Az egyik legnagyobb kérdés, amellyel az atomenergetikának szembe kell néznie, az atomerőművek üzemeltetése során keletkező nagy aktivitású radioaktív hulladékok kezelésének és végleges elhelyezésének problémája. Világszerte elfogadott, hogy a nagy aktivitású radioaktív hulladékok és a kiégett atomerőművi üzemanyag végleges elhelyezésére mélységi geológiai tárolást alkalmaznak. A radioaktív hulladékok elhelyezése kellően stabil geológiai formációkban biztonságos megoldásnak tekinthető.
Egy friss publikáció* után Dr. Fábián Margitot a Magyar Kutatási Hálózat (Hungarian Research Network, HUN-REN, korábbi nevén Eötvös Loránd Kutatási Hálózat, ELKH) és az Energiatudományi Kutatóközpont szakértőjét kérdeztük meg a problémával kapcsolatban.
*Fabian M. et al. Scientific Reports 13:15372 (2023)
Perpetum Magazin:
Miért nem hatástalanítjuk egyszerűen a radioaktív hulladékot?
Dr. Fábián Margit:
A radioaktív hulladékok kapcsán a “hatástalanítás” lehetőségének felvetése totálisan téves. Nem tudunk hatástalanítani! Tudjuk csökkenteni a radioaktív hulladék mennyiségét, ezáltal a radioaktivitást, de megszüntetni nem tudjuk. Egy intenzív kutatási téma a transzmutáció lehetősége, amely során a hosszú felezési idejű izotópokat rövidebb felezési idejű vagy stabil izotópokká alakítjuk át (jelentős energiabefektetéssel, speciális reaktorokban), így csökkentve a radiotoxicitást.
P. M.: Magyarországon nagyságrendileg mennyi radioaktív hulladék keletkezik és hol tárolják?
F. M.: Hazánkban három nukleáris létesítmény termel radioaktív hulladékot, a Paksi Atomerőmű, a Budapesti Kutatóreaktor és a BME Oktatóreaktor, valamint számolni kell az ún. intézményi hulladékokkal is, ezek az ipari, kutatási és orvosi alkalmazás során keletkező hulladékok. Nagyon fontos definiálni, hogy milyen típusú radioaktív hulladékról beszélünk.
A radioaktív hulladékok osztályozását a bennük található izotópok aktivitása és jellemző felezési ideje, valamint hőtermelésük alapján soroljuk be:
- nagy aktivitású az a radioaktív hulladék, amelynek hőtermelését a tárolás és elhelyezés tervezése és üzemeltetése során figyelembe kell venni. Mindenképpen ide sorolandó az a radioaktív hulladék, amelynek hőtermelése nagyobb, mint 2 kW/m3.
- kis és/vagy közepes aktivitású radioaktív hulladéknak minősül az a radioaktív hulladék, amelyben a hőfejlődés az elhelyezés (és tárolás) során elhanyagolható.
A nagyaktivitású radioaktív hulladék a kiégett fűtőelemek pihentetést követő feldolgozása során keletkezik. Magyarországon nincs ilyen jellegű feldolgozás, nincs is tervben. Ezért a kiégett üzemanyagkazetták, majd az ebből kikerülő fűtőelemek megfelelő tárolásáról és elhelyezéséről kell gondoskodnunk. Erre a célra építették a Paksi Atomerőmű mellett működő Kiégett Kazetták Átmeneti Tárolóját, amely egy földfelszíni épület. A fűtőelemeket egyenként, függőleges helyzetű, hermetikusan zárt acélcsövekben – csőkutakban – helyezik el ideiglenes tárolás céljából.
A kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok legfontosabb forrásai az üzemeltetés és karbantartás során elszennyeződő védőruhák, védőfelszerelések, szerszámok, műanyag fóliák; valamint az üzemelő létesítményből kiszerelt elszennyeződött vagy felaktiválódott berendezések, csővezetékek, hőszigetelések stb. A Paksi Atomerőmű üzemeltetése során, éves szinten viszonylag kis mennyiségben (5 köbméter/év) keletkezik nagy aktivitású radioaktív hulladék. E hulladék teljes mennyisége 2023. 01. 01-jén 107,6 m3 volt (ez a várható 50 éves üzemidő alatt kb. 175 m3-t jelent). A kis és közepes aktivitású hulladék tárolt mennyisége jelenleg kb. 8.300 m3 folyékony és közel 10.000 db 200 l-es hordó szilárd hulladék (a várható 50 éves üzemidő alatt ez összesen kb. 14.300 m3-t jelent).
Avio 220 Max ICP-OES műszer
Az Avio 220 Max egy kompakt, hibrid, szimultán ICP-OES (az egyes hullámhosszokon kibocsátott fény mennyiségét mérő) műszer, amely ideális az alacsony és közepes áteresztőképességű laboratóriumok számára. Az Avio 220 Max egyedülálló, hiszen a piacon a leggyorsabban indítható műszer, ami időt és üzemeltetési költségeket takarít meg, mivel lehetővé teszi a műszer leállítását a futtatások között. Ráadásul úgy tervezték, hogy hígítás nélkül kezelje a legnehezebb, nagy mátrixú mintákat is, így termelékenységet, teljesítményt és gyorsabb megtérülést biztosít.
És végül, de nem utolsósorban ott a Syngistix ICP szoftver, intuitív és intelligens monitorozással a valós idejű műszer- és mintadiagnosztikához. Ezen felül az eredmények, a mintaelemzés, a minőségellenőrzés és a belső standardok teljesítményének egyszerű nyomon követéséhez, a minta pontosságának maximalizálása érdekében.
A Budapesti Kutatóreaktornál évente kb. két köbméter szilárd radioaktív hulladék keletkezik, amit műanyag zsákban gyűjtenek össze, majd kézi hidraulikus préssel – kb. 50% térfogatúra – tömörítve 200 literes lemezhordóban tárolnak. Az üzemeltetés alatt éves átlagban kb. 100 liter radioaktív ioncserélő gyanta keletkezik, valamint a folyékonyhulladék-gyűjtő tartályok alján az üzemidő végéig néhány köbméter iszap halmozódik fel. Az üzemeltetés során keletkező radioaktív hulladékokat rendszeresen a püspökszilágyi Radioaktív Hulladék Feldolgozó és Tárolóba (RHFT) szállítják el végleges elhelyezésre.
A BME Oktatóreaktorban szilárd radioaktív hulladékból évente átlagosan egy zsák (zsákonként maximum 50 liter) keletkezik, a zsákok tipikus tömege 3-4 kg. A hulladékok (műanyag és üveg edények, besugárzott minták és azok feldolgozásának maradékai, gumikesztyű, papírtörlő stb.) tömöríthető, illetve nem tömöríthető „laborhulladékot” tartalmaznak. A potenciálisan radioaktív folyadékok (a reaktortartályból, a besugárzó csatornák vízvédelméből, a radiokémiai laboratóriumok mosogatóiból, a vegyifülkékből, stb.) a reaktorépület hulladékvíz-hálózatán keresztül egy ellenőrzőtartályba kerülnek, melyből átlagosan néhány liter keletkezik évente. Az üzemeltetés során keletkező radioaktív hulladékokat rendszeresen a püspökszilágyi RHFT-be szállítják el végleges elhelyezés céljából. Az Oktatóreaktorban kb. 100 kg szilárd, zsákos, kis aktivitású hulladékot tároltak (30 zsák).
Az intézmények a keletkező radioaktív hulladékot a legtöbb esetben elszállíttatják az RHFT telephelyére. A Központi Nyilvántartás jelenleg rendelkezésre álló adatai alapján kb. 40 féle radioaktív izotóp jelenik meg e hulladékok között. Éves szinten átlagosan nagyjából 5–10 köbméter radioaktív hulladék és 200–300 elhasznált zárt sugárforrás kerül átmeneti tárolásra vagy végleges elhelyezésre.
Magyarországon ma két, kis- és közepes aktivitású radioaktív hulladékok elhelyezésére épített hulladéktároló üzemel: a Püspökszilágyon működő Radioaktív Hulladék Feldolgozó és Tároló felszíni kialakítású létesítmény, amely alapvetően a nem atomerőművi eredetű, rövid élettartamú kis- és közepes aktivitású hulladékok végleges elhelyezését szolgálja és a Bátaapátiban üzemelő Nemzeti Radioaktívhulladék-tároló, ami felszín alatti, de nem mélységi geológiai formációban kialakított tároló, amelyben a hatóság által jóváhagyott hulladék átvételi követelményeknek megfelelő, kis és közepes aktivitású, szilárd vagy szilárdított radioaktív hulladékok végleges elhelyezésére kerül sor.
A nagy aktivitású radioaktív hulladék, illetve a hosszú élettartamú kis és közepes aktivitású radioaktív hulladék elhelyezésére a nemzetközi konszenzust elfogadva mélységi geológiai hulladéktárolókban kerül sor, jelenleg ilyen Magyarországon nem működik, de sehol máshol sem. A nagy aktivitású radioaktív hulladék elhelyezésére alkalmas tároló telephelyének kiválasztása tárgyában évek óta folynak felszíni kutatások a Nyugat-Mecsek térségében.
P. M.: Milyen módon lehet a hulladékot kezelni?
F. M.: A nemzetközi ajánlások szerint a radioaktív hulladék mennyiségét a gyakorlatilag elérhető legalacsonyabb szinten kell tartani, ennek egyik módja, hogy már a hulladék keletkezését is minimalizálják. A radioaktív hulladékkezelés célja a hulladék mennyiségének, és a radioaktív szennyezők mobilitásának csökkentése.
A fő hulladékkezelési eljárásokat olyan kémiai műveletek előzik meg, melyek optimalizálják a hulladék kémiai tulajdonságait: pH beállítása, ionerősség beállítása, hordozók adagolása (itt azt használják ki, hogy az aktív izotóp felveszi a hozzá adagolt inaktív izotópjának kémiai tulajdonságait), komplexképzők adagolása vagy komplexek bontása (a szerves anioncserélőknél van szerepe, mert megfelelő komplexképző jelenlétében, az oxidációs állapot változtatásával speciális szelektivitás érhető el). Kiemelten fontos a térfogatcsökkentés (préselés, hőkezelés, bepárlás stb.) és a kondicionálás, amelynek célja a hulladék szilárdítása, a radionuklidok immobilizálása (cementezés, bitumenezés – kis és közepes aktivitású hulladék esetén -, üvegesítés – nagy aktivitású hulladékok esetén).
P. M.: Milyen technológiát használnak a jelenlegi tárolók?
F. M.: Három típusú tárolásról beszélhetünk.
- Kiégett fűtőelemek átmeneti tárolása
Miután eltávolítják a reaktorból a fűtőelemeket, azokat bizonyos ideig vizes medencében hűteni kell. Ekkor már nem folyik bennük nukleáris láncreakció, csupán a radioaktív bomlások eredményeznek hőfejlődést (remanens hő). A pihentető medencéből 3–5 év tárolás után kell elszállítani a kiégett kazettákat. A Paksi Atomerőmű szomszédságában, a kiégett kazetták legalább 50 éves tárolását biztosítani képes létesítmény a Kiégett Kazetták Átmeneti Tárolója, amely a kiégett fűtőelem kazetták száraz tárolását biztosítja. A tárolás száraz körülmények között történik, a termelődő maradék hőt pedig a levegő természetes huzathatásán alapuló hűtési rendszer szállítja el.
- Felszín közeli tárolók
A felszín közeli tárolók vagy a felszín felett, vagy az alatt, de legfeljebb néhányszor 10 méter mélyen helyezkednek el. Olyan radioaktív hulladékok elhelyezésére használják, amelyek aktivitása viszonylag rövid idő (néhány száz év) alatt a természetes háttér szintjére csökken. Ezért felszín közeli tárolókban csak kis és közepes aktivitású, rövid élettartamú hulladékokat helyeznek el. A felszín közeli tárolás előnyei, hogy egyrészt ez a legolcsóbb módszer, másrészt pedig sok ilyen tároló létezik, ezért rengeteg tapasztalat gyűlt már össze velük kapcsolatban. Nagy hátránya viszont az, hogy kevésbé védett a külső behatásokkal szemben, ezért az üzemelés végéig állandó felügyeletet igényel. Magyarországon a püspökszilágyi Radioaktív Hulladék Feldolgozó és Tároló létesítmény tartozik ebbe a kategóriába, ennek feladata az intézményi eredetű radioaktív hulladékok átvétele és elhelyezése.
- Többszörös mérnöki gátak alkalmazása
A radioaktívhulladék-tárolók hosszútávú biztonságának érdekében többszörös mérnöki gátakkal és a mélygeológiai tárolóknál természetes geológiai gáttal akadályozzák a radioaktív anyagok környezetbe jutását. A mérnöki gátakra érvényesül a mélységi védelem elve, azaz a gátrendszer különböző elemei egymástól függetlenül is benntartják a radioaktivitást, az egyik gát sérülése nincs hatással a többi védelemre. A gátrendszernek általában hat részeleme van, amelyek a következők:
– Az első gát, hogy a radioaktív hulladékot kondicionált formába, stabil hulladékmátrixba öntik.
– A második gát a hulladékot tartalmazó, hermetikus, korrózióálló és mechanikailag szilárd, acélból vagy betonból készült tartály.
– A gátrendszer harmadik eleme a betonfalú épület (kamra) és a tartályok közti rés kitöltése öntött betonnal. A beton hozzáköt az acélhoz, így megakadályozza annak korrózióját.
·- A következő gát a tároló beton fala.
·- Az ötödik gát, hogy a hulladéktároló kamrát és a befogadó kőzet közötti területet visszatöltik cementtel és/vagy bentonittal. Ugyancsak cementtel és/vagy bentonittal tömedékelik el a tároló lezárásakor a kamrákhoz vezető vágatokat.
·- A befogadó kőzet geológiai gátként szolgál. A megfelelő kőzet kiválasztásához komoly elemzések szükségesek.
Valamennyi országnak a saját tárolóját, legyen az kis, közepes vagy nagy aktivitású hulladéktároló, a saját adottságainak megfelelően kell kidolgoznia (pl. milyen hulladékcsomagot akar tárolni, milyen tárolásra alkalmas kőzete van stb.).
P. M.: A radioaktív hulladék felezési ideje több száz esetleg több ezer év. Mekkora mérnöki feladat megtervezni egy tárolót ilyen hosszú időre?
F. M.: Ez a legnehezebb kérdés a tárolási témakörben, ugyanis teljes bizonyossággal nem tudjuk azt mondani, hogy a tárolóink 100 ezer év múlva is megfelelőek lesznek. Azonban vannak megbízható eszközeink arra, hogy jó becsléseket adjunk. Ez egyrészt a kísérleti vizsgálatok során kapott adatok, másrészt pedig a kísérleti adatok felhasználása modellkészítésekre.
A kísérleti kutatások során pl. az alkalmazni kívánt anyagokat tudjuk vizsgálni és optimalizálni. Nemcsak azt tudjuk megmondani, hogy jelen pillanatban pl. az üveg alkalmas a radionuklidok stabil immobilizálására, de különböző öregítései folyamatok során (pl. hőkezelés, besugárzás) meg tudjuk mondani, hogy milyen degradáció lép fel benne vagy ugyanolyan jó marad, mint eredeti állapotában. A kísérleti adatokat, amelyek valós anyagok valós adatait tartalmazzák, erre megalkotott modellezésnek vetjük alá, amely még több várható, főként konzervatív becslés alapján készült paraméter felhasználásával számítja a biztonságos tárolásvalószínűségét. Ennek többkörös iterációjával tudunk olyan becsléseket adni, amely hosszútávon alkalmazható lesz.
P. M.: Mik a rövid, közép és hosszú távú kilátások a radioaktív hulladéktárolás területén?
F. M.: A radioaktívhulladék-tárolás területén nem lehet jóslatokra vagy megérzésre hagyatkozni, itt mindig és mindenkor a biztonság a legfontosabb, az, hogy radioaktív anyag ne kerüljön ki a bioszférába. Vannak jól működő kis és közepes aktivitású hulladéktárolók, amelyek jól bevált technológia és protokoll alapján tárolnak. Nincsen azonban még sehol a világon nagy aktivitású hulladéktároló. Ez nem véletlen, és az sem igaz, hogy ezen nem dolgoznának a szakemberek, viszont egy nagy aktivitású hulladéklerakó kidolgozása, megépítése annyira komplex és többlépcsős feladat, amely rengeteg szakterület összehangolását igényli, nagyon hosszú időn keresztül és nagyon intenzív szándék és anyagi támogatás mellett. A kihívást ez jelenti, és bármely földrészt vagy nemzetet nézünk, ezt az akadályt még senki sem tudta leküzdeni, bár Finnország már nagyon közel jár hozzá. Magyarországon ezzel kapcsolatban a tárolókőzet kiválasztására irányuló kutatások folynak, jelenlegi időskála szerint 2065-re kerülnek lerakásra az első hulladékot tartalmazó hordók.
P. M.: Mi volt a célja a jelenlegi kutatásuknak?
F. M.: Jelen kutatást egy európai uniós finanszírozású projekt keretében végeztük, természetesen egyeztetve a magyarországi hulladékkezelési programot koordináló Radioaktív Hulladékokat Kezelő Kft.-vel. Célunk az volt, hogy kísérleti mérések alapján vizsgáljuk a nagy aktivitású hulladékok tárolása során tervezett mérnöki gátrendszerként alkalmazott második és harmadik gát (lásd fentebb) egymásra gyakorolt hatását. Ugyanis valamennyi gátelem a másikkal kompatibilis kell legyen, és ez a legnagyobb nehézsége a munkának, hogy minden szempontból (kémiai, fizikai, geológiai, hidrológiai stb.) megfelelő anyagokat tudjunk találni és alkalmazni, vagy javaslatot tenni az anyagok optimalizálására.
P. M.: Mit és hogyan (milyen eszközökkel) vizsgáltak a kutatás során?
F. M.: A kutatásunk egy olyan tárolási koncepcióra épült, ahol a kondicionált hulladékot (1. gát) szénacél hordóba (2. gát) öntik, és a lerakás során ezt betonnal (3. gát) rögzítik. Egy méretarányos szénacél hordót helyeztünk a frissen bekevert CEMII-alapú (CEMII/B-S 42.5N típusú cement, a Duna-Dráva Cement Kft. Beremendi Cementgyárából) betonba. A körülményeket úgy választottuk meg, hogy szimuláltunk egy vízbetörést, ezért a teljes kísérleti rendszert vizes közegben tartottuk, és számítottunk a bomlás során felszabaduló hő hatására bekövetkező elváltozásokra, ezért 80°C-os állandó hőmérsékletet állítottunk be. A hordó felületén folyamatosan korróziós potenciált mértünk. A három kísérleti egységet 3, 7 és 12 hónapot követően vizsgáltuk. Az acél-beton érintkezési felületre voltunk kíváncsiak, itt pásztázó elektronmikroszkópos felvételek készültek, majd röntgen-mikroanalitikai vizsgálatokat végeztünk, amelyeket mikro-Raman spektroszkópiával egészítettünk ki. A mérések alátámasztják, hogy már két hónapot követően magnetit (Fe2+Fe23+O4) réteg alakul ki az érintkezési felületen, és más korróziós terméket sem tudtunk azonosítani 12 hónapot követően sem. Ez összhangban van a korróziós potenciál időbeli lefutásának alakjával, amely nem mutat időfüggést és stabil kialakulást ad mindhárom időskálán. Mivel a rendszer vizes közegben volt, ezért folyadékanalitikai vizsgálatokat végeztünk induktívan csatolt plazma optikai emissziós spektrometriás és ionkromatográfiás módszerrel. A mérések alapján megállapítható, hogy a hordó anyagából nem történt kioldódás, tehát nem sérült. Ezeknek a mérési adatoknak a felhasználásával Laurent de Windt francia kolléga modellszámításokat végzett annak megértésére, hogy mi történik az acélhordó felületén, ha hosszú távon magasabb hőmérsékletnek tesszük ki a kísérleti egységünket. A modellszámítások eredményeiből arra következtethetünk, hogy az idő előrehaladtával a szulfáttartalom nagy valószínűséggel növekedik, ez azonban nem befolyásolja a magnetit réteg kialakulását.
Sikerült tehát bebizonyítani, hogy – a vizsgált körülmények között – a CEMII alapú beton alkalmas lesz a szénacél hordó rögzítésére, megfelelve a mérnöki gátrendszer második és harmadik gátjával szemben támasztott követelményeknek.
P. M.: Mi történik ezután? Hol fogják hasznosítani a kutatás eredményeit?
F. M.: A kapott eredmények illeszkednek abba a kutatás-fejlesztési tervbe, amely a mérnöki gátrendszer elemeinek egymásra gyakorolt hatását vizsgálja, és ebben a témakörben az egyik kérdést jól megválaszoltuk. A következő lépésben azt fogjuk tanulmányozni, hogy az 1. gátként szolgáló hulladékmátrix, amely a jelen terv szerint a radionuklidok immobilizálására szolgáló amorf boroszilikát összetétel, hogyan viselkedik a 2. gátként szolgáló szénacél hordóban. Tehát az a radionuklidokat stabilizáló tömbi üveg és a szénacél felületén milyen kémiai-fizikai reakciók játszódnak le. Ha “szeretik egymást”, akkor nyert ügyünk van. Komolyra fordítva a szót, ezeket az eredményeket megkapják a Radioaktív Hulladékokat Kezelő Kft. munkatársai és ők döntenek a felhasználásról.
