„Válogatott fejezetek” – a radioaktív hulladékok menedzsmentjéből I) II) III) IV) V) VI)
Hulladékok eredete: nukleáris fűtőelemek gyártása – uránbányászat Nukleáris energiatermelés hulladékai – nehezen mérhető nuklidok a hulladékban Reaktorok leszerelése Hulladékkezelés a Paksi Atomerőműben Különleges hulladékforrások: reaktor- és sugárbalesetek kibocsátásai, hulladékai A hulladékelhelyezés nemzetközi példái 1
I) Hulladékok eredete: nukleáris fűtőelemek gyártása - uránbányászat
2
Urán bányászata - kioldás Kioldás/feltárás: urán + leányelemek elválasztása a környező kőzettől – savas kioldás kénsavval (ez is működhet oxidálószerként) – oxidatív kioldás CO2 + O2 + H2O eljárással. Mindkét módszer megvalósítható fejtéses és ISL = in situ leaching módszerrel. (Másik elnevezés: ISR – in situ recovery) Oxidatív eljárás ISL kivitelben: ez a legkíméletesebb a környezet számára, kevesebb hulladék marad a felszínen.
3
ISL-ISR uránbányászati technológia A „Wildhorse Energy” ausztrál vállalat módszere Gáz halmazállapotú oxigént és CO2-t adagolnak a besajtolt vízhez - az eljárás ugyanazon az elven működik, mint az urán természetes oldódása. Mivel az oxigénes víz az uránon kívül a kőzetből más elemeket alig vagy egyáltalán nem képes kioldani, ezért a képződő hulladék mennyisége igen csekély és az nem lesz radioaktív. 4
A Wildhorse Energy és a Mecsek-Öko Zrt. engedélyezett kutatási területei
5
Uránalapú reaktor-fűtőelem előállítása Feltárt kőzetből kapott oldat feldolgozása: Lecsapás UO2, UO3, U3O8 „yellow cake” (sárga por), a dúsítóba szállítják, ahol gáznemű UF6-tá alakítják. 235U 238U(szegényített): fegyvergyártás + 238U (dúsított): őként UO2-ként kerül a fűtőelemekbe Nehézvizes reaktor (HWR): természetes urán a fűtőelemekben Urán: toxikus nehézfém, sejtméreg vesepusztító Határérték vízben: 10 µg/l ↔ Mentességi szint : 1 Bq/g; 10 µg természetes urán aktivitása csak 0,25 Bq!
6
Uránérc feldolgozás - reaktor üzemanyag előállítása
Ércőrlő és szitáló berendezés
7
Visszamaradt környezetszennyezés az uránbányászat után - Pécs környéki uránbánya területének helyreállítása
Ezt és a következő 4 képet Várhegyi András úrtól (Mecsek Öko ZRt.) kaptuk. 8
Uránérc-feldolgozás zagytározók rekultivációja: Tájrendezés
Morfológia kialakítás, felületstabilizálás Beszivárgást minimalizáló fedés Felszíni vízrendezés, vízelvezetés Hosszú távú stabilitás elérése
9
Geotechnika és rekultiváció ...
Az iszapmag konszolidációja a vízleengedés után
10
Geotechnika és rekultiváció ...
Iszapmag felszínének elıkészítése
11
A rekultiváció eredményei A MECSEKI URÁNBÁNYA REKULTIVÁCIÓJÁNAK ELLENŐRZÉSE BIOINDIKÁCIÓS MÓDSZERREL Máté Borbála Ph.D. dolgozata (Veszprém, 2012.) A dohány a vegetációs sajátságainak és felépítésének köszönhetően megköti az ólom és polónium izotópokat. 53 dohány- és talajminta 210Pb aktivitásának meghatározása alapján megállapítható, hogy a dohánynövény alsó levele és a talaj izotópkoncentrációja között telítési görbének megfelelő korreláció áll fenn. A következő dia a dolgozat 18. ábrája
12
Uránbánya rekultiváció
A talaj átlagos aktivitása: 238U - 30 Bq/kg; 232Th – 25 Bq/kg; 40K – 400 Bq/kg 13
II) Nukleáris energiatermelés hulladékai – nehezen mérhető nuklidok a hulladékban • Bétasugárzó radiostroncium elválasztása • Bétasugárzó radionuklidok mérési módszerei
14
Bétasugárzó stronciumizotópok elválasztása • Koronaéter: Sr.Spec (http://www.eichrom.com/products/info/sr_resin.aspx) • Ioncserélő gyanta: oldott izotópkeverék felvitele ►szelektív megkötés ► szelektív elúció • Karbonátos lecsapás ► savas oldás ► extrakció szerves foszforsavészterrel (D2EHPA) technológiai méretben is végrehajtható • 90Y elválasztása: anioncserélő gyantán karbonátos komplexként 90Y szekuláris egyensúlyban az anyanukliddal ? Hordozóval vagy anélkül van jelen a Sr (Y) ? 15
Stronciumelválasztás Koronaéter Extrakció vagy szorpció? – mindkettő! KORONAÉTEREK szerves oldószerben oldva: C-O-C kötés + szerves apoláros lánc, a tértöltés befelé néz, oda „ül be” a fémion – a korona mérete szerint specifikusak Hatásos szelektív módszer pl. 90Sr-ra (210Pb!)
16
Tiszta β--sugárzó radioizotópok mérése • Félvezető (PIPS) detektorral – lásd α-spektrometria • Folyadékszcintilláció: szerves oldószerben szcintillációra képes molekulák; az oldószernek „kell” gerjesztenie ıket. Konvertálás: fotoelektronsokszorozóval • Relativisztikus sebességő részecskékhez: Cserenkovsugárzás mérése fotoelektronsokszorozóval • Szilárd szerves szcintillációs kristály: antracén; szilárd szcintillációs polimer: „plasztik” detektor
17
III) Reaktorok leszerelése • Hulladékleltár • Sajátos feladatok a leszerelés során: stratégia, végpont, finanszírozás, felszabadítás
18
Radioaktív hulladékok – energiatermelő reaktorok leszerelése során Greifswald (volt NDK): 5 + 3 VVER-440 típusú erőműi reaktor leszerelése „Nuklidvektor a telephely egészére”: • 60Co – 17% - korróziós termék • 137Cs – 2% - hasadási termék • 55Fe – 71% - korróziós termék • 63Ni – 10% - korróziós termék 19
Reaktorok leszerelése • Stratégia Folyamatos leszerelés = Immediate dismantling Védett megőrzés beiktatásával végzett leszerelés = Safe enclosure/Deferred dismantling – Paksi 4 blokk: referencia forgatókönyv „a primerkör védett megőrzése 20 évig” 20 éves üzemidő-hosszabbítás után 2032 – 2037-től Szakaszos leszerelés = Phased dismantling (több megszakítással) Szarkofág = Entombment
• Végpont: a terület korlátlan (=green field) vagy korlátozott (=brown field) felhasználhatósága (környezeti hatástanulmány = EIA) • Finanszírozás → • Felszabadítás →
20
Reaktorok leszerelése • Finanszírozás: A működés alatt elért bevételből kell(ene) fedezni a leszerelés és hulladék-elhelyezés költségeit Magyarország: Központi Nukleáris Pénzügyi Alap (KNPA) valorizációval, kezelője: OAH, felhasználója: RHK Kft.
21
Reaktorok leszerelése • Felszabadítás: a nem felszabadítható leszerelési radioaktív hulladék mennyisége nagyobb lehet, mint az üzem közben keletkező. Felszabadítható anyagok típusai (hozzájuk illeszkedő felszabadítási szintekkel): Törmelék Újrahasznosítható építőanyag Újrahasznosítható épületek Fémhulladék Újrahasznosítható fémek Egyéb anyagok Földterület 22
IV) Hulladékkezelés a Paksi Atomerőműben
23
Radioaktív hulladékok feldolgozása a Paksi Atomerőműben Előkészítő eljárás: primer- és szekunder vízkör vizének előtisztítása UPCORE technológia (1998 óta) 4 db nátrium ciklusú ioncserélő Σ 240 t/h 6 db UPCORE sótalanító egység: Σ 720 t/h 4 db kevertágyas utófinomító egység: Σ 480 t/h • Ioncserélő: DOWEX C-9 UG • Regenerálás sebessége 40 m3/h 24
Hulladékfeldolgozás a Paksi Atomerőműben • UPCORE – általános víztisztítási eljárás ellenáramú ioncserélő oszlopokkal, mozgó gyantaággyal • Anion- és kationcserélő gyanták (legalább 3: erősen savas, gyengén és erősen bázikus gyanta)
25
Radioaktív hulladékok feldolgozása – Paksi Atomerőmű FHF (folyékony hulladék-feldolgozó) technológia 60Co és 137Cs elválasztása a bepárlási maradékokból - Kobalt komplexek oxidatív bontása, lúgos lecsapás, mechanikus szűrés - Bórsav visszanyerése (présszűrő) - Ultraszűrés: radiokolloidok kivonása - Cézium elválasztása hexacianoferrát ioncserélőn - A szűrlet kibocsátható, a bórsavlepény felszabadítható
26
FHF-technológia - ultraszűrés
27
A szőrési folyamatok mérethatárai Elektronmikroszkóp Elektronmikroszkóp
Ionméretek
Molekulák 10-3
Mikrométer Angström Molsúly
100
Fénymikroszkóp Fénymikroszkóp
200
1000
10 000
Szabad szemmel Szabad szemmel
Mikrorészecskék
Makromolekulák
Makrorészecskék
10-2
10-1
1
10
100
102
103
104
105
106
20 000
100 000
500 000
határok
Latex emulziók Olaj emulziók Cukrok
Korom
Festék pigmentek
Endotoxinok, pirogének
Élesztı sejtek Vírusok
Oldható sók (Ionok)
Baktériumok Gombafonalak Kolloidok
Fém ionok
Vörösvérsejtek
Homok Emberi haj
Fehérjék, enzimek
MIKROSZŐRÉS
REVERZOZMÓZIS
NANOSZŐRÉS ULTRASZŐRÉS
MAKROSZŐRÉS
1 Å = 10-10 méter = 10-4 µm (mikron)
Mack Péter „Vegyszermentes vízkezelési technológiák” elıadásából (2008.) 28
V) Különleges hulladékforrás: reaktor- és sugárbalesetek kibocsátásai, hulladékai • Baleset nukleáris fűtőelem készítése során • Reaktorbaleset: „LOCA” vagy „RIA” – hűtőközeg-vesztés vagy reaktivitás szabályozatlan bevitele • Egyéb balesetek: szabaddá vált sugárforrás „orphan source”
29
Uránérc dúsítás Incident update at Gronau uranium enrichment facility 27 January 2010 As reported, there was an incident on Thursday 21.01.2010 at the URENCO uranium enrichment facility in Gronau, Germany, during which there was a minor release of uranium hexafluoride that was contained within the container preparation area. Since the air in the container preparation room is filtered, there was no release to the environment or to the local population. URENCO constantly monitors the radioactivity within the building and on site. In addition, control measurements were taken immediately after the accident. The URENCO employee involved was transferred to the nuclear medical department of Dusseldorf University Clinic in Jülich on Monday, after having received first aid in Münster. According to the doctors treating him, his general condition is very good.
Sugárbalesetek radiográfiás forrásokkal Event date: 2009-07-27 Event title: Overexposure in field radiography Facility/place: Oil refinery, Gdansk, Poland Event abstract: Radiography work with 192Ir source (2.6 TBq) The technician operating a remote crank mechanism was not able to crank in the source to the shielded position. He asked for help from radiation protection inspector (RPI). The RPI with the second worker came in a hurry forgetting to take their individual dosemeters. The RPI decided to return the source to the shielded position by manually grasping the guide tube and forced the source to move to the shielded container. The source was returned back to the safe position. The incident was on July 27th, but information about it was released on 28 September, when the radiation burns of RPI became advanced. The Regulatory Inspectors investigated the incident in October and finished it in December. The doses of the workers were assessed on the basis of blood test (biodosimetry). Dose of RPI : whole body dose 365 mSv and ext. effective dose ~ 5 Sv. Dose of 2nd worker: whole body dose 182 mSv and ext. dose ~ 2,3 Sv. 31
Elhagyott sugárforrások • IAEA videó: Elhagyott szovjet katonai forrás biztonságba helyezése Grúziában
32
„Rendkívüli” hulladékkezelési feladat: Paksi üzemzavar 2003. Válogatás a belső (PAE Zrt.) és a külső (OAH, OSSKI, BME NTI) értékelők előadásaiból.
33
„Rendkívüli” hulladékkezelési feladat: Paksi üzemzavar 2003 – 2006. Az üzemanyag kazetták tisztítására az azokon keletkezett magnetit lerakódás eltávolítása miatt volt szükség - a magnetit lerakódás a gızfejlesztı belsı felületén lévı radioaktív anyagok oxálsavas dekontaminálásának következménye volt, ez a korábbi mővelet viszont a gızfejlesztın szerelést végzı személyek védelme érdekében volt szükséges. A Framatome ANP teljes felelısséggel vállalkozott a tisztítás végrehajtására, beleértve a tervezést, szállítást, helyszíni szerelést és üzemeltetést. Az üzemzavar alapvetı oka a tisztítótartály tervezési hibája volt. Az üzemzavarral kapcsolatos maximális becsült lakossági sugárterhelés a dózismegszorítás másfél ezreléke. Az atomerımő a Nemzetközi Atomenergia Ügynökséggel együttmőködve biztonsági felülvizsgálatokat végzett. A sérült főtıelemeket (30) az orosz TVEL vállalat szakemberei újratokozták (54). További feladatok: ezek elhelyezése a KKÁT-ban, illetve elszállításuk/végleges elhelyezésük. 34
A Paksi Atomerőmű Az atomerımő alapkövét 1975. október 3-án helyezték le. Az elsı hálózatra kapcsolások: 1. blokk 1982. XII. 28. 2. blokk 1984. IX. 6. 3. blokk 1986. IX. 28. 4. blokk 1987. VIII. 16. A blokkok névleges teljesítménye 440 MW, a teljesítménynövelésekkel ezt az elmúlt években 500 MW-ra növelték, így az atomerımő a magyarországi villamosenergia-termelésben meghatározó szerepet tölt be, annak mintegy 40 %-át adja.
35
Előzmények
36
Előzmények
37
Előzmények A karbantartó személyzet sugárvédelme, és ezáltal a karbantartási idı lerövidítése érdekében végzett dekontaminálás eltávolította ugyan a lerakódott szennyezıdés jelentıs részét, de késıbb más, kedvezıtlen 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 és a hıátadás is romlott. – 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.
38
Előzmények • A kazetták további használhatósága érdekében a felületek kémiai tisztításáról (dekontaminálásáról) 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.
39
A tisztítórendszer • „C” üzemmód: oxálsavas mosatás
• „B” üzemmód: tisztító tartályban levı kazetták hőtése
40
A tisztítótartály
41
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.
157
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.
158
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.
159
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.
160
Az üzemzavar
161
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).
162
Következmények Az esemény során kibocsátott radioaktivitás okozta többlet lakossági dózis (Paksra számítva) •
A kibocsátás okozta többlet dózis
0,13 mikroSv
•
Hatósági éves dózismegszorítás az atomerımőre
•
Mellkas átvilágítás
200 mikroSv
•
Egy fıre esı átlagos éves orvosi alkalmazás hatása
300 mikroSv
•
Egy évi természetes sugárterhelés
90 mikroSv
2400 mikroSv
163
Paks 2003. – OAH NBI jelentés
165
Paks 2003. – OAH NBI jelentés
166
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 167
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.
168
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.
169
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. 170
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 rt, é s a z a k tiv itá s -k o n c e n trá c ió k b ó l s z á m íto tt d ó z 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 zé p e n
60
50
40
30
M é rt S zá m íto tt
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.
171
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. 172
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. 173
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
430 174
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.
175
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.
176
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).
177
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. 178
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.) 179
A paksi üzemzavar során keletkezett „különleges” hulladék kezelése • A szennyezıdött pihentetı medence és „1-es akna” vizének folyamatos tisztítása – szőrés és ioncsere • A sérült főtıelem-darabok összegyőjtése, újratokozása, elhelyezése a KKÁT-ban, elszállítás • „Különleges” feladat: alfasugárzók részletes radioanalízise
Urán és tórium mint radioaktív hulladék – az analízis lehetőségei • U és Th kémiai analízis: atomabszorpciós spektroszkópia (AAS), tömegspektrometria (ICP-MS) stb. • U és Th radiokémiai analízis: alfaspektrometria a minta előzetes radiokémiai feldolgozásával - mintaelőkészítés: UTEVA (diamil-amilfoszfonát, DAAP) extrakciós oszlopkromatográfia (megkötés nitrátkomplexszel, kitermelés ellenőrzése nyomjelzővel (pl. 232U) - mérés: galvanikus leválasztás oldatból (electroplating) ►néhány µm rétegvastagság, csekély önabszorpció, αvonalak azonosíthatósága
Alfa-sugárzásról „általában” • kis hatótávolság, nagy LET-érték • vonalas spektrum • kölcsönhatás az anyaggal →ionizáció, gerjesztés • inkorporáció veszélye Ez és az ezt követő 8 kép Papp Eszter 2010-es diplomamunkájának prezentációjából lett átvéve.
Alfa-sugárzásról „általában”
• • • •
Spektrumkiértékelés minőségi és mennyiségi azonosításhoz aszimmetrikus csúcsok átfedésekkel gammaspektrometriából átvett programok abszorpció: forrás vastagsága és egyenletessége → a kémiai eljárások eredményessége „valós” teszt spektrumok, információ a csúcsalakfüggvények pontosságáról
Mintafeldolgozás és forráskészítés hosszadalmas kémiai műveletek sorozata • feltárás elektrolízis • roncsolás • oldás • elválasztás • forráskészítés NYOMJELZİ mikrocsapadékos leválasztás
A dián szereplı fotókat Mácsik Zsuzsanna bocsátotta rendelkezésemre.
Mintafeldolgozás és forráskészítés Elektrolízissel készült forrás: - 20-30 keV felbontóképesség / 5 MeV, PIPS - felületérzékeny - keresztkontamináció
Mikrocsapadékos leválasztással készült forrás: - 60 keV felbontóképesség / 5 MeV, PIPS - csapadékképzıdés körülményei - reprodukálható, gyors eljárás
A dián szereplı fotókat Mácsik Zsuzsanna bocsátotta rendelkezésemre.
Mérőrendszerek • Energiaszelektív mérés: alfa-spektrométer
Spektrumkiértékelés
Spektrumkiértékelés A spektrumkiértékelés lépései: • energia-, hatásfokés félértékszélességkalibrációk • csúcskeresés • csúcsterület meghatározása aktivitás kiszámítása, kémiai kitermeléssel korrigálva impulzusszám összegzés
HÁTTÉRKORREKCIÓK
csúcsalak-illesztés 2 χ red
1 n ( y i − Ri ) = ∑ n − m i =1 σ y2i
2
Spektrumkiértékelés GSANAL: gamma-spektrometriából átvéve y k (i ) = y 0 k e
y k (i ) = y 0 k e
−
−
(i −ck )2 2σ k2
p k2 ( 2 ck − 2 i − pk2 ) 2σ k2
Tehát 1 csúcshoz … paraméter tartozik, ebbıl … illesztendı.
reziduumok eloszlása
Spektrumkiértékelés WinALPHA: alfa-spektrometriás célból írták beütésszámok
(x − m )2 F1 = A1 ⋅ exp 2 2 ⋅ σ l,r x − m 0,5 F2 = A 2 ⋅ exp − C σ l
χ = ∑wi yi − ∑A1−2, j ⋅ F1−2 (xi , mj ) i j=1 P
2
2
1 wi = 2 σ yi
csatornaszám-energia (keV)
Csúcsonként … paramétert kell megadni , ebbıl … illesztendı. P: csúcsok száma; y: beütésszám, x: csatornaszám
VI) Nemzetközi példák a hulladék elhelyezésére
75
Radioaktív hulladékok feldolgozása Franciaországi tárolók
76
Radioaktív hulladékok feldolgozása Franciaországi tárolók
Felszínközeli tárolók 77
Radioaktív hulladékok feldolgozása Franciaországi tárolók Morvilliers (L’Aube közelében) – VLLW 2003 óta
78
Radioaktív hulladékok feldolgozása Franciaországi tárolók
79
Radioaktív hulladékok feldolgozása Franciaországi tárolók
80
Radioaktív hulladékok feldolgozása Franciaországi tárolók
81
Radioaktív hulladékok feldolgozása Franciaországi tárolók
82
Radioaktív hulladékok feldolgozása Franciaországi tárolók
83
Radioaktív hulladékok feldolgozása Franciaországi tárolók
84
Radioaktív hulladékok feldolgozása Franciaországi tárolók
85
Radioaktív hulladék tárolása Franciaország Centre de La Manche – LLW + ILW 1969 – 1994 Engedélyes: ANDRA (állami hulladékkezelő vállalat) 527000 m3 lerakott hulladék Lezárás: 1991 – 1996 felső mérnöki gátakkal Bitumenes geopolimer védőréteg 1994 – 2003: perek, hatósági eljárások 2003 - : „institutional control period”
86
Centre de la Manche A lerakóhely, amikor még üzemelt
87
Szlovákia • Jaslovské Bohunice (JB) A-1 blokk balesetei: 1976, 1977 INES-4 (zónaolvadás) – leszerelési és baleseti hulladékok • JB V-1 2 blokk (régi VVER-230): leállítva 2006, 2008, leszerelés elkezdődött (V-2 2 blokk működik) – ugyanott: hulladékkezelő- és kondicionáló üzem 2001 óta: cementezés, égetés, bepárlás, bitumenezés, préselés • Mochovce – erőmű (2 blokk), és felszínközeli hulladéktároló (2001 óta) – LLW vasbeton konténerekben 88
Radioaktív hulladékok feldolgozása Finnországi tárolók
89
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. 90
Finnország - Onkalo Onkalo – tervezett HLW lerakó az Olkiluoto-i reaktorok telephelyén Jelenleg kutatóvágatok készülnek, tervezett üzembe helyezés 2060 körül.
91
Finnország - Onkalo
92
Finnország - Onkalo
2013. XI. 18.
93
USA – Yucca – előzetes vizsgálatok
94
Mélységi elhelyezés – HLW Yucca Mountain (USA) Yucca Mountain is located in a remote desert on federally protected land within the secure boundaries of the Nevada Test Site in Nye County, Nevada. It is approximately 90 miles northwest of Las Vegas, Nevada.
95
Mélységi elhelyezés – Yucca Mountain (USA) Ingnimbrit – olvadt vulkáni tufa Elıny: sivatag – nincs talajvíz 2000-es évek elején engedélyezett HLW elhelyezés –„pilot plant”: néhány konténer elhelyezése próbaképpen – az engedélyt nemrégiben visszavonták.
96
USA - Yucca • No deep geological repository for spent fuel from NPPs is in operation in any country today. • In the USA, the Obama administration has recently cut most of the Yucca Mountain geological repository project’s 2010 funding and asked an expert commission to make recommendations for developing a new plan for the back-end of the fuel cycle.
97
USA – Hanford „Legacy Waste”
Aktivitásleltár: 3×1018 Bq ~ Csernobili kibocsátás
98
UK - Drigg LLW Repository - Drigg befogadóképesség: 800.000 m3 Low Level Waste Repository (LLWR) – 1959 óta működik. 1995-től kezdve a korábban lerakott hulladékot betonaknákba telepítik át. Helyszíni kezelés: préselés, cementezés Az akna végleges lezárásáig „the waste is regarded as stored and is included in the UK Radioactive Waste Inventory”.
99
UK - Drigg Közvetlen közelében: -BNFL kutatóközpont -Sellafield (Windscale) reprocesszáló és kísérleti telep
100
UK - Dounreay
101
UK - Dounreay
102
UK - Dounreay The full story did not emerge until 1995. The hole had been used to dispose of everything from rubber gloves to fissile waste. It is not hard to see why this dirty bomb went off: sodium and other reactive chemicals had been dumped with the radioactive materials. One estimate suggests that around 2.2kg of plutonium and 81kg of uranium-235 ended up there. But the auditing was patchy: some of the disposals were never recorded; some of the records later disappeared. Forrás: http://www.monbiot.com/2006/09/12/a-catalogue-ofidiocy/
UK – Dounreay – az 1977-es tárolóakna-baleset: hidrogénrobbanás Az akna rekonstruált vázrajza a baleset utáni állapotban
104
UK – Dounreay – az 1977-es tárolóakna-baleset Az akna bemeneti nyílása a baleset után
105
UK – Dounreay – az 1977-es tárolóakna-baleset Helyreállítás – 2002: Új furatokkal szigetelik el a sérült aknát.
106
Németország Konrad – vasbánya volt 1961 – 1976-ig. (Száraz!) 1975 – 2002: kutatások. 2002: Engedély LLW-ILW mélységi tároló létesítésére. 2006 – 2007: Perek az engedély visszavonásáért – sikertelenül 2007 - : engedélykérelemhez szükséges anyagok összeállítása Tárolási engedély 303.000 m³ LLW – ILW, ebből 88.000 m³ korábbi, felszámolandó tárolókból. Költség: 2007 végéig 945 M euró, várható még 900 M euró.
107
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: volt NDK - sóbányából LLW – ILW 1971-1998: 40,000 m3 Felszámolják (leszerelés, felszabadítás) 108
Asse – hulladéklerakás a ‘90-es években
Németország – Asse Pu-mennyiség: 9 vagy 28 kg? (Der Spiegel, 2009.) Die Abweichung von der protokollierten Menge ist beträchtlich: Statt neun Kilogramm lagerten im Atommülllager Asse 28 Kilogramm, wie das Ministerium am Samstag in Berlin mitteilte. Der ehemalige Asse-Betreiber, das Helmholtz Zentrum München, habe seine Angaben korrigiert, nachdem ein Übertragungsfehler zwischen einer Abteilung des Forschungszentrums Karlsruhe und der damals zuständigen Gesellschaft für Strahlenforschung entdeckt worden war.
Németország - Asse Erhöhte Krebs-Raten rund um die Asse Donnerstag 25.11.2010, 20:23 Reuters Atomendlager: Erhöhte Zahl von Leukämie-Fällen im Umfeld der Asse • Im Umfeld des maroden Atomendlagers Asse bei Wolfenbüttel ist eine erhöhte Zahl von Leukämie-Fällen bei Männern festgestellt worden. Frauen erkranken dort weit öfter an Schilddrüsenkrebs als anderswo. Die Gründe sollen nun erforscht werden. • Dies teilte das niedersächsische Umweltministerium am Donnerstagabend in Hannover mit und bestätigte damit einen Bericht des regionalen NDRFernsehmagazins „Hallo Niedersachsen“. Ministeriumssprecher Thomas Spieker sagte, Auswertungsergebnisse des Epidemiologischen Krebsregisters des Landes hätten Hinweise auf ein gehäuftes Auftreten von Leukämie-Erkrankungen insbesondere bei Männern ergeben. „Eine Ursache dafür kann bisher nicht festgestellt werden“, sagte Spieker. Die Auswertung sei noch nicht abgeschlossen: „Wir wissen daher noch nicht, welchen Einfluss zum Beispiel Lebensalter und Berufstätigkeit auf Erkrankungen haben.“
111
Svédország Mélységi tárolás – HLW tervezett végleges elhelyezése 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 átmérőjű 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. 112
Svédország
Mélységi tárolás - HLW Forsmark - A próbafúrások egyik telephelye
113
