáramló víz térfogatáramának meghatározása. Speciális nyomjelző technika az izotóphígításos elemzés, melynek segítségével tömeg, térfogat, tömeg- és térfogatáram, valamint koncentráció határozható meg. Így határozzák meg például az emberi vértérfogatot. Környezeti mérések céljára is felhasználható a módszer. A nyomjelző radioizotóp kiválasztását több paraméter befolyásolja:  Azonos módon kell viselkednie, mint a jelezni kívánt anyag.  Megfelelően hosszú felezési idővel kell rendelkeznie a vizsgálati időhöz viszonyítva.  A nyomjelző által kibocsátott radioaktív sugárzásnak jól mérhetőnek kell lennie.  Nem lehet túl költséges. Előnyei: kiváló ppb nagyságrendű érzékenységgel bír (pl. 1 g mintában egy jelenlévő komponenst 1 ppb (10-9g) érzékenységgel 1 percig mérve, a radioaktív nyomjelzőből csak a komponens 0,1%-ának megfelelő mennyiség (10-12 g) szükséges. A nyomjelzős mérés sajátsága, hogy olyan nukleáris jellemzőt mérünk, mely független az anyag kémiai formájától, és így az interferenciahatás lecsökken. A legtöbb radionuklid egymástól jól megkülönböztethető, és a legtöbb mag rendelkezik jó nyomjelző radioaktív izotóppal. Az eljárás gyors és egyszerű, a legtöbb minta radioaktivitása közvetlenül mérhető, az analízis leghosszabb idejét a beütésszám-mérés teszi ki. A nyomjelzők ára viszonylag olcsó, a legtöbb elemzés mintánkénti költsége 2–400 Ft. Az elemzés roncsolásmentes, de a méréshez használt minta egyéb célra nem használható. Ha a radionuklid nyomjelző felezési ideje eléggé nagy, a jelzett minta többször újra mérhető. Rövid élettartamú nyomjelzőt alkalmazva a minta rövid időn belül más célra is, például további elemzésekhez alkalmazható. Hátrányai:  Nem minden radionuklid áll abban a formában rendelkezésre, amely a nyomjelzésben felhasználható.  A radioaktív sugárzás felszakíthatja a kémiai kötéseket. © Pátzay György, BME

www.tankonyvtar.hu


 

  

189

A nyomjelző tartalmazhat ismeretlen szennyező anyagokat is. Izotóp-effektusok léphetnek fel (megváltozhatnak a reakciósebességek, a kromatográfiás elválasztás tulajdonságai stb.). Legrosszabb a 3H, mely 3x nehezebb a normál hidrogénnél, a 14 C/12C arány ~1,05 sokkal jobb. Ha nyomjelző a mintához képest csak elenyésző mennyiségben van jelen, a probléma nem jelentős. A nyomjelzős méréstechnika speciális radiokémiai, dozimetriai, méréstechnikai ismereteket igényel. A radioaktív izotóppal történő munkavégzés előtt jogosítványt és orvosi alkalmasságot kell szerezni. A radioaktív izotópokkal szemben nagy a társadalmi ellenérzés és alkalmazásuk rendszeres szigorú hatósági ellenőrzést von maga után.

Nyomjelző radioaktív izotóp kiválasztása: célszerű a vizsgált mintával azonos kémiai formában beszerezni. A szervetlen anyagoknál ez korlátokba ütközik. A szerves anyagokat gyakran 3H-val, vagy 14 C-vel jelölik, ismerni kell a szükséges jelölés helyét és típusát. A jelölés lehet általános jelölés, a radionuklid a vegyületben bármely helyzetben előfordulhat (pl. 14C-toluol, *C6H5*CH3), gyűrűn belül általános jelölés (a jelölés a gyűrű bármely szénatomján lehet (pl. *C6H5*CH3). Specifikus jelölés: a jelölés a vegyület egy adott egyedi helyén található (13.25. ábra).

13.25. ábra: Specifikus jelölés A specifikus jelölés nem lehetséges minden egyes helyzetre! Függ a jelölés kémiai lépéseitől, a költségektől, az igénylők létszámától. Fajlagos aktivitás: a nyomjelző radioizotópos tisztaságát, a végleges detektálási küszöböt jelzi. Leggyakrabban a mCi/mmol mértékegységet alkalmazzák, a katalógusok is ezt tartalmazzák. Hordozómentes készítmény: a kérdéses nyomjelző atomok mindegyike radioaktív. Általában néhány egyszerű szervetlen vegyületnél készíthető (hordozómentes foszfor, jód stb.). A fajlagos aktivitás mindig jellemző a 14C-jelzett vegyületekre. A nyomjelzésnél figyelembe kell venni a nyomjelző sugárzásának jellemzőit is, így:  Felezési idejét. Olyan nyomjelző radionuklidot kell választani, mely e vizsgálat céljainak megfelel és kereskedelemben kapható. Természetesen a nyomjelző radionuklid felezési idejének jelentősen nagyobbnak kell lennie, mint a vizsgálat ideje. Pl. 24 órás vizsgálathoz legalább 1 hetes felezési idővel rendelkező radionuklidot kell választani. Ha ez nem biztosítható, a bomlással korrigálni kell a mérési adatokat! Ugyanakkor a lehető legrövidebb felezési idejű radionuklidot kell választani. Számos magnak csak rövidebb élettartamú radioaktív izotópja létezik (pl. réznél a leghosszabb felezési idő 61,7 óra). A nagyon rövid felezési idejű radioaktív izotópokat kereskedelemben nem forgalmazzák.  A sugárzás típusát. Csak olyan radionuklid alkalmazható, mely valamilyen jól mérhető sugárzást kibocsát. A 14C, 3H és 63Ni -sugárzók, ezeknél célszerű folyadékszcintillációs mérést végezni. A Z<83 elemek radionuklidjainak zöme vegyes - vagy + és γ-sugárzást bocsát ki.  A költségeket. A fémek szervetlen formában relatíve olcsók, a szerves nyomjelzők költsége erősen szór, és függ a jelzés típusától és helyétől, a fajlagos aktivitástól és a nyomjelző közkedveltségétől. Célszerű az árajánlatok között válogatni. © Pátzay György, BME

www.tankonyvtar.hu

190


Nyomjelzők radioanalitikai alkalmazása Néhány eljárás tartalmazza a nyomjelző mintához való hozzáadását és visszanyerését, valamint a nyomjelző mintával történő kölcsönhatását. Ilyen:  az izotóphígításos elemzés,  a telítési elemzés,  a szubsztöchiometriás elemzés,  a fordított izotóphígítás. Izotóphígításos elemzés Először Hevesy György és Hobbie Z. alkalmazta 1932-ben ólom meghatározására ásványokban. Lényege: a mintában a nyomjelzőt összekeverik annak inaktív formájával, majd ezután egy reakciót vagy elválasztást valósítanak meg. Ez lehetővé teszi egy komponens mennyiségi meghatározását, anélkül, hogy azt mennyiségileg elválasztanánk a többi komponenstől. Példa: naftalin meghatározása kőszénkátrányban. Jelezzünk meg 14C radionukliddal naftalint, a jelzés helye most érdektelen, nem lép fel kémiai reakció. Az így létrehozott, ismert fajlagos aktivitású nyomjelzőt keverjük el tökéletesen az ismeretlen mennyiségű naftalint tartalmazó kőszénkátrányoldattal. Ezután bármilyen elválasztást alkalmazhatunk a naftalinkomponensre, csak az a lényeg, hogy egy „tiszta” frakciót nyerjünk. Mivel a 14C együtt „mozog” a naftalinnal, a hígított minta naftalintartalmának fajlagos aktivitása a minta eredeti naftalintartalmának megfelelően „hígul”. Az izotóphígítás lényeges része egy meghatározni kívánt komponens tiszta frakciójának elválasztása. Néha az elválasztott frakció tisztaságát analitikai (NMR, kromatográfia, olvadáspontmérés stb.) módszerrel ellenőrizzük. Az elválasztó lépésben bármely analitikai módszer (gravimetria, kolorimetria, kromatográfia, ioncsere stb.) használható. Izotóphígításos analízist akkor alkalmaznak, ha:  Adott hasonló tulajdonságú anyagok elegyében kell egy anyagot meghatározni, és a mennyiségi elválasztás nehézkes vagy lehetetlen (alkálifémek, aminosavak, d-elemek).  A meghatározandó anyag igen kis koncentrációjú, és a tisztítás során anyagveszteség lép föl.  Az elemzést gyorsan kell elvégezni (bomlás, egyensúly-eltolódás stb.).  A meghatározandó anyag olyan tárolóban van, ahol csak egy része hozzáférhető (tartályok, vértérfogat, turbinán átfolyó víz). Alkalmazása célszerű, ha kémiailag hasonló anyagok teljes elválasztása nehézkes vagy lehetetlen, de egy részének tiszta állapotban történő elkülönítése könnyen elvégezhető. A elkülönítés lehet bepárlás, csapadékképzés, elektrolízis, extrakció, kromatográfia stb. A leválasztott anyagmennyiség meghatározható tömegméréssel, titrálással, kolorimetriásan stb. Az anyag radioaktív és az inaktív izotópjának azonos kémiai állapotban kell lennie, és a radioaktív izotóp nem léphet izotóphígítási reakcióba más anyagokkal. Az izotóphígítás érzékenységét az elválasztás érzékenysége határozza meg, hibája a tömeg- (térfogat-) mérés és a beütésszámmérés hibájából tevődik össze. A hiba nagysága erősen függ a kezdeti és hígítás utáni fajlagos aktivitások arányától. Az eddig tárgyalt egyszerű izotóphígítás (DIDA) mellett alkalmazzák még a fordított izotóphígítást (RIDA), kettős izotóphígítást és szubsztöchiometriás izotóphígítást (Sub-IDA). Fordított izotóphígítás Ebben az esetben a „hordozós” radioaktív készítményben lévő aktív és inaktív izotópok mennyiségét kell meghatározni. Kettős izotóphígítás Ebben az esetben is a radioaktív nyomjelzőben lévő tömeg az ismeretlen, de azért, hogy elkerüljük a kis tömegek mérésénél jelentkező hibákat, a radioaktív komponens két azonos részletéhez adjuk hozzá különböző ismert mennyiségben az inaktív izotópját. Az elválasztások után meghatározzuk a mindkét hígított mintából kivett két részlet fajlagos aktivitását. A két mintában az összaktivitás


www.tankonyvtar.hu


191

azonos, és így a nyomjelző tömege meghatározható. A két fajlagos aktivitásnak jelentősen különböznie kell, hogy a nevező ne legyen túl kicsiny. Szubsztöchiometriás izotóphígítás Suzuki, Ruzicka és Stary dolgozták ki, ez az egyik legérzékenyebb izotóphígításos módszer. Lényege, hogy az elválasztáshoz szükséges reagensből a sztöchiometrikusan szükségesnél kevesebbet adunk a meghatározandó komponenshez. Ez a tény teszi lehetővé, hogy a különböző koncentrációjú oldatokhoz ugyanannyi (de nem elegendő) reagenst adunk, akkor mindig azonos mennyiségű anyagot különítünk el. Végezetül a fontosabb radioaktív izotópok ipari, mezőgazdasági, orvosi alkalmazását foglaljuk össze. Fontosabb radioaktív izotópok ipari, mezőgazdasági, orvosi alkalmazása 241

Am

109

Cd Ca 252 Cf 47

14

C

137

51 57

Cs

Cr Co

60

Co

67

Cu

244

Cm I 129 I 123

131

I

192

Ir

55 85

63

Fe Kr

Ni

32

P Pu 210 Po 238

Füstdetektorokban, festett felületek ólomtartalmának meghatározásánál, papír- és acélgyártásnál a hengerelt termék vastagságának szabályozásánál, olajkutak fúrási helyének kijelölésénél alkalmazzák. Hulladékvas szortírozásnál, alkatrészek ellenőrzésénél alkalmazzák. Emlősök sejtműködésének és csontképződésének kutatásánál alkalmazzák. Légi szállításnál csomagok ellenőrzésénél, útépítésnél és építkezéseknél a talajnedvesség meghatározásánál, silókban tárolt anyagok nedvességtartalmának meghatározásánál alkalmazzák. Új hatóanyagok metabolizmusánál alkalmazzák annak ellenőrzésére, hogy nem keletkeznek mérgező melléktermékek. Rákos daganatok kezelésénél, radioaktív gyógszerkészítmények pontos dózisának meghatározásánál, olajvezetékekben a folyadék áramlásának mérésére és ellenőrzésére, olajkutak homokos eltömődésének kimutatására, élelmiszerek, hatóanyagok és egyéb termékek töltési szintjének mérésére alkalmazzák. A vörös vértestek károsodásainak vizsgálatánál alkalmazzák. A nukleáris gyógyászatban, a diagnózisban és a vészes vérszegénység diagnózisánál alkalmazzák. Sebészeti műszerek sterilezésénél, ipari olajégők biztonsági vizsgálatánál, tartósításnál alkalmazzák. Rákos betegekbe monocionális antitestekkel együtt bejuttatva elősegíti az antitestek tumoros sejtekhez való kötődését és a sejt roncsolását. A bányászatban a fúrási iszap elemzésénél alkalmazzák. Pajzsmirigy-rendellenességek megállapításánál alkalmazzák. In-vitro diagnosztikai laboratóriumok detektáló készülékeinek ellenőrzésénél alkalmazzák. Pajzsmirigy rendellenességek diagnózisánál és kezelésénél alkalmazzák (pl. idősebb George Busht és feleségét kezelték). Csővezetékek, kazánok és repülőgép-alkatrészek hegesztési varratainak ellenőrzésénél alkalmazzák. Galvanizáló oldatok elemzésénél alkalmazzák. Mosógépek és szárítók, sztereorádiók és kávéfőzők indikátorlámpáiban, vékony műanyag, fém, textil, gumi és papírlemezek vastagságának mérésénél, por és szennyezőanyagok mérésénél alkalmazzák. Robbanóanyagok kimutatásánál, feszültségszabályozóknál, áramingadozás elleni védelemben alkalmazzák. Molekuláris biológiában és genetikai kutatásoknál alkalmazzák. Legalább 20 NASA-űreszköz (pl. holdjáró) tápegységében alkalmazták. Sztatikus töltések csökkentésére alkalmazzák lemezjátszók lemezeinek, fotofilmeknek a gyártásánál.


www.tankonyvtar.hu

192 147


Pm

226

Ra Se 24 Na 85 Sr 99m Tc 75

204

Tl

Th+W 229

Th Th 3 H 230

Elektromos védőtermosztátoknál, vékony műanyag, fém, gumi, textil és papírlemezek vastagságának mérésénél alkalmazzák. Villámhárítók hatásosságának növelésére alkalmazzák. Protein elemzésénél alkalmazzák. Ipari csővezetékek szivárgásainak megállapításánál, olajkutak vizsgálatánál alkalmazzák. Csontképződés és metabolizmus vizsgálatánál alkalmazzák. A nukleáris orvosi diagnosztika leggyakrabban alkalmazott izotópja. Agy, csont, máj, lép, és vese vizsgálatánál és a véráram tanulmányozásánál alkalmazzák különböző kémiai formáit. Szűrőpapíron por és szennyezőanyag mennyiségének meghatározásánál, műanyag, fém, gumi, textil és papírlemezek vastagságának mérésénél alkalmazzák. Ívhegesztő pálcákban a repülőgépgyártásban, kőolajipari gépgyártásban, élelmiszeripari gépgyártásban alkalmazzák. Könnyebb a hegesztés megkezdése, stabilabb az ív és kisebb a fémszennyezés. Fluoreszcens fények élettartamát növeli. Színes üvegeknél színezék és a fluoreszcenciát biztosítja. Élettani folyamatok és metabolizmusok vizsgálatánál, önvilágító repülőgépekben, vékony műanyag, fém, gumi, textil és papírlemezek vastagságának mérésénél alkalmazzák.

Felhasznált irodalom Radioisotopes in Industry, World Nuclear Association, 2010. Adloff, J. P.; Guillaumont, R., Fundamentals of Radiochemistry; CRC Press: Boca Raton, FL, 1993.


www.tankonyvtar.hu

14. Radioaktív izotópok és a radioaktív sugárzás orvosi, gyógyászati alkalmazása

193

14. RADIOAKTÍV IZOTÓPOK ÉS A RADIOAKTÍV SUGÁRZÁS ORVOSI, GYÓGYÁSZATI ALKALMAZÁSA Talán a legnagyobb mennyiségben alkalmazzák a radioaktív termékeket a gyógyászatban. A röntgensugárzást felfedezése után azonnal elkezdték alkalmazásukat, mert lehetővé tették az operációmentes betekintést a vizsgált területre. A radioaktív izotópok gyógyászati alkalmazása történhet diagnosztikai és terápiás céllal. A diagnosztikai felhasználás történhet képalkotás nélkül (például nyomjelzés 99mTc izotóppal) és képalkotással. Utóbbi esetben a képalkotás történhet szimpla gamma-sugárzással és pozitronemissziós tomográfiában (PET) keletkezett annihilációs gamma-fotonokkal. A radioaktív izotópok és a radioaktív sugárzás orvosi és gyógyászati alkalmazása rendkívül szerteágazó területet ölel fel, és tételes ismertetése meghaladja e könyv kereteit. Ezért e fejezetben csak néhány, már hosszabb ideje alkalmazott módszert és eljárást ismertetünk. Nem tárgyaljuk ugyanakkor például a neutronbefogásos magreakciók orvosi és terápiás alkalmazását.

14.1. Diagnosztikai radiográfia A diagnosztikai orvosi képalkotás fejlődése során egyre részletesebb és egyre jobb minőségű képeket szolgáltatott az egyes szervek belső állapotáról. A mai napig leggyakrabban a röntgensugárzást alkalmazzák erre a célra. Itt említhető a számítógépes tomográfia, a mellkas- és egésztest-vizsgáló berendezések és a fogászati röntgen. A diagnosztikai alkalmazás esetén a radionukliddal szemben követelmény, hogy hasznos klinikai információt szolgáltasson a páciens minimális dózisterhelése mellett. Fontosabb követelményei:  felezési ideje körülbelül egyezzen a vizsgálat idejével,  ne bocsásson ki részecske- (alfa-, béta-, neutron-) sugárzást,  a kibocsátott gamma-foton energiája elegendően magas legyen a vizsgált szövet áthatolásához és elegendően alacsony a gamma-kamerás detektáláshoz,  tömege kellően alacsony legyen, hogy ne befolyásolja a páciens szervezetének biokémiai folyamatait. A kórházakban a kóresetek jelentős részét (>25%) radioaktív izotópok felhasználásával vizsgálják. Néhány perc–óra nagyságrendű felezési idejű radioaktív nyomjelzőket alkalmaznak. Példa: I-131 felhalmozódik a pajzsmirigyben – rendellenességek diagnózisához és kezeléséhez alkalmazzák. A 131I negatív -bomlással bomlik Xe+ ionná 0,97 MeV energia kibocsátásával (14.1. ábra).

14.1. ábra: Pajzsmirigy jódos vizsgálata Az orvosi gyakorlatban az egyik leggyakrabban alkalmazott radioaktív izotóp a 99mTc (14.2. ábra).


www.tankonyvtar.hu

194


14.2. ábra: 99mTc orvosi alkalmazása A 99mTc alkalmazásának előnyei:  Relatíve olcsó, nincs biológiai szerepe, gyorsan kiválasztódik.  Rövid a felezési ideje és majdnem stabil izotóppá bomlik (99Tc, t1/2 = 105 év, alacsony gamma energiával sugároz, 0,14 MeV).  Ezzel szemben például a 90Sr a csontszövetbe épülhet a Ca helyett,(felezési ideje nagy t1/2 = 28 év, a bomlás -sugárzásának energiája nagyobb, 0,5 MeV). Röntgendiagnosztika (14.3. ábra)

14.3. ábra: Röntgendiagnosztikai készülék A szöveteken áthatoló röntgensugárzás abszorpciója és szórása alapján kétdimenziós képet kapnak. Az alkalmazott sugárzás energiájának változtatásával a csontok és szövetek kontrasztjai változtathatók. A rotációs angiográfiai módszereknél a forgatás során felvett röntgenfelvételeket háromdimenziós képpé rekonstruálják igen jó felbontás mellett (14.4. ábra).


www.tankonyvtar.hu


195

14.4. ábra: Rotációs angiográfiás készülék A számítógépes röntgentomográfiában ugyancsak háromdimenziós képet kapnak a különböző pozíciókban felvett képekből jó felbontás mellett (14.5. ábra).

14.5. ábra: Számítógépes röntgentomográfia A mágneses rezonancia- (MRI) diagnosztika, bár nem radioaktív módszer, alapja a mért proton spinek detektálása, és ennek alapján háromdimenziós képet alkotnak. A kép létrehozása relatíve lassú, és a felbontás az alkalmazott mágneses erőtértől függ (14.6. ábra).

14.6. ábra: MRI-készülék Fotonemissziós számítógépes tomográfia (Single-Photon Emission Computed Tomography, SPECT) (14.7. ábra);

14.7. ábra: SPECT-készülék © Pátzay György, BME

www.tankonyvtar.hu

196


A módszer alkalmazása során a páciens szervezetéből kiinduló abszorbeált és szórt -sugárzást egy mérő-képalkotó rendszer érzékeli és dolgozza fel. A mérőrendszer kollimátorokból, több Na(I) szcintillációs kristályból és fotoelektron-sokszorozóból, valamint jelfeldolgozó egységből áll. Felbontása ~1 cm. A páciens szervezetébe a röntgen- vagy -sugárzó radioaktív izotópot vagy belégzéssel, injektálással vagy lenyeléssel juttatják be. Leggyakrabban az alábbi izotópokat alkalmazzák (14.1. táblázat): 14.1. táblázat: SPECT-diagnosztikában alkalmazott izotópok

Pozitronemissziós tomográfia (PET) A PET-módszerrel koincidenciás -kvantumokat észlelnek, melyek ciklotronnal előállított és a páciens szervezetébe egy biológiailag aktív molekula segítségével bejuttatott, pozitronbomló radioaktív izotóp pozitronjának annihilációjából származtak. A felvételekből három- és négydimenziós (idő is) képet hoznak létre (14.8-14.9. ábra).

14.8. ábra: PET-diagnosztika

14.9. ábra: PET-diagnosztika


www.tankonyvtar.hu


197

A PET alkalmazásokhoz leggyakrabban alkalmazott, ciklotronnal előállítható radioaktív izotópokat foglalja össze a következő 14.2. táblázat. 14.2. táblázat: Ciklotronnal előállított pozitronbomló izotópok

Egy 11C izotópos mérés menetrendje a következő:  Ciklotronnal pozitronemittáló izotópokkal (pl. 11C, 15O, 13N) helyettesített atomokat tartalmazó vegyületeket hoznak létre (14.10. ábra).  A jelzett vegyületeket (pl. CO2) növényekbe táplálják be, és a glükózt kivonják belőle, vagy a glükózt 11CO, 11CO2 vagy H11CN molekulákból hozták létre.  A jelzett glükózt beinjektálják a páciensbe és a szervekből kiinduló sugárzást feltérképezik számítógép segítségével.  A 11C izotópból kilépő pozitron szabad elektronnal találkozva annihilál és annak helyéről 2 db, egymással 180°-ot bezáró -kvantum sugárzódik szét.  Felbontása néhány mm.

14.10. ábra: 11C izotóp alkalmazása PET-vizsgálatnál A képek PET vizsgálattal készített agytevékenységeket mutatnak zenei hangok hatására. A baloldali és a középső képen a páciens ugyanazt a hangot más sorrendben, míg a jobboldali képen a hangot különböző hangszínben hallja. A vörös szín az agytartomány magas aktivitását jelzi.


www.tankonyvtar.hu

198


14.2 Radioaktivitás terápiás alkalmazása Alkalmazzák a kollimált vékony radioaktív sugárzást egyes szövetek (például rákos szövetek) szelektív megsemmisítésére. Ugyanez a hatás érhető el, ha a szövetbe egy később besugárzással radioaktívvá tett zárt forrást ültetnek be. Egy másik területen nyitott radioaktív forrást alkalmaznak, például oldat formájában, és az egyes szövetekben specifikusan felhalmozódó radioaktív izotóp sugárzását használják fel sejtek elölésére vagy külső detektálásra. A terápiás alkalmazás során követelmény, hogy a radioaktív izotóp csak a kezelésre szoruló szövetben jelenjen meg. További fontosabb követelmény:  kellően kis felezési ideje legyen, mert a páciens kórházi tartózkodási ideje korlátozott,  olyan részecskesugárzást bocsásson ki, melynek hatótávolsága hasonló a beteg szövet méreteihez,  bocsásson ki gamma-sugárzást is, hogy a radionuklid koncentrációját a beteg szövetben azonosíthassák. Ezekre a feladatokra leggyakrabban az 131I, 32P és 90Y radioaktív izotópokat alkalmazzák. Radioaktív gyógyszerkészítmények A radioaktív gyógyszerkészítmények alkalmazása széleskörűen elterjedt. A ciklotronos gyorsítókkal 11C, 13N, 15O, 18F, 57Co, 111In, 123I, 201Te radioaktív izotópokat állítanak elő. Reaktorokkal 51 Cr, 58Co, 59Fe, 75Se, 125I, 131I aktivációs termékeket 90Sr, 131I, 133Xe hasadási termékeket hoznak létre. Speciális izotópgenerátorokkal 99mTc radioaktív izotópot állítanak elő (az aktiválással létrehozott 99Mo bomlásterméke). A radioaktív gyógyszerkészítmények gyártása az aktiválás után további fizikai és kémiai kezeléseket igényel. Ezeket a műveleteket legtöbbször sugárvédelemmel ellátott manipulátoros kamrákban, ún. „forró kamrákban” végzik. A terápiás kezelésekhez leggyakrabban alkalmazott radioaktív izotópokat mutatja a következő 14.3. táblázat, „forró kamrás” műveletet a 14.11. ábra. 14.3. táblázat: Terápiás radioaktív izotópok


www.tankonyvtar.hu


199

14.11. ábra: Műveletek „forró kamrában” Felhasznált irodalom Radioisotopes in Industry, World Nuclear Association, 2010. Adloff, J.P.; Guillaumont, R. Fundamentals of Radiochemistry; CRC Press: Boca Raton, FL, 1993.


www.tankonyvtar.hu

200


15. A RADIOAKTÍV SUGÁRZÁSOK MÉRÉSE A KÖRNYEZETBEN A radioaktív sugárzás se nem látható, se nem hallható, nem tapintható, nem érzékelhető. Ezért érthető a társadalom részéről megnyilatkozó óvatosság és fenntartások a radioaktív jelenségekkel kapcsolatban. Ugyanakkor alapvető szükség van a radioaktív sugárzások egzakt mérésére, hatásuk kimutatására, értékelésére, a sugárzás típusának és mértékének a megállapítására. Szerencsére ezek a követelmények ma már könnyen kielégíthetők. A radioaktív sugárzások mérése, detektálása a sugárzás és a mérőműszer detektora anyagának kölcsönhatásán alapul. Ez a kölcsönhatás lehet fizikai és kémiai jellegű. A sugárzások és az anyag közti kölcsönhatásokat foglalja össze a következő 15.1. ábra.

Radioaktív sugárzás + anyag

energiaváltozás

szóródás

abszorpció

elektrongerjesztés maggerjesztés magreakciók

15.1. ábra: Radioaktív sugárzás és anyag kölcsönhatása Jellemző kölcsönhatások:    

Atomok és molekulák ionizációja, melynek során egy vagy több elektron távozik az atomi környezetből, és szabad elektron(ok) és pozitív ion(ok), ún. töltéspárok keletkeznek. Atomok és molekulák elektronjainak gerjesztése, melynek során egyes elektronok alapállapotból gerjesztett állapotba kerülnek, és energiafeleslegüket szcintillációs vagy fluoreszcens fénysugárzás vagy termolumineszcens hősugárzás formájában adják le. A sugárzás hatására a detektor szilárd fázisában sérülések, hibák, rácshibák léphetnek fel. A sugárzás hatására kémiai reakciók léphetnek fel.

A radioaktív sugárzások detektálása az egyik legérzékenyebb detektálási módszer, mert már az egyes atommagok bomlása is kimutatható. Számos detektálási módszer ismert. A megfelelő detektálási módszert meghatározza:  a sugárzás típusa,  a radioaktív minta jellege,  a szükséges detektálási érzékenység. A radioaktív sugárzások mérésére leggyakrabban alkalmazott mérőeszközök az alábbi módon csoportosíthatók:  Gáztöltésű (gáz-ionizációs) detektorok: ionizációs kamrák, proporcionális számlálók, Geiger– Müller-számlálók (GM csövek).  Szcintillációs számlálók: szervetlen anyagúak (NaI(Tl), ZnS(Ag), CsI, LiI(Eu)) és szerves anyagúak (antracén PPO, POPOP (1,4-feniloxazol-benzol)).  Félvezető detektorok: Ge, Si, Ge(Li), Si(Li).  Fotoemulziók.  Termolumineszcens (TL) detektorok.  Szilárdtest nyomdetektorok. A detektorok részletes tárgyalása előtt célszerű megismerni az egyes radioaktív sugárzásfajták jellemző kölcsönhatási formáit az anyaggal.


www.tankonyvtar.hu

15. A radioaktív sugárzások mérése a környezetben

201

15.1. -sugárzás kölcsönhatása a detektor anyagával Az alfa-sugárzás anyagi közegben végbemenő kölcsönhatási formáit foglalja össze a következő 15.1. táblázat. 15.1. táblázat: Az -sugárzás kölcsönhatásai A kölcsönhatásban részt vevő anyagrész Héjelektron

A bekövetkezett változás sugárzásban fékeződés, abszorpció

Az atommag erőtere

szóródás, fékeződés, abszorpció magreakció

Az atommag

anyagban gerjesztés, ionizáció, kémiai változás

új atommag, kémiai változás

Az alfa-részecske kölcsönhatása az anyaggal lehet: • ionizáció, • gerjesztés, • szóródás. Az alfa-részecske nagy tömegű és töltésű, viszonylag lassú részecske, az anyaggal történő kölcsönhatásban leggyakrabban az elektronokkal lép kölcsönhatásba, ionizálja, gerjeszti azokat. Mivel energiája nagy, nagyszámú kölcsönhatás szükséges a teljes lefékeződéséhez (héliummaggá alakul). Egy időben több elektronnal is kölcsönhatásba léphet a fenti folyamatokban, és folytonosan csökken a sebessége egészen a teljes lefékeződéséig. Az ionizáció során az  részecskék nagy tömegük következtében alig térülnek el. A fajlagos ionizáció (egységnyi úthosszra eső ionizált atomok száma) csökkenő energiával nő. Az alfa-részecskék egy adott anyagban meghatározott hatótávolsággal jellemezhetők. Ez a hatótávolság szilárd anyagokban mikrométer nagyságrendű, levegőben 3–9 cm. A kölcsönhatások során keletkezett elektronból és pozitív ionból álló töltéspárok részben rekombinálódhatnak. Az ionizáció során keletkezett elektronok az ütközésben nyerhetnek akkora energiát, hogy további ionizációt hozhatnak létre (szekunder ionizáció). Az ilyen elektronokat deltasugaraknak is nevezik. Az alfa-részecskék – elnyelő réteg (abszorbens) hatására – jelentősen eltérhetnek az eredeti irányuktól (Rutherford-féle szórás), ami lehet teljes visszaverődés vagy kiváltott magreakció. Az alfa-részecske által keltett ionizációt mutatja a következő 15.2. ábra.

15.2. ábra: Alfa-sugárzás ionizációs hatása Az alfa-részecske szóródik, ha a mag közelébe jut (pozitív töltésük révén taszítják egymást), nehéz atommagok esetén a szóródás aránya eléri a 2%-ot. Nagy energiájú -részecske magreakciót is kiválthat. © Pátzay György, BME

www.tankonyvtar.hu

202


9. animáció

10a. animáció 10b. animáció 10c. animáció 10d. animáció Az alfa-bomlást szemlélteti a 9., a bomlási sorok összetétel-változását pedig a 10. a, b, c, d hangos animáció.

15.2. -sugárzás kölcsönhatása a detektor anyagával A béta-sugárzás anyagi közegben végbemenő kölcsönhatási formáit foglalja össze a következő 15.2. táblázat. 15.2. táblázat: A -sugárzás kölcsönhatásai A kölcsönhatásban részt vevő anyagi rész

A bekövetkezett változás

a sugárzásban

az anyagban

Héjelektronok

fékeződés, szóródás, abszorpció

gerjesztés, ionizáció, kémiai változás

Az atommag erőtere

fékeződés, szóródás, abszorpció

Atommag

Nem lépnek kölcsönhatásba

A béta-sugárzásban nulla és maximális sebesség között mindenféle sebességű (energiájú) elektronok vagy pozitív elektronok (pozitronok) repülnek. Tömegük kicsi, ezért döntően az elektronhéjjal lépnek kölcsönhatásba. Fajlagos ionizációs hatása kisebb, mint az -sugárzásé. Kis energiáknál nő a fajlagos ionizáció mértéke. A kölcsönhatás lehet:  ionizáció,  gerjesztés,  szóródás,  annihiláció (+-sugárzás esetén). A béta-részecskék kis tömegük miatt nagyobb sebességgel mozognak, mint az alfa-részecskék, ezért kisebb az ionizációs képességük és jelentős szóródásokon mennek át (15.3. ábra). A bétasugárzás intenzitása anyagon áthaladva csökken. A sugárzás pillanatnyi intenzitása függ a nyaláb kezdeti intenzitásától, az abszorbens réteg vastagságától (hosszúság), illetve a lineáris abszorpciós együtthatótól. Az ebből következő sugárgyengülés döntő oka a gerjesztés és az ionizáció. A bétarészecskék hatótávolsága energiájuk függvényében levegőben néhány méter, anyagi közegben néhány milliméter. A béta-részecskék fékezési röntgensugárzást is kiválthatnak. Ha a nagy sebességű bétarészecskék a mag erőterébe érnek, akkor a Coulomb-erő hatására az eredeti pályájuktól eltérve gyorsulással (fékezéssel) mozognak. Ezt az energiaveszteséget a gyorsuló töltés elektromágneses sugárzás (fotonok) formájában adja le, amit fékezési röntgensugárzásnak nevezünk. Cserenkovsugárzás akkor jön létre, ha egy nagy energiájú elektron sebessége meghaladja egy optikai átlátszó közegben a fény sebességét. Ez az egynél nagyobb törésmutatójú közegekben lehetséges, ahol a © Pátzay György, BME

www.tankonyvtar.hu


203

fénysebesség kisebb, mint vákuumban. A gyors elektron polarizálja az atomokat, amelyek energiát vesznek fel a közeledő elektron teréből. Távolodásnál a polarizált állapot megszűnik, ami fotonkibocsátáshoz vezet. A Cserenkov-sugárzás megfigyelhető az atomreaktorok vízzel töltött tartályaiban, mivel a keletkezett fotonok a látható (kék) fény tartományába esnek. Visszaszóródás során a béta-sugarak az anyagi közegben szóródnak, a detektálás során olyan részecskéket is észlelünk, amelyek eredetileg nem a detektor felé indultak. A visszaszóródás mértéke elsősorban a közeg rendszámától és rétegvastagságától függ, de befolyásolja a részecske energiája is. A visszaszóródás szöge és energiája jellemző az anyag minőségére, így a visszaszóródás tanulmányozása felhasználható analitikai célokra is. Önabszorpció akkor megy végbe, ha a sugárzás már magában a sugárforrásban ill. preparátumban elnyelődik. Ez a jelenség csak a különösen lágy (kis energiájú) bétasugarak esetén következhet be. Az anyaggal kölcsönhatásba lépő béta-részecske folyamatos ionizáció és gerjesztés révén veszít energiájából és lassul. Zegzugos pályája miatt átlagos hatótávolsága kisebb, mint a teljes úthossza. (Átlagos értékkel számolunk, mert a béta-sugárzás nyalábjában különböző sebességű elektronok repülnek.)

15.3. ábra: Az elektronok lefékeződése az anyagban Fajlagos ionizációs képessége (egységnyi úthosszra eső ionizált ionpárok száma) csökkenő energiával (sebességgel) növekszik (15.4. ábra).

15.4. ábra: Béta-sugárzás fajlagos ionizációja a távolság függvényében A pozitív béta-sugárzás részecskéi – anyaggal való kölcsönhatása során – alapvetően a következő folyamattal semmisülnek meg. Az első fázis az energialeadás/szóródás, a második fázis a lefékeződés, majd a folyamat végső fázisa az elektronokkal való semlegesítődés, megsemmisülés (annihilláció).

11. animáció A béta-bomlást szemlélteti a 11. hangos animáció.


www.tankonyvtar.hu

204


15.3. -sugárzás és röntgensugárzás kölcsönhatása a detektor anyagával A gamma- és röntgensugárzás elektromágneses sugárzás, melyben azonos sebességű (energiájú) fotonok repülnek. A gamma-sugárzás anyagi közegben végbemenő kölcsönhatási formáit foglalja össze a következő 15.3. táblázat. 15.3. táblázat: A -sugárzás kölcsönhatásai A kölcsönhatásban részt vevő anyagi rész

A kölcsönhatás Abszorpció

Rugalmatlan szórás

Rugalmas szórás

Héjelektronok Atommag Atommag erőtere

fotoeffektus magfotoeffektus párképzés

Compton-effektus magrezonancia szórás –

Rayleigh-szórás Thomson-szórás Dellbrück-szórás magpotenciálszórás

Az anyaggal történő kölcsönhatás függ a foton energiájától. Az energiától függően a fontosabb kölcsönhatás lehet:  fotoeffektus (<1MeV),  Compton-effektus (>1MeV),  párképzés (>1,02 MeV),  magreakció (magfotoeffektus). A kis energiájú gamma-fotonok kölcsönhatása fotoeffektus (fényelektromos hatás), mely során egy atom elektronhéján lévő belső elektron gamma-fotont nyel el. E foton energiája teljesen egy elektron energiájává alakul át, amely gerjesztett állapotba kerül vagy elhagyja az atomot. Az így keletkezett elektronhiányt egy külső pályán lévő magasabb energiájú elektron pótolja, és az energiakülönbség röntgenfoton formájában kisugárzódik. Ezt a folyamatot mutatja a következő 15.5. ábra.

15.5. ábra: Fotoeffektus A közepes energiájú gamma-foton először többször rugalmasan szóródhat egy szabad, ill. gyengén kötött külső elektronon. Ezt a jelenséget Compton-szórásnak nevezzük. Ekkor a foton energiájának csak egy részét adja át az elektronnak, és az így ionizáció révén kilépő ún. Compton-elektron és a lecsökkent energiájú gamma-foton adott szórási szögben tovább halad. Minél nagyobb a szórás szöge, annál nagyobb az egy szóródás során az elektronnak átadott, illetve a gamma-foton által leadott


www.tankonyvtar.hu


205

energia. Ha a számos Compton-szórás révén a szórt foton energiája elegendően lecsökkent, egy fotoeffektus során a kvantum megsemmisül. Ha az összes Compton-elektron és fotoelektron elnyelődik a detektor anyagában, a gamma-foton teljesenergiája detektálásra kerül. Ha a Comptonelektronok egy része kiszökik a detektorból, az energiának csak egy része detektálódik. A Comptonszórás folyamatát mutatja a következő 15.6. ábra.

15.6. ábra: Compton-effektus Az elektron–pozitron-pár nyugalmi tömegének megfelelő energiát, 1,02 MeV-ot meghaladó energiájú gamma-fotonok előidézhetnek ún. elektron–pozitron-párkeltést. A nagy energiájú -kvantum a mag közelében megsemmisül, és átalakul 1 db negatronná és 1 db pozitronná. Ha mindkét elektron elnyelődik a detektorban, a teljesenergiát, ha az egyik kiszökik a teljesenergiánál, akkor 0,51 MeV-tal kevesebbet, ha mindkettő kiszökik, 1,02 MeV-tal kevesebb energiát detektálunk. A kiszökő pozitron elektronnal találkozva annihiláció-folyamat megy végbe, melynek során 2 db 0,51 MeV-os -kvantum keletkezik. A kölcsönhatás lényegét mutatja a következő 15.7. ábra.

15.7. ábra: Párképzés Magreakció (magfotoeffektus) lép fel, amikor nagy energiájú (8 MeV felett) -fotonok magreakciókat indukálhatnak (,n)-, (,p)-típusú rekaciókban, ez az ún. magfotoeffektus. A magfotoeffektus során a mag a fotont abszorbeálja, a mag gerjesztődik, végül a mag a fölös energiát magsugárzás formájában leadja és újra alapállapotba jut. Ezt mutatja a következő 15.8. ábra.


www.tankonyvtar.hu

206


12a. animáció 12b. animáció 12c. animáció A fotoeffektus, Compton-effektus és a párképzés folyamatait a 12. a, b, c animációk szemléltetik.

15.8. ábra: Magfotoeffektus Az említett első három kölcsönhatási folyamat mértéke függ a gamma-sugárzás energiájától és a kölcsönhatásban részt vevő anyag rendszámától. A gamma-sugárzás elnyelését (a kölcsönhatás intenzitását) az ún. µ tömegabszorpciós együttható (cm2/g) jellemzi. Az említett három kölcsönhatáshoz és ezek eredőjéhez ólom abszorbens esetén rendelhető tömegabszorpciós együtthatók energiafüggését mutatja a következő 15.9. ábra.

15.9. ábra: Ólom -sugár abszorpciója Jól látható, hogy kis gamma-foton energiák esetén a fotoeffektus, közepes energiák esetén a Compton-effektus, nagy energiák esetén pedig a párképzés kölcsönhatása dominál, és a sugárelnyelés


www.tankonyvtar.hu


207

a leggyengébb közepes energiák esetén. Az egyes kölcsönhatási effektusok energia- és rendszámfüggését foglalja össze a következő 15.4. táblázat. 15.4. táblázat: A kölcsönhatások energia- és rendszámfüggése Kölcsönhatás

Rendszámfüggés

Fotoeffektus

 Z ...Z

E

Compton-effektus

Z

E

Párképzés

Z

4

5

2

Energiafüggés

-3,5

-1

...E

-1

 ln E (E>1.02 MeV)

A fotoeffektus hatékonysága a rendszám negyedik-ötödik hatványával nő, energiafüggése az energia a –1 és –3,5-ik hatványértékei szerint csökken. A közepes gamma-energiák esetén jellemző Compton-kölcsönhatás mértéke csak a rendszámmal arányosan nő és az energiával fordított arányban csökken. Általánosságban elmondható, hogy növekevő rendszámmal minden energiatartományban (de nem azonos mértékben) nő a gamma sugárzás elnyelése.

15.4. Neutron-sugárzás kölcsönhatása a detektor anyagával Mivel a neutronnak nincs töltése, a maggal lép kölcsönhatásba, mely kölcsönhatás lehet:  rugalmas szóródás,  rugalmatlan szóródás,  magreakció. A neutronok rugalmas és rugalmatlan szóródási, valamint magreakciós kölcsönhatási folyamatait mutatja a következő 15.10. ábra.

rugalmas szóródás

rugalmatlan szóródás

magreakció

15.10. ábra: Neutronok kölcsönhatásai Rugalmas szóródás során a neutron által meglökött mag nem gerjesztődik, csak sebessége nő meg, a neutron energiavesztesége a legkönnyebb maggal, a hidrogénnel való ütközés során a legnagyobb. Rugalmatlan szóródás során a meglökött mag gerjesztődik is, és a mag energiafeleslegét -sugárzás formájában adja le. Ha a neutron összeolvad a célmaggal, magreakció játszódik le (n, ), és a mag az energiafelesleget -sugárzás vagy vegyes sugárzás formájában adja le. Az ismertetett töltött és semleges radioaktív részecskék kölcsönhatásai közötti különbségeket foglalja össze a következő 15.11. ábra.


www.tankonyvtar.hu

208


15.11. ábra: Töltött és semleges részecskék kölcsönhatása az anyaggal Az ábra alapján látható, hogy töltött részecskék esetén az energiaátadás az anyagnak folytonos, a kölcsönhatáshoz rendelhető egy maximális hatótávolság, és az átadott fajlagos energia a kis energiáknál (a kölcsönhatás végén) nagyobb. Ezzel szemben a töltés nélküli részecskék energiájukat szakaszosan adják le, nincs maximális hatótávolság (ez elvben végtelen), és az átadott energia a nagy energiáknál (a kölcsönhatás elején) nagyobb.

15.5. Gázionizációs detektorok Tipikus ionizációs detektor a gázionizációt alkalmazó Geiger–Müller számlálócső (GM-cső). A legtöbb modern kéziműszer gázionizációs kölcsönhatáson alapuló berendezés. A gázionizációs detektorok lényegében egy kondenzátorból állnak, melynek fegyverzetei közé nagy egyenfeszültséget kapcsolnak, és a köztük lévő teret megtöltik valamilyen jól ionizálható gázzal. A gázionizációs detektorok modellfelépítését mutatja a következő 15.12. ábra.

15.12. ábra: Gázionizációs detektor


www.tankonyvtar.hu


209

A detektor érzékelő terébe (a kondenzátor fegyverzetei közé) belépő ionizáló sugárzás ionizálja az ott lévő gázatomokat, és a keletkező töltéspár (elektron és pozitív ion) a nagy feszültségkülönbség hatására az ellentétes töltésű fegyverzet felé repül, oda becsapódva egy áramimpulzust (ellenállás segítségével feszültségimpulzust) hoz létre. Töltőgázként általában argongázt használnak, mert az elvisel nagy feszültséget ionizáció nélkül, csak gerjesztődik. Mivel a gáztérbe belépő alfa-részecske fajlagos ionizációs képessége magasabb, mint a béta sugárzásé, és utóbbi fajlagos ionizációs képessége magasabb, mint a gamma-sugárzásé, ezért egy részecske hatására a gerjesztett töltések száma a fenti sorrendben csökken, ahogy azt a következő 15.13. ábra mutatja.

15.13. ábra: Gerjesztett töltéspárok

15.14. ábra: Feszültség–impulzus-görbe


www.tankonyvtar.hu

210


Látható, hogy az egységnyi úthosszra eső ionok száma az alfa-sugárzás esetén a legmagasabb. Egy gázionizációs detektorral mérve egy állandó intenzitású (alfa-, béta- vagy gamma-) sugárzást a kondenzátorra adott feszültség (0–1000 V) függvényében az ionizáció során kapott töltések számát mutatja a gázionizációs feszültség–impulzus-görbe (15.14. ábra). A görbe alapján jól látható, hogy a kondenzátorra adott feszültséget növelve nő a létrehozott ionpárok száma, és 60–200 V között platóba megy át, azaz nem növekszik a töltések száma a feszültség növelésével. Ebben a tartományban már minden, a sugárzás által ionizációval létrehozott elsődleges (primer) töltéspár eljut a kondenzátor fegyverzeteire. Ebben a feszültségtartományban működnek az ún. ionizációs kamrák. Látható, hogy ebben a feszültségtartományban esetünkben egy alfa-részecske 10000, míg egy béta-részecske csak 30 töltést generál. Alkalmaznak integrális és impulzus-üzemű ionizációs kamrákat. Az integrális kamra esetén áramot mérünk, mely -sugárzás esetén elérheti a A áramerősséget. Mérése galvanométerrel, 10-8 A esetén elektrométerrel vagy nagy ellenálláson eső feszültség mérésével történik. Az impulzuskamra esetén feszültségimpulzusokat mérünk. Ha 200 V-ról tovább növeljük a kondenzátorra kapcsolt nagyfeszültséget, a detektor fegyverzeteire becsapódó töltések száma monoton növekszik, mert fellép az ún. gázerősítés jelensége. A gázerősítés azt jelenti, hogy a növekvő feszültségen nő a töltéspárok sebessége is, és nagyobb sebességeknél egyre inkább fellép a másodlagos-harmadlagos ionizáció, a gyorsabb töltések további semleges gázatomokat vagy molekulákat ionizálnak, és így nő a fegyverzetekre becsapódó töltések száma is. A gázionizáció 200–600 V tartománya az ún. proporcionális (arányos) számlálás tartománya, mert itt a végső töltések száma arányos az elsődleges (primer) töltések számával. Az egy radioaktív részecske által keltett töltések száma (áramerősség) magasabb, mint az ionizációs számlálás tartományában. Nehéz részek detektálására alkalmas, mert azok teljesen lefékeződnek a detektortérfogatban. Tovább növelve a feszültséget, az alfa- és béta-sugárzás által keltett eredő töltések száma közelít egymáshoz, és adott feszültség felett már nincs különbség köztük. Itt már mindegy, hogy van-e eltérés az alfa- és béta-sugárzás által keltett primer ionok száma között, mert a nagymértékű (milliószoros) gázerősítés következtében mindkét esetben azonos számú lesz az eredő töltések száma. Ez a Geiger– Müller-számlálók (GM-csövek) tartománya. Tehát a GM-cső már nem képes megkülönböztetni a különböző sugárzásokat, de itt a legnagyobb az egy részecske által keltett töltések száma. Tovább növelve a fegyverzetekre kapcsolt nagyfeszültséget, már radioaktív sugárzás nélkül is ad jelet a detektor, a túl nagy feszültségen a detektor „átüt”. Ez a tartós kisülések tartománya. A gázionizációs detektorok esetén, amíg a töltéspárok (elektron és pozitív ion) be nem csapódnak a megfelelő fegyverzetbe, addig a detektor nem képes újabb beérkező részecske detektálására, mert a jelenlévő kettős töltött réteg lecsökkenti a csőre jutó nagyfeszültséget. Ez az idő az ún. holtidő. Az említett gázionizációs detektorok közül a GM-csőnek a legnagyobb a holtideje (50–500 s). Ezalatt az időtartam alatt nem képes a számláló újabb beérkező részecskét számlálni. Különböző GM-csőtípusokat fejlesztettek ki. Az alapgáz vagy töltőgáz xenon, argon lehet, a kioltó gáz alkohol vagy Br2 lehet. A kioltó gáz szerepe a kisülések időbeni lezárása. Ez úgy történik, hogy az argon vagy xenonionok helyett már a kioltó gáz ionja csapódik be a negatív töltésű katódfelületre, és onnan nem ver ki további ionizációt okozó ultraibolya fotonokat. A gamma-sugárzás detektálásához a kis számlálási hatásfok (kb. 1%) miatt fémből készült, teljesen zárt fémhengereket alkalmaznak. A béta-sugárzás detektálásához az ún. végablakos GM-csövet alkalmazzák. Itt az anódszálat a fémből készült katódhenger veszi körül, és a cső végét kis felületi sűrűségű végablakkal zárják le. A végablak csillámlemezből vagy vékony műanyagfóliából készült. Az anódszál Ni, Fe, Pt lehet. A béta-sugárzás be tud hatolni a vékony végablakon és a gáztérben ionizációt okoz. Az ilyen csövek hatásfoka béta-sugárzásra közel 100%. A következő 15.15. ábra a végablakos GM-cső sémáját mutatja.


www.tankonyvtar.hu


211

15.15. ábra: Végablakos GM-cső Az alfa-sugárzás detektálásához még a legvékonyabb végablakos cső sem alkalmas, mert a nagyenergiás részecskék kivételével alfa-részecskék már a végablakban elnyelődnek. A számlálás megvalósítható, ha a sugárforrást a GM-cső belsejében a gáztérben helyezzük el. Gáz halmazállapotú alfa-sugárforrás esetén a radioaktív gázt (pl. CO2, CH4 stb.) összekeverjük az argon töltőgázzal, és így áramoltatjuk keresztül a csövön. Ez az öblítőgázos megoldás. Folyékony vagy szilárd halmazállapotú alfa-sugárzók mérésénél az ún. 2-szimmetrikus detektort alkalmazhatjuk. Itt a sugárzó mintát egy vastag falban kialakított üregben helyezzük el, és erre borítunk egy félgömb alakú burkolatot, melyet lezárás után argongázzal töltünk meg és az egyenfeszültség bekapcsolása után mérjük az ionizáció mértékét jelző beütésszámot. Ezt mutatja a következő 15.16. ábra.

15.16. ábra: 2-szimmetrikus detektor A GM-cső minősítését és mérési beállítását az ún. karakterisztika-görbe (15.17. ábra) alapján végzik el. Ez a feszültség–impulzusszám-görbe, melyet egy hosszú élettartamú radionuklid segítségével mérnek meg. Ez tulajdonképpen az előző görbe legfelső szakasza. 1000

I [ cpm ]

800

600

munkapont 400

200

0 300

350

400

450

500

550

600

650

700

U[V]

15.17. ábra: Karakterisztika-görbe A GM-csöveket a plató közepén, az ún. munkafeszültségeken üzemeltetik, mert itt a legkisebb a feszültségingadozásból származó jelingadozás.


www.tankonyvtar.hu

212


15.6. Szcintillációs detektorok A korai sugárzásmérő eszközök közé tartoznak az úgynevezett szcintillátorok. Ezek olyan – elsősorban kristályos – anyagok, melyek beeső radioaktív sugárzásra, elektronjaik gerjesztése révén, fényfelvillanással reagálnak. Ha ez a felvillanás gyors (a sugárzás elszenvedésétől 10 -8 s-nál kevesebb idő telik el), akkor fluoreszcencia, ha késleltetett, akkor foszforeszcencia a jelenség neve. A szcintillációs detektor főbb részei: a szcintillátor és a fényjelet elektromos jellé alakító fotoelektronsokszorozó. A fényre átlátszó szcintillátor-kristályban a sugárzás hatására keletkező fényjelet a fotoelektron-sokszorozó elektroncső katódjára vezetik, ahol a fény a fotokatódból elektronokat ver ki, mely elektronok számát speciális sokszorozó elektródák, a dinódák megsokszorozzák, és az így nyert elektronlavina csapódik be az anódba. Ezt a folyamatot mutatja a következő 15.18-15.19. ábra.

15.18. ábra: Szcintillációs detektor

15.19. ábra: Szcintillációs detektor A szcintillátor lehet folyadék, szilárd vagy gáz halmazállapotú, szerves vagy szervetlen, de többnyire ma is kristályos anyagokat használnak. A sokszorozási tényező 105–107, azaz egy fotoelektron hatására 105–107 elektron érkezik az anódra. A fotoelektron-sokszorozó típustól függően 500–2000 V feszültséget igényel. A leggyakoribb szcintillátor-kristályok: NaI(Tl), CsI(Tl), CaI(Na), LiI(Eu), CaF2(Eu). Az aktív összetevő a zárójelben feltüntetett szennyezés, például Eu: 0,1%. A © Pátzay György, BME

www.tankonyvtar.hu


213

szcintillációs kristályt és a fotoelektron-sokszorozót optikailag illesztik (szilikon olaj). A fotokatód anyaga általában SbCsO, SbNaKCs komponenseket tartalmaz. A kristályt alumíniumtokban helyezik el a nedvesség, a fény és a szennyeződés kizárására. Az alumíniumburkolat belül fényvisszaverő. A kristályokat méreteik szerint (vastagság x átmérő) osztályozzák. A szcintillációs számlálók előnyei:  a belépő sugárzás energiáját jó hatásfokkal alakítja fénykvantummá,  kicsi a holtideje,  jó a -kvantumra vonatkoztatott hatásfoka,  a beérkező -fotonokat energia szerint képes számlálni. Különleges jelentőségűek a gamma-sugárzás energia szerinti számlálására (gamma-spektrum felvételére) alkalmas talliummal aktivált nátrium-jodid egykristályból (NaI(Tl)) készült detektorok. Az ún. lyukkristályok nagyobb érzékenységűek, de kisebb a felbontásuk. Egy lyukkristály sémáját és az azzal mért 137Cs gamma-spektrumát mutatja a következő 15.20. ábra.

15.20. ábra: Na(I) lyukkristály és a 137Cs gamma-spektruma A detektorban a gamma-kvantumok által keltett impulzusok nagysága arányos a beérkező gammafoton energiájával, ez teszi lehetővé a gamma spektrum mérését. A detektor felbontását, teljesenergiacsúcs (662 keV) félmagasságához tartozó csúcsszélesség, az ún. félérték-szélesség jelzi. A NaI(Tl) detektorok teljesenergia-jele mellett számos zavaró jel jelentkezik: a Compton-tartomány, a párképzési csúcsok, a röntgentartomány, kiszökési és visszaszórási csúcsok. Egy szcintillációs sokcsatornás analizátor sémáját mutatja a következő 15.21. ábra.

15.21. ábra: Szcintillációs sokcsatornás gamma-spektrométer Speciális szcintillációs mérés a kis energiájú gamma- és béta-sugárzás, valamint az alfa-sugárzás detektálására a folyadékszcintillációs mérés. Alapja, hogy policiklusos vegyületek -, -, vagy neutronsugárzás hatására fényt bocsátanak ki. A lágy (kis energiájú) -sugárzás (14C, 3H) detektálható, ha egy a szcintillációs vegyületet tartalmazó oldatban a sugárforrás is oldottan van jelen (kicsi adszorpció, 4-geometriájú mérés). Számos folyadék alkalmas poláris és apoláris minták oldására. Az


www.tankonyvtar.hu

214


átlátszó folyadékot nagyméretű fotoelektron-sokszorozókkal körbevéve a fényjelek elektromos jelekké alakíthatók és így 90–100%-os számlálási hatásfok érhető el. Kis aktivitású minták is mérhetők, pl. biológiai anyagokban szén- és hidrogéntartalmú vegyületek mennyisége. A 14C és a 3H különböző energiájú fényfotonokat gerjeszt, így bizonyos megkülönböztetés is megvalósítható. A folyadékszcintillációs mérési elrendezés sémáját mutatja a következő 15.22. ábra.

15.22. ábra: Folyadékszcintilláció alapelve A koincidencia- (egybeesés-) áramkör feladata: a zaj kiszűrése a jelek mellől, csak akkor ad jelet, ha mindkét detektor érzékelhető jelet szolgáltat. Leggyakrabban -sugárzó nuklidokat alkalmaznak a folyadékszcintillációs mérésekben: 3H (0.018 MeV), 14C (0.156 MeV), 35S (0.168 MeV), 45Ca (0.250 MeV), 32P (1.710 MeV), 131I (0.610 MeV). Az oldószerhez fluoreszkáló anyagot adnak, mely eltolja a gerjesztéskor keletkezett fény hullámhosszát a magasabb hullámhosszak felé. Az alkalmazott fényre átlátszó oldószer: dioxán, toluol, p-xylol, a szcintilláló anyag: PPO, dimetil-popopbutil PBO, PBBO lehet, ezek aromás gyűrűket tartalmazó szerves vegyületek, melyekben a π-elektronok gerjesztése okoz szcintillációt. Az oldószer, a szcintillátor és a fényhullámhossz-eltoló anyagok elegyét koktélnak nevezik. A radioaktív sugárzás által az oldott szerves szcintillátor-vegyületben előidézett fényimpulzus jelét az ún. kioltási jelenségek gyengíthetik. A kioltás lehet kémiai kioltás, melyben a koktélban lévő vegyületek elnyelik a radioaktív sugárzás egy részét, pl. a CCl4 elnyeli a béta-sugárzás egy részét (sugárelnyelésből adódó fotonkioltás), és infravörös fényt bocsát ki, és lehet fotonkioltás, amikor a ~3 eV-os kék fényfotonokat az oldatban lévő színes vegyületek elnyelik (15.23. ábra). A megfelelő méréshez kioltásmentes mérési eredmények kellenek. A kioltás–hatásfok-összefüggés kalibrációval határozható meg.


www.tankonyvtar.hu


215

15.23. ábra: Kioltások

15.7. Félvezető detektorok Egyes félvezető kristályokban a radioaktív sugárzás hatására elektron–lyuk-párok keletkeznek, s a sugárzással arányos áramot lehet rajtuk mérni. Ezek a félvezető sugárzásdetektorok. Anyaguk legtöbbször nagy tisztaságú vagy lítiummal szennyezett germánium. Ionizációs kamrák esetében az elektronkeltés 30 eV energiát igényel; félvezető detektorok esetében csak 3,6 eV-ot, azaz a félvezetők érzékenyebbek. Ráadásul elkészíthetők igen kis méretben, sőt mátrixalakzatban is, s így a sugárzás részecskéinek helyzete is meghatározható. Egy szilárdtest-ionizációs detektort, Si(Li)-detektort röntgen detektálásához, Ge(Li)-detektort (vagy HPGe-detektort) a -sugárzás detektálásához alkalmazzák. A lítiumot a félvezetők szennyezőinek ellensúlyozására, a töltések mobilitásának növelésére driftelik be a detektor anyagába. Lényegében egy olyan ionizációs kamra, melyben a gázt szilárd félvezető réteg helyettesíti. Ha a kristályra kis feszültségkülönbséget kapcsolunk, pozitív, negatív és töltésszegény zónák jönnek létre. Ez hasonló az np-típusú diódákhoz. A germánium 5 értékű P, As vagy Sb atomokkal szennyezve szabad elektronnal rendelkező n-Ge, 3 értékű B, Ga vagy In atomokkal szennyezve szabad pozitív töltésű lyukkal rendelkező p-Ge jön létre. Ha a detektoron ionizáló részecske halad keresztül, ionizáció következtében pozitív és negatív töltések keletkeznek, melyeket a megfelelő elektródon összegyűjtünk. Ezt szemlélteti a következő 15.24. ábra.

15.24. ábra: Ge félvezető detektor A Ge detektoroknál egy töltés létrehozásához csak ~3,6 eV kell, ezért nagyon nagy felbontás érhető el. Drága detektorok, térfogatuk nem túl nagy, ezért érzékenységük kicsi. A Ge(Li) detektort hűteni kell folyékony nitrogénnel, mert a Li szobahőfokon visszadiffundál. A HPGE detektorok (nincs Li) nem igényelnek folyamatos hűtést (csak a mérés során kell lehűteni). Egy Ge(Li) félvezető detektor hűtési sémáját mutatja a következő 15.25. ábra.


www.tankonyvtar.hu

216


15.25. ábra: Ge(Li) félvezető detektor Dewar-edényben A szcintillációs detektorok közül a talliummal aktivált nátrium-jodid (NaI(Tl)), a félvezető detektorok közül pedig germánium-lítium (Ge(Li)), szilícium-lítium (Si(Li)), nagytisztaságú germánium (HPGe) detektorok nemcsak a gamma-sugárzás által kiváltott beütésszám mérésére alkalmasak, hanem segítségükkel a mérési idő alatt beérkezett beütések energia szerinti számlálása is lehetséges, azaz szcintillációs és félvezető detektorral mért gamma-spektrum mérhető vele. A gammaspektrumban mért teljesenergia-csúcsok helye, azaz energiája minőségi információt (milyen gammasugárzó radioaktív izotópról van szó), a csúcsok háttérrel korrigált területe pedig mennyiségi információt (mennyi az adott izotóp mennyisége) szolgáltat. A gamma-spektrum mérésére alkalmas detektorokkal így sokkomponensű radioaktív gamma-sugárzó minták gyors minőségi és mennyiségi elemzése végezhető el, sőt inaktív minták – például neutronokkal történő – felaktiválása után (neutronaktivációs analízis) ugyanilyen információkhoz juthatunk. Záróréteges Ge(Li) félvezető detektoros mérőrendszer sémáját mutatja a következő 15.26. ábra.

15.26. ábra: Félvezető detektoros sokcsatornás gamma-spektrométer Ge(Li) félvezető detektoros rendszerrel mért radioaktív hulladék gamma-spektrumát mutatja a következő 15.27. ábra. A spektrumból látszik, hogy a mintában az urán hasadásából származó hasadványizotópok (134Cs, 137Cs, 131I) és a természetes háttér csúcsai (40K) is jelen vannak.


www.tankonyvtar.hu


217

15.27. ábra: Ge(Li) félvezető detektoros gamma-spektrum Szcintillációs és félvezető detektorral mért 131I gamma-sugárzó radioaktív izotóp gammaspektrumát mutatja a következő 15.28. ábra. A spektrum alapján jól látható, hogy a félvezető detektor jobban megkülönbözteti a közel eső csúcsokat (jobb a felbontása), míg a szcintillációs detektorral mért spektrum csúcsai nagyobbak (jobb a hatásfoka).

15.28. ábra: 131I szcintillációs és félvezető detektor gamma-spektruma

15.8. Fotoemulziók Az első sugárzásdetektáló eszköz – amivel a radioaktivitás jelenségkörét felfedezték – a fotoemulzió volt. Az ezüst-halogenid emulzióval borított üveglapon, a fotoemulzióban a sugárzás hatására – éppúgy, mint fény hatására – az ezüst-klorid bomlásával az ezüst kiválik, azaz a fotoemulzió megfeketedik. Veszélyes helyeken dolgozók számára sok helyen ma is előírás a filmdoziméter használata. A fényvédő tokban lévő röntgenfilmet zsebben vagy a ruhára csipeszelve hordják megadott időtartamig, utána előhívják és ismert aktivitású mintával besugárzott filmmel összehasonlítják. Ugyan a kiértékeléshez szükséges különféle kalibrációs görbék használata, de a filmdoziméterek egyik nagy előnye, hogy archiválhatók. Általában a film felületét több szegmensre osztják és megfelelő árnyékoló és szűrő rétegek kialakításával lehetővé teszik kis és nagy energiájú béta- és gamma-sugárzás, illetve


www.tankonyvtar.hu

218


neutronsugárzás által okozott kumulált dózisaok meghatározását. Egy ilyen filmdoziméter-kazetta metszetét mutatja a következő 15.29. ábra.

15.29. ábra: Filmdoziméter A filmdetektorokat dozimetriai méréseknél és autoradiográfiás méréseknél alkalmazzák.

15.9. Termolumineszcens (TLD) detektorok A filmdoziméterekhez hasonló felhasználásúak a termolumineszcens doziméterek (TLD) vagy a Luxeldoziméterek. Mindkettő doziméter olyan anyagot tartalmaz, melyben radioaktív sugárzás hatására elektronok gerjesztődnek, de egy adott, foszforenciára képes szinten csapdázódnak is. A termolumineszcens doziméter esetében az elektronok „kiszabadítása”, azaz a doziméter kiolvasása melegítéssel történik, a Luxel-doziméter esetében pedig a kiolvasás megfelelő lézeres megvilágítás hatására következik be (optikailag stimulált lumineszcencia – OSL). Mindkét esetben a kiolvasást kalibrációs mérésekkel kell összevetni. Az eredmények nem azonnal hozzáférhetőek. A filmdoziméterekkel ellentétben a mérés a kiolvasáskor megsemmisül, viszont az így „lenullázott” termolumineszcens vagy Luxel-doziméterek újra felhasználhatók. Ha az archiválás fontos, akkor csak a filmdoziméterek jöhetnek számításba, ha elég csak a mért értékeket őrizni, akkor lehetőség van mindhárom doziméter használatára.

15.10. Szilárdtest nyomdetektorok Részecskék pályájának rögzítésére szolgálnak a különböző nyomdetektrorok. A legkorábbi ilyen eszköz a ködkamra, más néven Wilson-kamra (Charles Thomson Rees Wilson). A ködkamra egy nagyobb méretű dugattyú, aminek a felső lapja üveg, és oldalról be lehet világítani. Az elzárt térben gőz található. Amikor a dugattyú hirtelen lefelé mozdul, akkor az elzárt gáz adiabatikusan kitágul, lehűl. A gőz túltelítetté válik. A behatoló ionizáló sugárzás keltette ionok a pálya mentén kondenzációs magokként viselkednek; a részecske pályáját vékony ködfonal jelzi. A diffúziós ködkamra (Alexander Langsdorf) ugyanezen az elven működik, de a túltelítést más módon hozzák létre. A kamra felső, meleg zónájában párolog a gőz (rendszerint alkohol), majd az lefelé áramlik a kamra alsó részébe, amit alulról erőteljesen hűtenek (többnyire szárazjéggel). Így az alsó lemez feletti néhány centiméteres térrészben állandó túltelítettség alakul ki. A jelenségek nyomon követése nincs egy dugattyú mozgásához kötve; a fényképezés bármikor lehetséges. Hasonló elven működik a buborékkamra (Donald Arthur Glaser). A kamrát, majdnem teljes térfogatában, átlátszó folyadék tölti ki. A folyadékot – túlnyomás alatt – a forráspont fölé hevítik. Amint a szeleppel kiengedik a gáz egy részét, s ezzel megszüntetik a túlnyomást, a forrás a folyadék © Pátzay György, BME

www.tankonyvtar.hu


219

belsejében megindul. A forrás kezdőpontjai a sugárzás által keltett ionok lesznek; a részecskék pályáját nagyon vékony buborékfonalak (habfonalak) jelzik. A nagyobb anyagsűrűség miatt a buborékkamra érzékenyebb, mint a ködkamrák; felépítéséből adódóan nagy méretekben is el lehet készíteni, s így nagy energiájú részecskék detektálására is alkalmas. Részecskepályák megjelenítésére alkalmas a szikrakamra is. A felépítése egyszerű. Két párhuzamos fémlap van elhelyezve egy semleges gázzal kitöltött elzárt térben. A lemezekre kapcsolt feszültség még éppen nem okoz kisülést. Ionizáló sugárzás hatására a semleges gázban a részecskepálya mentén keletkező ionok közreműködésével a két lemez között már létrejön a kisülés. A szilárdtest-nyomdetektorok is részecskék pályáit jelenítik meg. A nagy energiájú részecskék (részecskék, protonok stb.) egyes szilárd anyagok felületébe csatornákat vájnak, melyek folyékony marató szerekkel kiszélesíthetők, s így mikroszkóppal megfigyelhetők. A nagyon nagy energiájú részecskék pályáját a Cserenkov-effektus alapján is lehet követni. Ha egy részecske nagyobb sebességgel halad egy adott közegben, mint az ott érvényes fénysebesség, akkor a részecske mögött megjelenik egy fénykúp – hasonlatosan a szuperszonikus repülők hangkúpjához. A Cserenkov-detektorok vagy Cserenkov-számlálók ezt a jelenséget használják fel.

15.11. Mérőeszközök és jellemzőik A modern detektorok többféle információt szolgáltatnak a detektált sugárzásról elektromos jel formájában. Ezekhez az információkhoz csak a mérési jel(ek) további feldolgozásával juthatunk hozzá. Például a beérkező jelek szétválogathatók amplitúdó szerint az energiaszelektív számláláshoz. A következőkben röviden ismertetjük a legfontosabb logikai lépéseket és méréstechnikákat a nukleáris mérések és mérőműszerek összeállításához. Mára már a nukleáris elektronika nagymértékben szabványosított és moduláris formában alkalmazható. Elsőként röviden ismertetjük az impulzusjeleket és azok jellemzőit. Impulzusjelek és azok jellemzői A nukleáris elektronikában az információ leggyakrabban impulzusok (feszültség- és áramimpulzus) formájában érkezik. Az információt az impulzus egy vagy több jellemzője hordozhatja, például az impulzus polaritása (pozitív vagy negatív), amplitúdója, alakja, előfordulása az időben egy másik impulzushoz képest stb. Egy ilyen impulzusjel legfontosabb jellemzőit mutatja a következő 15.30. ábra. Jelimpulzus jellemzői

15.30. ábra: Jelimpulzus A nukleáris elektronikában leggyakrabban negatív polaritású jelekkel dolgozunk, de előfordulnak pozitív polaritású jelek is. A továbbiakban pozitív és negatív polaritású jelek kezelésével kapcsolatos eljárásokat mutatunk be. A jel lehet áram- vagy feszültségimpulzus az idő függvényében. A jel időtartománya a másodperc milliomod- vagy milliárdadrésze (s, ns). Az impulzusjel fontosabb jellemzői: Alapvonal: az a feszültség, vagy áramérték, melyre az impulzus visszatér (általában 0).


www.tankonyvtar.hu

220


Impulzusmagasság vagy amplitúdó: az alapvonal és az impulzus maximális magasságának távolsága. Jelszélesség: az amplitúdó félmagasságánál mért jelszélesség, félérték szélesség (FWHM). Felfutó él: az időben először jelentkező jelnövekedés. Lecsengő él: a jelet lezáró jelcsökkenés. Felfutási idő: az az időtartam, melynek során az időben növekvő jel az amplitúdó 10%-áról 90%ára növekszik. Lecsengési idő: az az időtartam, melynek során az időben csökkenő jel az amplitúdó 90%-áról 10%-ára csökken. Unipoláris és bipoláris jel: ha jel lefutásában keresztezi az alapvonalat és negatív feszültség- vagy áramértéket vesz föl, bipoláris jelről beszélünk. A következő 15.31. ábrán láthatók unipoláris és bipoláris jelek. Mindkét jeltípus előfordul a nukleáris elektronikában.

15.31. ábra: Unipoláris és bipoláris impulzusjelek Természetesen a jelek nagymértékben torzulhatnak. Analóg és digitális jelek Az impulzusjelek az információt analóg és digitális formában hordozhatják. Az analóg jel folyamatosan változó jel, az információt a jellemzői (amplitúdó, jelalak stb.) hordozzák. Például a szcintillációs detektor jelének amplitúdója arányos a detektorban elnyelődött energiával. Ezzel szemben a digitális vagy logikai jel csak adott szinteket vehet fel, így az információ mértéke számolható. Például a Geiger–Müller-számláló jele két állapotú lehet, van jel vagy nincs jel (igen/nem, yes/no). Hasonlóképpen elképzelhetünk egy tízfokozatú négyszöghullám jelet, mely csak 0, 1, 2, 3, … 9V feszültségamplitúdót vehet fel, és ezzel a jellel egy 0 és 9 között változó decimális egész szám fejezhető ki. Az egyszerűség miatt a gyakorlatban minden logikai jel csak két szinten jelentkezhet: van jel (1) és nincs jel (0), mely kettes számrendszerben fejezhető ki. Általában a detektorokból származó analóg jeleket átalakítják digitális jelekké, analóg–digitális átalakítókkal, konverterekkel (ADC). A beérkező analóg jelet először egy jelvizsgálóra, ún. diszkriminátorra vezetik, mely megállapítja, hogy a jel amplitúdója elér-e egy adott amplitúdót. Amennyiben az adott amplitúdót a jel meghaladja, végrehajtják az analóg jel digitalizációját, az analóg–digitális konverziót. Ellenkező esetben a jelet nem veszik figyelembe. A digitalizált jelet megszámolják. Lassú és gyors jelek A gyors impulzusjelek felfutási ideje nanoszekundum nagyságrendű, míg a lassú jeleknél ez az érték 100 ns fölötti érték. A gyors jelek fontosak az időmérési és nagy beütésszámú alkalmazásokban. A lassú jelek általában zajra kevésbé érzékenyek, és spektroszkópiai alkalmazásokban jobb amplitúdóinformációt szolgáltatnak. A gyors jelek sokkal könnyebben torzulhatnak az ún. parazita jelektől, melyek a zavaró ellenállásokból, kapacitásokból és induktivitásokból származnak. A gyors jelek könnyebben torzulnak az összekötő kábelekben is. Ezért eltérő elektronikát alkalmaznak a gyors és a lassú jelek kezelésénél. © Pátzay György, BME

www.tankonyvtar.hu


221

Nukleáris elektronika az impulzusjelek kezelésére A detektorokból beérkező impulzusjeleket a nukleáris elektronika speciális eszközeivel alakítjuk át mennyiségi és minőségi információvá. Ilyen információ lehet: adott mérési idő alatt összegyűjtött beütésszám (beütés/idő counts per minute-cpm, counts per second-cps), sugárszint, dózis, spektrum stb. Az impulzusjelek kezelését, alakítását az alábbi eszközökkel végzik. Előerősítők Az előerősítők feladata a detektorról érkező gyenge impulzusjelek felerősítése és a mérőkábelen keresztül eljuttatása a mérőberendezés további egységeihez. Az előerősítőket a detektorhoz a lehető legközelebb helyezik el, így a gyenge jel rövid kábelen jut az előerősítőbe, és kóbor mágneses erőterek zavaró és a kábelgyengítő hatása kevésbé érvényesül. A szcintillációs detektoroknál már jelentős erősítés lép fel az előerősítő előtt. Az előerősítők között megkülönböztetünk feszültség-érzékeny, áram-érzékeny és töltés-érzékeny előerősítőket. A nukleáris detektoroknál az utóbbi kettő típus fordul elő. A feszültség-érzékeny előerősítő a bemeneten megjelenő feszültségjelet erősíti. Mivel a legtöbb nukleáris detektor töltéseket produkál, ez a feszültség a detektor belső kapacitív ellenállásán alakul ki, ezért fontos, hogy ez a detektorkapacitás a mérés során állandó legyen. Ugyanakkor félvezető detektoroknál a kapacitás értéke változik a hőmérséklettel, ezért nem tanácsos ilyen előerősítőt alkalmazni félvezető detektorokhoz. A félvezető detektorokhoz (és gyakran a többi detektortípushoz is) töltés-érzékeny előerősítőket alkalmaznak. A töltés-érzékeny előerősítők esetén a bejövő töltés egy kondenzátorba jut, melyet onnan el kell távolítani. Ennek legegyszerűbb módja a töltések lassú kisütése egy ellenállás visszacsatolású áramkörrel. Ez egy exponenciális lefutású impulzust eredményez, ahogy az a következő 15.32. ábrán látható.

15.32. ábra: a) előerősítő exponenciális lefutású impulzusa, b) a második impulzus „ráült” az első impulzus végére Precíziós spektroszkópiai méréseknél optikai visszacsatolást alkalmaznak az előerősítőhöz. Erősítők Feladatuk az előerősítőből érkező jel erősítése és a megfelelő jelalak kialakítása a további jelkezeléshez. Mindkét esetben a jelben lévő információ nem sérülhet. Ha időfüggő információ szükséges, gyors válasz kell, ha az információ az impulzus-amplitúdó, akkor szigorú arányosság szükséges a bemenő és erősítés után kijövő jelek amplitúdói között (linearitás). Spektroszkópiai erősítők esetén az egyik legfontosabb faktor a jelalak. Általában az előerősítőből jövő jel egy hosszú lecsengéssel rendelkező exponenciális alakú jel néhány mikroszekundum és 100 mikroszekundum között. Az impulzus amplitúdója arányos az energiával. Ha egy T időponton belül egy második jel is érkezik, az „ráül” az előző jel lecsengő „farok”-részére, és amplitúdója megnövekedik és a jel által hordozott információ torzul. Ez az impulzusjelek „egymásra ülése”. Ez elkerülhető, ha a számlálási sebesség kisebb, mint 1/T (cps), vagy ha a jel lefutó végét (farkát) átformáljuk. Másik ok a jel átformálására a jel/zaj viszony optimalizálása. Egy adott zajspektrum esetén általában létezik egy optimális jelalak, melynél a jelet a zaj legkevésbé zavarja. A Gauss-görbe vagy háromszög alakú impulzusok előnyösebbek.


www.tankonyvtar.hu

222


Speciális erősítők a küszöbimpulzus-erősítők (biased amplifiers). Ezek csak egy adott szint fölötti jelrészeket válogatják ki és erősítik fel, ahogy azt a következő 15.33. ábra mutatja.

15.33. ábra: Küszöbimpulzus erősítő Az impulzusnyújtók olyan alakformálók, melyek egy analóg jel időtartamát hosszabbítják meg (lásd következő 15.34. ábra).

15.34. ábra: Impulzusnyújtó A lineáris áteresztő kapuk olyan impulzuskapcsolók, melyek a lineáris jeleket akkor engedik át, ha egy másik egybeeső koincidenciajel is jelen van a kapu bemenetén. Minden egyéb esetben a kapu lezár. Jelosztók olyan aktív áramkörök, melyek egy adott jelet több azonos amplitúdójú és alakú jellé alakítanak és az elektronika különböző részei felé továbbítanak, a jelösszegzők pedig több beérkező jel algebrai összegét hozzák létre. A jelosztók és jelösszegzők dolgozhatnak analóg és logikai jelekkel. A késleltető vonalak a koincidenciás méréseknél a jelek késleltetését végzik, ezek részei különböző hosszúságú kábelek. A diszkriminátorok olyan eszközök, melyek csak olyan bemenő jelekre válaszolnak, melyek impulzusamplitúdója nagyobb, mint egy adott küszöbérték. Ha a feltétel teljesül, egy standard logikai jelet bocsát ki, ellenkező esetben nincs logikai jel. Az amplitúdó küszöbértéke helipottal


www.tankonyvtar.hu


223

szabályozható. A logikai jel szélessége ugyancsak állítható. A diszkriminátor leggyakoribb feladata a fotoelektron-sokszorozóból és más detektoregységből származó alacsony amplitúdójú zajimpulzusok kizárása. A nagy, hasznos jeleket a diszkriminátor logikai jelekké alakítja, ahogy azt a következő 15.35. ábra mutatja.

15.35. ábra: Diszkriminátor Így a diszkriminátor lényegében egy egyszerű analóg–digitális jelátalakító (analog-to-digital converter ADC). A gyors diszkriminátorok néhány nanoszekundumonként érkező jelek kezelésére alkalmasak. Az alakformálók különböző szélességű és amplitúdójú jeleket fogadnak, és ezeket rögzített szélességű és standard szintű logikai jelekké alakítják. A differenciális diszkriminátor (DD) olyan eszköz, mely a bejövő analóg jeleket amplitúdójuk szerint szétválogatja. A diszkriminátorhoz hasonlóan rendelkezik egy alsó küszöbértékkel, amelynél kisebb amplitúdójú jeleket kizárja, de emellett rendelkezik egy felső küszöbértékkel is, amelynél nagyobb amplitúdójú jeleket ugyancsak kizárja. Tehát csak egy – az alsó és a felső küszöbérték által kialakított – „ablakba” eső amplitúdójú jeleket vesz figyelembe, és ekkor egy standard logikai jelet generál. Ezt mutatja a következő 15.36. ábra.

15.36. ábra: Differenciális diszkriminátor (DD) Az olyan detektoroknál, ahol a kimenő jel arányos az energiával, a differenciális diszkriminátorral energiaspektrum mérhető úgy, hogy egy keskeny rögzített ablakkal „végigkocsizunk” a teljes impulzusmagasság mentén. Az egyes ablakpozícióknál kapott időegységre eső relatív beütésszámokat ábrázolva az ablak pozíciók függvényében a spektrum hisztogramjához jutunk. A differenciális diszkriminátorok általában három üzemmódban működhetnek, bár nem mindegyik képes minden üzemmódra. © Pátzay György, BME

www.tankonyvtar.hu

224


Az egyik a normál vagy differenciális üzemmód. Ebben az esetben az alsó küszöbérték- (lower level, LLD) és a felső küszöbérték- (upper level, ULD) szintek külön-külön állíthatók. A második üzemmód az ablak üzemmód. Ebben az esetben az alsó küszöbérték és az ablakszélesség állítható, így az ablakszélesség állandó marad az alsó küszöb mozgatásával. A spektrumanalízishez ez a legmegfelelőbb üzemmód. A harmadik üzemmód az integrális üzemmód. Ebben az esetben csak alsó küszöbérték van. Az impulzusamplitúdó-analizátorok működésében a küszöbértékek stabilitása és linearitása rendkívül fontos. Az integrális linearitás a szabályozott és a valódi küszöbfeszültség-értékek között megfigyelt maximális eltérést fejezi ki a maximális bemenő feszültség százalékában. Legalább ilyen fontos a differenciális linearitás, mely az ablakérték maximális változását fejezi ki az átlagos ablakszélesség százalékában. Analóg–digitális átalakítók (Analog-to-digital converters ADC) Az ADC olyan eszköz, mely egy analóg jelben található információt azzal ekvivalens digitális formává alakítja át (lásd következő 15.37. ábra). Például ha a bemeneti impulzus 0–10 V között változik, az ADC kimenete 0–1000 digitális számjegy között változhat. Természetesen a legtöbb ADC bináris számrendszerrel dolgozik. Az ADC-berendezések vagy a feszültségimpulzust digitalizálják, vagy a teljes árammennyiséget integrálják, utóbbi gyorsabb, de működéséhez egy áramgenerátor szükséges. A legismertebb ADC-típus a Wilkinson-féle ADC, ahol a töltésekkel egy kondenzátort töltenek fel, majd állandó sebességgel kisütik. A kisütés kezdetekor egy állandó frekvenciájú órajelet indítanak el, és a teljes kisülésig számolják az órajeleket, melyek száma arányos a kondenzátor töltésével. A másik ismert ADC-típus az úgynevezett felezési módszerrel működik.

15.37. ábra: Analóg–digitális átalakító (ADC) Sokcsatornás analizátorok (Multichannel Analyzer, MCA) A sokcsatornás analizátorok olyan eszközök, melyek a beérkező impulzusjeleket amplitúdó szerint szétválogatják, és mindegyik amplitúdótartományba jutó beütésszámot egy sokcsatornás tárolóba tárolják. A differenciális diszkriminátorral szelektált bejövő impulzusokat ADC-vel digitalizálják, és az amplitúdóval arányos csatorna tartalmát eggyel növelik (lásd következő 15.38. ábra). A sokcsatornás analizátorok 1024, 2048, 4096, 8192 stb. csatornával rendelkeznek.


www.tankonyvtar.hu


225

15.38. ábra: Sokcsatornás analizátor (MCA) Számláló (Scaler) A számláló olyan berendezés, mely megszámolja a bemenetén jelentkező impulzusokat és egy kijelzőn megjeleníti a mérési időhöz tartozó impulzusok számát, a beütésszámot. Általában diszkriminátorral, jelalak-formálóval és időmérővel rendelkezik. Sugárszintmérő (Ratameter) A sugárszintmérő olyan berendezés, mely a bemenetére érkező impulzusok időegységre eső átlagos számát jelzi ki folyamatosan például egy skála előtti mutatóval. Az integrálási idő megválasztható, ennek függvényében reagál a kijelző a mért sugárszint ingadozására. Koincidencia-egység A koincidencia-egység meghatározza, hogy kettő vagy több logikai jel időben egybeesik-e. Egybeesés (koincidencia) esetén „igaz” logikai jelet, annak hiányában „hamis” logikai jelet generál. A koincidencia meghatározására számos lehetőség van. Egy ilyen lehetőséget mutat a következő 15.39. ábra.

15.39. ábra: Koincidencia-meghatározás impulzusok összegével A felső két jelet összegezve az eredmény nem haladja meg, az alsó két jelet összegezve pedig meghaladja az adott küszöbszintet. Utóbbi esetben tehát egy koincidenciajelet generál. A koincidencia tulajdonképpen egy logikai „és” kapcsolatnak felel meg.


www.tankonyvtar.hu

226


Holtidő, feloldási idő Ha a detektorba túl sűrűn érkeznek a sugárzás részecskéi vagy kvantumai, a detektor nem képes detektálni az ún. holtidőn belül beérkező újabb részecskét, és az nem kerül megszámlálásra. A következő 15.40. ábrán látható egy Geiger–Müller-számlálócsőben keletkező jelsorozat. A holtidő elteltéig a detektorban nem keletkezik jel, a feloldási idő elteltéig a mérőrendszer nem képes jelet számolni (mert a jel amplitúdója a diszkriminátor-küszöb alá esik, csak a regenerálási idő eltelte után jelenik meg a teljes amplitúdójú jel.

15.40. ábra: Egy GM-csőben keletkezett impulzusjelek sorozata

15.12. Mérési módszerek Egyszerű számláló berendezés Alapvető mérés a radioaktivitás mérésében a detektorba érkező sugárzás által kiváltott jelek megszámolása (lásd következő 15.41. ábra).

15.41. ábra: Egyszerű számláló berendezés (HV - nagyfeszültség) A detektorból érkező analóg jelet előerősítővel és erősítővel formálják, majd az így kapott jelet diszkriminátorra vezetik, melyben az adott küszöbértéknél nagyobb amplitúdójú analóg jelekhez egyegy standard logikai jelet generálnak. A generált logikai jel a számlálóra kerül, ahol minden beérkező jelet megszámolnak. Néhány detektortípusnál, így a szcintillációs detektorok egy részénél a bejövő jel nagy, ezért nem szükséges erősítő alkalmazása, ekkor a jel közvetlenül a diszkriminátorra kerül. A diszkriminátor egyrészt kiszűri a kis amplitúdójú zaj-jeleket, másrészt alakformálást végez és a számláláshoz megfelelő jelalakot állít elő. Fontos, hogy a számláló számlálási sebessége megfeleljen a mérés során fellépő számlálási sebességnek, mert lassú számlálók esetén a mért beütésszám kisebb lesz, mint a valódi beütésszám.


www.tankonyvtar.hu


227

Egycsatornás analizátor Ha az egyszerű számlálóberendezésben a diszkriminátort egy differenciális diszkriminátorral helyettesítjük, akkor egycsatornás amplitúdóanalizátort kapunk (lásd következő 15.42. ábra), mellyel adott ablakbeállítás mellett amplitúdó szerinti beütésszám-számlálás végezhető. Az egycsatornás analizátorral egy gamma-spektrum is kimérhető, ha különböző diszkriminátorablak-beállításokkal végigmérjük a vizsgált energiatartományt és meghatározzuk az adott csatornához tartozó beütésszámokat.

15.42. ábra: Egycsatornás analizátor Koincidenciás és antikoincidenciás mérés A következő 15.43. ábra egy egyszerű koincidenciás mérés blokksémáját mutatja. A detektorról érkező analóg jeleket logikai jelekké alakítják, és ezeket küldik a koincidenciaegységbe. Két jel egybeesése esetén egy logikai jelet küldenek a kimenetre.

15.43. ábra: Koincidenciás mérés Koincidenciás méréseket alkalmazhatnak például vegyes sugárzások (pl.   ) két detektorral végzett mérésénél, a zaj kiszűrésénél, folyadék-szcintillációs méréseknél, igen kis felezési idők meghatározásánál. A koincidenciamérés ellentettje az antikoincidencia-mérés, amikor csak azokból a bejövő impulzusokból lesz számlálási jel, melyek nem esnek koincidenciába egy másik jellel. Ez az eljárás alkalmazható például a háttérsugárzás okozta zaj csökkentésére.

15.13 Mérési adatok feldolgozása Radioaktív sugárzás mérése során az ismételt mérés nem szolgáltat ugyanolyan eredményt. Ennek oka, hogy a radioaktív sugárzás mérése, detektálása statisztikus ingadozással terhelt. A radioaktív bomlás maga és a detektálás is statisztikus jellegű, ezért sohasem egy mérést végzünk, hanem páratlan számú mérési sorozatot, melyből valamilyen átlagot (súlyozatlan vagy súlyozott számtani átlag) és az egyes mérések átlag körüli ingadozásának, szórásának jellemzésére valamilyen szórási jellemzőt (korrigált empirikus szórás) számítunk. Nem alkalmazható ez a módszer, ha: a radionuklid rövid felezési idejű, vagy ha kis aktivitások mérésénél hosszú mérési időt alkalmazunk. © Pátzay György, BME

www.tankonyvtar.hu

228


A radioaktív sugárzások detektálása során három fontos hibatípus jelentkezésével kell számolnunk: a durva hibákkal, a szisztematikus hibákkal és a véletlenszerű vagy statisztikus hibákkal. A durva hiba akkor lép fel, ha valamilyen alapvető hiányosság, meghibásodás, félreértés lép fel a mérés során. Ilyen hiba lehet például, ha gamma-spektroszkópiás mérésnél a nagyfeszültségű tápegységet elfelejtjük bekapcsolni, és úgy indítjuk el a mérést. Általában a durva hiba jelenléte könnyen felismerhető. Sokkal alattomosabbak a szisztematikus hibák, melyek általában egy irányban tolják el a mérés eredményét. Például az energia vagy hatásfok szerint rosszul kalibrált sokcsatornás analizátorral végzett mérés hibás, eltolt eredményt ad a minőségi elemzésre és a mennyiségi elemzésre is. A szisztematikus hibák kimutatása és kiküszöbölése kalibrálással végezhető el. A jól beállított mérőkészülékeknél véletlenszerű, statisztikus hibák léphetnek fel. Ezek számos egymástól független folyamat kismértékű ingadozásából származnak, és az eredő hatásuk jelentkezik. Például az elektronikai egységek (tápfeszültség, erősítő, diszkriminátor, számláló stb.) tulajdonságainak ingadozása statisztikus ingadozást okoz. A radioaktív bomlás időbeni ingadozása közelítőleg az ún. Poisson-eloszlással írható le. Ehhez az ingadozáshoz adódnak hozzá a mérőberendezés elektronikájának ingadozásai. A radioaktív bomlás statisztikus jellegű. A bomlás időfüggését leíró Nt=Nt0e-t összefüggés csak egy valószínűséget ad meg. Mérési hiba: a mért és a tényleges (leggyakrabban nem ismert) érték közötti eltérés. Fontos dolog megkülönböztetni egy mérési sorozat eredményének értékelésekor a pontosság és a precizitás fogalmát. Ezt magyarázza a következő 15.44. ábra.

15.44. ábra: Analógia: céllövés egy céltáblába. Pontos és precíz; b) pontos de nem precíz; c) pontatlan de precíz; d) pontatlan és nem precíz A mért beütésszámok (Ni) egyszerű súlyozatlan átlagát és az egyes mérési pontok átlagtól számított empirikus szórását a következő összefüggésekkel számíthatjuk: 

1. képlet

s   N  Ni

2. képlet

 N  N   i    i 1  s n 1 n


n

2



N

N i 1

i

n

www.tankonyvtar.hu


229

Az első szórást számító összefüggéssel csak a bomlásból adódó, míg a második összefüggéssel a bomlásból adódó, valamint a mérőberendezés ingadozásából adódó hibákat becsülhetjük. Ha a kétféle módon számított szórás nagyjából egyezik, akkor a mérőberendezés hibája elhanyagolható a bomlási ingadozásból adódó hibához képest. A relatív hiba (V) a szórás átlagértékhez viszonyított százalékos aránya. Ha csak a bomlásból adódó szórást vesszük figyelembe: 

3. képlet

V (%) 

N 

1

 100 

 100



N

N

Ha m db n mérésből álló mérést végzünk, a mérésátlagok is szórnak. Ekkor az átlagok szórása: 

4. képlet

s  x

 ( N i  N )2

i 1,n

mn  1

Egy radioaktív beütésszám mérési sorozat vagy mérés eredményét tehát az alábbi formában adjuk meg: 





Beütésszám = N  s  N  N ,

5. képlet

azaz csak a bomlás ingadozásából származó hibát tüntetjük fel. Mivel a beütésszámot adott mérési idő (Tm) alatt mérjük, az eredmény számlálási sebesség:  





N N I  I számlálási sebesség  Tm Tm Tm

6. képlet 

ahol I a számlálási sebesség átlagértéke. Az így megadott szórás megfelelően jellemzi e mérés hibáját, ha a mért beütésszám nagy a háttér-beütésszámhoz képest. Ha azonban a mért háttér-beütésszám nem hanyagolható el a mért beütésszámhoz képest, akkor a háttér-beütésszámot is figyelembe kell venni. Ebben az esetben a nettó beütésszám (bruttó beütésszám – háttér beütésszám) szórását a következő módon számítjuk: 

2 2 s nettó  sbruttó  s háttér 





  N bruttó  N háttér N háttér I I bruttó háttér  2 2   Tbruttó Tháttér Tbruttó Tháttér

7.képlet Az eredmény számlálási sebesség pedig:

8. képlet







I bruttó I háttér számlálási sebesség  I nettó   Tbruttó Tháttér

A számlálási sebességet átszámíthatjuk a minta aktivitásértékévé, ha ismerjük a detektor számlálási hatásokát ( a mintaelőkészítés során kinyert radioaktivitás arányát (P), a sugárzás önabszorpciójának arányát (Ad) és a mérés során fellépő visszaszórás arányát (B):


www.tankonyvtar.hu

230




A

9. képlet



I bruttó I háttér  Tbruttó Tháttér

  P  Ad  B

(dpm)

Ha a beütésszám- és háttérmérésre egy adott idő áll rendelkezésre, akkor ezt az időt optimálisan az alábbi összefüggéssel oszthatjuk meg a minta-beütésszám-mérés és a háttérmérés között.

Tháttér  Tbruttó

10. képlet

I háttér I bruttó

Példa Egy 32%-os hatásfokú detektorral 200 percig mérjük egy radioaktív minta beütésszámát, mely 3050 beütés. Mérünk egy 200 perces hátteret is, az itt mért számlálási sebesség 10 cpm. A nettó számlálási sebesség és a szórása:

3050  10  5,25cpm 200 3050 / 200 10 s   0,36 cpm 200 200 I

A minta számított aktivitása pedig:

A

5,25  0,36 cmp  16,4  1,1 dpm  0,27  0,02 Bq  7,4  0,5 pCi 0,32 beütés/bomlás

A detektálási küszöbértékeket a háttér számlálási sebességével fejezhetjük ki. A minimális detektálható aktivitás értékét (minimum detectable activity – MDA) a minta beütésszám-mérési idejével azonos ideig mért háttér-beütésszám szórásának háromszoros értékével fejezzük ki. Az MDA értéknél magasabb mért beütésszám 99,9%-os konfidenciaszinten állapítja meg, hogy ez a beütésszám valóságos radioaktivitást fejez ki.

MDA    3  sháttér    3 11. képlet ahol  korrekciós tényező (  

N háttér I    3 háttér 2 Tháttér Tháttér

1 ). (  P  Ad  B )

A detektálási küszöb pontosabban definiálható, melyben figyelembe veszik annak a kockázatnak a valószínűségét, hogy jelet detektálunk, amikor nincs jel (elsőfajú hiba), és annak a kockázatnak a valószínűségét is, hogy nem detektálunk jelet, amikor pedig van jel (másodfajú hiba). Definiálták a minimálisan szignifikáns aktivitást (minimum significant activity, MSA) és a minimálisan detektálható valódi aktivitást (minimum detectable true activity, MDTA). Az első jellemző az olyan mérésre vonatkozik, melyben nullánál nagyobb aktivitásértéket tudunk mérni, a második pedig arra a valódi aktivitásminimumra vonatkozik, melyet még adott konfidenciaszinten detektálni tudunk. Két lehetséges mérési helyzet lehetséges: az első esetben a háttér beütésszám-értékét előzetesen pontosan ismerjük, a második esetben ennek pontos értéke előre nem ismert. A legtöbb mérőberendezésre az első eset alkalmazható. Az első esetre definiálható MSA és MDTA értéke, mint:


www.tankonyvtar.hu


MSA    K  12. képlet

MDTA    13. képlet

ha

I háttér [K A  Kb  1  Tháttér

231

I háttér Tháttér

és

KA K B2 K A2   ] I háttér  Tháttér 4 I háttér  Tháttér 2 I háttér  Tháttér

I K A  KB  1 akkor MDTA    K A  K B  háttér Tháttér I háttér  Tháttér

ahol KA értéke az elsőfajú hiba elkövetésének valószínűségétől, KB értéke pedig a másodfajú hiba elkövetésének valószínűségétől függő érték, melyeket normális valószínűségi eloszlás esetére a 15.5. táblázatban mutatunk be. 15.5. táblázat: KA és KB értékei Annak a valószínűsége, hogy elkerüljük az elsőfajú és/vagy másodfajú hibát (%) 99,9 99,0 97,5 95,0 90,0

KA és/vagy KB értéke 3,00 2,33 1,96 1,64 1,28

Ha a hibás aktivitásmérés elkerülésének valószínűsége 99,9%, akkor KA=3 és MSA értéke megegyezik MDA értékével. Példa Az előző példa adatai alapján:

 1 Bq / 60 dpm  10 cpm MBA  3  0,03 Bq   0,32 beütés / bomlás  200 min Ha úgy az elsőfajú, mint a másodfajú hiba elkerülésének valószínűségét 97,5%-nak választjuk, akkor KA=KB=1,96, akkor MSA értéke:

 1 Bq/60 dpm  10 cpm MSA  1,96  0,02 Bq   0,32 beütés/bomlás  200 min Mivel pedig:

1,96  1,96  0,088  1 így MDTA értéke: (10 cpm)(200 min)  1 Bq/60 dpm  10 cpm MDTA  (1,96  1,96)  0,05 Bq   0,32 beütés/bomlás  200 min


www.tankonyvtar.hu

232


Háttér Ugyancsak ingadozik az időben, ezért külön célszerű mérni és az átlagértékét levonni a mért (bruttó) beütésszámból.

N nettó  N mért  N háttér 14. képlet

smért  

s

2 nettó

2   sháttér

Ha a háttér átlaga kisebb, mint a mért beütésszám átlagának 10%-a, a háttér levonása elhanyagolható! A háttér-beütésszám méréshibája csökkenthető: hosszabb háttérmérési idő választásával, nagyobb aktivitású minta mérésével, diszkriminátor alkalmazásával. Felbontási hibák: Az erősen radioaktív mintákból kilépő nagyszámú részecskét a berendezés nem képes mind megszámolni. A GM-cső feloldási ideje ~ 200 s, a NaI(Tl) detektoré ~ 2 s beütésenként. Az egyszerű számlálók maximum 106 cpm számlálási sebességet bírnak el, az analizátorok lassabbak. Detektor felbontási hibák: A legtöbb mérésnél elégséges, ha relatív aktivitásokat határozunk meg, így a hatásfok nem probléma. Hatásfok-meghatározás szükséges az abszolút aktivitás meghatározásához. A detektorhatásfok időben és az energia függvényében változhat, ezért rendszeresen ellenőrizni kell. Ezt legegyszerűbben lehetőleg a mért radionukliddal és a mérési geometriával megegyező, kalibrált, ismert aktivitású standarddal végezhetjük el.

Irodalom R. Leo, Techniques for Nuclear and Particle Physics Experiments, Springer Verlag, 1992. BUDÓ Á., MÁTRAI T.: Kísérleti Fizika III.; 1980; Budapest; Tankönyvkiadó; 525:322–340. NAGY L. GY., NAGYNÉ LÁSZLÓ K.: Radiokémia és izotóptechnika; 1997; Budapest; Műegyetemi Kiadó; 592: 115–175, 261–295.


www.tankonyvtar.hu

Rövidítések

233

RÖVIDÍTÉSEK ABWR – Advanced Boiling Water Reactor ACR – Advanced Candu Reactor AGR – Advanced Gas Cooled Reactor AP – Advanced PWR BWR – Boiling Water Reactor CANDU – CANadian Deuterium-Uranium (Reactor) CAREM – Central Argentina de Elementos Modulares DoE(DOE) – Department of Energy EAR – Estimated Additional Resources EDF (EdF) Electricité de France EPR – European Pressurized (Water) Reactor EPRI – Electric Power Research Institute ESBWR – European Simplified Boiling Water Reactor FBR – Fast Breeder Reactor FR – Fast Reactor GCR – Gas Cooled Reactor GT-MHR – Gas Turbine-Modular High Temperature Reactor HC-BWR – High Conversion BWR HLW – High Level Waste HTR – High Temperature Reactor HWR – Heavy Water Reactor IAEA – International Atomic Energy Agency IMR – International Modular Reactor IRIS – International Reactor Innovative and Secure KCR – Known Conventional Resources KKÁT – Kiégett Kazetták Átmeneti Tárolója KNPA – Központi Nukleáris Pénzügyi Alap LWGR – Light Water Grafit Reactor (=RBMK) LWR – Light Water Reactor MOX – Mixed Oxide MVM Rt. – Magyar Villamos Művek Rt. NAÜ – Nemzetközi Atomenergia Ügynökség (=IAEA) NEA – Nuclear Energy Agency NRC – Nuclear Regulatory Commission OAH – Országos Atomenergia Hivatal OECD – Organization for Ecomic Cooperation and Development PA Rt – Paksi Atomerőmű Rt. PBMR – Pebble Bed Modular Reactor P&T – Partition & Tarnsmutation PHWR – Pressurized Heavy Water Reactor PWR – Pressurized Water Reactor RAR – Reasonably Assumed Resources RBMK – Reaktor Balsoj Moscsnosztyi Kanalnüj (=LWGR) RHFT – Radioaktív Hulladék Feldolgozó és Tároló RHK Kht. – Radioaktív Hulladékokat Kezelő Közhasznú Társaság SBWR – Simplified BWR SMART – System-Integrated Modular Advanced Reactor SWR – Siede Wasser Reactor TMI – Three Mile Island UOX – Uránium OXide VVER – Vada-Vadjanüj Energeticseszkij Reaktor


www.tankonyvtar.hu

234


ÁBRÁK, ANIMÁCIÓK, TÁBLÁZATOK JEGYZÉKE Ábrák 2.1. ábra: Az emberiség tényleges és a jövőre becsült kőolaj-felhasználása ............................................7 2.2. ábra: A világ kőolajtermelése (a sárga nyilak a tetőzés határait jelölik) ...........................................8 2.3. ábra: A világ összes szénhidrogén termelése (2000) és a becsült termelés .......................................9 2.4. ábra: Solar 2 naperőmű (Mojave sivatag, Kalifornia, USA) ...........................................................11 2.5. ábra: Üzemelő atomreaktorok teljesítménytényezői (load factor) % ..............................................13 2.6. ábra: Egyes országok atomerőműveinek átlagos teljesítménytényezői 1986–2008 között .............13 2.7. ábra: Nukleáris fúziós folyamatok a csillagokban ...........................................................................14 2.8. ábra: Radioaktív hulladékok relatív toxicitása az idő függvényében ..............................................17 3.1. ábra: Fajlagos kötési energiák .........................................................................................................18 3.2. ábra: Az urán elem izotópjai ...........................................................................................................19 3.3. ábra: Az 235U hasadása láncreakcióban termikus neutronok hatására .............................................19 3.4. ábra: Az 235U hasadási termékeinek megoszlása .............................................................................21 3.5. ábra: Az 235U láncreakciója és a 239Pu keletkezése ..........................................................................22 3.6. ábra: Transzuránok keletkezése .......................................................................................................23 3.7. ábra: Az 235U hasadása és transzuránok keletkezése (világoskék vonal a fontosabb kisebb tömegű, sötétkék vonal a fontosabb nagyobb tömegű hasadási termékeket, barna vonal a transzuránokat jelöli) ................................................................................................................................................23 3.8. ábra: A hasadási atomreaktor fontosabb részei ...............................................................................24 3.9. ábra: Neutronháztartás reaktorban ...................................................................................................25 3.10. ábra: Erőműreaktorok csoportosítása ............................................................................................25 3.11. ábra: PWR működése ....................................................................................................................26 4.1. ábra: Az erőművi reaktorok fejlődése .............................................................................................28 4.2. ábra: MAGNOX-reaktor .................................................................................................................29 4.3. ábra: RBMK reaktor ........................................................................................................................30 4.4. ábra: CANDU-reaktor .....................................................................................................................30 4.5. ábra: HTGR-reaktor ........................................................................................................................31 4.6. ábra: AGR-reaktor ...........................................................................................................................31 4.7. ábra: LMFR-reaktor ........................................................................................................................32 5.1. ábra: ABWR-II reaktor ....................................................................................................................35 5.2. ábra: ESBWR-reaktor......................................................................................................................35 5.3. ábra: Olkiluoto-3 EPR-reaktor a) séma, b) látkép, c) metszet .........................................................36 5.4. ábra: AP-1000 reaktor .....................................................................................................................36 5.5. ábra: Kis teljesítményű 3. és 3.+ generációs reaktorok ...................................................................37 5.6. ábra: A 3. és 3.+ reaktorok szerkezeti fejlődése ..............................................................................37 5.7. ábra: VHTR-reaktor ........................................................................................................................40 5.8. ábra: SFR-reaktor ............................................................................................................................41 5.9. ábra: SCWR-reaktor ........................................................................................................................42 5.10. ábra: GFR-reaktor..........................................................................................................................43 5.11. ábra: LFR-reaktor ..........................................................................................................................44 5.12. ábra: MSR-reaktor .........................................................................................................................45 5.13. ábra: PBMR-reaktor ......................................................................................................................46 6.1. ábra: Nyitott (egyszeri felhasználású) és zárt fűtőelemciklus .........................................................50 6.2. ábra: Nyitott és zárt fűtőelemciklusok a) nukleáris fegyvergyártás nélkül és b) nukleáris fegyvergyártással .............................................................................................................................50 6.3. ábra: a MOX vegyes-oxid üzemanyagot is felhasználó zárt üzemanyagciklus ...............................51 6.4. ábra: Bizmut-foszfátos eljárás .........................................................................................................54 6.5. ábra: Redox eljárás ..........................................................................................................................54 6.6. ábra: Purex-eljárás ...........................................................................................................................55 6.7. ábra: Purex-eljárás ...........................................................................................................................55


www.tankonyvtar.hu

Ábrák, animációk, táblázatok jegyzéke

235

6.8. ábra: TRUEX-eljárás .......................................................................................................................56 6.9. ábra: Technécium és jód transzmutációja ........................................................................................58 7.1. ábra: Az urán tisztítása ....................................................................................................................60 7.2. ábra: In-situ uránkioldás ..................................................................................................................61 7.3. ábra: Sárga por.................................................................................................................................62 7.4. ábra: Urán-tetrafluorid előállítása....................................................................................................62 7.5. ábra: Magnox-fűtőelem gyártása .....................................................................................................62 7.6. ábra: Az U3O8 konverziója urán-hexafluoriddá (UF6) száraz és nedves hidrofluorizálással ...........63 7.7. ábra: A gázdiffúziós eljárás alapelve ...............................................................................................63 7.8. ábra: A centrifugás izotópdúsítás ....................................................................................................64 7.9. ábra: Urán-oxid alapú fűtőelem-pasztillák gyártása ........................................................................64 7.10. ábra: Urán-dioxid fűtőelem-pasztillák ...........................................................................................65 7.11. ábra: MOX-fűtőelemek gyártása szétszerelt plutóniumbomba töltetéből .....................................65 7.12. ábra: Nyugati PWR-reaktor fűtőeleme és fűtőelemkötege ............................................................66 7.13. ábra: Uránkonverzió ......................................................................................................................66 7.14. ábra: Fűtőelem-pasztillák előállítása .............................................................................................67 7.15. ábra: Fűtőelemrudak (pálcák) előállítása .......................................................................................67 7.16. ábra: Fűtőelemkötegek előállítása .................................................................................................68 7.17. ábra: A világ<40 US$/kg költségigényű bizonyított uránkészletének termelők szerinti megoszlása 2006-ig és előrejelzések ...............................................................................................68 8.1. ábra: PWR-reaktortartály az aktív zónával és szabályozó rudakkal ................................................70 8.2. ábra: PWR-reaktor primer köre térfogat-kompenzátor nélkül ........................................................71 8.3. ábra: PWR-reaktor primer köre térfogat-kompenzátorral ...............................................................71 8.4. ábra: PWR-reaktor primer köre leürítő tartállyal ............................................................................72 8.5. ábra: PWR-reaktor primer köre reaktorfej-szellőzővel ...................................................................72 8.6. ábra: PWR-reaktor primer köre biztonsági tartállyal (konténmenttel) ............................................73 8.7. ábra: PWR-reaktor szekunder körrel ...............................................................................................73 8.8. ábra: PWR-reaktor szekunder körrel és lefúvató szeleppel .............................................................74 8.9. ábra: PWR-reaktor kondenzátor hűtéssel ........................................................................................74 8.10. ábra: PWR-reaktor hidroakkumulátorokkal ..................................................................................75 8.11. ábra: PWR-reaktor a zóna üzemzavari hűtőrendszerrel ................................................................75 8.12. ábra: PWR-reaktor szellőző és kibocsátást ellenőrző rendszerrel .................................................76 8.13. ábra: PWR-reaktor zsomprendszerrel és szekunderköri segéd-tápvízrendszerrel .........................76 8.14. ábra: BWR-reaktor a reaktortartállyal és az aktív zónával ............................................................77 8.15. ábra: BWR-reaktor szabályozó rudakkal.......................................................................................78 8.16. ábra: BWR-reaktor keringető rendszerrel és cseppleválasztóval ..................................................78 8.17. ábra: BWR-reaktor gőzelvezetéssel és turbinákkal .......................................................................79 8.18. ábra: BWR-reaktor kizáró szelepekkel ..........................................................................................80 8.19. ábra: BWR-reaktor elnyelető medencével.....................................................................................81 8.20. ábra: BWR-reaktor kondenzátum- és tápvízrendszerrel ................................................................82 8.21. ábra: BVWR-reaktor maradékhő-elvonó és -elnyelető zuhanyozó rendszerrel ............................83 8.22. ábra: BWR-reaktor tápvíz regeneratív előmelegítésével ...............................................................84 8.23. ábra: PWR-reaktor primer körében a Li/B-üzemvitel ...................................................................86 8.24. ábra: A VVER-440 reaktor primerköri hőátadó rendszere ............................................................92 8.25. ábra: Oldott bórsav koncentrációjának lefutása VVER-440 reaktor primerköri vizében ..............95 8.26. ábra: VVER-440 reaktor standard primerköri vízüzeme ...............................................................96 8.27. ábra: VVER-440 reaktorok bórsav–kálium-koncentrációja a primerköri vízben ..........................97 8.28. ábra: VVER-440 reaktor módosított primerköri vízüzem .............................................................97 8.29. ábra: Az ekvivalens kálium-koncentráció (mgK/kg) a bórsav-koncentráció (g/kg) függvényében a Paksi Atomerőműben ....................................................................................................................98 8.30. ábra: A VVER-440 reaktor szekunderköri főberendezései .........................................................100 9.1. ábra: Szárazjeges felületszóró tisztítási technika...........................................................................106 9.2. ábra: Felületi vegyes oxidok rétegmélységi eloszlása ...................................................................107 9.3. ábra: A redoxi-potenciál és az eltávolított kationok mennyisége a ciklusok során .......................109 9.4. ábra: A HP/CORD UV-folyamat...................................................................................................110


www.tankonyvtar.hu

236


9.5. ábra: Erős savat alkalmazó dekontamináló berendezés .................................................................114 9.6. ábra: Bemerítéses eljárás ...............................................................................................................115 10.1. ábra: Kiégett fűtőelemek pihentető medencéje ...........................................................................117 10.2. ábra: Areva (La Hague): kiégett fűtőelemek tárolása ..................................................................117 10.3. ábra: Egy japán kiégettfűtőelem-tároló .......................................................................................118 10.4. ábra: Kiégett fűtőelemekben előforduló elemek .........................................................................118 10.5. ábra: Kiégett fűtőelemek potenciális radiotoxicitása a hűtési idő függvényében ........................119 10.6. ábra: Tárolt és reprocesszált fűtőelemek .....................................................................................120 10.7. ábra: Kiégettfűtőelem-szállító konténer és száraz tároló kapszula szerkezete ............................121 10.8. ábra: Száraz tároló metszete ........................................................................................................121 10.9. ábra: A paksi KKÁT látképe .......................................................................................................124 10.10. ábra: A paksi KKÁT metszeti rajza és a bővítések ...................................................................124 10.11./a ábra: Sírkamraszerű föld feletti tároló (vault) ........................................................................125 10.11./b ábra: Föld alatti sírkamraszerű betontároló (vault) ................................................................125 10.11./c ábra: Földdel borított betontároló (cask) ................................................................................125 10.11./d ábra: Föld alatti moduláris betontároló (cask) ........................................................................125 10.11./e ábra: Keskeny árokjellegű tároló (cask) .................................................................................125 10.12. ábra: A mérnöki gátak elve........................................................................................................126 10.13. ábra: A Yucca-hegységben (USA) épített tároló .......................................................................126 10.14. ábra: A Yucca-hegységben (USA) épített tároló .......................................................................127 10.15. ábra: Kiégett fűtőelemek tárolásának svéd modellje .................................................................127 10.16. ábra: Könnyűvizes reaktor fűtőelemében bekövetkező változások ...........................................128 10.17. ábra: A PUREX-reprocesszálás folyamatábrája ........................................................................130 10.18. ábra: A PUREX-reprocesszálás elválasztási lépései .................................................................130 10.19. ábra: Folyamatos salétromsavas fűtőelem-oldó berendezés ......................................................131 10.20. ábra: Az urán, a plutónium és egyéb transzurán megoszlási hányadosai a salétromsav koncentráció függvényében. ..........................................................................................................132 10.21. ábra: A PUREX-technológia anyagmérlege ..............................................................................133 11.1. ábra: Az EU-ban (2005) a) és Magyarországon b) keletkező hulladékok éves mennyiségei......141 11.2. ábra: A kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékokkal kapcsolatos tevékenységek hierarchiája.....................................................................................................................................141 11.3. ábra: Radioaktív hulladékok kezelésének lépései .......................................................................142 11.4. ábra: Hazai radioaktív hulladéktárolók elhelyezkedése ..............................................................143 11.5. ábra: Az Üveghután (Bátaapátiban) épülő tároló bejárata ...........................................................143 11.6. ábra: A püspökszilágyi RHFT .....................................................................................................143 11.7. ábra: Szilárd és folyékony radioaktív hulladék kezelésének lehetséges útvonalai ......................144 11.8. ábra: Szilárd radioaktív hulladékok kezelésének lépései ............................................................144 11.9. ábra: A dekontaminációs faktor (DF) és a térfogatsűrítési tényező (VRF) számítása.................145 11.10. ábra: Az atomerőműben keletkezett radioaktív hulladékok további sorsa ................................146 11.11. ábra: Radioaktív hulladékok kezelési és elhelyezési stratégiái .................................................148 11.12. ábra: Préselés szuper kompaktorral ...........................................................................................150 11.13. ábra: Hulladékpréselő berendezések .........................................................................................151 11.14. ábra: Radioaktív hulladékok kezelése égetéssel ........................................................................151 11.15. ábra: Forgó égetőkemence (Rocky Flats, USA) ........................................................................152 11.16. ábra: Fluidágyas égetőkemence (Rocky Flats, USA) ................................................................153 11.17. ábra: Savas hamvasztóberendezés .............................................................................................153 11.18. ábra: Buktató-keverős cementező..............................................................................................155 11.19. ábra: In-line keverős cementező ................................................................................................156 11.20. ábra: MOWA cementező berendezés ........................................................................................156 11.21. ábra: MOWA cementező berendezés ........................................................................................157 11.22. ábra: Csigás-extruderes bitumenező berendezés .......................................................................158 11.23. ábra: Kétlépcsős extrudáló bitumenezés ...................................................................................158 11.24. ábra: Karbamid-formaldehid-típusú műanyagba ágyazó berendezés ........................................159 11.25. ábra: BWR-reaktor egyszerűsített folyamatábrája ....................................................................160 11.26. ábra: BWR-reaktor folyékony hulladékainak tisztítása .............................................................162


www.tankonyvtar.hu


237

11.27. ábra: PWR-reaktor egyszerűsített folyamatábrája .....................................................................162 11.28. ábra: PWR-reaktor folyékony hulladékainak tisztítása .............................................................164 12.1. ábra: A Paksi Atomerőmű reaktorblokkjának metszeti képe ......................................................167 12.2. ábra: A VVER-440/213 blokk fűtőelem-elrendezése ..................................................................167 12.3. ábra: A reaktortartály...................................................................................................................168 12.4. ábra: A VVER-440/213 reaktor primer körének részei ...............................................................169 12.5 ábra: A VVER-440/213 reaktor primer köre a gőzfejlesztőkkel ..................................................169 12.6. ábra: A VVER-440 rektor fűtőelem-kazettája .............................................................................170 12.7. ábra: A paksi VVER-440/213 reaktorblokk hőmérséklet- és nyomás-adatai ..............................171 12.8. ábra: A Paksi Atomerőmű blokkjainak hűtőkörei .......................................................................171 12.9. ábra: A VVER-440-es blokk gőzfejlesztőinek felépítése ............................................................172 12.10. ábra: A Paksi Atomerőmű szerepe a hazai villamosenergia-termelésben .................................173 12.11. ábra: A Paksi Atomerőmű kumulatív (négy blokkra vonatkozó) teljesítmény-kihasználási tényezői (load factor) .....................................................................................................................173 13.1. ábra: 60Co előállítása....................................................................................................................175 13.2. ábra: 99Mo-99mTc előállítása .........................................................................................................175 13.3. ábra: Elúciós oszlop.....................................................................................................................176 13.4. ábra: Izotópgenerátor-töltetek .....................................................................................................176 13.5. ábra: Sugárzással sterilezett orvosi eszközök ..............................................................................178 13.6. ábra: Gamma-sugárzást alkalmazó besugárzó sterilező berendezés metszete ............................179 13.7. ábra: Besugárzással kezelt 14 napos és kezeletlen 7 napos eper .................................................179 13.8. ábra: Sterilezett és nem-sterilezett hagyma; Besugárzott kozmetikumok ...................................180 13.9. ábra: 60Co gamma-sugárzó sterilező-besugárzó források ............................................................180 13.10. ábra: Ipari radiográfiás vizsgálat elve........................................................................................181 13.11. ábra: Csomagok, szerkezeti elemek radiográfiás vizsgálata......................................................181 13.12 ábra: Jármű tartalmának tomográfiás vizsgálata ........................................................................182 13.13. ábra: Gamma-radiográfiás vizsgáló-mérőberendezések ............................................................182 13.14. ábra: Ipari radioaktív sűrűség-, szint- és vastagságmérés..........................................................183 13.15. ábra: Vastagság-, sűrűség- és szintmérés radioaktív sugárzással ..............................................183 13.16. ábra: Italdobozok töltési szintjének ellenőrzése, szabályozása radioaktív sugárzással .............184 13.17. ábra: Nedvesség és sűrűség egyidejű mérése ............................................................................184 13.18. ábra: Radioaktív sugárzás alkalmazása a minőségellenőrzésben és a folyamatirányításban ....184 13.19. ábra: Radioaktív izotópok ipari alkalmazása .............................................................................185 13.20. ábra: 241Am izotóppal üzemelő tűzjelző, füstjelző detektorok ..................................................186 13.21. ábra: Levegő-porszennyezettség-mérő .....................................................................................186 13.22. ábra: Ionmobilitásos spektrometria alkalmazása .......................................................................187 13.23. ábra: 210Po radioaktív izotóp alkalmazása .................................................................................187 13.24. ábra: Anyagminőség ellenőrzése ...............................................................................................188 13.25. ábra: Specifikus jelölés ..............................................................................................................189 14.1. ábra: Pajzsmirigy jódos vizsgálata ..............................................................................................193 14.2. ábra: 99mTc orvosi alkalmazása ....................................................................................................194 14.3. ábra: Röntgendiagnosztikai készülék ..........................................................................................194 14.4. ábra: Rotációs angiográfiás készülék ..........................................................................................195 14.5. ábra: Számítógépes röntgentomográfia .......................................................................................195 14.6. ábra: MRI-készülék .....................................................................................................................195 14.7. ábra: SPECT-készülék .................................................................................................................195 14.8. ábra: PET-diagnosztika ...............................................................................................................196 14.9. ábra: PET-diagnosztika ...............................................................................................................196 14.10. ábra: 11C izotóp alkalmazása PET-vizsgálatnál .........................................................................197 14.11. ábra: Műveletek „forró kamrában” ............................................................................................199 15.1. ábra: Radioaktív sugárzás és anyag kölcsönhatása......................................................................200 15.2. ábra: Alfa-sugárzás ionizációs hatása ..........................................................................................201 15.3. ábra: Az elektronok lefékeződése az anyagban ...........................................................................203 15.4. ábra: Béta-sugárzás fajlagos ionizációja a távolság függvényében .............................................203 15.5. ábra: Fotoeffektus ........................................................................................................................204


www.tankonyvtar.hu

238


15.6. ábra: Compton-effektus ...............................................................................................................205 15.7. ábra: Párképzés ............................................................................................................................205 15.8. ábra: Magfotoeffektus .................................................................................................................206 15.9. ábra: Ólom -sugár abszorpciója .................................................................................................206 15.10. ábra: Neutronok kölcsönhatásai ................................................................................................207 15.11. ábra: Töltött és semleges részecskék kölcsönhatása az anyaggal ..............................................208 15.12. ábra: Gázionizációs detektor .....................................................................................................208 15.13. ábra: Gerjesztett töltéspárok ......................................................................................................209 15.14. ábra: Feszültség–impulzus-görbe ..............................................................................................209 15.15. ábra: Végablakos GM-cső .........................................................................................................211 15.16. ábra: 2-szimmetrikus detektor .................................................................................................211 15.17. ábra: Karakterisztika-görbe .......................................................................................................211 15.18. ábra: Szcintillációs detektor ......................................................................................................212 15.19. ábra: Szcintillációs detektor ......................................................................................................212 15.20. ábra: Na(I) lyukkristály és a 137Cs gamma-spektruma...............................................................213 15.21. ábra: Szcintillációs sokcsatornás gamma-spektrométer ............................................................213 15.22. ábra: Folyadékszcintilláció alapelve..........................................................................................214 15.23. ábra: Kioltások ..........................................................................................................................215 15.24. ábra: Ge félvezető detektor........................................................................................................215 15.25. ábra: Ge(Li) félvezető detektor Dewar-edényben .....................................................................216 15.26. ábra: Félvezető detektoros sokcsatornás gamma-spektrométer.................................................216 15.27. ábra: Ge(Li) félvezető detektoros gamma-spektrum .................................................................217 15.28. ábra: 131I szcintillációs és félvezető detektor gamma-spektruma ..............................................217 15.29. ábra: Filmdoziméter ..................................................................................................................218 15.30. ábra: Jelimpulzus .......................................................................................................................219 15.31. ábra: Unipoláris és bipoláris impulzusjelek ..............................................................................220 15.32. ábra: a) előerősítő exponenciális lefutású impulzusa, b) a második impulzus „ráült” az első impulzus végére .............................................................................................................................221 15.33. ábra: Küszöbimpulzus erősítő ...................................................................................................222 15.34. ábra: Impulzusnyújtó .................................................................................................................222 15.35. ábra: Diszkriminátor ..................................................................................................................223 15.36. ábra: Differenciális diszkriminátor (DD) ..................................................................................223 15.37. ábra: Analóg–digitális átalakító (ADC) .....................................................................................224 15.38. ábra: Sokcsatornás analizátor (MCA) .......................................................................................225 15.39. ábra: Koincidencia-meghatározás impulzusok összegével ........................................................225 15.40. ábra: Egy GM-csőben keletkezett impulzusjelek sorozata ........................................................226 15.41. ábra: Egyszerű számláló berendezés (HV - nagyfeszültség) .....................................................226 15.42. ábra: Egycsatornás analizátor ....................................................................................................227 15.43. ábra: Koincidenciás mérés .........................................................................................................227 15.44. ábra: Analógia: céllövés egy céltáblába. ...................................................................................228

Animációk 1. animáció .............................................................................................................................................19 2. animáció .............................................................................................................................................27 3. animáció .............................................................................................................................................27 4. animáció .............................................................................................................................................28 5. animáció .............................................................................................................................................53 6. animáció .............................................................................................................................................53 7. animáció .............................................................................................................................................77 8. animáció ...........................................................................................................................................120 9. animáció ...........................................................................................................................................202 10a. animáció .......................................................................................................................................202 10b. animáció .......................................................................................................................................202 10c. animáció .......................................................................................................................................202


www.tankonyvtar.hu


239

10d. animáció .......................................................................................................................................202 11. animáció .........................................................................................................................................203 12a. animáció .......................................................................................................................................206 12b. animáció .......................................................................................................................................206 12c. animáció .......................................................................................................................................206

Táblázatok 2.1. táblázat: A jövő lehetséges energiaforrásai .....................................................................................10 3.1. táblázat: Hasadóanyagok .................................................................................................................20 3.2. táblázat: Hasadási reaktorokban előforduló radioaktív sugárzások ................................................21 3.3. táblázat: Moderátoranyagok jellemzői ............................................................................................24 3.4. táblázat: A világon üzemelő fontosabb reaktortípusok jellemzői ...................................................26 5.1. táblázat: 3. generációs reaktorok .....................................................................................................33 5.2. táblázat: 3. generációs VVER-1000 reaktorok jellemzői ................................................................34 5.3. táblázat: 3. generációs kis teljesítmémyű reaktorok ........................................................................34 5.4. táblázat: 4. generációs atomerőművek jellemzői .............................................................................39 6.1. táblázat: Fűtőelemek összetétele .....................................................................................................47 6.2. táblázat: PWR-reaktor kiégett fűtőelemeinek összetétele ...............................................................48 6.3. táblázat: Fűtőelemciklusok átlagos becsült fajlagos költségei ........................................................51 6.4. táblázat ............................................................................................................................................52 7.1. táblázat: Uránérc-ásványok .............................................................................................................59 8.1. táblázat: PWR-reaktorok primerköri koncentrációértékei ...............................................................87 8.2. táblázat: Tríciumot eredményező magreakciók ...............................................................................88 8.3. táblázat: Fontosabb aktivációs termékek .........................................................................................88 8.4. táblázat: Szekunder vízkör reagensei ..............................................................................................90 9.1. táblázat: Dekontamináló vegyszertípusok .....................................................................................108 9.2. táblázat: Kémiai dekontaminációs eljárások jellemzői .................................................................108 9.3. táblázat: AREVA NP-dekontaminálószerek .................................................................................109 9.4. táblázat: Az eljárások összehasonlítása .........................................................................................113 10.1. táblázat: Hasadási termékek összetétele kiégett UO2 és MOX-fűtőelemekben 3 éves hűtés után .......119 10.2. táblázat: Aktinidák összetétele kiégett UO2 és MOX-fűtőelemekben 3 éves hűtés után ............119 10.3. táblázat: Egy 600 MWe teljesítményű reaktor töltetének nyersanyagszükséglete és hulladékai ......123 10.4. táblázat: Kritikusság egyedi paraméterei hasadóanyagokra ........................................................133 11.1. táblázat: Mentességi határértékek néhány nuklidra .....................................................................136 11.2. táblázat: Radioaktív hulladékok besorolása (MSZ 14344-1:2004 szabv.) ..................................137 11.3. táblázat: Radioaktív hulladékok osztályozása .............................................................................138 11.4. táblázat: Hosszú felezési idejű radioaktív izotópok ....................................................................140 11.5. táblázat: Hazai radioaktív hulladékok tárolása az RHFT és a PA Zrt. területén .........................146 11.6. táblázat: Hulladék/cement arány nedves szilárd hulladékok esetén ............................................157 11.7. táblázat: Szilárdított hulladékok tulajdonságai ............................................................................159 11.8. táblázat: Folyékony radioaktív hulladékok fontosabb kezelési technológiái ..............................164 12.1. táblázat: A Paksi Atomerőmű blokkjainak építése ......................................................................166 12.3. táblázat: A Paksi Atomerőmű blokkjainak tervezett üzemidő-hosszabbítása .............................174 14.1. táblázat: SPECT-diagnosztikában alkalmazott izotópok .............................................................196 14.2. táblázat: Ciklotronnal előállított pozitronbomló izotópok ...........................................................197 14.3. táblázat: Terápiás radioaktív izotópok.........................................................................................198 15.1. táblázat: Az -sugárzás kölcsönhatásai .......................................................................................201 15.2. táblázat: A -sugárzás kölcsönhatásai .........................................................................................202 15.3. táblázat: A -sugárzás kölcsönhatásai .........................................................................................204 15.4. táblázat: A kölcsönhatások energia- és rendszámfüggése ...........................................................207 15.5. táblázat: KA és KB értékei ............................................................................................................231


www.tankonyvtar.hu

ATOMENERGETIKA ÉS NUKLEÁRIS TECHNOLÓGIA

Recommend Documents