Radioaktív hulladékok Fı fejezetek

Radioaktív hulladékok Fı fejezetek 1. A vonatkozó sugárvédelmi ismeretek rövid összefoglalása 2. A radioaktív hulladék definíciói, a hulladékokra vonatkozó szabályozás 3. Radioaktív hulladékok keletkezése, jelentısége, egyes hulladékok elemzési módszerei 4. Radioaktív hulladékok feldolgozása (Waste management) 1

Sugárvédelmi ismeretek összefoglalása Sugárvédelem 3 alapelve:
indokoltság
optimálás
korlátozás Külsı sugárterhelés Belsı sugárterhelés: belégzés, lenyelés Dózis: elnyelt dózis [Gy=1 J/kg]

dE D = dm

egyenérték dózis [1 Sv=1 Gy biológiai hatása] effektív dózis

H = D ×w R

2

Sugárvédelmi ismeretek összefoglalása Dóziskorlátozás: DL – immissziós korlát foglalkozási korlát: 20 mSv/év (5 év átlagaként) lakossági korlát: 1 mSv/év DC - emissziós korlát = dózismegszorítás kiemelt létesítmény: csak lakosságra 0,1 – 0,01 mSv/év, egyéb létesítmény: 0,03mSv/év Az emissziós és immissziós korlátok nem keverhetıek. ΣDC ≠ DL és DC < DL A radioaktív hulladék hatására melyik korlátozás vonatkozik?

3

2. Radioaktív hulladékok definíciói, szabályozás Radioaktív hulladék: további felhasználásra nem szánt, emberi tevékenység (ionizáló sugárzás alkalmazása) eredményeképpen létrejött radioaktív anyag. 1996. CXVI. tv. 16/2000. EüM-r. 47/2003. ESzCsM-r. MSZ 14344/1,2 24/1997. korm. r. és 23/1997 NM r. - mentességi szintek Hulladék keletkezése - folyamatos üzemi kibocsátás (légnemő, folyékony) ►1 - helyben maradó anyagok (üzemi + leszerelési hulladék) ►KEZELÉS - baleseti (rövid ideig tartó) kibocsátás ►2 1: kibocsátás-korlátozás ?= kezelés 2: környezeti helyreállítás (remediation) ?= kezelés 4

Radioaktív hulladékok definíciói, szabályozás Kiadás éve:1994.

5

Radioaktív hulladékok definíciói, szabályozás Változások: Safety Series #115 International Basic Safety Standards Felszabadítás = CLEARANCE Osztályozás alapja arányos az okozható dózissal

6

Radioaktív hulladékok definíciói, szabályozás Elhanyagolható dózis: Hi ≈10-30 µSv/év Mentességi szint: (Exemption) egy sugárforrás, illetve egy adott radioaktív koncentrációval jellemzett anyag mentes a sugárvédelmi szabályozás alól, ha a legkedvezıtlenebb forgatókönyv mellett sem okoz Hi-nél nagyobb dózist (foglalkozási vagy lakossági helyzetben). [Bq], [Bq/kg]= MEAK

Felszabadítási szint: (Clearance) egy korábban sugárvédelmi szabályozás alá tartozó anyag kivonható a szabályzás alól (lakossági helyzetben.) [Bq/kg], [Bq/m2] Hasonlóság: kapcsolat Hi-vel. Eltérés: forgatókönyv

7

Radioaktív hulladékok definíciói, szabályozás Nuclear Energy Agency – Radioactive Waste Management Committee Questionnaire 2004 Országok: CDN, SF, F, D, HU, I, JP, SK, E, S, CH, UK, USA

8

Radioaktív hulladékok definíciói, szabályozás

A „mentesség” és a „felszabadítás” fogalmai [még] nem válnak szét a szabályozásban. Nincsenek külön szintek, a mentesség az osztályozás alapja.

S (HI „hazard index”)= veszélyességi mutató MEAK: Mentességi aktivitás-koncentráció [Bq/kg]) AK: aktivitás-koncentráció [Bq/kg] i: a hulladékcsomag radioizotópjai Kis aktivitású hulladék (LLW) 1 < S < 1000 Közepes akt. h. (ILW) 103 < S <106 Nagy akt. h. (HLW) S > 106, hıfejlıdés > 2 kW/m3 9

Radioaktív hulladékok definíciói, szabályozás A zárt hulladékcsomag felületén Gyakorlati kategóriák: dózisteljesítmény szerint: A tárolt hulladékcsomagok gyors minısítésére

mérhetı γ-

-Kis akt.: 1≤ dD/dt ≤ 300 µSv/h -Közepes akt.: 0,3 ≤ dD/dt ≤ 10 mSv/h -Nagy akt.: dD/dt > 10 mSv/h

10

Radioaktív hulladékok definíciói, szabályozás • Halmazállapot szerint: gáznemő, folyékony, szilárd, biológiai hulladék • Felezési idı szerint: rövid, hosszú (limit: 137Cs T=30 év) • Sugárzásfajta szerint: α-sugárzók külön kezelendık • Felületi γ-dózisteljesítmény szerint • „Hulladék-átvételi követelmények” (Püspökszilágy, Bátaapáti) • Speciális kategóriák: MW-Mixed Waste, USA; VLLW- very low level waste - Franciaország 11

Radioaktív hulladékok definíciói, szabályozás Practical use of the concepts of clearance and exemption RADIATION PROTECTION #122 Part I. EU Directorate General – Environment (2000)

12

Radioaktív hulladékok definíciói, szabályozás Hiányzik: 41Ca, 133Ba …

Tehát a felszabadítási szintek nagyságrendekkel kisebbek [lesznek], mint a mentességi szintek !!!

13

Radioaktív hulladékok definíciói, szabályozás Hulladék veszélyessége „végsı” formájában: radiotoxicitás - index

RTOX = ∑ Ai (t ) × (∑mfi, j × Q j ) × DCFi i

j

RTOX : radiotoxicitás-index [Sv/év] A : aktivitás [Bq]; i : radioizotóp minısége mf : „mobilitás-tényezı” adott táplálékra [(Bq/kg)/Bq] Qj : táplálékfogyasztás a j-edik anyagból [kg/év] DCF : dóziskonverziós tényezı [Sv/Bq]

14

Radioaktív hulladékok definíciói, szabályozás Hatóságok a radioaktív anyagokkal kapcsolatos ügyekben: • ÁNTSZ, OSSKI – személyi sugárvédelem, dózismegszorítás engedélyezése (kibocsátási korlátok – környezetvédelmi felügyelıségek) • OAH - MTA Izotópkutató Intézet: sugárforrások nyilvántartása

Nyilvántartásban szerepelnek: -Mennyiség -Minıség (aktivitás, aktivitás-koncentráció) -Halmazállapot 15

Radioaktív hulladékok definíciói, szabályozás Kiemelt nukleáris létesítmények Magyarországon: – Paksi Atomerımő – KKÁT (kiégett kazetták tárolása) – 2 kutatóreaktor -AEKI + Izotópkutató Intézet -BME – Bátaapáti (NRHT) – Püspökszilágyi Hulladéktároló (RHFT)

16

17

18

19

20

21

22

23

3. Radioaktív hulladékok eredete * Nukleáris energiatermelés hulladékai: bányászat, urándúsítás, reaktorok mőködése, üzemi és leszerelési hulladékok * Kutatóreaktorok: más anyagból készült szerelvények, más technológia = néhány további radioizotóp * Nukleáris robbantások, fegyverkísérletek hulladékai * Ipari sugárforrások * Orvosi sugárforrások: diagnosztika (in vivo, in vitro), terápia * TENORM: természetes radioaktivitás dúsulása nem nukleáris/sugaras tevékenységek következtében (Technologically Enhanced Naturally Occurring Radioactive Material) 24

Radioaktív hulladékok eredete Nukleáris energiatermelés hulladékai: bányászat: 238U T=4,5×109 év, 235U T=0,7×109 év, 232Th T=10,4×109 év szilárd anyag kiemelése – külszíni v. aknás fejtés ISR – helyszíni kinyerés „in situ recovery” ISL – helyszíni kioldás „in situ leaching” Bányászat hulladéka: meddı, darabolt kıhulladék  nagy felület: légnemő kibocsátás a 222Rn leányelemekbıl Visszamaradó urán+leányelemek a mentességi szint alatt normális hulladékként kezelhetıek. Kioldás: urán+leányelemek elválasztása–savas (kénsav) vagy oxidatív (CO2 + O2 + H2O) eljárással. Ez utóbbi kíméletesebb a környezet számára. 25

Uránérc feldolgozás - reaktor üzemanyag elıállítása

Ércırlı és szitáló berendezés

26

Radon chains

27

Radon 222Rn daughter products Rn-222 Po-218 Pb-214 Bi-214 -

α (5.5 MeV) T=3.8 d

Analízis: radongáz elemzése saját vagy leányelemei α (6.00 MeV) T=3.1 m alfasugárzásának mérésével - szcintillációs kamra α (7.69 MeV) T=26.8 m - átáramlásos számláló β (526keV – 1.26MeV) T=19.9 m - nyomdetektor

γ (76keV….2.45MeV 14 peaks)

Po-214 -

β (185keV – 1.02MeV) T=164 µs

Pb-210 -

β, γ (soft) T=22 y

Bi-210 Po-210 -

Leányelemek elemzése: - összes alfa mérése β (300 keV…1.161400 MeV) T=5.01 d - alfa-spektrometria - gamma-spektrometria

α(4.5, 5.3 MeV) T=138 d 28

Radon 220Rn (Thoron) daughter products Rn-220

α (6.3 MeV)

T= 54 s

Po-216

α (6.77 MeV)

T = 0.15 s

Pb-212

β (100 keV) γ (87keV-300KeV)

T = 10.6 h

Bi-212

γ (70keV – 1.8MeV)

T = 60.6 m

Tl-208

β (200….700keV) γ (84keV…2.6MeV)

T = 3.05 m

Po-212

α (8,78 MeV)

T = 0.3 µs 29

Pécs környéki uránbánya területének helyreállítása Forrás: Mecsek-Öko ZRt.

30

Pécs - zagytározók rekultivációja: Tájrendezés 

  

Morfológia kialakítás, felületstabilizálás Beszivárgást minimalizáló fedés Felszíni vízrendezés, vízelvezetés Hosszú távú stabilitás biztosítása

31

Geotechnika és rekultiváció ...

Az iszapmag konszolidációja a vízleengedés után

32

Geotechnika és rekultiváció ...

Iszapmag felszínének elıkészítése

33

Radioaktív hulladékok eredete nukleáris energiatermelés - bányászat Nukleáris energiatermelés hulladékai: az uránérc helyi feldolgozásának terméke:  UO2, UO3, U3O8 „yellow cake” (sárga por), a dúsítóba szállítják, ahol gáznemő UF6-tá alakítják. 235U (dúsított): 238U(szegényített): fegyvergyártás fıként UO2-ként kerül a főtıelemekbe Urán: toxikus nehézfém, sejtméreg  vesepusztító Határérték vízben: 10 µg/l 34

Radioaktív hulladékok eredete ISR uránbányászati technológia A módszer fő jellemzője: gáz halmazállapotú oxigént és CO2-t adagolnak a besajtolt vízhez, így az eljárás ugyanazon az elven működik, mint az urán természetes oldódása. Mivel az oxigénes víz az uránon kívül más elemeket alig vagy egyáltalán nem képes oldani, ezért a képződő hulladék mennyisége igen csekély és nem radioaktív.

35

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

36

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

37

Radioaktív hulladékok eredete Reaktorok – transzurán aktivációs termékek (PWR V-213 reaktortípus) kg/(GW×év)

T1/2 (év)

38

Radioaktív hulladékok eredete Reaktorok – transzurán aktivációs termékek Aktiválás termikus neutronokkal 238U (n,γ) 239U (T=23 perc) β-► ► 239Np (T=2.4 nap) β-► ► 239Pu (T=24 110 év) α 239Pu (n,γ) 240Pu (T=6563 év) α 240Pu (n,γ) 241Pu (T=14.4 év) β-► ► 241Am (T=432 év) α,γ kulcsnuklid a nehezen mérhetı (DTM) nuklidokhoz 239Pu, 241Pu indukált hasadásra képesek α-sugárzó Pu, Am, Np nuklidok: DCF (belégzés) >10-5 Sv/Bq DCF (lenyelés) >10-7 Sv/Bq 39

Radioaktív hulladékok eredete Analízis – hulladékok minısítése, tárolás/kezelés meghatározása Kulcsnuklid (key nuclide) feltételei nehezen mérhetı (difficult-to-measure = DTM) nuklidokhoz: • Elég hosszú felezési idı (végig követhetı a hulladék „pályája”) • Elemezhetıség γ-spektrum alapján (nem kell kinyitni a dobozt) • Elegendıen nagy mennyiség (kis mérési hiba, jó kimutathatóság) • Viselkedése egyezzék meg a csomag többi komponensével 40

Radioaktív hulladékok eredete Reaktorok – transzurán aktivációs termékek Aktiválás gyors neutronokkal (spalláció) 238U (n,2n) 237U (T=6.8 nap) β-► ► 237Np (T=2.14×106 év) α 237Np (n,γ) 238Np (T=2.1 nap) β-► ► 238Pu (T=87.7 év) α 238Pu/239Pu arány: „reaktor-ujjlenyomat” DCF: kb. mint 239Pu 41

Radioaktív hulladékok eredete Reaktorok – hasadási termékek

Hasadási hozamok különbözı hasadóanyagoknál

42

Radioaktív hulladékok eredete Reaktorok – hasadási termékek 235U

: Hozamtört –

rendszám összefüggés Az izobár sorozatok tagjai β--bomlások révén keletkeznek egymásból

43

Radioaktív hulladékok –hasadási termékek • • • •

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

44

Radioaktív hulladékok – hasadási termékek - nemesgázok Nem köthetık meg – a gáztalanítóból a környezetbe kerülnek (retenció aktív szénen – atomméret-függı) 133Xe, 135Xe, 88Kr: rövid felezési idejőek 85Kr T=10,76 év – csak 0,22 % hozam Paksi Atomerımő kibocsátási korlátja: Kr 46000, Xe 29000 TBq/év (kibocsátva: <10 TBq/év) A főtıelemek inhermetikusságának indikátorai Csernobili kibocsátási hányad: leltár ~100 %-a 45

Radioaktív hulladékok – hasadási termék nemesgázok kibocsátása Kibocsátási határérték-kritérium: KbHK Kibocsátási határérték: KbH [Bq/év] izotóponként mfi,KRIT: mobilitási tényezı [-] – az i-edik radioizotóp hígulása a kibocsátás helyétıl a kritikus csoportig

KbHK =

∑ i

A KI , i ≤1 KbH i

DC 1 × KbH i= DCF i , KRIT mf i , KRIT

46

Radioaktív hulladékok – hasadási termékek - radiojódok Illékonyak (gáznemőek, vízben jól oldódnak) Rövid felezési idejőek: 131I, 132I, 133I, 134I, 135I (131I T= 8,04 nap, DCF (lenyelés) 2×10-8 Sv/Bq) β- és γ-sugárzók – hozamuk 3 – 7 % inhermetikusság indikátorai, arányuk „kor- és sebességfüggı” 129I T=15,7 millió év – hozam <1%, lágy β- és γsugárzó – DCF 1×10-7 Sv/Bq Transzmutációs célpont – neutronaktiválás ►130 I 47

Radioaktív hulladékok – hasadási termékek - radiojódok Paksi AE kibocsátási korlát (131I) három kémiai formára eltérı Csernobili kibocsátási hányad: leltár ~ 20 %-a Normális üzemi kibocsátás: elemi jód (impregnált aktív szén szőrın marad) – korlát 1 TBq/év, ki: 2 MBq/év; jodid (aeroszolhoz kötött) – korlát 4 TBq/év, ki: 2 MBq/év, CH3I (nagy térfogatú aktív szén szőrın marad) – korlát 95 TB/év, ki: 32 MBq/év 48

Radioaktív hulladékok – hasadási termékek – egyéb illékony nuklidok Cézium- és stroncium-izotópok 137Cs

T=30 év, hozam ~6 %, β- és γ-sugárzó – kulcsnuklid DCF (lenyelés) ~10-8 Sv/Bq 135Cs T=2,3×106 év tiszta β-sugárzó hozam ~7 % 134Cs T= 2.06 év – nem közvetlen hasadási termék! A 134es sorozat lezáró nuklidja a 134Xe. A 133-as sorozat lezáró nuklidja a 133Cs – ez felhalmozódik és felaktiválódik. A 134Cs/137Cs arány „reaktor-ujjlenyomat” – Paksi vízkibocsátásban átlagosan 31:100 Csernobili kibocsátási hányad: leltár ~ 5 %-a Paksi AE légnemő korlát: 1 TBq/év ki: 8 MBq/év 49

Radioaktív hulladékok – hasadási termékek – egyéb illékony nuklidok – T=28.9 év, tiszta β--sugárzó, hozam: 4,5 % DCF (belégzés, lenyelés)~3×10-8 Sv/Bq „csontkeresı” Paksi AE korlát: 0.4 TBq/év ki: 0.2 MBq/év Csernobili kibocsátási hányad: leltár ~4%-a 90Sr/137Cs arány a paksi vízkibocsátásban: 4:100 • 91Sr, 92Sr – rövid felezési idejőek •

90Sr

50

Radioaktív hulladékok – hasadási termékek – egyéb nuklidok A leghosszabb felezési idejőek: 99Tc – T=211000 év, tiszta β--sugárzó, hozam: 6 % anionként (TcO4-)oldódik; DCF (belégzés, lenyelés) ~10-9 Sv/Bq Transzmutációs célpont: neutronaktiválás►100Tc 93Zr

– T=1.53 millió év, tiszta β--sugárzó hozam: 6 % 107Pd – T=6.5 millió év, tiszta β--sugárzó hozam: 1 % 51

Radioaktív hulladékok – „korróziós termékek” reaktorokban A reaktorzóna körüli szerkezeti anyagok = vas (acél) és cirkónium aktivációs termékei – elıbbi „revés” szerkezető oxidokat képez – tranziens szakaszokban leválik, szétterjed a primervízzel és zónatisztítás során a levegıbe is jut. Aktivációs termékek termikus neutronokkal: 55Fe T=2,73 év EC ► DCF ~10-10 Sv/Bq 60Co T=5,27 év β- és γ-sugárzó ►kulcsnuklid 59Ni T=76000 év tiszta β- sugárzó 63Ni T=100 év tiszta β- sugárzó 52

Radioaktív hulladékok – „korróziós termékek” reaktorokban Aktivációs termékek gyors neutronokkal 54Mn (54Fe-bıl) – EC + γ-sugárzó T=312 nap 58Co (59Co-ból) - EC + γ-sugárzó T=71 nap 58Co/60Co-arány: reaktor-ujjlenyomat Egy különleges termék: 110mAg T=252 nap β- és γ-sugárzó – hegesztési varratokból 108mAg – EC + γ-sugárzó T= 418 év 53

Radioaktív hulladékok – szerkezeti anyagok aktivációs termékei reaktorokban „Biológiai védelem” – többféle készítéső beton anyagának felaktiválódása 41Ca T=103000 év EC, DCF ~10-10 Sv/Bq „ujjlenyomat” : ritka földfémek 152Eu, 154Eu, 155Eu - β-- és γ-sugárzók, több éves felezési idejőek – hasadási termékek is lehetnek!

54

Radioaktív hulladékok – szerkezeti anyagok aktivációs termékei reaktorokban Beton = cement + kavics + víz + adalékok Portlandcement = 75-80% mészkı és 20-25% agyag zsugorodásig történt égetésével (kalcinálás, >1400 oC) elıállított klinker + kötéslassító (néhány százalék) gipszkı. Kémiai alkotórészek: SiO2, Al2O3, CaO, FeO stb. (adalékok: lösz, pernye, kohósalak, homok, trasz). Szilárdulás = Hidratáció (kristályosodás víz felvételével) Klinker + Víz = Hidrátok + Mész (Kalcium-szilikátok) -- (Kalcium-szilikát-hidrátok és kalciumhidroxid) A szilárdulás során 15-20% mész keletkezik. A beton felületén a mész kalcium-karbonáttá alakul. 55

Radioaktív hulladékok – víz és vízkémiai adalékanyagok anyagok aktivációs termékei reaktorokban 3H

– hasadási termék (0,01 % hozam), D neutronaktivációjából, 10B (n,2α) reakcióból T=12,3 év DCF ~10-11 lágy β--sugárzó „elválaszthatatlan” a víztıl ! 14C – 17O (n, α) reakcióból T=5730 év DCF ~10-10 lágy β-- sugárzó Rövid felezési idejő „különleges” nuklidok – 18F, 13N,16N Adalékanyagokból: 24Na, 42K Primervíz összes aktivitása ~107 Bq/L

56

Radioaktív hulladékok – víz és adalékanyagok anyagok aktivációs termékei reaktorokban Paksi kibocsátás – trícium, szén-14: 3H: fıként HTO légnemő: ki 3 TBq/év korlát 170000 TBq/év folyékony: ki 21 TBq/év, korlát 29000 TBq/év 14C: CH , CO 4 2 légnemő: korlát 1×109 TBq/év, ki: 0.6 TBq/év Légtérbıl, vízben oldott levegıbıl: 41Ar légnemő kibocsátás 8 TBq/év – korlát 46000 TBq/év

57

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

58

Radioaktív hulladékok eredete – 2/a Kutatóreaktorok Kisreaktorok : reaktorszerelvények szerkezeti anyaga Al; nyitott („swimming pool”) víztér Primervízben: 27Al(n,γ)28Al és 27Al(n,α)24Na T=15 óra oldott levegıbıl: 40Ar(n,γ)41Ar T=1,8 óra folyamatos kibocsátás, éves korlát: 0.8 TBq tényleges kibocsátás: 0.03 TBq/év

59

Radioaktív hulladékok eredete – 2/b Spallációs berendezések Ólom-, higany- vagy volfram ”target” – neutronforrás felgyorsult proton ütköztetésével – keletkezı hosszú felezési idejő nuklidok: 53Mn (T=3.74 millió év, EC – Auger-elektronok) 60Fe (T=1.5 millió év, β- , DCF (L) 3×10-7 Sv/Bq) 146Sm (T=103 millió év, α, DCF (L) 1×10-5 Sv/Bq) 154Dy (T=3 millió év, α, DCF (L) 1×10-5 Sv/Bq) 209Po, 210Po:

LBE (ólom-bizmut-eutektikum) targetben keletkeznek, T=102, ill. 0.38 év, α, DCF (L) 1×10-5 Sv/Bq) 60

Radioaktív hulladékok eredete – 2/b Spallációs berendezések Ólom – bizmut eutektikum vagy esetleg ólom – arany eutektikum?

61

Radioaktív hulladékok eredete – 2/b Spallációs berendezések

Ólom – arany eutektikum fázisdiagramja

62

Radioaktív hulladékok eredete 3. Orvosi sugárforrások - terápia Brachyterápia: közeli szövetbesugárzás Pl.: agydaganatok: a daganat cisztájába 90Y-szilikát kolloid oldat; a daganatszövetbe katéterekben 125I (T= 60 nap, lágy X + γ) vagy 192Ir (T=74 nap, β- + γ) Továbbiak: 226Ra, 198Au, 186Re Teleterápia: távoli irányított besugárzás 60Co-val, gyorsító - fékezési röntgensugárzás 63

Radioaktív hulladékok eredete 3. Orvosi sugárforrások - diagnosztika 131 • Pajzsmirigyvizsgálat: régebben I, újabban 99mTc (T=6 óra, γ [IT] – leányelem: 99Tc – de gyorsan kiürül) „Tc-generátor” – 99Mo-ból (T= 2.8 nap) „lefejtés” pertechnát-anionként • Radioimmunoassay (RIA) – biológiai minták sejtbiológiai vizsgálati módszere, nyomjelzett (3H, 14C) radioizotópokkal

64

Radioaktív hulladékok eredete 4. Gazdasági (ipari) sugárforrások Átvilágítás, csírátlanítás: hosszabb felezési idejő γ-sugárzók (137Cs, 60Co) A radiológiai balesetek 95 %-a ezekkel történik! (Árnyékolás nélküli források)

65

Radioaktív hulladékok eredete 5. Nukleáris fegyverkísérletek Kihullás a tropopauza felett végrehajtott légköri robbantásokból: 239Pu, 241Am, 137Cs stb. – hasonló nuklidok, de más arányokban, mint a reaktorokból. Dózisjárulék: évi ~ 10 µSv az északi féltekén 66

Radioaktív hulladékok eredete 6. TENORM TENORM – ot produkáló eljárások: 1. Bauxitbányászat, -feldolgozás 2. Cirkonhomok felhasználás, kerámiagyártás 3. Fémércbányászat, érckohászati feldolgozás 4. Foszfátérc feldolgozás, mőtrágyagyártás 5. Geotermikus energia felhasználás 6. Kıolaj és földgáz kitermelés (beleértve a kutatófúrásokat is) 7. Ritkaföldfém bányászat, -feldolgozás 8. Szénbányászat, széntüzeléső erımővek 9. Uránércbányászat, -feldolgozás 67

4. Radioaktív hulladékok feldolgozása Menedzsment: 1. Győjtés, osztályozás 2. Minısítés - 1 3. Tárolás (storage), szállítás 4. Hulladékkezelés (processing): -térfogatcsökkentés -kondicionálás 5. Minısítés - 2 6. Átmeneti és/vagy végleges elhelyezés (disposal) Alternatív megoldások: kiégett nukleáris üzemanyag reprocesszálása, hosszú felezési idejő hulladékkomponensek 68 transzmutációja

„Rendkívüli” hulladékkezelési feladat: Paksi üzemzavar 2003. Néhány dia a paksi elıadásból és külsı (OAH, OSSKI) értékelésekbıl.

69

Tájékoztató a Paksi Atomerımő 2. blokk 1. sz. aknájában 2003. április 10-én történt súlyos üzemzavarról és következményeinek elhárításáról 2004. január 01. 70

Összegzés Az atomerımő alapkövét 1975. október 03-án helyezték le. Az elsı hálózatra kapcsolások: 1. blokk 1982. 12. 28. 2. blokk 1984. 09.06. 3. blokk 1986. 09. 28. 4. blokk 1987. 08. 16. A blokkok névleges teljesítménye 440 MW, a teljesítménynövelésekkel ezt az elmúlt években 470-480 MW-ra növelték, így az atomerımő a magyarországi villamos energia termelésben meghatározó szerepet tölt be, annak mintegy 40 %-át adja.

71

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

72

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

73

Elızmények

74

Elızmények

75

Elızmények A vezetékcsere jobb munkafeltételei, a karbantartó személyzet egészségének védelme érdekében végzett vegyi sugármentesítés, dekontaminálás nem csak eltávolította a szennyezıdés jelentıs részét, hanem késıbb más változásokat is elıidézett: – Üzem közben a reaktorban a főtıelem kötegek üzemanyag pálcáinak felületére a gızfejlesztıbıl fellazított magnetit rakódott le, ami szőkítette az áramlási keresztmetszetet, így növelte az áramlási ellenállást. – Emiatt a reaktor üzemeltetésére elıírt biztonsági korlátok betartása a teljesítmény csökkentését tette szükségessé. – Ezért a lerakódás eltávolítása feltétlen indokolttá vált, amit az Országos Atomenergia Hivatal Nukleáris Biztonsági Igazgatóság vonatkozó határozatai is megerısítettek. 76

Elızmények • A kazetták további használhatósága érdekében a felületek kémiai tisztításáról döntöttek. • 1999-ben nemzetközi versenyeztetés után a Siemens KWU kapott megbízást a munkára. Kifejlesztett egy technológiát, azzal 2000-ben és 2001-ben sikeresen megtisztított 170 kazettát. A tartály egyszerre 7 kazetta tisztítására volt alkalmas. • 2002-ben az addigi munkát referenciának tekintve a Framatome ANP (a Siemens KWU jogutóda ezen a területen) kapott ismét megbízást, de egyszerre 30 kazetta tisztítására alkalmas tartály tervezése volt a feladata.

77

A tisztítórendszer

78

A tisztítórendszer • „C” üzemmód: oxálsavas mosatás

• „B” üzemmód: tisztító tartályban levı kazetták hőtése

79

A tisztítótartály

80

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

81

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

82

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

83

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

84

Az üzemzavar

85

Sugárzási viszonyok Távmérı Hálózat PA Rt. A1 állomás 2003 április 10-12. Napi diagram 0,00030 0,00025

Paks A1

mSv/h

0,00020 0,00015

Paks A3

0,00010

Kalocsa

0,00005

20 03 .4 .1

2. 1

...

:0 0 2. 0 20 03 .4 .1

20 03 .4 .1

1. 1

...

:0 0 20 03 .4 .1

1. 0

... 0. 1 20 03 .4 .1

20 03 .4 .1

0. 0

:0 0

0,00000

Idı

86

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

következményeinek

87

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

88

Következmények Az esemény során kibocsátott radioaktivitás okozta többlet lakossági dózis (Paksra számítva) • A kibocsátás okozta többlet dózis • Hatósági éves dózismegszorítás az atomerımőre

0,13 mikroSv 90 mikroSv

• Mellkas átvilágítás

200 mikroSv

• Egy fıre esı átlagos éves orvosi alkalmazás hatása

300 mikroSv

• Egy évi természetes sugárterhelés

2400 mikroSv

89

Sugárzási viszonyok EGYES DÓZISSZINTEK ÖSSZEHASONLÍTÁSA mSv (millisievert) 2,4 1,0 0,010 0,0001 - 0,0003

évi természetes háttér évi lakossági dóziskorlát „jelentéktelen” dózis az erımő közelében élık évi többletterhelése

0,0001 - 0,000001

2003. április súlyos üzemzavar 30 km sugarú körzetben --------------------------------------------------------------------------------Példák egyes orvosi vizsgálatok sugárterhelésérıl 0,01 mSv 0,1 0,5 1,0 17,0

fogászati felvétel mellkasi röntgenfelvétel emlıvizsgálat gerincfelvétel bélvizsgálat 90

Paks 2003. – OAH NBI jelentés

91

Paks 2003. – OAH NBI jelentés

92

Paks 2003 – BME NTI jelentés BEVEZETÉS A helyzet elsı értékelése: nem volt NVH A hatások vizsgálatának irányai: • Foglalkozási sugárterhelés (üzem) az üzemi méréseket és a védelmi intézkedéseket a MÜSZ és a FU-BIZT-04 folyamatutasítás, azaz az MSSZ alapján a PAE SVO munkatársai végezték. • Lakossági sugárterhelés (környezet) mérések: PAE ÜKSER, HAKSER 93

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

94

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

95

Paks 2003 – BME NTI jelentés ÜZEMI SUGÁRTERHELÉS Dózisteljesítmény-mérés „Területi” dózisteljesítmény-mérés: elınyös (esetenként kötelezı), hogy ezek a berendezések is „személyi dózisegyenérték” mérésére legyenek hitelesítve. A reaktorpódiumon, az 1. sz. akna felett (változó mértékő árnyékolás mellett) mért fotondózis-teljesítmény (dt.) a vizsgált idıszak elsı napján elérte a 60 mSv/h értéket, és az elsı napokban nem csökkent 8 mSv/h alá. Az 1. akna felett, a tisztítótartály fedelének leemelése során, illetve annak következtében a dt. növekedett, és IV. 16.-án elérte a 14 mSv/h-t, de utána a csökkenés folytatódott. A személyi dózisok értékelésénél bemutatott adatok azért lehettek ilyen kedvezıek, mert a tervszerő és pontos sugárvédelmi munka még ilyen nagy dózisteljesítmény mellett is elviselhetı személyi dózisokat eredményezett. 96

Paks 2003 – BME NTI jelentés - ÜZEMI SUGÁRTERHELÉS Dózisteljesítmény számítása PAE Sugárvédelmi Osztály (SVO) - tervezıprogram: MicroShield

A mért és számított értékek közötti eltérés lehetséges oka: - a forrástag pontatlan összeállítása; - az árnyékoló anyagok pontatlan összeállítása. 80

Dózisteljesítmény [mSv/h]

70

A z 1 . a k n a fe le tt m é r t, é s a z a k tiv itá s -k o n c e n tr á c ió k b ó l s z á m íto tt d ó z is te lje s ítm é n y v á lto z á s a a z a k n a fe le tt k ö z é p e n

60

50

40

30

M é rt S zá m ít o t t

20

10

0 11. 12. 13. 14. 15. 16. 17. 18. 19. 20. 21. 22. 23. 24. 25. 26. 27. 28. 29. 30. 1.

2.

3.

4.

97

Paks 2003 – BME NTI jelentés - ÜZEMI SUGÁRTERHELÉS A PAE SVO adatai szerint a belsı sugárterhelésre vonatkozó „kivizsgálási szint” 100 µSv effektív dózis volt az adott munkaidıre vonatkoztatva. Ezt 4 fı érte el a vizsgált idıszakban. A legnagyobb érték 550 µSv volt, amit elsısorban 131I inhalációja okozott (540 µSv). A másik három személy belsı sugárterhelése: 200 µSv, 180 µSv és 140 µSv volt, ami szintén 131I-tıl származott. („Darukezelı” eset – OSSKI-s ellenırzı vizsgálat is történt.) Az értékek megnyugtatóan kicsik. 98

Paks 2003 – BME NTI jelentés LAKOSSÁGI SUGÁRTERHELÉS KHK =

∑ i

A ki , i KH

i

Kibocsátási határértékkritérium

Aki [Bq/év]: az egyes radionuklidok 1 év alatt kibocsátott radioaktivitása; i :az összes, a létesítmény kibocsátását illetıen a hatósági vizsgálati eljárás során jelentısnek ítélt radionuklid

A KHK betartása esetén a létesítménybıl adott útvonalakon és adott fizikai és kémiai formában kikerülı radioaktivitás a rá nézve legérzékenyebb lakossági egyedek számára sem okoz (a legkedvezıtlenebb forgatókönyv esetén sem) a dózismegszorítást meghaladó effektív dózist. Az új kibocsátási határértékek hatályba léptetéséig érvényben maradtak a korábbi, még az 1980-as évekbıl „visszamaradt” hatósági határértékek (üzemi korlátok), amelyek a kibocsátási szinteket a megtermelt elektromos energiával hozták közvetlen kapcsolatba, és azonosak voltak az akkor hatályos paksi Mőszaki Üzemeltetési Szabályzatban foglalt értékekkel. 99

Paks 2003 – BME NTI jelentés LAKOSSÁGI SUGÁRTERHELÉS A párhuzamos mérési eredmények közül a legkedvezıtlenebbet fogadták el. Az eredményeket a PAE SVO-tól vettük át.

Mértékegység

Nemesgáz

Aeroszol (T1/2>24h)

131I

egyenérték

89,90Sr

Kibocsátás IV.10. - V.10. között

Bq

4.7×1014

6.6×109

4.1×1011

6.8×106

Átlagos napi kibocsátás

Bq/nap

1.6×1013

2.2×108

1.4×1010

2.3×105

Üzemi korlát

Bq/nap

1.8×1013

1.0×109

1.0×109

5.2×104

Korlát kihasználás

%

88

21

1310

430 100

Paks 2003 – BME NTI jelentés LAKOSSÁGI SUGÁRTERHELÉS ÜKSER-eredmények : - A legintenzívebb nemesgáz-kibocsátás alatt, IV. 11.-én hajnalban az akkori szélirányba esı „A1” állomás dt.mérıje 250 nSv/h többletet regisztrált. (Az országos OKSER hálózat riasztási küszöbszintje 500 nSv/h - a rendszer nem generált riasztást) - A jódmérések közül a legnagyobb értékeket az elemi jód meghatározására szolgáló berendezések mutatták. A maximális érték, ami a szél mozgásának és a kibocsátás idıbeli alakulásának megfelelıen egy-két órán át volt mérhetı, mintegy 5 Bq/m3 volt.

101

Paks 2003 – BME NTI jelentés LAKOSSÁGI SUGÁRTERHELÉS A HAKSER-mérések döntı többsége a kimutatási határ alatti eredményeket hozott. Az egy évnél is lényegesen hosszabb felezési idejő komponensek esetében (137Cs, 90Sr stb.) a „kimutathatóság” azt jelenti, hogy az adott mintában a környezetben más okokból már korábban jelen lévı radioaktivitás szignifikáns növekményét kellene detektálni. Néhány, az átlagost jelentısen meghaladó mérési eredmény: • Aeroszol: 13 µBq/m3 131I a reaktortól mintegy 30 km-re; • Fő: 43 Bq/kg 131I (száraz tömegre, a reaktortól mintegy 10 km-re); • In-situ gamma-spektrometria: 260 Bq/m2 131I a reaktortól mintegy 1 km-re. A radiojód tipikusan 1 – 10 µBq/m3 koncentrációban Budapest levegıjében is nagy gyakorisággal megtalálható. A mérések érzékenysége megfelelı: teljesül az az általános sugárbiztonsági kritérium, hogy a kimutatható radioaktivitás mennyiségébıl becsülhetı inkorporáció az „elhanyagolható” dózisnál (10 µSv/év) jelentısen kisebb effektív dózist eredményez.

102

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

103

Paks 2003 – BME NTI jelentés LAKOSSÁGI SUGÁRTERHELÉS A dózisszámítások eredményeit összehasonlítva kitőnt, hogy • A becsült lakossági effektív dózis az üzemzavar következtében az összes besugárzási útvonal összegzésével 0.1 – 0.2 µSv-nek adódott, mindegyik programmal. • Nem volt ritka egyes, elvileg azonos módon számított részeredményeknél a két nagyságrendnyi eltérés sem a programok között. • A programok bemenı adatainak (forrástag, meteorológiai paraméterek stb.) eltérı struktúrája nagyon zavarja az összehasonlíthatóságot. 104

Paks 2003 – BME NTI jelentés - A sugárterhelés csökkentésének lehetıségei 1. A tartózkodási idı csökkentése Az érintett területre a rendkívüli helyzet észlelését követıen az ügyeletes mérnök elrendelte a munkák felfüggesztését és a terület elhagyását. Az üzemzavar részletes vizsgálati anyagai szerint az „észlelés” • a tisztítókörbe beépített „kriptonmérı”, • a reaktorcsarnok légterének mintázásával mőködı „nemesgázmérı”, és • a szellızıkémény kibocsátás-ellenırzı rendszerei (KALINA, NEKISE) jelzéseinek értékelését jelentette. Az intézkedést megfelelı mérlegelés után, elegendıen gyorsan hozták meg, ezt a bemutatott dózisadatok kellıen alátámasztják. 2. A hozzáférés korlátozása Az üzemzavar észlelését követıen az SVO megváltoztatta az érintett helyiségek hozzáférési szabályait: oda csak „dozimetriai engedély” birtokában, azaz a konkrét szituációra vonatkozó sugárvédelmi tervezés után lehetett belépni. Az intézkedés hatása közvetlenül nem határozható meg, mert nincs olyan „összehasonlító” csoport, akiknek a dózisát nem befolyásolta ez az intézkedés-sorozat. 3. Szellıztetés A normális légcsere fenntartása az üzemzavar során helyes intézkedés volt. Elvileg létezhet olyan sugárzási helyzet, amikor az optimális sugárvédelmi intézkedés éppen a szellızés rövid idıre történı leállítása lehet, de ez esetünkben kizárható. (Elegendı összevetnünk a „bent” és „kint” okozott dózisok mértékét.) 105

Radioaktív hulladékok feldolgozása 1. Győjtés, osztályozás: • • •

Folyamatos üzemi kibocsátás (nem győjthetı) Üzemelés alatti, helyszínen maradó hulladék (győjthetı) Leszerelés (decomissioning – csak a leszerelés során győjthetı) Az üzemelés alatt keletkezı hulladékok győjtési csoportjai: –

– – – –

Halmazállapot szerint: - gáz (kompresszorral tartályba sőrítik vagy kiengedik) - folyadék Zárt rendszer - szilárd Éghetı - éghetetlen Aktivitáskoncentráció szerint (LLW, ILW, HLW) Biológiai hulladék 106 Mixed waste

Radioaktív hulladékok feldolgozása 1. Győjtés, osztályozás: A hulladék győjtési körülményeit naplózni kell: halmazállapot, kémiai forma, radioizotópok, AK, felületi dózisteljesítmény stb. adatokkal 2. Minısítés: Osztályozás: veszélyességi mutató (S) alapján MSZ 14344/1 - Mőszeres analízis: zárt tartályon át vagy mintavételezéssel, γ− spektrometriával Roncsolásos mintavétel: komponensekre bontás kémiai eljárásokkal, α, β analízis Dózisteljesítmény mérés 1 µSv/h-300 µSv/h – kis aktivitás 300 µSv/h-10mSv/h – közepes aktivitás 107 >10mSv/h – nagy aktivitás

Minısítés in situ gammaspektrometriával 400 literes „szabványos” acélhordóban tárolt hulladékok minısítésére -Forgó platform -Egyenletesen függılegesen mozgatott HP Ge detektor -Szükség esetén árnyékolással

108

Radioaktív hulladékok feldolgozása 2. Minısítés: Minısítés során dönteni kell a hulladékkezelés fajtájáról: • • • • •

Tömöríthetı? Illékony? Toxikus? Üveg hulladék szeparált kezelése Kulcsnuklidok (137Cs, 60Co) bevezetése – γ−spektrometria

A legkedvezıtlenebb hulladékos expozíciós forgatókönyv ne legyen rosszabb a használatban levı radioaktív anyag forgatókönyvénél – dózistervezés az üzemelés során 109

Radioaktív hulladékok feldolgozása 3. Tárolás, szállítás: Tárolás: Külön és elhatárolva a minısítés alapján; az üzemhez tartozó területen – ugyanazon engedélyesé az üzem és a hulladék is. Szállítás során a közúton való szállítás nem zárható ki. Nemzetközi elıírások (ADR) vannak: » » » »

Jármőre (autó, vonat, hajó) Személyzetre Útvonalra (közút: LLW,ILW; vasúti, tengeri: HLW) Szállítható mennyiségek: A1, A2 (burkolati feltételek eltérıek) maximális aktivitások nuklidonként

Felületi dózisteljesítmény: max. 20 µSv/h Jármőburkolat (páncél): acél, ólom, bizmut, urán (!)

110

Részlet az ADR-bıl A1-értékek: TBq nagyságrendben

111

Radioaktív hulladékok feldolgozása 4. Hulladékkezelés: sugárvédelmi és gazdaságossági szempontok egyeztetésével Térfogatcsökkentés • Általános: préselés, égetés, bepárlás, dekontaminálás • Szelektív: felületi (szorpció - addíció, szubsztitúció), térfogati (extrakció) Kondicionálás V0 • Cementezés (LLW, ILW) • Bitumenezés (szerves LLW) V1 hulladékáram c0<MEAK • Üvegesítés (HLW) c1 m1

mővelet

tiszta V2 szennyezett c2 m2 112

Radioaktív hulladékok feldolgozása • Térfogatcsökkentési tényezı: az eredeti és a „sőrített” térfogat hányadosa m1 VRF MRF = vagy 2 m2 • Dekontaminálási tényezı: az eredeti és a „tiszta” koncentráció hányadosa V = V

DF i =

1

c i ,1 ci ,0

Komponensenként KÜLÖN határozható meg! 113

Radioaktív hulladékok feldolgozása Térfogatcsökkentés: általános = mindegyik komponensre azonos mérvő. Préselés: égethetetlen szilárd anyagokra, VRF= ~ 5-10 között Tömörítés 50 bar nyomással; nem tömöríthetı: üveg, tégla, beton Hıkezelés: Égetés vagy hıbontás (incineration, calcination) + HEPA szőrı MRF = m1/m2 ~ 50-100 között; DF= szőrı dekontaminációs tényezıje = c1/c0 ~ 104-105 (a szőrıre jutó gázra érvényes) Bepárlás – illékony folyadékokra Dekontamináció: szilárd felület (szennyezett, c1) + folyadék rendszer (tisztító) között; maradék felületi koncentráció: c0 általános, ha a tisztító mővelet minden radioizotópot eltávolít

114

Radioaktív hulladékok feldolgozása Térfogatcsökkentés • Préselés: „supercompactor”

115

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

116

Radioaktív hulladékok feldolgozása Térfogatcsökkentés •

Bepárlás: Folyadék fázisban, DF  ∞ ha a radioaktv anyagok nem illékonyak, csak a tisztítandó oldószer

VRF = 5 - 50 gız

betáplálás V1 c1

hőtés

bepárlás V2

V0

párlat c0

117

Radioaktív hulladékok feldolgozása „Égetés” egy sajátos, specifikus formája: MEO – mediated electrochemical oxidation - Pu elválasztás része „This technology has the capability of destroying the organic component and recovering the radioactive component of selected mixed wastes. For example, it has been shown that chlorinated hydrocarbons such as tetrachloroethylene, carbon tetrachloride, and chloroform can be converted very efficiently to carbon dioxide at room temperature. However, other organic materials like polypropylene and polyethylene are fairly inert. MEO, as a room temperature process, would be an ideal technology for the treatment of a waste such as the full-flow filters that are contaminated with carbon tetrachloride and plutonium. Treatment with the MEO process would convert the carbon tetrachloride to carbon dioxide, dissolve the plutonium for subsequent recovery by standard recovery procedures, and leave the filters free of both organic and radioactive contamination – in other words, suitable for compaction and disposal.” 118

Radioaktív hulladékok feldolgozása Térfogatcsökkentés szelektív esete: valamelyik komponensre (radioizotóp v. izotópcsoport) specifikus a mővelet. Szokásos technológiai mutató: kapacitás C = (kezelt anyag [kg])/(kezelı anyag [m3 v. kg]) Felületi reakciók által megvalósuló eljárások – szubsztitúciós vagy addíciós mechanizmussal Ioncsere: Felületi szubsztitúciós mővelet; DF-vel jellemzik. A kezelt anyag folyadék. Az ioncserélık tisztíthatók, regenerálhatók. Lehetnek kation-, anion- és vegyes ioncserélık. • Szerves mőgyanták: DF = 103-104 a legtöbb radionuklidra, elıny: nagy kapacitás, probléma: radiolízis (lánchasadás), HLW hulladékokhoz nem alkalmas, deformálódik, kicsi önhordóképesség - regenerálhatók. „Kevertágyas” – anion + kation • Szervetlen: természetes és mesterséges anyagok

119

Radioaktív hulladékok feldolgozása – Paksi Atomerımő UPCORE technológia (1998 óta) 4 db nátrium ciklusú ioncserélı Σ 240 t/h 6 db UPCORE sótalanító egység: Σ 720 t/h 4 db kevertágyas utófinomító egység: Σ 480 t/h • Ioncserélı: DOWEX C-9 UG • Regenerálás sebessége 40 m3/h 120

Radioaktív hulladékok feldolgozása térfogatcsökkentés Fı „ellenfél”: alkálifémek (Cs), komplexek (Ag[NH3]2) Szervetlen ioncserélık Általában kationcsere. A reaktoroknál anioncsere is szükséges (jód  I- és IO3- ; technécium  TcO4-) Szervetlen mesterséges kationcserélı 137Cs és 134Cs-hoz: szilárd vázon K2Ni[Fe(CN)6], (kálium-nikkel-hexacianoferrát) a kálium helyére kerül a cézium. DF = 100, jó kapacitás, de drága. Továbbiak: cirkónium-foszfát, titánfoszfát – inkább analitikai, ritkán technológiai alkalmazások

121

Radioaktív hulladékok feldolgozása térfogatcsökkentés Szervetlen természetes ioncserélık: ioncsere + szorpció együtt Nem regenerálhatók, de olcsók. Összetett szerkezet miatt anion-és kationcserélık is! ZEOLIT agyagásványok: ILLIT, MONTMORILLONIT, KLINOPTILOLIT Elválasztáson kívül a hulladék elhatárolásának segédanyagai is: - bentonit: SiO2 + Al2O3 + Ca, K, Na, Fe stb. oxidok + n H2O térfogatának 10-szeresét köti meg vízbıl - perlit: vulkáni üveges kızetbıl kialakított „felfúvódó” anyag 122

Radioaktív hulladékok feldolgozása Térfogatcsökkentés Extrakció: térfogati és addíciós mővelet, folyadék-szilárd vagy folyadék-folyadék fázis között; nem elegyednek, de egy adott komponens át tud lépni F2-bıl (vizes fázis) F1-be (szerves fázis). Ha F2 szilárd  dekontaminálás. DF = 102-103

Jellemzı: Kc megoszlási hányados = cF1/cF2 F1(Sz)

F2 (V)

Gyorsítás: kevertetés, rázás Tipikus felhasználás: reprocesszálás, urán és transzurán tisztítás, ahol kerozinban oldott TBP (tributil-foszfát) az extrahálószer  PUREX eljárás 123

Radioaktív hulladékok feldolgozása – térfogatcsökkentés- szelektív elválasztás • Urán és plutónium extrahálószere: tributilfoszfát (TBP) – reprocesszálás, analízis

Uranil-nitráthoz kapcsolódó két TBP-molekula Oldószer: kerozin

124

Radioaktív hulladékok feldolgozása – szelektív elválasztás • Extraháló szer: CMPO a TRUEX eljárásban

125

Radioaktív hulladékok feldolgozása Szelektív térfogatcsökkentés Extrakció vagy szorpció? – mindkettı! KORONAÉTEREK: C-O-C kötés + szerves apoláros lánc, a tértöltés befelé néz, oda ül be a koronaéterre specifikus fémion. Hatásos szelektív módszer pl. 90Sr-ra (210Pb!)

126

Radioaktív hulladékok feldolgozása Kondicionálás: térfogatcsökkentés után (vagy szilárd/csapadékos hulladéknál) a szennyezett hulladékáram szilárdítására, immobilizálására törekszünk. Mutatók: kimoshatóság (leachability)  hatásfok [%] = kimosott anyag/kimosható anyag. Szabványok, általában annyi cm3 vízzel, amennyi cm2 a próbatest felszíne mechanikai szilárdság (dinamikus és statikus tesztek); sugártőrés (hıtőrés) 127

Radioaktív hulladékok feldolgozása Kondicionálás: Cementezés: mészkı+agyag (SiO2, CaO, Al2O3 + H2O), szervetlen és kristályos anyag, mátrix-hulladék arány (MWR) = 3:1 - 6:1 + adalékok (pl. bentonit, homok) a minıségi paraméterek javítására kavics hozzáadása  beton (jó hıtőrés, mechanikai szilárdság) folyékony hulladékok: cementezés elıtt felitatás kovafölddel (= polikovasav + agyagásványok) MOWA: paksi eljárás Fémhordókba cementeznek 200l / 400l-es sztenderd méretek Bitumenezés: szerves mátrix, az ásványolaj lepárlásából visszamaradó, nagy molekulatömegő, fekete színő termoplasztikus kötıanyag; rossz mechanikai szilárdság, de kimoshatóság (víztaszító) szempontjából jó; olcsó 128

Radioaktív hulladékok feldolgozása Kondicionálás: –

Üvegesítés: elıkészítı mővelete: hıbontás; SiO2, Al2O3, NaO, BeO, B2O3, Li2O; szervetlen és amorf anyag, hulladék nem zárványban, MWR= 5:1 - 10:1, kimoshatósága a legjobb, de drága (plazmaív kemence: 1100-1300 oC), kiváló sugárállóság

Kondicionálás szempontjai: » Kezelıszemélyzet dózisa alacsony legyen » Rugalmas módszer: többféle hulladékot is fogadjon be » Hulladéktérfogat legyen minél kisebb » Olcsóság » Ellenálló legyen hıfejlıdésre, radiolízisre 129

Radioaktív hulladékok feldolgozása 5. Minısítés-2: dózisteljesítmény mérés, gammaspektrometria – a csomag megbontása nélkül

6. Átmeneti és/vagy végleges elhelyezés: felszíni, felszínközeli (LLW) vagy mélységi tárolás (LLW,ILW,HLW) Minısítés: RTOX (radiotoxicitás index)

RTOX = ∑ Ai (t ) × ( ∑ mf i , j × Q j ) × DCF i i

j 130

Radioaktív hulladékok feldolgozása Átmeneti és/vagy végleges elhelyezés: Követelmények: Többszörös mérnöki gátak (Multiple Engineered Barriers) Mélységi védelem (Defence-In-Depth) = az egyik gát sérülése ne legyen hatással a többi védelemre • • • • •

EB1 – kondicionált forma EB2 – acélhordó (cement radiolízise  passziválja az acélt) EB3 – betonfalú épület + hordók közti rés öntöttbetonnal való kitöltése  felszínközeli vagy mélységi tárolás EB4 – „backfill” visszatöltés + bentonit, geopolimer EB5 – „fresh bedrock” befogadó, háborítatlan kızet Lezárás után beton + földborítás - rekultiváció

131

Radioaktív hulladékok feldolgozása Átmeneti és/vagy végleges elhelyezés • •

•

Átmeneti: telephelyen belül vagy önálló felszíni telephelyen nedves (medencés) vagy száraz (aknás vagy különálló) tárolás Végleges: LLW – ILW: felszínközeli vagy mélységi lerakóhely HLW: mélységi lerakóhely Mélységi lerakók befogadó kızete: - felhagyott bánya; - kısólencse; - háborítatlan kızettest: gránit, aleurolit stb. Alternatíva: reprocesszálás (HLW-t is termel)

132

Végleges elhelyezés – természeti analógok Cigar Lake (Kanada, Saskatchewan) a világ legnagyobb, még érintetlen uránbányája. A becsült készlet 2008-ban 497,000 tonna, átlagosan 20.67%.os U3O8

McArthur River (Kanada) a világ legnagyobb uránkészlete. 1999 óta kitermelik, a világ uránbányászatának 20 %-a innen származik. 2004ben 41000 tonna U3O8-at termelt.

Természeti analógok: az uránércet körülzáró kızet és geokémiai rendszer alkalmas kell, hogy legyen a radioaktív hulladék végleges befogadására is. 133

Radioaktív hulladékok feldolgozása A legnagyobb végleges, felszínközeli tárolók (LLW, ILW): L’Aube (Fr., 1 millió m3) Drigg (Sellafield) (NBr., 0.9 millió m3) Morvilliers (Fr., VLLW, 0.6 millió m3)

134

Radioaktív hulladékok feldolgozása Franciaországi tárolók

135

Radioaktív hulladékok feldolgozása Franciaországi tárolók - Morvilliers

136

Radioaktív hulladékok feldolgozása Franciaországi tárolók

Felszínközeli tárolók

137

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

138

Radioaktív hulladékok feldolgozása Franciaországi tárolók

139

Radioaktív hulladékok feldolgozása Franciaországi tárolók

140

Radioaktív hulladékok feldolgozása Franciaországi tárolók

141

Radioaktív hulladékok feldolgozása Franciaországi tárolók

142

Radioaktív hulladékok feldolgozása Franciaországi tárolók

143

Radioaktív hulladékok feldolgozása Franciaországi tárolók

144

Radioaktív hulladékok feldolgozása Franciaországi tárolók

145

Radioaktív hulladékok feldolgozása Franciaországi tárolók

Centre de l'Aube: LLW, VLLW (Morvilliers) Feltöltés kezdete: 1992. Kapacitás: 1 millió m3 1998. I. 1.-ig: 76,000 m3 elhelyezve Számítógépvezérléső automata lerakó berendezés Kiviteli alak: különálló aknás rendszer Hulladék származása: 90% nukleáris ipar, a többi egyéb ipar és kórházak. Tervezett feltöltési idı: 30 év. A tényleges beszállítás kevesebb - 60 év feltöltési idıt várnak most. Kezelı üzem helyben: préselés, kondicionálás. 146

Radioaktív hulladék tárolása Franciaország Centre de La Manche – LLW + ILW 1969 – 1994 Engedélyes: ANDRA (állami hulladékkezelı vállalat) 527000 m3 lerakott hulladék Lezárás: 1991 – 1996 felsı mérnöki gátakkal Bitumenes geopolimer védıréteg 1994 – 2003: perek, hatósági eljárások 2003 - : „institutional control period”

147

Centre de la Manche A még üzemelı lerakóhely

148

Centre de la Manche

149

Centre de la Manche Monitorozás eredményei:

3H

koncentráció 2005-ös alapra átszámítva: (1991) 3.7×107 Bq/m3 ► ►(2005) 2.2×107 Bq/m3 - - - 60 %

150

Radioaktív hulladékok feldolgozása Finnországi tárolók

151

Finnország Loviisa LLW - ILW Radioactive Waste Repository Dél-Finnországban, Hastholmen-szigeten, Loviisa NPP - 2 VVER-440 reaktor Tároló: a tengerszint alatt 110 m mélyen, sziklába süllyesztve. A tároló az erımőben keletkezı összes LLW – ILW –t fogadja be. Szilárd hulladék: 200 L-es hordókban, két tárolócsarnokban. Folyékony: cementezve 1 m3-es konténerekbe. Az alapkızetben 3 zárt törésvonalakkal határolt területet tártak fel, a tároló a két felsı zárt zóna között létesült. A talajvíz két rétegő: a sós víz felett édesvíz-lencse található. A tároló a sósvizes rétegben van, a sósvíz összefügg a tengerrel, de advekciós vektort nem állapítottak meg. 152

USA - Yucca

153

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

154

Mélységi elhelyezés – Yucca Mountain (USA) Ingnimbrit – olvadt vulkáni tufa Elıny: sivatag – nincs talajvíz Engedélyezett HLW elhelyezés – csak „pilot plant” jelenleg.

155

USA • Javaslat: szegényített urán mint „backfill”

156

USA - Hanford

Aktivitásleltár: 3×1018 Bq ~ Csernobili kibocsátás

157

USA – Waste Isolation Pilot Plant

158

UK - Drigg LLW Repository - Drigg befogadóképesség: 800.000 m3 Low Level Waste Repository (LLWR) – 1959 óta mőködik. 1995-tıl kezdve a korábban lerakott hulladékot betonaknákba telepítik át. Helyszíni kezelés: préselés, cementezés Az akna végleges lezárásáig „the waste is regarded as stored and is included in the UK Radioactive Waste Inventory”. 159

UK - Drigg Közvetlen közelében: -BNFL kutatóközpont -Sellafield (Windcale) reprocesszáló és kísérleti telep

160

UK - Dounreay

161

UK - Dounreay

162

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

163

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

164

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

165

Németország Konrad – vasbánya volt 1961 – 1976-ig. (Száraz!) 1975 – 2002: kutatások. 2002: Engedély LLW-ILW mélységi tároló létesítésére. 2006 – 2007: Perek az engedély visszavonásáért. Tárolási engedély 303.000 m³ LLW – ILW, ebbıl 88.000 m³ korábbi, felszámolandó tárolókból. Költség: 2007 végéig 945 M euró, várható még 900 M euró. 166

Németország Gorleben – 1973-tól kutatás: 140 sólencsét vizsgáltak. Költségek: 1973 – 2000: 1.5 milliárd euró. Ellenzık: „Átláthatóság és ellenırizhetıség hiánya” 1996: Két próbavágat 840 m mélyre. Töredezett határoló kızetek miatt 2000- ben legfeljebb 10 évre felfüggesztették a kutatásokat. Asse II. (490 m mélyen) Sóakna - Kutatóvágat 1965, 1967 – 1978: LLW lerakás Feltöltés befejezése: 1995; 1995 – 2004 üregek feltöltése sóval 2008: sós vízben Cs-137 és Pu-239 volt mérhetı. Morsleben: sóbányából LLW – ILW 1971-: 40,000 m3

167

Németország – Asse II. Szétcsúszó falak az Asse-II-ben.

168

Németország – WAK Korábbi reprocesszáló üzem leszerelése (Wiederaufarbeitungsanlage Karlsruhe)

A WAK 1971 és 1991 között 208 t HLW-t dolgozott fel. A feldolgozatlan főtıelemeket La Hague-ba szállították, 70 m3 HLW folyadékot vitrifikáltak egy idetelepített üzemben (VEK.) Tervezett befejezés: 2009 „Green field” 169

Németország - WAK

170

Németország - WAK

171

Radioaktív hulladékok elhelyezése Mélységi tárolás – HLW végleges elhelyezése (Svédország) KBS-3 hatóságilag engedélyezett eljárás (többszörös mérnöki gátak). 1. Átmeneti tárolás 30 évig. 2. A hulladékot vashengerbe zárják. 3. A vashengert rézhengerbe zárják. 4. 500 m mély vágat a befogadó gránitban. 5. 8 m mély, 2 m átmérıjő akna a vágatban. 6. A hengert bentonitba ágyazzák az aknában. 7. A megtelt tárolóvágatot eltömedékelik. Becsült élettartam: 100 ezer év. Tároló helye: Forsmark vagy Oskarshamn. Kapacitás: 6000 henger. 172

Radioaktív hulladékok elhelyezése

Mélységi tárolás HLW Forsmark (Svédország) A próbafúrások egyik telephelye

173

Magyarország Átmeneti tároló HLW (kiégett főtıelemek) - KKÁT Paks Száraz, aknás, vegyes szellıztetéső tároló

174

Átmeneti tároló KKÁT Paks HLW (kiégett főtıelemek)

175

Radioaktív hulladékok feldolgozása Magyarországi hulladékhelyzet 2007. I. 1.

176

Radioaktív hulladékok feldolgozása Püspökszilágy – felszínközeli tároló LLW, ILW (kapacitás: 5000 m3) + feldolgozó üzem és átmeneti tároló Agyaglencse (18 – 20 m vastagon)

177

Radioaktív hulladékok végleges elhelyezése Püspökszilágy – RHFT A radioaktív hulladékok RHFT-n belüli elhelyezésére - vasbeton tárolómedencék („A” típusú tároló), - szénacél és rozsdamentes acél csıkutak („D” és „B” típusú tárolók) - sekély mélységő vasbeton kazetták („C” típusú tároló) szolgálnak. Az RHFT alapkiépítésében 48 db 70 m3-es „A” típusú és 8 db „C” típusú tárolómedence, továbbá 4 db „D” típusú és 32 db „B” típusú csıkút készült el. Az 1980-as évek végén 6 db 140 m3-es és további 12 db 70 m3-es medence kiépítésével az „A” típusú tárolómedencék teljes kapacitása 5040 m3-re bıvült.

178

179

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

180

Hulladékok átmeneti és végleges elhelyezése Bentonit A bentonit az agyag egyik fajtája. Saját térfogatánál 15 20-szor nagyobb mennyiségő vizet is képes megkötni. Leggyakrabban vulkáni hamu vízzel alkotott elegye alkotja. SiO2 >60 % >20 % Al2O3 Továbbá Ca, Mg, Na, K-ionok. Ásványi szempontból fı alkotója montmorillonit.

181

Mérnöki gátak - bentonit

182

Mérnöki gátak - bentonit

183

Radioaktív hulladékok elhelyezése bentonit

A záróképesség illusztrálása

184

Bentonit - vizsgálatok

Permeáció mérése

185

Püspökszilágy - RHFT A feldolgozó térben tárolt, lerakásra elıkészített acélhordók

186

187

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

188

189

Püspökszilágy - RHFT 2006 – 2008: projekt négy „A” típusú medence feltárására és a hulladék visszatermelésére, majd a mai követelményeknek megfelelı újracsomagolására – „ilyen volt”

190

191

Püspökszilágy - RHFT 2006 – 2008: projekt négy „A” típusú medence feltárására és a hulladék visszatermelésére, majd a mai követelményeknek megfelelı újracsomagolására – „ilyen lett” (átmenetileg visszahelyezett hordók, a medencét a lezárás elıtt még bentofix paplannal bélelték). 192

193

Bátaapátiban elhelyezendı hulladékok (végleges LLW – ILW)

194

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

195

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

196

Mélységi elhelyezés – HLW Magyarország Bodai Aleurolit Formáció (BAF) 350 – 1200 m mélyen lévı, összetömörödött agyagásvány Terepi kutatások 1999-ig: kutatóvágat az uránbánya alatt 2003-tól folytatódó projekt

197

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

198

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

199