Patzay Gyorgy--Atomenergetika Es Nuklearis Technologia

Írta:

PÁTZAY GYÖRGY

Lektorálta:

ELTER ENIKŐ

ATOMENERGETIKA ÉS NUKLEÁRIS TECHNOLÓGIA Egyetemi tananyag

2011

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

COPYRIGHT: 2011-2016, Dr. Pátzay György, BME Vegyészmérnöki és Biomérnöki Kar Kémiai és

Környezeti Folyamatmérnöki Tanszék

LEKTORÁLTA: Elter Enikő, BME KKFT

Creative Commons NonCommercial-NoDerivs 3.0 (CC BY-NC-ND 3.0)

A szerző nevének feltüntetése mellett nem kereskedelmi céllal szabadon

másolható, terjeszthető, megjelentethető és előadható, de nem módosítható.

TÁMOGATÁS:

Készült a TÁMOP-4.1.2-08/2/A/KMR-2009-0028 számú, „Multidiszciplináris, modulrendszerű, digitális

tananyagfejlesztés a vegyészmérnöki, biomérnöki és vegyész alapképzésben” című projekt keretében.

ISBN 978-963-279-468-6

KÉSZÜLT: a Typotex Kiadó gondozásában

FELELŐS VEZETŐ: Votisky Zsuzsa

AZ ELEKTRONIKUS KIADÁST ELŐKÉSZÍTETTE: Faragó Andrea

KULCSSZAVAK:

energiaellátás, nukleáris energetika, hasadási és fúziós energiatermelés, működő atomreaktorok, 1.,2.,3. és 4.

generációs atomerőművek, nukleáris fűtőelem ciklusok, nukleáris üzemanyagok előállítása, szerelése,

felhasználása, atomerőművek vízüzemei, PWR, BWR, VVER, dekontamináló eljárások, kiégett fűtőelemek

kezelése, reprocesszálás, radioaktív hulladékok, Paksi Atomerőmű, radioaktív izotópok, alkalmazás,

diagnosztika, orvosi alkalmazások, sugárzások mérése, adatfeldolgozás

ÖSSZEFOGLALÁS:

A jegyzet részletesen foglalkozik hazánk, az EU és a világ energiaellátásának jelenével és jövőjével, ezen

belül a megújuló és atomenergiák szerepével. Tárgyalja a hasadási és a fúziós energiatermelés elvi

technológiai alapjait, jellemzőit és problémáit. Ismerteti az 1., 2., 3. és 4. generációs atomerőművek

jellemzőit, az erőművekhez kapcsolódó fűtőelem ciklusokat. Bemutatja a nukleáris fűtőelemek előállításának

lépéseit, technológiáit, a legelterjedtebb atomerőművek vízüzemeit. Foglalkozik a dekontamináló

eljárásokkal, a kiégett fűtőelemek és a radioaktív hulladékok kezelésével, elhelyezésével. Ismerteti a Paksi

Atomerőmű legfontosabb jellemzőit és bemutatja a radioaktív izotópok és a radioaktív sugárzások ipari,

mezőgazdasági, biztonsági, orvosi és egyéb alkalmazási lehetőségeit. Részletesen tárgyalja a radioaktív

sugárzások detektálásának alapelveit, eszközeit, eljárásait, berendezéseit, kiértékelési módszereit.

A jegyzet 240 zömében színes ábrát, 47 táblázatot, 4 interaktív és 18 nem interaktív animációt tartalmaz.

http://www.typotex.hu/

Tartalom 3

© Pátzay György, BME www.tankonyvtar.hu

TARTALOM

1. BEVEZETÉS ................................................................................................................................... 5 2. AZ ENERGIAELLÁTÁS JÖVŐJE, A NUKLEÁRIS ENERGIA SZEREPE, JELENTŐSÉGE A

21. SZÁZADBAN .................................................................................................................................... 7 2.1. A világ energiaigénye és energiahordozó készletei ..................................................................... 7 2.2. A jövő lehetséges energiaforrásai .............................................................................................. 10 2.3. A nukleáris energiatermelés jövője, megoldandó feladatok ...................................................... 12 2.4. Fúziós energiatermelés ............................................................................................................... 14 2.5. Új típusú, fissziós energiatermelés ............................................................................................. 15

3. A HASADÁSON ALAPULÓ ENERGIATERMELÉS ALAPJAI ............................................... 18 3.1. Nukleáris energiatermelés maghasadással ................................................................................. 19

4. A MŰKÖDŐ ATOMREAKTOROK TÍPUSAI: 1. ÉS 2. GENERÁCIÓS REAKTOROK ......... 28 4.1. A nukleáris energiatermelés jelenlegi helyzete .......................................................................... 28

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

REAKTOROK ....................................................................................................................................... 33 5.1. Az új 3. generációs reaktorok műszaki jellemzői és várható alkalmazásai ................................ 37 5.2. A 4. generációs atomreaktorok .................................................................................................. 38 5.3. A 4. generációs atomerőművek várható alkalmazása ................................................................ 46

6. NUKLEÁRIS FŰTŐELEMCIKLUSOK. NYITOTT ÉS ZÁRT CIKLUSÚ HASADÓANYAG-

FELHASZNÁLÁS ................................................................................................................................. 47 6.1. Fűtőelemciklusok ....................................................................................................................... 47 6.2. Nukleáris üzemanyagciklusok elválasztási technológiái ........................................................... 54 6.3. Transzmutáció a továbbfejlesztett üzemanyag ciklusban .......................................................... 57

7. NUKLEÁRIS ÜZEMANYAGOK ELŐÁLLÍTÁSA, SZERELÉSE, FELHASZNÁLÁSA ......... 59 7.1. Az uránércek és feldolgozásuk fűtőelemekké ............................................................................ 59

8. ATOMREAKTOROK ÜZEMELÉSÉNEK JELLEMZŐI, VÍZÜZEMEK ................................... 70 8.1. PWR nyomottvizes reaktorok üzemelése ................................................................................... 70 8.2. BWR forralóvizes reaktorok üzemelése ..................................................................................... 77 8.3. Atomerőművek vízüzeme .......................................................................................................... 85

9. KONTAMINÁCIÓ, DEKONTAMINÁCIÓ ............................................................................... 102 9.1. Nem-kémiai dekontamináló eljárások ...................................................................................... 105 9.2. Kémiai dekontamináló eljárások .............................................................................................. 106 9.3. Néhány kémiai dekontamináló eljárás ..................................................................................... 108 9.4. Elektrokémiai dekontamináló eljárások ................................................................................... 115

10. KIÉGETT FŰTŐELEMEK KEZELÉSE, ELŐKÉSZÍTÉSE TÁROLÁSRA,

REPROCESSZÁLÁS ........................................................................................................................... 117 10.1. Nagy aktivitású hulladékok átmeneti tárolása ........................................................................ 122 10.2. A radioaktív hulladék végleges elhelyezése........................................................................... 124 10.3. Kiégett fűtőelemek feldolgozása (reprocesszálás) ................................................................. 127

11. RADIOAKTÍV HULLADÉKOK KELETKEZÉSE, KEZELÉSE ÉS ELHELYEZÉSE ........... 135 11.1. Radioaktív hulladékok osztályozása ...................................................................................... 135 11.2. Hosszú felezési idejű nuklidok radioaktív hulladékokban ..................................................... 139 11.3 Kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok kezelése ...................................................... 141 11.4. Hulladékkezelő módszerek .................................................................................................... 147 11.5 Beágyazó mátrixanyagok ........................................................................................................ 154 11.6. Radioaktív hulladékok keletkezése és kezelése könnyűvizes atomerőművekben ................. 159

12. A PAKSI ATOMERŐMŰ FELÉPÍTÉSE, JELLEMZÉSE, ÜZEMVITELE ............................. 166 12.1. A reaktorok üzemidő-hosszabbítása ...................................................................................... 174

13. RADIOAKTÍV IZOTÓPOK ALKALMAZÁSA ........................................................................ 175 13.1. Radioaktív sugárforrások ipari és mezőgazdasági alkalmazása ............................................. 178 13.2 Radioaktív nyomjelzők alkalmazása ....................................................................................... 188

4 Atomenergetika és nukleáris technológia


14. RADIOAKTÍV IZOTÓPOK ÉS A RADIOAKTÍV SUGÁRZÁS ORVOSI, GYÓGYÁSZATI

ALKALMAZÁSA ............................................................................................................................... 193 14.1. Diagnosztikai radiográfia ....................................................................................................... 193 14.2 Radioaktivitás terápiás alkalmazása ........................................................................................ 198

15. A RADIOAKTÍV SUGÁRZÁSOK MÉRÉSE A KÖRNYEZETBEN ....................................... 200 15.1. -sugárzás kölcsönhatása a detektor anyagával ..................................................................... 201 15.2. -sugárzás kölcsönhatása a detektor anyagával ..................................................................... 202 15.3. -sugárzás és röntgensugárzás kölcsönhatása a detektor anyagával ...................................... 204 15.4. Neutron-sugárzás kölcsönhatása a detektor anyagával .......................................................... 207 15.5. Gázionizációs detektorok ....................................................................................................... 208 15.6. Szcintillációs detektorok ........................................................................................................ 212 15.7. Félvezető detektorok .............................................................................................................. 215 15.8. Fotoemulziók ......................................................................................................................... 217 15.9. Termolumineszcens (TLD) detektorok .................................................................................. 218 15.10. Szilárdtest nyomdetektorok .................................................................................................. 218 15.11. Mérőeszközök és jellemzőik ................................................................................................ 219 15.12. Mérési módszerek ................................................................................................................ 226 15.13 Mérési adatok feldolgozása ................................................................................................... 227

RÖVIDÍTÉSEK ................................................................................................................................... 233 ÁBRÁK, ANIMÁCIÓK, TÁBLÁZATOK JEGYZÉKE ..................................................................... 234

Ábrák ............................................................................................................................................... 234 Animációk ....................................................................................................................................... 238 Táblázatok ....................................................................................................................................... 239

1. Bevezetés 5


1. BEVEZETÉS

1975 óta a Budapest Műszaki Egyetem Kémiai Technológia, majd 2008 óta Kémiai és Környezeti

Folyamatmérnöki Tanszékén folyamatosan oktatom a „Radiokémia”, a „Kémiai technológia”, a

„Vízkémia és technológia”, az „Energiatermelés” és a „Korszerű energiatermelés” tárgyakat vegyész-,

biológus- és környezetmérnök-hallgatók számára, a „Nukleáris környezetvédelem” tárgyat

gépészmérnök-hallgatóknak és a „Radioaktív hulladékok” tárgyat környezetvédelmi szakmérnök-

hallgatóknak. Az eltelt hosszú idő során felmerült egy, az atomenergetikával és a nukleáris tech-

nológiák alkalmazásával kapcsolatos ismeretanyagokat elsősorban gyakorlati oldalról megközelítő

jegyzet, könyv szükségessége. Különösen az elmúlt 2010-es évben vált világossá, hogy a jelenlegi

civilizációnkat alapvetően érintő, sürgető és megoldásra váró globális kérdések között (népesedés,

élelmiszer- és vízellátás, környezetszennyezés, energiaszolgáltatás stb.) a megbízható, hosszú távú és

megfizethető energiaellátás kérdésének megnyugtató megoldása aktuálissá vált. Ezen belül kiderült,

hogy a fosszilis energiahordozók felhasználásán alapuló energiaszolgáltatás nem tartható tovább fent,

és azokat teljes mértékben helyettesíteni csak a napenergia – jelenleg kidolgozásra váró – technológiai

megoldásaival és a nukleáris energia fokozottabb, továbbfejlesztett alkalmazásával lehet. Ezen a

területen rendkívül gyorsan avulnak el az ismeretek, ezért igen nehéz a legújabb ismereteket közlő

„up-to-date” jegyzetet, könyvet írni. A legújabb kutatási eredmények és elképzelések információihoz

csak korlátozott a hozzáférés, ezért jelen könyv alapvetően a 2000–2005 évek már elfogadott, többé-

kevésbé tisztázott ismeretanyagára épül.

A könyv tizenöt fejezetben foglalja össze a témakör fontosabb ismereteit. Természetesen a

fejezetek részletezettsége, tartalma nem azonos nagyságú, melyért az olvasó megértését kérem. A

jövőben lehetőségeimhez képest igyekszem kiegészíteni, pótolni az olvasók által hiányolt ismereteket.

A bevezetés után a második fejezetben az energiaellátás jövőjét, a nukleáris energia szerepét és

jelentőségét tárgyalom századunkban. Ismertetem azt a három fő okot, mely következtében a világ

energiaellátása nem alapozható tovább fosszilis, nem-megújuló energiahordozókra. Röviden

tárgyalom a nukleáris energiatermelés fúziós és az új hasadási eljárásait.

A harmadik fejezetben részletesebben ismertetem a jelenleg technológiailag megoldott mag-

hasadáson (235U) alapuló energiatermelés alapjait, jellemzőit, és röviden a jelenleg üzemelő reaktorok

típusait, jellemzőit.

A negyedik fejezetben a jelenleg működő 1. és 2. generációs atomreaktorok fontosabb típusait

tárgyalom. Itt részletesebben ismertetem a legfontosabb könnyűvizes reaktorokat és a nehézvizes

CANDU-reaktort, a gáz- és folyékonyfém-hűtésű reaktorokat.

Az ötödik fejezetben az újonnan fejlesztett 3. és 4. generációs atomreaktorok fejlesztési irányzatait

és a jövő atomerőműivel szemben támasztott követelményeket ismertetem.

A hatodik fejezet célja a nukleáris üzemanyagciklusok, a hasadóanyag-szükségletek és a radio-

aktívhulladék-mennyiségek, valamint a nukleáris üzemanyagciklusok elválasztási technológiáinak és a

transzmutáció lényegének az ismertetése.

A hetedik fejezetben röviden tárgyalom a nukleáris energetikában jelenleg alkalmazott

üzemanyagok előállítási, szerelési és felhasználási technológiáit.

A nyolcadik fejezet az atomreaktorok üzemelésének jellemzőit, vízüzemeit tárgyalja. Külön

tárgyalja a PWR és VVER nyomottvizes reaktorok primer- és szekunderköri vízüzemeit.

A kilencedik fejezetben részletesen ismertetem a különböző dekontamináló eljárásokat.

A tizedik fejezet tárgyalja a kiégett fűtőelemek kezelésének, szállításának, tárolásának és

reprocesszálásának technológiáit.

A tizenegyedik fejezet a radioaktív hulladékok minősítésével, gyűjtésével, osztályozásával,

tárolásával, szállításával, kezelésével, térfogatcsökkentésével, kondicionálásával, immobilizálásával,

minősítésével és átmeneti és végleges elhelyezésével foglalkozik.

A tizenkettedik fejezetben a Paksi Atomerőmű történetét, felépítését és rövid üzemvitelét

ismertetem.

A tizenharmadik fejezetben a radioaktív izotópok előállítását, ipari, mezőgazdasági, kutatási,

biztonsági és egyéb alkalmazási eseteit tárgyalom.



A tizennegyedik fejezet tárgya a radioaktív izotópok orvosi alkalmazása, detektálási és terápiás

eljárásainak rövid ismertetése.

A tizenötödik fejezet ismerteti a radioaktív sugárzások detektálásának alapjait, a fontosabb

detektortípusokat, az alkalmazott elektronikai eszközöket és a radioaktív mérési eredmények

értékelésének alapjait.

A végén egy rövidítésjegyzék található.

Budapest, 2011. február 11.

Pátzay György

2. Az energiaellátás jövője, a nukleáris energia szerepe, jelentősége a 21. században 7


2. AZ ENERGIAELLÁTÁS JÖVŐJE, A NUKLEÁRIS

ENERGIA SZEREPE, JELENTŐSÉGE A 21. SZÁZADBAN

A világ primer energia felhasználása folyamatosan növekszik (1965 és 2009 között évente átlagosan

~2,5%-kal), az 1965-ös kezdeti érték mintegy 2,93-szorosára nőtt. Az energiafelhasználás 2010-ben

közel 17 TW/év, amely döntően fosszilis eredetű! Jelenleg a fajlagos energiafogyasztás ~900

MJ/nap/fő (10,4 kW/fő). Napi táplálékunk energiatartalma ~0,14 kW/fő (3000 kcal/nap), ami az össz-

energiafogyasztás 1%-a. Az energiafogyasztás nagyon szór, egy fejlett és fejletlen társadalmat pél-

daként véve nagyságrendi eltérések adódnak: Svédország 15000 kWh/fő/év, Tanzánia 100 kWh/fő/év.

2.1. A világ energiaigénye és energiahordozó készletei

A modern emberi civilizáció „hatóereje”, működtetője az energia. A XIX. századtól az emberiség

energiaigénye folyamatosan nőtt, és ez az a igénynövekedés vészesen emelkedő hatványfüggvény

szerint változott. A 2.1. ábrán azt szemléltetjük, hogy ha a 2000. év adatai alapján az emberiség

kőolajban kifejezett éves energiaigény növekedése 7% maradt volna, akkor 2000 és 2010 között az

emberiség annyi energiát használt volna el, amennyit 2000-ig összesen felhasznált.

2.1. ábra: Az emberiség tényleges és a jövőre becsült kőolaj-felhasználása

Szerencsére a felhasználás üteme jelentősen lassult, és 2000–2010 években a felhasználás átlagos

növekedése csak 0,989% volt évente.

Ugyanakkor a Föld országainak energiafelhasználása rendkívül eltérő, a fejlett ipari országok

fajlagosan 8–10-szer annyi energiát fogyasztanak, mint a fejlődők. Kézenfekvő tehát, hogy a Föld

fosszilis energiakészletei végesek, és a jelenlegi exponenciálisan növekvő energiaigények mellett

nagyon hamar kimerülnek. Amerikai kutatók szerint évi 1%-os energiafelhasználási növekmény

mellett a világ olajtartalékai 70–90 évre elegendőek, attól függően, hogy az olajpala-mennyiségeket

milyen becsült értékkel vesszük figyelembe. Ugyanezen tartalékok évi 5%-os energiafelhasználási

növekmény mellett már csak 36–42 évet jelentenek. Bár a világ kőolajkészleteiben a hagyományos



kőolajforrások mellett a nem-hagyományos kőolajforrások (nehézolajok, bitumenek, olajpalák,

szintetikus olajok, tenger alatti olajkészletek, sarki olajkészletek, magas hőmérsékletű és nyomású

kitermelések, szénkonverziós és egyéb biogén előállítások) egyre nagyobb szerephez jutnak, egy-

értelműen kimondhatjuk, hogy a szénhidrogén-alapú energiaforrások kiaknázása egyre lassabban,

egyre drágábban és egyre kisebb mennyiségben történhet a közeljövőben. A nagy olaj- és gázmezőket

az elmúlt két évszázad során már megtalálták, a tengerfenék kivételével nem valószínű újabb nagy

szénhidrogéntelepek nagyszámú felderítése. Például az amerikai Shell 1885 óta 3600 kútjában 60

Gbarrel (9,539×109 m3) kőolajat talált az USA területén kívül, becslések szerint újabb 3600 kúttal már

csak 16 Gbarrel (2,54×109 m3) kőolajat termelhetne ki. Az AMOCO 600 kúttal 15 Gbarrel (2,38×109

m3) kőolajat termelt, de ennek 93,3%-át az első 300 kút szolgáltatta. Becsléseik szerint eddig a világ

konvencionális kőolajkészletéből körülbelül 822 Gbarrel (46%) olajat termeltek ki, a tartalékok

mennyisége körülbelül 827 Gbarrel, a feltárt készlet körülbelül 1637 Gbarrel (91%), valószínűleg még

feltárható 151 Gbarrel és kitermelhető még 978 Gbarrel. A világ kőolaj-felhasználása jelenleg 22

Gbarrel/év (emelkedő), a készlet éves felhasználása 2,2%/év, az új készletek feltárása pedig 6 Gbarrel

(csökkenő). Ebből következik, hogy a felhasználás és a készletfeltárás között 1980 óta egy folyama-

tosan növekvő különbség jött létre. A világ ismert kőolajkészleteinek a zöme a Közel-Kelet 5 országá-

ban található (Irak, Irán, Kuvait, Egyesült Arab Emirátusok és Szaúd-Arábia). Ezekben az orszá-

gokban sem találtak újabb jelentős készleteket, és ezért a kutatók szerint a világ konvencionális

kőolajtermelésében 2015–2020 után jelentős visszaesés várható (2.2. ábra).

2.2. ábra: A világ kőolajtermelése (a sárga nyilak a tetőzés határait jelölik)

Ugyanezen kutatók szerint a világ szénhidrogén-alapú fosszilis energiakészleteinek eddigi és

várható alakulását szemlélteti az 2.3. ábra.



2.3. ábra: A világ összes szénhidrogén termelése (2000) és a becsült termelés

A nehézolaj-termelést (a bitumenes homokkal együtt) sötétlila szín jelöli, melynek mennyisége

lassan, folyamatosan növekszik. A sarkvidéki olajkitermelést (Alaszka) fehér szín jelzi. A mélytengeri

olajkitermelést sötétkék színnel jelölték, mely folyamatosan járul hozzá a szénhidrogén-termeléshez és

a kitermelési csúcsot túléli ugyan, de 2040 körül megszűnik. A természetes gázalapú folyadékokat

sraffozott sötétzöld szín jelzi, és kitermelt mennyiségük együtt növekszik a vörös színnel jelzett

földgázkitermeléssel. A becslés szerint a földgázkitermelés maximumát 2020 körül éri el. A nem-

konvencionális gáz (szénalapú metán-előállítás, tömörpala gázok, mélytengeri zagyból fejlesztett gáz,

magas hőmérsékletű és nyomású kitermelés, geotermális kutak mélységi gázai) kitermelését a lila szín

jelzi.

Az egyetlen, viszonylag nagyobb fosszilis energiakészlet jelenlegi tudásunk szerint a szénvagyon.

Ugyanakkor a szén jelenlegi energetikai felhasználása környezetvédelmi okokból a világ egyre több

országában kizárt, a jövőben csak a szénből nyomás alatt, magas hőmérsékleten előállított folyékony

és gáz halmazállapotú másodlagos energiahordozók használhatók fel. Becslések szerint a jelenlegi

felhasználási szint mellett a szénkészlet mintegy 120 évig fedezné az energiaszükségleteinket, azonban

2–6%-os éves energiafogyasztási növekmény mellett csak néhány évtizedre futná. Jelenleg kezd

tudatosodni az energiatermelő iparban, hogy a fosszilis tüzelőanyagok elégetésével a légkörbe kerülő

szén-dioxid hatása katasztrófát okozhat, és sürgős emissziómérséklést kell bevezetni világszerte. A

fosszilis energiahordozók fölhasználásának azonnali és drasztikus korlátozása mellett szól az a tény is,

hogy a civilizációnk egyik pillérét képező műanyagok és szerves vegyületek, intermedierek létfon-

tosságú alapanyaga a földgáz és a kőolaj, ezért vétek lenne ezeket a nem-megújuló nyersanyagokat és

energiahordozókat eltüzelni.



2.2. A jövő lehetséges energiaforrásai

Fentiek figyelembevételével az energetikával foglalkozó szakértőknek el kell gondolkodniuk azon,

vajon milyen forrásból elégítjük ki a világ lakosainak, a civilizációnak a rohamosan növekvő

energiaigényét, ha nem akarunk néhányszor tíz éven belül civilizációnk fejlődési lépcsőin visszalépni,

és szeretnénk az ún. „fenntartható fejlődést” mindenkinek biztosítani. A következő 2.1. táblázatban

röviden összefoglaltuk a közeljövőben számba jöhető potenciális energiaforrásokat, energiatermelésük

módját.

2.1. táblázat: A jövő lehetséges energiaforrásai

Energiaforrás Rövid leírás

Szénkonverzió Gáz, folyékony szénhidrogén, alkohol stb. előállítása

szénből

Olajpala Petróleum-típusú tüzelőanyag előállítása olajpalából

Csúcsüzemű gázturbina A forró füstgázok turbinát hajtanak a gőztermelés után

MHD Forró plazma áthajtásával mágneses elektromos erőtéren

elektromos áramot gerjesztenek

Termoionos hatás Termikus gradiens hatására elektromos áramot

gerjesztenek

Tüzelőanyag-cellák Kémiai energiát elektromos energiává alakítanak

Napenergiás fűtés és hűtés A napenergia közvetlen hasznosítása hűtésre és fűtésre

napkollektorokkal

Napcellák Szilícium félvezető cellákkal napfényből elektromos

áramot állítanak elő

Napenergia termoelektromos

hasznosítása

A napenergiát hővé, majd elektromos energiává

alakítják át

Szélenergia Szélenergiát elektromos energiává alakítják

Óceánok termikus energiája A tengervizek hőfokgradiense alapján elektromos

energiát állítanak elő

Maghasadásos reaktorok Nehéz atommagok hasadásakor keletkező energiából

elektromos energiát állítanak elő

Szaporító reaktorok Maghasadás+a nem-hasadóképes nehéz atommagok

átalakulása hasadóanyaggá

Magfúzió Könnyű atommagok egyesülésekor felszabaduló energia

átalakítása elektromos energiává

Hulladékhő-hasznosítás Energiatermelő folyamatok hulladékhőinek (60–70%)

hasznosítása

Szilárd hulladékok Energiatermelés hulladékok égetésével

Fotoszintézis Növényekkel a napenergiát biomassza-átmeneten

keresztül egyéb energiává alakítják át

Hidrogén Hidrogén termokémiai előállítása, mint energiaszállító

közeg

A táblázat alapján megállapítható, hogy a jövő energiaforrásai közül potenciálisan a napenergia

valamilyen formában történő hasznosítása, a fosszilis energiahordozó szén új típusú felhasználása, a

megújuló energiaforrások és a maghasadáson, magfúzión alapuló nukleáris energiatermelés lehet a

közeljövő energiaforrása.

Ami a jelenlegi energiaforrásokat illeti, a vízenergia az egyetlen kereskedelmi méretekben alkal-

mazott megújuló energiaforrás. Ugyanakkor a jövőben a vízenergia termelése a mainak csak kb.

kétszereséig növelhető, még akkor is, ha az összes lehetséges telephelyet kihasználják. Így a víz-

energia a jövő energiaigényének csak kb. 2%-át tudja kielégíteni.

A biomassza-megújuló vegyi energia mennyisége kereskedelmileg nem jelentős a világgazda-

ságban, de nagyon fontos a Föld számos országában. Felhasználása a jövőben megkétszereződhet az



intenzív mezőgazdasági és erdőgazdasági módszerek és műtrágyák használatával. Így akkori rész-

aránya elérheti a 12%-ot.

A többi megújuló energiaforrás – úgymint szél- és közvetlen napenergia – a legnagyobb erő-

feszítések ellenére is csak korlátozottan alkalmazhatók kereskedelmi méretekben, a jelenleg alkal-

mazott fosszilis energiahordozók teljes kiváltására nem alkalmasak.

A napenergia kiaknázásával kapcsolatban már történtek előrelépések, és továbbra is intenzív

kutatások tárgya, így akár a napenergia-felhasználás gazdaságos megvalósításának kérdése is meg-

oldódhat a jövőben. De a nap- és a szélenergia természetéből adódó erős szétszórtság (kis kon-

centráció) miatt a közeljövőben várhatólag nem fognak jelentős járulékot adni az energiatermeléshez.

Jelentős tartalékot jelenthet a jelenlegi energiatermelő folyamatok hatásfokának javítása, például a

víz–gőz-körfolyamat hatásfokának még lehetséges javítása, vagy a víznél jobb, új hőközlő közeg

„felfedezése”.

A világ lakossága folyamatosan növekszik, ami az energiafelhasználás növekedését is magával

vonja. Hatékonyabban kell többet „termelni”. Az energiaintenzitás (kWh/$ előállított érték) nagyjából

állandó, ezért évi ~2%-os GNP- (gross national product – bruttó nemzeti termék) növekedés kell a

növekvő energiaigény kielégítésére. Rubbia olasz Nobel-díjas professzor számításai szerint 10 milliárd

ember európai szintű energiaellátásához ~39 TW teljesítmény (a jelenlegi mintegy háromszorosa)

szükséges! Ezt a hatalmas energiaigényt csak új, nagy volumenű energiaforrással lehet kielégíteni. A

szén-, olaj-, gáz- és uránkészleteknek a jelenlegi fogyasztás mellett becsült készlete 230, 45, 63 és 54

év. A fosszilis „éra” vége közeledik! A megújuló energiaforrások (szél, biomassza, víz, geotermia stb.)

önmagukban nem elégségesek a megháromszorozódott energiaigény kielégítésére! Ezt az energia-

igényt csak a jövő nukleáris technológiáival és a Napból közvetve vagy közvetlenül nyerhető forrásból

lehet kielégíteni!

Mekkora energia nyerhető a Napból?

A Föld legnaposabb régióiban az éves primer napsugárzás energiája ~2500 kWh/m2, ami ~285 W/m2.

A 30 TW energiát 1,07×105/η km

2 területen lehet összegyűjteni, ahol η a napenergia átalakítási hatás-

foka hasznosítható energiává. A hatásfok a napelemeknél 0,1, a gyorsan növő biomasszánál pedig

0,005. Tükrökkel fókuszálva 500–800 C hőmérsékletű hő állítható elő. 2000-szeres koncentrációval

akár 200 W/cm2, azaz 200 MW/m3 teljesítménysűrűség is előállítható, ami megegyezik a nukleáris

reaktorok teljesítménysűrűségével. A következő 2.4. ábrán látható naptoronnyal 104-szeres koncent-

rálást sikerült elérni.

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



Egy 3000 MWt, azaz 1000 MWe teljesítményű atomreaktorral ekvivalens naperőmű kollektorainak

felülete ~20 km2. A világ jelenlegi 10 TW elektromos teljesítményét tehát n=1013 W/109 W=

=104=10000 db 1000 MWe teljesítményű naperőművel lehetne előállítani, ami 10000*20 km2=2×105 km2

kollektorfelületet igényelne, ez pedig a Föld összes megművelt területének (107 km2) 1%-a. A 3000

MWt hőteljesítmény költsége jelenleg 1,5–2 milliárd US dollár a nukleáris és a naperőmű esetén is.

Ugyanakkor a nukleáris erőmű területigénye mintegy huszadrésze a napkollektoros erőműének.

Jelenleg 200 US dollár/m2 a naperőmű beruházási költsége, de becslések szerint ez 75–100 US

dollár/m2 értékre csökkenthető.

Egy megfelelően konstruált naperőmű üzemi élettartama ugyanannyi, mint az atomerőműveké ~

60 év. Ugyanakkor karbantartási költsége alacsonyabb, üzemanyagköltsége pedig gyakorlatilag nulla.

Nem kell hulladék keletkezésével, tárolásával számolni.

A napi ingadozások elsimítását hatásos energiatárolók alkalmazásával lehet elérni. Ez nitrit-

sóolvadékok alkalmazásával, azok hevítésével (220–600 C között stabil állapotú olvadék) meg-

oldható, mely hőszigetelt tartályokban tárolható. Hosszabb napsütés hiányában fosszilis vagy más

tartalék energiaforrás használható. Ha a napenergiát megfelelően nagy mennyiségben hasznosítjuk,

versenyképessé tehető a jelenlegi energiaforrásokkal. η ~25% esetén a felületigénye megfelelő.

2.3. A nukleáris energiatermelés jövője, megoldandó feladatok

Jelenleg 1 GWe elektromos teljesítményű erőmű földgáz esetén évente 30 db – folyékony földgázt

szállító – tankhajónyi, azaz 1,8 milliárd m3 földgázt, 15–45 db – kőolajat szállító – tankhajónyi, azaz

1,3 millió tonna kőolajat, 600 db – szenet szállító – vonatszerelvénnyi, azaz 2 millió tonna kőszenet, és

ezzel szemben 6 db pótkocsis teherautónyi, azaz 150 tonna természetes (20 tonna 4%-ra dúsított) uránt

igényel. A világ energiaellátása három fő ok miatt nem alapozható tovább fosszilis, nem-megújuló

energiahordozókra. A szükséges váltás okai:

1. A gazdaságosan kitermelhető fosszilis energiahordozók kimerülőben vannak

(változatlan fogyasztás mellett, becslések alapján a kőolajkészletek 45, a földgázkészletek

50, a szénkészletek 170 évig elegendőek).

2. A fosszilis energiahordozók tárolt kémiai energiája égetéssel szabadítható föl, és az égés

során keletkező gázok üvegházhatásuk révén globális klímaváltozást okozhatnak,

mely környezeti katasztrófával fenyeget.

3. Az elégetésre kerülő fosszilis energiahordozók értékes, nem-megújuló vegyipari

nyersanyagok a jövő generációi számára.

A felsorolt okok miatt megnőtt az érdeklődés a megújuló energiaforrások és az atomenergetika

iránt. A jelenleg üzemelő atomerőműveknek számos előnyös tulajdonsága van. Ezek:

a stabil üzemelési költségek,

a költségek zömét az erőmű építése jelenti,

nincs szezonális (olaj-, gáz-, szén-) áringadozás,

nincs CO2 emisszió és bírság,

jelenleg biztosított az üzemanyag-ellátás, és nincs egy régióhoz kötve,

nagy energiasűrűségű, kis tömegekkel, térfogatokkal üzemel,

megfelelően hosszú üzemelési tapasztalat áll rendelkezésre (50 év ~500 reaktor).

A jelenleg üzemelő atomerőművek gazdaságosságát és biztonságos üzemelését jellemzik az ún.

teljesítménytényezők (load factor). A 2.5. ábra mutatja az üzemelő reaktorok teljesítménytényezőit

1986–2008 években (a szovjet gyártmányú VVER-reaktorok adatai a PWR-görbében vannak 2000-től

figyelembe véve).



2.5. ábra: Üzemelő atomreaktorok teljesítménytényezői (load factor) %

Az egyes országok atomerőműveinek átlagos teljesítménytényezőit mutatja a fenti időszakra a 2.6.

ábra.

2.6. ábra: Egyes országok atomerőműveinek átlagos teljesítménytényezői 1986–2008 között

Kezdetben korlátlan, olcsó és elegendő energiaforrásnak tekintették a nukleáris energiatermelést!

Meglévő előnyei a fosszilis energiahordozókkal szemben: nincs szén-dioxid kibocsátása és rendkívül

nagy teljesítménysűrűségű. 1 t urán – ha teljesen elhasadna – 3 millió tonna szén, vagy 2,225 millió m3

olaj energiájával ekvivalens energiát szolgáltatna, azaz a kémiai energia 3×106-szorosát! A jelenlegi

földi teljesítményigény, 10 TW, évi 3900 tonna hasadóanyag elhasításával előállítható lenne.

A jelenlegi könnyűvizes (LWR-Light Water Reactor) hasadási reaktorok jobbára termikus

neutronnal és dúsított uránnal üzemelnek, és messze vannak az ideális működéstől. Csak az uránban

0,71%-ban jelenlévő 235U hasad, melynek csak mintegy 60%-át nyerik ki a dúsításnál, így csak a

természetes urán energiatartalmának 0,4%-át hasznosítják energetikailag. Így 1 GWe × 30 év = 6,1

TWh × 30 = ~183 TWh energia előállításához 45 millió tonna 0,2% U tartalmú ércet kell kibányászni,

az ugyanennyi energiához szükséges 321 millió tonna szénnel szemben!

A nukleáris energiatermelés során keletkező radioaktív hulladékok és kiégett üzemanyag hosszú

élettartamú radioaktív izotópokat tartalmaz, amelynek kezelése, elhelyezése speciális technológiákat

igényel. Az atomerőművi balesetek az 1980–90-es években csökkentették a nukleáris energia-



termeléssel szembeni bizalmat, de ez a tendencia megfordulni látszik. A keletkezett hosszú élettartamú

radioaktív hulladékok (évente ~12000 tonna), a katonai felhasználás és a terrorizmus veszélye

ugyancsak csökkentette ezen energiatermelési mód előnyeit. Ráadásul a termikus hatásfok csak ~34%,

növelni kellene a hőmérsékletet, és a klasszikus LWR-reaktorok telített vízgőzös energetikai ciklusát

el kell hagyni.

Jelenleg a nukleáris energiatermelés döntően az 235

U hasadását használja fel energiatermelésre,

zömében könnyűvizes reaktorokban. Az alkalmazott üzemanyagciklus nyitott, egyszeri felhasználású

ciklus, a kiégett fűtőelemeket 4-5 éves hűtés után átmeneti tárolókban helyezik el. Az teljesen nyílván-

való, hogy ez a gyakorlat hosszú ideig nem tartható fenn. A jelenlegi helyzetében az atomenergia

problémás kérdései:

hosszú élettartamú radioaktív hulladék keletkezése, a nagy aktivitású radioaktív hulladé-

kok kezelése, tárolása nem véglegesen megoldott,

csak 0,7% a jelenlegi erőművekben hasítható urán mennyisége (235U),

szaporítás szükséges mesterséges hasadóanyagok, így az 238U239Pu előállításához,

a szaporító reaktorok inherensen kritikusak (~1 sec alatt kell besüllyeszteni a szabályozó

rudakat),

a plutónium atomfegyverként könnyen felhasználható,

az összes jelenlegi reaktor kritikus állapotban üzemel, azaz potenciálisan csökkentett

biztonsággal.

Tehát ÚJ NUKLEÁRIS TECHNOLÓGIÁK SZÜKSÉGESEK (továbbfejlesztett fisszió, fúzió

és gyorsítóval üzemelő fisszió)!

A problémák orvoslására fejlesztik a 4. generációs hasadási reaktorokat, de érdemi, széleskörű

megoldást alapvetően két technológia, a fúziós és a gyorsítóval működő energiaerősítő szubkritikus

hasadási energiatermelés szolgáltathat. Mindkét technológia esetén a „tüzelőanyag” teljes „elégetésre”

kerül és lényegében végtelen nagyságú készlet áll rendelkezésre.

2.4. Fúziós energiatermelés

A csillagokban felszabaduló energia a nukleáris fúziós reakciókból származik. A Naphoz hasonló korú

csillagokban a belső hőmérséklet kisebb, mint 15 millió K, így a domináns fúziós folyamat a proton-

proton fúzió. A nagyobb csillagoknál a belső hőmérséklet magasabb lehet, és a karbonciklusú fúziós

reakció válhat dominánssá. Az idősebb csillagok esetében, ahol a központban összeomlás játszódik le,

a hőmérséklet 100 millió K fölé is emelkedhet, és felléphet a hélium- vagy háromszoros alfa fúziós

reakció. Ezen fúziós folyamatok sematikus rajzát mutatjuk be a 2.7. ábrán. A fúziós folyamatok

eredményeként egyre nehezebb elemek jöhetnek létre, melyek felső határa a vas, mely a legstabilabb

atommag. A napban lejátszódó folyamatok tanulmányozása vezetett ahhoz a felismeréshez, hogy a

fúziót használni lehetne a nukleáris energiatermelés céljából is. Az eltelt időben többféle módon

próbálták megoldani a fúziós folyamatokon alapuló energiatermelést.

2.7. ábra: Nukleáris fúziós folyamatok a csillagokban



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

A radioaktív tríciumot lítiumból fejlesztik a keletkezett neutron segítségével:

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

Itt a neutron nem veszik el és egyensúly érhető el, amikor a keletkező és fuzionáló trícium

mennyisége megegyezik. Ennek a reakciónak nagy hátránya az, hogy a keletkező energia zömét a

gyors (14 MeV) neutronok hordozzák, melyek a környező atommagokkal ütközve felaktiválják a

reaktor szerkezeti anyagát.

A következő fúziós reakció kevesebb felaktivált anyagot generál:

Itt mintegy 6%-ban neutronok is keletkeznek a 2 2 3 1

1 1 2 0 3,27H H He n MeV reakcióban.

Az a probléma, hogy a 3

2 He nem áll rendelkezésre csak a Holdon. Ezért valószínűtlen, hogy

onnan ezertonna-számra a Földre szállítsák.

Ezért olyan exoterm fúziós reakcióra van szükség, mely nem termel neutront, és így inherens

módon inaktív reakciótermékek keletkeznek. Egy ilyen lehetséges reakció:

Sajnos ez a fúziós reakció nem „gyújtható be” mágnesesen komprimált berendezésben (Tokamak)

és inerciával komprimált fúzióban sem. Ez a reakció sem gamma-, sem neutronsugárzást nem generál,

mindkét reakciókomponens nagy mennyiségben áll rendelkezésre! Ezen reakció energetikai

hasznosítására azonban forradalmian új műszaki megoldás szükséges!

2.5. Új típusú, fissziós energiatermelés

Rubbia professzor, a CERN kutatója javasolta a szubkritikus energiaerősítővel működő, tórium üzem-

anyagot hasznosító reaktor jövőbeni alkalmazását. Ezt később összekapcsolták a transzuránok

transzmutációs megsemmisítésével is. A javasolt reaktor előnyei:

minden esetben szubkritikus és így biztonságosabb,

tórium üzemanyaggal üzemel, melyből az uránnál sokkal nagyobb készletek állnak

rendelkezésre (a 232Th izotópból 4-5-ször több van a Földön, mint az 238U izotópjából;

számítások szerint a tórium készletek 220000 évig elegendőek energia termelésre),

hatékonyabb a szaporítás folyamata, magasabb a konverziós tényezője,

radioaktív hulladékok is elhasíthatók benne.

Hátrányai:

10 MW teljesítményű protongyorsítót igényel, és ilyen még nem létezik.

A tórium üzemanyaggal működő gyorsítóval meghajtott energiaerősítő (EA) a következő hasadási

reakciót hasznosítja:

MeVHenHH 6,174

2

1

0

2

1

3

1

MeV 9,43

1

4

2

1

0

6

3 HHenLi

nHHenLi 1

0

3

1

4

2

1

0

7

3

MeV 181

1

4

2

2

1

3

2 pHeHHe

MeV 78,83 4

2

11

5

1

1 HeBp

termékhasadási-FF

MeV 200233,2 1

0

1

0

233

92 FFnnU



és a hasítást egy nagy energiájú gyorsítóval előállított neutronok hozzák létre. Akárcsak a fúzió

esetében, a természetben nem létező 233U magokat természetes tóriumból szaporítással állítjuk elő egy

másodlagos neutronnal:

Ebben a reakcióban a neutronokat külső forrásból kell pótolni a gyorsítóval, mert a hasadáskor

keletkezett 2,33 neutronból 2 neutron kell a szaporító ciklushoz, és a mindenkori veszteségek miatt a

0,33 neutron nem elégséges a kritikusság fenntartásához! Egyensúly áll be, ha az elhasadt és

keletkezett 233U mennyisége ugyanannyi! Az energiaerősítő képes teljesen elhasítani a neutron-

befogásos magreakciókkal létrejövő transzuránokat is, melyek a 233U neutron adszorpciójával jöttek

létre (a hasadások ~5%-a). Tehát az energiaerősítő zárt aktinida-ciklussal rendelkezik, teljes

mértékben elhasítja a 232Th üzemanyagot! A keletkezett hulladékban csak hasadvány-izotópok vannak,

melyek nagy aktivitásúak ugyan, de jóval rövidebb élettartamúak, mint a transzuránok.

Általánosságban tárgyalva: az energiaerősítővel (EA) meghajtott rendszerek hibrid rendszerek,

egy szubkritikus reaktor és nagyenergiás részecskegyorsító kombinációi. A kettő együtt biztosítja az

önfenntartó láncreakciót. EA-rendszereket terveztek termikus és gyors neutronokra, szilárd és

folyékony állapotú üzemanyaggal, különböző fűtőelemciklusokra, hűtőközegekre és moderátorokra is.

Egyes EA-rendszerek fő célja a hulladékok plutónium- és egyes transzurán-tartalmának transz-

mutációja energiatermeléssel összekapcsolva, vagy az nélkül. Más EA-rendszerek célja a tórium

hasznosítása, a keletkezett 233U hasadási energiájának felhasználása.

A gyorsneutronos EA-rendszerek működhetnek U/Pu szilárd fűtőelemciklussal, folyékony

nátrium- vagy ólomhűtéssel, vagy U/Pu folyékony üzemanyaggal klorid-olvadék, vagy bizmut/ólom

hűtőközeggel. Mindkét típus alkalmas transzuránok „elégetésére”. A tórium/urán szilárd fűtőelem-

ciklusos rendszer folyékony-ólom-hűtésű és alkalmas energia termelésére vagy hulladékok transz-

mutációs kezelésére.

A termikus EA-rendszerek egyike szilárd plutónium fűtőelemekkel, nehézvizes hűtéssel üzemel és

alkalmas plutónium atomfegyverek megsemmisítésére. Léteznek tervek folyékony U/Pu üzemanyagú

rendszerekre is, sóolvadékos rendszerrel a plutónium, a transzuránok és a hasadási termékek

elkülönítésére. Terv készült Th/U sóolvadékos energiatermelő rendszerre és U/Pu nehézvizes rend-

szerre a transzuránok, hasadási termékek transzmutációjára és szimultán energiatermelésre is.

A legtöbb tervben lineáris gyorsító szerepel, de létezik terv proton ciklotronos gyorsítására is. Az

EA-rendszerek számos előnnyel és hátránnyal rendelkeznek a konvencionális kritikus hasadási

rendszerekhez képest.

Előnyeik:

a neutronsokszorozási tényezőik kisebbek mint egy, és képesek elhasítani, átalakítani a

tiszta transzuránokat, és csökkenteni e hosszú élettartamú, egyébként hulladékba kerülő

radioaktív izotópok mennyiségét,

a szubkritikus reaktor teljesítménye arányos a gyorsító teljesítményével, a kritikusság nem

függ a hasadás során keletkező neutronháztartástól, ezért biztonságosabb, és az aktív zóna

kialakítására nagyobb rugalmasság engedhető meg.

Hátrányaik:

kisebb az erőművek nettó hatásfoka,

a teljes rendszer bonyolultabb,

a gyorsítónak ellenállónak kell lennie a hőhatásokkal szemben,

a rendszerben extrém feszültségek, korróziós és sugárzási hatások lépnek fel,

a teljesítménycsúcsok magasabbak, mert külső a neutronforrás,

bizonyos kompromisszumokat kell kötni a neutronsokszorozás és a teljesítmény között,

új típusú reaktivitások és forrástranziensek jelentkeznek, melyeket megfelelően kezelni

kell.

Úgy a fúziós, mint az energiaerősítős nukleáris energiatermelő berendezések szubkritikus

rendszerek, és így a zónaolvadás lehetetlen! Mindkét berendezésben a termelt elektromos energia 5–

30%-át recirkulálják a plazma felfűtésére vagy a gyorsító üzemelésére.

eUThnTh 0

1

233

92

233

90

1

0

232

90



A következő 2.8. ábrán a könnyűvizes hasadási reaktorokban (LWR), a fúzió- és az energiaerősítő

rendszerekben keletkező radioaktív hulladékok relatív lenyelési radiotoxicitását mutatjuk be az idő

függvényében.

2.8. ábra: Radioaktív hulladékok relatív toxicitása az idő függvényében

Az energiaerősítő rendszerekben a keletkezett radioaktív hulladékok mennyisége kevesebb és

gyorsabban bomlik, a fúziós rendszerekben pedig nagyságrendekkel kisebb. Nagy előnyük tehát, hogy

a radioaktív hulladékok tárolási idejét döntően megnövelő transzuránokat „elégetik”, és így csak a

hasadási termékek szabják meg a szükséges tárolási időt (~600 év).

Összefoglalva: a nukleáris energiatermelés jövőjét alapvetően az alábbi kérdéskörök sikeres

megoldása befolyásolja:

Az új hasadási reaktorok üzemelése továbbfejlesztett zárt üzemanyagciklussal, a teljes

uránmennyiség elhasításával és a keletkezett radioaktív hulladék transzmutációs keze-

lésével.

Az energiaerősítővel kombinált hasadási reaktorok kifejlesztése, a tórium üzemanyag

felhasználása és a transzuránok „elégetése”, valamint a hasadási termékek transzmutációs

kezelése.

A lehető legkisebb radioaktív anyagot generáló fúziós energiatermelő reaktorok kifej-

lesztése.

Mindezeket összevetve tehát – jelenlegi tudásunk alapján – a közeljövő energiaforrásai között a

nukleáris energiatermelés további felhasználása jelenleg megkerülhetetlen.

Felhasznált irodalom

Carlo Rubbia, ENEA, Opening remarks at the 18th IAEA Fusion Energy Conference, Sorrento, Italy, 4th

October 2000.



3. A HASADÁSON ALAPULÓ ENERGIATERMELÉS

ALAPJAI

Világunk atomos felépítésű. Az anyag alapegysége az atom, mely pozitív töltésű atommagból és a

mag körül keringő negatív elektronokból áll. Az atommag (nukleusz) elemenként eltérő számú

pozitív töltésű protont és a protonok mellett a protonok számával azonos, vagy nagyobb számú

semleges neutront, a kettő összegeként nukleont tartalmaz. Azt, hogy milyen elemről van szó, a

protonok száma határozza meg (1 proton hidrogén, 2 proton hélium stb.). Az atommag sugara ~10-15m.

Az atommagot, semleges atom esetén a protonok számával egyező számú és a proton töltésével

ellentétes, negatív töltésű elektronok (elektronfelhő) veszik körül. Az elektron tömege jóval kisebb,

mintegy 1840-ed része a proton vagy neutron tömegének, ezért az atom tömegét döntően az atommag

határozza meg. Az elektronfelhővel rendelkező atom sugara ~10-10 m, az atom tömege az atom

kiterjedésének 10-5-öd részében összpontosul, az atom rendkívül „üreges”, hiszen 4 nagyságrend

különbség van az atomsugár és a magsugár között. A protonok számának (Z) és a neutronok számának

(N) összege a tömegszámot adja (A) meg. Az egyes kémiai elemek azonos protonszámú, de általában

eltérő neutronszámú izotópok keverékéből állnak, ezért nem kapunk egész számokat az atomok

tömegére. A kémiában az elemek legkülső, vegyérték-elektronjainak kölcsönhatása révén kémiai

reakciók mennek végbe, és egy ilyen kölcsönhatás során az energiaváltozás (fejlődés vagy elnyelés)

elektronvolt (1 eV = 1,602×10-19 J) nagyságrendű. Ezzel szemben az atommagok közti kölcsönhatások

során (magreakciók, nukleáris reakciók) milliószor nagyobbak, az energiaváltozások MeV

nagyságrendűek (1 MeV = 1,602×10-13 J). A periódusos rendszert alkotó elemek protonok és

neutronok egyesüléséből jöttek létre, és a létrejött atommagok tömege kismértékben kevesebb, mint a

kiindulási alkotórészek tömege. Az Einstein által megadott (∆E=∆m×C2) képlet alapján számított

energia, vagy kötési energia az, mely egyben tartja az atommagban jelenlévő, egymást taszító, pozitív

töltésű protonokat. Szemléletesebb jellemző a kötés erősségére az egy nukleonra (protonra, vagy

neutronra) eső fajlagos kötési energia.

A periódus rendszerben, ahogy nő a nukleonok száma, elérjük a vas környékén a fajlagos kötési

energia maximumát (lásd következő 3.1. ábra).

3.1. ábra: Fajlagos kötési energiák

A vasnál nagyobb tömegű magok kevésbé stabilak. Ezért egyaránt energia nyerhető a vasnál

kisebb magok egyesüléséből, fúziójából és a vasnál nagyobb magok hasadásából, amelyet az alábbiak

szemléltetnek:

maghasadással, amely az atomok elhasadása ez történik a hasadási atomreaktorokban,

magfúzióval, amely a magok egyesülése ez történik a Napban és a fúziós reaktorokban.

3. A hasadáson alapuló energiatermelés alapjai 19


3.1. Nukleáris energiatermelés maghasadással

Jelenleg a világon a nukleáris energiatermelés alapvetően nehéz atommagok (235U, 239Pu) láncreakció-

ban történő elhasításával megy végbe, hasadási reaktorokban. Az urán elem döntően két izotóp

keverékéből áll, a könnyebb 235U 0,71%-ban, a nehezebb 238U pedig 99,29%-ban fordul elő a ma-

gokban (elhanyagolható mennyiségű 234

U izotóp is van az uránban, lásd 3.2. ábra).

3.2. ábra: Az urán elem izotópjai

A 235-ös tömegszámú urán izotópja lassú, kis energiájú, ún. termikus neutronok hatására először

összeolvad a neutronnal (átmeneti 236U mag jön létre), majd az átmeneti mag nagyon rövid idő alatt

elhasad, legtöbbször két, nem egyforma tömegű magroncsra (hasadási termékre), és átlagosan 2,5

neutron keletkezik, melyek a láncreakció továbbvitelét biztosítják (lásd következő 3.3. ábra).

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

1. animáció

Az urán maghasadását az 1. hangos animáció szemlélteti

A hasadási láncreakció kritikus, amikor éppen elegendő hasadás történik ahhoz, hogy a lánc-

reakció azonos sebességgel fönnmaradjon. Ez az atomerőművi reaktorokban történő nukleáris energia-

termelés alapja. Szubkritikus láncreakcióban a hasítóképes neutronok száma kevés a láncreakció

fenntartásához. Szuperkritikus a láncreakció, amikor a láncreakcióban hasítóképes neutronfelesleg

keletkezik és nő a hasadás sebessége. Ez történik az atombombákban. A kritikus tömeg a hasadóanyag

legkisebb tömege, melynél fenntartható a láncreakció. Ez 235U esetében 56 kg. Egy 235U atom

elhasadásakor kb. 200 MeV energia szabadul föl. 100 g 235U elhasadása 8,21×1012 J = 1785 tonna

trinitro-toluol (TNT) robbanóanyag energiájának megfelelő energiát képvisel.



Egy 10 millió lakosú európai ország villamosenergia-igényének a kielégítésére évente 6,7×1010

kWh = 2,412×1017 Ws energia szükséges. 34%-os erőművi hatásfokkal számolva 7,236×1017 Ws =

7,236×1017 J = 7,236×1017 × 6,242×1018 = 4,517×1036 eV. Ehhez szükséges:

2,377×1028 235U atom = 3,96×104 mol 235U = 9310 kg 235U. 19 g/cm3 sűrűséggel számolva ez 0,49

m3 térfogatot jelent. Ha ezt az 235U mennyiséget 3,0%-os dúsított urán fűtőelemre számoljuk, akkor a

10 millió ember 1 évi villamos energiaellátásához 310 t, 16 m3 3,0%-os dúsítású urán fűtőelem szükséges.

Ugyanennyi energiát (7,236×1017 J) 22,7 millió tonna kőszén (3,18×107 J/kg fűtőérték)

elégetésével kaphatunk, ami 2,5 milliószor nagyobb, mint az urán tömege. Ennyi kőszén térfogata

(1 kg/dm3 térfogatsúllyal számolva) 22,7 millió m3!!!

A nehéz elemek között található több olyan természetes és mesterséges izotóp, mely elhasítható,

ezeket foglalja össze a következő 3.1. táblázat.

3.1. táblázat: Hasadóanyagok

Izotóp Felezési

idő (év)

Bomlás

módja

energia

(MeV)

Spontán

hasadás

(SH)

sebessége

(db/sec/kg)

Hasadási

hatás-

kereszt-

metszet

(barn)

SH neutron

sokszorozás

(n/hasadás)

Indukált

hasadás

neutron

sokszorozás

(n/hasadás)

Kritikus

tömeg

(Mk)

(kg)

Bomláshő

Q

(W/kg)

Fajlagos

aktivitás

(Bq/kg)

232Th 1,405 ××

1010

Alfa

4,083

<5 × 10-5 0,0785 - 2,16 nincs 2,654 ×

10-6

4,1 × 106

231Pa 32,760 Alfa

5,149

<5 0,834 - 2,457 >188 1,442 1,67x1012

232U 68,9 Alfa

5,414

2 × 10 -3 2,013 2 3,296 >5 717,6 8,1x1014

233U 159,200 Alfa

4,909

- 1,946 - 2,649 16 0,2804 3,6x1011

234U 245,500 Alfa

4,859

3,9 1,223 1,8 2,578 >41 0,1792 2,3x1011

235U 7,038 ×

108

Alfa

4,679

5,6 × 10-3 1,235 2,0 2,6055 48 5,994 ×

10-5

8,0x107

236U 2.342 ×

107

Alfa

4.572

2.30 0.594 1.8 2.526 >167 1.753 ×

10-3

2,4x109

238U 4.468 ×

109

Alfa

4.270

5.51 0.308 1.97 ± 0.07 2.6010 nincs 8.508 ×

10-6

31,2x107

237Np 2.144 ×

106

Alfa

4.959

< 0.05 1.335 2 2.889 75-105 0.02068 2,6x1010

238Pu 87.7 Alfa

5.593

1.204 × 106 1.994 2.28 ± 0.10 3.148 9 5.678 ×

105

6,3x1014

239Pu 24,110 Alfa

5.245

10.1 1.800 2.9 3.1231 10.5 1.929 2,3x1012

240Pu 65,640 Alfa

5.256

478,000 1.357 2.189 ±

0.026

3.061 40 7.07 8,4x1012

241Pu 14.35 Béta

0.021

<0.8 1.648 - 3.142 12 129.4 3,8x1015

242Pu 373,300 Alfa

4.984

805,000 1.127 2.28 ± 0.13 3.070 95, (75-

100)

0.1169 1,5x1011

240Am 432.2 Alfa

5.638

500 1.378 2 3.457 83.5 114.7 9,5x1018

250Cf 898 Alfa

6.176

- 2.430 - 4.560 1.94 58.05 5,9x1013

atom db 10377,2eV 109,1

eV 10517,4 23528

8

36

Un



A maghasadáson alapuló energiatermelés során jelentős radioaktivitás először a maghasadás során

a reaktorokban jelentkezik. A radioaktív sugárzások közül úgy az α-, β-, γ-, mint a neutronsugárzás is

előfordul. Fontos az egyes sugárzástípusok forrásainak, előfordulási helyeinek, árnyékolási lehető-

ségeinek az ismerete. Ezeket foglalja össze röviden a 3.2. táblázat.

3.2. táblázat: Hasadási reaktorokban előforduló radioaktív sugárzások

Sugárzás típusa Jellemzője Hatótávolsága

levegőben

Árnyékolás Kockázat Forrása

α- nagy tömeg

+2 töltés

nagyon kicsi

2-5 cm

papír, bőr belső U, Pu, TRU

β- kis tömeg

-1 töltés

3 m műanyag, üveg,

fém

belső-külső

bőr, szemek

hasadási termékek,

aktivációs termékek

γ- nincs tömeg

nincs töltés

30-150 m ólom, acél,

beton

külső-belső

egésztest

hasadási termékek,

aktivációs termékek

neutron- nagy tömeg

nincs töltés

30-150 m víz, beton,

műanyag

külső-belső

egésztest

hasadási prompt és

kései neutronok

Az atomerőművi reaktorokban fűtőelemként leggyakrabban megemelt izotóparányú (235U izotópra

0,7%-ról 1,5–5%-ra dúsított) 235U magokat tartalmazó UO2, vagy fémurán ~1 cm magasságú és

átmérőjű hengeres fűtőelem-pasztillák vannak gáztömör, különböző ötvözetű csövekbe töltve. A

PWR-reaktorokban fűtőelem-burkolatként alkalmazott cirkónium-ötvözetek a Zircalloy-2-ötvözet

(Sn=1,2–1,7%; 0,05–0,15% Cr, 0,07–0,2% Fe, 0,03–0,15% Ni; a többi Zr), a Zircalloy-4-ötvözet

(Sn=1,2–1,7%; 0,05–0,15% Cr, 0,12–0,18% Fe, <0,007% Ni; a többi Zr). A VVER-reaktorokban

alkalmazott cirkónium-ötvözetek a ZrNb1-ötvözet (1% Nb, a többi Zr).

Az 235U-ra nézve dúsított uránpasztillákban megy végbe a maghasadás, egy uránatom

elhasadásakor a keletkező 2 hasadási termék, ionos formában nagy sebességgel repül szét a hasadás

helyéről, és beleütközve a szomszédos uránatomba, ott lefékeződnek és mozgási energiájuk egy része

súrlódási hővé alakul, felmelegítve a pasztillát 1000 C fölé. Az így keletkezett hőenergia aztán egy

hőhordozó (leggyakrabban víz) segítségével mechanikai energiává (gőzsugár) alakítható, és turbó-

generátor alkalmazásával villamos energia állítható elő. Az energiaátalakítás lépései:

Atomenergiahőenergiamechanikai energiavillamos energia.

A hasadások során keletkezett hasadási termékek magjai csak 72 és 161 tömegszám között

fordulnak elő, és általában radioaktívak (energiafelesleggel rendelkező atommagok). Energiafeles-

legüket magból kiinduló magsugárzás (radioaktív sugárzás) révén általában több lépcsőben, hosszabb-

rövidebb idő alatt (1s – 1000 év) adják le, és stabil atommagokat szolgáltatnak. A hasadási termékek

eltérő valószínűséggel keletkezhetnek, 235U hasadása esetén a legvalószínűbb egy kisebb (90–99

tömegszámú) és egy nagyobb (136–138 tömegszámú) hasadási termékre hasad, ahogy a következő

3.4. ábra is mutatja.

3.4. ábra: Az 235U hasadási termékeinek megoszlása



Néhány lehetséges hasadási reakciót mutatunk be.

Az 5%-os dúsítású urán fűtőelemben 5% a 235U és 95% a 238U izotópok megoszlása. A reak-

torokban átlagosan 4 évig bent lévő fűtőelemek 235U tartalma kb. 1%-ra csökken (azért nem hasad el

mindegyik 235U izotóp, mert a hasadáskor keletkező hasadási termékek egy része erősen neutron-

elnyelő, és felhalmozódva már túl sok neutront nyelnek el, és a láncreakció leáll). A hasadás szem-

pontjából inert anyagnak tekinthető 238U magok mennyisége ugyancsak csökken, mert egy részük egy

neutront befogva 239U átmenti maggá alakul, majd 2 rövid időtartamú béta-bomlással egy új, termikus

neutronra hasadóképes izotóppá, a 239

Pu-má alakul. A keletkezett plutóniumizotóp egy része

rögvest el is hasad, zöme azonban felhalmozódik a fűtőelem anyagában. A neutronok sorsát, a ha-

sadást és a plutóniumképződést mutatja a következő 3.5. ábra.

3.5. ábra: Az 235U láncreakciója és a 239Pu keletkezése

Az 235U, 238U és 239Pu magok további neutronok befogásával kis mértékben további transzurán

(uránnál nehezebb) magokká alakulhatnak (amerícium, kűrium stb.), melyek ugyancsak radioaktívak



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

a következő 3.6. ábra.

3.6. ábra: Transzuránok keletkezése

A reaktorokban tehát a neutronok hatására az 235U magok hasadása és neutronbefogással uránnál

nehezebb transzurán (TRU) magok keletkezése játszódik le egyidejűleg. A 3.4. ábra alapján ezt

foglalja össze a 3.7. ábra.

3.7. ábra: Az 235U hasadása és transzuránok keletkezése (világoskék vonal a fontosabb kisebb tömegű,

sötétkék vonal a fontosabb nagyobb tömegű hasadási termékeket, barna vonal a transzuránokat jelöli)

A legtöbb reaktorban a termikus neutronra hasadóképes magok mennyisége folyamatosan

csökken, míg az ún. szaporító reaktorokban (breeder reaktorok) több új, mesterséges hasadóanyag

(plutónium) keletkezik, mint amennyi 235U elhasadt. Ezekkel a szaporítóreaktorokkal az urán mindkét

izotópja (közvetlenül és közvetve plutóniumon keresztül) elhasítható és így a Föld teljes energiaigénye

mintegy 10000 évig kielégíthető, szemben az 235U ~40 évre elegendő energiatartalmával. A világ

ismert, kitermelhető uránkészlete fémuránban kifejezve néhány millió tonnára becsülhető.

A nukleáris energiatermelésben alkalmazott erőművi atomreaktorok ún. heterogén fázisú reak-

torok, a hűtő és a hasadáskor keletkező gyorsneutronok fékezését, lassítását végző moderátor anyaga



gyakran folyadék (víz, nehézvíz, olvadt fém), míg a hasadóanyag szilárd halmazállapotú (urán-oxid

tabletták). Egy ilyen reaktor fontosabb részei a következők, amelyet a 3.8. ábra szemléltet:

reaktortartály (általában rozsdamentes acéllal bélelt szénacél),

fűtőelemkötegek (UO2-t, esetleg fémuránt tartalmazó tabletták csőben, csőkötegben),

szabályozó rudak (a hasításra kész neutronok számát csökkentik, anyaguk: bór, kadmium és ezüst),

hűtőközeg (víz, nehézvíz, hélium, szén-dioxid, olvadt nátrium, szerves folyadék),

moderátor (hasadási gyorsneutronok lassítását végzi: víz, nehézvíz, grafit, berillium),

reflektor (az aktív zónából kiszökni készülő neutronokat reflektálja vissza: víz, grafit).

3.8. ábra: A hasadási atomreaktor fontosabb részei

Moderátoranyagként legtöbbször könnyűvizet (H2O), nehézvizet (D2O), berilliumot és szenet

(grafit) alkalmaznak. A következő 3.3. táblázat a moderátorok moderálási arányait mutatja.

3.3. táblázat: Moderátoranyagok jellemzői

Moderátoranyag Moderálási arány

H2O 70

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

Fém berillium (Be) 150

Grafit (C) 170

Berillium-oxid (BeO) 180

A moderálási arány (lassítási jóság) azokat a tulajdonságokat tartalmazza, amelyeket a „jó”

moderátortól elvárhatunk. Értékét a makroszkopikus szórási hatáskeresztmetszet és az abszorpciós

hatáskeresztmetszet hányadosával határozzuk meg.

A reflektoranyagok szerepe az aktív zónából kiszökő termikus és gyors neutronok visszaszórása,

reflektálása a zónába. Hasonló követelményeknek kell megfelelniük, mint a moderátoroknak.

Fontosabb reflektoranyagok: H2O, D2O, Be, C.

A sugárárnyékoló anyagokkal szemben követelmény:

jó moderáló képesség,

nagy abszorpciós hatáskeresztmetszet,

nagy mennyiségben álljon rendelkezésre és olcsó legyen,

árnyékolja a neutron-, alfa-, beta- és gamma-sugárzást,

könnyű és nehéz atommagok is lehetnek árnyékolók.



Lehetséges árnyékoló anyagok: víz, paraffin, polietilén, ólom, vas, wolfram, boral (B4C-Al

mátrixban), beton.

A szabályozó rudak feladata a reaktor reaktivitásának szabályozása a neutronok abszorpciója

segítségével. Nagy neutronabszorpciós tulajdonságokkal rendelkező anyagokból készülnek. Forra-

lóvizes reaktor (BWR) esetén: B4C, UO2-Gd2O3, nyomottvizes reaktor (PWR) esetén: Al2O3-B4C,

vagy UO2-Gd2O3.

A könnyűvizes reaktorokban a neutronháztartást a különféle veszteségek (kiszökés, abszorpció)

figyelembe vételével szabályozzák úgy, hogy az állandósult üzemben a hasadást okozó termikus

neutronok száma nagyjából állandó maradjon. Egy ilyen neutronháztartást befolyásoló folyamatot

mutat a következő 3.9. ábra, 100 db hasadást előidéző termikus neutronra.

3.9. ábra: Neutronháztartás reaktorban

A világban jelenleg üzemelő (441 reaktorblokk) atomreaktorok üzemelési technológia szerinti

csoportosítását foglalja össze a következő 3.10. ábra.

3.10. ábra: Erőműreaktorok csoportosítása



A 441 üzemelő reaktorblokk 58%-a nyomottvizes, két-vízkörös nyomottvizes atomerőmű (PWR-

Pressurized Water Reactor, Nyomottvizes reaktor, VVER –Vada-Vadjanüj Energeticseszkij Reaktor,

Víz-Vizes Energetikai Reaktor), 24,4%-a forralóvizes, egy-vízkörös (BWR-Boiling Water Reactor,

RBMK-Reaktor, Balsoj Mosnosztyi Kanalnüj – Nagy teljesítményű csatornás reaktor) reaktorblokk.

A világon jelenleg üzemelő reaktortípusok fontosabb jellemzőit foglalja össze a következő

3.4. táblázat.

3.4. táblázat: A világon üzemelő fontosabb reaktortípusok jellemzői

Jellemző egység PWR BWR Candu RBMK FBR AGR HTGR

Moderátor - H2O H2O D2O H2O, C - C C

Hűtőközeg - H2O H2O D2O H2O Na CO2 He

Hasadóanyag

(szaporító anyag) UO2 UO2 UO2 UO2 UO2

UO2

(PuO2) UO2

UO2

(ThO2)

tipikus dúsítás % 3,4 3,2 nincs 1,8 10 2 8-93

telj. sűrűség MW/m3 100 50-60 10-15 4 400 2 3

neutronenergia - termikus termikus termikus termikus gyors termikus termikus

fűtőelemforma - rúd rúd rúd rúd rúd rúd golyó

fűtőelem-burkolat - cirkaloy cirkaloy cirkaloy cirkaloy,

acél acél acél C, Si

max. hűtőközeg

hőm. C 326 285 305 285 540 650 750 (950)

hűtőközeg

nyomás bar 160 70 95 70 10 40 40-60

gőzjellemző C/bar 280/63 285/70 255/43 285/70 500/170 530/180 530/180

hatásfok % 33 33 32 32 40 40 40-48

különös jellemző - - - term. U - szaporítás - passzív

biztonság

A kanadai CANDU- (CANada Deuterium Uranium reactor) reaktor lényegében egy két-vízkörös

nyomottvizes reaktor, nem-dúsított természetes urán fűtőelemekkel és nehézvizes (D2O) hűtő- és

moderáló közeggel. A táblázatból jól látszik, hogy a jelenleg üzemelő atomerőművek többségét adó

nyomottvizes (PWR), forralóvizes (BWR) és forralócsöves (RBMK) könnyűvizes reaktorok termikus

hatásfoka alacsony, csak 32-33%. Ezért az újabb kutatásokban a magasabb gőzhőmérséklettel

jellemezhető nagy hőmérsékletű reaktorok (High Temperature Gas Reactors, HTGR) és az ugyancsak

magasabb gőzhőmérséklettel üzemelő, így magasabb hatásfokú továbbfejlesztett gázhűtésű reaktorok

(Advanced Gas-cooled Reactors, AGR) felé fordult a figyelem. A reaktortartályok, az aktív zónák

méretét a teljesítménysűrűség határozza meg. Azonos teljesítmény esetén a BWR-tartályok mérete

mintegy kétszerese, az RBMK-reaktoroké pedig mintegy tízszerese a PWR-tartályokénak. A fejlesztés

alatt álló FBR (Fast Breeder Reactor) gyorsneutronnal üzemelő szaporító reaktorok folyékony-

nátrium-hűtésű, nagy teljesítménysűrűségű, magasabb hatásfokú reaktorok, melyekben több új

mesterséges hasadóanyag keletkezik, mint amennyi hasadóanyag elhasad. Jelenleg biztonsági és

korróziós problémák gátolják elterjedésüket.

A PWR-erőmű üzemelési sémáját mutatja a következő 3.11. ábra.

3.11. ábra: PWR működése



2. animáció

3. animáció

A PWR- és BWR-reaktorok működését szemlélteti a 2. és 3. hangos animáció

A reaktorban hűtőközegként és moderátorként alkalmazott könnyűvíz 120–160 bar nyomáson

kering a primer körben a reaktortartályon keresztül, és az átvett hő hatására 280 °C-ról 310 °C-ra

melegszik, de nem forr fel, gőz nem keletkezik. A primerköri nagynyomású hűtővíz hőtartalmát egy

hőcserélőn (gőzfejlesztő) keresztül adja át az alacsonyabb 60 bar nyomáson keringő második

(szekunder) vízkörnek, melyben a felvett hő hatására gőz képződik, és a gőz turbógenerátor

segítségével villamos energiát állít elő. A turbináról kilépő fáradt gőzt a kondenzátorban hűtővízzel

kondenzáltatják le. A jelenleg üzemelő atomerőművekben az üzemanyag főként enyhén dúsított (1,5–

5% 235U) vagy természetes (0,71% 235U) urán, de néhány reaktor a ciklusban keletkezett plutóniummal

vagy nagy dúsítási fokú uránnal üzemel.

Vannak olyan atomerőművek is, melyek nem igénylik a természetes urán 235U tartalmának

dúsítását, így az üzemanyagciklus nem tartalmaz dúsító technológiát, de a reaktor hűtéséhez és

moderálásához deutériummal dúsított nehézvíz szükséges. Ilyen reaktorok a kanadai CANDU-

reaktorok, melyek a nyomottvizes típusba tartoznak.

A Paksi Atomerőműben 4 db VVER-440/213-típusú reaktor működik (jelenleg már 4×500 MWe a

teljesítmény). Ezek a reaktorok a nyomottvizes reaktorok csoportjába tartoznak. A reaktor egy fűtő-

eleme (pálca) 2,5 m hosszú, és a fűtőelem-pasztillák 99% Zr, 1% Nb ötvözetű csőben helyezkednek el.

A csöveket hatszögletű fűtőelemkötegekbe foglalják, egy kötegben 126 db fűtőelemrúd van, az aktív

zónában 312 db köteg (42 t UO2 3,5% 235

U) található. A kazettákban lévő UO2 üzemanyag dúsítása

1,6, 2,4 vagy 3,6, vagy 4,2% lehet, de egy kazettában rendszerint csak azonos dúsítású fűtőelemek

vannak. A VVER-440 típusban a láncreakció szabályozásához a fűtőelemkötegekkel azonos méretű

abszorbens (bóracélból készült) kazettákat használnak, amelyek felülről lógnak be a zónába. A reak-

torban összesen 37 ilyen szabályozó és biztonságvédelmi kazetta van, amelyek közül üzem közben 30

állandóan kihúzott állapotban, az aktív zóna fölött helyezkedik el. Ezek az ún. biztonságvédelmi (BV)

rudak, amelyekkel a reaktor bármikor biztonságosan leállítható. A maradék 7 abszorbens kazettával az

üzem közbeni teljesítményszabályozást végzik, de természetesen ezek is ellátnak biztonságvédelmi

funkciót. A szabályozó kazetták aljához egy-egy fűtőelemkazettát kapcsolnak, így a kihúzott

abszorbensek helyén is üzemanyag található.


Pátzay György, Radiokémia II. www.kankalin.bme.hu

Choppin, G. R., Radiochemistry and Nuclear Chemistry, 2001, Butterworth-Heinemann

http://www.kankalin.bme.hu/



4. A MŰKÖDŐ ATOMREAKTOROK TÍPUSAI: 1. ÉS 2.

GENERÁCIÓS REAKTOROK

4.1. A nukleáris energiatermelés jelenlegi helyzete

Jelenleg a világ villamosenergia-termelésének mintegy 17%-át atomerőművek termelik. Ezek az erő-

művek alaperőműként üzemelnek. 46 országban üzemel, építés alatt áll, vagy terveznek atom-

erőművet. 2010 novemberében 441 reaktorblokk üzemelt, összesen 376 313 MWe elektromos

teljesítménnyel. Építés alatt 58 reaktorblokk volt, 60 604 MWe teljesítménnyel, tervezés alatt 148

reaktorblokk van 163 713 MWe teljesítménnyel. Az üzemelő reaktorblokkok közül 265 (61%) blokk

nyomottvizes (PWR, VVER), 94 blokk (21,3%) forralóvizes (BWR), 44 blokk (9,98%) nyomott-

nehézvizes (CANDU), 18 blokk gázhűtésű (AGR, MAGNOX), 12 blokk grafit moderálású

nyomottcsöves (RBMK), 2 blokk gyors szaporító reaktor (FBR) és 6 blokk egyéb. A MAGNOX-

reaktor egy angol, természetes urán fűtőelem-töltetű, grafit moderálású, szén-dioxid-gázhűtésű reaktor,

mely nevét egy, a reaktorban fűtőelem-burkolatként alkalmazott magnox nevű ötvözettől kapta.

4. animáció

Egy 2000 MWe teljesítményű atomerőmű áramtermelését szemlélteti a 4. hangos animáció.

A jelenleg üzemelő atomreaktorok 1–4,5 GWt termikus teljesítményűek, átlagos termikus

hatásfokuk 33%, így elektromos teljesítményük 500–1500 MWe. A nyomottvizes reaktorblokkokban

40–100 tonna, 235U izotópra vonatkoztatva átlagosan 3,5% dúsítású uránoxid fűtőelem van,

néhányszáz fűtőelemkötegben. Mindegyik fűtőelemköteg 200–300 db, 3,5 m hosszú fűtőelemrudat

(pálcát) tartalmaz, melyekben átlagosan 1 cm átmérőjű, 1,5 cm magas hengeres urán-dioxid fűtőelem-

pasztillák helyezkednek el. Üzemelés során a fűtőelemkötegekben többféle folyamat játszódik le.

Egyrészt az 235U izotópok jelentős része elhasad, és hasadvány, zömében radioaktív izotópok

keletkeznek, másrészt az 238U és 235U izotópok neutronokat fognak be, és nehezebb izotópokká

alakulnak át, melyek további bomlások és neutronbefogások révén hasadóképes magokká (239Pu) és

más, ugyancsak részben elhasítható transzuránokká (241Am, 242Cm, 244Cm stb.) alakulnak át.

Az erőművi reaktorok múlt, jelenkori és jövőbeni fejlődését mutatja a következő 4.1. ábra.

.

4.1. ábra: Az erőművi reaktorok fejlődése

4. A működő atomreaktorok típusai: 1. és 2. generációs reaktorok 29


Az atomerőművi reaktorblokkok kialakítása az 1950–1960 években kezdődött az ún. 1. generációs

erőművekkel. Tipikus példái ezen blokkoknak az USA-ban a Shippinport, Dresden, Fermi I, valamint

a Magnox, VK-50 és BiNPP, illetve az egykori szovjet VVER-440/230 típusú atomerőművek. Ezek a

korai prototípusok még számos hiányossággal, módosítást igénylő megoldással rendelkeztek, és

kialakításuk rendkívül bonyolult volt. Jelenleg csak néhány korai szovjet gyártmányú VVER-reaktor

üzemel belőlük (nem paksi erőműtípusok). A Magnox reaktor sémáját mutatja a következő 4.2. ábra.

4.2. ábra: MAGNOX-reaktor

Az 1970–1990 években a felhalmozott tapasztalatok alapján sorozatban kezdték gyártani a 2.

generációs reaktorokat, így a nyugati országokban PWR-, BWR- és CANDU-, a Szovjetunióban

pedig a VVER- és RBMK-típusú könnyűvizes reaktorokat. Ezek a reaktorok adják a jelenleg üzemelő

reaktorok több mint 95%-át. Ugyancsak ebben a generációban készültek a HTGR nagy hőmérsékletű

gázhűtéses, az AGR javított grafitmoderálású gázhűtéses, a Magnox grafitmoderálású gázhűtéses és az

LMFR folyékony-fém-hűtésű gyors szaporító reaktorok is.

A PWR-reaktorok jellemzői a 120–160 bar primerköri nyomáson lévő könnyűvíz moderátor és

hűtőközeg egyaránt, az urán-dioxid hasadóanyag-pasztillák átlagosan maximum 5% dúsítású uránt

tartalmaznak és cirkónium-nióbium ötvözetből készült csövekben helyezkednek el. A primerköri

nagynyomású forró víz egy hőcserélőn, a gőzfejlesztőn át adja át a hőjét az alacsonyabb nyomású (40–

60 bar) szekunder vízkörnek, melyben gőz fejlődik. A legtöbb PWR-reaktor biztonsági tartályban

(konténment) helyezkedik el. Termikus teljesítménysűrűségük ~100 MWt/m3. Átlagos termikus

hatásfokuk 32%. Egy nyugati gyártmányú PWR-reaktor sémáját a 3. fejezetben mutattuk be.

A BWR-reaktor lényegében egy alacsony nyomású PWR gőzfejlesztő és szekunder kör nélkül. A

reaktortartályba belépő, átlagosan 70 bar nyomású könnyűvíz egy része (~10%) felforr és gőzzé

alakul. A gőz elválasztás után a turbinákra kerül, majd lekondenzáltatva visszatér a keringő

folyadékáramba. A BWR-reaktorok termikus teljesítménysűrűsége mintegy a fele a PWR-reaktoroké-

nak (ugyanakkora teljesítményhez kétszer akkora reaktor szükséges), de hatásfoka nagyjából ugyanaz.

Egy BWR-reaktor sémáját a 3. fejezetben mutattuk be.

Lényegében a Szovjetunióban kifejlesztett RBMK-reaktorok is egy-vízkörös forralóvizes reak-

torok, de itt a forrás párhuzamosan kapcsolt, egymástól elválasztott csövekben játszódik le, ezért

nevezhetjük forralócsöves reaktoroknak is. A reaktor eredeti célja plutóniumtenyésztés volt. Egy

mintegy 25 m átmérőjű grafithengerben lévő csatornákban helyezkednek el a forralócsövek, melyben

3,5 m hosszú fűtőelemek töltete enyhén dúsított (1,5–2%) uránoxid. A 7 m hosszú csatornában a víz

egy része felforr, a hűtőközeg könnyűvíz, a moderátor könnyűvíz és grafit. A reaktor alacsonyabb

hőmérsékleteken pozitív üregtényezővel jellemezhető, mely a reaktorteljesítmény megszaladását

eredményezheti. Az RBMK-reaktor sémáját mutatja a következő 4.3. ábra.



4.3. ábra: RBMK reaktor

1. aktív zóna 2. víz-gőz-elegy a szeparátorba 3. gőzszeparátor-dob 4. főkeringető szivattyú 5. elosztó

kazándob 6. vízcsövek 7. felső biológiai védelem 8. fűtőelem-rakodógép 9. alsó biológiai védelem

A kanadai CANDU nyomott-nehézvizes reaktorok primer körében ~90 bar nyomású nehézvizet

használnak moderátorként és hűtőközegként, és a fűtőelemek természetes uránból készült urán-dioxid-

pasztillák zircalloy csövekbe töltve. A szekunder körben lévő kisebb nyomású könnyűvíz a hőcserélőn

felforr, és a gőzt turbinák hajtására elvezetik. Az ilyen reaktorok nagy méretűek, mert termikus

teljesítménysűrűségük csak egytizede (~10 MWt/m3) a PWR-reaktorokénak. A CANDU-reaktor

sémáját mutatja a következő 4.4. ábra.

4.4. ábra: CANDU-reaktor

1. fűtőelemköteg 2. aktív zóna (kalandria) 3. pozícionáló rudak 4. nehézvizes nyomásszabályozó 5.

gőzfejlesztő 6. könnyűvizes szivattyú 7. nehézvizes szivattyú 8. fűtőelem-rakodógép 9. nehézvizes

moderátor 10. nyomottcsövek 11. gőz a gőzturbinára 12. a turbináról visszatérő kondenzvíz 13.

biztonsági tartály (konténment)

A HTGR magas hőmérsékletű gázhűtéses reaktor grafit moderálású, héliumhűtésű reaktor. A

fűtőelem bevonatos szemcse, mely tartalmazza a hasadási termékeket is. A szekunder körben könnyű-

víz áramlik és részben gőzzé alakul. Jelenleg egy közvetlen ciklusú gázturbinás villamosenergia-

termelő rendszert fejlesztettek ki. A HTGR-reaktor sémáját mutatja a következő 4.5. ábra.

4. A működő atomreaktorok típusai: 1. és 2. generációs reaktorok 31


4.5. ábra: HTGR-reaktor

Az AGR dúsított uránnal üzemelő, szén-dioxid-gázhűtésű, grafitmoderálású reaktor. A

MAGNOX-reaktorhoz képest megnövelték az aktív zóna méretét és javították a termikus hatásfokot.

A hőcserélőt a biztonsági tartályon belül helyezték el. A gáznyomás 40 bar, az üzemanyag 3%-os

dúsítású urán-dioxid rozsdamentes tokban. Termikus hatásfoka ~40%. Az AGR-reaktor sémáját

mutatja a következő 4.6. ábra.

4.6. ábra: AGR-reaktor

A LMFR (Liquid Metal Fast Reactor) folyékony-fém-hűtésű gyorsreaktorban a folyékony fém

(Na) hatékonyan vonja el a hőt, miközben minimálisan moderálja a gyorsneutronokat. Ebből

következően több hasadóanyagot igényel. A zónában elhelyezhetnek szaporító anyagot is új

mesterséges hasadóanyag előállítása céljából, ezért szaporító reaktorként is üzemeltethető. Hasadó-

anyagként dúsított urán-dioxidot, plutónium-dioxidot vagy fémet alkalmaznak. A könnyűvizes

reaktorokhoz (LWR) képest sokkal alacsonyabb nyomáson üzemel. Az LMFR-reaktor sémáját mutatja




4.7. ábra: LMFR-reaktor

1. hasadóanyag (UO2 vagy PuO2) 2. szaporítóanyag (238U) 3. szabályzó rudak

4. primer Na-szivattyú 5. primer Na hűtőközeg 6. reaktortartály 7. védőburkolat

8. reaktorfedél 9. fedél 10. Na/Na-hőcserélő 11. szekunder Na-hűtőközeg

12. szekunder Na-szivattyú 13. gőzfejlesztő 14. friss gőz 15. tápvíz-előmelegítő

16. tápvíz-szivattyú 17. kondenzátor 18. hűtővíz 19. hűtővíz-szivattyú

20. nagynyomású turbina 21. kisnyomású turbina 22. generátor 23. reaktorépület


Comsan, M., Status of Nuclear Power Reactor Development, 6th Conference on Nuclear and Particle Physics,

2007, Luxor, Egypt, 79–89

Shultis, J. K., Faw, R. E., Fundamentals of Nuclear Science and Engineering, 2002, Marcel Dekker, Inc.

5. Az atomreaktorok fejlesztésének tendenciái, 3. és 4. generációs reaktorok 33


5. AZ ATOMREAKTOROK FEJLESZTÉSÉNEK

TENDENCIÁI, 3. ÉS 4. GENERÁCIÓS REAKTOROK

A 4.1. ábra szerint a fejlesztés következő lépését jelentik a 3. és 4. generációs reaktorok.

A csernobili atomerőmű balesete után a 90-es években megszűnt a 2. generációs atomerőművek

építése. A rendelkezésre álló mintegy tizenöt év alatt számos atomerőmű-típust fejlesztettek ki, ame-

lyeket összefoglalóan az atomerőművek harmadik generációjának nevezünk. Ezek a második gene-

ráció sokirányú továbbfejlesztésével jöttek létre. A jobb biztonsági és gazdaságossági paraméterekkel

jellemezhető harmadik generációs atomerőművek telepítését az atomerőművek megrendelésének több

évtized óta tartó hiánya és többek között a második generációs atomerőművek üzemidő-hosszab-

bításának műszaki lehetősége hátráltatta.

A 3. generáció atomerőműveire jellemző a szabványosított terv valamennyi típusra, amely gyors

engedélyezési eljárást, alacsony fajlagos beruházási költséget és rövid (4 év) építési időt eredményez.

További jellemzőjük az egyszerűbb és robusztusabb kialakítás, mint az eddig épített 2. generációs

atomreaktoroké, ami kevésbé sebezhetővé teszi az üzemi rendellenességekkel szemben és a belső

(inherens) biztonság és a passzív védelmi tulajdonságok minél teljesebbé tétele. Terv szerint magasabb

lesz a rendelkezésre állás és hosszabb — tipikusan 60 év — az üzemi élettartam. A generáció

erőműveire jellemző a zónaolvadásos balesetek kisebb valószínűsége (~10–6/reaktorév) és a magasabb

kiégetési szint, ami hatékonyabb üzemanyag-felhasználást eredményez és kevesebb kiégett üzem-

anyag keletkezéséhez vezet. Az erőművekre jellemzőek a rövid (<20 nap) átrakások, 24 hónapos

kampányok és 90%-nál nagyobb teljesítménykihasználási tényezők. (Meg kell magyarázzuk az új

blokkoknál megjelenő új fogalmakat. Passzív védelem: olyan védelmi mechanizmust jelent, ami csak

a passzív alkatrészek működésén és alapvető természeti törvényeken (nyomáskülönbség, természetes

cirkuláció stb.) alapszik. Inherens biztonság: a nemkívánatos jelenség, például túlmelegedés maga

váltja ki a lassítására és visszafordítására ható folyamatokat – passzív védelmen alapul).

Az erőművi atomreaktorok fejlődése a 90-es években a 3. és a 3.+ generációkban megjelenő új

típusokban jelentkezett. A 3. generációs reaktorok tipikus képviselői a továbbfejlesztett PWR (APWR)

és BWR (ABWR), valamint EPR, AP1000, AES-2006, ACR-1000, VVER-1000/392, ATMEA, APR

típusok. A 3.+ generációs reaktorok a jelenleg még fejlesztés alatt álló reaktorok. A fontosabb,

nagyteljesítményű 3. generációs reaktorokat és a gyártókat a következő 5.1. táblázatban fogaljuk

össze.

5.1. táblázat: 3. generációs reaktorok

Reaktor Típus és gyártó-tervező

AP1000 Advanced Pressurized Water Reactor(Westinghouse)

EPR European Pressurized Water Reactor (Areva)

VVER-1000/640 AES-2006 Atomenergoprojekt

ATMEA Areva / Mitsubishi

APWR Advanced PWR (Mitsubishi, 1700 MW)

APR Advanced Pressurized Reactor (Korea, 1400 MW)

ABWR Advanced Boiling Water Reactor (GE-Toshiba)

ESBWR Economic Simplified BWR (General Electric)

SWR-1000 Siedewasser Reactor-1000 (Areva / Siemens)

ACR-700, -1000 Advanced CANDU Reactors (AECL)

PBMR Pebble Bed Modular Reactor (Eskom)

GT-MHR Gas Turbine Modular Helium Reactor (G. At.)

EPR AREVA NP – EPR European Pressurized-Water Reactor

Az említett reaktorokon kívül a 2. generációs CANDU-6 továbbfejlesztésével dolgozták ki

Kanadában a következő reaktorokat: CANDU 3 (450 MWe), CANDU 9 (925-1300 MWe), ACR 700

(730 MWe) és ACR 1000 (1200 MWe).



Ugyancsak az orosz (szovjet) fejlesztésű VVER nyomottvizes reaktoroknak is kifejlesztették a 3.

generációs változatait, melyek: VVER-1000/320, VVER-1000/428, VVER-1000/466 reaktorblokkok.

A reaktorok fontosabb jellemzőit foglalja össze a 5.2. táblázat.

5.2. táblázat: 3. generációs VVER-1000 reaktorok jellemzői

Jellemző V-320 V-428 V-466

Üzemidő (év) 30 40 60

Névleges hőteljesítmény (MWt) 3000 3000 3000

Gőznyomás névleges terhelésnél (MPa) 6,27 6,27 6,27

Gőz hőmérséklete névleges terhelésnél (C) 278,5 278,5 278,5

A fűtőelem tartózkodási ideje a reaktorban (év) 3 3 (max.4) 3 (max.4)

Kiégési szint átlagértéke (egyensúlyi ciklus) (MWnap/kgU) 40,2 43 47,2

Betöltési üzemanyag-dúsítás (%) 4,4 3,9 4,28

Csúcsüzemi óraszám (óra/év) 7000 7000 8400

Manőverezési teljesítménytartomány (%) 20–100 20–100 20–100

A kis és közepes teljesítményű 3. generációs reaktorok fontosabb jellemzőit pedig a következő

5.3. táblázat mutatja. Ezeket a reaktorokat részben nemcsak villamos energia, hanem villamos és

hőenergia szolgáltatásra tervezték.

5.3. táblázat: 3. generációs kis teljesítmémyű reaktorok

reaktor teljesítmény ország státus

MWe

IRIS 100-300 USA (internat.) fejlesztés

SMART 300 MWt D-Korea 65MWt félüzemi

VK-300 250 Oroszország BWR-fejlesztés

IMR <300 Japán PWR-fejlesztés

HABWR 600 Japán BWR-fejlesztés

HSBWR 300-600 Japán BWR természetes cirkuláció fejlesztés

SSBWR 150 Japán kis BWR term.cirk.

LSBWR 100-300 Japán hosszú üzemidő fejlesztés

NHR-200 200 MWt Kína fejlesztés, nem elektromosság előállítására

PBMR 110 Németország/D.Afrika golyós töltetű gázhűtésű

GT-MHR 285 USA, Japán,

Franciaország,

Oroszország

gázhűtésű prizmás reaktor gázturbina

4S 50-100 Japán Na-hűtésű gyors

BREST 300 Oroszország ólomhűtésű, mono-nitrid üzemanyag

ENHS 50 USA ólom-bizmut hűtés, moduláris gyors

ABWR (Advanced Boiling Water Reactor)

Az első 3. generációs reaktor az ABWR volt. Az 1990-es évek elején a TEPCO és öt másik cég (pl.

GE, Hitachi, Toshiba) kezdték el a továbbfejlesztett BWR, az ABWR kifejlesztését. A reaktor

tervezett teljesítménye 1700 MWe volt. Célul tűzték ki az erőmű beruházási költségének 30%-os

csökkentését, a rövidebb építési időt, a termelt villamos energia költségének 20%-os csökkentését, a

megnövelt biztonságot, a jövő üzemanyagciklusaihoz való alkalmazkodást. A reaktor tervezett

üzemideje 60 év. Ebből az erőműtípusból Japánban épült két blokk. A következő 5.1. ábra az ABWRII

reaktor sémáját mutatja.



5.1. ábra: ABWR-II reaktor

ESBWR(Economic Simplified Boiling Water Reactor)

Egy ugyancsak 3. generációs BWR a GE és más cégek által közösen fejlesztett ESBWR-reaktor. A

GE-Hitachi által kifejlesztett 1550 MWe (4500 MWt) teljesítményű, a korábbi reaktoroknál

gazdaságosabb, gyorsabb építésű, nagymértékben egyszerűsített ESBWR-reaktor sémáját mutatja a

következő 5.2. ábra.

5.2. ábra: ESBWR-reaktor

EPR (Evolutionary Power Reactor)

Az EPR – egy 3.+ generációs PWR-blokk, termikus teljesítménye 4200/4500 MWt, elektromos

teljesítménye ~1600 MWe, termikus hatásfoka 36-37%. A reaktor dupla falú hermetikus biztonsági

tartályban helyezkedik el (nagy utasszállító repülőgép rázuhanására méretezték). A reaktor vegyes

UO2-PuO2 MOX hasadóanyaggal üzemel, tervezett üzemideje 60 év, építési ideje 3-4 év.

A megnövelt biztonság célja, hogy megakadályozza a telephelyen kívüli következményeket,

javítsa a balesetek megelőzését szolgáló rendszereket, növelje a fizikai szeparációt, csökkentse az

emberi hibák lehetőségét és a zónasérülés valószínűségét. Ily módon a zónasérülés valószínűsége 10-6

/év, de az esetleges zónasérülés sem jelent nagy környezeti kibocsátást. A kialakítás csökkenti a

komoly balesetek következményeit. Megoldották a biztonsági tartály hűtését, a zónaolvadék felfogását

és hűtését és a reaktor alaphűtését. Így épül a finn Olkiluoto-3 reaktorblokk, melynek sémáját mutatja




a) b)

c)

5.3. ábra: Olkiluoto-3 EPR-reaktor a) séma, b) látkép, c) metszet

Építések: Olkiluoto (1), Flamanville (1), Kína (2).

AP1000 (Advance Pressurized Water Reactor)

A Westinghouse – AP1000 3.+ generációs reaktora egy továbbfejlesztett PWR 1117-1154 MWe

teljesítményű blokkokkal rendelkezik. Lényegében a korábbi AP-600 reaktor továbbfejlesztett

változata, alapkiépítése, inherens biztonsága, optimalizált teljesítménye, csökkentett energiatermelő

költsége azonos a korábbi verzióval. Két gőzfejlesztővel rendelkezik, az építés átlagos ideje 3 év. Az

AP1000 reaktorban a 2. generációs PWR-hez képest 50%-kal kevesebb szelepet, 35%-kal kevesebb

szivattyút, 80%-kal kevesebb csővezetéket, 45%-kal kevesebb földrengésbiztos épülettérfogatot, 70%-

kal kevesebb kábelt alkalmaznak. Az AP1000 reaktor sémáját mutatja a következő 5.4. ábra.

5.4. ábra: AP-1000 reaktor

1. aktív zóna 2. gőzfejlesztő 3. nyomás-szabályozó 4. passzív hűtőtartály

5. acél biztonsági tartály 6. turbinák

Megrendelt / tervezett blokk: Kína (4) / USA (12).



Néhány kis teljesítményű 3. és 3.+ generációs reaktor sémáját mutatja a következő 5.5. ábra. A

reaktorok jellemzői a 5.2 táblázatban láthatók.

IRIS Nuscale PMBR KLT-406 4S

5.5. ábra: Kis teljesítményű 3. és 3.+ generációs reaktorok

A 3. és 3.+ generációjú atomreaktorok szerkezetének egyszerűsödését jól mutatja a következő 5.6. ábra.

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

5.1. Az új 3. generációs reaktorok műszaki jellemzői és várható alkalmazásai

A jövő atomerőműveivel kapcsolatban néhány alapvető műszaki-gazdasági kérdés merült fel. Fontos

kérdés a jövő atomerőműveinek teljesítménymérete. A nagy teljesítményű reaktorok mellett igény

mutatkozik a kis teljesítményű, 70–600 MWe elektromos teljesítményű, lokális igényeket kiszolgáló

atomerőművekre is. Ezek az erőművek villamosenergia-termelés mellett hőenergiát is szolgáltathat-

nak, alkalmazhatók ipari célokra, például tengervíz sótalanítására, hidrogén vízből történő előállítására

stb. Az orosz Rosatom cég élen jár az ilyen erőművek fejlesztésében (KLT-40S 35 MWe+35MWt,

VBER-300). A 2. generációs atomerőművek üzemideje 30–40 év volt, és igény merült fel ennél

hosszabb üzemidejű reaktorok konstruálására. Fontos további jövőbeni követelmény az erőműblokkok

teljesítményének rugalmasabb szabályozása, alaperőmű helyett menetrendtartó üzemkészség

létrehozása. A BWR-típusú reaktorok könnyebben alakíthatók ezen igény kielégítésére egyenletes

kiégési szint biztosítása mellett, a nyomottvizes PWR-reaktorok esetében ez a feladat bonyolultabb. A

jövő reaktorai szempontjából fontos az aktív zóna hűtőközegének és paramétereinek a megválasztása.

Hűtőközeg lehet gáz, víz, könnyűfém, nehézfém és só is. A 70–150 bar nyomáson alkalmazott

könnyű- és nehézvíz-hűtőközeg komoly műszaki követelményeket támaszt. Mégis magasabb

nyomáson (250 bar fölött) a szuperkritikus víz alkalmazásával 45%-os termikus hatásfok érhető el,

hasonlóan a jelenleg üzemelő néhány hőerőmű hatásfokaihoz. Ultra-szuperkritikus víz közeggel (300

bar fölött) 50%-os hatásfok is elérhető. A héliumgáz hűtőközeget a vízhez hasonló nyomásokon

alkalmazzák, de Brayton-ciklusú gázturbinával közvetlenül is alkalmazható. A szén-dioxidot a korai

brit reaktorokban és a jelenlegi AGR-reaktorban alkalmazzák hűtőközegként. Mivel a héliuménál

nagyobb a sűrűsége, jobb a hőhordozó képessége is. Jelenleg a szuperkritikus szén-dioxidot

igyekeznek Brayton-ciklusú gázturbinával kombinálni.



A gyorsneutronokkal működő gyorsreaktorok esetén a fém nátrium atmoszferikus nyomáson

98C-on olvad és 883 C-on forr. Rendszerint egy vízgőzös hűtőkörrel kombinálják és Rankin–

Clausuis-ciklusú gőzturbinát alkalmaznak. Az ólom és az ólom-bizmut eutektikus elegy mint

hűtőközeg a gyorsreaktorok esetén, magasabb hőmérsékleteken üzemeltethető. Elhanyagolható a

neutronabszorpciójuk, és a nátriummal szemben a vízzel nem lépnek reakcióba, ezért biztonságosabb

üzemet biztosítanak. Levegőn nem lép fel bennük öngyulladás. Ezzel szemben korrozívak a fűtőelem-

burkolatokkal és az acéllal szemben, ezért alkalmazási hőmérsékletük felső határa 550 C. A jelenlegi

jobb szerkezeti anyagokkal ez a hőmérséklet 650 C-ra, a jövőben várhatóan 700 C-ra növelhető.

Problémát jelent az is, hogy az ólom-bizmut eutektikus elegy aktiváció révén veszélyes 210Po izotópot

generál. A jövőben ilyen gyorsreaktorok teljesítménye 50–100 GWe teljesítménykorlátú lesz. Az elegy

25 C-on olvad és 1670 C-on forr, ezzel szemben az olcsóbb ólom 327 C-on olvad és 1737 C-on

forr, ezért a jövőbeni alkalmazása valószínűbb, de az ólom megdermedését mindenképpen el kell

kerülni.

A fluorid-sóolvadékok atmoszferikus nyomáson 1400 C-on forrnak, így hélium szekunderköri

hűtőközeggel kombinálva Brayton-ciklusú gázturbinával 750 C-on 48%, 1000 C-on 55% hatásfok

érhető el, és hidrogén fejlesztésére is felhasználható.

5.2. A 4. generációs atomreaktorok

Az üzemelő atomerőművek tapasztalatai és a 3. generációs reaktorok tervezési munkái során

jelentkezett igény egy, az előző típusoktól alapvetően eltérő, még kedvezőbb tulajdonságokkal

rendelkező atomerőművi generáció, a 4. generáció kifejlesztésére.

Ennek keretében az Egyesült Államok kormányzata 2000-ben kezdeményezte olyan új típusú,

negyedik generációs atomerőművek kifejlesztését, amelyek 2025–2030 körül állhatnak üzembe. Az

Egyesült Államok a céljait széleskörű nemzetközi összefogással kívánja megoldani. Az ezt szolgáló

Generation-IV International Forum (GIF) 2000 januárjában alakult meg. A Generation-IV projektben

szinte kezdettől fogva részt vesznek a nukleáris fejlesztésekben jelentős szerepet játszó országok (az

Egyesült Államokon kívül Kanada, Franciaország, Nagy-Britannia, Svájc, a Dél-afrikai Köztársaság,

Argentína, Brazília, Japán és a Koreai Köztársaság). 2003-ban az Európai Unió (az EURATOM) a

nemzetközi projekt tagjává vált. Az EURATOM valamennyi EU-tagországot képviseli. 2006-tól

Oroszország és Kína is tagja a GIF-nek. Jelenleg napirenden van India csatlakozása.

A Generation-IV projekt által perspektivikusnak tekintett, új reaktortípusok egyike sem

előzmények nélküli, de a jelenlegi atomerőműpark ilyen típusokat gyakorlatilag nem használ. A

szükséges fejlesztések csak jelentős volumenű kutatási programok megvalósításával érhetők el.

Valamennyi típussal szemben alapvető követelmények a következők:

gazdaságosság,

a természeti erőforrások fenntartása,

a keletkező hulladékok minimalizálása,

biztonság és megbízhatóság,

katonai célra való felhasználhatatlanság.

További fontos követelmény a negyedik generációs atomerőművek fejlesztésében az üzemanyag-

ciklus új átgondolása, új típusú üzemanyagciklus kifejlesztése. A tervezés alatt álló fontosabb 4.

generációs atomerőművek fontosabb jellemzőit foglalja össze a következő táblázat.



5.4. táblázat: 4. generációs atomerőművek jellemzői

reaktor neutron energia hűtőközeg hőmérséklet fűtőelemciklus teljesítmény

VHTR termikus hélium 900-1000 C nyitott 250-300 MWe

SFR gyors nátrium 550 C zárt 30-150 MWe

300-1500 MWe

1000-2000

MWe

SCWR termikus

gyors

víz 510-625 C nyitott

zárt

300-700 MWe

1000-1500

MWe

GFR gyors hélium 850 C zárt 1200 MWe

LFR gyors ólom 480-800 C zárt 20-180 MWe

300-1200 MWe

600-1000 MWe

MSR epitermikus fluorid

sóolvadék 700-800 C zárt 1000 MWe

VHTR: nagyon magas hőmérsékletű reaktor, SFR: nátriumhűtésű gyorsreaktor, SCWR:

szuperkritikus vízhűtésű reaktor, GFR: gázhűtésű gyorsreaktor, LFR: ólomhűtésű gyorsreaktor, MSR:

sóolvadék-hűtésű reaktor

Az alábbiakban néhány példán keresztül mutatjuk be a 4. generációs reaktorok néhány típusát és

alkalmazási lehetőségeit.

5.2.1. VHTR (Very High Temperature Reactror)

A termikus neutronnal üzemelő, nyitott üzemanyag ciklusú VHTR-rendszert a villamosenergia-

termelésen túl elsősorban magas hőmérsékletű folyamathő előállítására szánják, pl. szénelgázosítás és

termokémiai hidrogéntermelés céljából. Fejlesztése a grafitmoderátoros, héliumhűtésű reaktorok

tapasztalatain alapul, ezért viszonylag gyors kifejlesztése és rendszerbe állítása várható. Hűtőközege

hélium, az aktív zóna cirkónium-karbid szemcséket vagy rudakat tartalmaz. Az aktív zóna építhető

hasáb alakú blokkokból, amilyen a japán HTTR és a General Atomics és mások közös fejlesztése alatt

álló GT-MHR, vagy lehet golyóágyas, mint amilyen pl. a Dél-Afrikában fejlesztett PBMR. A

hűtőközeg 1000 ºC körüli kilépési hőmérséklete alkalmas nagyon jó hatásfokú villamosenergia-

termelésre és termokémiai hidrogén-előállításra egyaránt. Egy hidrogéntermelésre tervezett 600 MWt

teljesítményű VHTR több mint 2 millió Nm3 hidrogént képes előállítani naponta. A magas hőmér-

séklet eredményeként termikus hatásfoka 50% fölött van. A hő- és a villamos energia kapcsolt

termelése a VHTR-t vonzó hőforrássá teszi nagy ipari létesítményekhez. A hőhordozó 1000 ºC feletti

kilépő hőmérséklete a nukleáris hőt képessé teszi olyan folyamatokhoz történő alkalmazásra, mint pl.

az acél- és az alumíniumgyártás.

A VHTR-reaktor üzemelhet MOX-üzemanyaggal, következésképpen egy szimbiotikus

atomenergia-rendszer egyik komponense lehet. Ugyanakkor jelentős feladatok vannak még az

üzemanyag-fejlesztésben és a magas hőmérsékleteknek ellenálló anyagok kutatásában. A VHTR-

reaktor a jó termikus hatásfok és hidrogéntermelési hatékonyság miatt gazdasági szempontból kiváló,

biztonságos és megbízható, nem segíti elő az atomfegyverek elterjedését. Ugyanakkor a nyitott

üzemanyagciklus miatt kevésbé jó a fenntarthatóság biztosításában. Szimbiotikus atomenergia-

rendszerben üzemeltetve ez a tulajdonsága kiküszöbölhető. A VHTR-reaktor fejlesztésében Japán és

Dél-Korea mellett az EU (Framatome) is fontos szerepet játszik. Rendszerbe állítása 2020 körül

várható. Egy termikus hidrogénfejlesztő üzemet energiával ellátó VHTR-reaktor sémája a következő

5.7. ábrán látható.



5.7. ábra: VHTR-reaktor

5.2.2. SFR (Sodium cooled Fast Reactor)

Az SFR, folyékony-nátrium-hűtésű gyorsreaktor-rendszer gyorsneutronnal üzemelő, zárt üzemanyag-

ciklusú rendszer. A reaktor feladata a villamosenergia-termelésen túl a nagy aktivitású aktinidák,

elsősorban a plutónium hasznosítása, illetve kezelése. E reaktorok alkalmazásával a természetes urán

teljes mennyisége energiatermelésre hasznosítható (239Pu), szemben a konvencionális termikus

reaktorok maximum 1%-os hasznosítási hatásfokával. Az SFR-atomerőművek különböző teljesít-

ményű variációit készítették el a néhány száz MWe elektromos teljesítménytől az 1500–1700 MWe

teljesítményig. A reaktorban az aktív zónából kilépő nátrium hőmérséklete tipikusan 530–550 °C,

aminek következtében jó termikus hatásfokkal lehet villamos energiát termelni. A primerköri rendszer

részei az reaktorral együtt egy közös medencében helyezkednek el. A primerköri hűtőközeg nagy

termikus inerciával rendelkezik. Növeli a rendszer biztonságát, hogy a hűtőközeg az üzemelési

hőmérsékleteken igen kis mértékben párolog, a primer rendszer lényegében atmoszférikus nyomáson

üzemelhet. Ugyanakkor a hűtőközeg, a folyékony fémnátrium reagál a levegővel és a vízzel is, és ezért

mindenképpen ki kell zárni az ilyen reakciók lehetőségét. Ezért a primer kör és a víz–gőz-körfolyamat

köre közé egy ugyancsak folyékonyfém tartalmú, de már nem radioaktív közbenső kört iktattak be. Az

SFR-reaktorok kétféle üzemanyaggal működhetnek, egyrészt kevert-oxidos MOX-üzemanyaggal és

kevert uránium-plutónium-cirkónium fémötvözet üzemanyaggal. A MOX-üzemanyaggal szerzett

tapasztalatok lényegesen kiterjedtebbek, mint a fémötvözet üzemanyagé. Az SFR-reaktorok zárt

üzemanyagciklussal rendelkeznek, és ennek két technológiai megoldása létezik. Az egyik a

továbbfejlesztett vizes folyamat, a másik pedig a pirometallurgiai folyamat, melyet a száraz

pirometallurgiai eljárásból fejlesztettek ki. Mindkét üzemanyagciklus fő feladata az aktinidák 99,9%-

ának visszanyerése és visszakeringetése, és a plutónium többi radioaktív termékkel történő együttes

leválasztása. A gyorsreaktorok induló üzemanyagát ebben az üzemanyagciklusban a termikus

reaktorok kiégett üzemanyagából nyerik. Mindezek eredményeként csökken a nagy aktivitású

hulladékok mennyisége és annak elhelyezéséhez szükséges tárolói kapacitás nagysága. A nátrium-

hűtésű gyorsreaktor a 4. generációs rendszer technológiailag leginkább kifejlesztett reaktora. A

koncepció a nátriumhűtésű gyorsreaktorokkal nyolc országban 50 év alatt szerzett, több mint 300

reaktorévnyi tapasztalaton alapul. Gyors szaporító reaktorokat régóta üzemeltetnek Franciaországban,

Japánban, Németországban, az Egyesült Királyságban, Oroszországban és az Egyesült Államokban. A

demonstrációs atomerőművek teljesítménytartománya 1,1 MWt-től (az 1951-ben üzembe helyezett

EBR-I) 1200 MWe-ig (az 1985-ben üzembe helyezett Super Phenix) terjed. Az elért kiégetési szint

150–200 MWnap/tonna tartományig kísérletileg igazolt úgy a MOX, mind a fém üzemanyagra. A

kiégett üzemanyag reprocesszálására továbbfejlesztett vizes eljárás a PUREX eljárás sok éves üzemi

tapasztalatain alapul. A pirometallurgiai feldolgozó folyamat fejlesztés alatt áll az Integral Fast

Reactor program 1984. évi kezdete óta az Egyesült Államokban. A fém üzemanyag távvezérelt

gyártását az 1960-es években demonstrálták. Az SFR-reaktor mind a fenntarthatóság, mind a nukleáris

üzemanyagkészletek hasznosítása, mind pedig az aktinidák kezelése szempontjából kiváló. Jók a



biztonsági, a gazdaságossági jellemzői, és alkalmazása nem segíti elő az atomfegyverek elterjedését

sem. Jelenleg az SFR-reaktor a legalkalmasabb az aktinidák teljes mértékű hasznosításához. Ennek

megfelelően nagyon intenzív fejlesztés folyik több országban is. Az új generációs nátriumhűtéses

reaktorok bevezetése már 2015–20 között megkezdődhet. Az SFR-reaktor sémáját mutatja a


5.8. ábra: SFR-reaktor

5.2.3. SCWR (Supercritical Water Reactor)

Az SCWR-reaktor kétféle üzemmóddal és üzemanyagciklussal üzemelhet. Az egyik a termikus

neutronnal üzemelő reaktor nyitott üzemanyagciklussal, a másik pedig gyorsneutronnal üzemelő zárt

üzemanyagciklussal működik. Ez utóbbi esetében teljes aktinida recirkuláció valósul meg. Mindkét

üzemmódban forralóvizes reaktorként működik. A termikus vagy gyorsneutronos üzem között csak a

reaktor aktív zónájában lévő moderátor mennyiségében van különbség. A gyorsneutron-üzemmód

esetén nincs kiegészítő moderátoranyag, ugyanakkor a termikus neutronnal üzemelő változat

kiegészítő moderátoranyag alkalmazását igényli. Mindkét üzemmódban olyan vízhűtésű reaktor

üzemel, melyben a nyomás és a hőmérséklet a víz kritikus pontja (22,1 MPa, 374 ºC) felett van, ezáltal

igen magas (~44%) termikus hatásfok elérését teszi lehetővé. A gyorsneutronnal üzemelő változatban

egy továbbfejlesztett vizes eljáráson alapuló központi feldolgozóművet alkalmaznak az aktinidák

recirkulációjához. Az atomerőmű felépítését egyszerűsíti, hogy a hűtőközeg halmazállapota nem

változik a reaktorban. Egy tipikus SCWR-reaktor teljesítménye 1700 MWe, termikus hatásfoka 44%, a

250 bar nyomású víz 510 C-on lép ki a reaktorból. Üzemanyaga urán-dioxid. A hűtőközeg magasabb

hőmérséklete miatt kisebb hűtőközeg-tömegforgalmat tesz lehetővé egységnyi reaktorteljesítményre

vonatkoztatva. Ez csökkenti a hűtőközeg-szivattyú, a csővezetékek, elzáró szerkezetek és egyéb

berendezéselemek méretét és a fajlagos szivattyúteljesítmény-igényt. Fenti körülmények között nem

léphet fel a reaktorban forráskrízis sem. A szuperkritikus állapot kiküszöbölhetővé teszi a túlhevítők,

gőzszeparátorok és a gőzfejlesztők szükségességét, ami egyszerűbb felépítésű atomerőművet

eredményez. A reaktor nem követel turbinafejlesztést, mert a hagyományos erőművi turbinák

alkalmazhatók. Alacsony a reaktor fajlagos beruházási költsége (<1000 USD/kWe), nagy teljesítmény

tartományban (400–1600 MWe) üzemképes, és ezáltal rugalmasan alkalmazkodik a piaci igényekhez.

Az SCWR-reaktorhoz rendelkezésre álló ismeretek miatt viszonylag gyorsan kifejleszthető. A

termikus neutronnal üzemelő SCWR-reaktorok területén az utóbbi 10–15 évben Japánban (Toshiba,

Hitachi) folyt komoly fejlesztési munka (SCLWR). Az SCWR-reaktorok fejlesztése iránt érdeklődik

több más ország is (Dél-Korea, USA, Kanada, Euratom, Németország, Franciaország és Svájc). Az

európai verzió kódja High Performance Light Water Reactor (HPLWR).

A gyorsneutronnal üzemelő változat jó üzemeltetési tulajdonságokkal rendelkezik, a termikus

neutronnal üzemelő változat csak szimbiotikus üzemmódban rendelkezik ilyen tulajdonságokkal. Jó a

fizikai védelme és nem segíti elő a nukleáris fegyverek elterjedését. Biztonsági problémái még nem



teljesen megoldottak. Az SCWR-reaktorokat elsősorban villamosenergia-termelésre szánják, de

készült olyan terve is, mely aktinidák elhasítására alkalmazható. Az SCWR-reaktorok rendszerbe

állítására optimális esetben 2020–25-ben kerülhet sor. Az SCWR-reaktor sémáját mutatja a következő

5.9. ábra.

5.9. ábra: SCWR-reaktor

5.2.4. GFR (Gas Fast Reactor)

A GFR gázhűtéses gyorsreaktor gyorsneutronnal üzemel, héliumhűtéses, zárt üzemanyagciklusú

reaktor, magas kilépési hűtőközeg-hőmérséklettel (850 °C). A magas hőmérséklet lehetővé teszi,

hogy a GFR-hez közvetlen ciklusú gázturbinás rendszer kapcsolódjék (Brayton-ciklus), ami magas

energiaátalakítási hatásfokú (~48%) villamosenergia-termelést tesz lehetővé. A magas kilépő

hőmérséklet folyamathő felhasználásra, így pl. termikus hidrogén-termelésre teszi alkalmassá az

atomerőművet. A GFR-rendszer teljesen integrált kivitelben is megvalósítható, a kiégett üzemanyag

reprocesszálható a helyszínen (pirometallurgiai vagy más száraz eljárással) és az összes hosszú életű

radioizotóp (hasadási termék és aktinidák) az üzemanyagba történő helyszíni beépítését követően

visszavezethetők a reaktorba transzmutálás céljából. Ezáltal minimalizálható a nukleáris anyagok

szállítása és a hulladékok mennyisége. Különböző típusú üzemanyagok használhatók fel a magas

hőmérsékletű üzem feltételei között. A kemény gyorsneutron-spektrum jó hasadóanyag-szaporító

képességet (legalább 1-es tenyésztési tényezőt) és magas transzmutációs hatékonyságot kölcsönöz a

rendszernek. Az előbbi a rendelkezésre álló nukleáris üzemanyagkészletek, köztük a kimerült uránt

(238U) tartalmazó dúsítási maradék hatékony hasznosítását, az utóbbi a hosszú életű transzuránokat

tartalmazó radioaktív hulladékok mennyiségének minimalizálását eredményezi. A 600 MWt

teljesítményű reaktor 288 MWe teljesítményt szolgáltat Brayton-ciklusú gázturbinával 48%-os

termikus hatásfok mellett. A 70 bar nyomású héliumgáz 490 C-ról 850 C-ra hevül. Tipikus

üzemanyaga U-Pu-karbid, mintegy 20% plutónium tartalommal.

A GFR-reaktor kielégíti a 4. generációs alapelveket és követelményeket, így a fenntarthatóságot

(konverziós tényezője kb. 1, aktinida-recirkulációt tesz lehetővé), a gazdasági versenyképességet

(magas hőmérséklet, közvetlen ciklus, magas (48% termikus hatásfok, hidrogén-termelés), nem teszi

lehetővé az atomfegyverek elterjedését (zárt üzemanyagciklus, U, Pu és egyéb aktinidák együttes

visszavezetése), a biztonságot és megbízhatóságot (robusztus tervezés, negatív reaktivitás-vissza-

csatolás stb.).



A GFR gyors megvalósításának technológiai alapjai jelentősek, több korábbi magas hőmérsékletű

gázhűtésű termikus reaktor üzemi adatai rendelkezésre állnak. A GFR üzembe állására legkorábban

2020–25-ben kerülhet sor. A GFR-reaktor sémáját mutatja a következő 5.10. ábra.

5.10. ábra: GFR-reaktor

5.2.5. LFR (Lead Fast Reactor)

Az LFR folyékony ólom vagy folyékony ólom-bizmut eutektikum-hűtésű gyorsneutronnal üzemelő

reaktor. A reaktor legfontosabb jellemzői a zárt üzemanyagciklus, az 238U hatékony átalakítása

plutóniummá, az aktinidák transzmutációja. A reaktor teljesítménye 50–150 MWe, amit nagyon hosszú

kiégési ciklus (10–30 éves kampányhossz) jellemez, emellett a 300–400 MWe teljesítményű moduláris

rendszer és a 1200 MWe teljesítményű, nagy monolit atomerőmű. Az üzemanyag fém- vagy nitrid-

alapú szaporítóanyagot és transzuránokat tartalmaz. Az LFR legfontosabb előnyei (pl. az SFR-rel

szemben is) a következők:

A magasabb a hőhordozó kilépési hőmérséklete, a hozzá kapcsolt Brayton- vagy Rankine-

ciklus magasabb hatásfokot és a folyamathő jobb alkalmazási lehetőségét nyújtja (pl. alkalmas

hidrogéntermelésre vagy sótalanításra). A természetes cirkuláció nagyobb biztonságot

eredményez.

A Pb és a Pb-Bi hűtőközeg előnyösebb neutronfizikai jellemzőkkel rendelkezik, mint a

nátrium. Ez is hozzájárul a jobb hasadóanyag-szaporításhoz és a hosszabb (15–20 éves)

kampányhosszhoz.

Ezzel a reaktorral megnövelt inherens biztonságú és zárt üzemanyagciklusú atomerőművek

építhetők rövid és középtávon.

Az ólom nem lép reakcióba a vízzel, ami egyszerűbb felépítésű atomerőművet eredményez.

Ez határozott előny a nátriumhűtésű gyorsreaktorokkal szemben (pl. nincs szükség közbenső

körre).

Az LFR-reaktorok 550–800 C hőmérsékletű hűtőközege atmoszferikus nyomáson jobbára

természetes áramlással áramlik, tenyésztési tényezőjük legalább 1, termikus teljesítményük 125–400



MWt. A reaktort villamosenergia- és hőszolgáltatásra (beleértve hidrogén és ivóvíz együttes

előállítására) tervezik. A kis teljesítményű egység kielégíti a kis fejlődő országok és az elszigetelt

hálózatok piaci igényeit, amelyek nem rendelkeznek az üzemanyagciklus üzemeltetésére saját

infrastruktúrával. A legrövidebb távú variációk villamosenergia-termelésre készülnek, könnyen

kifejleszthető üzemanyag–burkolat–hűtőközeg kombinációkkal foglalkoznak, és kapcsolt üzemanyag-

recirkulációt tételeznek fel. A hosszabb távú ólomhűtésű variációk inherensen biztonságos reaktorra

törekszenek, amelyeknek magasabb kilépési hőmérséklete (750–800 ºC) folyamathő szolgáltatásra, így

pl. hidrogén termelésére is alkalmasak.

A típusra vonatkozó tapasztalatok az orosz atom-tengeralattjárók Pb-Bi-hűtésű reaktoraiból

(BREST gyorsreaktor), továbbá a fémötvözet üzemanyagú Integral Fast Reactor gyártási és

recirkulációs fejlesztéseiből származnak. Az LFR-rendszer kiváló minősítésű a fenntarthatóságban

(mivel zárt üzemanyagciklust alkalmaz hasadóanyag-újratermeléssel), a fizikai védelemben (mivel

hosszú kiégési ciklussal rendelkezik), és jó hatásfokkal gátolja az atomfegyverek elterjedését. Jónak

minősül a biztonság és a gazdaságosság tekintetében is (elsősorban a többfajta termék előállít-

hatóságának köszönhetően).

Ennek ellenére, legalábbis egyelőre Európában zsákutcának tartják ennek a reaktortípusnak a

fejlesztését. Az LFR rendszerbe állítása legkorábban 2020–25-ben történhet. Az LFR-reaktor sémáját


5.11. ábra: LFR-reaktor

5.2.6. MSR (Molten Salt Reactor)

Az MSR egy termikus vagy epitermikus neutronokkal üzemelő sóolvadék-hűtésű reaktor. A sóolva-

dékos reaktorban az urán- és/vagy plutónium-fluoridot tartalmazó olvadt sókeverék szolgál üzem-

anyagként és hűtőközegként egyaránt. Az olvadt fluoridsók nagyon alacsony gőznyomásúak, ezáltal

csökken a reaktortartály és a csővezetékek falában ébredő feszültség. Az MSR-ek üzemi hőmérséklet-

tartománya az eutektikus fluoridsók (450 ºC körüli) olvadáspontjától a jelenleg felhasználásra

alkalmasnak minősített szerkezeti anyagok (nikkelbázisú ötvözetek) kémiai kompatibilitási hőmérsék-

letéig (800–850 ºC) terjed. A reaktor alkalmas a sóolvadékba kevert aktinidák hatékony elhasítására,

illetve átalakítására hasadó anyagokká. A termikus neutronokkal üzemelő megoldás esetében az

üzemanyagot tartalmazó sóolvadék az aktív zónába épített grafitban lévő csatornákon áramlik át. A

felmelegített olvadék egy hőcserélőben adja át hőjét a közbenső körben áramló közegnek, ami

ugyancsak olvadt só. A közbenső körben áramló sóolvadék egy második hőcserélőben, a

gőzfejlesztőben adja le hőjét a víz- vagy gázkörnek, és termel ezáltal nagy nyomású és hőmérsékletű

vízgőzt vagy forró gázt az energiaátalakítás céljára. Termikus hatásfoka 40% fölött van. Ha a

villamosenergia-előállítás a fő cél, akkor az aktinidákat jól oldó fluoridokat (NaF/ZrF4), ha a



hőszolgáltatás a cél, akkor pedig a lítium és a berillium fluoridjait alkalmazzák hűtőközegként. A

tervekben négy üzemanyagciklus-variációt határoztak meg.

1. 232Th-233U (238U-239Pu) alapú szaporító üzemmód (konverziós tényező <1,08).

2. 232Th-233U (238U-239Pu) alapú szaporító üzemmód minimális katonai hasadóanyag

felhasználási lehetőséggel (denaturált konverter).

3. Aktinidák elhasítására és átalakítására alkalmas nyitott denaturált konverter.

4. Aktinidák elhasítására és átalakítására alkalmas folyamatos recirkulációs konverter.

A reaktor a biztonságos üríthetőség, a passzív hűtés és az üzemanyagban lévő illó hasadási

termékek alacsony koncentrációja révén inherens biztonságú. Az üzemanyagcsere és feldolgozás,

valamint a hasadási termékek eltávolítása megvalósítható on-line módon, ami magas rendelkezésre

állási lehetőséget eredményez. Az aktinida-betáplálással széles tartományban változtatható a homogén

sóoldat összetétele. Az MSR-rendszer a zárt üzemanyagciklus és a radioaktív hulladék kiégetésében

mutatott kiváló képessége miatt a fenntarthatóság szempontjából kiválónak minősül. Jók a biztonsági

és a fizikai védelmi tulajdonságai. Gazdaságossága függ az alkalmazási körülményektől. Vizsgálják a

gyorsítóval hajtott sóolvadékos szubkritikus rendszer (ADS – Accelerator Driven System)

megvalósítási lehetőségét is. Az MSR-reaktorok kifejlesztése várhatóan csak 2030 körül fejeződhet

be. Az MSR-reaktor sémáját mutatja a következő 5.12. ábra.

5.12. ábra: MSR-reaktor

5.2.7. PBMR (Pebble Bed Modular Reactor)

A PBMR (Pebble Bed Modular Reactor) golyós töltetű (golyóhalom töltetű) héliumhűtésű magas

hőmérsékletű reaktort német tervek felhasználásával Dél-Afrikában fejleszették ki az Eskom, a British

Nuclear Fuels és az amerikai Exelon cégek. Ez egy 120 MWe teljesítményű modulokból felépíthető

rendszer, melynek várható létesítési ideje 18–24 hónap. A hengeres reaktortartályt grafittéglák

burkolják és mintegy 110 000 grafitgömb helyezkedik el benne. Minthogy a hélium igen magas

hőmérsékleten sem lép kölcsönhatásba az urán-karbid üzemanyaggal, ezek a reaktorok az UO2 mellett

az UO2-nél egyébként sokkal jobb tulajdonságokkal (pl. több mint egy nagyságrenddel nagyobb

hővezetési tényezővel) rendelkező urán-karbidot (UC-t) is használhatnak üzemanyagként. Az aktív

zóna mintegy 330 000 darab 6 cm átmérőjű üzemanyaggolyót tartalmaz. Mindegyik üzemanyaggolyó

grafit borítású, és az 5 cm átmérőjű grafit-mátrixban 0,5 mm átmérőjű ~8% dúsítású urán-karbid

fűtőelemszemcsék (ún. TRISO részecskék) vannak, melyeket egy grafitból és szilícium-karbidból álló



reflektorréteg vesz körül. Ez a réteg 1600 °C felett is stabilan visszafogja a radioaktív termékeket

(hasadási termékeket és transzurán izotópokat). Ezek a fűtőelemeket tartalmazó golyók stabilak 2000

°C-ig, mely hőmérséklet jóval a reaktorban maximálisan előforduló hőmérsékletek fölött van. A forró

tölteten átáramló hélium elvonja a hőt és gázturbinát hajt meg. A közvetlen ciklusú gázturbinával kb.

42% termodinamikai hatásfok érhető el. 330–450 ezer üzemanyaggolyó cirkulál a reaktoron keresztül

folyamatosan. Egy-egy golyó mintegy 15-ször halad át a reaktoron, és naponta mintegy 350 golyó

kerül ki véglegesen a reaktorból. A reaktorból kilépő hélium hőmérséklete 900 °C. A rendszer

inherens passzív biztonsággal jellemezhető. Alkalmazható elektromos áram előállítására és

hőszolgáltatásra is. A hőszolgáltatás felhasználható gőzfejlesztésre és olajhomok-kezelésre, kőolaj

kinyerésének elősegítésére, reformáló reakciók (hidrogén-, ammónia-, metanol-szintézisek)

hőenergiájának biztosítására és termikus vízbontásra, hidrogénfejlesztésre, szén-cseppfolyósításra és

elgázosításra is. Ez a reaktortípus már átmenetet képez a III. és a IV. reaktorgenerációk között. A

PBMR-reaktor sémája a következő 5.13. ábrán látható.

5.13. ábra: PBMR-reaktor

5.3. A 4. generációs atomerőművek várható alkalmazása

A negyedik generációs atomerőművek többségének építése kb. még egy-két évtizedig nem valószínű.

A közeljövőben valószínűleg a 3. generációs atomerőművek építése fog dominálni. A fejlesztések

gyorsabb ütemű felhasználását elősegíthetik a fosszilis alapon működő energiatermelés fokozódó

környezeti és gazdasági problémái és a 4. generációs atomerőművek kedvezőbb tulajdonságai. Adott

esetben a 3. generáció egyedeinek üzemelési élettartamát jelentősen lerövidíthetik a piacon megjelenő

új, kedvezőbb tulajdonságokkal rendelkező 4. generációs társaik.


Comsan, M., Status of Nuclear Power Reactor Development, 6th Conference on Nuclear and Particle Physics,

2007, Luxor, Egypt., 79–89.


6. Nukleáris fűtőelemciklusok. Nyitott és zárt ciklusú hasadóanyag-felhasználás 47


6. NUKLEÁRIS FŰTŐELEMCIKLUSOK. NYITOTT ÉS

ZÁRT CIKLUSÚ HASADÓANYAG-FELHASZNÁLÁS

6.1. Fűtőelemciklusok

A nukleáris fűtőelemciklus a maghasadáson alapuló villamosenergia-termeléshez szükséges

folyamatokat tartalmazza. Jelenleg négy alapvető típusú fűtőelemciklust különböztetünk meg.

A három legfontosabb, a kimeneti ág szerint eltérő fűtőelemciklus a következő:

az egyszeri felhasználású (once through), vagy nyitott ciklus, melyben a kiégett fűtő-

elemeket átmeneti tárolás után véglegesen elhelyezik,

a reprocesszálást alkalmazó zárt fűtőelemciklus, melyben a visszaforgatott hasadó-

anyagokból (U, Pu) vegyes-oxid fűtőelemeket (MOX) állítanak elő és könnyűvizes

(LWR) és gyorsreaktorokban hasznosítják, valamint a visszamaradt nagy aktivitású hulla-

dékot kezelik és véglegesen elhelyezik, és

a kombinált zárt fűtőelemciklus, melyben a kiégett fűtőelemek feldolgozása és hasadó-

anyag-tartalmának reciklizálása mellett egy könnyűvizes reaktorral párban üzemelő

(szimbiotikus) gyorsneutronos szaporító reaktorban az 238U magokat 239Pu mesterséges

hasadóanyaggá alakítják át, és vegyes urán-oxid-plutónium-oxid fűtőelemként nyerik ki

hasadási energiáját.

A továbbfejlesztett zárt fűtőelemciklus, melyben a 3. típusú ciklust úgy egészítik ki, hogy a

keletkezett radioaktív hulladékokat szétválasztják, és egy részüket transzmutációs kezeléssel inaktív

vagy gyorsabban bomló radioaktív anyaggá alakítják.

6.1.1. Az egyszeri felhasználású (once through), vagy nyitott üzemanyagciklus

A nyitott fűtőelemciklusban a frissen bányászott uránból előállított fűtőelem átlagosan 4 évet

tartózkodik a reaktorban, majd megfelelő idejű „hűtés” és átmeneti tárolás után nagy aktivitású

hulladékként végleges elhelyezésre kerül, és a reaktorba mindig frissen bányászott uránból készített

fűtőelemek kerülnek. A ciklusban a reaktorból kikerülő kiégett fűtőelemek víz alatti átmeneti tárolásra

kerülnek egymástól fizikailag elválasztva, szigorú geometriai elhelyezésben. A tárolás (hűtés) során a

rövid felezési idejű radioaktív izotópok elbomlanak és 5–10 évig maradnak a medencében. Ezután

kiemelik és speciális inert gázt tartalmazó tokokba helyezik őket, és sugárárnyékolt, száraz tárolóban

tárolják őket további lebomlásig.

A ciklus az urán bányászatával kezdődik és az energiatermelő folyamat során keletkezett

radioaktív hulladékok kezelésével, elhelyezésével végződik. Természetesen az egész ciklus során

keletkeznek radioaktív hulladékok, de a radioaktivitás döntő része a kiégett fűtőelemekben

összpontosul (6.1. táblázat).

6.1. táblázat: Fűtőelemek összetétele

Komponens Friss fűtőelem Kiégett fűtőelem Radioaktív hulladék

Transzuránium elemek 0,000 0,065% TRU

U-236 0,000 0,460%

Pu-izotópok 0,000 0,890% TRU

Hasadási termékek 0,000 0,350% HLW

U-235 3,300% 0,080%

U-238 96,70% 94,30%

A 6.2. táblázat pedig a PWR-reaktor kiégett fűtőelemeiben lévő fontosabb hosszabb felezési idejű

hasadási termékeket és transzuránok (TRU) aktivitás-koncentrációit mutatja a „hűtési” idő függ-

vényében.



6.2. táblázat: PWR-reaktor kiégett fűtőelemeinek összetétele

A hosszabb felezési idejű hasadási termékmagok és transzuránok kiégett PWR-fűtőelemekben az idő

függvényében *

Nuklidok T1/2 Aktivitás/Tonna U

150 nap * hűtés után

(Bq)

Aktiviás/Tonna U

100 év hűtés után

(Bq)

Aktivitás/Tonna U

500 év hűtés után (Bq)

Hasadási termékek

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

35 nap

50.5 nap

64 nap

285 nap

1 év

2.1 év

2.6 év

28.8 év

30.1 év

2x1016

4x1015

1x1016

3x1016

2x1016

8x1015

4x1015

3x1015

4x1015

0

0

0

0

0

40

1x104

2.7x1014

4x1014

0

0

0

0

0

0

0

1.8x1010

4x1010

TRU magok

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

163 nap

14.4 év

18.1 év

87.7 év

433 év

6.56x103 év

7.37x103 év

2.41x104 év

3.75x105 év

6x1014

4x1015

9x1013

1x1013

7x1012

2x1013

6x1013

1x1013

5x1010

0

3x1013

2x1012

4.5x1012

6x1012

2Ex1013

6x1013

1x1013

5x1010

0

1.4x105

4.4x105

1.9x1011

3x1012

1.9x1013

5.7x1013

9.9x1012

4.99x1010

* Reprocesszálás után, mely ~150 nap hűtési idő után végezhető, a hulladékban jelentős mennyiségben csak a

hasadási termékek vannak jelen.

Gyakran szokás a reaktorba kerülő fűtőelem előállításáig tartó műveleteket a ciklus bemeneti

(front-end), és az onnan kikerülő kiégett fűtőelemek kezelésével kezdődő műveleteket a ciklus

kimeneti (back-end) ágának nevezni. A kezdeti tervek szerint a kiégett fűtőelemek 4-5 éves víz alatti

tárolás után végső elhelyezésre kerülnek.

Mivel a kiégett fűtőelemrudakat nem dolgozzák fel újra, az összes másodlagos aktinida és

különösen a plutónium olyan formában marad a rudakban, ami nem alkalmazható könnyen és

sikeresen atomfegyverek előállítására. Az atomfegyverek elterjedésének (proliferáció) veszélyével

szembeni eredendő biztonság a nyílt fűtőanyagciklus legfőbb előnye. A ciklus további előnye, hogy

elkerülhető a költséges és veszélyes fűtőelem-feldolgozási műveleteket Az eljárás fő hátránya viszont,

hogy radioaktív hulladékot termel, amit több százezer éven át kell tárolni ahhoz, hogy radiotoxicitása a

természetes uránércével megegyező értékre csökkenjen. Ez a ciklustípus igényli a legnagyobb tárolási

kapacitást, pazarolja az uránt és a hasadó plutóniumot. Az átmeneti tárolási idő letelte után költséges

geológiai tároló kiépítése és a hulladékok tárolása szükséges. Jelenleg az egyszeri felhasználású

üzemanyagciklust alkalmazza az például az USA, Svédország, Spanyolország, Dél-Korea.

6.1.2. Reprocesszálást alkalmazó zárt üzemanyagciklus

A későbbiekben azonban kiderült, hogy a nagy aktivitású kiégett fűtőelemek tömegének több mint

95%-a még energiatermelésre hasznosítható uránizotópokat, plutóniumizotópokat és egyéb transzurán

izotópokat tartalmaz, és nem ésszerű megoldás ezeket az értékes hasadóanyagokat véglegesen



hulladékként kezelni és elhelyezni. A kiégett fűtőelemekben található értékes hasadóanyag-tartalom

visszanyerésével, reprocesszálással és az elválasztott hasadóanyagoknak az energiatermelő folyamatba

történő visszaforgatásával a visszamaradt, döntően radioaktív hasadási termékeket tartalmazó

anyagáram kerül csak hulladékba. Az ilyen ciklust zárt fűtőelemciklusnak nevezzük.

Ezen ciklus előnyeit röviden az alábbiakban foglaljuk össze:

az urán és plutónium hasadóanyagot kinyerik és reciklizálják,

a tárolásra kerülő nagy aktivitású hulladék térfogata jelentősen csökken, hiszen az elválasztott

hasadóanyagok a kiégett fűtőelem tömegének mintegy 97%-át képezik,

a visszanyert urán újra dúsítható és a könnyűvizes reaktorokban elhasítható, és ezzel csökken

a friss, bányászott urán iránti igény, valamint mintegy 30%-kal csökken az izotópdúsítási

igény.

Ehhez a ciklushoz szükséges új, hatékony, magas sugárzási szint mellett is üzemeltethető

elválasztási technológiák kifejlesztése.

A reprocesszálással elválasztott plutónium üzemanyagként felhasználható a könnyűvizes

reaktorokban. Több szabályozó rúd alkalmazásával az urán és plutónium vegyes-oxid- (MOX-)

fűtőelemekkel ezek a reaktorok üzemképesek. Az elmúlt években Franciaországban, Németországban,

Svájban és Belgiumban engedélyeztették a MOX-üzemanyagok atomerőművi alkalmazását. Japánban

tervezik az országban üzemelő 53 reaktor egyharmadának MOX-üzemanyaggal történő üzemeltetését.

A MOX-üzemanyag plutónium (239Pu) és kimerült urán vagy természetes urán oxidjainak

keveréke. A plutónium két forrásból fedezhető. Az egyik forrás az erőművi reaktorokból kikerülő

kiégett fűtőelem reprocesszálásából származik, a másik a leszerelésre kerülő nukleáris fegyverek

plutónium hasadóanyag-tartalma. A két forrásból származó plutónium eltérő mennyiségű szennyező

egyéb plutóniumizotópokat tartalmaz. A reaktorokból kikerülő plutónium 239Pu tartalma 55–60%, míg

az atomfegyverből származó plutóniumban ez 95% fölött van. MOX-fűtőelemet állítanak elő jelenleg

Franciaországban, Belgiumban, Angliában, Indiában és Japánban, évente mintegy 460 t MOX-

fűtőelemet. A MOX-üzemanyag előállításánál fontos a plutónium „kora”, azaz az az idő, amikor a

plutóniumot utoljára elválasztották az 241

Am-tól. Ez az izotóp a rövid felezési idejű plutónium-

izotópból (241Pu) keletkezik, évente ~0,5%-ban. 5-6% amerícium-tartalom fölött a 60 keV energiájú

röntgensugárzása miatt sugárárnyékolás és távvezérlés szükséges a MOX-fűtőelem-gyártásban. Ezért a

MOX-fűtőelemeket általában friss reprocesszálásból származó plutóniumból gyártják.

A szétszerelt atomfegyverekből származó plutóniummal történő MOX-fűtőelem-gyártásnál fontos

a megfelelő szabotázs ellen kidolgozott biztonság. A MOX-fűtőelemben a plutónium aránya 50%

felett is lehet, de ehhez speciális reaktorkialakítás szükséges. Általában a nukleáris fegyverből

származó plutónium esetén 5%, reprocesszálásból származó plutónium esetén 7% a plutónium aránya.

Az ilyen fűtőelem hasonlóan viselkedik, mint egy 4-5%-os dúsítású urán-oxid-fűtőelem. Tehát MOX-

fűtőelemmel lehet helyettesíteni a reaktorok urán-oxid alapú üzemanyagának egy részét. Mégis az

ilyen reaktorok általában 33% MOX-fűtőelemmel üzemelnek.

Mivel a legtöbb plutóniumizotóp hasadási hatáskeresztmetszete termikus neutronokra kicsi, a

fűtőelemben felhalmozódnak egyes aktinidák, ezért a plutónium recirkulációja könnyűvizes

reaktorokban korlátozott. Ugyanakkor a MOX-üzemanyag könnyűvizes reaktorokban történő

alkalmazása két előnnyel is jár, egyrészt energia nyerhető belőle, másrészt csökkenti a szokványos

reaktorokból kikerülő fűtőelemekből eltávolított, katonailag kockázatos plutónium felhalmozódását.

Nukleáris fegyverből készített MOX-üzemanyag alkalmazása ezen felül csökkenti az atomfegyver-

készleteket. Amíg a MOX-fűtőelem a reaktorban van, a keletkezett hasadási termékek magas

radioaktivitása miatt kicsi az esélye a hasadóanyag eltulajdonításának. Ezen felül az atomfegyver

minőségű plutónium a reaktorban degradálódik, azaz csökken a 239Pu+241Pu-tartalom és nő a 240Pu

mennyisége.

A MOX-üzemanyag alkalmazása esetén kisebb radiotoxicitású hulladék keletkezik, mint a

konvencionális urán-oxid alapú kiégett fűtőelemekben, de a keletkezett aktinidák és hasadási termékek

miatt a kiégett fűtőelem geológiai elhelyezést igényel. A plutónium reciklizálása vegyes-oxid, MOX

formájában egy kidolgozott technológia.

A zárt fűtőelemciklusban a reaktorból kikerülő kiégett fűtőelemek értékes hasadóanyag-tartalmát

(235U, 239Pu), valamint szaporítóanyagként felhasználható urántartalmát (238U) kémiai elválasztó,

reprocesszáló üzemben elválasztják a hulladékba kerülő hasadási termékektől, és visszaforgatják a



hasadóanyagokat a ciklusba, így a frissen bányászott urán iránti igény lecsökken. A zárt fűtő-

anyagciklus előnye, hogy sokkal kisebb az uránérc igénye és kevesebb hulladékot termel. Hátránya a

költséges és veszélyes fűtőelem-feldolgozási technológia (reprocesszálás), és az elválasztott plutónium

atomfegyver-kockázata. A nyitott és a zárt fűtőelemciklus sémáit mutatják be az 6.1. és 6.2. ábrák.

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

a) b)

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

és b) nukleáris fegyvergyártással

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



6.3. ábra: a MOX vegyes-oxid üzemanyagot is felhasználó zárt üzemanyagciklus

A fűtőelemciklusok átlagos becsült fajlagos költségeit foglalja össze az 6.3. táblázat.

6.3. táblázat: Fűtőelemciklusok átlagos becsült fajlagos költségei

költségtag egység OECD/NE

A

(1994)

OECD/NE

A

(2202)

DOE-

Gen-IV

(2002)

MIT

(2003)

Bunn

(2003)

BCG

(2006)

MARKET

(2006)

természetes

urán

$/kgU 40-50-90 20-80 20-30-80 30 40 80 190

konverzió $/kgU 6-8-11 3-8 3-5-8 8 4-6-8 12 14

dúsítás $/kgSW

U

50-110-130 80-120 50-80-120 100 50-100-

150

110 135

UO2 fűtőelem-

gyártás

$/kgU 200-275-

350

200-300 200-250-

300

275 150-250-

350

200 -

kiégett

fűtőelem-tárolás

60-230-290 100-300 210-410-

640

400 920

500

kiégett

fűtőelem-

kezelés

$/kgNF 200-840-

960

300-600

UO2 fűtőelem-

reprocesszálás

$/kgNF 540-720-

720

500-900 500-800-

1100

1000 1000 710

520

HLW

tárolás/kezelés

$/kgNF 90-150-190 80-200 80-200-

310

300 0-150-300

MOX-fűtőelem-

gyártás

$/kgNF 825-1100-

1375

1000-1500 600-1100-

1750

1500 700-1500-

2300

BCG-Boston Consulting Group (BCG), OECD/NEA-OECD/NUCLEAR ENERGY AGENCY, DOE-Department Of Energy,

BUNN-BUNN, M. et al., The Economics of Reprocessing vs. Direct Disposal of Spent Nuclear Fuel, BCSIA, Harvard

University (2003), MIT- Masserchutes Institute of Technology, NF - nehézfém

A 6.4. táblázat közelítő összefüggést mutat 100 tonna PWR-ben felhasznált 4%-ban dúsított

fűtőelem nyersanyagigénye és hulladéka között reprocesszálás mellett és anélkül.



6.4. táblázat

Közelítő összefüggés 100 tonna PWR-ben felhasznált 4%-ban dúsított fűtőelem nyersanyagigénye és

hulladéka között

Termék vagy folyamat Tömeg (tonna)

Uránérc (1% urán) 80 000 tonna

Tisztított urán (0,7% U-235) 800 tonna

Tisztítási hulladék 79 200 tonna (maradék U & Ra)

Dúsított urán 4%, (20%), (80%) 100, (20, 5) - tonna 800 tonna természetes U-ból

Szegényített urán (DU) (0,2 – 0,3% U-235) 700, (780, 795) - tonna DU ‘hulladékba'

Kiégett fűtőelem (PWR - 4% dúsított) 100 tonna

PWR kiégett fűtőelem HLW reprocesszálás nélkül –

évente ~ 20 – 30 tonna/év hulladékba kerül.

100 tonna (folyamatos tárolás)*

Reprocesszált kiégett PWR-fűtőelem (100 tonna)

kb. 30 000 MWnap/tonna kiégési szint után.

Nagy aktivitású hasadási hulladék (~ 20m3). 3 tonna (üvegesített folyamatos tárolásra)

Kinyert urán (<1% U-235) 96 tonna (visszakerül a fűtőelemciklusba)

Kinyert plutónium 1 tonna (visszakerül a fűtőelemciklusba)

Kimerült urán – ha később nem használják fel a

ciklusban:

700 tonna visszanyerhető tárolás

Kimerült urán – ha MOX-üzemanyagként vagy

szaporító reaktorban hasznosítják és reproceszzálják:

700 tonna, plutóniummal vagy erősen dúsított uránnal

keverve és elhasítva, vagy szaporító reaktorban

felhasználva.

Közepes aktivitású hulladék egy reaktorciklus után. Max. 200 m3 radioaktív hulladék – egy része

tömöríthető.

Kis aktivitású hulladék egy reaktorciklus után.

(összesen 800 kis és közepes aktivitású radioaktív

hulladék)

Max. 300 m3 zömében tömörített radioaktív hulladék.

* A kiégett fűtőelemek értékes hasadóanyag-tartalmát a jövőben fokozott mértékben ki fogják nyerni és csökken

az újrafeldolgozás nélkül végleges tárolásra kerülő kiégett fűtőelemek mennyisége.

6.1.3. Kombinált zárt üzemanyagciklus

A harmadik típusban, a kombinált zárt fűtőelemciklusban a teljes kibányászott uránmennyiség

hasadási energiáját hasznosítják, mert az 238U magokat szaporító reaktorban hasadóképes 239Pu-

magokká alakítják, és ezután konvencionális reaktorokban elhasítják. Az újrafeldolgozott anyagok

használhatók tenyésztő gyorsreaktorokban, amelyeknek fűtőanyag-felhasználása közel százszor

hatékonyabb. A jelenleg ismert uránérc-készlettel a hasadási reaktorok akár 9000 évig is üzemelhetnek



a nyitott, egyutas ciklusúak néhány száz évével szemben. Az uránérc iránti kisebb kereslet csökkenteni

fogja a bányászat környezeti hatásait is, és enyhíti az uránérc-készletek okozta geopolitikai és

gazdasági feszültségeket. Kombinált fűtőelemciklus tóriummal – az uránnál 3-4-szer gyakoribb

elemmel – is megvalósítható.

5. animáció

6. animáció

A nyitott, zárt és kombinált ciklusok lényegét szemléltetik az 5. és 6. hangos animációk.

6.1.4. Továbbfejleszett kombinált zárt fűtőelemciklus

Végül meg kell említeni egy, a jövőben fontos negyedik fűtőelemciklust is, mely a kombinált zárt

fűtőelemciklus olyan továbbfejlesztése, ahol a keletkezett és hulladékba kerülő radioaktív izotópokat

magreakciókkal kezelve (transzmutáció) csökkentik, vagy teljesen meg is szüntetik a radioaktív

hulladékok keletkezését.

Az első három üzemanyagciklus hasadóanyag-szükségletét és a keletkezett hulladékok

mennyiségét a következő példán mutatjuk be. Egy standard 1300 MWe teljesítményű erőművi reaktor

egy év üzemidő alatt 80%-os teljesítménytényező mellett mintegy 1 GWév elektromos energiát termel.

Ennek során az erőmű friss üzemanyag-szükséglete és a keletkezett radioaktív hulladék mennyisége

döntően az ún. fűtőelemciklus fejlettségétől függ. Amennyiben az erőműből kikerülő kiégett

fűtőelemekben található, még a tömeg mintegy 95%-át kitevő urán és plutónium hasadóanyagokat

nem választjuk el a hulladékot képező hasadási termékektől, és nem alkalmazunk szaporító

társreaktort a 238U magok 239Pu-ként megvalósítható elhasítására, akkor évente 205 t új urán

nyersanyag szükséges. Ebből 37 t dúsított uránt állítanak elő, és kerül be friss fűtőelemként a

reaktorba, míg hulladékba kerül 205 t uránt, plutóniumot és hasadási termékeket tartalmazó fűtőelem.

Ez a könnyűvizes atomerőművi üzem a fűtőelem újrafeldolgozása (reprocesszálása) nélkül.

Amennyiben a kiégett fűtőelemekben található értékes urán és plutónium hasadóanyagokat

reprocesszálással kinyerjük és a fűtőelemciklusban reciklizáljuk, de a 238U komponenst nem hasítjuk

el, hanem hulladékba kerül, akkor évente 120 t természetes urán szükséges. Ebből 13 t dúsított urán

kerül be a reaktorba, és a hulladék 107 t „szegényített urán vagy más szóval kimerült urán” (döntően 238U magokból áll) és 1,2 t hasadási termék (összesen 108,2 t hulladék). Ez a könnyűvizes

atomerőművi üzem a fűtőelem újrafeldolgozásával, melynek friss nyersanyagigénye 41,5%-kal,

radioaktív hulladéka 47,2%-kal csökkent. A első üzemanyagciklust szokás egyszeri felhasználású

vagy nyitott, a másodikat pedig zárt üzemanyagciklusnak is nevezni.

Végül, ha a kiégett fűtőelemek értékes hasadóanyag-tartalmát reciklizáljuk és szaporító reaktorok

segítségével a teljes uránmennyiséget elhasítjuk, akkor a könnyűvizes atomerőművi üzem

reprocesszálással és szaporító reaktorral kombinált üzemelésének éves nyersanyagigénye csupán 1,5 t

urán (természetes vagy szegényített) szükséges (99,27%-os nyersanyagigény-csökkentés), a radioaktív

hulladék éves mennyisége pedig 1 t (99,51%-os hulladékmennyiség-csökkenés). Ezért az ismertetett

három fűtőelemciklus-üzemmód közül alapvető fontosságú a harmadik ciklus szerinti üzemelés.

Sajnos jelenleg a szaporító reaktortípus még nincs biztonságosan üzemeltethető állapotban, így

jelenleg az egyszeri és a hasadóanyag-recirkulációs könnyűvizes reaktorokkal üzemelő üzemanyag-

ciklusok jöhetnek szóba. Környezetvédelmi szempontból a legkisebb fajlagos üzemanyag-szükségletű

és fajlagos radioaktív hulladékot termelő üzemanyagciklus-módozatokat kell megválasztani.

Az urán recirkulációja

A reprocesszált fűtőelemből elválasztott urán 235U tartalma mintegy 1%. Mivel a reprocesszálásra

leggyakrabban alkalmazott PUREX-eljárás nem távolítja el a hasadási termékek és más egyéb



aktinidák 100%-át, az így elválasztott urán radioaktivitása kissé magasabb, mint a természetes uráné.

A Nemzetközi Atomenergia Ügynökség (NAÜ) előírása szerint a reprocesszált uránban a hasadási

termékek aktivitás-koncentrációja nem lehet 19 MBq/kg urán érték fölött. Hasonló módon az egyéb

nem-urán alapú alfa-aktivitás-koncentráció határértéke 250 kBq/kg urán. A reaktorban az 234U izotóp

aránya a természetes uránban lévő arány fölé növekszik. Emellett a természetes uránból hiányzó 232U

izotóp mennyisége a 236

Pu bomlása révén növekszik. Ezen uránizotóp bomlása során egy nagy

gamma-energiájú radioaktív izotóp, a 208Tl keletkezik. A 235U magból neutron befogással 236U mag is

keletkezik.

A reprocesszálás során elválasztott uránt újrafelhasználáshoz ismét dúsítani kell, mintegy 3,5% 235U tartalomig. Ez a dúsítás bizonyos kockázattal jár, mert a kevés maradék hasadási termék is jelen

van a kiindulási anyagban.

A továbbfejlesztett üzemanyagciklus előnyös, mert csökkenti az elhelyezésre váró nagy aktivitású

hulladék mennyiségét az aktinidák egy részének és a hosszú felezési idejű hasadási termékek egy

részének transzmutációs kezelése révén. A szelektálás során fejlett vizes közegű kémiai és nem-vizes

közegű metallurgiai műveletekkel különválasztják az aktinidák egy részét és a hosszú élettartamú

hasadási termékeket. A transzmutáció stabil atommagot vagy rövidebb élettartamú radioaktív izotópot

eredményez.

6.2. Nukleáris üzemanyagciklusok elválasztási technológiái

Az amerikai atombombagyártás Manhattan-tervében a döntő kémiai elválasztási művelet a

csapadékképzés volt, így választották el az uránt és a plutóniumot, valamint a hasadási termékeket.

Kezdetben a bizmut-foszfátos eljárást alkalmazták, mely mint az oldhatatlan Pu(III)-foszfát és Pu(IV)-

foszfát hordozója lehetővé tette elválasztásukat az oldható uranil-foszfát komplexektől. Az eljárás

folyamatát az 6.4. ábra mutatja.

6.4. ábra: Bizmut-foszfátos eljárás

Később a bizmut-foszfátos eljárást egy oldószer-extrakciós eljárással helyettesítették, mely

folyamatos üzemű, távvezérelt műveletekben választotta el az uránt, a plutóniumot és a hasadási

termékeket. A REDOX-eljárásban metil-izobutil-ketont (MIBK vagy hexon) alkalmaztak extraháló

szerként. A hexon salétromsavas közegben bomlott, ezért ezt az eljárást a PUREX extrakciós eljárás

kiszorította. A REDOX-eljárás folyamatát mutatja a 6.5. ábra.

6.5. ábra: Redox eljárás

A PUREX-eljárásban egy kedvezőbb extrahálószert, a tributil-foszfátot (TBF, angolul TBP)

alkalmaztak a hasadóanyagok elválasztására. Az extrakciót tömény salétromsavas közegben végezték

TBF kerozinos oldatával. Az eljárás folyamatát mutatja az 6.6. és 6.7. ábra.



6.6. ábra: Purex-eljárás

6.7. ábra: Purex-eljárás

A PUREX-eljárást részletesen a 10. fejezetben tárgyaljuk. A hasadóanyagok elválasztása a

hasadási termékektől 107 fölötti dekontaminációs faktorral történik. Az extrakció után a szervetlen

fázisban a salétromsavas oldatban maradt U és Pu mennyisége 0,1-0,2%. A vizes fázisú savas, nagy

aktivitású hulladékoldatból (HLW) a hosszabb felezési idejű hasadási termékeket (pl. 137Cs, 90Sr)

szelektív eljárással különválasztják.

Az Európai Unióban dolgozták ki a DIAMEX-eljárást. Az eljárás nagyobb hatékonysággal

választja el az értékes hasadóanyagokat a hasadási termékektől savas oldatokban. A bifunkciós

diamidok hatékony extrahálószerek, mert eloxidálhatók és radiolízis- és hidrolízis-termékeik nem

gátolják a fő folyamatokat. Extrakciós célra az N,N-dimetil-dioktil-hexil-oxietil-malonamidot

(DMDOHEMA) alkalmazták. Bár bomlástermékei jobban oldódnak a szerves fázisban, de ezt bőven

ellensúlyozza nagyon jó hasadóanyag-elválasztási tényezője olyan hasadási termékekkel szemben is,

mint Mo6+, vagy Ru. Gyakorlatilag mennyiségi elválasztást biztosít a 3+, 4+ és 6+ töltésű aktinidákra.

A szerves fázisból az U6+ és Pu4+ ionok jól leválaszthatók, de a Pd-, Tc- és Np-izotópok nem.

A TRUEX-eljárásban (6.8. ábra) a cél a transzurán-elemek hatékony elválasztása volt a Purex-

eljárás savas oldatából. Az extrahálószer oktil-(fenil)-N,N-dibutil-karbamoil-metilfoszfin-oxid

(CMPO) alkános oldata volt. A CMPO szelektíven teljes mértékben kiextrahálja a transzuránokat a

savas oldatból és a savas oldat maradék U- és Pu-tartalmát 100–1000-szeres mértékben csökkenti.

Ugyanakkor nem választja el a három és négy vegyértékű aktinidákat a lantanida hasadási

termékektől. Problémát jelent, hogy agresszív elválasztási körülményeket igényel a 3+ és 4+

vegyértékű aktinidák visszanyerése a szerves fázisból.



6.8. ábra: TRUEX-eljárás

A TRAMEX-eljárásban a folyékony kationcserélők, így a trialkil-aminok és tetraalkil-ammónium-

sók szerves oldatát alkalmazzák a három és négy vegyértékű aktinidák lantanidáktól és más hasadási

terméktől való elválasztására. Az elválasztást nagy kloridkoncentrációjú (10 M LiCl) vizes oldatokban

végzik, ezért a vizes nitrátoldatot klorid formába kell vinni. A tömény kloridoldat korróziós

agresszivitása miatt speciális berendezés szükséges. Az osztályozó és transzmutációs rendszerek

megkívánják az aktinidák elválasztását például TRAMEX-eljárással.

A TALSPEAK-eljárásban az aktinidák és a lantanidák elválasztását végzik, mert egyes lantanidák

nagy neutronabszorpciót mutatnak. Az eljárásban a lantanidákat választják el a három vegyértékű

aktinidáktól savas oldatban. A három vegyértékű lantanidákat di(2-etilhexil)-foszforsavval (HDEHP)

extrahálják ki tejsavas és dietilén-triamin-pentaecetsav vizes oldatából, míg a három vegyértékű

aktinidák a vizes fázisban maradnak. A fordított eljárásnál pedig ez utóbbi csoport kerül szerves

fázisba. A reextrakciót 6 mólos salétromsavas oldattal végzik. Az eljárás hátránya, hogy a szerves

komplexképzők és pufferek radiolízis-termékei rontják a folyamat hatásfokát.

Sztereospecifikus extrahálószerek

A koronaéterek, kriptánok és más makrociklikus ligandumok sztereoszelektív módon képesek

elválasztani egyes radioaktív izotópokat. Például jó szelektív elválasztás érhető el a három vegyértékű

lantanidák és aktinidák között nitrogén- és kéntartalmú extrahálószerekkel (amidok, kéntartalmú béta-

diketonok). Különösen fontos a két hosszú élettartamú hasadási termék izotóp, a 137Cs és a 90Sr

szelektív elválasztása. A stroncium elválasztható SREX-koronaéter oldattal savas oldatból, a CSEX-

SREX-eljárásban mindkét fontos izotóp szelektíven kiextrahálható magas dekontaminációs faktor

mellett. Hasonló módon számos más, fontos radioaktív izotóp (aktinidák, Ln, Ac, Mo, Ru, Tc stb.) is

elválasztható szelektív szetereospecifikus extrahálószerrel.

Nem-vizes elválasztási módszerek

Ezek az eljárások a sóolvadékokban az illékonyságban, a redoxi-tulajdonságokban lévő eltéréseket

hasznosítják. Sikeres eljárás létezik az uránizotópok elválasztására, a plutóniumizotópok elektrokémiai

elválasztására és fémbázisú fűtőelemek előállítására. Az urán izotópjai elválaszthatók például



gázdiffúziós eljárással, egyes béta-diketon ligandumok, az aktinida urán és plutóniumtól eltérő

illékonyságú hexafluoro-komplexeket képeznek három vegyértékű lantanidákkal, és ez lehetővé teszi

szelektív elválasztásukat.

Egyes radioaktív komponensek sóolvadékos rendszerekben jól elválaszthatók. A sóolvadékos

reaktorokban alkalmazott vegyes fluorid sóolvadékok, melyek hűtőközegek és elválasztó rendszerek

is, valamint klorid sók eutektikus elegye a pirokémiai reprocesszáló eljárásokban jó példái ezeknek az

eljárásoknak. A sóolvadékos-fémolvadékos elválasztó rendszerek egyik nagy előnye a sugár- és

hőállékonyságuk. A sóátmenetes (salt transport) eljárásban uránt és plutóniumot választanak el a többi

komponenstől, melynek lényege az, hogy az aktinida fémek átlépnek a magnézium kétféle olvadt

800C-os ötvözete között. Az olvadt ötvözetek között oldószerként, közvetítőként ionos sóolvadék

biztosít kapcsolatot.

Léteznek sóolvadékos elektrokémiai elválasztási eljárások is. Például darabolt kiégett fűtőelemet

egy anódnak kapcsolt kosárba helyezik az elektrokémiai fürdőbe, melyben 500 C-os LiCl/KCl

sóolvadék van. Az elektrolízis megkezdése előtt oxidálószert adnak a sófürdőbe, majd állandó

egyenáramot vezetnek át az anód és az acél-katód között, és nagyon stabil, a sóolvadékban feloldódó

aktinida, alkáli-fém és ritkaföldfém-kloridok keletkeznek, míg más kevésbé stabil kloridvegyületek

(Cd, Fe, Nb, Mo, nemesfémek) az anód-kosárban maradnak. Az elektrolízis áramviszonyait úgy

szabályozzák, hogy a három vegyértékű urán a katódon fém-uránná redukálódik. Az elektrolízis

befejezése után a katódot eltávolítják és a fém-uránt visszanyerik vákuumban történő hevítéssel.

6.3. Transzmutáció a továbbfejlesztett üzemanyag ciklusban

A transzmutáció a hosszú felezési idejű izotópoknak speciális reaktorokban vagy gyorsítóval hajtott

szubkritikus (azaz önfenntartó láncreakcióra nem képes) rendszerekben történő olyan besugárzását

jelenti, amelynek során ezek az anyagok rövidebb felezési idejű vagy stabil izotópokká alakulnak át.

A transzmutáció alkalmazásának feltétele a továbbfejlesztett zárt üzemanyagciklus, melyben a

hosszú felezési idejű transzuránok és hasítási termékek is kinyerésre kerülnek. A használt fűtőelemek

urán- és plutónium‐tartalmát már ma is kis részben visszanyerjük, de a nagy felezési idejű izotópokkal

ez idáig nem nagyon tudtak mit kezdeni (a temetésen kívül). A használt fűtőelemekben lévő elemek

különféleképpen viselkednek az egyes sugárzásokkal, különböző energiájú neutronokkal szemben,

tehát minőségük szerint más- és másképpen ártalmatlaníthatók.

A hasadási termékeket neutronbefogással lehet átalakítani, melyekhez kis energiájú (termikus)

neutronokra van szükség, megoldás: nagy neutronsűrűségű termikus reaktor. A másodlagos aktini-

dákat, transzuránok transzmutálását pedig nagy energiájú, gyors neutronokkal, ún. gyorsreaktorokban

vagy gyorsítóval hajtott szubkritikus rendszerekben lehet végezni, mivel így megakadályozható – az

ebben az esetben nem kívánatos – neutronbefogás.

Mivel a fűtőelemekben lévő anyagok eltérő technológiákkal ártalmatlaníthatók, ezért ezeket

először el kell választani. Ezt a részfolyamatot, szelektív bontást particionálásnak, a két folyamatot

együtt P/T- (particionálás és transzmutáció) technológiának nevezzük. Az elkülönítés egy sor vizes

kémiai és nem-vizes metallurgiai folyamatot alkalmaz a Np, Cm, Am és a hosszú felezési idejű

hasadási termékek elválasztására.

A transzmutáció során ezekből vagy stabil, vagy rövidebb felezési idejű radioaktív izotópok

keletkeznek. A transzmutációban magreakciókat, így neutronbefogási, gyors-neutronos (n,2n), vagy

neutronok által kiváltott hasadási reakciókat alkalmaznak. A folyamatot könnyűvizes (LWR) és

gyorsreaktorok kombinálásával, vagy gyorsítóval kombinált energierősítős szubkritikus rendszerrel

valósítják meg. Ez az üzemanyagciklus még számos technológiai és technikai problémával küszködik

és további fejlesztést igényel.

A nukleáris fűtőanyagciklus zárásával és a transzmutáció segítségével nemcsak a nagy aktivitású

hulladék mennyisége, hanem a környezettől elszigetelt tárolási idő is jelentősen lecsökkenthető

(százezer évekről néhány száz évre), ami ha nem is oldja meg, de erőteljesen mérsékli a nukleáris ipar

jelenlegi legsúlyosabb problémáját.

A továbbfejlesztett fűtőelemciklusban lehetőség van a zárt ciklus mellett a radioaktív hulladékok

mennyiségének jelentős csökkentésére is. Különbözik a zárt üzemanyagciklustól, mert az urán és

plutónium elválasztása mellett a többi aktinidát (Np, Am, Cm) és néhány hosszú élettartamú hasadási

terméket (Tc, I) is elkülönít a hulladékból és transzmutációval átalakítja őket.



Néhány hosszú felezési idejű hasadási termék lehetséges transzmutációs átalakítását mutatja a


6.9. ábra: Technécium és jód transzmutációja



J. M. Deutsch, Update of the MIT 2003 Future of Nuclear Power Study, 2009, chapters 4., 5., 6., 7.

7. Nukleáris üzemanyagok előállítása, szerelése, felhasználása 59


7. NUKLEÁRIS ÜZEMANYAGOK ELŐÁLLÍTÁSA,

SZERELÉSE, FELHASZNÁLÁSA

7.1. Az uránércek és feldolgozásuk fűtőelemekké

Az urán átlagos koncentrációja a földkéregben ~0,0003%, azaz kicsiny. Magas urántartalmú ércek

előfordulása ritka. Legtöbbször az ércek urántartalma 0,1–1%. A legnagyobb mennyiségben az urán az

óceánok vizében fordul elő (~4.109 tonna), de igen kis koncentrációban (~3 mg/m3). A bányászható

uránércek urántartalma általában 0,5% – 0,03% között van. A következő 7.1. táblázat mutatja a

legfontosabb bányászatra kerülő uránérceket.

7.1. táblázat: Uránérc-ásványok

Urán ásvány kémiai összetétel

Uraninit UO2

Davidit (Fe, Ce, La, Y, U, Ca, Zr, Th) (Ti, Fe, Cr, V)3(O,OH)

Brannerit (U,Ca,Fe,Th,Y)3Ti5O16

Carnotit K2(UO2)2(VO4) 2-3H2O

Tyuyaminit Ca (UO2)2(VO4) · 5-8 H2O

Autunit Ca (UO2)2(PO4)2 · 10-12 H2O

Torbernit Cu (UO2)2(PO4)2· 8-12 H2O

Uranofan Ca (UO2)2 SiO3(OH)2· 5H2O

Az urántartalmú érceket leggyakrabban felszíni vagy felszín közeli bányákban bányásszák, de

előfordulnak mélyművelésű bányák is. A pécsi uránbányákban brannerit tartalmú (~0,1% urán

tartalmú) ércet bányásztak mélyműveléssel. A bányászat során rendkívül fontos a vágatok megfelelő

szellőztetése, mert az urán bomlása során fejlődő radioaktív radon (222Rn) és bomlástermékei

tüdőrákot okozhatnak. Egyes bányákban távirányítású berendezésekkel fejtenek.

A világ uránérc-készleteinek zöme Afrikában, Ausztráliában, Észak-Amerikában és

Oroszországban található.

A bányászott urántartalmú ércekből uránkoncentrátumokat állítanak elő. Ennek lépései:

A bányászott érc aprítása, törése 1 mm szemcseméret alá,

Fizikai dúsítás (flotációval vagy az aktivitás, illetve mágneses tulajdonságok alapján).

Vegyi kezelés. Ennek lényege, hogy az érc komponenseit oldatba viszik, leggyakrabban

kénsavval (urán-szulfát-komplex keletkezik), ritkábban nátrium-karbonáttal (urán-karbonát-

komplex keletkezik). A feltárás során gyakran adagolnak oxidálószert (MnO2) is a feltáró

oldatba, hogy a keletkező vanádium- és vasvegyületeket oxidálva, azok az oldhatatlan U4+

vegyületeket oldható U6+ vegyületekké oxidálják. Ezt követően a feltáró oldatból az urán-

vegyületet anioncserélő oszlopon megkötik, majd a megkötött uránvegyületet az oszlopról

leeluálják és az elúciós oldatból ammóniával ammónium-diuranát formában kicsapják. Az

uránvegyület elválasztása történhet folyadékextrakciós eljárással is, itt kerozinban oldott

tributil-foszáttal (TBF) extrahálják ki az urán vegyületét (a TBF tömény salétromsavas

oldatban komplexet képez az uránvegyülettel), majd az elválasztott szerves fázisban lévő

uránvegyületet híg salétromsavas oldattal összerázva a komplex megbomlik, és az urán-

vegyület átmegy a vizes fázisba. A fontosabb reakciók:

Urán oxidációja

2Fe2+ + MnO2 + 4H+ → 2Fe3+ + Mn2+ + 2H2O

2VO2+ + MnO2 → 2VO2+ + Mn2+

UO2 + 2Fe3+ → UO22+ + 2Fe2+

UO2 + 2VO2+ + 4H+ → UO2

2+ + 2VO2+ + 2H2O



Savas feltárás

UO3 + H2SO4 → UO2SO4 + H2O

UO2SO4 ↔ UO22+ + SO4

2-

UO22+ + 3SO4 ↔ [UO2(SO4)3]

4-

UO22+

+ 2SO42-

↔ [UO2(SO4)2]2-

Lúgos feltárás

UO2 + 1/2O2 + 3Na2CO3 + H2O → Na4UO2(CO3)3 + 2NaOH

2Na4UO2(CO3)3 + 6NaOH → Na2U2O7 + 3H2O +6Na2CO3

NaHCO3 + NaOH → Na2CO3 + H2O

(NH4)4UO2(CO3)3 → 4NH3 + 3CO2 + UO3∙+ 2O .

Az előállított uranil-vegyületeket a fűtőelemgyártás előtt további tisztításnak vetik alá a mellettük

található neutron-mérgek (neutron-elnyelő, neutron-fogyasztó vegyületek, B, Cd) eltávolítására. A

tisztítást tributil-foszfáttal (TBF, angolul TBP) végzett szerves extrakcióval valósítják meg. A TBF-

vegyülettel végzett szerves extrakciós elválasztást részletesen a kiégett fűtőelem hasadóanyag-

tartalmának kinyerésénél, a reprocesszálással foglalkozó 6. és 10. fejezetekben tárgyaljuk. A folyamat

során a tömény salétromsavas oldatból az urán komplexként a szerves fázisba kerül, míg a szennyezők

a savas-vizes fázisban maradnak. Az elválasztott szerves fázist híg salétromsavas oldattal összerázva,

a komplex megbomlik és az urán újra vizes fázisba kerül. A híg vizes oldatot ezután bepárlással

töményítik, majd levegőátáramlással hevítve az uranil-nitrát elbomlik, urán-trioxid és salétromsavas

gőzök keletkeznek. A folyamatot a 7.1. ábra mutatja.

7.1. ábra: Az urán tisztítása

Az uranilvegyületekből összefoglalóan a következő séma szerint állítanak elő UO2 oxidot, izotóp

dúsításra UF6 gázt vagy fém uránt.



Egy újabb bányászati eljárás az ún. in-situ leaching, vagyis helyben való kioldás, mely során a

kioldó oldatot (gyakran szén-dioxidot és oxigént tartalmazó vizes oldat) sajtolnak le az uránérc

tartalmú rétegbe, és az U4+-et U6+-tá oxidálják, és urán nátrium-uranil-karbonátként mobilizálódik, és

oldatba kerül:

2UO2+O22UO3

UO3+2NaHCO3Na2UO2(CO3)2+H2O.

Ezután a felszínre kerülő urántartalmú oldatból az uránvegyületet klorid formájú anioncserélő

gyantaoszlopon megkötik:

Na2UO2(CO3)2+2RCl R2UO2(CO3)2+2NaCl.

Az uránvegyületet nátrium-klorid-nátrium-karbonát-oldattal leeluálják az ioncserélőről, majd

savval a karbonátokat elbontják, és az így nyert kloridokat peroxiddal kezelve oxid-csapadékká

alakítják:

R2UO2(CO3)2+2NaCl+Na2CO3Na4UO2(CO3)3+2RCl

Na4UO2(CO3)3+6HClUO2Cl2+4NaCl+3CO2+3H2O

vagy

Na2UO2(CO3)2+4HClUO2Cl2+2NaCl+2H2O

UO2Cl2+H2O2+xH2OUO4xH2O+2HCl.

Végül szűrés és vákuumszárítás után nyerik az U3O8 urán-oxidot, az ún. „sárga port”. A

kitermelés felhagyása után a fúrt lyukakat átöblítik, redukálószerrel (hidrogén vagy etanol) mossák és

lezárják. A redukálószer hatására a rétegben lévő mobilizált (U6+) urán újra oldhatatlan U4+ uránná

redukálódik. Az in-situ kioldás sémáját és a „sárga port” mutatják a következő 7.2. és 7.3. ábrák.

7.2. ábra: In-situ uránkioldás



7.3. ábra: Sárga por

Az Angliában kifejlesztett Magnox üzemanyag fém uránrúd magnéziumötvözet tokozással (innen

kapta a nevét). A Magnox-fűtőelem előállításának folyamatait foglalják össze a következő 7.4. és 7.5.

ábrák.

7.4. ábra: Urán-tetrafluorid előállítása

7.5. ábra: Magnox-fűtőelem gyártása



Az urán-tetrafluoridot magnézium forgáccsal 650 C-on fém uránná redukálják és rúddá öntik,

magnézium ötvözetű csőbe tokozzák és különféle vizsgálatoknak vetik alá.

A könnyűvizes reaktorokban általánosan alkalmazott urán-dioxid- (UO2) fűtőelem előállítása a

következő lépéseket tartalmazza. Először a Magnox-fűtőelemek gyártásánál már ismertetett urán-

tetrafluoridot állítják elő. A gyártás során először a tisztított urán-trioxidot (UO3) hidrogénnel végzett

redukcióval urán-dioxiddá (UO2), majd hidrofluorozással urán-tetrafluoriddá (UF4) és végül urán-

hexafluoriddá (UF6) alakítják. Erre azért van szükség, mert az üzemelő reaktorok zömét adó könnyű-

vizes reaktorok (LWR – Light Water Reactors) nem képesek a 0,72% 235U tartalmú természetes urán-

ból készült fűtőelemekkel fenntartani a láncreakciót, mert a könnyűvíz neutronelnyelése ezt nem teszi

lehetővé. Ezért az ilyen reaktorokban 235U-ra enyhén dúsított (1,5–5%) urán-dioxid-pasztillákat alkal-

maznak. Az izotópdúsítás pedig legkönnyebben az urán gáz halmazállapotú vegyületével, az urán-

hexafluoriddal (UF6) végezhető el. Az urán-hexafluorid-gázzá történő átalakítást, konverziót

leggyakrabban száraz hidrofluorizációval vagy nedves folyadékextrakciós eljárással végzik (lásd kö-

vetkező 7.6. ábra).

7.6. ábra: Az U3O8 konverziója urán-hexafluoriddá (UF6) száraz és nedves hidrofluorizálással

A gáz halmazállapotú urán-hexafluorid-vegyületen végzik el az izotópdúsítást, melynek során a

dúsítóba belépő 0,71% 235U izotóptartalma a kilépő dúsított urán gázáramban 1,4–5%-ra nő, és a

kilépő másik, 235U izotópban szegényített vagy pontosabban kimerült gázáramban 0,1–0,4%-ra

csökken. Az alkalmazott izotópdúsító eljárások:

1. Gázdiffúziós dúsítás

Ennek lényege, hogy az UF6 gázmolekulák porózus

kerámiaalagút falain diffundálnak át, és a könnyebb

izotópot tartalmazó gázmolekulák „előre sietnek”, míg a

nehezebb komponens „hátramarad” (7.7. ábra). Hosszú,

több száz méter hosszú alagútrendszert alkalmaznak a

gázdiffúziós dúsításhoz.

7.7. ábra: A gázdiffúziós eljárás alapelve

2. Centrifugás izotópdúsítás

Lényege, hogy a centrifuga közepébe bevezetett gázáramból a centrifugális erő hatására a

nehezebb frakció a köpenynél, a könnyebb pedig a centrifuga belsejében dúsul fel és onnan

leszívatható (7.8. ábra). Több száz centrifugát kapcsolnak sorba.



7.8. ábra: A centrifugás izotópdúsítás

3. Atomgőzös lézeres izotóp dúsítás

Lényege, hogy a lézersugár szelektív módon gerjeszti az 235U könnyebb magokat és UV-sugárzás

hatására ionizálódnak, és az így keletkezett 235U ionok Faraday-cellával összegyűjthetők.

Az urán-oxid-alapú fűtőelemgyártás következő lépésében a 235U izotópra dúsított (szoba-

hőmérsékleten szilárd) UF6 gázt UO2 urán-oxiddá alakítják. Ennek lépései:

Az UF6 gázt vízrétegen buborékoltatják át, miközben UO2F2 vegyület keletkezik.

Az UO2F2 vegyületet ammóniaoldathoz adva ammónium-diuranát ((NH4)2U2O2) ülepedik ki.

Az (NH4)2U2O2 vegyületet hevítve U3O8 urán-oxid keletkezik.

Ezután az urán-oxidot hidrogénnel UO2 urán-dioxiddá redukálják.

Az urán-dioxidot finom porrá őrlik és szerves kötőanyaggal (polivinil-alkohol) összekeverik.

Az így kapott port tablettázzák és hőkezeléssel szinterelik. A szinterelést hidrogén at-

moszférában 1650 C-on 24 óráig végzik.

A pasztillák végső átmérőjét (~10 mm) csiszolással érik el. A pasztillák fedlapjait tölcsér-

szerűen bemélyítik és az éleket 45-ban levágják. A csiszolás csökkenti a sugárzás hatására

bekövetkező mechanikai kölcsönhatásokat.

A gyártás fontosabb lépéseit mutatja a 7.9. ábra.

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



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

7.10. ábra: Urán-dioxid fűtőelem-pasztillák

Átlagos anyagmérleg szerint 50000 tonna kibányászott uránércből 200 tonna sárga por (U3O8)

készíthető. Ebből 25 tonna dúsított uránium-oxid (UO2) állítható elő, melyből UF6 gáz készíthető.

Minden tonna UF6 gázból ~130 kg dúsított (~3,6% 235U) és 870 kg kimerült (~0,2% 235U) gáz

kelekezik. A dúsított frakcióból urán-oxid (UO2) por készül, melyből fűtőelem-pasztillát készítenek és

cirkóniumötvözet csövekbe töltik.

Vegyes-oxid- (MOX Mixed Oxide) fűtőelemek előállítása

A kiégett fűtőelemet feldolgozó, reprocesszáló üzemek egyik terméke az elválasztott plutónium

mesterséges hasadóanyag, mely könnyűvizes reaktorokban elhasítható. Ugyancsak energia nyerhető az

atomhatalmak szétszerelésre kerülő atombombáinak plutóniumtöltetéből is. A plutónium felhaszná-

lásával készíthető vegyes-oxid (MOX) alapú 3–7% PuO2 hasadóanyagot tartalmazó az izotópdúsítóból

származó kimerült urán-oxid- (UO2) fűtőelem. Az így készített MOX-fűtőelem-köteget a könnyűvizes

reaktorokban 1/3 arányban alkalmazzák a szokványos urán-oxid alapú fűtőelemkötegekkel. Francia-

országban több mint 20 reaktor használ MOX-tartalmú fűtőelemeket. Az USA-ban a szétszerelt

plutóniumtöltetű atombombák anyagából gyártanak MOX-fűtőelemeket (7.11. ábra). Természetesen

az atomfegyverekből származó plutóniumban sokkal magasabb a hasadóképes 239Pu aránya (>95%),

mint a reprocesszálásból származó plutóniumban (55–60%).

7.11. ábra: MOX-fűtőelemek gyártása szétszerelt plutóniumbomba töltetéből



Fűtőelem-készítés

A tablettákból fűtőelemrudakat (pálcákat) készítenek oly módon, hogy cirkónium-alapú

(99%Zr+1%Nb) ötvözetből készült csőbe töltik, az utolsó tabletta után alumínium-oxid-pasztillát

helyeznek el, és a tablettákat rugóval szorítják össze. A rugó által elfoglalt gáztér kompenzációs

gáztérként szolgál a gáz halmazállapotú hasadási termékek számára és a hőtágulás kiegyenlítésére.

Végül 68–136 bar nyomású héliumgázzal megtöltik és gáztömören lehegesztik.

A fűtőelemrudakat (pálcákat) négy- vagy VVER-reaktorok esetén hatszögletű keretekkel fogják

össze szigorú geometriai elrendezésben fűtőelemkötegekké, melyek a reaktorok aktív, hasadóképes

töltetének alapegységei. Ezt a folyamatot mutatja a következő 7.12. ábra.

7.12. ábra: Nyugati PWR-reaktor fűtőeleme és fűtőelemkötege

A fűtőelem-készítés lépéseit foglalják össze a 7.13.–7.16. ábrák.

7.13. ábra: Uránkonverzió



7.14. ábra: Fűtőelem-pasztillák előállítása

7.15. ábra: Fűtőelemrudak (pálcák) előállítása



7.16. ábra: Fűtőelemkötegek előállítása

7.17. ábra: A világ<40 US$/kg költségigényű bizonyított uránkészletének termelők szerinti megoszlása

2006-ig és előrejelzések



2006-ban közel 40000 tonna volt az éves urántermelés, melyben ausztrál bányák 19%-ban,

kanadai bányák 25%-ban, kazakisztáni bányák 13%-ban, namíbiai bányák 8%-ban, nigeri bányák 9%-

ban, oroszországi bányák 8%-ban, USA-bányák 5%-ban és üzbég bányák 6%-ban részesedtek.

2009-es termelési adatok szerint a világ atomerőműveiben üzemelő blokkok száma 442,

elektromos teljesítményük 377222 MWe, a termelt villamos energia 2560 TWh volt, és fűtőelem-

igényük uránban kifejezve 68646 t volt. Az uránban kifejezett éves fűtőelem-termelés 50772 t volt.

2010-ben 1 kg urán-oxid alapú fűtőelem átlagos költsége 2555 US$ volt, ezen belül az ehhez

szükséges 8,9 kg U3O8 ára 1028 US$, a belőle származó 7,3 kg urán dúsításának ára pedig 1197 US$

volt. Ebből a hasadóanyagból 45000 MWnap/t kiégési szintnél 360 MWh energia nyerhető és ebből

0,71 cent/kWh fajlagos ár adódott. A 7.17. ábrán a <40 US$/kg költségigényű bizonyított urán-

készletek termelők szerinti megoszlását mutatja a múltban (2006-ig) és a jövőre kivetítve. Az ábrából

jól látszik, hogy az 1980-as évek nagy termelői háttérbe szorultak, és Ausztrália, Kanada és

Kazahsztán vette át a szerepüket. Az ábrából az is látszik, hogy a reaktorok növekvő uránigényét egyre

inkább csak a drágábban kitermelhető uránkészletekből lehet biztosítani.


P. A. Baisden, G. R. Choppin, RADIOCHEMISTRY AND NUCLEAR CHEMISTRY – Nuclear Waste Management

and the Nuclear Fuel Cycle, 2008, Encyclopedia of Life Support Systems (EOLSS)



8. ATOMREAKTOROK ÜZEMELÉSÉNEK JELLEMZŐI,

VÍZÜZEMEK

A könnyűvizes atomerőművek termikus hatásfokai nem érik el a fosszilis tüzelőanyagú erőművek 36–39%-os

hatásfokát. Ennek oka, hogy pl. a nyomottvizes atomerőműveknél egyszeri átömlésű (once through)

gőzfejlesztő mellett csak kis mértékű 17–34 C-os túlhevítés érhető el. Az U-csöves recirkulációs gőz-

fejlesztővel ellátott PWR-ek és a BWR-ek esetén pedig még túlhevítés sincs. Így az elérhető hatásfok

ezeknél az erőműveknél maximum 32-33%, mert nagyobb a hőveszteség a kondenzátor hűtővize felé.

A jelenleg üzemelő erőművi atomreaktorok üzemelését a két legfontosabb reaktortípus, a

nyomottvizes (Pressurized Water Reactor - PWR, Vada-Vadjanüj Energeticseszkij Reaktor - VVER)

és a forralóvizes (Boiling Water Reactor - BWR) működésén mutatjuk be.

8.1. PWR nyomottvizes reaktorok üzemelése

Egy nyugati gyártmányú PWR tipikusan 100 tonna hasadóanyagot tartalmaz, döntően urán-oxid (UO2)

formában. Az urán-oxid-tablettákat leggyakrabban cirkónium-nióbium-ötvözetből készült csövekben

helyezik el. A gáztömör csöveket négyszögletű, vagy a VVER-reaktorok esetén hatszögletű fűtő-

elemkötegekbe foglalják. A PWR-erőművek 18–24 hónapot üzemelnek, majd a fűtőelemek átrakása,

részbeni kirakása és pótlása következik. Az átrakás során a fűtőelemek körülbelül egyharmada kikerül

az aktív zónából és ugyanannyi friss fűtőelem kerül a helyükbe. A kikerülő fűtőelemeket a reaktor

környékén elhelyezkedő, vízzel telt hűtőmedencébe helyezik „hűtés” céljából. A hűtés során cél

nemcsak a bomlások során fejlődött hő elvezetése, hanem a rövidebb élettartamú radioaktív izotópok

elbomlásának biztosítása is.

A fűtőelemeket tartalmazó aktív zóna a reaktortartályban helyezkedik el. A tartály hajlított acélle-

mezekből vagy kovácsolt övekből hegesztéssel készül, és alul és felül domború kupolával zárul. A

fűtőelemek átrakása során a reaktortartály fedelét leszerelik. A reaktivitást döntően a szabályozó ru-

dakkal szabályozzák. A szabályozó rudak többek között bórt tartalmaznak, mely neutronelnyelő tulaj-

donságokkal rendelkezik. A rudak kiemelésével és besüllyesztésével szabályozzák a láncreakciót fenn-

tartó neutronok számát. A szabályozó rudakat hosszú, vékony fémrudak kötik össze a tartály fölött

elhelyezkedő, szabályozó rudakat meghajtó mechanizmussal. Leálláskor a szabályozó rudakat néhány

másodperc alatt teljesen besüllyesztik az aktív zónába a láncreakció azonnali leállítása céljából (8.1. ábra).

8.1. ábra: PWR-reaktortartály az aktív zónával és szabályozó rudakkal

Az aktív zónán átáramló primerköri vízben bórsavat is oldanak, és az oldott bórsav koncentrá-

ciójának változtatásával végzik a reaktivitás finom szabályozását. A PWR reaktortartályához 2-4

hűtőkör (a VVER-440 reaktornál 6) kapcsolódik a hasadás során keletkezett hő elszállítása céljából.

Minden egyes hurok tartalmaz egy gőzfejlesztőt (hőcserélőt), egy keringető szivattyút és csővezeték

rendszert. A reaktortartály és a gőzfejlesztő közötti csőszakaszt szokás meleg ágnak (hot leg), a gőz-

fejlesztőtől a reaktortartályba vezető, lehűlt hűtőközeget tartalmazó csőszakaszt pedig hideg ágnak

8. Atomreaktorok üzemelésének jellemzői, vízüzemek 71


(cold leg) nevezni. Az aktív zónán átáramló hűtőközeg 295–326 C-ra melegszik, de a hűtővíz a ma-

gas nyomás miatt (120–160 bar) nem forr fel (ezért nevezik nyomottvizes reaktornak). A forró primer-

köri víz hőtartalmának egy részét a gőzfejlesztőben átadja a szekunder vízkörnek, miközben 267–291 C-ra

hűl le (8.2. ábra).

8.2. ábra: PWR-reaktor primer köre térfogat-kompenzátor nélkül

A hűtőkörök (hurkok) egyike tartalmazza a megfelelő primerköri nyomást biztosító térfogat-

kompenzátort vagy térfogat-kiegyenlítőt. Ez egy vízzel részlegesen töltött fémhenger, és a forró ághoz

csatlakozik. A kiegyenlítő alsó részében elektromos fűtőszálak helyezkednek el. Ha a nyomás

növelése a cél, a fűtőszálakat bekapcsolják. A hideg ágból egy csővezeték vezet a kiegyenlítőbe,

melyből „hideg” víz permetezhető a kiegyenlítő vizébe, lecsökkentve annak hőmérsékletét és így a

primerköri nyomást is. Emellett a kiegyenlítő térfogatot biztosít a melegebb víz hőtágulására és a

lehűlt víz összehúzódására (térfogat-kompenzátor) (8.3. ábra).

8.3. ábra: PWR-reaktor primer köre térfogat-kompenzátorral



A térfogat-kompenzátort a túlnyomás okozta sérüléstől egy biztonsági szeleppel összekötött

leürítő tartállyal védik. Túl nagy nyomás esetén a biztonsági szelep kinyit, és a forró folyadék egy

része a leürítő tartályba kerül. Megfelelő nyomás elérése után a szelep bezár (8.4. ábra).

A tartályból származó levegőbuborékok fedél alatti összegyűlésének elkerülésére egy csővezeték-

rendszert építettek ki, mely a hideg ághoz csatlakozik (8.5. ábra).

8.4. ábra: PWR-reaktor primer köre leürítő

tartállyal

8.5. ábra: PWR-reaktor primer köre reaktorfej-

szellőzővel

A reaktortartályhoz kapcsolódó berendezések és szerelvények együttesen alkotják a PWR-reaktor

primer körét. A legtöbb PWR esetén a primer kört teljes mértékben egy biztonsági tartályba, az ún.

konténmentbe zárják. A konténment 1,5–1,8 m vastag vasbeton fallal rendelkezik az alapnál, és 0,46–

0,91 m a falvastagság a kupolánál. Egy primerköri csőtörés esetén jelentős hőenergia szabadul fel, és a

felszabaduló gőz révén megnő a konténmentben a nyomás. A falvastagságot úgy tervezték, hogy nagy

valószínűséggel ellenálljon az ilyen esetben kialakuló nyomásnövekedésnek, és visszatartsa a

kiszabaduló illékony radioaktív izotópokat (8.6. ábra).

A gőzfejlesztőben a primerköri víz többlet-hőtartalmát a hőcserélő másik oldalán áramló

szekunderköri hűtővíz veszi át, miközben részben elgőzölög. A szekunderköri fő tápvíz-szivattyú a

kondenzátor forróvíz-gyűjtőjéből szállítja a vizet a gőzfejlesztőbe. A szivattyú szállítását úgy vezérlik,

hogy a gőzfejlesztő szekunder oldalán állandó vízszint legyen. A szekunder körben a víznyomás 46–

63 bar, és a gőzfejlesztőbe belépő 210–220 C-os szekunderköri víz hőmérséklete 260–280 C-ra

hevül. A fő gőzkör szállítja a gőzt a gőzfejlesztőből a turbinákra. A keletkezett gőz mennyisége a

reaktor teljesítményének függvénye. A gőzsugár forgatja a turbinákat állandó, percenként 1800 vagy

3600 fordulattal (8.7. ábra).



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

8.7. ábra: PWR-reaktor szekunder körrel

A fő gőzrendszer csővezetékeit védik a túlnyomástól. Határérték feletti gőznyomás esetén a

biztonsági szelepek nyitnak és a felesleges gőzt lefúvatják a környezetbe. A határérték alá csökkent

nyomás elérésekor a szelepek lezárnak.

A turbina elektromos generátorhoz kapcsolódik, és a termelt villamos áramot feszültségnövelő

transzformátorokon keresztül a hálózatba táplálják. A fő tápvíz- és gőzrendszert együtt szekunder

körnek nevezik. A szekunder kör döntő része a turbinaépületben (csarnokban) helyezkedik el. A

turbinacsarnok nem annyira masszív építmény, mint a primer kört magába foglaló konténment épülete

(8.8. ábra).



8.8. ábra: PWR-reaktor szekunder körrel és lefúvató szeleppel

A turbináról távozó fáradt gőz a kondenzátorba jut, ahol a környezetből vett hűtővízzel (folyó, tó,

tenger stb.) hűtőcsövek segítségével lekondenzál. A forró víz a forróvíz-gyűjtőbe kerül. A kondenzátor

hűtővize mintegy 12 C-kal felmelegedve jut vissza a vízforrásba (8.9. ábra).

8.9. ábra: PWR-reaktor kondenzátor hűtéssel

A PWR-reaktorok biztonságáról, a legveszélyesebb zónaolvadás elkerüléséről a zóna vészhűtő

rendszer (ECCS-Emergency Core Cooling System) gondoskodik. A Paksi Atomerőműben a zóna

vészhűtő rendszert zóna üzemzavari hűtőrendszernek (ZÜHR) nevezik. A magas-, közepes- és kis-

nyomású hármas egységből álló ECCS-rendszer két fokozata elektromos energiával működtetett

szivattyúkkal, egy egysége pedig elektromos külső energia nélkül ún. hidroakkumulátorokkal műkö-

dik. Ezek a hidroakkumulátorok olyan zárt fémtartályok, amelyekben nitrogén atmoszférával nyomás

alá helyezett, megfelelő koncentrációjú bóros vízoldat van. Ha a primerköri nyomás a normál nyomás

50%-a alá esik, egy hasadó tárcsa kinyit, és a gáznyomás hatására a hideg pót-hűtővíz a hideg ágba

ömlik (8.10. ábra).



8.10. ábra: PWR-reaktor hidroakkumulátorokkal

Kis szivárgás és nyomáscsökkenés esetén az átrakó tartályból pót-hűtővizet szivattyúznak a hideg

ágba. A harmadik biztonsági hűtőkörben a zóna üzemzavari hűtőrendszer tartályából szivattyúval

szállítják a pót-tápvizet a primerköri vízveszteség pótlására (8.11. ábra).

8.11. ábra: PWR-reaktor a zóna üzemzavari hűtőrendszerrel

Normál üzemmódban a primerköri víz részáramban folyamatosan áramlik az ioncserélőkön és a

szint ellenőrző tartályon keresztül. Részben ezzel szabályozzák a primer kör vízkémiáját. A zóna

üzemzavari vészhűtő rendszer és vízkémiát szabályzó rendszerelemek zöme a segédépületben

helyezkedik el. Mivel a segédépületi berendezések radioaktív folyadékokat és gázokat tartalmaznak, a

segédépület levegőjét szűrik és ellenőrzik (8.12. ábra).



8.12. ábra: PWR-reaktor szellőző és kibocsátást ellenőrző rendszerrel

Üzemzavari helyzetben a konténmentben felül elhelyezkedő sprinkler- vagy befecskendező-hűtő-

rendszer a zóna üzemzavari hűtőrendszer-tartály vizét permetezi hűtés céljából. Nagy primerköri

csőtörés esetén az elfolyó radioaktív primerköri vizet és a lefolyó permetezett vizet a konténment

zsomprendszere gyűjti össze. Az itt összegyűlt víz hűtés után a sprinkler-hűtő-rendszerbe vissza-

táplálható. Végül a szekunderköri tápvízáramlás leállása esetén egy segéd-tápvízrendszer szivattyúz

vizet a gőzfejlesztő szekunder oldalára, megfelelő hűtés biztosítására (8.13. ábra).

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



7. animáció

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

8.2. BWR forralóvizes reaktorok üzemelése

Egy nyugati gyártmányú BWR-reaktor aktív zónájában mintegy 100 tonna fűtőelem helyezkedik el. A

legtöbb BWR-fűtőelem urán-oxid- (UO2) tablettákat tartalmaz fémcsövekbe töltve. A fűtőelemrudakat

(pálcákat) általában négyzetes fűtőelemkötegekbe foglalják. Egy tipikus BWR-reaktorban 764

fűtőelemköteg helyezkedik el. A BWR-erőművek 18–24 hónapig üzemelnek két átrakás között. Az

átrakás során a fűtőelemek mintegy egyharmada kerül ki, és ugyanannyi friss fűtőelem kerül be a

reaktorba.

Az aktív zóna a reaktortartályban helyezkedik el, a 18 cm falvastagságú tartály acélból készült. A

tartály hajlított acéllemezekből vagy kovácsolt övekből hegesztéssel készül, és alul és felül domború

kupolával zárul. A fűtőelemek átrakása során a reaktortartály fedelét leszerelik (8.14. ábra).

8.14. ábra: BWR-reaktor a reaktortartállyal és az aktív zónával

A reaktortartályba belépő primerköri víz áthalad az aktív zónán és egy része felforr, gőzzé alakul.

Az aktív zóna fölött elhelyezkedő gőzszeparátoron (cseppleválasztó) és gőzszárítón (túlhevítő) a gőz

áthalad, leválnak a vízcseppek és a reaktorban lévő vízzel egyesülnek. Így a reaktortartályból szárított

gőz távozik.

A reaktivitást bórtartalmú, szabályozó rudakkal szabályozzák. Egy szabályozó rúd négy

fűtőelemköteg között mozog az aktív zónában. A szabályozó rudak a reaktortartály alsó részén

helyezkednek el. Teljesen kihúzva az aktív zónából a reaktortartály alsó részében maradnak és

hidraulikus dugattyúk mozgatják őket. A dugattyú alatt lévő víz nyomásnövekedése az aktív zónába, a

dugattyú feletti alkalmazott nyomásnövekedés pedig az aktív zónából kifelé mozgatja a szabályozó

rudat. Normál üzemmódban a szabályozó rudak 1,5 cm-es lépésközökkel mozgathatók. Leálláskor

néhány másodperc alatt teljesen besüllyeszthetők az aktív zónába (8.15. ábra).



8.15. ábra: BWR-reaktor szabályozó rudakkal

A reaktor hűtővize két hurokból áll, és mindegyik hurok tartalmaz egy keringető szivattyút

motorral, tömítéssel és szabályozó szeleppel. A hurkokban a reaktorból kifolyó vizet visszaszivattyúz-

zák a reaktorba, ahol vízsugár-szivattyúkkal a reaktortartály alsó részébe, az aktív zóna alá ömlik. A

hurkokban történő áramlás szabályozásával szabályozzák a reaktor teljesítményét. Növelve a

hurkokban az áramlási sebességet, több víz lép be a reaktorba és több gyorsneutront lassít le (mode-

rál), így növekszik a hasadási sebesség, nő a reaktor teljesítménye. Ellenkező esetben, csökkentve a

térfogatáramot, kevesebb víz lép be a reaktorba, kevesebb termikus neutron keletkezik és csökken a

reaktor teljesítménye (8.16. ábra).

8.16. ábra: BWR-reaktor keringető rendszerrel és cseppleválasztóval



A fő gőzkörön át a reaktortartályból „száraz” gőzt juttat a turbinákra négy csővezetéken keresztül. A keletkezett gőz mennyisége arányos a reaktor

teljesítményével. A turbina egy nagynyomású és három kisnyomású egységből áll, és a gőz először a nagynyomású egységbe lép be. A gőzsugár hatására a

turbinák percenként állandó 1800–3600 fordulattal forognak. A nagynyomású fokozatról kilépő gőz a cseppleválasztó-újrahevítő egységbe jut. Itt eltávolítják

a vízcseppeket. Az egységből kilépő gőz három ágra oszlik és párhuzamosan lép be a kisnyomású turbinaegységbe (8.17. ábra).

8.17. ábra: BWR-reaktor gőzelvezetéssel és turbinákkal



A turbina tengelyéhez kapcsolódik a generátor rotorja, és a generátor által termelt villamos áram feszültségét egy transzformátorral megnövelve

betáplálják a hálózatba.

Ha megnövekszik a reaktor teljesítménye és több gőz keletkezik, akkor a turbina ellenőrző szelepe kinyit és befogadja a többletgőzt, így biztosítva a

turbina beömlésnél az állandó nyomást. Ha a turbinát kézi vezérléssel vagy automatikusan leállítják, ez a szabályozó szelep azonnal lezár. A turbina és a

generátor a reaktortartályt tartalmazó konténmenten kívül, a turbinaépületben helyezkednek el. A konténment falán kilépő mind a 4 gőzvezeték mindegyike 2

kizáró szeleppel van ellátva, melyek baleset esetén lezárnak a hűtőközeg-veszteség és radioaktivitás kijutásának megelőzésére (8.18. ábra).

8.18. ábra: BWR-reaktor kizáró szelepekkel



A gőzvezetékek védelmére biztonsági lefúvató szelepeket építettek be, hogy a turbinaleállító szelepek gyors lezárásakor fellépő nyomásnövekedés hatását

ellensúlyozzák. Ilyen esetekben a biztonsági lefúvató szelepek nyitnak. Ezeket a szelepeket úgy vezérlik, hogy kis nyomásnövekedés esetén csak néhány,

nagyobb nyomásnövekedés esetén több vagy mindegyik szelep kinyit. A lefúvató szelepen távozó gőz egy elnyelető medencébe jut, ahol a nagy mennyiségű

vízben lekondenzál. A medencében található mintegy 3800 m3 víz elnyeli a lefúvató szelepektől áramló gőzt éppúgy, mint a konténment belsejében eltörött

csővezetékekből kiáramló gőzt vagy vizet. Az elnyelető medence hatékonyan korlátozza a konténmentben kialakuló hőmérsékletet, illetve nyomást (8.19.

ábra).

8.19. ábra: BWR-reaktor elnyelető medencével



A három kisnyomású turbináról kilépő gőz a kondenzátorba kerül, melyet forróvíz-gyűjtőnek (hotwell) is neveznek. A kondenzátor hűtését közeli

tavakból, folyókból, tengerekből kivett hidegvíz-árammal végzik. A kondenzátorban lekondenzált gőz vákuumot hoz létre a turbina felé, és ezzel elősegíti a

turbinában áramló gőz kiterjedését, a turbina hatékonyabb forgatását. Az elektromos motorokkal hajtott kondenzátor-szivattyúk továbbítják a kondenzátorból

a vizet a kondenzátum-tisztító szűrő-ioncserélő oszlopokra, ahol kiszűrik a lebegő és ionos részben radioaktív komponenseket, majd a tisztított víz a

reaktortartályba tér vissza. Mivel a kondenzátorban vákuum, míg a reaktortartályban kb. 70 bar nyomás van, a kondenzátum nyomásnövelő szivattyúi a

szükséges nyomásra növelik a reaktortartályba belépő víz nyomását. A gőzsugár-hajtású tápvíz-szivattyúk szállítják a vizet a konténmentben lévő

reaktortartályba. Mindegyik tápvíz-vezetéket egy visszacsapó szeleppel (nem kizáró szelep) látják el, hogy a víz belépését engedélyezzék, de a visszaáramlást

ne, és megakadályozzák a reaktorhűtővíz elfolyását (8.20. ábra).

8.20. ábra: BWR-reaktor kondenzátum- és tápvízrendszerrel



A maradék- (remanens-) hő-elvonó rendszernek számos feladata van. A reaktor leállításakor lehűti a rendszert, hűti az elnyelető medence vizét normál

üzemmódban és üzemzavar esetén, továbbá üzemzavari helyzetben tápvizet szolgáltat az aktív zóna hűtésére. A zóna befecskendező-permetező (spinkler-)

rendszer szerepe üzemzavar vagy baleset esetén: az elnyelető medence vizét a reaktortartályba juttatja, pótolva a csőtörés során elfolyt hiányzó hűtőközeget

(8.21. ábra).

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



Kis szivárgások esetén, amikor a hűtővíz elfolyik, de a reaktortartály nyomása nem csökken jelentősen, a nagynyomású tápvízpótló rendszer szivattyúz be

egy tároló tartályból megfelelő mennyiségű pót-hűtővizet.

A reaktorba visszatérő kb. 38 C-os tápvizet néhány kisnyomású regeneratív előmelegítő hevíti a turbináról megcsapolt gőzzel. Ezzel javítható a reaktor

termikus hatásfoka. Az ily módon előmelegített tápvíz hőmérsékletét tovább növelik a nagynyomású turbinaegységről elvezetett gőzzel a nagynyomású

tápvíz-előmelegítőkben 190–204 C-ra (8.22. ábra).

8.22. ábra: BWR-reaktor tápvíz regeneratív előmelegítésével



8.3. Atomerőművek vízüzeme

A témakörben a legelterjedtebb könnyűvizes atomerőmű-típus, a nyomottvizes (PWR-, VVER-)

reaktorok vízüzemét tárgyaljuk. A nyomottvizes atomerőművek primerköri vizét hőhordozóként és

egyidejűleg moderátorként alkalmazzák. A korróziós károk elkerülésére bizonyos követelményeket

támasztanak a primerköri vízösszetételellel szemben. A fontosabb követelmények:

a szerkezeti anyagok minimális fémveszteségének biztosítása,

a szelektív korróziós folyamatok megakadályozása,

a primerköri felületek kontaminációjának minimalizálása,

a korróziós termékek kiülepedésének megakadályozása a hőátadási felületeken,

a radiolízissel keletkező oxigénképződés visszaszorítása.

A primerköri szerkezeti anyagok típusai általában a következők:

egyes berendezések és csővezetékek ausztenites rozsdamentes acélokból,

a fűtőelemrudak burkolata cirkónium-nióbium-ötvözetekből,

a gőzfejlesztők csövezése nikkel-króm-vas-ötvözetekből, és

egyes erőművekben kisebb berendezések magas krómtartalmú ötvözetekből készülhetnek.

A primerköri vízkémia kialakításában eltérő megoldást választottak a nyugati PWR- és a szovjet

VVER-reaktorok esetén.

8.3.1. PWR-reaktorok primerköri vízkémiája

A reaktor neutronháztartásának finom szabályozására a primerköri vízbe bórsavat adagolnak. A vízben

kialakuló bórsav-koncentrációt, annak változását neutronfizikai megfontolások alapján szabályozzák.

A 10B izotóp reagál a termikus neutronokkal 7Li izotóp keletkezése közben.

10B(n,)7Li

A bórsav-koncentráció 0–2,5 g B/kg értékek között változhat, és a kiégés során folyamatosan

csökkentik a bórsav koncentrációját. További adalék nélkül a víz pH értéke 25C-on 4,2–7,0 értékek

között változik. Mivel a bórsav növekvő hőmérsékleten reverzibilisen polikondenzációra (több bórsav-

molekula egyesülésére) hajlamos, és ez csökkenti a disszociációját, ezért lúgosítás nélkül 300 C

környékén a bórsavas oldat pH-ja 5,7 érték környékén van. A fémionok fokozott oldódásának és a

szelektív korróziós folyamatoknak az elkerülésére szükséges ezen pH érték eltolása lúgosabb értékek

irányába. Például a gyakori korróziós termék magnetit (Fe3O4) oldhatósága 300 C-on, pH=6,7

értéknél minimális, a nikkel-ferritek esetében pedig ez a pH=7,4 értéknél van. Egyes korróziós

termékek oldhatósága a pH-értéken kívül a hőmérséklettől is függ. Adott pH értéken a korróziós

termékek oldhatóságának hőmérsékletfüggése lehet pozitív, negatív vagy közel semleges. Kisebb pH-

értékeknél az oldhatóság hőmérsékletfüggése negatív (azaz növekvő hőmérséklettel csökken az

oldhatóság), míg nagyobb pH értékeknél az oldhatóság hőmérsékletfüggése pozitív lesz. Így a hőmér-

sékletfüggő oldhatóságok esetén a hőmérséklet befolyásolja a korróziós termékek oldott mennyiségét.

Negatív hőmérsékletfüggés esetén nő a forró felületeken, így a fűtőelemrudak közelében kiülepedett

korróziós termékek hányada. A korróziós termékek oldhatóságának pozitív hőmérsékletfüggése esetén

pedig a hidegebb helyeken, így a gőzfejlesztő csöveinél nő meg a korróziós termékek kiülepedése.

A PWR-reaktorok primerköri vizében leggyakrabban LiOH adagolásával lúgosítanak. (A szovjet

VVER-reaktorokban ezt KOH-adagolással érik el). A 7Li a

10B magreakciójából is keletkezik, ezért a

LiOH-val végzett lúgosítás viszonylag egyszerű. A 6Li izotóp neutronok hatására tríciumot képez,

6Li(n,)3H



ezért ennek elkerülésére a lúgosításhoz a 7Li-ra legalább 99,99%-ban dúsított 7LiOH-vegyszert

alkalmaznak. Az optimális pH=7,4 érték eléréséhez a bórsav-koncentráció és a hőmérséklet

függvényében körülbelül 6 mg/kg lítiumkoncentráció biztosítása szükséges.

Mivel a magasabb lítiumkoncentráció a cirkóniumötvözetek fokozott korrózióját eredményezheti,

ezért a lítiumkoncentrációt 2,2 mg/kg értéken maximálták. A ciklus kezdetére jellemző 1200 mgB/kg

víz–bórsav-koncentráció esetén így a pH értéke csak pH=6,9 lesz. A ciklus során a bórsav fokozatos

kivonásával pH=7,4 értéket érnek el, melyet aztán a továbbiakban állandóan tartanak úgy, hogy a

lítiumkoncentrációt is csökkentik. Egy tipikus Li/B-üzemvitelt mutat a következő 8.23. ábra.

8.23. ábra: PWR-reaktor primer körében a Li/B-üzemvitel

Másik megközelítés az ún. koordinált Li/B-vízüzem, mely során a kezdetben maximálisan

lehetséges pH~6,9 értéket végig tartják a ciklus során, a lítiumot a bórsavval párhuzamosan vonják ki

a primerköri vízből.

Egyik vízüzemmódban sem alkalmaznak 2,2 mgLi/kg értéknél magasabb lítiumkoncentrációt.

Kedvezőtlen körülmény az is, hogy kicsi a bórsavban a neutronokkal reakcióképes 10B izotóp aránya

(19,78%), ezért erre az izotópra dúsított bórsav alkalmazása esetén kisebb oldott-bórsav-koncentrá-

cióval (és LiOH-koncentrációval) érhető el a kívánt neutronelnyelő hatás. Dúsított bórsav alkalmazá-

sával lehetőség nyílik pH=7,4 értékű koordinált Li/B-vízüzemet működtetni anélkül, hogy a maximá-

lisan megengedett lítiumkoncentrációt túllépnék. További előny, hogy ez esetben változatlan kémiai

összetétel mellett magasabb kezdeti reaktivitás ellensúlyozható, és így magasabb kiégési szint és

hosszabb ciklus érhető el.

A dúsított bórsav alkalmazásának hátránya a magasabb vegyszerköltség és bonyolultabb,

költségesebb analitikai ellenőrzés.

Az oxigén és hidrogén szerepe

Az erős sugárzás következtében a víz radiolízise megy végbe. A gamma-sugárzás és a gyors-

neutronok indukálta protonszórás következtében keletkezett sugárhatás kémiai köztes termékei a

hidrogén- és hidroxilgyökök. Ezek rekombinációja mellett H2 és H2O2 is keletkezik, mely utóbbi

magasabb hőmérsékleteken vízre és oxigénre bomlik. A szerkezeti elemek és a fűtőelem-burkolatok

korróziójának elkerülésére a vízben oldott oxigén koncentrációját 0,01 mgO2/kg érték alatt kell tartani.



Ezért a primerköri vízben redukálószerként az oldott hidrogén koncentrációját 1 mg H2/kg víz értékre

növelik az oxidáló gyökök lekötése céljából.

OH.+H2H2O+H

H+H2O2H2O+OH .

Normál üzemmódban ezért a primerköri vízben nincsenek radiolízis termékek, a H2 és OH.

kivételével. Vészhelyzetben a keletkező gázok eltávolíthatók. A megengedett maximális oldott-

hidrogén-koncentráció kb. 4 mgH2/kg, ennél magasabb hidrogénkoncentráció a fűtőelem-burkolat

károsodását okozhatja.

A primerköri vízben oldott vegyületek, például kloridok és vas- (III) ionok befolyásolhatják a

radiolízis-termékek rekombinációját. A klorid-ionok a pontkorróziót is elősegítik. Jelenlétük

megemelheti a radiolízis-termékek és az oldott oxigén koncentrációját, ezért mennyiségüket a lehető

legkisebb értékre kell leszorítani. A PWR-reaktorokra előírt primerköri koncentrációértékeket mutat a

következő 8.1. táblázat.

8.1. táblázat: PWR-reaktorok primerköri koncentrációértékei

komponens EPRI

(USA)

Westinghouse

(USA)

VGB

(Németo.)

Siemens/

KWU

(Németo.)

J-PWR

(Japán)

EdF

(Franciao.)

VVER

440/100

(Oroszo.)

LiOH 0,2–2,2 0,7–2,2 0,2–2,2 0,2–2,0 0,45–2,2 0,6–2,2 –

KOH – – – – – – 2–22

H2 2,2–4,5 2,2–4,4 1–4 2–4 2,2–3,15 2,2–4,4 2,7–4,5

O2 <0,01 <0,005 <0,005 <0,005 <0,005 <0,1 <0,01

Cl- <0,15 <0,15 <0,2 <0,2 <0,05 <0,15 <0,1

F- <0,15 <0,15 - - <0,1 <0,15 <0,05

A hűtőközeg aktivációs termékei

A keringetett primerköri víz ciklusidejének mintegy 10%-át (~2s) nagy intenzitású sugárzó térben

tölti. Ezen időben különböző magreakciók lépnek fel és radioaktív termékek keletkeznek. Gyors

neutronok hatására az 16O izotópok 16N izotóppá aktiválódnak:

16O(n,p)16N-+16O .

Normál üzemben a 16N izotóp a domináns radioaktív izotóp a primerköri vízben. Magas aktivitás-

koncentrációja és nagy energiájú gamma-sugárzása révén jelentős dózisteljesítményt okoz. Beton-

védelemmel csökkentik sugárzását. Jelenléte miatt jól detektálható a primerköri vízszivárgás.

A gyorsneutronok rugalmas ütközése a víz hidrogénatomjaival (protonszórás) gyors protonokat

eredményez, melyek ugyancsak felaktiválják az 16O magokat:

16O(p,)13N-+13C

és az 18O magokat:

18O(p,n)18F-+18O .

Különösen fontos a radioaktív trícium jelenléte. Kis energiájú (lágy) béta-sugárzása miatt nem

járul jelentősen hozzá a kialakult dózisteljesítményekhez, bár nagy mennyiségben keletkezik és kémiai

módszerekkel nem távolítható el a vizes oldatokból és gázokból. A következő 8.2. táblázat foglalja

össze a tríciumot eredményező magreakciókat egy 1300 MWe teljesítményű PWR-reaktorban.



8.2. táblázat: Tríciumot eredményező magreakciók

Magreakció Forrás Aktivitás (Bq/év) 235U(n,f)3H és 239Pu(n,f)3H három hármas hasadási termék 6,6.1014 10B(n,2)3H bórsav 4,8.1013 7Li(n,n)3H 7LiOH és 10B(n,)7Li 5,5.1011

6Li(n,)3H LiOH 6Li szennyezője 5,5.1011

2H(n,)3H a víz 2H szennyezője 9,2.1011

Összesen 7,1.1014

primerköri vízben 5,2.1013

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

(35Cl és 31P magreakciójából).

Radionuklidok kijutása a fűtőelemből

Tömör fűtőelemből a 3H kivételével nem juthatnak ki radioaktív izotópok. Az aktív zóna mindig

tartalmazhat mikrorepedéseket tartalmazó és/ vagy korábban felületileg szennyezett fűtőelemrudakat.

Repedést okozhatnak a fűtőelem gyártása során visszamaradt nedvesség és a cirkóniumötvözet köl-

csönhatásai, vagy magas hőmérsékleten a hasadóanyag és a burkolat kölcsönhatásai, a fűtőelemrudak

rezgései, szuszpendált részecskék eróziós és sebességnövelő hatásai és egyéb gyártási és üzemelési

rendellenességek. A repedéseknél mint másodlagos hibák cirkónium-hidrid-rétegek alakulhatnak ki a

hidrogén hatására. A fűtőelem tartalma így részben kijuthat a primerköri vízbe áramlási erózió és

oldódás révén. Ezek zöme a korróziós termékekkel együtt kiülepedik a primerköri felületekre. Na-

gyobb teljesítményű reaktor esetén néhány gramm urán így a fűtőelemen kívülre kerülhet és részben el

is hasadhat a neutronok hatására. A ritkán előforduló inhermetikus fűtőelemben a nyomáskiegyenlítő

héliumgáz helyét részben vízgőz foglalhatja el, és az urán (IV) részben oxidálódhat. Ennek hatására

lecsökken a hővezető képesség, megnő a hőmérséklet és a hőtágulás, megnő az illékony hasadási

termékek diffúziós sebessége és kijutása is.

A primerköri hőhordozó részáramú tisztítása szűréssel és ioncserével limitálja a primer körbe

kerülő szilárd és ionos állapotú radioaktív komponensek koncentrációját. A szuszpendált radioaktív

komponensek egy része pedig a felületeken tapad meg, növelve ezzel a primer kör dózisintenzitását.

Korróziós termékek felaktiválódása

A felületre kerülő korróziós termékek időnként lemosódnak és a primerköri áramlás elszállítja

azokat a fűtőelemek közelébe is, ahol a neutronsugárzás hatására részben felaktiválódhatnak. Ezen

radioaktív izotópok döntően a szerkezeti anyagok korróziós, vízben oldhatatlan oxidjaiból keletkeztek.

A következő 8.3. táblázatban mutatjuk be a fontosabb felaktivált korróziós termékek radioaktív

izotópjait.

8.3. táblázat: Fontosabb aktivációs termékek

Aktivációs reakció forrás 58Ni(n,p)58Co rozsdamentes acélok, nikkel-ötvözetek 59Co(n,)60Co rozsdamentes acélok, nikkel 54Fe(n,p)54Mn rozsdamentes acélok, nikkel 58Fe(n,)59Fe rozsdamentes acélok, nikkel 50Cr(n,)51Cr rozsdamentes acélok, nikkel 94Zr(n,)95Zr cirkalloy-ötvözet 109Ag(n,)110mAg tömítések 121Sb(n,)122Sb tömítések, csapágyak 123Sb(n,)124Sb tömítések, csapágyak



A hűtőközeg tipikus domináns gamma-sugárzó radioaktív izotópja a 58Co, melyet a 60Co, 59Fe, 54Mn és a rövid élettartamú 56Mn követ. A kiülepedett, felaktivált korróziós termékeket a tisztító

rendszer nem távolítja el, és így fokozatosan nő a hűtőközeg radioaktivitása. Különösen a hosszú

élettartamú 60Co növeli meg a dózisteljesítményt, mely néhány mSv/h értéket is elérhet. A modern

erőművekben ezért kobaltszegény ötvözeteket alkalmaznak, és az újabb tömítő szerkezeti anyagok

nem tartalmaznak ezüstöt és antimont sem. Üzem közben a korróziós termékek mennyisége a

hűtőközeg kezelésével minimalizálható. Cink hozzáadásával a kivált spinellek adszorpciós helyei

blokkolhatók, így a 60Co izotópok oldatban maradnak és a víztisztító rendszerek el tudják távolítani. A

reaktor leállása után, amikor már nincs hidrogén-hozzáadás a primerköri vízhez és ennek hiányában

levegővel érintkezik, és megemelt bórsav-koncentráció van jelen, a kivált antimon antimonossavvá

oxidálódik, de ez csak gyengén disszociál és ioncserével csak részben távolítható el. Ha leálláskor

hidrogén-peroxidot adagolnak a vízhez, jobban disszociálódó antimonsav keletkezik, és ez már

ioncserével eltávolítható.

8.3.2. PWR-reaktorok szekunder vízköri kémiája

A korróziós folyamatok sebességének csökkentése céljából enyhén lúgos pH-értéket kell beállítani a

szekunder vízkörben. A rendszer néhány jellemzője azonban bonyolítja a helyzetet:

Egyes, a rendszerben jelenlévő anyagok, így a rozsdamentes acélok, nikkel-ötvözetek,

szénacélok, melyek nem megfelelő pH-értéken érzékenyek az eróziós korrózióval szemben,

réz-ötvözetek ammónia vagy aminok jelenlétében korrózióra érzékenyek.

A szekunder körben erősen változik a hőmérséklet (~40 C a kondenzátorban és

285 C a gőzfejlesztőben).

A gőzfejlődés következtében a nem illékony vegyszerek betöményednek.

A vegyes gőz–folyadék-fázisok jelenléte miatt illékony lúgosítószerek alkalmazása szükséges.

A rendszer egyes pontjain, így a kondenzátorban vákuum lép fel, és esély van a kondenzátor

hűtővizének betörésére.

A PWR-reaktorok kezdetben ammóniát alkalmaztak az enyhén lúgos vízüzem beállítására, és

nátrium-hidrogénfoszfát és nátrium-foszfát puffer-elegyét a stabilizálásra. Ilyen rendszerek a mai

napig működnek. Ugyanakkor a Na/PO4=2,4 arányt nehezen tudták beállítani a PWR-reaktorok

szekunder vízkörében. Ennek következtében lúgos pH-értékeken a gőzfejlesztők csöveinek

feszültségkorróziós törései, vagy savas pH-értékeken pitting korróziós károk léptek fel. Fentiek

következtében gyakran vastag üledékek képződtek a rendszerben.

A probléma megoldására a gyártók az „all volatile” (csak illékony) kezelést javasolták fosz-

fátadagolás nélkül. A puffer nélküli üzemelés nagyon tiszta, jó minőségű szekunder vizet igényelt,

ezért fokozatosan szigorították a szekunder vízkör összetételére megadott normákat a gőzfejlesztő

csöveinél fellépő korrózió visszaszorítására. Különösen a gyakran alkalmazott Inconel 600MA-ötvözet

volt érzékeny a feszültségkorróziós törésekkel szemben. A legfontosabb korlátozott paraméterek a

nátriumkoncentráció és a fajlagos vezetőképesség voltak. Az ammónia alkalmazása jelenleg csak a

rézötvözeteket nem tartalmazó és pH (25 C) ≥9,8 értékekkel üzemeltethető szekunderköri

rendszerekben folytatódik.

A többi szekunder vízrendszerben aminokat alkalmaznak, mert az üzemelési hőmérsékleten

magasabb pH-érték állítható be velük, és az ammóniás rendszerrel szemben nem károsítják a szénacél

felületeket, valamint jobb hőátadási körülményeket biztosítanak, és korlátozzák a korróziós termékek

ún. „hide-out” rejtőzködési viselkedését, és így csökkentik a gőzfejlesztő csöveinek korróziós

veszélyeztetettségét.

A legtöbb nem-illékony szennyező csak kismértékben kerül a gőz fázisba a nyomás és a

hőmérséklet függvényében. Tipikus gőz–folyadék-megoszlási hányados ezekre 10-4

. Ugyanakkor

cseppáthordás következtében a nem-illékony szennyezők mintegy 0,1%-a (10-3 megoszlási hányados)

kijuthat a folyadékfázisból.

A szennyezők felhalmozódásának megakadályozására a gőzfejlesztő vizének mintegy 0,5–1%-át

leiszapolják. Ennek ellenére a gőzfejlesztő vizében mért szennyező anyagok koncentrációja százszor



nagyobb lehet, mint ugyanezen komponensek tápvízben mért koncentrációi, de ez a betöményedés

nem okoz jelentős korróziós károkat.

Ezzel szemben a korlátozott áramlású vagy pangó helyeken a vegyületek komoly mértékben

koncentrálódhatnak és előidézhetik a „hide-out” jelenséget. A résekben, iszaplerakódásokban a

vízáramlás korlátozott, romlik a hőátadás a felületen, ezért megnő a hőmérséklet, besűrűsödhetnek a

lokális oldatok. A nagyon jól oldódó vegyületek, így a nátrium-hidroxid koncentrációja 300 C

közelében elérheti a 270 g/l koncentrációértéket és okozhat kristályközi feszültségkorróziós törést a

gőzfejlesztő csöveiben. A közepesen oldódó vegyületek, így a nátrium-klorid koncentrációja elérheti a

30 g/l koncentrációértéket és pont (pitting) korróziót okozhat. A kis oldékonyságú vegyületek, így a

kalcium- és magnéziumvegyületek alacsony oldhatóságuk révén nem dúsulhatnak fel az oldatban és

így közvetlenül nem okozhatnak korróziót. Ennek ellenére a magnézium-klorid szennyező magas

hőmérsékleten hidrolizál és sósav keletkezik, mely korróziót okoz.

MgCl2+2H2O Mg(OH)2+2HCl .

A szennyező komponensek gőzfejlesztőben csapadékként vagy betöményedett pangó oldatként

maradó frakciója a „hide-out” vagy rejtőzködő frakció. A „hide-out” arány magas a rosszul oldódó és

alacsony a jól oldódó komponensek esetén. A rosszul oldódó komponensek rejtőzködő része nem okoz

komoly problémát a PWR-reaktorok szekunder körében. Ezzel szemben a jól oldódó komponensek

esetén az adott komponens rejtőzködési aránya függ a többi korróziós termék jelenlététől. Jó

kialakítású szekunder körben és optimális szekunderköri vízkezelés esetén ez az arány néhány

százalék, rosszabb esetben elérheti a 20%-ot.

Aminos vízüzem

A szekunder vízkör lúgosítására illékony lúgosító alkalmazása szükséges. A rozsdamentes acélok

korróziós sebessége enyhén lúgos közegben minimális, de szélesebb pH tartományban alkalmazhatók,

ezzel szemben a szénacél- és rézötvözetű anyagok korróziója szűkebb pH értéken minimális.

A korrózió mellett a megfelelő vízkezelés és pH-beállításnál egyéb paramétereket is figyelembe

kell venni. Ezek:

a gőzfejlesztő felé irányuló korróziós termékek transzportja, üledékek képződése,

a kezelés és a pH hatása a vízkezelő tisztító rendszerére és a leiszapolásra,

az alkalmazott vegyszerek toxicitása és környezetbe történő kibocsáthatósága,

az alkalmazott vegyszerek forgalmazhatósága és ára,

az alkalmazott vegyszerek termikus stabilitása, bomlástermékek tulajdonságai,

az alkalmazott vegyszerek adott pH beállításához szükséges koncentrációi.

A 80-as évek közepéig elterjedten alkalmazott ammóniás lúgosítás előnye volt a könnyű alkal-

mazhatóság, a felhalmozódott jelentős alkalmazási tapasztalat, ismert tulajdonságok, bomlástermékek

hiánya, alacsony ár. Ráadásul a vízhez redukálószerként adagolt hidrazinból bomlással keletkezik.

Hátrányos tulajdonsága csak egy van, az általa biztosított pH-érték nem elegendő a szénacélok

általános korróziójának megakadályozására. A következő 8.4. táblázatban foglaltuk össze a szekunder

körben alkalmazható pH-beállító reagensek tulajdonságait rézötvözetek jelenlétében és anélkül.

8.4. táblázat: Szekunder vízkör reagensei

Paraméter Tartomány szerkezeti anyag/kezelés

pH25C 9,1–9,3 réz/aminos

morfolin (ppm) 4–6 réz/morfolin

hidrazin (ppb) >10 réz/morfolin

pH25C 9,5–9,6 rézmentes/amin

pH25C 9,8–10,0 rézmentes/ammónia

hidrazin (ppb) 50–100 rézmentes



Rézmentes ötvözetek esetén a 25 C-os pH-értéket ammóniával 9,8–10 értékre kell állítani a

szénacélok korróziós sebességének lecsökkentése céljából, de ebben az esetben a hidrogén ciklusú

ioncserélő víztisztító tölteteket túl sűrűn kell regenerálni. Így az ammóniás lúgosítás csak rézmentes

rendszerben és a kondenzátum tisztító rendszer folyamatos üzemelése nélkül alkalmazható.

A 80-as évektől kezdve elterjedten alkalmaznak lúgosításra egy amin vegyületet, a morfolint.

Alkalmazásának fő célja a szénacélok korróziójának csökkentése volt. Morfolin-adagolással 25 C-on

pH=9,3 értékkel biztosítható 175 C-on a pH=6,8 érték, míg ugyanez az érték ammóniával 25 C-on

csak pH=10 érték beállításával érhető el. Ennek az az oka, hogy a morfolin disszociációs állandója

kisebb mértékben csökken növekvő hőmérséklettel, mint az ammóniáé. A morfolin további előnye,

hogy a folyadék- és gőzfázis közti megoszlási hányadosa közel egy, és szemben az ammóniával

egyenletes koncentrációban fordul elő a gőz- és folyadékfázisokban egyaránt. A morfolin fő hátránya

az, hogy realatíve magas moláris koncentrációban kell alkalmazni, és kockázatosan megnő a rendszer

szervesanyag-tartalma (szerves savak, acetát, formiát). A magas koncentráció következtében

megjelenhet a kondenzátum- és a leiszapoló tisztítókon, ezért morfolinos üzemet kondenzátum-tisztító

nélkül üzemelő rendszerekben lehet alkalmazni, vagy meg kell akadályozni a tisztító berendezésekre

jutását.

Az amerikai Electric Power Research Institue (EPRI) javasolta etanol-amin (ETA) alkalmazását.

Fő előnye a morfolinnal szemben, hogy kisebb moláris koncentrációban alkalmazható, és így kisebb a

kondenzátum-tisztító és leiszapoló tisztító rendszerekre kerülő amin mennyisége. Ezzel csökken az

üzemelési költség, nő a hidrogén-formájú kationcserélő oszlopok üzemeltetési ideje, ritkábban kell

azokat regenerálni, növelhető az alkalmazott hidrazinkoncentráció a kationcserélő ammónium-ionnal

történő terhelése nélkül. Megoszlás-hányadosa a gőz- és folyadékfázis között rosszabb a morfolinénál,

ezért lokálisan magasabb aminkoncentrációk alakulhatnak ki, és elősegíthetik a réztartalmú felületek

korrózióját. Ugyanakkor a folyadékfázisban kialakult magasabb lúgos aminkoncentráció a morfolinnál

jobban védi a szénacél felületeket a korróziótól. Jobb a termikus stabilitása is a morfolinénál, ezért

kevesebb a bomlás következtében keletkezett szerves savak és anionok koncentrációja. Az ETA jó

szekunderköri lúgosítószer folyamatosan üzemelő kondenzátum-tisztító rendszerrel üzemelő PWR-

reaktorok számára.

Hidrazin-adagolás

A PWR-reaktorok szekunder vízkörében a redukáló környezetet hidrazin-adagolással biztosítják.

Ezzel többek között elkerülhető az Alloy 600 szerkezeti anyag kristályközi feszültségkorróziós törése.

Rézötvözet-mentes rendszerben 20–100 ppb mennyiségben adagolják a vízhez. A hidrazin-adagolás

hatástalan a levegőbetörések ellen, ezeket mindenképpen ki kell küszöbölni. Rézötvözeteket

tartalmazó rendszerben adagolt mennyiségét korlátozni kell, mert a hőbomlásából származó ammónia

ezen felületek korrózióját okozza. A túl magas hidrazinkoncentráció egyébként sem jó, mert a

hőbomlással keletkező ammónia túl hamar kimeríti a hidrogén-formában lévő kationcserélő oszlo-

pokat, és így megnöveli az üzemelési költségeket és a kimerült regeneráló vegyszeroldatok környe-

zetszennyező hatását.

8.3.3. VVER-reaktorok primerköri vízkémiája

A VVER nyomottvizes reaktorok primerköri vízkémiája jelentősen eltér a nyugati PWR-reaktorokban

alkalmazott vízüzemektől. Az alkalmazott szerkezeti anyagok is különböznek, a primer kör összes

hűtőközeggel érintkező felülete ausztenites rozsdamentes acélból készült vagy azzal plattírozott, a

fűtőelemek burkolata 1% nióbiumot tartalmazó cirkóniumötvözetből, a fűtőelemköteg burkolata 2,5%

nióbiumot tartalmazó cirkóniumötvözetből készült. A továbbiakban a legelterjedtebb VVER-440/213

reaktor jellemzőit tárgyaljuk.

Primer kör

A primer kör a fűtőelemek hőtartalmát elvonó hőhordozóval, a pimerköri vízzel kapcsolatban álló

berendezések rendszere. A primerköri víz nagy nyomáson (123 bar) áramlik és az üzemelési



hőmérséklet-tartományban (267–297 C) nem forr fel. Hőtartalmát hőcserélőkön, a gőzfejlesztőkön

adja át az alacsonyabb nyomáson (40–60 bar) áramló szekunder vízkörnek, melynek egy része így

gőzzé alakul. A két vízkört a gőzfejlesztő hőátadó felülete választja el egymástól. A primer kör

hőhordozója, a víz nemcsak hűtőközegként, hanem neutronlassítóként, moderátorként is funkcionál.

A primerköri hőátadó rendszer fő részei: a reaktor, a fő keringető szivattyúk, a főelzáró tolózárak,

a fő keringető vezetékek, a gőzfejlesztők és a primerköri nyomásszabályozó rendszer (8.24. ábra).

8.24. ábra: A VVER-440 reaktor primerköri hőátadó rendszere

Az áramlás szempontjából fővízkörnek nevezett részben a reaktortartály és a hat hurok

helyezkedik el. Minden hurokban egy fő keringető szivattyú, két főelzáró tolózár és egy gőzfejlesztő

található. A hat hurok egyikében van a nyomásszabályozó térfogat-kompenzátor.

A mellékvízkör egyik ágában helyezkednek el a részáramú víztisztítók, a másikban a pótvíz és a

bóros szabályozás berendezései.

A reaktortartály króm-molibdén acélból készült, vastagsága az aktív zóna magasságában 14 cm, és

a tartályt belülről 9 mm vastag ausztenites rozsdamentes acélbevonattal látták el. A tartályon

különböző magasságokban hat beömlő és hat kiömlő csonk helyezkedik el. A reaktortartályban 312 db

energiatermelő és 37 db szabályozó és biztonságvédelmi kazetta van, amelyek közül üzem közben 30

állandóan kihúzott állapotban, az aktív zóna fölött helyezkedik el. Ezek az ún. biztonságvédelmi (BV)

rudak, amelyekkel a reaktor bármikor biztonságosan leállítható. A maradék 7 abszorbens kazettával az

üzem közbeni teljesítményszabályozást végzik, de természetesen ezek is ellátnak biztonságvédelmi

funkciót. A szabályozó kazetták aljához egy-egy fűtőelemkazettát kapcsolnak, így a kihúzott abszor-

bensek helyén is üzemanyag található.

Az aktív zónát a 312 db üzemanyag-kazetta, a 37 db abszorbensrúd és a moderátor szerepét is

betöltő hűtővíz alkotja. Egy fűtőelemkazettában 126 db 9,1 mm külső átmérőjű, 0,65 mm

falvastagságú, 2420 mm hosszú, sakktáblaszerűen elhelyezett fűtőelemrúd (pálca) helyezkedik el. A

fűtőelemrúd burkolata ZrNb1 (99%Zr, 1%Nb) ötvözetből, a kazetták burkolata ZrNb2,5 (97,5%Zr,

2,5% Nb) ötvözetből készült. A szabályozó és biztonságvédelmi kazetták geometriája egyezik a

fűtőelemkazettákéval, csak fűtőelem helyett 2%-os bóracél rudakat tartalmaznak.



A primerköri víz a hat hurokból hat csonkon keresztül lép be a hideg ágon a reaktorba, és a

reaktortartály és a reaktorkosár, majd a reaktorfenék közti gyűrűs térben lefelé áramlik, és a tartály

alsó részén belép a fékezőcső-blokkba. A hat ág vize ott összekeveredik. A fűtőelemkazettákba a felső

távtartó rács furatain keresztül jut be, és a víz a kazettákon keresztül alulról felfelé áramlik, és elvonja

a hasadásihő-felesleget. A primerköri áramlási nyomásesés jelentős részét a kazetták tartórácsain

fellépő nyomásesés adja. A kazettákból kilépő felmelegedett vízáramok a védőcső-blokkban ismét

összekeverednek, a reaktortartály és a reaktorakna közti gyűrűbe folynak, és a hat darab kilépőcsonkon

távoznak a tartályból. A névlegesen 297 C-ra melegedett primerköri hűtőközeg a meleg ágakon lép ki

a reaktorból és jut el a hat gőzfejlesztőbe. A szükséges primerköri nyomást a térfogat-kompenzátorban

lévő víz–gőz-rendszer hűtésével, esetleg a gőz egy részének lefúvatásával, illetve a víz villamos

fűtőpatronokkal végzett melegítésével, elgőzölögtetésével biztosítják.

A gőzfejlesztőkbe belépő meleg primerköri víz hőjének egy részét a hőcserélő csövek (5536 db)

felületén keresztül átadja a szekunder vízkörnek, miközben a primerköri víz 297 C-ról 267 C-ra hűl,

és a szekunder vízkör hőmérséklete 223 C-ról 258 C-ra melegszik és részben elpárolog telített

vízgőzzé.

A gőzfejlesztők rendelkeznek cseppleválasztóval, tápvíz-előmelegítő zónával, folyamatos és

szakaszos leiszapolási csonkokkal, és egyenként óránként 450 tonna 46 bar nyomású telített (X=0,995)

vízgőzt termelnek. A VVER-440 típusú reaktorokban vízszintes elrendezésű PGV-213 típusú

gőzfejlesztők üzemelnek. A gőzfejlesztőkből kilépő lehűlt primerköri vizet a főkeringető szivattyúk

továbbítják a reaktortartály felé, a víz egy része a mellékvízkörbe kerül, ahonnan a szivattyúk előtt tér

vissza.

A mellékvízkör egyik ágában a primerköri vizet részáramban (~0,05%) víztisztító, a másikban

pedig a pótvíz és bóros szabályozó rendszer található. A víztisztító távolítja el a primerköri vízből az

oldott és diszperz szennyezőanyagokat, hasadási és korróziós termékeket. A víztisztító ioncserélő

kevertágyas töltetű oszlopokat tartalmaz, és a lehűtött primerköri vízből szűréssel és ioncserével

távolítja el a szennyeződéseket. A primerköri víztisztító rendszer feladata a radionuklidok eltávolítása

a primerköri vízből. Két ágból áll, mindegyik 3–3 primerköri hurokhoz csatlakozik. Az egyik ágban

egy kevertágyas ioncserélő oszlop (kálium-ammónium-borát formában), a másik ágban egy

kationcserélő és egy azt követő anioncserélő oszlop (hidrogén és hidroxid formában) található,

mindegyik töltete 1,2 m3. Ezek az oszlopok a teljes primerköri nyomáson dolgoznak, 50–60 C-on.

Mindegyik ágban található gyantafogó. Hurkonként 17–20 t/h áramlási sebességgel részáramban

tisztítják a primerköri vizet. Teljesítményüzemben csak a kevertágyas gyantatöltetet üzemeltetik. A

kevertágyas oszlopban regenerálás helyett a gyantatölteteket négyévente frissre cserélik, a másik ág

gyantatölteteit pedig szükség szerint regenerálják.

A leürítő tisztító rendszer egy alacsony nyomású primerköri víztisztító rendszer, mely 2 bar

nyomáson üzemel, 17 m3/h térfogatárammal. A leürített primerköri víz tisztítását végzi. A megtisztított

bórsavas oldatot betöményítik és újra felhasználják. A tisztító 4 db 3 m3 töltetű ioncserélő oszlopból

áll. A hidrogén formájú kationcserélővel a primerköri vízből a káliumot, a borát formájú

anioncserélővel pedig az anionos radioaktív izotópokat távolítják el leálláskor, míg a két hidroxid

formájú anioncserélő oszloppal a borátokat vonják ki a ciklus végén.

A pótvíz-rendszer pótolja a szervezett és szervezetlen szivárgásokkal fellépő primerköri vízvesz-

teségeket, pótvíz és sótalan víz betáplálásával. A nagy tisztaságú, igen kis só- és szilikáttartalmú és

igen kis fajlagos vezetőképességű pótvizet ioncserélő oszlopokkal állítják elő és betáplálás előtt

termikusan gáztalanítják.

A primerköri víz bórsavtartalmának szabályozását a primerköri víz hígításával, esetlegesen

bórsavoldat betáplálásával végzik, a kampány végén a primerköri víz bórsav-koncentrációjának csök-

kentését a bóros szabályozórendszer ioncserélő berendezésének anioncserélő gyanta-töltetével való-

sítják meg. A kezelt vizeket a primer körbe történő visszavezetés előtt 255–260 C-ra visszamelegítik.

A primerköri víz minőségi normáit részben a pótvíz-rendszeren keresztül a primer körbe juttatott

vegyszerekkel biztosítják.

A primer kör vízüzeme

A vízüzem célja az erőmű biztonságos, hosszú távú üzemelésének a biztosítása, a korróziós

folyamatok visszaszorítása. Az ionos, kolloid és szuszpendált korróziós termékek vándorlásának,



kiülepedésének és felaktiválódásának visszaszorítása ugyancsak a vízüzem feladata. A vízüzem három

egymáshoz kapcsolódó rendszer, a fővízkör és a két mellékvízkör koordinált működését jelenti.

Az erőmű üzemvitele során megkülönböztetünk teljesítményüzemben és teljesítményüzemen

kívüli vízkémiai állapotot. Teljesítményüzemen kívül a blokk vagy áll, vagy átmeneti üzemállapotban

(indulás, leállás) van. Teljesítményüzemben (állandó teljesítményen) a hűtővíz hőmérséklete adott

pontban állandó, összetétele a bórsav-koncentrációval változik, míg álláskor hőmérséklete és össze-

tétele állandó. Ezzel szemben induláskor és leálláskor a hőmérséklet és az összetétel is többször ugrás-

szerűen változik. Az erőmű üzemállapotai szempontjából egyszerűsítve három alapvető vízüzemi

állapot határozható meg:

a reaktor hideg leállítása (szubkritikus reaktor, a primerköri víz hőmérséklete 120 C alatti),

reaktor indulása, felfűtése (szubkritikus reaktor, a primerköri víz hőmérséklete 120 C feletti),

teljesítményüzem (kritikus reaktor, üzemelési hőmérséklet).

E három üzemi állapot három különböző vízüzemi állapotot kíván:

Savas-oxidatív vízkémia (kis hőmérséklet, magas bór-, jelentéktelen káliumkoncentráció,

oxigénnel telített hűtővíz) a leállás befejező és az indulás kezdeti szakaszában, valamint az

állás teljes ideje alatt.

Savas-reduktív vízkémia (növekvő hőmérséklet, magas bór-, változó káliumkoncentráció,

megfelelő hidrogénkoncentráció, oxigénmentes víz) a leállás és az indulás középső

szakaszaiban.

Lúgos-reduktív vízkémia (üzemi hőmérséklet, koordinált bór–kálium-koncentráció az adott

hőmérsékletű pH alapján, megfelelő hidrogénkoncentráció, oxigénmentes víz) a teljesít-

ményüzem közben, a leállás kezdeti és az indulás végső szakaszában.

A primerköri vízkémia megfelelő minőségének biztosítására csak nagy tisztaságú vegyszereket

juttatnak be a primerköri vízbe. A primerköri vízbe jutó szennyeződések fő forrásai az érintkező

szerkezeti anyagok (vas-, nikkel-ionok, oxidok) és a vízkezelő ioncserélő gyanták (klorid-, szulfát-,

karbonát-ionok). A korróziót károsan befolyásoló oxigén forrásai a pótvíz és a fővízkör vize. A

szivattyúk kenési rendszereinek hibái esetén olajok is bekerülhetnek a primerköri hőhordozóba.

A teljesítményüzem vízkémiája (7–8000 óra)

Energiatermelő üzemmódban a vízüzemet úgy szabályozzák, hogy visszaszorítsák a víz

radiolízisét, az oldott oxigén koncentrációját, a fémek felületi oxidrétegeinek oldhatóságát és

kedvezően befolyásolják az oldott korróziótermékek transzportját, áramlását. A vízből az ionizáló

sugárzások hatására molekuláris hidrogén és oxigén keletkezik. Ha a vízben folyamatosan adott

szinten tartják az oldott hidrogén koncentrációját, a tömeghatás törvénye következtében lecsökken a

vízben oldott oxigén mennyisége. A primerköri víz pH-értéke erősen befolyásolja a vasötvözetek

korróziós sebességeit. Ezért a vízüzemet a VVER-440 reaktorokban alkalmazott ausztenites

rozsdamentes acélok felületén képződött magnetit védőréteg oldhatóságának és mozgékonyságának

minimumára állítják be. Ezért a lúgosító kation (K+) és a neutronfluxus finom szabályozásához

alkalmazott bórsav-koncentráció tartományait együttesen szabályozzák. A 265–295 C hőmérséklet-

tartományban a magnetit oldhatósági minimuma pH~7,1 érték körül van, de a magnetittranszport

optimuma miatt ennél kicsit magasabb pH265~pH295~7,1–7,3 értéket válaszottak üzemelési pH-

tartománynak. Erre a pH-értékre törekednek a kálium–bórsav-koncentrációviszonyok szabályozásával.

A savas jellegű bórsav mellé lúgosítószerként kálium-hidroxidot adagolnak. Lúgosítószernek

tekinthető még a bóratomok magreakciójából keletkező lítium és a szennyezőként bekerülő nátrium is,

ezért a teljes lúgosításért a kálium mellett kis mértékben a lítium is felelős. (A nátrium hatása

elhanyagolható.) A szükséges pH-érték eléréséhez adott bórsavtartalom mellett szükséges lúgosító

(kálium, lítium) koncentrációját számítással határozzák meg. A primerköri vízben a bórsav-

koncentráció értéke nem állandó, hanem üzem közben lineárisan csökken (lásd 8.25. ábra).



8.25. ábra: Oldott bórsav koncentrációjának lefutása VVER-440 reaktor primerköri vizében

A VVER-440 reaktoroknál állás alatt nagy a bórsav-koncentráció (>14 g/kg), de indulás alatt és a

kampány elején mintegy 50 óra alatt közel a felére (~7,65 g/kg) csökken, és a továbbiakban lineárisan

nullára csökken.

A lúgosító kationok mennyiségét is folyamatosan ehhez a változó bórsav-koncentrációhoz

szabályozzák a korróziós folyamatok és a korróziós termékek transzportja minimalizálása céljából. Ez

az ún. koordinált (bórsav-lúgosító kation) vízkémia lényege. A szabályozás keretében a bórsavtartalom

függvényében a lúgosító kationok (kálium és lítium) koncentrációjára egy alsó és felső tűrési határt

szabnak meg (Lmin és Lmax), és a vízüzem során a lúgosító kationok koncentrációjának ezen határokon

belül kell tartózkodnia. Moláris koncentrációkkal kifejezve egy régebbi szabályozás szerint:

(mmol/dm3),

(mmol/dm3).

Mivel a kálium-ionok koncentrációja a bórsav-koncentráció csökkentésére alkalmazott hűtővíz

hígításával csak kismértékben csökken, a felesleges káliumot hidrogénformában lévő kationcserélő

segítségével, ioncserével vonják ki a primerköri vízből. Mivel a koordinált vízkémiai szabályozás

280C átlagos vízhőmérsékletet vesz figyelembe, és minimalizálja e hőmérséklet közelében a

korróziós hatásokat, a mellékvízkörben, ahol a lehűtött víz (<50 C) kisebb sebességgel áramlik, a

korróziós termékek oldhatósága a 280 C-ra beállított pH-értéken megnő.

A primerköri víz megfelelően lúgos pH-értéke mellett reduktív (oxigénszegény) környezetet kell

biztosítani. Az oxigénképződés visszaszorítását a korábban említettek szerint a hidrogénkoncentráció

állandó szinten tartásával lehet elérni. A hidrogén folyamatos forrásaként ammóniát vagy hidrazint

adagolnak a vízhez. Az üzemi hőmérsékleten az oxigénformák folyamatos lekötéséhez minimálisan 15

Ncm3/dm3 oldott-hidrogén-koncentráció biztosítása szükséges. Mivel a hidrogén az ammóniaadagolás

esetén az ammónia radiolitikus bomlásából keletkezik, az ehhez a hidrogénkoncentrációhoz tartozó

minimális oldott-ammónia-koncentráció 5 mg/kg víz. Mivel az oxigén nemcsak a víz radiolízisből

kerülhet a vízbe, hanem külső forrásokból is bejuthat, a VVER-440 reaktorok primer körében az oldott

hidrogén koncentrációját 30–60 Ncm3/dm3 értékek között szabályozzák. A Paksi Atomerőműben

ammónia helyett hidrazint adagolnak a pótvíz-rendszerből visszatérő 55–70 C-os primerköri vízbe.

Ez a vízáram aztán a regeneratív hőcserélőben 250 C-ra melegszik és visszajut a fővízkörbe. Az

adagolással hármas szerepet szánnak a hidrazinnak:



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

+ → + 2 ;

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

3 → + 4 ;

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

Az ammónia a fentieken kívül növeli a víz oldott-nitrogén-tartalmát és enyhe lúgosító hatása révén

az alacsonyabb hőmérsékletű mellékvízkörben csökkenti a korrózió mértékét és a magnetit oldódását. Mivel számos alkáli fém van jelen a primerköri vízben, és ezek koncentrációja befolyásolja a pH

értékét, ezért a lítium- és nátrium-ionok koncentrációját is figyelembe veszik az ún. ekvivalens kálium-koncentrációban (Kequ). Később az említett ionok összes moláris koncentrációját alkalmazták. Bár a primerköri vízben jelentős az ammóniumkoncentráció, mivel gyenge bázist képez, ezért kicsi a hatása a primerköri víz pH-jára 300 °C-on. Pakson 1992–95 között az ammóniumkoncentráció magasabb, és így a pH-ra gyakorolt hatása is jelentősebb volt. A magas ammóniumkoncentráció növeli a pH értékét induláskor kálium és lítium hiányában is (káliumot szorít le a gyantáról), és a ciklus végén is, amikor a bórsav és alkáli-ionok koncentrációja alacsony. Például 50 mg/kg maximális ammóniumkoncentrációnál induláskor a 300 °C-os pH ~0,025 értékkel nő (8 g/kg bórsav-koncentráció mellett), míg a ciklus végén a pH ~0,07 értékkel nő (0 g/l bórsav-koncentráció mellett). Az ammónia pH-befolyásoló hatása jelentősebb a primerköri tisztító rendszerben 40–50 °C-on! Így 5–50 mg/kg ammóniumkoncentráció esetén a víz pH-ja mindig lúgos, induláskor 7,0–7,6 értékről a ciklus végén 9,1–9,6 értékre növekszik.

A VVER-440 reaktorok primer köreiben az alkalmazott vízüzemet folyamatosan fejlesztették. A 70-es években a standard vízkémiát alkalmazták, mely állandó pH-jú üzemmód volt. A pH-számítást a régi Meek-féle módszerrel végezték, mely magas hőmérsékleteken hibás pH-értékeket szolgáltatott. Ennek a vízüzemnek a módosított változatát alkalmazzák Loviisa-ban, Pakson és Kozlodujban. A standard vízüzem pH-lefutását mutatja 300 °C-on a ciklusidő függvényében a 8.26. ábra.

8.26. ábra: VVER-440 reaktor standard primerköri vízüzeme

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



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

8.27. ábra: VVER-440 reaktorok bórsav–kálium-koncentrációja a primerköri vízben

A módosított vízüzem pH-lefutását mutatja 300 °C-on a ciklusidő függvényében a következő 8.28. ábra.

8.28. ábra: VVER-440 reaktor módosított primerköri vízüzem

Jelenleg a VVER-440 reaktorok primer körében a cseh, szlovák és orosz reaktorok a kampány kezdetén 19,5 mg/kg értéken korlátozzák, majd a pH300 értékét 7,1–7,3 értékek között tartják.

A primerköri víz pH-szabályozása Pakson az eredeti 1984-es szovjet specifikáció szerint történik, de 1992-től hagyják a pH értékét növekedni, míg a ciklus közepén eléri pH (300 °C) a 7,1–7,3 értékét, mielőtt ott aztán elhelyezkedne. A gyakorlatban a Kequ-bórsav-függvény egy félhold alakú görbe (8.29. ábra) egyenes helyett. 2001-től a pH (300 °C) ~7,27, és az ammóniumkoncentrációt 35 mg/kg-ról 16 mg/kg-ra (a hidrogénkoncentrációt 43 mg/kg-ról 27 mg/kg értékre) csökkentették.



8.29. ábra: Az ekvivalens kálium-koncentráció (mgK/kg) a bórsav-koncentráció (g/kg) függvényében a

Paksi Atomerőműben

A leállás vízkémiája (50–60 óra)

A leállás során a hőmérséklet csökkenésével növekszik a bórsav disszociációja, míg a lúgosító

kálium- és lítium-hidroxidé alig változik. A reaktor teljesítményének a minimális ellenőrizhető

teljesítményre csökkentése után a bórsav-koncentráció 12 g/kg érték fölé növelése (felbórozás) révén a

víz kémhatása enyhén savassá válik. Ezt Pakson 60 m3 45 g/dm3 bórsav-koncentrációjú termikusan

gáztalanított sómentes oldat (tiszta kondenzátum-) oldat bevitelével, vízcserével érik el. A magas

bórtartalmú, lehűlő savas oldatban megnő az oldott vas és nikkel korróziós termékek koncentrációja.

A döntően diszperz korróziós termékek szűréssel jobbára eltávolíthatók. A szűrést döntően ioncserélő

oszlopok tölteteivel végzik, Pakson ultraszűrést is alkalmaznak. A primerköri víz hűtése során fellépő

térfogatcsökkenés ellensúlyozására 46 m3 12 g/kg bórsav-koncentrációjú oldatot juttatnak a fővíz-

körbe. Ha a primerköri víz hőmérséklete 40 C alá csökkent, leállítják az öt főkeringető szivattyút. A

szivattyús keringetés leállításával megszűnik a részáramú tisztítás is. A reaktorfedél megnyitásával a

víz oxigénkoncentrációja telítési értékig növekszik és oxidatív jellegű lesz. A vízben a bórsav-

koncentráció 12 g/kg fölötti érték és a lúgosító kationok koncentrációja is változatlan (1–5 mg/kg

kálium). A vízben megnő az ausztenites acél korróziós termékeinek és a felületről levált korróziós

termékek koncentrációja.

Az állás vízkémiája (1000–1800 óra)

Állás során nincs hűtővíz keringetés, a remanens bomlási hőt két hurkon keresztül a hűtővíz

természetes cirkulációjával vonják el a technológiai kondenzátor segítségével. A primer kör egyes

részei levegővel érintkeznek, a víz savas és oxidatív. A fűtőelem-átrakások idejére a nyitott

reaktortartály össze van kötve a pihentető medencével és a két víz keveredik. A ~33% kirakott fűtő-

elemekkel együtt a felületükön megtapadt korróziós termékeket is eltávolítják. Állás közben köve-

telmény a kellően magas oldott-bórsav-koncentráció (>12 g/kg), a hűtővíz szennyezőinek minimumon

tartása és a szerkezeti anyagok korróziójának minimalizálása. Az ún. hide-out jelenség következtében

a korróziós termékek pórusaiból kioldódnak szennyező anyagok (kalcium, magnézium, klorid,

nátrium, szilikátok). A dekontamináló és karbantartó műveletek során további szennyeződések kerül-

hetnek a primerköri vízbe.

Az indulás vízkémiája (200–250 óra)

Állásból üzemi állapotba több lépésen keresztül jut a primerköri víz. A lépések a következők:

A víz oldott-oxigén-tartalmának csökkentése termikus és kémiai gáztalanítással. A primer kör

feltöltése után 25 bar nyomáson elkezdik a hűtővíz felfűtését és termikus gáztalanítását. A

termikus gáztalanítás után 80 C-on, 55 bar nyomáson hidrazint adagolva a rendszerbe a

maradék oxigént 115 C fölött eltávolítják.



A víz ammóniakoncentrációjának növelése. Az adagolt hidrazinból 120–140 C-on ammónia

keletkezik és a kálium-hidroxid adagolásával lúgos, reduktív közeget hoznak létre. Bekap-

csolják a víztisztításba az ioncserélő kevertágyas ioncserélő gyantatöltetét.

Amikor a reaktor teljesítményét a minimálisan ellenőrizhető teljesítményre növelik, a víz

oldott-bórsav-koncentrációját 12 g/kg-ról 8 g/kg értékre csökkentik úgy, hogy primerköri vizet

vonnak ki a rendszerből és ugyanannyi tiszta vízzel hígítanak. Ezután 265 C-ra növelik a víz

hőmérsékletét.

Tovább növelik a víz hőmérsékletét és az oldott-bórsav-koncentrációját hígítással 5,5–7 g/kg

értékre csökkentik. A kálium-hidroxid-koncentráció növekszik és 1-2 nap alatt 12 mg/kg

értékre áll be. Ekkor a víz lúgos és reduktív. A blokk indulásakor nagy mennyiségű, döntően

diszperz korróziótermék kerül a vízbe. Ezek egy része újra kiülepedik és felaktiválódik, más

részét a víztisztítók kationcserélő gyanta töltetei (és ultraszűrői) eltávolítják, kiszűrik.

A vízkémiai paraméterek ellenőrzése

Amikor egy mért paraméter megközelíti vagy átlépi határértékét, intézkedéseket kell tenni. Helyre

kell állítani a határérték alatti állapotot, illetve korlátozni kell az üzemelést. Általában három akció-

szintet határoznak meg:

Az első akciószint a vízkémiai paraméterek első tűrés-szintjének elérését jelenti, mely

korróziós veszély növekedését jelzi. Ekkor hét napon belül a megfelelő határok közé kell

visszavinni a vízkémiai paramétert vagy paramétereket. Ha ez nem sikerül, programot kell

kidolgozni a korrekció megfelelő végrehajtására.

A második akciószint esetén a paraméter vagy paraméterek a rendszer károsodásához

vezethető állapotot jeleznek. Ekkor 24 órán belül megfelelő korlátok közé kell visszavinni a

vízkémiai paramétert vagy paramétereket. Ha ez nem sikerül, blokkleállítást kell

kezdeményezni a lehető legrövidebb időn belül.

A harmadik akciószint esetén a blokk nem üzemeltethető tovább. Azonnal blokkleállítást kell

kezdeményezni, a lehető legrövidebb idő alatt a blokkot le kell állítani.

Kontrollparaméterek a következők: összes lúgosító ion (K+, Na+, Li+) súlyozott koncentrációja,

klorid-ion-koncentráció, oldott-oxigén-koncentráció, ammónia- és hidrogénkoncentráció.

Teljesítményüzemben diagnosztikai paraméterek: a bórsav-, fluorid-, össz-korróziós termék-,

össz-jód-, hidrazin-koncentrációk, a TOC- és olajkoncentrációk, a fajlagos elektromos vezetőképesség,

a 25 C-os pH, a redoxi-potenciál és a gamma-sugárzó radioaktív izotópok aktivitás-koncentrációja.

Minden akciószint fellépte után korrekciós és helyreállító intézkedéseket kell tenni.

8.3.4. VVER-reaktorok szekunderköri vízkémiája

A VVER-440 atomerőművek szekunder körét a reaktortartályhoz csatlakozó hat gőzfejlesztő és a

három gőzfejlesztőhöz tartozó 2 gőzturbina alkotja. A szekunder kör sémáját a 8.30. ábra mutatja.



8.30. ábra: A VVER-440 reaktor szekunderköri főberendezései

A gőzfejlesztőkből 450 t/óra 258 C-os, 46 bar nyomású, közel telített frissgőz lép ki és lép be a

két gőzturbinába. A gőzfejlesztőket folyamatosan 2 t/óra, szakaszosan 4 óránként 15 t/óra

tömegárammal leiszapolják a túlzott betöményedés elkerülésére. A leiszapolást három ioncserélő

oszlopból (két kationcserélő és egy kevertágyas töltet) álló víztisztítóval kezelik.

A gőzturbinák három egységből, egy nagynyomású és két kisnyomású turbinaházból állnak, közös

tengellyel. A nagynyomású turbináról távozó gőzt cseppleválasztóval kombinált újrahevítőn vezetik

át, majd a kisnyomású turbinákra kerül és tovább expandál. A nagynyomású turbináról gőzt vezetnek

el a tápvíz regeneratív előmelegítésére és táptartály gáztalanítójának melegítésére.

A kisnyomású turbinákról a gőz a kondenzátor 0,04 bar nyomásáig (vákuum) expandál és

előmelegíti a kondenzátumot (főcsapadékvizet). A kondenzátor hűtését Pakson Duna-vízzel bizto-

sítják. A kondenzátorba vezetik be a póttápvizet a veszteségek pótlására. A beépített termikus gázta-

lanító a beoldódott oxigén döntő részét eltávolítja. A kondenzátum 0,04 bar névleges nyomáson és

~30 C hőmérsékleten lép ki a kondenzátorból.

A kondenzátum szivattyúk a kisnyomású előmelegítőbe juttatják, ahonnan a gáztalanító táptar-

tályba kerül. A turbinák megcsapolásain elvezetett gőz direkt hőcserével kondenzálódik és 164 C-ra

melegíti föl a vizet. A táptartályból a vizet a tápvíz-szivattyúk a nagynyomású előmelegítőkbe szál-

lítják, ahol a turbina megcsapolásból származó gőz a hőmérsékletét 226 C-ra melegíti és innen jut a

gőzfejlesztőkbe.

A gőzfejlesztők szolgáltatják a kapcsolatot a VVER-440 reaktor primer és szekunder köre között.

Átveszik a reaktorban fejlődött többlet-hőt és gőz formájában a turbinához továbbítják. A nagy

nyomáskülönbség ellenére a gőzfejlesztőknek el kell szigetelniük a primerköri és szekunderköri

vízáramokat egymástól. Ehhez a kettős feladathoz szükséges a korróziós folyamatok visszaszorítása.

A reaktorban alkalmazott hat fekvő elrendezésű PGV-213 típusú 230 MW termikus teljesítményű

gőzfejlesztő 5536 csövében játszódik le a hőátadási folyamat. A szekunderköri tápvizet a tápvízelosztó

perforált csövein keresztül vezetik a csőköteg fölé a tápvíz-előmelegítő zónába. A gőzfejlesztő felső

részében helyezkedik el a cseppleválasztóként működő zsalus szeparátor. A gőzfejlesztőt folya-

matosan és szakaszosan leiszapolják.

A kondenzátorból kilépő kondenzátumot (főcsapadékvizet) a kondenzátum-tisztítóval kezelik. A

tisztító elektromágneses szűrőből és két kevertágyas ioncserélő oszlopból áll. A gyantatölteteket

időnként regenerálják. A módosított szekunderköri vízüzem bevezetése óta a kevertágyas ioncserélők

nem üzemelnek.



A szekunder kör vízüzeme

A vízüzem célja a gőzfejlesztők korróziójának minimalizálása. A hőcserélő csövek ausztenites

rozsdamentes acél anyaga feszültségkorróziós támadásra kiemelkedően érzékeny. A szekunderköri víz

három különböző fémmel érintkezik, ötvözetlen acéllal, ausztenites rozsdamentes acéllal, rézzel és

réz-nikkel-ötvözettel. Magnetit védőréteg képződéséhez lúgos pH-jú közeg szükséges, ezért a vizet

lúgosítják. Pakson lúgosítóként hidrazint és ammóniát alkalmaznak erre a célra. Mindkét vegyület

illékony, a vizes és a gőzfázisban is jelen van. Réztartalmú szerkezeti anyagok jelenléte esetén csak

annyi ammóniát és hidrazint adagolnak a vízbe, amennyi még nem növeli a réz korrózióját. Más

erőművekben egyéb lúgosítószereket is alkalmaznak, erről bővebben a PWR-reaktorok szekunder

vízkörének lúgosítószereinél szóltunk.


Németh Zoltán, Somlai János, Kovács Tibor, Az atomerőmű vegyészeti vonatkozásai, Union of Concerned

Scientists, 20081000-PWR-Basics.pdf, 20081000-BWR-Basics.pdf



9. KONTAMINÁCIÓ, DEKONTAMINÁCIÓ

A kontamináció – radioaktív szennyeződés – a szerkezeti anyagok felületének szennyezése radioaktív

izotópokkal. A kontamináló radionuklidok a primer hűtőköri berendezések belső felületein kötődnek

meg, de az anyag belsejébe is bejuthatnak. Az atomerőművek működése során normál üzemmenet

esetén is számolnunk kell bizonyos mértékű kontaminációval, mely a dózisteljesítmény növekedését

idézi elő. A könnyűvizes atomreaktorok hűtőkörében a radioaktív kontaminációnak legalább három fő

forrása különböztethető meg: (a) a radioaktív szerkezeti anyagok korróziója, illetve a szerkezeti

anyagok korróziós termékeinek aktiválódása, (b) a hasadványtermékek kilépése a hibás fűtőelemek-

ből, valamint (c) a hűtőközeg és szennyezőinek radioaktív termékei. A dekontamináció – a továb-

biakban definíciószerűen – a radioaktív szennyeződések eltávolítása (vagy csökkentése) a szennyezett

felületekről. Általános célkitűzés, hogy a kiválasztott dekontaminációs eljárás a mentesítést a kezelt

felület lényeges károsodása nélkül hatékonyan, gyorsan és gazdaságosan valósítsa meg.

Az „ideális” atomreaktorban a legfontosabb potenciális szennyező radionuklidok, azaz a

hasadványtermékek és aktinidák nem juthatnak ki a fűtőelemekből. A reaktorok működése során

azonban – normál üzemmenet esetén is –számolnunk kell olyan független folyamatokkal, amelyek

következtében radionuklidok lépnek ki a reaktortartályból és bizonyos mértékű kontaminációt

okoznak a teljes hűtőrendszerben. A radioaktív szennyeződést munkavédelmi és környezetvédelmi

szempontból egyaránt kívánatos minimális szintre csökkenteni, illetve megszüntetni.

A könnyűvizes atomreaktorok hűtőkörében a radioaktív kontaminációnak legalább három fő

forrása különböztethető meg:

1) A hasadványtermékek és aktinidák kilépése a hibás fűtőelemekből (hasadványtermékek: 89Sr, 90Sr, 95Zr, 95Nb, 99Mo, 99mTc, 99Tc,103Ru, 106Ru, 131I, 134Cs, 137Cs,140Ba, 140La, 141Ce, 144Ce, 85Kr, 133Xe,

135Xe; aktinidák: Ac, Th, Pa, U, Np, Pu, Am, Cm, Bk, Cf, Es);

2) A hűtőközeg és szennyezőinek radioaktív (pl. 3H, 19O, 16N, 17N, 42K) és stabil (7Li) termékei);

3) A szerkezeti anyagok és a hőhordozóba kerülő korróziós termékek felaktiválódása és

transzportja (pl. 51Cr, 54Mn, 55Fe, 59Fe, 58Co, 60Co, 65Zn, 95Zr, 110mAg).

A dekontamináció a kontamináló anyagok eltávolítása a felületről mosással, melegítéssel, kémiai

vagy elektrokémiai eljárással, mechanikai vagy egyéb eljárással. Néha jelenti a szennyező

kontamináló anyagok eltávolítását az anyag mélyebb rétegeiből is, például betonok esetén. A dekonta-

mináció célja a sugárzó anyaggal szennyezett felület dózisközlő képességének csökkentése, a szennye-

zés terjedésének megakadályozása, a felület további felhasználásának elősegítése.

A fenti célok kielégítésére nem létezik egyszerű eljárás. A megfelelő technológia megválasztása

függ a felület típusától, elhelyezkedésétől, fizikai-kémiai jellemzőitől, a szennyező radioaktív izotóp

9. Kontamináció, dekontamináció 103


típusától, aktivitás szintjétől. A dekontamináció a felületeken kialakuló radioaktivitás szintjének

csökkentésére kidolgozott ellenintézkedések sorozata. Alkalmazzák működő atomerőművek felü-

leteinek tisztítására és az erőmű végső leszerelésekor is.

A dekontamináló eljárásokat évekkel ezelőtt kezdték alkalmazni és gyakorlatilag két fő eljárási

típus fejlődött ki, a mechanikai és a kémiai/elektrokémiai dekontamináló eljárások. A dekontamináló

eljárás megválasztása függ az elérni kívánt dekontminációs tényezőtől, a felület anyagának kompa-

tibilitásától és a művelet során keletkező hulladékok mennyiségétől. Mechanikai dekontamináló

eljárást alkalmaznak egyedi komponensek tisztításánál, több mint tízféle ilyen eljárás létezik.

Ezzel ellentétben a kémiai dekontamináló eljárásokat egyedi komponensek és rendszerek

tisztítására egyaránt alkalmazzák, míg az elektrokémiai eljárásokat főleg egyedi komponensek tisztí-

tására alkalmazzák. A kémiai dekontamináló eljárások száma kevesebb, mint a mechanikai eljárások

száma. Az elmúlt években jelentős fejlődésen mentek át ezek az eljárások, és számos új technika és

eljárás jelent meg a piacon.

A továbbiakban alapvetően az atomerőművi szerkezetek kontaminációjának eltávolítását

tárgyaljuk. Atomerőművekben a dekontamináció ezek szerint radioaktív izotópok eltávolítását jelenti

az atomerőművek primerköri belső és egyéb felületeiről. Szélesebb körű megfogalmazással jelenti a

fémfelületek oxidrétegeinek eltávolítását is.

A dekontaminációs eljárás tárgya lehet egy komponens (például a főkeringető szivattyú), egy

alrendszer (például remanenshő-eltávolító rendszer), vagy egy teljes rendszer (például egy teljes PWR

vagy PWR-primerköri rendszer fűtőelemkötegekkel vagy nélkülük). A rendszerből könnyen eltá-

volítható komponensek dekontaminálása rendszerint mechanikai vagy elektrokémiai módszerrel

történhet, a többi esetben viszont csak a kémiai dekontamináló eljárások alkalmazhatók. A megfelelő

dekontamináló eljárás megválasztása nem közvetlenül történik, hanem különböző választási

kritériumok alapján.

A dekontamináció hatékonyságát általában a dekontaminációs tényező (dekontaminációs faktor,

DF) alapján határozzák meg. A DF a felület kiindulási és végső, maradék aktivitásának a hányadosa.

Néha a megfelelő dózisok arányával (dózisszint csökkentési faktor) is jellemzik. Az egyes

dekontaminációs eljárások alkalmazhatóságát az elérhető dekontaminációs faktor(ok), az anyagok

kompatibilitása és a keletkezett hulladék térfogata alapján ítélik meg. Különösen a kémiai dekon-

tamináló eljárások során a megfelelő eljárás kiválasztását a kereskedelemben hozzáférhető eljárások is

befolyásolják. Például az egyik legfontosabb kémiai dekontamináló eljárás, a HP/CORD UV-eljárást a

Siemens cég fejlesztette ki, és az USA-piacon nincs engedélyezve. Több olyan eljárást is kidolgoztak,

melyek azonos szabadalmi eljáráson alapulnak.

Az atomerőművek hatékony dekontaminációjához hét különböző követelményt kell kielégíteni:

1. A lazán kötődő törmelékek eltávolítása. Ez jelenti az alsó rétegekben az áramlás szem-

pontjából holt térfogatokban leülepedett laza részecskék eltávolítását éppúgy, mint a belső

felületeken lazán kötődött, kenőcsszerű anyagok eltávolítását. A lazán kötődő szemcsék egy

adott szemcseméret-tartományba esnek, és valószínűleg a finomabb szemcséjű fűtőelem-

részecskéket is tartalmazzák. A megfelelő dekontaminálás esetén a lazán kötődő szemcséket

és a kenőcsszerű anyagokat is eltávolítják a felületről.

2. A felületeken megtapadt szemcsék eltávolítása. A felülethez szorosan megtapadt radioaktív

szemcsék eltávolítását jelenti. Ide tartoznak a radioaktív izotópokat tartalmazó korróziós

rétegek is. Lehetséges, hogy a megtapadt radioaktív rétegek sikeres eltávolítása megköveteli

az alapfém egy részének eltávolítását is.

3. Radioaktív szemcsék eltávolítása résekből. A reaktorok hűtési rendszerében számos kom-

ponens, így a szelepek, ioncserélő oszlopok, szivattyúk, tartályok, szűrőházak tartalmazhatnak

szűk réseket. A radioaktív szemcsék, a finomszemcséjű fűtőelem-részecskék beszivároghatnak

ezekbe a résekbe, és ezeket el kell onnan távolítani. A dekontamináló eljárások egy része

képes a résekben lévő radioaktív szemcsék eltávolítására, mások pedig nem. Ha egy alkal-

mazott eljárás erre nem képes, akkor a megfelelő dekontamináció eléréséhez folytatni kell a

dekontaminálást egy erre alkalmas eljárással.

4. A belső komponensek hatása. Néhány dekontaminálásra kerülő tartály, edény és más eszköz

tartalmaz olyan belső komponenseket, melyek komolyan befolyásolhatják az alkalmazott

dekontamináló eljárás hatékonyságát.



5. A dekontamináló eljárás sebessége, termelékenysége. Fontos az alkalmazott dekontamináló

eljárás sebessége is, mert meghatározza a költségeket és a kezelés során közölt dózis

mennyiségét. Ugyanakkor, mivel a dekontaminálás sebességénél fontosabb a szennyező anyag

hatékony eltávolítása, a sebesség az eljárás megítélésénél nem játszik túl nagy szerepet.

6. Távirányíthatóság. A megfelelő dekontamináló eljárás megválasztásánál az egyik legfon-

tosabb szempont a megfelelés az ALARA-elvnek. Ez az elv (As Low As Reasonably

Achievable) a kezelő személyzet minimális dózisterhelését írja elő. Számos ígéretes dekon-

tamináló eljárás bukott el a fenti követelményen. A kezelő személyzet többlet-dózisterheléstől

történő védelme megnöveli a tisztító eljárás bonyolultságát, költségeit és a kezelési időt. Az

eljárás bonyolultsága fordítva arányos a távirányítás mértékével. Teljes távirányítás esetén

nincs szükség személyi sugárvédelmi árnyékolásra.

7. A dekontamináló eljárás kidolgozottsága. A kidolgozottság azt jelenti, hogy a dekontami-

nációs eljárás mennyiben és milyen fokon alkalmazható adott célra. A legmagasabb kidol-

gozottságú eljárás rutinszerűen alkalmazható, és a berendezések hiánytalanul rendelkezésre

állnak. Alacsonyabb kidolgozottság esetén az eljárás kipróbált ugyan, de még fejlesztési stádi-

umban van, ez alatt pedig a kísérleti stádiumban lévő eljárások találhatók, és az alkalmazott

berendezéseket még ki kell fejleszteni.

További kritériumok minősítik az eljárás hatásait és korlátait. A hatásokkal kapcsolatban egyes

eljárások nagy mennyiségű másodlagos hulladékot generálnak, például a dekontaminálószer

komponensei keverednek az eltávolított radioaktív izotópokkal. Emellett egyes dekontamináló

eljárások megváltoztathatják a felület állapotát, vagy megsérthetik a felületet. Ezért számos eljárásnak

adottak az alkalmazási korlátai, egyes eljárások a reaktorban lévő berendezések dekontaminálására

alkalmasak, míg más eljárások csak a reaktorból eltávolított korlátozott méretű tárgyak, eszközök

felületének tisztítására alkalmasak.

A dekontaminálás után a felületen maradó bármely maradvány (pl. kloridok) ugyancsak korlátozó

tényezők.

A radiológiai biztonság döntően befolyásolhatja egy adott eljárás alkalmazhatóságát. A

dekontaminálás során keletkezett összes hulladék térfogatát lehetőség szerint minimalizálni kell, és

megfelelően csomagolva el kell szállítani további kezelésre, tárolásra. A nehezen kezelhető radioaktív

hulladékok mennyisége döntő a megfelelő dekontaminációs eljárás megválasztásánál.

Egyes dekontaminálásra kerülő alkatrészek és berendezések esetén szükséges azok szétszerelése,

hogy a belső felületeket meg lehessen hatékonyan tisztítani. A szükséges szétszerelés mértéke és

bonyolultsága ugyancsak jelentősen befolyásolja egy adott dekontaminációs eljárás alkalmazhatóságát.

Hasonló paraméter a hozzáférhetőség. A megtisztítandó belső felületek hozzáférhetőségéhez

bizonyos nyílások szükségesek.

A megtisztítandó tárgy, eszköz, berendezés mérete ugyancsak fontos paraméter. Üzemen kívüli

berendezések dekontaminálása túl nagy méretek esetén történhet szakaszosan.

A beruházási költségeken belül a dekontamináló és kiszolgáló berendezések költsége, valamint

ezek várható élettartama fontos paraméterek.

Az üzemelési költségek magukba foglalják a munkadíjakat és a rezsiköltségeket. A munkaigényes

dekontaminációs eljárások kedvezőtlenek. A fokozott munka- és sugárvédelmi költségek megdrágítják

a radioaktív szennyezések dekontaminálási eljárásait.

A dekontaminált alkatrészek, berendezések újrahasznosítását számos faktor befolyásolja. A

dekontamináció és újraminősítés költségeit össze kell hasonlítani az adott tárgy cseréjének

költségeivel.

A tisztítandó felületek hozzáférhetősége, szakaszos tisztíthatósága ugyancsak fontos faktor. A

dekontaminálás során eltávolított fém mennyisége befolyásolja a tisztított tárgy újrahasznosítha-

tóságát.

A tisztított felület minősége (pl. érdessége) ugyancsak fontos tényező. Fontos faktor a felület

korrodálódásának mértéke a dekontaminálás során és azután.

Igen fontos paraméter ipari körülmények között a biztonság: inherens biztonsági körülmények

szükségesek.



9.1. Nem-kémiai dekontamináló eljárások

A nem-kémiai dekontamináló eljárások vagy a felület kontaminált oxidrétegének mechanikai

eltávolítását végzik, vagy olyan vegyi anyagokat alkalmaznak, melyeket nem alkalmaznak a

hagyományos kémiai dekontamináló eljárásokban. A nem-kémiai dekontamináló eljárásokat részben

helyben, in-situ alkalmazzák a reaktorok hűtőkörében, részben pedig csak a reaktor hűtőköréből

eltávolított komponensek dekontaminálásánál alkalmazzák őket.

A kézzel végzett súrolás nem tekinthető modern és biztonságos dekontaminálási eljárásnak. A

legfontosabb nem-kémiai dekontamináló eljárások által alkalmazott legfontosabb technikák az

alábbiak:

mechanikai módszerek, gépi berendezések,

mechanikai módszerek, csőgörények,

mechanikai módszerek, forgó kefék/korongok,

nagynyomású vízsugár.

A tisztítandó felület döntően befolyásolja az alkalmazható módszert. Például a fűtőelemek

felületének tisztítására a mechanikai kefélés nem alkalmas, de bizonyos nagynyomású vízsugaras vagy

ultrahangos tisztítás alkalmazható.

Ultrahangos dekontaminálás

Gyakran alkalmazzák, különösen a fűtőelemkötegek és egyszerűbb alakú tárgyak tisztítására,

felületi lerakódások eltávolítására. Az amerikai EPRI dolgozott ki egy dekontamináló eljárást,

melyben az ultrahangos jeladókat optimálisan elrendezve alkalmazzák, így a tisztítás hatékony a

fűtőelemköteg belsejében is, anélkül, hogy a külső fűtőelemrudak sérülnének. A berendezést sikerrel

tesztelték 1999-ben a Callaway-atomerőműben, 16 fűtőelemköteget tisztítottak meg. A felületi

radioaktivitás 41–100%-át sikerült eltávolítani, a legtöbb izotóp esetében a hatékonyság 75% fölött

volt. Ezután egy kampányban részt vett további 96 fűtőelemet tisztítottak meg 2 nap alatt sikeresen.

Az ultrahangos dekontaminálási eljárást kifejlesztették gőzfejlesztők szekunder-oldali lerakó-

dásainak eltávolítására is. A kísérletek sikeresek voltak, különösen hatékony volt az ultrahangos

tisztítás híg kémiai dekontaminálószerek jelenlétében.

Szárazjeges felületszórás

A szárazjeges felületszórást ultrahangos kezeléssel kombinálva gyakran alkalmazzák dekon-

taminálásra. Az eljárásban fagyott (1–3 mm méretű) szén-dioxid-szemcséket szórnak a felületre

tisztítás céljából. A sűrített levegővel felgyorsított szemcsék három szimultán mechanizmus szerint

tisztítják meg a felületet.

Az első hatás a felületnek ütköző szilárd szemcsék koptató hatása. A második hatás alapja a hideg

szemcsék hűtő hatása a felületre, melynek során meggyengül a felület és a szennyeződés között fellépő

kötés ereje, és utóbbi könnyebben eltávozik a felületről. A harmadik hatás alapja a felületre csapódó

szén-dioxid-szemcsék elpárolgása folytán keletkező gáz emelő hatása. A szárazjégszemcse-szóró

berendezések könnyen beszerezhetők, a gépek vagy elektromosan, vagy mechanikusan működnek, és

rendelkeznek szárazjégszemcse-tároló hőszigetelt tartállyal. A felületről távozó elpárolgó gáz csak az

eltávolított szennyezést hagyja hulladékként hátra. Az eltávozó gázt szűrik, és összegyűjtik a felületről

eltávolított radioaktív szennyeződéseket. Radioaktív felület tisztításánál levegőkompresszor, levegő-

szárító, HEPA-szűrővel ellátott ventillációs rendszer alkalmazása szükséges. Igen fontos a jól működő

gáztisztító rendszer.

A szárazjeges felületszóró technika időigényes, lassú eljárás (9.1. ábra).



9.1. ábra: Szárazjeges felületszóró tisztítási technika

9.2. Kémiai dekontamináló eljárások

A kémiai dekontamináló eljárásokban általában a megfelelő reagenst keringetik a felületen. Tárgyak

felületének részleges tisztítása esetén alkalmazzák a rázott reagensoldatba történő szakaszos bemártó

eljárást is. A megfelelő kémiai dekontamináló eljárás kiválasztásához számos paramétert kell figye-

lembe venni. A kritériumok zöme szorosan kapcsolódik a tisztítandó nukleáris berendezés tulaj-

donságaihoz. Néhány fontosabb szempont:

a szennyezés elhelyezkedése (belső/külső felületen stb.),

a rendszer fizikai integritása,

a rendszer anyaga (acél, beton stb.),

a kontamináció kialakulása (rétegződése),

a kontamináció jellege (oxid, szennyező, szemcse, iszap),

a korábban alkalmazott kémiai dekontamináló eljárás(ok) hatékonysága,

a kontamináció eloszlása a felületen (felületi, résben, homogén eloszlású stb.),

környezeti és humándozimetriai jellemzők,

biztonsági, környezetvédelmi és társadalmi hatások,

dózisszint csökkentési követelmények (recirkuláció, kezelés),

a dekontaminálás és kondicionálás másodlagos hulladékainak mennyisége és típusai,

a dekontaminált anyag további sorsa,

dekontaminálás ideje,

dekontaminálás költsége.

A kémiai dekontaminálás általában a szennyezett felület egymást követő vegyszeres kezelését

jelenti, mely során az oxidréteget rétegenként feloldják. Némely esetben a kémiai dekontaminálást

vagy elektromos, vagy mechanikai felülettisztító eljárásokkal kombinálják. Ha az alkalmazott vegy-

szerek koncentrációja 1 tömegszázalék alatt van, akkor kis koncentrációjú vagy enyhe dekon-

taminálásról beszélünk. Az eljárás megtervezéséhez szükséges a szennyezett felület összetételének

ismerete, és az alkalmazott kémiai dekontamináló szernek fel kell tudnia oldani a vegyes-oxidos

réteget a felületen.

Ezen oxidrétegek szokásos vastagsága néhány mikrométer. és jobbára a vas, a nikkel és a króm

oxidjaiból áll (9.2. ábra).



9.2. ábra: Felületi vegyes oxidok rétegmélységi eloszlása

Az ábrán látható, a VVER-reaktor AISI-316 acélfelületén az oxidfilm a krómban feldúsul és a vas-

ban relatíve elszegényedik. Ez a krómréteg fejti ki a legnagyobb ellenállást VVER-reaktorok esetében

a kémiai dekontaminálószerek hatásával szemben. Az oldás elősegítésére komplexképző, kelátképző

vegyszereket adagolnak a vizes oldatokhoz. Ezek lehetnek oxálsav, citromsav, EDTA, és NTA.

Alternatív megoldás lehet a pH csökkentése, de itt fennáll az alapfém károsodásának a veszélye,

melyet inhibitorokkal fékezni lehet. A kémiai dekontaminálás kulcslépése a krómban dús réteg

eltávolítása. Ennek során szükség van a Cr3+/Cr6+ oxidációra, mely könnyebben oldódó komponen-

seket képez. Ezt általában permanganát-oldat oxidálószer hozzáadásával végzik (AP/NP előoxidáció).

A maradék permanganátot és a keletkezett mangán-dioxidot oxálsavas mosással bontják el (máso-

dik egyenlet). A védő, krómban dús réteg eltávolítása után a szokványos dekontaminálás következik,

melynek során a vasban és nikkelben dús oxidréteget távolítják el. Az oxidréteg eltávolítása után a

felületet megfelelő módon passziválni kell az alapfém károsodásának elkerülése céljából.

A bemerítéses dekontamináló eljárásoknál, mivel a tartály felülről nyitott, megfelelő szellőztető

rendszert kell alkalmazni és a kezelőszemélyzetet védeni kell a dekontamináló vegyszerek hatásaitól.

A túl magas hőmérsékletű vegyszerekben nemkívánatos folyamatok játszódhatnak le, így mérgező

vagy robbanékony gázok (pl. hidrogén) keletkezhetnek. A kémiai dekontaminálás a reaktív anyagok

hatékony recirkulációját igényli, mert különben túlzottan megnövekszik a másodlagos hulladékok

mennyisége. Rendszerint szükséges egy vegyszertároló és -gyűjtő rendszer jelenléte, és esetlegesen

egy, a hasadóanyagok kritikus mennyiségét figyelő rendszer.

A kémiai dekontamináló eljárások fontosabb előnyeit és hátrányait az alábbi pontokba

foglalhatjuk össze.

Előnyök:

Relatíve egyszerű eljárás, hasonló a fémiparban alkalmazott vegyi felülettisztítási

eljárásokhoz. Relatíve olcsó eljárás, ha nem szükséges kiegészítő berendezés.

Jól ismert eljárás a nukleáris ipar számos területén.

A vegyszerek helyes megválasztásával az összes radioaktív izotóp eltávolítható a felületekről.

A rekontamináció megelőzhető a felület vízzel történő folyamatos öblítésével.

Erős ásványi savakkal DF>100 dekontaminációs faktor érhető el, akár szabadszintű aktivitási

szint is elérhető.

A radioaktív kontamináció eltávolítható belső és rejtett helyekről is, bár ekkor a hatékonyság

nem túl jó.

Relatíve kicsi a környezeti levegő kontaminációs veszélye.

Hátrányok:

Fő hátránya a másodlagos folyékony hulladékok nagy mennyiségének keletkezése. Ezen

hulladékok kezelése és kondicionálása megfelelő hatékony eljárásokat igényel.



A dekontamináló oldatokat általában 70–90 C-ra kell melegíteni a megfelelő dekontami-

nációs sebesség biztosítására.

A hatékony dekontamináció korrozív és mérgező reagensek alkalmazását igényli.

Porózus felületek kezelésére többnyire alkalmatlan.

Dekontamináló vegyszerek

A leggyakrabban alkalmazott dekontamináló vegyszertípusokat és eljárásokat a következő

9.1. táblázat foglalja össze.

9.1. táblázat: Dekontamináló vegyszertípusok

Vegyszer/eljárás Példa

Erős ásványi savak salétromsav, kénsav, foszforsav

Savanyú sók nátrium-foszfát, nátrium-szulfát

Szerves savak hangyasav, oxálsav, citromsav

Bázisok és bázikus sók kálium-hidroxid, nátrium-hidroxid

Komplexképzők pikolinsav, EDTA

Színtelenítő oxidálószerek kalcium-hipoklorit

Detergensek, felületaktív anyagok

Szerves oldószerek kerozin, tetraklór-etán

Többfázisú kezelő eljárások

9.3. Néhány kémiai dekontamináló eljárás

Az elmúlt években számos kémiai dekontamináló eljárást fejlesztettek ki. Ezek közül azonban csak

három eljárás nyert elterjedt gyakorlati alkalmazást, a Siemens-KWU által kifejlesztett HP/CORD

UV-eljárás, a CEGB által az EPRI számára kifejlesztett LOMI-eljárás és az AECL által kifejlesztett

CAN-DECON-eljárás. Ezek mind többlépéses kémiai dekontamináló eljárások, és számos módo-

sításuk fejlődött ki.

A PWR-reaktorok anyagaira alkalmazható kémiai dekontaminációs eljárások fontosabb jellemzőit

foglalja össze a következő 9.2. táblázat.

9.2. táblázat: Kémiai dekontaminációs eljárások jellemzői

PWR kémiai dekontamináló eljárások

Eljárás LOMI CAN-DECON HP/CORD UV

lépések vegyszerek lépések vegyszerek lépések vegyszerek

Előoxidáció AP oxidáció

KMnO4

NP oxidáció

HNO3+KMnO4

cirkulálás,

eltávolítás

MnO4-, K+

HcrO4-

AP oxidáció

KMnO4

cirkulálás

eltávolítás

MnO4-, K+

HCrO4-

HP oxidáció

HMnO4

injektálás

cirkulálás

MnO4-

HCrO4-

átmenet az

oldási lépésbe

H2C2O4 injektálás

cirkulálás

eltávolítás vagy

ioncsere

C2O42-

Cr3+ H2C2O4

injektálás

cirkulálás

ioncsere

C2O42-

Cr3+ nincs speciális

lépés

oldási lépés

(dekontami-

náció)

LOMI reagens

V(pic)3 injektálás

cirkulálás

V(pic)3-

Fe(pic)3-

EDTA

citromsav

EDTA4-

C3H5(COO)33-

CORD

dekontamináció

H2C2O4

injektálás

cirkulálás

ioncsere

C2O42-

Cr3+

Tisztítás hulladékba vagy

átmeneti tárolás

vagy ioncsere

hulladékba

vagy

átmeneti

tárolás

vagy

ioncsere

UV bontás

H2O2 injektálás

cirkulálás

ioncsere

pic-pikkolinát



A HP/CORD UV-eljárás

A Siemens-KWU (jelenleg AREVA NP) által kifejlesztett kémiai dekontamináló eljárást

széleskörűen alkalmazzák. Az USA kivételével az összes rendszerdekontamináló eljárás ezt az eljárást

vagy ennek a módosítását alkalmazza. A „HP” a permangánsavat, a „C” a kémiait, az „O” az

oxidációt, az „R” a redukciót, a „D” a dekontaminálást, az „UV” pedig az ultraibolya fénnyel végzett

kezelést jelenti. Az AREVA NP egy teljes dekontaminálószer-családot fejlesztett ki különféle

erőműtípusokra és vízüzemekre. Ezt mutatja a következő 9.3. táblázat.

9.3. táblázat: AREVA NP-dekontaminálószerek

PWR/BWR rozsdamentes acélokra, világszerte HP/CORD UV

PWR főkeringető szivattyú belseje, világszerte HP/CORD

Atomerőművek leszereléséhez, világszerte HP/CORD D UV

Inconel-600 gőzfejlesztőhöz, Westinghouse atomerőművekhez HP/CORD N UV

remanens hőcserélőkhöz (Cu-ötvözet), japán CORD C UV

Segédépületi berendezések szénacélhoz, GE atomerőművekhez CORD CS UV

rozsdamentes rendszerekhez (<0,06%C), BWR-hez HP/CORD 2000 UV

alfa-sugárzók eltávolításához, világszerte CORD ALPHA

A HP/CORD UV-eljárás alapelve a következő:

1. Előoxidáció a krómtartalmú réteg eltávolítására, melynek során a Cr3+ ionokat Cr6+ ionokká

oxidálják permangánsav alkalmazásával.

2. A maradék permangánsav redukciója oxálsavval.

3. Oxálsavas dekontamináció (vas-, nikkeltartalmú réteg eltávolítása).

4. A maradék dekontaminálószer elbontása szén-dioxiddá és vízzé ultraibolya sugárzással.

Ez az eljárás alkalmazható PWR-reaktorok anyagaira, BWR-reaktorok esetén az előoxidáció nem

szükséges. A HP/CORD UV-dekontamináló eljárás tipikus paraméterei:

95 C±2 C,

200±50 ppm HMnO4 -koncentráció,

2000±200 ppm oxálsav-koncentráció,

30% H2O2 -koncentráció.

A következő 9.3. ábra azt mutatja, hogy hogyan változik a redoxi-potenciál és a felületről távozó

kationok mennyisége az egymás utáni ciklusok során.

9.3. ábra: A redoxi-potenciál és az eltávolított kationok mennyisége a ciklusok során



A HP/CORD UV-eljárás előnyei a következők:

jó az anyagokkal szembeni kompatibilitása,

a permangánsav az oxidáló ágens,

egyszerű dekontamináló vegyszer a redukáló és dekontamináló,

a teljes dekontamináló eljárás egy egyszerű vizes feltöltésből áll,

regeneratív folyamat,

az összes reaktortípusnál és vízüzemnél magas dekontaminációs faktor,

a dekontaminációs sav in-situ elbontása szén-dioxiddá és vízzé,

kelátképzőmentes hulladékok,

minimális hulladékképződés.

A HP/CORD UV-eljárás fő hátránya az a megfigyelés, hogy egyes anyagoknál a kezelés után

megnövekedett az intergranuláris (kristályközi) korróziós támadás valószínűsége, valamint a kezelés

során fellép az oxalátképződés kockázata, mely megnehezíti a tisztítási folyamatot. Az eljárás fontos

tulajdonsága, hogy ez a kezelés annyiszor ismételhető, ahányszor csak szükséges a felületen lévő

összes radioaktivitás eltávolításához. Az eljárás speciális alkalmazási területe az atomerőművek

végleges leszerelése. Ekkor a teljes oxidréteget eltávolítják a felületről, majd az alapfémet addig oldják

egyenletesen, amíg aktivitás mutatható ki a felületen. Az alapfém védelme helyett az itt alkalmazott

alapfémoldódást a dekontaminációs oldat redoxi-potenciáljának és az alapfém korróziós poten-

ciáljának csökkentésével érik el, Ezt úgy érik el, hogy az összes oxidatív komponenst (Fe3+, oxigén)

eltávolítják a dekontamináló oldatból. Ha elegendő mértékben oldották fel az alapfém felületét az

aktivitás eltávolítására, akkor az oldás bármikor leállítható oxidáló komponens (levegő, H2O2)

hozzáadásával.

A CORD dekontamináló eljáráscsaládot elterjedten alkalmazzák teljes rendszerek, komponensek

dekontaminálására és végleges leszerelésnél, így például 1994-ben a Loviisa 2 blokkjának dekon-

taminálására és a rheinsbergi atomerőmű gőzfejlesztőjének végleges leszerelés előtti dekontami-

nálására. A HP/CORD UV folyamatait foglalja össze a következő 9.4. ábra.

9.4. ábra: A HP/CORD UV-folyamat

A CORD-eljárások módosulatai

A módosítások fő oka az eljárás szabadalmi védelme és a permangánsav tárolási és szállítási

problémái voltak.

A számos módosítás egyikét a koreai PWR-ek kezelésére fejlesztették ki. A módosítás lényege az,

hogy a permangánsav helyett kálium-permanganát és foszforsavat alkalmaztak az oxidációs lépésben.

Emellett a redukciós lépésben az oxálsav helyett csak H2O2-t alkalmaztak aktívszénnel kombinálva.

Az aktuális dekontaminációs lépés nem csak oxálsavat, hanem EDTA-adalékot is tartalmaz, ez utóbbi



szerepe nem teljesen tisztázott. A teljes folyamat hőmérséklete 85 C (alacsonyabb 10 C-kal az

eredeti eljáráshoz képest), és mintegy 24 óráig tart.

A CORD-eljárások módosításának tekinthető a japán HOP-eljárás. A FUGEN atomerőműben

alkalmazták. Az erőműben hosszú idejű hidrogéninjektálást végeztek a feszültségkorróziós törések

elkerülésére, melynek következtében megnövekedett az oxidfilm krómtartalma. A dekontaminálási

problémák miatt fejlesztették ki az új HOP dekontamináló eljárást. A HOP- (hidrazin, oxálsav és

kálium-permanganát) eljárás során oxidációs és redukciós lépéseket alkalmaznak először a krómban

dús réteg, majd a vas-nikkelben dús réteg feloldására. Az oxidációra 500 ppm koncentrációjú kálium-

permanganát-oldatot, redukcióra pedig 200 ppm koncentrációjú 2,5 pH-jú oxálsav-oldatot és hidrazint

alkalmaztak.

Amerikai kutatók fejlesztették ki a CORD egy módosítását NPOX néven. Ez az eljárás köznapibb

vegyszereket alkalmaz, és számos dekontamináló eljárás hibridjének tekinthető. Salétromsavat,

kálium-permanganátot, oxálsavat, ioncserélő gyantákat és ultraibolya fényt alkalmaz az NPOX.

Például az oxidációs lépést bármelyik erős oxidálószerrel vagy ezek elegyével, vagy elektrokémiai

módszerrel el lehet végezni. Javasolták a perklórsavat, salétromsav/kálium-perjodát-rendszert vagy a

permangánsavat. Redukálószerként javasolták az oxálsavat, borkősavat, citromsavat.

Fontos a javasolt vegyszerek aránya, mert a permanganát vagy az oxálsav feleslege technológiai

problémákat okozhat.

A LOMI-eljárás

A LOMI (Low-Oxidation-state Metal Ion) eljárást az amerikai EPRI számára fejlesztették ki az

1980-as évek elején. Korábban a lúgos permanganátos és ezután oxálsavat és citromsavat alkalmazó

dekontaminációs eljárásokat, valamint a CAN-DECON-eljárást alkalmazták. Az alkalikus perman-

ganátos eljárás hátránya a nagy mennyiségű radioaktív szennyvíz keletkezése és néhány anyaggal való

összeférhetetlensége volt. A CAN-DECON-eljárás híg komplexképző oldata pedig egyáltalán nem

oldotta a PWR-felületek szennyező rétegeit.

A LOMI-eljárás célja a fenti hátrányok kiküszöbölése volt. Az eljárásban a felületi oxidok

eltávolítását a három vegyértékű vas-ionok két vegyértékűre történő redukciójával és a kétértékű vas

ligandumokhoz kötésével, oldatba vitelével érték el. Ennek ellenére a LOMI-eljárás hatékonyabb volt

a BWR-reaktorok fémfelületei tisztításánál, mint a PWR-reaktorok esetén. Ennek oka a PWR-

oxidrétegek magasabb krómtartalma volt.

Az eljárás kulcsvegyülete a vanadil-pikkolinát volt. A redukciót végző V2+ iont vanadil-szulfátból

állítják elő kénsavval. A vanádium ionja redukálja a vasat, miközben V3+ ionná oxidálódik. A redukált

vas alacsony pH-értéken vas-pikkolinátként oldatba megy. A dekontamináló elegyhez formiátot

adagolnak a V2+ ionok radiolízistermékek által kiváltott oxidációja elkerülésére. Ez a vegyszeroldat

nem képes a magas krómtartalmú oxidrétegek feloldására, így döntően BWR-reaktorok

fémfelületeinek tisztítására alkalmas.

Próbálkoztak a PWR-reaktorok fémfelületei tisztításánál első lépésként a krómban dús oxidréteg

más vegyszerekkel, így Cr2+-EDTA-reagenssel történő megbontására, de problémát okozott a reagens

vízzel történő reakciója. A Paksi Atomerőműben vizsgálták a V(II)/Cr(II) arány hatását a magnetites

oxidréteg oldódására, de a réteg oldódási kinetikája nem tisztázott. A magas krómtartalmú réteg

megbontási problémáját mindenképpen a LOMI-eljárás előtt alkalmazott előoxidációs eljárás

kidolgozása jelentette. Így a híg savas permanganátos, citromsavas, oxálsavas CITROX-, a

salétromsavas, kálium-permanganátos NP-LOMI-, és a lúgos permanganátos, majd salétromsavas,

permanganátos AP-NP-LOMI-eljárások alkalmasak voltak a krómban dús oxidrétegek megbontására

is. Bár az előoxidációhoz alkalmazott AP- és NP-oldatok nem regenerálhatók, az oxálsavas öblítő

oldat kationcserélő oszlopokon átvezetve regenerálható a fémionok eltávolításával. Az NP-kémia

lépesei a krómos réteg oldása és a felesleges permanganát elbontása:



A fejlesztések eredményei a következő pontokba foglalhatók össze:

A LOMI lényegét jelentő vanadil-pikkolinát/formiát csak a vasban dús oxidrétegek kezelésére

alkalmas.

Az NP-LOMI- és NP-CITROX-eljárások alkalmazhatók rozsdamentes acélfelületek krómban

dús oxidrétegének kezelésére.

Az AP-LOMI-eljárás az Inconel-600 ötvözet krómban dús oxidrétegeinek kezelésére

alkalmas.

Az AP-NP-LOMI-eljárás vegyes fémötvözetek krómban dús oxidrétegeinek kezelésére

alkalmas.

Az eljárásokkal elérhető dekontaminációs faktorok rozsdamentes acélfelület esetén DF=2–20

között változnak. A dekontamináló eljárás után nem növekedett a megtisztított felület korróziós

veszélyezettsége. A LOMI-eljárások fő hátránya, hogy a többi eljáráshoz képest nagyobb mennyiségű

hulladékot termel.

A CITROX-eljárás

Legtöbbször a CITROX-eljárást is a LOMI-eljáráscsaládhoz sorolják, bár attól függetlenül

fejlődött ki. Az eljárások paraméterei hasonlóak. A CITROX-eljárás is tartalmaz egy AP- (vagy NP-)

lépést a felület permanganátos kezelésére. Az AP-oldat tipikusan 10 tömegszázalék nátrium-hidroxidot

és 3 tömegszázalék kálium-permanganátot tartalmaz, általában 90 C-on 4 óráig alkalmazzák a keze-

lést. Az AP kezelés után a felületet pH<10 értékig leöblítik hidrazinos, bórsavas oldattal, majd a

CITROX-eljárás következik.

A CITROX-eljárás savak és szerves kelátképzők kombinációját alkalmazza (2,5 tömegszázalék

oxálsav, 5 tömegszázalék kétbázisú ammónium-citrát és 2 tömegszázalék vas(II)-nitrát). Korróziós

inhibitorként 0,1 tömegszázalék dietil-tiokarbamid-oldatot szoktak hozzáadni szénacél felületek

esetén. A szerves savak feloldják és komplexbe viszik, a kelátképzők pedig kémiailag lekötik a

felületről távozó korróziós termékeket. A másodlagos filmréteg kialakulásának megakadályozására az

oxálsav/kétbázisú ammónium-citrát-koncentrációk aránya nem haladhatja meg a 0,5 értéket. A citrát-

ionok akadályozzák meg az oxalátcsapadékok kialakulását.

A CITROX-eljárást általában 80 C-on 8 óra hosszan alkalmazzák. Magyar kutatók figyelték meg,

hogy az áramlási sebességet 0,5 m/s értékről 3 m/s-ra növelve a dekontaminálás hatásfoka jelentősen

növekedett. Ugyanakkor a rozsdamentes acélfelületek repassziválása során az áramlási sebességet a

lehető legalacsonyabb értéken kell tartani. Alkalmazták a CITROX-eljárás híg oldatos változatát is.

A CITROX-eljárás egy változata az OPG-AP-CITROX-eljárás, melyet a TMI-2 reaktorbaleset

következményeinek felszámolásánál alkalmaztak. Az OPG-oldat oxálsavat, nátrium-oxalátot,

glükonsavat, nátrium-glükonátot és bórsavat tartalmaz, és hidrogén-peroxid jelenlétében alkalmazzák.

A glükönsav-glükonát pufferrendszer megakadályozza a hidrogén-peroxid felesleges elbomlását.

Alkalmazták koncentrált oldatként 40 C-on és híg oldatként 80–95 C-on is. A két alkalmazás

hatásfoka nagyjából egyezett, de a híg oldatos variáció olcsóbb, mert kisebbek a hulladékkezelési

költségek.

A CAN-DECON- és CAN-DEREM-eljárások

CAN-DECON-eljárás

Az eljárást eredetileg Kanadában az AECL fejlesztette ki, és eleinte CANDU-reaktorokban,

később BWR- és PWR-reaktorokban is alkalmazták. A CAN-DECON-eljárást gyakran a lúgos per-

manganátos AP-eljárással kombinálva alkalmazzák. Általában 85–125 C-on 0,1-0,2 tömegszázalékos

2,7-2,8 pH-jú LND-101A reagensoldatot alkalmaznak 24–36 órán át. Korróziós inhibitorként vas(II)-

ionokat és más vegyületeket alkalmaznak.



Az eljárás kulcsvegyülete az LND-101A (LND-101, LND-104), mely EDTA-citromsav-oxálsav

2:1:1 mólarányú elegye. A kezelés után szénacélok kivételével nem nőtt a kezelt felület korróziós

veszélyezettsége.

CAN-DEREM-eljárás

Dekontaminációs lépések sorozatából áll: a vas-oxid-réteg oldása szerves savakkal és EDTA-val

(CAN-DEREM-lépés), a krómréteg oxidálása és oldása oxidatív lúgos permanganát oldattal, mosás

híg oxálsavoldattal (AP lépés). A CAN-DECON-eljárással szemben nem tartalmaz oxálsavat, mely a

rozsdamentes acélok szemcseközi és feszültségkorróziós károsodását segítheti elő.

A LOMI-, a CAN-DECON- és a HP/CORD UV-eljárások rövid összehasonlítása

Az egyes eljárások előnyeit és hátrányait röviden a következő 9.4. táblázatban foglaltuk össze.

9.4. táblázat: Az eljárások összehasonlítása

Előnyök/hátrányok

LOMI CAN-DECON HP/CORD UV

Magas DF Fe3O4 felületen közepes DF közepes DF

nincs oxalátképződés oxalátképződési kockázat

oxigénmentes oldat szükséges

(üzemelési hiba lehetséges,

költséges)

nincs hatékony előoxidációs lépése hatékony előoxidálási lépése van

(HMNO4)

az USA-ban minősítették az USA-ban minősítették nem minősítették az USA-ban

a kulcsvegyület drága

nagy a hulladék térfogata a szükséges előoxidáció miatt

hulladék keletkezik

kicsi a hulladék térfogata

AP-alkalmazás esetén MnO2

képződés

MnO2 keletkezhet, vas(II)-ionok

hiányában szemcseközi korrózió

léphet fel

szemcseközi korrózió léphet fel

az AP módosítása nem volt sikeres

Mindhárom eljárásra jellemző, hogy általában három ismételt ciklus szükséges a megfelelő

dekontamináció eléréséhez. A LOMI- és a CAN-DECON-eljárások alkalmaznak komplexképzőket,

míg a HP/CORD UV-eljárás csak oxálsavat alkalmaz. A HP/CORD UV-eljárás előoxidációs per-

mangánsavas eljárása kifejlesztett, míg a másik két eljárásról ez nem mondható el, és különösen az

AP-előoxidációs eljárás problémás. Ehelyett az NP- vagy ózonos eljárást alkalmazzák, melyek

költségesek. A legkevesebb hulladékot a HP/CORD UV-eljárás termeli. Utólagos korrózió szempont-

jából a LOMI-eljárás bizonyos anyagoknál előnyösebb, mint a HP/CORD UV-eljárás. Ez utóbbi

eljárás nem alkalmazható az USA-ban.

A TMI-2 sérült reaktor dekontaminálásánál laboratóriumi kísérletekkel 7 különböző dekon-

tamináló eljárást hasonlítottak össze. A dekontaminálási feladat itt nehezebb volt a szokványosnál,

mert a felületekre a fűtőelemekből kiszabadult radioaktív izotópok is kiváltak. A legjobb eredményt

egy kombinált ORG-AP-CITROX-eljárással érték el.

Egy japán, erős savat alkalmazó dekontamináló berendezés képét mutatja a következő 9.5. ábra.



9.5. ábra: Erős savat alkalmazó dekontamináló berendezés

Egyéb kémiai dekontamináló eljárások

A DCD- (Dilute concentrate decontamination) eljárás

Az eljárás 1 tömegszázalék alatti koncentrációjú, híg oldatokat alkalmaz. Felhasználása esetén

többször alkalmazható jelentős előkészületek nélkül, és a keletkezett hulladék kezelése olcsó és a

kelátképzők oxidációval elroncsolhatók. Az oldatok ioncserés regenerálása miatt csak szilárd hulladék

(ioncserélő gyanta) képződik. Ugyanakkor alacsonyabb DF érhető el, nem alkalmas üledék (crud)

eltávolítására és az oxidréteget sem távolítja el teljesen.

Elsősorban kanadai reaktorok (CANDU) dekontaminálására alkalmazták.

EDTA (etiléndiamin-tetra-ecetsav)

Az EDTA a leggyakrabban alkalmazott szerves kelátképző a dekontaminációban. Jól oldja a

korróziós-termék-oxidokat és távolítja el a felületről a radioaktív izotópokat. Ellenben híg oldatban

alkalmazva a felületről távozó oldat nehezen regenerálható kationcserélő oszlopokkal. Egyes kationok,

így a vas(II) erős komplexeket képez az EDTA-val és nem távolítható el kationcserével. Hasonló a

helyzet Ni(II)-, Cu(II)-, Fe(III)- és Cr(III)-ionok jelenlétében. Az EDTA-t magát csak nagy térfogatú

anioncserélő oszloppal lehet eltávolítani. A Co(II)-ionokkal viszont kationcserével jól eltávolítható

pozitív töltésű komplexet képez.

HEDTA (1-hidroximetán-1,1-difoszfonsav)

Erős redukáló ágenssel együtt szokták alkalmazni. Jól oldja a goethit-, hematit- és magnetit-

vasoxidokat, de a spinel-oxidok oldódása már lassabb. A híg HEDTA-oldat 50 C-on jól megtisztítja a

szénacél felületet.

NTA (nitrilo-triecetsav)

Indiában alkalmazták hidrazinnal kombinálva 170 C-on. A szénacélt erősen megmarta, de pH<8

esetén a rozsdamentes acélfelület (316 típus) nem károsodott.

A híg dekontamináló oldatokkal végzett hatékony kezelések körülményei még nem eléggé

tisztázottak.



Az EMMAC-eljárás

Francia eljárás, mely oxidáló és redukáló oldatokat alkalmaz. Általában 80 C-on alkalmazzák, és

az oxidáló ágens NP, a redukáló pedig salétromsav-aszkorbinsav-keverék. Az oxidáló lépésben a króm

oldását segítik elő, a redukáló lépésben pedig feloldják a maradék oxidréteget. Gőzfejlesztők

primerköri oldalának és a primerköri hűtőrendszer rozsdamentes burkolatának dekontaminálására

alkalmazták.

9.4. Elektrokémiai dekontamináló eljárások

Az elektrokémiai dekontaminálás (elektropolírozás) lényegében kémiai dekontaminálás elektromos

térerő segítségével. A nem-nukleáris iparban széleskörűen alkalmazzák elektropolírozásra. Egyen-

áramot alkalmaz, mely során az anódon oldódásos oxidáció lép fel. A könnyen hozzáférhető, elektro-

mosan vezető (fém) felületek tisztítására magas dekontaminációs faktor mellett jól alkalmazható. Az

eljárás legfontosabb paraméterei az elektrolitkoncentráció, az üzemi hőmérséklet, az elektródpotenciál

és az alkalmazott áramsűrűség.

Az eljárás során az elektrolitot recirkulálják és regenerálják. Az eljárás hatékonyságát zavarják a

felülethez kötődő anyagok, így az olaj-, zsír-, oxid- és festékrétegek, melyeket a kezelés előtt el kell

távolítani. Az ún. bemerítéses eljárásnál (9.6. ábra) a kezelt felület méretei, egyéb kezelés esetén a

felület geometriája és a rendelkezésre álló hely korlátozza az alkalmazhatóságát. Komplex geometriájú

felületek (pl. vékony csővezetékek) így nem dekontaminálhatók.

9.6. ábra: Bemerítéses eljárás

A reagensek között leggyakrabban foszforsav-oldatot alkalmaznak, mert stabil, biztonságos, és

sok ötvözet esetén jól alkalmazható. Nem-vízelvonó hatása révén minimális a légszennyezése és jó

komplexképző tulajdonsággal rendelkezik. Egyéb elektrolitok, így salétromsav, nátrium-szulfát-oldat

főleg ott használhatók, ahol a foszforsavas vagy kénsavas oldat nem alkalmazható. A salétromsav

hatékony elektrolit, de hidrogén- és nitrogéngázt bocsáthat ki, szénacél felületekre nem alkalmazható.

A szerves savak jó pH-stabilitással rendelkeznek, elroncsolásuk nem-savas hulladékot ered-

ményez. Bár drágábbak az erős ásványi savaknál és lassabb a hatásuk is, mégis ideálisak a roncsolás-

mentes felülettisztításhoz. Hulladékuk kezelése előtt semlegesíteni kell őket.

Semleges dekontamináló elektrolitok (alkálifém-szulfátok oldatai) is alkalmazhatók. Ilyen eljárás

az ELDECON-eljárás, melyet Svédországban és Finnországban alkalmaztak. Az eljárásban az anódos

oxidáció során keletkező fémionokat hidroxidként lecsapatják és az iszapot elválasztják. A Cr(VI)-

ionokat Cr(III)-ionokká kell redukálni a lecsapáshoz. A rendszerből oxigén- és hidrogéngáz, valamint

radioaktív hidroxidiszap távozik.

Magyar kutatók alkalmazták az elektrokémiai polarizáció eljárását primerköri oldatokból radio-

aktív izotópok, így kobaltizotópok eltávolítására. Ez az eljárás bármelyik kémiai dekontamináló

eljárással kombinálható.

Foszforsav elektrolit esetén a foszforsavoldatban folyamatosan nő az oldott vas mennyisége és 100

g/l koncentráció fölött megkezdődik a vas-foszfát kiválása. Ekkor az oldatot vagy frissre kell cserélni,

vagy regenerálni kell.



Az elektrokémiai dekontamináló eljárások előnyeit és hátrányait röviden az alábbiakban

foglalhatjuk össze.

Előnyök:

Ipari méretekben rendelkezésre áll, a berendezések nem túl költségesek, az eljárás egyszerű.

Gyakorlatilag minden radioaktív izotóp eltávolítható a felületről nagy dekontaminációs faktor

(DF>100) mellett.

Sík felületek, sarkok, bemélyedő felületek, tartályok tisztítására alkalmas. Az eltávolított

fémréteg vastagsága 25 mikrométer alatt van. A kezelt felület sima, nehezen szennyeződik

újra.

A keletkezett radioaktív hulladék mennyisége relatíve alacsony.

Hátrányok:

A leggyakrabban alkalmazott bemerítéses eljárásnál a dekontaminálásra kerülő felületet el kell

távolítani a primer körből. In-situ kezelésnél a dekontamináló készüléket kell a folyamat

végén dekontaminálni. A kezelt felület nagysága, bonyolultsága, a szabad hely nagysága

korlátozza az eljárás alkalmazását.

A hulladékkezelő elektrolitot feldolgozás előtt semlegesíteni kell.

Az eljárás nem távolítja el teljes mértékben a felületről a fűtőelem szemcséit, az iszapokat és

szigetelő jellegű rétegeket.

A rejtett és belső felületek dekontaminálása nem hatékony.

A kezelésre kerülő komponensek mozgatása további többletdózist okozhat a kezelő

személyzetnek.


1. Archibald, K., Demmer, R., Argyle, M., Ancho, M., HaiPao, J., NPOX decontamination system,

WM’02 Conference, February 2428, 2002, Tucson, AZ

2. Varga, K., Baradlai, P., Hirschberg, G., Németh, Z., Oravetz, D., Schunk, J., Tilky, P., Corrosion

behaviour of stainless steel surfaces formed upon chemical econtamination, Electrochim. Acta 46

82001) 37833790.

3. Kinnunnen, P., FP6-036367 ANTIOXI, Research Report, VIT, 2008.

10. Kiégett fűtőelemek kezelése, előkészítése tárolásra, reprocesszálás 117


10. KIÉGETT FŰTŐELEMEK KEZELÉSE, ELŐKÉSZÍTÉSE

TÁROLÁSRA, REPROCESSZÁLÁS

Amikor a fűtőelemek hasadásra képes izotópjainak mennyisége olyan szintre csökken, hogy gazda-

ságosan tovább a hasadáson alapuló energiatermelés nem tartható fönn (4,5–6 év üzemidő után), akkor

a reaktort leállítják, és a tovább már nem alkalmazható kiégett fűtőelemeket eltávolítják az aktív

zónából.

A reaktorból kikerülő kiégett fűtőelemeket átszállítják az ún. pihentető medencébe, ahol 4–5 évig

tárolják „hűtés” céljából (10.1., 10.2. és 10.3. ábrák).

10.1. ábra: Kiégett fűtőelemek pihentető medencéje

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



10.3. ábra: Egy japán kiégettfűtőelem-tároló

A kiégett fűtőelemben lévő hasadási termékek és aktivációs termékek bomláshője következtében a

fűtőelemek jelentős hőt termelnek. és intenzív gamma- és neutronsugárzást bocsátanak ki. Ezért a

kiégett fűtőelemeket hűteni kell, sugárárnyékolást kell alkalmazni és távműködtetéssel kell mozgatni.

A hő- és sugárzáskibocsátás intenzitása függ attól, hány hasadási folyamat ment végbe a fűtőelemben

a reaktorból való végleges eltávolításáig, melyet kiégési szintnek nevezünk, és függ a kiemelés óta

eltelt ún. hűtési időtől. A kiégett fűtőelemekben az energiatermelés során keletkezett elemek megosz-

lását a 10.4. ábra, potenciális radiotoxicitását a 10.5. ábra mutatja.

10.4. ábra: Kiégett fűtőelemekben előforduló elemek



10.5. ábra: Kiégett fűtőelemek potenciális radiotoxicitása a hűtési idő függvényében

A különböző típusú kiégett fűtőelemekben jelenlévő hasadási termékeket és aktinidákat foglalják

össze a 10.1. és 10.2. táblázatok.

10.1. táblázat: Hasadási termékek összetétele kiégett UO2 és MOX-fűtőelemekben 3 éves hűtés után

Csoport UO2 3,5% 235U

33 GWnap/t U*

UO2 3,5% 235U

45 GWnap/t U*

UO2 3,5% 235U

60 GWnap/t U*

MOX 8,65% Pu

45 GWnap/t nehézfém*

g/t U* g/t U* g/t U* g/t nehézfém*

nemesgázok (Kr, Xe) 5,6 7,7 10,3 7

alkálifémek (Cs, Rb) 3 4 5,2 4,5

alkáliföldfémek (Sr, Ba) 2,4 3,3 4,5 2,6

Y és lantanidák 10,2 13,8 18,3 12,4

cirkónium 3,6 4,8 6,3 3,3

kalkogének (Se, Te) 0,5 0,7 1 0,8

molibdén 3,3 4,5 6 4,1

halogének (I, Br) 0,2 0,3 0,4 1,4

technécium 0,8 1,1 1,4 1,1

Ru, Rh, Pd 3,9 5,7 7,7 8,3

vegyes (Ag, Cd, Sn, Sb) 0,1 0,2 0,3 0,6 *kezdeti tömeg

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

Elem izotóp felezési

idő (év)

UO2 3,5% 235U

33 GWnap/t U*

UO2 3,5% 235U

45 GWnap/t U*

UO2 3,5% 235U

60 GWnap/t U*

MOX 8,65% Pu

45 GWnap/t

nehézfém*

izotóp(%) g/t U* izotóp(%) g/t U* izotóp(%) g/t U* izotóp(%) g/t

nehézfém*

U

234 246000 0,02 222 0,02 206 0,02 229 0,02 112

235 7,04x108 1,05 10300 0,74 6870 0,62 5870 0,13 1070

236 2,34x107 0,43 4224 0,54 4950 0,66 6240 0,05 255

238 4,47x109 98,4 941000 98,7 929000 98,7 911000 99,8 886000

Pu

238 87,7 1,8 166 2,9 334 4,5 590 3,9 2390

239 24100 58,3 5680 52,1 5900 48,9 6360 37,7 23100

240 6560 22,7 2214 24,3 2760 24,5 3180 32 19600

241 14,4 12,2 1187 12,9 1460 12,6 1640 14,5 8920

242 3,75x105 5,0 490 7,8 884 9,5 1230 11,9 7300

*kezdeti tömeg



8. animáció

Hasadványoknak a hűtési idő függvényében történő összetétel-változását mutatja

a 8. hangos animáció.

A jelenleg üzemelő könnyűvizes atomerőművekből kikerülő kiégett, tárolt fűtőelemek mennyisége

folyamatosan növekszik, és nő a kiégett fűtőelemekben található értékes hasadóanyag-tartalom

visszanyerésére, a reprocesszálásra az igény (10.6. ábra).

10.6. ábra: Tárolt és reprocesszált fűtőelemek

A reaktorokból kikerülő kiégett fűtőelemek fontosabb tulajdonságai a következők:

Reaktivitásuk lecsökkent a 235U tartalom elhasadása révén, és a frissen keletkezett plutónium

(239Pu) hasadóanyag csak részben kompenzálja ezt a fogyást. A hasadással keletkezett

neutronelnyelő anyagok felhalmozódása lehetetlenné teszi a láncreakció megfelelő folytatását.

Szerkezeti szilárdságuk valamelyest csökkent a sugárzás és a hő hatására.

A fűtőelemrudakban felhalmozódott gáz halmazállapotú hasadási termékek megnövelik

bennük a nyomást.

A fűtőelemek eredeti 238U tartalma csak kismértékben csökkent.

A kisebb mennyiségben keletkező transzuránok (Np, Am, Cm) mennyisége arányos a

reaktorban töltött idővel.

A kiégett fűtőelemekben folytatódik a hasadási termékek és a transzuránok bomlása és a

bomlási hő fejlődése.

A kiégett fűtőelemekben felhalmozódott hasadásienergia-termelő potenciál sokkal több, mint

a kiégésig termelt energia.



A frissen kiemelt kiégett fűtőelem néhányszor tíz kilowatt hőt termel. Az első évben a rövid

élettartamú radioaktív izotópok elbomlása következtében a hőtermelés a kezdeti érték századrészére

csökken, ezután a csökkenés a 2.–5. évben további ötszörös, az 5.–10. évek között pedig 40%-os. Az

első évben a kiégett fűtőelem hőtermelésében négy radioaktív izotóp dominál: 106Ru, 144Ce, 137Cs és 134Cs, illetve ezek rövid felezési idejű leányelemei.

Kiégett fűtőelemek tárolása

A kiégett fűtőelemek tárolásánál három feltételt kell biztosítani:

1. a kiégett fűtőelemet megfelelő módon hűteni kell a bomlási hő eltávolítására,

2. a kiégett fűtőelemekből kilépő sugárzást megfelelő módon árnyékolni kell sugárvédelmi és

dozimetriai okokból és

3. meg kell akadályozni a kiégett fűtőelemekben a láncreakció újbóli beindulását, nem kerülhet-

nek kritikus állapotba.

A reaktorból kiemelt fűtőelemeket egy vízzel töltött medencében tárolják. A víz hűti a fűtőele-

meket, árnyékolja sugárzásukat és a nemesgáz hasadási termékek kivételével visszatartja a szivárgás-

sal kikerült radioaktív izotópokat. A pihentető medence geometriai kialakítása és a kiégett kazettákat

tartó rekeszekben vagy a vízben lévő neutronabszorberek (bór, hafnium, kadmium) megakadályozzák

a kritikus állapot kialakulását. A pihentető medence vizét szivattyúval forgatják hőcserélőkön és

víztisztító ioncserélő oszlopokon keresztül, hűtés és a radioaktív izotópok és egyéb szennyeződések

eltávolítása céljából. A bepárlódásból előálló vízveszteséget pótolják. A hűtő- és tisztítórendszer

megfelelő működése különösen fontos a fűtőelemcsere idején a cserét követő időszakban. A legtöbb

reaktorban ugyanis a fűtőelemcsere során a teljes töltetet átemelik a pihentető medencébe, és ott

végzik el a szükséges cserét. Az USA előírásai szerint a reaktorból kikerülő kiégett fűtőelemkötegeket

legalább egy évig vizes pihentető medencében kell tárolni, mielőtt száraz tárolóba szállítanák. Egy év

eltelte után a kiégett fűtőelemkötegek aktív hűtéssel szállíthatók. Aktív hűtés a kiemeléstől számított

mintegy három évig szükséges. Ha a pihentető medence megtelt, a régebbi, kisebb hőteljesítményű

fűtőelemeket másik pihentető medencébe vagy száraz tárolóba szállítják. Egy kiégettfűtőelem-szállító

konténert és kapszulát a 10.7. ábra, egy száraz tároló metszetét pedig a 10.8. ábra mutatja.

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

10.8. ábra: Száraz tároló metszete



A száraz tároló fejlődött hője légáramlással és hősugárzással távozik. A száraz tároló árnyékolja a

nagy hatótávolságú sugárzásokat, a kritikus állapot elkerülését megfelelő geometria kialakításával és a

tárolt fűtőelemkötegek között elhelyezett neutronabszorberekkel biztosítják. Az ipari gyakorlat szerint

a kiégett fűtőelemek száraz tárolóban történő tárolását csak öt év pihentető medencében végzett hűtés

után kezdik meg.

A kiégett fűtőelemek nedves és száraz tárolását döntően az erőművek telephelyén végzik. A

tárolók kialakítása és szerkezete az erőmű típusától, a kiégettfűtőelem-tároló korától és a száraz

tárolók típusától függ. Fontos a vizes pihentető medencékben a megfelelő vízszint biztosítása, mert

lecsökkent vízszint esetén az elégtelen hűtés miatt megnövekszik a fűtőelemkötegek hőmérséklete és

megindul a burkolatot képező cirkóniumötvözetek oxidációja. Levegő és gőz jelenlétében a következő

exoterm reakciók mennek végbe, és az utóbbi reakcióban hidrogén gáz is fejlődik:

Ezek a reakciók magas hőmérsékleten autokatalitikusak, önfenntartók, víz alatt nem mennek

végbe. Hűtés hiányában cirkóniumburkolati tüzet okozhatnak, a túlhevülő fűtőelemcsövek felszakad-

hatnak, és az illékony radioaktív izotópok kiszabadulhatnak. Emellett 1800 C fölött a cirkónium-

burkolat reakcióba lép az urán-oxid-tabletták anyagával, egy cirkónium-urán-oxid alapú komplex

olvadékfázis keletkezik.

A kiégett fűtőelemek további sorsa jelenleg a hosszú időtartamú tárolás és az értékes hasa-

dóanyagok kinyerése, az újrafeldolgozás lehet. A hosszú időtartamú tárolás jellemzői a következők:

kisebb a költsége a reprocesszálásnál,

kicsi a biztonsági kockázata,

nem bolygatja meg a plutóniumkészletet, és a tárolási idő során csökken a plutónium alapú

atomfegyver előállítási valószínűsége,

minimális másodlagos radioaktív hulladékot termel,

de csak a fűtőelemben lévő potenciális hasadási energia maximum 1%-át hasznosítja.

Az újrafeldolgozás, reprocesszálás jellemzői a következők:

kémiai technológiai eljárásokat alkalmaz,

jó hatásfokkal elkülöníti a hasadó és szaporító anyagokat további hasznosítás céljából,

csökkenti a nagy aktivitású hulladék térfogatát, de több kis és közepes aktivitású hulladékot

termel,

műveletei során nagy a dóziskockázat és a sugárveszély,

lehetővé teszi az uránalapú fűtőelemek hasadóanyagainak 50–100%-os recirkulációját, de

gyors szaporító reaktorok nélkül csak 15–30%-kal nő a hasznosítható hasadóanyag

mennyisége.

10.1. Nagy aktivitású hulladékok átmeneti tárolása

A radioaktív hulladék végső elhelyezésének problémája az egyik fő oka annak, hogy az egyébként

környezetbarát atomenergia-felhasználást a kritika éri. A fő kifogás a radioaktív hulladékok átmeneti

és végső elhelyezésének körülményeivel, az emberi léptékben szinte végtelen tárolási idővel, a tárolás

hosszú távú biztonságával kapcsolatos. Bár a radioaktív hulladékok mennyisége (térfogata) sokkal

kisebb más hulladékokénál, de az egyéb hulladékoknál gyakran veszélyesebbek. Ezért a radioaktív

hulladékok kezelése és elhelyezése hosszú távú stratégiát igényel, a megfelelő kezelés és elhelyezés

technológiáit nagyon gondosan kell kidolgozni és nem szabad elsietni. Ezért a radioaktív hulladékok

legkisebb térfogatot képviselő, de legveszélyesebb csoportját, a nagy aktivitású radioaktív hulladékok

zömét világszerte 40–50 évig átmeneti tárolókban őrzik, a megfelelő végső kezelő és temető

technológiák kidolgozásáig. A megfelelő technológiák fejlesztése folyamatos, elég csak a radioaktív

hulladékok őrzési idejét drasztikusan csökkenteni képes transzmutációs eljárásra utalnunk.

A nagy aktivitású radioaktív hulladékok túlnyomó többsége a nukleáris energiatermelő ciklus

második felében (back end) a reaktorokban használt fűtőelem, szabályozó rudak stb. formájában



keletkezik. Egy 600 MWe teljesítményű német reaktor fűtőelemciklusában 33 t urán-oxid fűtőelem

használatához szükséges nyersanyag és a keletkezett hulladékok mennyiségét foglalja össze a 10.3.

táblázat.

10.3. táblázat: Egy 600 MWe teljesítményű reaktor töltetének nyersanyagszükséglete és hulladékai

Egy 600 MWe teljesítményű reaktor (Biblis A, 33 t fűtőelemtöltet) üzemanyagciklusa és a hulladékok

Kiindulási anyag Eredmény Hulladék *

1 440.000 t Uránérc/kőzetpor 40.000 t Uránérc 400.000 t Poralakú kőzet

2 40.000 t Uránérc 400 t U3O8 39.600 t Iszap

3 400 t U3O8 220 t Hex 180 t Atomhulladék

4 220 t Hex 33 t Dúsított

Hex

187 t kimerült UF6

5 33 t dúsított Hex 33 t Fűtőelem 70 hordó Kis aktivitású

hulladék

6 33 t Fűtőelem 33 t Kiégett

fűtőelem

1.300 hordó Kis aktivitású

hulladék

90 - 110 hordó Közepes aktivitású

hulladék

7 33 t Kiégett fűtőelem 28 t UNH 30 ESB Nagy aktivitású

hulladék

1 t MOX 600 hordó Közepes aktivitású

hulladék

300 hordó Kis aktivitású

hulladék

1 - uránérc kitermelés, 2 - ércfeldolgozás, 3 - konverzió, 4 - dúsítás, 5 - fűtőelemgyártás, 6 - atomerőmű,

7 - reprocesszálás, Hex-UF6, UNH-uranil-nitrát, ESB-rozsdamentes acéltok, MOX-vegyes-oxid fűtőelem,

*- 5, 6, 7 folyamtoknál további hulladékmennyiség keletkezik.

A reaktorokból kikerülő kiégett fűtőelemek további sorsa országonként változó. Hazánkban a

kiégett fűtőelemeket korábban visszaszállították a Szovjetunióba, majd Oroszországba (1989–1998

között 2331 db kiégett üzemanyagköteg került vissza). A rendszerváltás után az orosz fél már nem

vesz át több kiégett fűtőelemet, így azok átmeneti tárolására meg kellett építeni Pakson, az erőmű

területén a Kiégett Kazetták Átmeneti Tárolóját (KKÁT). Az egyéb nagy aktivitású hulladékok

elhelyezésére az atomerőműben egy a leszerelésig üzemelő csöves típusú 223 m3 tárolókapacitású

átmeneti tárolót is üzemeltetnek. Ebbe évente mintegy 5 m3 nagyaktivitású szilárd hulladék kerül. A

KKÁT egy angol licenc alapján épített MVDS-típusú száraz, modulárisan bővíthető átmeneti tároló,

melybe évente 372 db kiégett fűtőelemköteg kerül. Az erőmű üzemideje (30 év) lejártáig várhatóan

11128 db kiégett fűtőelemköteg kerül itt átmeneti tárolásra – előreláthatólag 2047-ig. A KKÁT

látképét a 10.9. ábrán, szerkezeti metszetét és a bővítéseket a 10.10. ábrán mutatjuk be.



10.9. ábra: A paksi KKÁT látképe

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

10.2. A radioaktív hulladék végleges elhelyezése

A radioaktív hulladékok elhelyezése végleges vagy átmeneti lehet. A kötelező előírások a tárolók

tervezésére és működésére többszörös mérnöki gátakat írnak elő. Ezek alapja, hogy megbecsülik a

radioaktivitás terjedését a mérnöki gátakon keresztül, majd a tároló természeti környezetében (kőzetek,

talaj, talajvíz, biológiai rendszerek), illetve megvizsgálják a potenciális sugárterhelés veszélyét

(honnan, milyen izotóp, milyen kémiai formában és mekkora mennyiségben juthat el az emberekhez).

A nagy aktivitású hulladékokat jelenleg átmeneti tárolókban helyezik el. Végleges tárolók még

nincsenek, csak kísérletek folynak, eddig gránit alapú kőzeteket, valamint sóbányákat vizsgáltak meg.

Az átmeneti tárolók ún. száraz vagy nedves tároló csoportokba oszthatók. A száraz tárolók levegő-

(gáz-) hűtésűek, a nedves tárolók pedig vízhűtésűek (ebben az esetben a víz jelenléte veszélyt jelenthet

a láncreakció kockázata miatt).

A száraz tárolók kiépítése lehet különálló blokkos (cask), illetve boltozatos, sírkamraszerű (vault)

rendszerű. A „cask” típusú tároló előnye, hogy kis különálló blokkokba helyezik el a kiégett fűtő-

elemeket, ezért például földrengés esetén nem omolhat rá a tárolóépület, és könnyen biztosítható a

hűtésük, passzív módon.



A „vault” típusnál egy épület veszi körül a tárolót. Földrengés esetén ez a típus kockázatosabb,

mert a ráomlott épület miatt megszűnhet a szellőzése. Pszichológiai okokból viszont ez a megoldás

kedvezőbb, és ezért ez az elterjedtebb megoldás. Néhány felszín közeli száraz tároló metszeti rajzát

mutatjuk be a 10.11. ábrán.

10.11./a ábra: Sírkamraszerű föld feletti tároló

(vault)

10.11./b ábra: Föld alatti sírkamraszerű

betontároló (vault)

10.11./c ábra: Földdel borított betontároló

(cask)

10.11./d ábra: Föld alatti moduláris betontároló

(cask)

10.11./e ábra: Keskeny árokjellegű tároló (cask)

A radioaktív hulladékok tárolóinak megépítéséhez dolgozták ki az ún. mérnöki gátak elvét. A

mérnöki gátak (többfokozatú akadály) elvét alkalmazzák a radioaktív hulladékok tárolóinak

kialakításakor. Ezt az elvet foglalja össze a 10.12. ábra.



10.12. ábra: A mérnöki gátak elve

Számos országban épült kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok számára tároló. A

legnagyobb kis aktivitású felszíni tároló Franciaországban, La Hage-nál (106 m3 kapacitás) található. A

második legnagyobb tároló Angliában, Sellafield környékén létesült (8*105 m3). A sellafieldi tároló

aknaszerűen (trench) van a felszín közelében elhelyezve.

Nagy aktivitású radioaktív hulladékok elhelyezésére végleges tárolók tervei készülnek az

Amerikai Egyesült Államokban, a Yucca hegységben, és Carlsbadban egy sivatagban. Németország

tervezett végleges tárolója Morslebenben lenne, egy sólencsében. Az USA-ban megépített Yucca-

hegységbeli tároló metszeti rajzát a 10.13.-10.14. ábrákon mutatjuk be.

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



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

A nagy aktivitású kiégett fűtőelemek mély geológiai környezetben történő tárolásának svéd

modelljét a 10.15. ábra szemlélteti.

10.15. ábra: Kiégett fűtőelemek tárolásának svéd modellje

10.3. Kiégett fűtőelemek feldolgozása (reprocesszálás)

A 6. fejezetben már részben tárgyaltuk a kiégett fűtőelemek újrafeldolgozásának, a reprocesszálásnak

a szükségességét, legfontosabb jellemzőit és eredményeit. Ebben a fejezetben röviden ismertetjük

néhány fontosabb eljárás jellemzőit és a legismertebb nedves reprocesszáló eljárást, a PUREX-eljárást

Üzemelő atomreaktorok fűtőelemeiben két fő folyamat megy végbe:

1. Neutronok hatására az 235U magok hasadnak, és energiakibocsátás, neutronkibocsátás mellett

radioaktív hasadványmagokat képeznek, melyek e folyamat hulladékai.

2. A neutronok ütköznek az 238U és 235U magokkal is. Az 238U izotóp termikus neutronok

hatására nem hasad, hanem neutronbefogás, majd két rövid bétabéta-bomlás után egy teljesen



új hasadóképes magot, a 239Pu magot hozza létre. Neutronbefogás révén további transzurán

izotópok keletkeznek.

Így a kiégett fűtőelemben három fő komponens található:

még el nem hasadt 235U és még el nem reagált 238U magok >95%,

frissen keletkezett 239Pu új hasadóanyag (és más transzuránok) ~1,3%,

hasadási termékmagok (az 235U és 239Pu hasadásából) ~3,2%.

Egy könnyűvizes atomerőmű fűtőelem-összetételének változását mutatja a következő 10.16. ábra.

10.16. ábra: Könnyűvizes reaktor fűtőelemében bekövetkező változások

A reprocesszálás tulajdonképpen ezen három komponens különválasztását jelenti.

Az alapvető folyamat az urán, plutónium és a hasadványtermékék egymástól való elválasztása,

amely rendszerint két lépésre bontható:

1. a kiégett fűtőelem mechanikai vagy kémiai bontása,

2. a kiégett fűtőanyag kémiai elválasztása.

A fűtőelem-pasztillák oldásához szükséges a fűtőelemek szétszerelése. A fűtőelemköteg végeit

eltávolítják, majd a fűtőelemrudakat mechanikusan vagy lézer késsel 3–3,3 cm-es darabokra vágják

vagy törik. A darabolás közben az illékony radioaktív gázok kijutnak a fűtőelemből és a gázkezelő

rendszer a jódokat nátrium-hidroxid-oldattal és ezüsttel kezelt szorbens töltettel köti meg.

Az első lépés lényegében a fűtőanyagok kémiai feldolgozását segíti. A fűtőelemeket rendszerint

nagy tisztaságú alumínium- vagy cirkóniumötvözet vagy ötvözött acélköpeny veszi körül. Az

alumínium oldására 5 mol/l nátrium-hidroxidot vagy kénsav és salétromsav elegyét, vagy a Sulfex-

eljárás esetén kénsav és hidrogénfluorid elegyét használják. Ha a fűtőelemek védőköpenye ötvözött

acélból készült, az oldáshoz tömény kénsavat vagy királyvizet /Darex-eljárás/, esetenként

ammóniumfluoridot tartalmazó ammónium-nitrát oldatot alkalmaznak. A cirkóniumötvözet-burkolatú

fűtőelemdarabokat tömény salétromsavban oldják fel.

A védőköpeny oldása után a fűtőanyag feldolgozása következik. A feldolgozás ioncserés, extrak-

ciós és csapadékképzéses elválasztási eljárásokon alapulhat. Ezt megelőzően a kiégett fűtőanyagot és

a reakciótermékeket tömény salétromsavval oldatba viszik.

Az ioncserés eljárások kevésbé terjedtek el, mert az ioncserélő gyanták a rendkívül nagy aktivi-

tások miatt kémiai károsodást szenvedhetnek, emellett a víz radiolízise folytán bekövetkező gázkép-

ződés az ioncserélő oszlopok zavartalan üzemét veszélyezteti.

A csapadékképződésen alapuló elválasztások legrégebbi módszere a bizmut-foszfátos módszer,

amelynél a plutóniumot csapadékba viszik, az urán és a hasadványtermékek viszont oldatban

maradnak. Ezt az eljárást részletesen a 6. fejezetben ismertettük. A bizmut-szulfátos koprecipitálás

többszöri megismétlésével és lantán-fluoridos lecsapással kiegészítve a keletkező plutónium mintegy

95%-os hozammal különíthető el. Bár ez a módszer a plutónium kinyerésére megfelelőnek mondható,

az urán és hasadványok elválasztására nem alkalmas. Ezért elterjedtebbek az extrakciós eljárások.



Az extrakciós eljárások három fő csoportba sorolhatók:

1. Sóolvadékkal végzett extrakció.

2. Fémolvadékokkal végzett extrakció.

3. „Hagyományos” extrakció.

A fűtőanyagokat magnéziumklorid-olvadékkal extrahálva a keletkezett plutónium mintegy

90 %-a a sóolvadék-fázisba vihető, magnézium, ill. ezüst olvadékkal az elválasztás kevésbé éles,

azonban a berendezések korróziós igénybevétele lényegesen kisebb.

A hagyományos extrakciós eljárások általában három lépésre bonthatók:

1. Az U6+ és Pu6+ extrakciója a szerves fázisba, a hasadványok a vizes /savas/ fázisban maradnak.

2. A Pu6+ redukciója után a plutónium és urán elválasztása, a Pu3+ a vizes fázisba kerül.

3. Az urán re-extrakciója és a plutónium végső tisztítása.

A Redox-eljárásnál szolvensként hexont (metil-izobutil-ketont) alkalmaznak. Kisózó anyagként

alumínium-nitrát szolgál, a plutónium oxidációját nátrium-dikromáttal, redukcióját vas- /II/ szulfa-

máttal végzik. Az alumínium-nitrát azáltal fejti ki hatását, hogy a vizes fázisban az extrahálandó anyag

aktivitási koefficiensét növeli, ugyanakkor a szabad víz koncentrációját nem extraháló akva- és/vagy

hidroxokomplex kialakításával csökkenti.

A salétromsavas oldatban először a különböző (3+ – 6+) vegyérték állapotú plutóniumot

egységesen dikromáttal Pu6+ ionokká oxidálják, majd alumínium-nitrátot adnak az oldathoz, és ezt

extrahálják hexonnal. A Pu6+ és U6+ a szerves fázisban dúsul fel, a hasadványtermékek a vizes fázisban

maradnak. A szerves fázist ezután Al/NO3/3 és Fe/SO3NH2/2 tartalmú oldattal kezelik, amely során a

Pu6+-Pu3+ redukció eredményeképpen a plutónium kimosható a szerves fázisból. Az urán

reextrakcióját hígított salétromsavval végzik. Az eljárás alapvetően szelektív, de a hasadványtermékek

egy része is extrahálódik (ruténium). Nagyobb gondot a hexon tűzveszélyessége okoz.

A Butex-eljárás extraháló szerként dibutil-karbitolt, kisózó anyagként pedig salétromsavat és

ammónium-nitrátot alkalmaz. A Butex-eljárás előnye: a hasadványtermékek továbbfeldolgozása

egyszerűbb, mert nem kell a Redox-eljárásnál adagolt nagy mennyiségű alumínium-nitrát elkülöní-

téséről gondoskodni.

A reprocesszáló üzemek alapvetően, legelterjedtebben a Purex-eljárást alkalmazzák. Az eljárást

1949-ben a Knolls Atomic Power Lab javasolta az USA-ban, és 1950–52 között Oak Ridge-ben

tesztelték. Savannah Riverben (F-canyon 1954, F-canyon 1955) plutóniumtermelő üzemet létesítettek,

1956-ban Hanfordban a Redox-technológiát váltotta fel.

Kisózó anyagként itt is a salétromsav szolgál, extraháló szerként viszont petróleum-finomít-

ványban oldott (30%) tributil-foszfátot alkalmaznak. A különböző eljárások elsősorban a tributil-

foszfát-koncentrációban és az extrakciós oszlopok számában különböznek egymástól. Több olyan

megoldás ismert, amelyek a plutóniumon kívül egyéb transzuránok elkülönítését is lehetővé teszik. A

PUREX-eljárás (plutónium-urán-extrakció) teljes és az elválasztó műveletek egyszerűsített sémája

látható a következő 10.17. és 10.18. ábrákon.



10.17. ábra: A PUREX-reprocesszálás folyamatábrája

10.18. ábra: A PUREX-reprocesszálás elválasztási lépései

A kiégett fűtőelemek újrafeldolgozására (reprocesszálására) alkalmazott Purex-technológia első

lépésében az átlagosan öt évig pihentetett kiégett fűtőelemkötegeket a reprcocesszáló műben

szétszerelik, a fűtőelemrudakat mechanikusan vagy lézerrel szétvágják, és a zárt csövekből kiszaba-

duló radioaktív gáz, illékony komponenseket (jódgőzök nemesgázok, RuO4), a nemesgázok kivéte-

lével adszorpciós úton megkötik. A nemesgázok közül csak a 85Kr kerül ki a környezetbe.

Ezután a fűtőelem-pasztillákat 7 mol/l salétromsavban feloldják, és a keletkezett oldatot centrifu-

gálással és szűréssel derítik. Az oldás során az oldat tipikus összetétele: 250 g/l U6+, 2,5 g/l Pu4+, 9 g/l



hasadási termék, 7,4 TBq béta- és gamma-sugárzó radioaktív izotóp, 69,2 GBq/l alfa-sugárzó radio-

aktív izotóp. A fűtőelemben lévő hasadási termékek egy része (Pd, Rh, Ru, Mo) és a hozzájuk tapadt

plutónium nem oldódik fel. Az oldás során a kritikus állapotot az oldó berendezés geometriájának

megfelelő kialakításával kerülik el.

Ezután az urán és plutónium hasadóanyag-izotópokat kerozinban oldott tributil-foszfát (TBF)

szerves extrahálószerrel szerves fázisba extrahálják, míg a hulladékot képező hasadási termékek (HT)

a vizes fázisban maradnak. A keletkezett nitrogén-oxid-tartalmú gázokat recirkulálják. Folyamatos

salétromsavas oldó berendezést mutat a 10.19. ábra.

10.19. ábra: Folyamatos salétromsavas fűtőelem-oldó berendezés

A TBF (angolul TBP) tömény salétromsav-oldatban erős komplexet képez az urán(VI) és

plutónium(IV) nitrátjaival a következő reakciók szerint.

Ezután a szerves fázisba került plutónium(IV) ionjait hidrazin vagy hidroxilamin-nitrát redukáló-

szerrel plutónium(III) formává redukálják, mely során a plutónium-TBF-komplex elbomlik, és a

plutónium újra vizes fázisba kerül, míg az uránkomplexben lévő urán(VI)-ionok nem redukálódnak és

komplexként maradnak a szerves fázisban. Ezt követően az urán- és a plutóniumtartalmú

folyadékáramokat külön kezelik. A szerves fázisban lévő uránkomplexet híg salétromsav hozzá-

adásával megbontják (a komplex csak tömény salétromsavas oldat esetén stabil), és reextrakcióval az

urán újra vizes fázisba kerül. A híg savas uranil-nitrát-oldatot bepárolják, majd 400 C-on UO3 oxiddá

alakítják, végül hidrogén atmoszférában 700 C-on UO2 oxiddá redukálják. A Pu(III) vizes oldatát

salétromos savval Pu(IV)-ionná oxidálják, majd oxálsavval lecsapják. A plutónium-oxalát 300 C-on

végzett hevítésével PuO2 oxidhoz jutnak. A Purex-eljárással néhány transzurán (Am, Cm, Np) nem

választható el a salétromsavas oldatból, ezekre további kiegészítő elválasztási eljárásokat dolgoztak ki.

Az urán, a plutónium és egyéb transzurán megoszlási hányadosait mutatja a következő 10.20. ábra a

salétromsav koncentráció függvényében.



10.20. ábra: Az urán, a plutónium és egyéb transzurán megoszlási hányadosai a salétromsav

koncentráció függvényében.

Az ábra jól mutatja, hogy az urán(VI)- és a Pu(IV)-értékű ionjai stabil komplexeket képeznek a

TBF-vegyülettel 2-3 mol/l salétromsav-koncentráció fölött, és hígabb salétromsavoldatban a

komplexek megbomlanak, és az ionok újra vizes fázisba kerülnek.

A gáz halmazállapotú hulladékok mellett keletkeznek szilárd hulladékok, így a felületre „égett”

radioaktív anyagokat tartalmazó, préseléssel tömörített fűtőelem-burkolatok, az oldáskor fel nem

oldódott hasadási termékek, a gázcsapdák töltetei, a folyadékokból kiülepedett iszapok és a

tisztításhoz felhasznált ioncserélő gyanták. A folyékony hulladékok közül a legjelentősebb az első

extrakciós lépésben elválasztott salétromsavas raffinátum vizes oldata (hívják angolul nagy aktivitású

hulladéknak, HLW-High Level Waste-nek is). A nagy aktivitású savas oldat radioaktivitását

üvegesítéssel szilárdítják és zárják mátrixba, a kis és közepes aktivitású hulladékokat pedig cemen-

tezéssel, műanyagba ágyazással kezelik temetés előtt.

Jelenleg az USA kivételével Franciaországban, Angliában, Japánban és Oroszországban üzemel-

nek Purex-technológiát alkalmazó reprocesszáló üzemek. A technológia előnyei:

folyamatos üzemű technológia, nagy kapacitással,

alkalmazásával nagy tisztaság és szelektivitás érhető el az elválasztásokban,

az oldószerek reciklizálhatók és a hulladékok mennyisége minimalizálható.

Hátrányai:

az extrahálószer-oldószer-rendszer hidrolízissel és radiolízissel bomlik,

az eljárás híg oldatokkal dolgozik és nagy tartályokat igényel,

a keletkezett nagy aktivitású radioaktív hulladékok kezelése problémás,

jelentős mennyiségű plutónium-oxid keletkezik, melynek biztonságos felhasználása még nem

megoldott.

A reprocesszálás termékei

Urán (UO2) 0,6% 235U és 99,4% 238U ,

Plutónium (PuO2).

o Egyéb aktinidák: amerícium (a fő hosszú élettartamú hőforrás), neptúnium (a fő

sugárforrás), kűrium.

o Hasadási termékek.

o 90Sr, 137Cs (a tárolás első 50 évében nagy mennyiségű hőt termelnek, szelektív elvá-

lasztással csökkenthető a tárolási térfogat).



129I,99 Tc (mozgékony izotópok, a geológiai akadályokon könnyen átjutnak, a bioszféra

mesterséges radioaktivitásának fő forrásai).

A PUREX-technológia anyagmérlegét foglalja össze a 10.21. ábra.

10.21. ábra: A PUREX-technológia anyagmérlege

A PUREX-technológia kockázatai – kritikusság

A technológia kritikusságát több paraméter befolyásolja:

a hasadóanyagok jelenléte (235U, 233U, 239Pu),

a hasadóanyag-tartalmat hígító szaporítóanyagok (238U, 232Th, 240Pu) aránya,

a hasadóanyagok mennyisége,

a geometria,

a neutronmoderátorok jelenléte,

a neutronreflektorok jelenléte,

a neutronabszorberek jelenléte.

A kritikusság néhány egyedi paraméterértékét foglalja össze homogén oldatokra a következő 10.4.

táblázat.

10.4. táblázat: Kritikusság egyedi paraméterei hasadóanyagokra

Paraméter 235U 233U 239Pu

hasadóanyag tömege (g) 760 550 510

oldat hengeres átmérője (cm) 13,9 11,5 15,7

hengeres oldat magassága (cm) 4,6 3,0 5,8

Oldat térfogata (dm3) 5,8 3,5 7,7

hasadóanyag koncentrációja (g/dm3) 11,5 10,8 7,0

a hasadóanyag felületi sűrűsége (g/cm2) 0,4 0,35 0,25 235U dúsítási foka (%) 1,0 - -

Sajnos az elmúlt 35 évben számos baleset következett be a kiégett fűtőelemeket feldolgozó

reprocesszáló művekben. Ezek közül ismertetjük röviden néhány kritikussági baleset lefolyását

reprocesszáló üzemekben:



1953, Mayak, Szovjetúnió. Eljárási hiba miatt 842 g plutónium (nitrátként) halmozódott föl

egy tartályban és a beinduló láncreakció forrásba hozta.

1957, Mayak, Szovjetúnió. Egy forró kamrában uránt választottak le oldatból, és a csapadék a

szűrőn összegyűlt. A szűrőedény kihasasodott, gáz, csapadék és oldat került ki a forró

kamrába.

1958, Mayak, Szovjetúnió. Kritikussági vizsgálatokat végeztek 90%-os dúsítású uranil-nitrát-

oldattal egy 400 literes edényben, melyből a kísérletek végén az oldatot leengedték kedvező

geometriájú 6 literes edényekbe. Az operátorok néhány kísérlet után a 400 literes tartály

csapját megnyitották és megemelték, hogy gyorsítva az ürítést közvetlenül tölthessék tartalmát

az edényekbe. Az operátorok közelsége (3 fő) elegendő neutront reflektált a tartályba vissza,

hogy a láncreakció beinduljon, és fényvillanás után 5 méter magasra csapott ki a felforrt

folyadékoszlop a tartályból.

1958, Oak Ridge, USA. Egy 93%-os dúsítású uranil-nitrát-oldatot tartalmazó tartály lyukas

volt és szivárgott. Egy mellette levő tartályból engedtek oldatot egy 200 literes hordóba,

miközben a lyukas tartályból is folyt bele az oldat. Sárgásbarna füst szállt fel és kék fény

villant.

1959, Idaho, USA. Légkeverős tartályokban lévő erősen dúsított uranil-nitrát-oldatból 200

liter egy 600 liter vizet tartalmazó tartályba folyt bele és 20 perces láncreakciót okozott.

1962, Hanford, USA. Szelepek nem megfelelő működése miatt szuperkritikus mennyiségű

plutóniumoldat került egy tartályba, és 37,5 óráig folytatódott a láncreakció. Az oldatból

kicsapódó plutóniumcsapadék következtében a láncreakció leállt.

1968, Mayak, Szovjetúnió. Plutóniumoldatot öntöttek egy nagy tartályból egy üvegedénnyel

egy rozsdamentes acéltartályba. A második öntés során kritikus állapotba került az oldat.

1978, Idaho, USA. Az extrakciós ciklus első lépésében folyamatosan víz folyt az extrahált

oldathoz, a szerves komplex részben megbomlott, és folyamatosan nagy dúsítású urán vált ki a

vizes fázisban. Egy hónap üzem után a megnövekedett uránkoncentráció elérte a kritikus

szintet.

1999, Tokai Mura, Japán. Három operátor 18,1% dúsítású urán-oxidot oldott salétromsavban

egy tartályban. A tartály geometriája nem volt alkalmas (szélesebb volt az előírtnál), és a

hetedik uránadag hozzáadásakor kritikusság lépett föl.

A kritikussági veszélyeken kívül a TBF salétromsav hatására bekövetkező bomlásakor keletkező

„vörös olaj” robbanásveszélye is komoly kockázatot jelent. A robbanásveszély elhárítható a

hőmérséklet szabályozásával (t<130 C), szellőztetéssel, a vizes fázis TBF-tartalmának minimali-

zálásával és a salétromsavas oldat koncentrációjánal korlátozásával (c<10 mol/l).

Jelenleg a PUREX-technológiát úgy módosították, hogy a plutóniumfrakcióban kevés uránt is

benne hagynak, így az alkalmas vegyes-oxid- (MOX-) fűtőelemek gyártására.


Todd, T., Spent Nuclear Fuel Reprocessing, Idaho National Laboratory, Nuclear Regulatory Commission

Seminar, Rockville, USA, 2008

.

11. Radioaktív hulladékok keletkezése, kezelése és elhelyezése 135


11. RADIOAKTÍV HULLADÉKOK KELETKEZÉSE,

KEZELÉSE ÉS ELHELYEZÉSE

11.1. Radioaktív hulladékok osztályozása

Hulladék fogalma

„Hulladék az az anyag (elhasznált termék, maradvány, kiválasztott szennyező anyag, szennyezett,

kitermelt föld stb.), amely az ember termelő-fogyasztó tevékenysége folyamán keletkezik, és amelyet

az adott műszaki, gazdasági, társadalmi feltételek mellett tulajdonosa sem felhasználni, sem érté-

kesíteni nem tud, illetve nem kíván, és ezért kezeléséről – a környezet szennyezésének a megelőzése

érdekében – gondoskodni kell.”

Radioaktív hulladék fogalma

A radioaktív hulladékok fogalmát sokféleképpen megadhatjuk. Radioaktív hulladék az

atomtörvény 2. §-ának m) pontja szerint további felhasználásra már nem kerülő olyan radioaktív

anyag, amely sugárvédelmi jellemzők alapján nem kezelhető közönséges hulladékként. Más

megfogalmazás szerint „radioaktív hulladék minden olyan anyag, amely valamilyen tervezett nukleáris

tevékenység során keletkezik, és további felhasználására már nincs igény, ugyanakkor a benne lévő

radioizotópok koncentrációja meghaladja a környezetbe történő és biztonságosnak tekintett

felszabadítás, kibocsátás vagy kihelyezés (deponálás) határértékeit”.

Radioaktív hulladék alatt értendő tehát minden további felhasználásra már nem szánt, gazdasági,

szociális, oktatási, vagy kutatási tevékenységből származó radioaktív anyag. Így a kiégett fűtőelemek

nem tartoznak a radioaktív hulladékok közé, amíg végleges döntés nem születik arról, hogy az adott

ország már nem kívánja feldolgozni őket és felhasználni a bennük található értékes anyagokat.

Nyilvánvaló, hogy a hulladék és így a radioaktív hulladék besorolása hely- és időfüggő, adott

helyen ami radioaktív hulladéknak minősül, más helyen még esetleg felhasználható, adott idő eltelte

után a radioaktív hulladék esetenként átminősíthető kevésbé aktív vagy inaktív hulladékká.

A radioaktív hulladékok besorolása alapvetően a 47/2003 (VIII. 8.) EszCsM rendelet 2. számú

melléklete alapján történik. Kis és közepes aktivitású radioaktív hulladéknak minősül az a radioaktív

hulladék, amelyben a hőfejlődés az elhelyezés (és tárolás) során elhanyagolható.

Az MSZ 14344-1:2004 szabvány alapján rövid élettartamú az a kis és közepes aktivitású

radioaktív hulladék, amelyben a radionuklidok felezési ideje 30 év vagy annál rövidebb, és csak

korlátozott koncentrációban tartalmaz hosszú élettartamú alfa-sugárzó radionuklidokat (ez a

koncentráció 4000 Bq/g egy gyűjtőcsomagolás esetében, és 400 Bq/g a teljes hulladékmennyiségre

átlagolva).

Hosszú élettartamú az a kis és közepes aktivitású radioaktív hulladék, amelyben a radionuklidok

felezési ideje és/vagy az alfa-sugárzó radionuklidok koncentrációja meghaladja a rövid élettartamú

radioaktív hulladékokra vonatkozó határértékeket.

Nagy aktivitású az a radioaktív hulladék, amelynek hőtermelését a tárolás és elhelyezés tervezése

és üzemeltetés során figyelembe kell venni.

A radioaktív hulladékok csoportosítása történhet halmazállapot szerint, aktivitás-koncentráció

szerint, a göngyöleg felületétől adott távolságban (10 cm) mért levegőben elnyelt dózisteljesítmény

szerint, a radioaktív hulladékban előforduló radioaktív izotópok felezési ideje szerint. Mivel

valamennyi környezetünkben előforduló anyag tartalmaz radioaktív nuklidokat, ezért a radioaktív

hulladékok meghatározásánál meg kell adnunk egy olyan minimális mentességi aktivitást (MEA) vagy

aktivitás-koncentrációt (MEAK), amely érték meghaladása esetén már a környezettől elkülönítendő

radioaktív hulladékról beszélünk. Ez a minimális szint (vagy mentességi szint) az éves felvételi

korlátnak, ÉFEK-nek valahányad része. Az ÉFEK egy bizonyos radionuklid belégzés, lenyelés útján

vagy bőrön keresztül történő felvételének azon értéke, amely egy év alatt a vonatkozó dóziskorláttal

megegyező lekötött effektív dózist eredményez. Az ÉFEK-et aktivitás-egységekben adják meg.

http://www.rhk.hu/ismeret/ciklus/reproc.htm



Mentességi szintnek nevezzük az egyes radionuklidokra meghatározott azon mentességi aktivitás-,

illetve mentességi aktivitáskoncentráció-értékeket, amely alatt úgy tekintjük, hogy a hulladék már nem

jelent veszélyt környezetére nézve. A mentességi szintek megállapítására nincs általános szabály,

rendszerint külön táblázatokban adják meg az értékeket, izotóponként, aktivitásban és aktivitás-

koncentrációban is. Ilyen megadott értékeket a 23/1997. (VII. 18.) NM rendelet tartalmaz. Ezek

szerint a legkisebb mentességi szint 1 Bq/kg néhány alfa-sugárzó izotópra, tipikus értékei 10–1000

Bq/kg, legmagasabb értéke 106 Bq/kg a trícium esetében. Keverék esetén súlyozott összeggel

számítjuk. Néhány radioaktív izotóp rendeletből kigyűjtött mentességi határértékeit a következő 11.1.

táblázatban mutatjuk be.

11.1. táblázat: Mentességi határértékek néhány nuklidra

(Kivonat a 23/1997. (VII.18.) NM rendelet Mellékletéből Magyar Közlöny 1997/65 sz., 4773–4777 o.)

Radionuklid MEAK, Bq/g MEA, Bq Radionuklid MEAK, Bq/g MEA, Bq

H-3 1x106 1x109 Ra-226 1x101 1x104

C-14 1x104 1x107 Th-232 1x100 1x103

F-18 1x101 1x106 U-235 1x101 1x104

P-32 1x103 1x105 U-238 1x101 1x104

Cl-36 1x104 1x106 Utermészetes 1x100 1x103

K-40 1x102 1x106 Pu-238 1x100 1x104

Fe-59 1x101 1x106 Pu-239 1x100 1x104

Co-60 1x101 1x105 Pu-240 1x100 1x103

Kr-85 1x105 1x104 Pu-241 1x102 1x105

Sr/Y-90 1x102 1x104 Am-241 1x100 1x104

Tc-99 1x104 1x107 Cf-252 1x101 1x104

Ag-110m 1x101 1x106

I-129 1x102 1x105

I-131 1x102 1x106

Xe-135 1x103 1x1010

Cs-134 1x101 1x104

Cs-136 1x101 1x105

Cs-137 1x101 1x104

Po-210 1x101 1x104

Rn-222 1x101 1x108

http://www.rhk.hu/ismeret/osztaly/hulla1.htm

http://www.rhk.hu/ismeret/sugarzas/sug6.htm

http://www.rhk.hu/ismeret/sugarzas/sug6.htm



A rendelet táblázata 299 nuklidot tartalmaz, amelyek közül 31-nek összesen 100 leányeleme van

feltüntetve.

A mentességi szinthez kell viszonyítani az adott i-edik hulladék AKi aktivitás-koncentrációját

(Bq/g) a hulladékosztályba történő besoroláshoz. Ez a mentességi viszonyszám (MV) meghatározza a

tárolás körülményeit.

A hulladéktömeg teljes aktivitására is előírnak korlátozást: mentességi aktivitás, MEA, mérték-

egysége a Bq. A radioaktív hulladékot jellemző további fontos adat a HT fajlagos hőtermelés, mérték-

egysége a kW/m3.

Az alábbi 11.2. táblázat mutatja a fentiek szerint a radioaktív hulladékok besorolását és az

elhelyezés körülményeit.

11.2. táblázat: Radioaktív hulladékok besorolása (MSZ 14344-1:2004 szabv.)

Hulladékkategória Jellemzők Elhelyezés

1. Mentességi MV< 1 Nincs sugárvédelmi

korlátozás

2. Kis és közepes aktivitású MV > 1

HT < 2 kW/m3

2.a. Kis aktivitású MV V 3

2.b. Közepes aktivitású MV 103

2.1

Rövid élettartamú

kis és közepes aktivitású

T1/2 30 év

és a hosszú életű alfa-sugárzók

koncentrációja korlátozott: egyedi

hulladékcsomagra 4000 Bq/g, és a

telephelyre átlagolva 400 Bq/g

csomagonként

Felszíni

vagy

geológiai tároló

2.2

Hosszú életű

kis és közepes aktivitású

A hosszú életű radionuklidok

koncentrációja meghaladja a rövid

életű hulladékokra vonatkozó

határértéket

Geológiai tároló

3.

Nagy aktivitású

HT > 2 kW/m3

A hosszú életű radionuklidok

koncentrációja meghaladja a rövid

életű, kis és közepes aktivitású

hulladékokra vonatkozó korlátot

Geológiai tároló

Ha a radioaktív hulladék többfajta radioizotópot is tartalmaz, akkor az osztályozást a következők

szerint kell elvégezni (11.3. táblázat):

Mentességi viszonyszám: MV = i (AKi / MEAKi)



11.3. táblázat: Radioaktív hulladékok osztályozása

A rendelet szerint kis és közepes aktivitású radioaktív hulladéknak minősül az a radioaktív

hulladék, amelyben a hőfejlődés az elhelyezés (és tárolás) során elhanyagolható. Rövid élettartamú az

a kis és közepes aktivitású radioaktív hulladék, amelyben a radionuklidok felezési ideje 30 év vagy

annál rövidebb, és csak korlátozott koncentrációban tartalmaz hosszú élettartamú alfa-sugárzó

radionuklidokat (ez a koncentráció 4000 Bq/g egy gyűjtőcsomagolás esetében, és 400 Bq/g a teljes

hulladék mennyiségre átlagolva). Hosszú élettartamú az a kis és közepes aktivitású radioaktív

hulladék, amelyben a radionuklidok felezési ideje és/vagy az alfa-sugárzó radionuklidok koncentrá-

ciója meghaladja a rövid élettartamú radioaktív hulladékokra vonatkozó határértékeket. Nagy

aktivitású az a radioaktív hulladék, amelynek hőtermelését a tárolás és elhelyezés tervezése és

üzemeltetés során figyelembe kell venni.

A halmazállapot a végleges elhelyezést és az esetleges kikerülést a hulladék kémiai tulajdonságain

keresztül befolyásolhatja. Részben ezért is kell a biológiai hulladékot különválasztani, hiszen ebben

biológiai és kémiai folyamatok, változások egyaránt lejátszódhatnak elhelyezés után, jelentősen

megváltoztatva a kémiai tulajdonságokat. A másik három szempont magától értetődő. Már itt

hangsúlyozandó viszont, hogy a végleges elhelyezés és azt követően a környezet biztonsága

szempontjából a kis és közepes aktivitású, illetve a közepes és rövid felezési idejű hulladékokat

sorolhatjuk egy kategóriába; a nagy aktivitású vagy hosszú felezési idejűek külön speciális eljárást,

stratégiát igényelnek. Nyilvánvaló, hogy a különböző halmazállapotú, aktivitású, felezési idejű,

koncentrációjú és hőfejlesztő potenciálú radioaktív hulladékokat különböző módon kell kezelni,

tárolni és lerakni.

Radioaktív hulladékok keletkezhetnek:

– a nukleáris energetikában,

– az izotópelőállítás és -felhasználás során,

– az oktatásban, kutatásban,

– nukleáris balesetek során,

– nukleáris fegyverkezés következtében,

– ill. különböző okokból fel is dúsulhat a természetes radioaktivitás,

– az iparban,

– a gyógyászatban.

Jelenleg a radioaktív hulladékok döntő mennyisége a nukleáris energiatermelő ciklus (urán-

bányászattól a kiégett fűtőelemek kezeléséig) során keletkezik.

A Nemzetközi Atomenergia Ügynökség (IAEA) gyakorlata radioaktív hulladékokra négy kate-

góriát különböztet meg:



1. A kis aktivitású (low level wastes – LLW) hulladékok, amelyek csak elhanyagolhatóan kis

mennyiségben tartalmaznak hosszú élettartamú radionuklidokat. Ide sorolhatóak a különböző

ipari, gyógyászati, tudományos kutatási, illetve még az atomerőművi műveleteknél radioaktív

anyagokkal szennyezett eszközök, kesztyűk, rongyok, üvegek, papírok, szűrők is. Ezeknek

felszín közeli lerakókban való elhelyezése vagy sekély elföldelése ma széleskörűen elterjedt,

használt módszer.

2. A közepes aktivitású (intermediate level wastes – ILW) hulladékok, amelyek még kisebb

aktivitású szintűek és hőfejlesztési képességűek, mint a nagy aktivitású hulladékok. Kezelésük

és szállításuk során ezeket már megfelelő sugárvédelemmel kell ellátni. Ide tartoznak a

reaktorműveletekkel kapcsolatos vízkezelési gyanták, megszilárdult vegyi iszapok, zagyok,

berendezések és fémalkatrészek. E hulladékok kezelésekor már azok megfelelő stabilizálására

(térfogatcsökkentés, szilárdítás) van szükség. Megfelelő elhelyezésük, lerakásuk gyakorlatilag

ugyanaz, mint a kis aktivitású, első kategóriás anyagoké.

3. A nagy aktivitású (high level wastes – HLW) hulladékok, amelyek egyrészt maguk az

elhasznált fűtőelemek (ezeket nem is mindenki tekinti hulladéknak), valamint az ezekből urán

és plutónium visszanyerésére szolgáló reprocesszálási műveletek során keletkezett hulladékok.

Ezek transzurán elemeket, ill. erősen radioaktív és hőfejlesztő, nagy élettartamú hasadási

termékeket tartalmaznak. A folyékony HLW-anyagokat általában üvegmátrixba viszik, így

stabilizálják azokat. Végleges mélységi tárolásukig biztonságos időleges tárolást biztosító

köztes tárolókban helyezik el ezeket. Az újrafeldolgozásra még nem került reaktor-fűtőelemek

is HLW-kategóriásak.

4. Az α-sugárzó hulladékok: elég nagy élettartamú, leginkább az elhasznált fűtőelemek

reprocesszálásából és a keverékoxid-fűtőelemek előállításából származó α-sugárzó nukli-

dokkal szennyezett hulladékok. Ezeknek felszín közeli lerakása nem engedhető meg, hanem a

HLW-hulladékokhoz hasonlóan mélységi lerakókban tárolhatóak.

Ez a fajta kategorizálás számos államban használatos és elfogadott, de léteznek ettől eltérő, kissé

más alapállásból kiinduló, más körülményeket is figyelembe vevő csoportosítások. A franciáknál

három kategória ismeretes, míg az USA-szabályozás tagoltabb, öt kategóriát különböztet meg (nagy

aktivitású hulladékok, transzurán hulladékok, kis aktivitású hulladékok, uránércdúsítási hulladékok,

természetben előforduló vagy a gyorsítókban keletkezett radioaktív anyagok).

11.2. Hosszú felezési idejű nuklidok radioaktív hulladékokban

Mind a radioaktív hulladékok elhelyezése, mind a belőlük származó jövőbeli kockázat megítélése

tekintetében különleges szerepük van a hosszú felezési idejű nuklidoknak. Közülük azonban egyesek

felezési ideje több száz, több ezer vagy akár több millió év is lehet. Ezért elhelyezésük számos

speciális kérdést vet fel. A jelenleg egyetlen hazai radioaktívhulladék-tároló, a Püspökszilágyi RHFT

nyilvántartása és a Paksi Atomerőmű adatai alapján Magyarországon a hosszú felezési idejű radioaktív

hulladék a 11.4. táblázatban felsorolt hosszú felezési idejű izotópokat tartalmazza. Mint a táblázatból

látható, e hosszú felezési idejű izotópok főleg alfa- vagy béta-sugárzó, úgynevezett nehezen mérhető

nuklidok. Így rutinszerű mérésük a hulladékokban nagyon költséges és nehéz feladat lenne.

Szerencsére legtöbbjükhöz léteznek ún. kulcsnuklidok, azaz olyan könnyen mérhető magok, melyek

mennyisége a keletkezés folyamatai miatt arányos a nehezen mérhető nuklid mennyiségével. Igaz, ez

az arányosság szigorúan csak erőművi hulladékra érvényes, így más jellegű hulladékoknál legfeljebb

csak közelítő adat lehet. Némely esetben a hulladék keletkezési körülményei miatt elvileg ki lehet

zárni hosszú felezési idejű komponensek jelenlétét. Időközben megnyitották Bátaapátiban a Nemzeti

Radioaktív Hulladéktároló felszíni létesítményét is.



11.4. táblázat: Hosszú felezési idejű radioaktív izotópok

Izotóp Felezési idő

(év)

Dóziskonverzió

s tényező x10-10

Sv/(Bq*év)

sugárzás

fajtája

E max

vagy

jellemző

E (keV)

Keletkezés Megjegyzés a

keletkezéshez

10Be 1,6*106 11 556 9Be(n,e10Be légkörben, 360 atom/m2s

kozmogén, természetes

14C 5730 5,8 156 14N(n,p)14C légkörben, 22000atom/m2s

kozmogén, természetes

36Cl 3,01*105 9,3 ,EC 1142 35Cl(n, )36Cl reaktorban, primer vízben

40K 1,2*107 62 2 1505 Természetes

63Ni 100 1,5 66 62Ni(n, )63Ni reaktorban, korróziós

termék

99Tc 2,13*105 7,8 294

hasadási termék; 99Mo 99mTc

Reaktorban 6,1%

hozammal,

orvosi nyomjelzők

129I 1,7*106 , () 154 hasadási termék reaktor; 0.57%

210mBi 3*106 150 , () 4907 ,

4946 209Bi(n, )

226Ra 1600 2800 , 4784 234Th sorban Természetes

232Th 1,4*1010 920 ,() 4010 ,

3952 Természetes

234U 2,454*105 490 ,() 4776 ,

4723 234Th sorban Természetes

235U 7,03*108 460 ,() 4395 Természetes

238Pu 87,7 2300 238Np 242Cm

reaktorban transzurán

239Pu 2,4*104 2500 ,() 239Np — " —

241Am 432,7 2000 , 5485 241Pu Füstérzékelőkben

237Np 2,14*106 1100 , 4788 ill.

4771

237U 241Am

A természetes eredetű radioaktív magok hulladékként akkor kezelendők, ha például valamely ipari

folyamatban feldúsulva mennyiségük jelentősen meghaladja a természetben normál körülmények

között található értékeket. Jelenlétük a hosszú felezési idejű radioaktív izotópok között nem meglepő,

hiszen részben azért találhatók meg a környezetben, mert a föld keletkezése óta még nem volt idejük

lebomlani.

A 237Np nem szerepel a nyilvántartásokban, említését az indokolja, hogy az 241Am leányeleme, és

bár az anyaelem felezési ideje is nagy, a hosszú idejű (akár több százezer éves) elhelyezésnél

fölhalmozódása nem hagyható figyelmen kívül.

Az Európai Unióban és hazánkban keletkező hulladékok mennyiségének a radioaktív hulladékok

csak elenyésző részét képezik, és a radioaktív hulladékok zömét a kis és közepes aktivitású (LLW-

ILW) hulladékok teszik ki. Jól mutatja ezt az EU és Magyarország hulladékainak megoszlását

összesítő 11.1. ábra.



a)

b)

11.1. ábra: Az EU-ban (2005) a) és Magyarországon b) keletkező hulladékok éves mennyiségei

Ezzel szemben a radioaktív hulladékok aktivitásának döntő részét a nagy aktivitású hulladékok adják.

11.3 Kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok kezelése

Bevezetés

A kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok kezelésének elsődleges célja a hulladék mennyi-

ségének csökkentése (11.2. ábra).

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

hierarchiája



Az ábra alapján jól látható, hogy ezen hulladékok kezelése csak akkor merül fel, ha keletkezésük

elkerülhetetlen. A Nemzetközi Atomenergia Ügynökség (NAÜ) szerint a radioaktív hulladékok

kezelése a 11.3. ábrán feltüntetett lépéseket tartalmazza:

11.3. ábra: Radioaktív hulladékok kezelésének lépései

A kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok kezelése általánosan az alábbi lépéseket foglalja

magában:

minősítés (később is lehet, de tárolás előtt szükséges),

gyűjtés; osztályozás,

tárolás; szállítás,

kezelés,

térfogatcsökkentés (pl.: préselés; bepárlás),

kondicionálás (szilárdítás, immobilizálás, pl.: cementálás, bitumenezés, üvegesítés),

minősítés,

átmeneti és végleges elhelyezés.

A kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok hazai kezelésének időben fontosabb lépései a

következők voltak:

1959: átmeneti hulladéklerakó létesítése Solymáron. 900 m3 térfogatú; 400 TBq összes

aktivitású hulladék került lerakásra.

1976: Püspökszilágyi Radioaktív Hulladék Feldolgozó és Tároló (RHFT) létesítése. Az RHFT

kezdeti tárolókapacitása 3540 m3 radioaktív hulladék. A tároló alapvetően nem az atomerőművi

radioaktív hulladékok befogadására épült.

1991: az RHFT tárókapacitásának bővítése. Az új tárolókapacitás 5040 m3 radioaktív hulladék.

2003. év elején a szabad kapacitás 64 m3, az elhelyezett aktivitás 1030 TBq.

1997 óta nem szállítanak erőművi hulladékot Paksról (összesen bruttó: 2500 m3-t szállítottak).

Az atomerőmű területén még hosszabb ideig van átmeneti tárolásra elegendő kapacitás.

2005: Új kis és közepes aktivitású radioaktív hulladéktároló építésének megkezdése Tolna

megyében, Üveghuta mellett (Mórágyi-rög, gránit, 40000 m3 kapacitás). A felszíni tárolót

2008 október 6-án megnyitották.

A püspökszilágyi RHFT és a Bátaapátiban (Üveghután) épülő kis és közepes aktivitású radioaktív

hulladéktárolók elhelyezkedése és képei a 11.4.–11.6. ábrákon láthatók.



11.4. ábra: Hazai radioaktív hulladéktárolók elhelyezkedése

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

11.6. ábra: A püspökszilágyi RHFT

Egy lehetséges kezelés útvonalait mutatja be a 11.7. ábra



11.7. ábra: Szilárd és folyékony radioaktív hulladék kezelésének lehetséges útvonalai

A gáz állapotú radioaktív hulladékok kezelése eltér a szilárd és folyékony radioaktív hulladékok

kezelésétől. Szilárd halmazállapotú kis és közepes aktivitású radioaktív hulladék kezelésének egy

lehetséges folyamatát foglalja össze a 11.8. ábra.

11.8. ábra: Szilárd radioaktív hulladékok kezelésének lépései

A radioaktív hulladékok kezelése során fő technológiai cél a hulladék térfogatának lehető

legnagyobb mértékű csökkentése, a radioaktív komponensek lehetőség szerinti nagy hatékonyságú

elválasztása a hulladékban jelenlévő inaktív komponensektől, és a radioaktív hulladék lehetőség

szerinti szilárdítása, beágyazása stabil beágyazó mátrixanyagba, cementbe, bitumenbe, műanyagba és

kompozit anyagokba. A térfogatcsökkentés mértékét jelző térfogatcsökkentési tényező (Volume

Reduction Factor-VRF) és a radioaktív és inaktív komponensek elválasztását jellemző dekonta-

minációs faktor (Decontamination Factor – DF) definícióját könnyen megérthetjük a 11.9. ábra

segítségével.



11.9. ábra: A dekontaminációs faktor (DF) és a térfogatsűrítési tényező (VRF) számítása

A kezelés során fontos, hogy mindkét jellemző értéke a lehető legmagasabb legyen.

Az atomerőműben keletkezett hulladékok csoportosítását és további kezelését foglalja röviden

össze a 11.10. ábra.

Röviden ismertetjük ezen hulladékok legnagyobb hazai „forgalmazójának”, a Paksi Atomerőmű

Zrt.-nek jellemző adatait. 2006 január 1-jén az RHFT és a Paksi Atomerőmű Zrt. területén az alábbi

mennyiségű radioaktív hulladékokat tárolták (11.5. táblázat):

Kiindulási radioaktív oldat

A0=1000 Bq/l

V0=1000 l

A=106 Bq

Kezelt oldat

A=1 Bq/l

V=1000 l

A=1000 Bq

Radioaktivitást elválasztó szorbens

Asz

=99900 Bq/l

Vsz

=10 l

=999000 Bq

DF=A0/A=1000/1=1000 VRF=V

0/V

sz=1000/10=100



11.10. ábra: Az atomerőműben keletkezett radioaktív hulladékok további sorsa

11.5. táblázat: Hazai radioaktív hulladékok tárolása az RHFT és a PA Zrt. területén

Tárolás helye Kis és közepes aktivitású hulladék

Nagy aktivitású

hulladék Kiégett nukleáris üzemanyag

Tárolási

kapacitás

Tárolt mennyiség Tárolási

kapacitás

Elfoglalt

tárolási

kapacitás

Tárolási kapacitás Tárolt mennyiség

bruttó

m3

db 200

l-es

hordó

bruttó

m3

db 200 l-es

hordó

m3 m

3 db tU* db tU*

RHFT

(szilárd

hulladék)

5040 — 5040 — — — — — — —

PA Rt.

telephely

(szilárd

hulladék)

— 7852 — 6903 222,8 63,3 — — — —

PA Rt.

telephely

(folyékony

hulladék)

9950 — 5465,4 — — — — — — —

PA Rt.

pihentető

medencék

— — — — — — 2600 301,6 2117 245,6

Paks KKÁT — — — — — — 4950 574,2 4267 495,0

A Paksi Atomerőmű üzemeltetése során gázállapotú, szilárd és folyékony kis és közepes aktivitású

radioaktív hulladékok keletkeznek. Ezen hulladékokat az atomerőműben a gáz halmazállapotúak

kivételével – a végleges tároló kialakításáig – átmenetileg tárolják. A szilárd halmazállapotú hulla-

dékok többségét 200 l-es acélhordókban, tömörített formában helyezik el. A folyékony hulladékokat

tartályokban gyűjtik. A hulladékokat csak szilárd formában lehet véglegesen elhelyezni, ezért a

folyékony hulladékok szilárdítására is sor kerül az atomerőműben a végleges tárolóba történő

elhelyezést megelőzően. Az atomerőmű lebontásakor is keletkeznek ilyen típusú hulladékok, melyeket

feldolgozott állapotban, szilárd halmazállapotban véglegesen el kell helyezni, együtt az üzemviteli

hulladékokkal.



Az atomerőműben éves rendszerességgel 190 m3 tömörített, szilárd hulladék (kb. 950 db 200 l-es

hordó) keletkezik. A szilárd hulladékok között jelennek meg a nagyméretű szilárd hulladékok is. Ezen

hulladékokat nem lehet (vagy nem célszerű) 200 l-es hordókban elhelyezni. Ezen hulladékfajta éves

keletkezési ütemét nem lehet érdemben meghatározni. A szilárd hulladékok körében szerepelnek a

céziumszűrő-patronok, amiket speciális körszelvényű tároló konténerekben helyeznek el, ezen hen-

geres betonkonténerek térfogata kb. 0,7 m3 (átmérőjük és magasságuk 1300 mm). Ezen hulladékokból

kevés keletkezik a teljes üzemidőre vetítve, ezért az éves keletkezési mennyiség nincs meghatározva.

Éves gyakorisággal 280 m3 folyékony halmazállapotú hulladékkal kell számolni, melynek nagy

része (250 m3/év) bepárlási maradék (sűrítmény), de a folyékony hulladékok körében vannak

nyilvántartva az evaporátor savazó oldatok, az ioncserélő gyanták (transzportvíz nélkül), az iszapok és

a dekontamináló oldatok is. Az üzemzavar következtében a korábbiakban (2006. január 1-jéig)

keletkezett hulladékok – mivel azokat a normál üzemviteli hulladékokkal együtt tárolják – nem

jelennek meg külön. Az atomerőmű 30 éves üzemeltetését feltételezve a hátralévő üzemidő az egyes

reaktorblokkok üzemidejének átlagából számolva 9 évnek feltételezhető. Ezek szerint az atomerőmű

30 éves üzemidejének végéig 3251,4 m3 – 200 l-es hordóban elhelyezhető – tömörített, kb. 600 m3-nyi

nagyméretű hulladék, és mindössze 2,1 m3 térfogatot kitevő céziumszűrő-patron keletkezik. A teljes

üzemidő során keletkező folyékony hulladékmennyiségeknél a legnagyobb mennyiséget a

sűrítmények jelentik (7381 m3), de megjelenik az összes többi folyékony hulladék járuléka is a teljes

üzemidőre kivetítve. Az erőművi blokkok 20 éves üzemidő-hosszabbításával a keletkező radioaktív

hulladékok mennyisége közel arányosan növekedni fog. A hulladékok elhelyezését mindig megelőzik

különböző hulladékkezelési eljárások. Ezekkel az elhelyezés biztonságosságát növelik, illetve némileg

csökkentik a tárolással kapcsolatos anyagi kiadásokat.

A hulladékkezelés fogalmát szokták a teljes műveleti sorra alkalmazni, valamint szűkebb

értelemben csak a térfogatcsökkentést és a kondicionálást is szokták így nevezni. A különböző

aktivitás-koncentrációjú, felezési idejű és halmazállapotú hulladékokra más és más eljárások

alkalmazhatóak. Különösen a kezelés és az elhelyezés szempontjából fontos, hogy a radioaktív

hulladék nem tartalmaz-e kémiailag veszélyes anyagokat (pl. erősen savas, robbanásveszélyes, éghető

komponenseket).

A hulladékokat tehát először összegyűjtik a helyszínen úgy, hogy minél kisebb sugárterhelés érje a

lakosságot, illetve a létesítményben dolgozókat. A minél kisebb sugárterhelés és a gazdaságosság a

legfontosabb szempont.

Az osztályozás a hulladékok besorolását jelenti éghetőség, halmazállapot, aktivitás-koncentráció

stb. szerint.

Az előkészítéshez tartozik a hulladékok szállítása, kezelés előtti tárolása stb.

A hulladék kezelése során csökkentik a hulladék térfogatát és kondicionálják. A térfogat-

csökkentés kis (LLW) és közepes (ILW) aktivitás-koncentrációjú hulladékokra alkalmazható. (A

térfogatcsökkentés égetéssel, bepárlással, préseléssel, ioncserével stb. történhet.)

A kondicionálás során célunk, hogy ne kerüljön ki a környezetbe radioaktivitás, miután a hulla-

dékot elhelyeztük. A kondicionálás bármely aktivitás-koncentrációjú hulladékkal végrehajtható. A

hulladékot kötőanyagokba (cementbe, bitumenbe, üvegbe, műanyagba, kompozit anyagba stb.)

ágyazzák be. Kis aktivitások esetén általában az olcsóbb megoldást, a cementezést, bitumenezést

alkalmazzák. A nagyobb aktivitású hulladékra (tehát aminek a hőfejlődése is jelentős) az üvegbe ágya-

zás a megfelelő megoldás.

11.4. Hulladékkezelő módszerek

Alapelvek: mivel a radioaktív bomlás jelenlegi tudásunk szerint nem gyorsítható meg, két alapvető

lehetőség maradt: koncentrálás és tárolás, illetve hígítás és szétterítés (11.11. ábra). Számos

hulladékforrás igen nagy aktivitású, és ezért koncentrálni és tárolni kell. Ugyanakkor számos forrás

radioaktivitása igen alacsony, így lehetséges, sőt szükséges a hígítása és kibocsátása. A hulladék-

kezelés egyik fő feladata, hogy a hígítási és szétszórási tevékenység összhangban álljon a környezet

terhelhetőségével, és mértéke a lehető legkisebb legyen (ALARA elv – as low as reasonably

achievable)! A másik fontos alapelv az, hogy a lehető legtöbb radioaktív hulladék besűrítése és



megfelelő tárolása szükséges. Az összes radioaktív hulladék kezelésnél két általános alapelvet

alkalmaznak:

Szétválasztás a forrásnál. Az eredmény egy koncentrált radioaktív hulladék és egy nagyobb tér-

fogatú inaktív vagy kis aktivitású hulladék. A kis térfogatú radioaktív hulladékot lebomlásig tárolják,

őrzik. Ezen két hulladékáramot összekeverve a szétválasztás sokkal nehezebb és költségesebb lesz.

Radioaktív anyagok képződésének megakadályozása. A radioaktív területre bejutó inaktív

anyagok mennyiségének minimalizálása.

11.11. ábra: Radioaktív hulladékok kezelési és elhelyezési stratégiái

Atomenergetikai radioaktív hulladékok kezelése

A kezelés célja: a radioaktív hulladékokat megfelelő formába átalakítani a szállításhoz, tároláshoz

és temetéshez. A kezelés során a hulladékot vagy hulladékkoncentrátumot átalakítják abba a fizikai-

kémiai formába, mely kompatibilis a rögzítő folyamatokkal, és a rögzítő mátrixokkal csökkentik a

hulladék térfogatát, a hulladékot osztályozzák (pl. Pu eltávolításához), eltávolítják a lehető legtöbb

inaktív ballasztanyagot, egyes inaktív anyagokat recirkulációra visszanyernek, a radionuklidokat

kioldódással szemben ellenállóbbá, oldhatatlanabbá teszik.

Radioaktív hulladékkezelő eljárások

A kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok kezelésére jórészt ugyanazokat a fizikai, kémiai,

biológiai és egyéb eljárásokat alkalmazzák, melyeket a nem-radioaktív hulladékok kezelésénél is

alkalmaznak.

1.) Vízeltávolítási műveletek

a.) Bepárlás és szárítás

A hulladék víztartalmát 1–5%-ig csökkentik a víz gőzzé alakításával. Ezzel az eljárással iszapokat,

bepárlási koncentrátumokat, regeneráló oldatokat, ioncserélő gyantákat kezelnek. A művelet

dekontaminációs faktora (DF) 10000–1000000, az elérhető térfogatcsökkentés néhány százszoros

lehet, viszont jelentős energiaigénye van.

b.) Centrifugálás

Szűrőiszapokat, flokkulációs iszapokat, ioncserélő gyantákat vízmentesítenek e módszerrel, 4–

6000 rpm fordulatszám mellett.

HULLADÉK

Elhelyezés:

-kis és közepes aktivitású

hulladék a felszín közelében

-nagy aktivitású hulladék mélyen

a felszín alatt

Azonnali kibocsátás:

- gáz, gõz

- folyékony

Késleltetett kibocsátásHígítás

Szétszóródás

Hígítás és

szétszórás

Koncentrálás Elzárás



c.) Fagyasztás-olvasztás

Kolloid iszapoknál szűrés vagy centrifugálás előtt alkalmazzák. Az iszapokat –15 és –25 °C

közötti hőmérsékletre fagyasztják, majd olvasztják az iszapokat. A kolloid szerkezetet így összetörve

megnő az ülepedési hajlam és a vizes fázis eltávolítható. Kis fajlagos aktivitások esetén alkalmazzák.

d.) Szűrés

Flokkulációs iszapok, szűrők visszamosási szuszpenzióinak tisztítására alkalmazzák. Alkalmazzák

vákuumszűrésként és nyomás alatti gyors szűrésként. Kolloidok esetében szűrési segédanyagokat kell

adagolni, ami jelentős hátrány.

2.) Hő- és kémiai kezelő eljárások

a.) Égetés

Az égetés során szilárd éghető hulladékból hamu és füstgáz keletkezik. Az égetést 750–1100 °C

között végzik. Alfa-sugárzó, hasadóanyag-tartalmú hulladékoknál kis betáplálási sebesség szükséges

(kritikus tömeg). A berendezések lényeges része a válogató-betápláló rendszer. A füstgáztisztító

rendszer bonyolult és problémás (HCl, H2SO4 -képződés), a hamu csak meghatározott mátrix-

anyagokkal ágyazható be. Az égetéses hulladékkezelésnek nagy térfogatcsökkentési hatása van! Költ-

séges, hatékony füstgázkezelési eljárást igényel.

b.) Kémiai bontás

Savas kezelés (cc. HNO3, cc. H2SO4): plutóniummal szennyezett éghető hulladékok térfogat-

csökkentésére, ioncserélő gyanták bontására alkalmazzák. Részei a kezelő, sav-visszanyerő, gázkezelő

egységek. A folyamat 250 °C fölött megy végbe, a salétromsavat formaldehiddel, hangyasavval, a

tributil-foszfátot foszforsavval bontják el.

3.) Vegyi kezelő eljárások

A vegyi kezelés célja a beágyazás előtt a hulladék megfelelő alakba történő alakítása, például

komplex képzéssel, oldhatatlan formába hozással.

4.) Mechanikai kezelő eljárások

Szilárd hulladékoknál alkalmazzák méret- és térfogatcsökentés céljából.

a.) Vágás, fűrészelés

Fémek, műanyagok kezelésére, darabolására alkalmazzák.

b.) Törés, darabolás, aprítás

Üvegek, kerámiák kezelésére, darabolására alkalmazzák.

c.) Préselés

Szilárd hulladékok, papír, textília térfogatcsökkentésére alkalmazzák.

5.) Dekontaminációs eljárások

Kontaminációnak a felületek nyitott radioaktív izotópokkal történő elszennyeződését nevezzük,

dekontamináció a felületen lévő radioaktív izotópok eltávolítását jelenti. A dekontamináló eljárásokat

részletesen a 9. fejezetben ismertettük.

Az alábbiakban röviden ismertetünk néhány fontosabb hulladékkezelési eljárást szilárd és

folyékony radioaktív hulladékok esetére.



Szilárd radioaktív hulladékkezelési eljárások:

A kezelés célja:

- éghető, éghetetlen hulladék különválasztása,

- hulladék kémiai reaktivitásának csökkentése,

- térfogatcsökkentés,

- esetleges hasadóanyag kinyerése,

- dekontaminálás, radioaktív anyag eltávolítása.

A kezelés főbb műveletei:

Előkezelés:

Válogatás-osztályozás: radioaktivitás, tömöríthetőség, éghetőség stb. szerint.

Darabolás: éghető hulladékok esetén például késes vagy kalapácsos aprítóval.

Térfogatcsökkentő eljárások

préselés,

hamvasztás-égetés,

dekontamináció,

ömlesztés-üvegesítés,

oldás,

elektropolírozás.

Az eljárások különböző mennyiségű szekunder hulladék keletkezésével járnak.

Tömörítés-préselés

Az alkalmazott nyomás és a hulladék anyagának függvényében 70–80% térfogatcsökkentés is

elérhető. Problémát okozhat a kezelendő anyag nedvességtartalma, anyagösszetétele (pl. műanyagok).

Préseléssel végzett kezelés folyamatábráját a 11.12. ábra, préselő berendezéseket a 11.13. ábra

mutatja.

11.12. ábra: Préselés szuper kompaktorral



11.13. ábra: Hulladékpréselő berendezések

Égetés-hamvasztás

Szennyezett ruházat, ioncserélő gyanta tömörítésére alkalmazzák. Lépései az előkezelés, hulladék-

adagolás, égetés, gázelszívás, hamu és maradék csomagolása, rögzítése. Az égető berendezéssel

szemben támasztott követelmények: a megfelelő hőmérséklet, égetési idő, turbulens keveredés

biztosítása, az elegendő oxigén biztosítása. Problémát okozhat a korróziót okozó anyagok (kén,

halogén) jelenléte. Égetéses kezelés folyamatábráját mutatja a 11.14. ábra.

11.14. ábra: Radioaktív hulladékok kezelése égetéssel

Az alábbiakban néhány példát ismertetünk radioaktív hulladékok égetéssel történő kezelésére.

Vortex-égető (General Electric, Wilmington, USA). 1972 óta üzemel, feladata az éghető fűtő-

elemgyártási hulladék égetése. A hulladékot darabolják és levegőfelesleggel hengeres kamrába

fúvatják, amelyben turbulens forgó áramlás van. Teljesítménye: 450 kg/óra, az égetési maradék az

eredeti tömeg 35%-a.



Reaktorhulladék-égető (Yankee Rowe, USA). 1960 óta üzemel. Földgázzal üzemeltetik, főleg

cellulóz alapú hulladékot égetnek. A füstgázt nedves mosón és üveggyapot-töltetű oszlopon vezetik át.

Az elnyelető oldatot recirkuláltatják a radioaktív folyadékot kezelő rendszerbe.

Reaktorhulladék égető (OntarioHydro, USA). Primer égetőben pirolizálják a hulladékot, majd

teljes égés következik az utóégetőben további tüzelőanyaggal. 870–980 °C-on végbemegy a teljes

égetés. A füstgázt táskás szűrőn szűrik. A teljesítmény kb. 110 kg/óra.

Sóolvadékos eljárás (Atomics International, USA). A folyamatban nátrium-karbonát-nátrium-

szulfát sóolvadék-elegyet használnak. A darabolt éghető hulladékot 100%-os légfelesleggel a

sóolvadék felületére viszik, 800–850 °C-on játszódik le az égés. A sóolvadékot és az égetési

maradékot periodikusan távolítják el, az olvadék-hamuelegyet vagy közvetlenül hordóba fejtik, vagy a

sót kinyerik. Előnye: a klórtartalmú szennyezés kloridformában a sóolvadékba kerül.

Forgó kemencés égető (Rocky Flats, USA). Az égetőberendezés vízszintes tengelye körül forgó

hengeres égető utóégetővel. Az égető sémáját példaként a 11.15. ábrán mutatjuk be. Vizes venturi-

mosókkal távolítják el a pernyét és az égetés során keletkező sósavat. A maradék sósavat kálium-

hidroxiddal kötik meg. Az égető alkalmas folyékony hulladék-oldószer valamint a kimerült ioncserélő

gyanták égetésére is.

11.15. ábra: Forgó égetőkemence (Rocky Flats, USA)

Fluidágyas égető (Rocky Flats, USA). Az égetésnél granulált nátrium-karbonátot használnak

fluidizációs közegként (11.16. ábra). Előnyösen alkalmazható klórtartalmú hulladékok égetésére, a

keletkező sósav azonnal közömbösítődik. A távozó füstgázok teljesen eloxidálódnak egy katalizált

utóégetőben. A száraz füstgázkezelő rendszer kiküszöböli az utólagos mosót, így nincs folyékony

radioaktív hulladék.



11.16. ábra: Fluidágyas égetőkemence (Rocky Flats, USA)

Savas hamvasztóberendezés. A hamvasztás közben a hulladék folyadékfázisban oxidálódik,

miközben az éghető hulladékok szervetlen maradékká hamvadnak. Válogatás és darabolás után a

hulladék 250 °C-on a forró kénsavban gyorsan elszenesedik (11.17. ábra). A teljes oxidáció

elősegítésére a hulladékhoz salétromsavat adagolnak.

11.17. ábra: Savas hamvasztóberendezés

Az égető eljárások termikusan stabil hamut vagy szervetlen maradékokat eredményeznek. A

maradékokban van a koncentrált radioaktív hulladék, melyet a tároláshoz rögzíteni kell. A maradék

mennyisége rendszerint nem haladja meg az eredeti tömeg és térfogat 10%-át. A teljes térfogat-

csökkenés számításánál figyelembe kell venni a szekunder hulladék mennyiségét is. Így az égetéssel

nyert hulladékcsökkenés kisebb, mint a préseléses eljárásé, ugyanakkor kevésbé reaktív terméket ad,

amely könnyebben kezelhető, szállítható, tárolható.

Olvadéköntés

Leselejtezett berendezéseket és éghetetlen hulladékot kezelnek olvadéköntéssel.



Oldás és elektropolírozás

Nem éghető szilárd hulladék kezelésére alkalmazzák. Vékony falú fém- és üvegeszközök sóol-

vadékban felolvaszthatók. Elektropolírozással a felületre tapadt radioaktív anyag eltávolítható (anódos

oldódás).

Folyékony radioaktív hulladékok kezelési eljárásai

A folyékony hulladékok közé soroljuk a folyadékkoncentrátumokat és azokat a szilárd hulla-

dékokat is, amelyek a folyékony hulladékok kezelése során keletkeznek. A folyékony és nedves hulla-

dékokat kimerült ioncserélő gyanták, szűrőiszapok, bepárlási koncentrátumok és vegyes folyadékok

alkotják.

A folyadékok előkezelése:

Az előkezelés fő célja a térfogatcsökkentés. Kimerült ioncserélő gyanták térfogata csökkenthető

víztelenítéssel dekantáló tartályban, centrifugálással vagy víztelenítő szűrővel. Alternatív megoldás-

ként a víztelenített gyanták savas bontással, fluidágyas égetéssel, vagy sóolvadékos égetéssel ke-

zelhetők. Folyékony hulladékok térfogata csökkenthető bepárlással, kalcinálással vagy kristályo-

sítással.

Alternatív térfogatcsökkentési eljárásként még szóba jöhet az égetés és a membránelválasztáson

alapuló térfogatcsökkentés. A térfogatcsökkentési eljárások előtti műveletek: a pH beállítása, és

esetleges habzásgátló és korróziógátló szerek alkalmazása. A hulladékszilárdítás, beágyazás legfon-

tosabb lépései a keverés, töltés, a szilárdított termék nem tartalmazhat folyadékzárványokat.

Az eljárások fontos része a beágyazó, szilárdító anyagok előzetes kezelése, amely a szilárdító

anyagok, adalékok, katalizátorok töltését, tárolását, szállítását és bemérését foglalja magában.

Lényeges, hogy egyes szilárdító anyagok előtárolási ideje korlátozott, pl. karbamid-formaldehid alapú

műanyag gyanta. A szilárdított hulladékot víztelenítés és szilárdulás után acélhordókban vagy max.

kb. 5 m3-es szénacél konténerekben helyezik el, a töltési műveleteket távirányítással végzik. Szállítás

során esetenként megfelelő biológiai védelemről kell gondoskodni.

11.5 Beágyazó mátrixanyagok

Kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok esetén a szilárdító, befogadó mátrixanyag

leggyakrabban cement, bitumen és polimer lehet. Mint a radioaktivitás kijutását megakadályozó,

primer gáttal szemben a mátrixanyagokkal szembeni követelmények:

– kompatibilitás a hulladékkal,

– homogenitás,

– kis oldhatóság,

– kis permeabilitás,

– mechanikai szilárdság,

– külső behatásokkal szembeni ellenállás,

– hőbehatással és sugárzással szembeni ellenállás,

– időbeni stabilitás.

Cement és cementbázisú anyagok

Előnyei:

– egyszerűen kezelhető,

– nagy inaktív felhasználási gyakorlati tapasztalata van,

– nagy nyersanyagkészlet áll rendelkezésre,

– relatíve olcsó,

– nagy sűrűségű (sugárzáselnyelő) és mechanikai szilárdságú anyag,

– vízzel kompatibilis.



Hátrányai:

– kicsi a húzószilárdsága,

– egyes vegyszerekkel (pl. lúgokkal) szemben kicsi az ellenállása,

– jelentős térfogatnövekedést okoz, nagy a sűrűsége.

Bepárlási koncentrátumok, iszapok, szilárd hulladékok beágyazására alkalmazzák. Additív

anyagokkal (Na-szilikát, zeolit, vermikulit, szerves vegyületek) javítják a kompatibilitását.

Cementezésnél lényeges szempont a hulladék viselkedése: bórsav vagy borátok gátolják a cement

kötését, mész adagolása javítja a borátok cementezhetőségét. Javítható a cement kötési tulajdonsága

10 térfogatszázalék nátrium-szilikát-adagolással, agyagásványok adagolásával javíthatók a kioldódási

mutatók. A nedves szilárd hulladékot vagy a szilárdító konténerben vagy a szilárdító folyamat során

in-line módon keverik össze a cementtel. A keverést három különböző módon oldották meg:

gravitációs keveréssel, buktató-forgókeveréssel vagy külső keverővel.

A külső keverővel dolgozó egyik eljárást, a német NUKEM cég MOWA mobilis berendezését a

Paksi Atomerőmű megvásárolta. A hulladékot 200 vagy 400 literes hordóban cementezik. A MOWA

módosított változata alkalmas DOW-gyártmányú szerves gyantával történő szilárdításra is. A MOWA

teljesítménye műszakonként: max. 10 m3 iszap vagy koncentrátum, míg granulált gyantából 2 m3,

száraz szűrőiszapból 5 m3 dolgozható fel, kiszolgáló személyzete 2-3 fő. A 11.18.–11.21. ábrákon

néhány cementező eljárás sémáját és a Paksi Atomerőmű hulladékainak cementezésére vásárolt

MOWA mobil cementező berendezés ábráit mutatjuk be.

11.18. ábra: Buktató-keverős cementező



11.19. ábra: In-line keverős cementező

11.20. ábra: MOWA cementező berendezés



11.21. ábra: MOWA cementező berendezés

A 11.6. táblázatban a szokásos hulladék/cement arányokat foglaltuk össze.

11.6. táblázat: Hulladék/cement arány nedves szilárd hulladékok esetén

Radioaktív hulladék Hulladék/cement arány

Térfogatarány tömegarány

Szemcsés ioncserélő gyanta 5,8 2,2

Powdex ioncserélő porgyanta 5,8 2,6

Derítőföld 10,0 2,7

Borát-sók (pH~9) 2,7 1,5

Szulfát-sók 3,8 1,6

Bitumen és bitumenbázisú anyagok

Előnyei:

- vízben oldhatatlan,

- vizes diffúziónak ellenáll,

- kémiailag inert (oxidáció kivételével),

- biológiailag inert,

- plasztikus,

- jó reológiai tulajdonságú,

- lassan öregszik,

- besugárzásnak eléggé ellenáll,

- nagy a befogadó kapacitása,

- relatíve olcsó.

Hátrányai:

- viszkozitása csökken növekvő hőmérséklettel, 100 °C fölött olvad,

- éghető (de nehezen gyullad),

- egyes hulladékkomponensekkel kölcsönhatásba lép (nitrit, nitrát),

- kicsi a hővezetése,

- duzzad.



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

11.22. ábra: Csigás-extruderes bitumenező berendezés

11.23. ábra: Kétlépcsős extrudáló bitumenezés

Műanyagok és műanyag bázisú anyagok

A műanyagok beágyazó anyagként történő alkalmazása viszonylag újkeletű. Lényeges, hogy

sikerült olyan műanyag alapú beágyazó anyagokat kifejleszteni, melyek jó sugártűréssel és hőálló-

sággal rendelkeznek, öregedésük, degradálódásuk nagyon kis mértékű, és nagy a befogadóképességük.

Az alábbi műanyagok és műanyag alapú kompozit anyagok kerülnek felhasználásra.

POLISZTIROL: ioncserélő gyanta és porok beágyazására alkalmazzák. A BAYER Gmbh eljárása

jól ismert, beágyazás előtt vízteleníteni kell.

KARBAMID-FORMALDEHID: USA. Folyadékok, iszapok, gyantazagyok, koncentrátumok

kezelésére alkalmazzák.

POLIÉSZTEREK, EPOXI-GYANTÁK: Bepárlási koncentrátumok, iszapok, ioncserélő gyanták

befoglalására használják Franciaországban, az USA-ban (Dow katalitikus polimerizáció).



POLIETILÉN: Németország, Hollandia, Japán. Iszapok, gyanták, bepárlási koncentrátumok

kezelésére alkalmazzák.

EGYÉB POLIMEREK, ÜVEGEK, KERÁMIÁK, SZERVETLEN ANYAGOK: boroszilikát-

üveg, foszfátüveg, alumínium-szilikátok.

FÉM-MÁTRIXOK: ólom, zircaloy-rozsdamentes acél, Inconel.

A 11. 24. ábrán egy műanyagba ágyazó berendezés folyamatábráját mutatjuk be.

11.24. ábra: Karbamid-formaldehid-típusú műanyagba ágyazó berendezés

A 11.7. táblázatban hasonlítjuk össze különböző módon szilárdított hulladékok tulajdonságait.

11.7. táblázat: Szilárdított hulladékok tulajdonságai

Polietilén Bitumen Cement

Koncentrálás mértéke 1,5–2,4 1,0–2,0 0,5

Sűrűség (g/cm3) 1,0–1,4 1,0–1,4 1,3–2,0

Nyomószilárdság (N/m2) 210–340 Igen kicsi 180–230

Mechanikai stabilitás Jó Megfelelő Jó

Kioldhatóság (cm2/nap) 10-11–10-6 10-10–10-3 10-11–10-3

Sugártűrés Jó Jó Jó

Tűzállóság Gyenge Gyenge Jó

11.6. Radioaktív hulladékok keletkezése és kezelése könnyűvizes atomerőművekben

Alapvetően a jelenleg üzemelő két legfontosabb könnyűvizes reaktortípus, a forralóvizes (BWR) és a

nyomottvizes (PWR) reaktortípus hulladékait és azok kezelését tárgyaljuk. Alapvető a primer kör

szerepe, hiszen a primer kör a reaktor-hulladékrendszer szerves része.

BWR-raeaktorok

A 11.25. ábrán egy tipikus BWR egyszerűsített folyamatábrája látható.



11.25. ábra: BWR-reaktor egyszerűsített folyamatábrája

A BWR-reaktor alapjellemzője, hogy a víz a nyomás alatti edényben a fűtőelemekkel kapcsolatba

kerülve forr, és a hőt a fejlődött gőz (103) vezeti el, melynek zöme a turbinákra kerül. A turbinák után

a fáradt gőz kondenzál (106), és két kondenzátoron áthaladva teljesáramú ioncserélő oszlopra jut. A

tisztított kondenzátumot (107) a tápvízelőmelegítőbe, majd onnan a reaktorba vezetik. A főáramból

(103) két mellékáram ágazik ki: a (105) ág a turbina-tömszelence tömítéséhez szolgál, a másik (104)

ág pedig a gőzejektorok két fokozatának meghajtását végzi, melyek a kondenzátorból a nemkon-

denzálódó gázok eltávolítását végzik. Ezt a gőzt is kondenzáltatják. A gázokat mintegy 30 perces

visszatartás után egy nagy tartályon keresztül kibocsátják. Ez a gázhulladék kb 3,7x109 Bq/s radioaktív

nemesgázt bocsát ki a környezetbe. Az összes jelenleg üzemelő BWR-nél ez a kibocsátási probléma

még megoldásra vár. Számos megoldással próbálkoztak. Általában a gázt először egy katalitikus

konverteren vezetik át, ahol a hidrogént vízzé alakítják, majd kondenzátorra, szárítóra kerül, végül

aktívszenes szűrővel távolítják el a radioaktív kriptont és xenont. Ezek a rövid felezési idejű gázok

elbomlanak az adszorberben (a 85Kr kivételével). Az aktívszenes szűrő hatásosan távolítja el a jód

(gőz) izotópjait is.

A primer kör radioaktivitásának alacsony szintjéhez szükséges a primer kör mellékáramú tisztítása

(101), melyben hűtés után szűrő-ioncserével tisztítanak. A megtisztított vizet visszavezetik a

reaktortartályba. Ennek a térfogatáramát úgy választják meg, hogy a teljes vízmennyiséget mintegy 2

óránként tisztítják meg. Ez a szűrő-ioncserélő ioncserélő porgyantával van feliszapolva. Itt keletkezik

a radioaktív iszaphulladék zöme.

A BWR-hűtőközeg másik fontos ága maga a forralás, és utána egy teljes áramú kondenzátum-

sótalanítás. A forrás során folyamatosan különülnek el a radioaktív nemes gázok, melyek a gőz-ejektor

segítégével a már említett gáztisztító-kibocsátó rendszerbe kerülnek. A gőz emellett kis mennyiségben

hasadványnuklidokat és aktivációs termékeket is visz magával. Radiojodidok esetében (melyek egy

része illékony) a gőzzel elvitt radioaktivitás magasabb. Ezeket a sómentesítő oszlopon választjuk el.

Ezt a kevertágyas ioncserélő töltetet időnként visszamossák a regeneráló tartályba, fajsúly szerint

különválasztják, és a kationcserélő és anioncserélő frakciókat regenerálják. A kimerült regeneráló

oldatot (NaOH + H2SO4) bepárlóban töményítik 20–25% nátrium-szulfát töménységig. Újabb

erőművekben ultrahangos gyantatisztítást is alkalmaznak. A gyanták felületén igen jelentős „CRUD”

szilárd iszap tapad meg, és ez ultrahangos kezeléssel jól eltávolítható. Az oszlopok általában a

nyomásesés növekedése miatt merülnek ki, ioncsere-kapacitásuk még jelentős lehet. Ultrahangos

kezeléssel csökkenthető a kémiai regenerálás gyakorisága. A teljesáramú BWR-hűtőkör-tisztítás



valamelyest alacsonyabb radioaktív koncentrációt eredményez a hűtőközegben, mint PWR esetén

(azonos fűtőelem-sérülés esetén).

A gőzejektoros radioaktív gázszeparálás mellett a BWR-ben egyéb kisebb radioaktív gázszivárgás

is felléphet:

a turbina-tömszelence tömítőrendszerből,

az épület szellőző rendszerében fellépő gáz- és folyadékszivárgás miatt,

az indításkor használt mechanikus vákuumszivattyúk kibocsátása miatt.

A BWR folyékony hulladékoldatai a primer kör vízszivárgásából és a kiszökött, majd lekon-

denzált gőzből származnak. Ezen folyékony radioaktív hulladékok 4 kategóriába sorolhatók:

1. kis szilárdanyag-tartalmú hulladékoldatok,

2. közepes szilárdanyag-tartalmú hulladékoldatok,

3. kémiai hulladékoldatok (pl. regenerátumok),

4. detergens tartalmú hulladékoldatok.

A kis szilárdanyag-tartalmú hulladékoldatoknak kicsi a sziláradanyag-tartalma, kicsi a fajlagos

vezetőképessége és változó a radioaktivitása. A berendezések zsompjaiból és a regenerálás utáni

gyanta szállítóvízből származik. A turbinaépületben összegyűlt elfolyó hulladékoldatokat is ide

vezetik néha. A kis szilárdanyag-tartalmú hulladékvizek újbóli felhasználása szükségszerű.

A közepes szilárdanyag-tartalmú szennyvizek közepes fajlagos vezetőképességgel és

szilárdanyag-tartalommal jellemezhetők. Általában a folyosói zsompokban keletkeznek, melyek nagy

tisztaságúak, de kosz, zsír stb. szennyezés kerül beléjük.

A kémiai hulladékoldatok a gyantaregenerálásból és laboratóriumi elfolyóból származnak,

általában magas a sótartalmuk és radioaktivitásuk. Általában a többi szennyvíztől elkülönítve gyűjtik.

A detergenstartalmú szennyvizek a mosodából és a személyi és berendezés-dekontaminálásból

származnak. Kicsi a radioaktivitásuk, de detergenstartalmuk miatt nehéz a tisztításuk. Általában

tisztítás nélkül kibocsátják őket.

A keletkezett folyékony radioaktív hulladékoldatok kezelésére az alábbi eljárásokat alkalmazzák:

tárolás elbomlásig,

szűrés,

ioncsere (regenerálható/nem regenerálható),

membránműveletek (ultraszűrés, nanoszűrés, fordított ozmózis),

bepárlás.

Ezek az eljárások kombinálhatók, igen sokféle módon variálhatók, és nem létezik egységes

standard hulladékkezelő eljárás. A 11.26. ábrán az eljárások lehetséges kombinációit mutatom be. Itt

kategóriánként a gazdaságos eljárások vannak feltüntetve.

A kis szilárdanyag-tartalmú hulladékoldatokat összegyűjtés után szűrik és ioncserés kezelés

után gyűjtőtartályba kerülnek. A minta radioaktivitása alapján vagy a fő hűtővíz-kibocsátásba

kerül, vagy újrafelhasználják az erőműben. Mivel igen híg oldatokat kell ioncserélni, hosszú

üzemidővel lehet számolni, és olcsóbb a kimerült gyantát hulladékba vinni, mint újra regene-

rálni. A szűrőkhöz eleinte cserélhető kartridzs-szűrőket használtak, majd ezeket mozgóágyas

szűrőkre cserélték. Alternatív megoldásként egy újabb soros ioncsere-oszlop iktatható be,

vagy az ioncsere-oszlop helyett porgyantás ioncsere-szűrő alkalmazható.

A közepes szilárdanyag-tartalmú hulladékoldatokat ugyanúgy kezelik, mint az előző csoport

hulladékait, csak egy különálló, párhuzamos berendezéssoron. Itt mindig hulladékba kerül a

kimerült gyantatöltet. Alternatívaként az ioncserélő oszlop helyett porgyantás szűrő és bepárló

kombinációját használják. A bepárló fejtermékét ioncserével tisztítják, a fenékterméket pedig

szilárdítják.

A kémiai hulladékoldatok oldott sótartalma és radioaktivitása magas, ezért egy bepárló eljárás

szükséges, a fenékterméket szilárdítják, a fejterméket pedig kibocsátják. Néha detergens-

tartalmú oldatok kezelésére is használják, de ez problémás lehet (áthabzás!).

A detergenstartalmú hulladékoldatok aktivitása igen kicsi, így általában kibocsátják azokat.



11.26. ábra: BWR-reaktor folyékony hulladékainak tisztítása

PWR-reaktorok

Az 11.27. ábrán a nyomottvizes reaktor egyszerűsített folyamatábrája látható.

11.27. ábra: PWR-reaktor egyszerűsített folyamatábrája



A PWR-reaktor alapjellemzője, hogy a primer hűtővizet megfelelő nyomás alatt tartva nem

engedik, hogy felforrjon. A hőt nyomás alatti vízzel (101) szállítják, amely egy gőzfejlesztőbe jut és

ott hőjét egy hőcserélőben leadva a szekunder vízkörben gőzt (L2) fejleszt. Ez a szekunderköri gőz

gőzturbinára jut, a turbinából távozó fáradt gőzt lekondenzáltatják, és a kondenzátumot gyűjtőtartályba

gyűjtik. A szekunderköri kondenzátumot (105) szivattyúkkal a gőzfejlesztőbe vezetik vissza. A

vízminőség biztosítása érdekében a gőzfejlesztőből kis lefúvatást (107) eszközölnek.

Miután a primerköri hőhordozó leadta hőtartalmának egy részét a gőzfejlesztő hőcserélőben,

visszaszivattyúzzák (102) a reaktorba. Ennek egy részáramát (103) lehűtik, kivezetik a konténmentből

és ioncserés víztisztítással eltávolítják a radioaktivitás egy részét. Így 24 óránként megtisztítják a teljes

primerköri hőhordozót. A BWR-rel szemben tehát itt csak egy víztisztító üzemel, így a radioizotóp-

koncentráció magasabb a PWR hűtővizében, mint a BWR esetén.

A PWR másik fontos jellemzője, hogy bórsavat (reaktormérget) adagolnak a primerköri vízhez. A

kampány kezdetén 2000 ppm koncentrációjú bórsav a fűtőelemmel együtt „ég ki”, így a reaktivitás

állandó marad. (Eközben a bórsavból trícium keletkezik.) Bár a bórsav kiégése meglehetősen gyors, de

nem eléggé, így egy részét ioncserés módszerrel a (106) mellékáramból (kb. 5%) távolítják el kb. 2

g/perc sebességgel. Az eltávolított bórsavas oldatot bepárlóba vezetik, ahol 4%-ról 12%-ra sűrítik be.

A bepárló fenéktermékét újra hasznosítják a bórsavadagolásnál, a fejterméket részben kibocsátják,

hogy a primer kör tríciumtartalma ne dúsuljon föl. Többségét azonban a primer körbe vezetik vissza.

A primer kör néhány részén kis gázkiválás mehet végbe. Ezeket összegyűjtik, komprimálják és

nyomás alatti tartályban 30–60 napig „hűtik”, majd a rövid élettartamú radionuklidok bomlása után

szűrőn és akítvszenes adszorberen átvezetve a kéménybe bocsátják. A PWR-ben ezen kívül

gázhulladékok keletkeznek:

a gőzfejlesztő kondenzátorának levegőejektoránál,

a gőzfejlesztő lefúvatási tartályából,

a konténment levegős átöblítéséből,

a segédépület szellőzőrendszeréből történő szivárgásból,

a turbinaépület szellőzésének szivárgásából.

A PWR folyékony hulladékai általánosan a primerköri hőhordozó szivárgásából származnak és öt

kategóriába sorolhatók:

1. reaktortisztaságú hulladékoldatok,

2. szennyezett hulladékoldatok,

3. gőzfejlesztő lefúvatási hulladékoldatai,

4. turbinaépületi elfolyó hulladékoldatok,

5. detergenstartalmú oldatok.

A reaktortisztatságú hulladékoldatok elsődleges forrásai a bórsavkezelő mellékáram

tömítéseiből szivárgó oldat és egyéb szelep-, tolózár- és szivattyúfolyások. Ezek zöme reaktor-

tisztaságú oldat és így valójában nem is hulladék. A bepárlásból származó bórsavat és vizet

recirkulálják.

A szennyezett hulladékoldatok sótartalma (fajlagos vezetőképessége) és radioaktivitása

mérsékelt. Az épületek, laboratóriumok, mintavevőhelyek elfolyó csatornavizeiből származnak. A

kezelt hulladékoldatokat vagy kibocsátják, vagy recirkulálják.

A gőzfejlesztők lefúvatási hulladékoldatai a szekunderköri vízminőség biztosítása céljából

keletkeznek.

A turbinaépületi elfolyó hulladékoldatok inaktívak, ha a gőzfejlesztő nem lyukas.

A detergenstartalmú hulladékoldatok a mosodából és a dekontaminációs tevékenységből

származnak. Radioaktivitásuk alacsony, ugyanakkor a tisztításuk rendkívül bonyolult.

A PWR-hulladékok kezelése ugyanolyan eljárásokon alapul, mint a BWR esetén. Ugyancsak

számtalan variáció létezik. A 11.27. ábrán ezen kezelések egy egyszerűsített verziója látható. A

feldolgozás kategóriánkénti teljes szétválasztást tételez föl!



11.28. ábra: PWR-reaktor folyékony hulladékainak tisztítása

A reaktortisztaságú hulladékoldatokat összegyűjtik, szűrik, bepárolják és tartályba vezetik.

Mérés után általában visszavezetik a primer körbe vagy kibocsátják. A bórtartalmú fenékterméket a

bórsavas rendszerbe recirkulálják, illetve egy részét szilárdítják és temetik. Az itt alkalmazott szűrők

cserélhető kartridzs-szűrők.

A szennyezett hulladékoldatokat hasonlóan kezelik, mint a tiszta hulladékoldatot egy hasonló,

de párhuzamos tisztító rendszerben. A bepárló fenéktermékét rendszerint szilárdítás után eltemetik.

A gőzfejlesztők lefúvatási hulladékoldataihoz nincs egységes javasolt kezelési technológia.

Ioncsere, bepárlás és ioncsere, fordított ozmózis alkalmazható. Ez a kezelés jelentős gőzfejlesztő-

elfolyások esetén szükséges.

A turbinaépületi elfolyó hulladékoldatok radioaktivitása alacsony. Ha mégis kezelés szükséges,

összekeverik a szennyezett hulladékoldatokkal és azokkal kezelik.

A detergenstartalmú hulladékoldatokat ugyanúgy kezelik, mint BWR esetén.

A könnyűvizes atomerőművek folyékony radioaktív hulladékoldatainak kezelésére felhasználható

legfontosabb technológiák összehasonlítását mutatja a 11.8. táblázat.

11.8. táblázat: Folyékony radioaktív hulladékok fontosabb kezelési technológiái

Kezelési eljárás Jellemző Korlátok

Gyakran használt eljárások

Kémiai lecsapás

(koaguláció/flokkuláció) Nagy térfogatokhoz, magas

sótartalomhoz

Könnyű ipari megvalósítás

olcsó

Ált. alacsonyabb DF, mint a

többi eljárásnál (10<DF<100)

A hatásosság függ a szilárd–

folyadék fázis elválasztásától

Szerves ioncserélő alkalmazása Kis sótartalomnál jó DF (100)

Jó mechanikai szilárdság

Regenerálható

Korlátozott sugárzás,

hőmérséklet és kémiai

stabilitás

Jelentős gyantaár



Nehéz szilárdítani

Szervetlen ioncserélő alkalmazása Jobb sugárzással,

hőmérséklettel és

vegyszerekkel szembeni

ellenállása

Egyszerű a szilárdítása

Széles a nagy szelektivitású

termékek választéka

DF>10–10000

Magas sótartalom befolyásolja

Eltömődési hajlam

Gyakran magas ár

Regenerálás és reciklizálás

bonyolult

Bepárlás DF>104–106

Jól megalapozott technológia

Magas térfogatsűrítés

Sok radioaktív izotóphoz

alkalmazható

Korlátozzák a vízkőkiválás,

áthabzás, korrózió, illékony

radionuklidok

Magas üzemelési költségek

Magas beruházási költségek

Oldószeres extrakció Aktinidák eltávolítására,

kinyerésére és reciklizálására

alkalmas

A vizes raffinátumban szerves

anyag van jelen

Vizes és szerves

hulladékoldatokat generál


HEFOP 3.3.1-P.-2004-0900152/1.0, 2008, Sugárvédelem, szerk. Somlai J., 11. fejezet, Radioaktív hulladékok

kezelése és elhelyezése Pátzay, Gy.



12. A PAKSI ATOMERŐMŰ FELÉPÍTÉSE, JELLEMZÉSE,

ÜZEMVITELE

A Paksi Atomerőmű Vállalat 1976-ban alakult meg, és 1992 óta részvénytársaságként működik.

Magyarország közepén, Paks városától 5 km-re lévő telephelyén 4 db VVER-440/213 típusú

atomerőművi blokk üzemel, több mint 1860 MWe (jelenleg ~2000 MWe) beépített teljesítménnyel.

A fejlett ipari országokban az '50-es évek végén és a '60-as évek elején számos atomerőmű épült.

Az akkori magyar kormány és az energetikával foglalkozó szakemberek érdeklődése az atom-

erőművek iránt igen nagy volt, és felismerték az atomenergia villamosenergia-termelésben történő

felhasználásának jelentőségét. Ennek előkészítésére létrehozták az Országos Atomenergia Bizottságot

(OAB). Az OAB 1963 májusában tartott értekezletén állást foglalt amellett, hogy fokozni kell az

atomenergia felhasználására irányuló előkészületeket, mivel az ország energiafelhasználása az akkori

időszakban gyorsan növekedett. 1966-ban létrejött a magyar–szovjet államközi egyezmény egy

magyarországi atomerőmű létesítéséről (VVER-440/230 típus). A tervezés kezdeti szakaszában a

szakemberek 16 olyan telephelyet találtak, amelyek megfeleltek a telepítés alapfeltételeinek. A

frissvizes hűtést szem előtt tartva három települést vizsgáltak meg részletesen: Dusnokot, Bogyiszlót

és Paksot. E két utóbbi település egységes szempontok szerinti vizsgálatát követően foglaltak állást

Paks (pontosabban egy Paks és Dunaszentgyörgy közötti terület) mellett 1967 áprilisában.

A telephely kiválasztása, a műszaki tervek elkészülése után megkezdődtek a terepmunkák, ám

1970-ben a kormány – a szénhidrogénprogram megvalósítása miatt – az építkezés elhalasztását

határozta el. Többszöri országgyűlési és miniszteri konzultációk után 1974-ben az építkezés folytatása

mellett döntöttek, majd elkészültek az 1-2. számú blokkok új műszaki tervei (már VVER-440/213

blokkokról volt szó), és megkezdődtek az üzemi főépület földkiemelési munkálatai. Egy évvel később

ismét módosult a terv, és meghatározták a négy blokk üzembehelyezési ütemét. 1982 és 1987 között

helyezték üzembe a négy reaktort. A Paksi Atomerőmű létesítése volt a XX. század legnagyobb ipari

beruházása Magyarországon. Az erőmű építésének menetét mutatja a 12.1. táblázat.

12.1. táblázat: A Paksi Atomerőmű blokkjainak építése

Blokk Építés kezdete Első kritikus állapot Hálózatba kapcsolás Üzemi gép

1. 1974.08.01 1982.12.14 1982.12.28 1983.08.10

2. 1974.08.01 1984.08.26 1984.09.06 1984.11.14

3. 1979.01.01 1986.09.15 1986.09.28 1986.12.01

4. 1979.10.01 1987.08.09 1987.08.16 1987.11.01

12. A Paksi Atomerőmű felépítése, jellemzése, üzemvitele 167


A VVER-440/213 típusú reaktorok a nyomottvizes reaktorok (PWR) csoportjába tartoznak. A név

a „víz-vizes energetikai reaktor” orosz megfelelőjének rövidítéséből adódik, a „440” szám pedig arra

utal, hogy egy ilyen atomerőművi blokk eredeti névleges villamos teljesítménye 440 MW volt. Ma ez

a szám mind a 4 blokknál 500 MWe. A reaktorok hőteljesítménye egyenként 1470 MWt, ebből

kiszámolható a termikus hatásfok: kb. 33%. A négy reaktorblokk 2-2 blokkban egymás mellett

helyezkedik el. Egy blokk metszeti rajzát mutatja a 12.1. ábra.

1 Reaktortartály 2 gőzfejlesztő 3 fűtőelemtöltő 4 kiégettfűtőelem-tároló medence 5 elnyelető

reaktorcsarnok 6 tápvíz-előkezelés 7 védőburkolat 8 elnyelető torony 9 permetező rendszer 10

ellenőrző csatorna 11 levegőbeszívás 12 turbina 13 kondenzátor 14 turbinablokk 15 tápvíztartály 16

előhevítő 17 turbinacsarnok-daru 18 elektromos berendezések, vezérlések

12.1. ábra: A Paksi Atomerőmű reaktorblokkjának metszeti képe

Az aktív zóna a függőleges elhelyezésű, hengeres reaktortartályban található, melynek teljes

magassága 13,75 m, külső átmérője 3,84 m. Az aktív zóna fűtőelem-elrendezését mutatja a 12.2. ábra.

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



A tartály acélból készült (Skoda gyártmányú), falvastagsága az aktív zóna magasságában 14 cm,

belülről pedig 9 mm vastag rozsdamentes acél bevonattal van ellátva a korrózióvédelem céljából (12.3.

ábra).

12.3. ábra: A reaktortartály

A tartályon különböző magasságban helyezkedik el a hűtőközeg be- és kivezetésére szolgáló hat

belépő- és hat kiömlő-csonk. Az atomreaktor teljes élettartamát a reaktortartály élettartama határozza

meg, ezt a hatalmas berendezést ugyanis nagyon költséges lenne kicserélni. A tartály anyagának kris-

tályszerkezete azonban az állandó neutronsugárzás hatására rongálódik, emiatt az atomerőművek

méretezési (tervezett) üzemideje 30–40 év. A Paksi Atomerőműben újabban eme élettartam

meghosszabbítása érdekében a zóna szélére kiégett, ún. negyedik évet bent töltő kazettákat tesznek.

Az ilyen kazettákban már kevés a hasadóképes 235U, emiatt azokból jóval kevesebb neutron lép ki, így

kisebb neutronsugárzás éri a reaktortartályt. Ebben az ún. alacsony kiszökésű zónában tehát már négy

évet töltenek az üzemanyagkazetták. Érdemes megjegyezni, hogy a neutronsugárzás hatására

bekövetkező kedvezőtlen anyagszerkezeti változásokat – az ún. ridegedést – vissza lehet fordítani

abban az esetben, ha a tartály anyagát magas hőmérsékletre hevítik fel. Ekkor a kristályhibák

„megjavulnak”, olyan új anyagszerkezet jön létre, mintha a tartály újonnan készült volna. Ilyen eljárást

a világ több reaktorán alkalmaztak már, így hosszabbítva meg azok élettartamát. A primer kör részei:

reaktortartály, fűtőelemek, szabályozó rudak, szabályozórúd-hajtás, reaktortartály, nyomásszabályozó,

gőzfejlesztő, primerköri keringető szivattyú, betonvédelem (12.4-12.5. ábra).



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

12.5 ábra: A VVER-440/213 reaktor primer köre a gőzfejlesztőkkel

A szekunder kör részei: frissgőz, tápvíz, nagynyomású turbina, kisnyomású turbina, kondenzátor,

tápvízszivattyú, tápvíz-előmelegítő. Itt található az elektromosenergia-előállító rész, a generátor és a

gerjesztőgép. A primer és a szekunder kör vize nem keveredik egymással, a gőzfejlesztőben a csö-

veken keresztül adódik át a primer oldal hője. Így elérhető, hogy a hűtőközegbe került radioaktív

anyagok a primer körben maradjanak, és ne kerülhessenek a turbinába és a kondenzátorba. A

harmadik körben történik a kondenzátorban leadott hőnek az elszállítása a hűtővíz-körrel, részei:

kondenzátor, hűtővíz, hűtővízszivattyú.

A reaktor üzemanyaga urán-dioxid (UO2), amit porkohászati úton kb. 9 mm magas, 7.6 mm

átmérőjű hengeres pasztillákká préselnek. A VVER-típusú reaktoroknál a pasztilla középvonalában

egy 1,6 mm átmérőjű belső furat található. Ez egyrészt azért célszerű, mert így az üzemanyagból

kilépő hasadványgázok elég nagy térfogatot tölthetnek meg (így nem lesz túl nagy a fűtőelempálcában

a nyomás), másrészt így alacsonyabb maximális hőmérséklet lép fel az üzemanyagban. A

fűtőanyagból egy reaktorban 42 tonnányi mennyiséget helyeznek el évente átlagosan 3,6%-ra dúsítva,

urán-dioxid-pasztillákká préselve, üzemanyagpálcákba töltve, kazettákba szerelve. Az uránpasztillákat

egy cirkónium-nióbium-ötvözetből készült, 2,5 m hosszú, 9 mm külső átmérőjű csőbe (a burkolatba)

helyezik, amit feltöltenek héliumgázzal, és ezután hermetikusan lezárnak. A burkolat megakadályozza



a hasadványok kikerülését a hűtővízbe. Az üzemanyag-tabletta és a burkolat együtt jelentik a

fűtőelempálcát. A burkolat és az uránpasztilla között egy vékony gázrés található annak érdekében,

hogy üzem közben legyen elegendő hely a pasztilla hőtágulására.

Az aktív zónát a 312 db üzemanyag-kazetta, a 37 db szabályozó rúd és a moderátor szerepét is

betöltő hűtővíz (könnyűvíz) alkotja. A fűtőelemeket kötegekbe foglalják. A VVER-440 reaktor

fűtőelemkötegei (kazetták) hatszögletes keresztmetszetűek, és egyenként 126 fűtőelemet tartalmaznak.

(12.6. ábra).

12.6. ábra: A VVER-440 rektor fűtőelem-kazettája

A kazettákban lévő UO2 üzemanyag 235U izotópra vonatkoztatott dúsítása átlagosan

3,6%, de egy kazettában rendszerint csak azonos dúsítású fűtőelemek vannak. A kazetták 14,4 cm

laptávolságúak.

A VVER-440/213 típusban a láncreakció szabályozásához a fűtőelemkötegekkel azonos méretű

neutronelnyelő abszorbens anyagot tartalmazó (bóracélból készült) kazettákat használnak, amelyek

felülről nyúlnak be a zónába. A reaktorban összesen 37 ilyen szabályozó és biztonságvédelmi kazetta

van, amelyek közül üzem közben 30 állandóan kihúzott állapotban, az aktív zóna fölött helyezkedik el.

Ezek az ún. biztonságvédelmi (BV) rudak, amelyekkel a reaktor bármikor biztonságosan leállítható. A

maradék 7 abszorbens kazettával az üzem közbeni teljesítményszabályozást végzik, de természetesen

ezek is ellátnak biztonságvédelmi funkciót. A szabályozó kazetták aljához egy-egy fűtőelem-kazettát

kapcsolnak, így a kihúzott abszorbensek helyén is üzemanyag található. A fűtőelem néhány (3-4) év

alatt „kiég”: hasadóanyag-tartalma 1% 235U alá csökken, és felszaporodnak benne a különböző

magreakciók során keletkező hasadási termékek és transzurán magok. Ezek egy része neutronelnyelő

reaktorméreg, ezért nem lehet a teljes 235U tartalmat elhasítani. Ezért meghatározott időnként „át kell

rakni” a zónát: ilyenkor veszik ki a kiégett, és teszik be a friss üzemanyag-kazettákat a reaktorba. Az

atomerőművet indulása után évente leállítják, és kiszedik a már kiégett, eredetileg 1,6% dúsítású

kazettákat, és helyükre az eredetileg 2,4% dúsítású kazettákat rakják. A 3,6% kezdeti dúsításúakat is

átrakják (a 2.4%-osak helyére), és helyettük friss (3,6%-os) üzemanyagot raknak a zónába. Ezt a

műveletet évente megismétlik, és egy fűtőelemköteg átlagosan három évet tartózkodik a reaktorban. A

kezdeti töltetet kivéve tehát a kazetták egy része három évet, egy része négy évet tölt a reaktorban.

A reaktor hűtő-hőhordozó köreinek hőmérsékleti és nyomásviszonyait mutatja a 12.7. ábra



12.7. ábra: A paksi VVER-440/213 reaktorblokk hőmérséklet- és nyomás-adatai

(FKSz - főkeringető szivattyú, KNyE, NnyE - kis- és nagynyomású előmelegítő, FET - főelzáró tolózár,

TK - térfogat kompenzátor, CSTH - cseppleválasztó, gőz-túlhevítő, KNY, NNY - kis- és nagynyomású

turbina)

Az aktív zónában felszabaduló hő elszállítása a reaktor körül lévő, 6 darab párhuzamosan kapcsolt

hűtőkör feladata. (Ezek térbeli elrendezése látható a 12.8. ábrán).

12.8. ábra: A Paksi Atomerőmű blokkjainak hűtőkörei

A hűtőkörök között eltérés csak abban van, hogy a 6 közül az egyik körhöz kapcsolódik a nyomás

szabályozhatóságát elősegítő ún. térfogat-kompenzátor. A névleges állapotban a reaktorba belépő

primerköri 123 bar nyomású 267 C-os víz áthaladva a reaktoron felmelegszik 297 C-ra, az ún. meleg

ágon lép ki a reaktorból és jut el a gőzfejlesztőbe. A gőzfejlesztő (2,3 m átmérőjű, 12 m hosszú) fekvő

henger alakú hőcserélő, amelyben a víz hőjének egy részét átadja a szekunder kör vizének, miközben a

primerköri víz újra 267 C-ra hűl le. A radioaktív primerköri víz a gőzfejlesztőben 5536 db 16 mm

átmérőjű csövön áramlik át, így forralva fel a gőzfejlesztőben lévő inaktív szekunderköri víz egy

részét. A lehűlt primerköri hűtőközeg a hideg ágon jut vissza a reaktorba. A víz cirkulációját a

főkeringető szivattyú (FKSZ) biztosítja. Minden hűtőkör külön-külön lezárható az ún. főelzáró tolózár



(FET) segítségével, melyből minden körben két darab található. A VVER-típusú reaktorok

nyomottvizes rendszerűek, azaz a primer körben nagy nyomás fenntartásával biztosítják azt, hogy a

hűtőközeg ne forrjon el. (A víz atmoszférikus forráspontja 100 C, a primer körben uralkodó 123 bar

nyomáson viszont már 330 C körüli.)

A nyomás állandó értéken tartására szolgál a térfogat-kompenzátor vagy nyomáskiegyenlítő.

Minden blokkhoz 1 db térfogat-kompenzátor tartozik, amely az egyik hurok meleg ágához csatlakozik.

A térfogat-kompenzátor egy álló elrendezésű tartály, melynek alját az egyik hűtőkör meleg ágával,

tetejét – szelepeken keresztül – az egyik hideg ággal kötik össze. A tartályban 325 C-os, telített

állapotú víz és felette gőzpárna található. A reaktorban lévő nyomás szabályozása a következő módon

történik. Ha a primer körben elkezd nőni a nyomás, adott határérték elérése után automatikusan

nyitnak a befecskendező szelepek, amik a hideg ágból vizet juttatnak a térfogatkompenzátorba. A 267

C-os „hideg” víz hatására a gőz egy része lekondenzálódik, nyomása tehát csökken. Ha a nyomás

ennek ellenére is tovább nő, nyitnak az ún. biztonsági lefúvató szelepek, amiken keresztül a primer

körben keletkezett gőz egy része egy tartályba juthat. (A túl nagy nyomás a berendezéseket

veszélyeztetné.) Ha a primer körben a víz nyomása csökken, a térfogat-kompenzátorban lévő villamos

fűtőpatronok automatikusan bekapcsolódnak. A fűtés a térfogat-kompenzátor vizében intenzív forrást,

gőzképződést okoz, ez pedig a nyomás növekedéséhez vezet.

A szekunder körben történik a reaktorban megtermelt hő átalakítása mechanikai, majd villamos

energiává. A gőzfejlesztőbe belépő 223 C-os, 46 bar nyomású tápvizet a csövekben keringő 297 C-

os primerköri víz 258 C-ra melegíti, és ezen a hőmérsékleten részben felforralja (12.9. ábra).

12.9. ábra: A VVER-440-es blokk gőzfejlesztőinek felépítése

1 - köpeny, 2 - hidegági kollektor, 3 - melegági kollektor, 4 - búvónyílás, 5 - hőátadó csövek, 6 -

függőleges távtartó, 7 - vízszintes távtartó, 8 - tápvízelosztó, 9 - cseppleválasztó, 10 - perforált lemez,

11 - gőzgyűjtő, 12 - primerköri fedél, 13 - szekunderköri fedél, 14 - tömítő gyűrű a primer és a

szekunder kör között, 15, 16 - szekunderköri tömítés, 17 - primerköri tömítés, 18 - primerköri

légtelenítés, 19 - periodikus leürítés, 20 - gőzfejlesztő periodikus leiszapolás, 21 - gőzfejlesztő

folyamatos leiszapolás, 22 – tisztító csonk, 23 - vízszintjelző cső

A keletkező gőz nedvességet is magával ragad, így a cseppeket el kell távolítani a gőzből, a

turbinalapátok ugyanis tönkremennének a vízcseppektől. Erre szolgálnak a kilépő gőz útjába helyezett

cseppleválasztó zsaluk. Ezek olyan terelőlemezek, amelyeken áthaladva a vízcseppek lecsapódnak, így

a kilépő gőz nedvességtartalma már alacsonyabb, mint 0,25%. A gőzfejlesztőből kilépő, mintegy 450

t/h tömegáramú gőz a turbinákra kerül, ahol mozgási energiáját kihasználva megforgatja a turbina

lapátjait. Egy adott blokkban lévő 6 gőzfejlesztőből 3 együtt táplál egy turbinát. A turbinában egy ten-

gelyen helyezkedik el egy nagynyomású és két kisnyomású turbina, valamint a generátor forgórésze.

A turbina nagynyomású háza 6 fokozatú, azaz a gőz expanziója és munkavégzése 6 fokozatban



történik. A nagynyomású turbinaházban a gőz hőmérséklete kb. 140 C-ra csökken, nedvességtartalma

pedig 12%-ra nő. Emiatt a kisnyomású házba való belépés előtt a nedves gőz az ún. cseppleválasztó és

gőztúlhevítő berendezésbe kerül, ahol a turbinára káros vízcseppeket eltávolítják belőle és a telítési

hőmérséklet fölé melegítik. A két kisnyomású ház 5-5 fokozatú. A turbinákról kikerülő fáradt gőz a

kondenzátorba kerül, ahol csaknem 13 000 csőben a Dunából kivett hűtővíz áramlik. A hűtőcsöveken

a gőz kb. 25 C-os hőmérsékleten lekondenzálódik. Minden turbinaegységhez két kondenzátor tarto-

zik, amelyekben 0,035 bar nyomást (vákuumot) tartanak fenn. (A turbinán a munkagőzt a gőzfejlesztő

és a kondenzátor közti nyomáskülönbség hajtja át.) A cseppfolyósodott munkaközeget különböző

tisztító és előmelegítő berendezéseken keresztül a tápszivattyúk visszajuttatják a gőzfejlesztőbe. A

visszatérő tápvíz előmelegítésére az erőmű jobb hatásfoka miatt van szükség. Az előmelegítést a

turbináról vett gőzzel végzik, melynek során a kondenzátorból kilépő 25 C hőmérsékletű víz 9 hő-

cserélőben végezetül 223 C hőmérsékletre melegszik fel. A tápvíz ezen a hőmérsékleten lép be a gőz-

fejlesztőbe, ahol újra átveheti a primerköri víz hőjét.

A Paksi Atomerőmű szerepét a hazai villamosenergia-termelésben a 11.10. ábrán, az erőmű

működésének hatékonyságára és biztonságosságára utaló kumulatív (négy blokkra vonatkozó)

teljesítmény-kihasználási tényezőit (load factor) a 12.11. ábrán mutatjuk be.

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

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

tényezői (load factor)



12.1. A reaktorok üzemidő-hosszabbítása

A Paksi Atomerőművet eredetileg 30 éves üzemelésre tervezték. Ez azt jelenti, hogy az I. blokkot már

2012‐ben, de a legfiatalabb IV. blokkot is 2017‐ben le kellene állítani. 2000‐ben műszaki felmérés,

megvalósíthatósági tanulmány készült az üzemidő lehetséges, 20 éves hosszabbítására vonatkozóan.

Az üzemidő-hosszabbítást több érv indokolja.

Nincsen műszaki akadálya: a folyamatos karbantartásnak köszönhetően az erőmű jó állapotban

van, biztonságos működése kisebb beruházások és egyes monitoring-rendszerek kiépítésének

elvégzése mellett további 20 évre biztosítható.

Másfelől Magyarország nem engedheti meg, hogy középtávon elveszítsen csaknem 2000 MWe

olcsó, klímabarát áramtermelő‐kapacitást. A Magyar Országgyűlés 2005. november 21‐én elvi

hozzájárulását adta az üzemidő‐hosszabbításhoz.

Az üzemidő-hosszabbítás megalapozásához számos vizsgálat, számítás elvégzése és kockázat-

becslés szükséges. A vizsgálatok szerint különös jelentősége van a reaktortartályok és a gőzfejlesztők

öregedéskezelésének, mivel ezek nem cserélhetőek. A reaktortartályok domináns öregedési folyamata

az acéltartály neutronsugárzás miatti ridegedése. E folyamat során az anyag által elszenvedett

neutrondózis hatására változnak a reaktortartály szerkezeti anyagának mechanikai tulajdonságai, az

anyag szívóssága csökken; növekszik a szívós és rideg tartomány határának ún. átmeneti hő-

mérséklete. A reaktortartály anyagának ridegedését számítással, neutrondetektorokkal és ún.

felügyeleti próbatestekkel határozzák meg. Ezek olyan, a tartállyal megegyező acélból készült

próbatestek, amelyeket a reaktorzónához közel helyeznek el a reaktortartályon belül, így ezeket a

tartálynál biztosan nagyobb neutronsugárzás éri. A próbatesteket előre rögzített program szerint

kiveszik a reaktorból, és anyagvizsgálati módszerekkel megállapítják a ridegedés mértékét. Jelenlegi

ismereteink szerint a tartály ridegedési átmeneti hőmérséklete az 50 éves üzemidő alatt sem lépi túl a

biztonságos üzemelés határát.

A tervezett üzemidő-hosszabbításokat foglalja össze a 12.3. táblázat.

12.3. táblázat: A Paksi Atomerőmű blokkjainak tervezett üzemidő-hosszabbítása

1. blokk 2. blokk 3. blokk 4. blokk

indulás 1982 1984 1986 1987

30 év 2012 2010 2016 2017

50 év 2032 2034 2036 2037


A Paksi Atomerőmű Rt. honlapja: http://www.npp.hu

Az „Atomenergia-rendszerek” című tárgy előadásának anyaga

Csom Gyula: Atomerőművek üzemtana II.

http://www.npp.hu/

13. Radioaktív izotópok alkalmazása 175


13. RADIOAKTÍV IZOTÓPOK ALKALMAZÁSA

A részecskegyorsítók és a besugárzó reaktorok elterjedésével a radioaktív izotópok alkalmazása

fejlődésnek indult. A kezdeti besugárzó reaktorok kis teljesítményűek voltak, és főként oktatásra és

radioaktív izotópok előállítására alkalmazták. Ilyen reaktorsorozat volt a medence-típusú TRIGA-

sorozat. Az atomerőművekből kikerülő kiégett fűtőelemek ugyancsak kiváló forrásként alkalmaz-

hatóak mesterséges radioaktív izotópok forrásaként. Példaként a gamma-sugárzással végzett

csírátlanításban és radiográfiában oly fontos 60Co és az orvosi diagnosztikában fontos 99Mo-99mTc

radioaktív izotópok előállításának sémáit mutatjuk be a következő 13.1-13.2. ábrákon.

13.1. ábra: 60Co előállítása

13.2. ábra: 99Mo-99mTc előállítása

A ciklotronban és a reaktorban előállított radioaktív izotópok az alábbiakban különböznek:

Reaktorban előállított radioaktív izotópok (neutronokkal):

az U-235 hasadási termékei keletkeznek,

neutrondús radioaktív izotópok keletkeznek,

alfa-, béta-, gamma-bomlást mutatnak,

(n, )-reakcióval keletkeznek.



Ciklotronban előállított radioaktív izotópok (töltött részecskékkel):

protondús radioaktív izotópok keletkeznek,

pozitron-sugárzó, elektronbefogással keletkező izotópok keletkeznek,

(p,n)-, (d,n)-reakciókkal keletkeznek.

Izotóp generátorok (izotóp tehenek)

Az izotóp generátorok anya- és leányelem-kapcsolatban lévő két radioaktív izotóp folyamatos

elválasztását teszik lehetővé további felhasználás céljából. A radioaktív anyaelem-leányelem kapcsolat

lehet tranziens egyensúlyi, amikor a leányelem tízszeres felezési ideje kisebb, mint az anyaelem

felezési ideje, és lehet szekuláris egyensúlyi kapcsolat, amikor az anyaelem felezési ideje sokkal

nagyobb, mint a leányelem felezési idejének tízszerese. Egy szorbens oszlopon megkötött anya-

leányelem elúciós elválasztását mutatja a következő 13.3. ábra.

13.3. ábra: Elúciós oszlop

Ideális elvárások az izotópgenerátorral szemben:

magában hordozza az anya- és leányelem kémiai jellemzőit,

az elválasztott termék megfelelő pH-jú, steril és pirogénmentes,

az oszlopnak kicsi a dóziskibocsátása,

olcsó,

egyszerű elúciós módszer alkalmazható,

könnyű az előállítása,

megfelelő az anya- és leányelem felezési ideinek aránya.

Néhány fontosabb izotópgenerátor-oszlop tölteteit és eluálószereit mutatja a következő 13.4. ábra.

13.4. ábra: Izotópgenerátor-töltetek



Az ipari, mezőgazdasági és kutatási feladatokban felhasznált α-, β-, és γ-sugárzó nyitott és zárt

sugárforrások mellett fontos szerepet kapnak a neutronforrások is. A neutronok anyaggal történő

kölcsönhatásuk során γ-sugárzást indukálnak, mely indukált sugárzás energiája és intenzitása alapján

minőségi és mennyiségi elemanalízis végezhető. Az e célra alkalmazott két legfontosabb technika a

termikus neutronok befogása (Thermal Neutron Capture, TNC) és a neutronok rugalmatlan szórása

(Neutron Inelastic Scattering, NIS).

A TNC azonnal szolgáltat γ-fotonokat, míg a NIS folyamatos emissziót eredményez a gyors-

neutron szóródása során. A legtöbb TNC ipari neutronforrással működő analizátor 252Cf neutronforrást

alkalmaz, Na (I) szcintillációs detektorral kombinálva. Az 241Am-Be neutronforrások bizmut-germanát

detektorral kombinálva egyaránt alkalmazhatók a NIS- és TNC-technikákhoz. A NIS elemző eljárással

kiválóan elemezhető a minták C, O, Al, Si -tartalma, melyek neutronbefogási hatáskeresztmetszete

alacsony. Alkalmazható a szén-, cement- és ásványiparban on-line és futószalagon végzett

elemzésekre. A NIS-technika speciális alkalmazása a fúrólyukak vizsgálata. A neutronforrásból kilépő

sugárzás szóródik a lyuk falán, és mivel a kőzetben lévő víz hidrogénje a leghatékonyabb neutron-

szóró elem, a detektorba jutó szórt sugárzás arányos a kőzet víztartalmával. Talajsűrűség és

víztartalom egyidejű mérésére alkalmas hordozható készülékek 241Am-Be neutronforrása nemcsak

neutron-, hanem γ-sugárzást is kibocsát, így a talaj sűrűsége és víztartalma egyszerre mérhető.

A γ- és röntgensugárzás felhasználható analitikai célokra is. A γ-sugárzás áthatolása és szóródása

felhasználható futószalagon haladó szenek hamutartalmának meghatározására. A gamma-sugarak

kölcsönhatása az anyaggal rendszámfüggő, és a meddőnek a szénnél nagyobb a rendszáma. A

radioaktív sugárforrások röntgensugárzása inaktív elemekből fluoreszcenciás röntgensugárzást

indukálhat. Az indukált röntgensugárzás energiája a kibocsátó atom rendszámára jellemző, intenzitása

pedig annak mennyiségével arányos. Például elemanalízis végezhető a sugárforrást és a detektort

tartalmazó szonda iszapba, zagyba történő bemerítésével, melynek során a zagy sűrűsége és elem-

összetétele (Fe, Ni, Cu, Sn, Pb) meghatározható.

A γ-radiográfia a repülőterek röntgen-átvilágító berendezéseihez hasonlóan működik, csak a

sugárforrás jóval kisebb méretű. A sugárforrást tartalmazó titánkapszula a vizsgálandó anyag egyik

oldalán, a detektor (leggyakrabban röntgenfilm) a másik oldalán helyezkedik el. A tárgyon áthaladó γ-

sugarak képet alkotnak a filmen. Ezzel a technikával hegesztési varratok és alkatrészek

roncsolásmentes anyagvizsgálata végezhető el. A γ-sugárforrások előnye a röntgen-forrásokkal

szemben kisebb méretük, hordozhatóságuk, homogénebb és magasabb sugárzási energiájuk, nem

igényelnek elektromos tápfeszültséget, hátrányuk hogy a sugárzásuk nem kapcsolható ki. Acélok vizs-

gálatára 15 mm vastagságig, könnyű ötvözetek vizsgálatára 45 mm vastagságig 169Yb, acélok esetén

12–60 mm vastagságig, könnyű ötvözetek esetén 190 mm vastagságig 192Ir sugárforrásokat alkal-

maznak.

Vastagság, sűrűség, szintek mérésére kiválóan alkalmazhatók a radioaktív sugárforrások. A

sugárzás intenzitása anyagon áthaladva csökken, és a lecsökkent intenzitású sugárzás detektálható. Ily

módon kontaktus nélkül anyagok vastagsága, sűrűsége, folyadékok, gázok szintje meghatározható.

Alkalmazható térfogat- és tömegáram mérésére csővezetékekben, oszlopokban. Adagoló tartályokban,

hombárokban lévő szilárd anyag magassága, tartályokban, edényekben folyadékok magassága jól

mérhető. β-sugárzó alkalmazásával vékony, nagy sebességgel mozgó filmek, fóliák, papírok vas-

tagsága határozható meg. A sugárforrásból kilépő, az anyagról visszaszórt sugárzás intenzitása alapján

bevonatok vastagsága határozható meg.

A γ-sugárzás kiválóan alkalmazható orvosi eszközök, élelmiszerek mechanikai és hőkezelés-

mentes sterilizálására. E célra leggyakrabban a 60Co radioaktív izotópot alkalmazzák. A kis dózisú

kezeléseket (<1 kGy) burgonya, hagyma, fokhagyma hosszabb idejű tárolása előtt, magok, fűszerek,

száraz gyümölcsök, csonthéjasok és szárított halak rovarrágás elleni megvédéséül, húsáruk parazitái

ellen alkalmazzák. A közepes besugárzási dózisokat (1–10 kGy) eperfélékben, húsárukban, tengeri

élelmiszerekben jelenlévő, romlást okozó mikroorganizmusok, Salmonella, Vibrio patogének

elölésére, gombák tartósítására alkalmazzák. A nagy besugárzási dózisokat (10–45 kGy) romlást oko-

zó mikroorganizmusok, spórák elölésére alkalmazzák.

A radioaktív sugárzások mezőgazdasági alkalmazása magában foglalja a sugárzás hatására

bekövetkezett fajtanemesítési, mutációs és más alkalmazásokat, melyek célja a mezőgazdasági

termények minőségének javítása, hozamának és ellenállóképességének növelése (60Co, 10–50 Gy).

Felhasználják a műtrágyák (32P, 35S), mikroelemek (54Mn, 57Co, 59Fe, 65Zn), növényvédőszerek, rovar-



és gombairtószerek optimális alkalmazásának meghatározásához, mezőgazdasági kártevők

szaporodásának gátlására is.

Gyakran alkalmazzák a nyitott radioaktív izotópokat nyomjelzős fizikai, kémiai, biokémiai és

orvosi mérésekhez, kísérletekhez. Vízfolyások, légáramlások, szennyezések terjedésének, vér- és

nyirokáram mérésére, korróziós mérésekre, kormeghatározásra és még sok egyéb célra alkalmaznak

radioaktív nyomjelző izotópokat.

Az iparban számos területen alkalmaznak radioaktív izotópokat. Érzékeny, roncsolásmentes

mérésekkel, ellenőrzésekkel biztosítható a jó minőségű, hatékony termelés. Alkalmazzák kémiai

reakciók elősegítésére például a polimerizáció területén. Orvosi és más eszközök sterilezése, anyagok

vastagságának, sűrűségének, víztartalmának, sérülésmentességének meghatározására ugyancsak alkal-

mazhatók. A nyitott radioaktív izotópok megfelelő fizikai és kémiai formában alkalmazhatók anyagok

mozgásának, szorpciójának, kopásának, változásainak a nyomon követésére. A radioaktív izotópok

alkalmazási területe három részre osztható:

1. besugárzásos kezelésekre,

2. roncsolásmentes mérések, szabályozások végzésére és

3. nyomjelzéses vizgálatokra.

A radioaktív izotópok fontosabb felhasználási területeit a következőkben foglalhatjuk össze.

13.1. Radioaktív sugárforrások ipari és mezőgazdasági alkalmazása

Az ionizáló sugárzás sterilező hatását korán felfedezték. Több száz gamma- és elektronnyaláb-

besugárzó berendezés működik a világon. Ezeket orvosi és gyógyszeripari termékek és berendezések

sterilezésére, élelmiszerek tartósítására, polimerek szintézisénél és rovarirtásra alkalmazzák.

Olajkészletek feltárásában a 137Cs és 241Am izotópok nélkülözhetetlenek. A termelés mennyisé-

gének és minőségének biztosításában, folyamatok ellenőrzésében, online mérésekben és analízisekben

a radioaktív sugárforrások alkalmazása alapvető fontossággal bír. Ezen sugárforrások alkalmazásával

ipari termelési folyamatok biztonságát biztosítják. Például a gamma-radiográfiás képalkotás a petrol-

kémiai ipar folyamatainak biztonságát és termelékenységét biztosítja. Fontos a szerepük a nemzet-

biztonsági feladatotok ellátásában, így vegyszerek, robbanóanyagok detektálásában, a tengeri flották

energiaellátásában, repülőgépek üzemelésének fenntartásában, kábítószerek és szabotázsakciók fel-

derítésében. Fontos a szerepük a tiszta energiaforrások üzemelésében, így a nukleáris üzemanyagrudak

szkennelésében, reaktorok indításában, szénminták kéntartalmának meghatározásában. Fontos szerepet

játszanak az életvédelemben is, így füstdetektorok, környezetszennyezési monitorok üzemelésében.

Orvosi és más eszközök sterilezése

Ionizáló sugárzással besugározva különböző anyagokat, a sugárzás elöli a baktériumokat és

különböző sejteket. Ezt a hatás a következő területeken hasznosítják:

egészségügyi berendezések és eszközök sterilezése (25 kGy),

fogyasztási eszközök (cumisüvegek, higiéniás termékek, hajkefék, iszapok stb.) sterilezése,

ipari és más termékek sterilezése (3–25 kGy),

élelmiszerek tartósítása sterilezéssel.

A következő 13.5. ábrán sugárzással sterilezett orvosi eszközöket mutatunk be.

13.5. ábra: Sugárzással sterilezett orvosi eszközök



Élelmiszer-tartósítás besugárzással

Az élelmiszerek besugárzásának célja lehet mutációs tenyésztés, például rizs esetében a

besugárzással módosított rizs magasabb hozamot, alacsonyabb növénymagasságot, jobb aszálytűrést,

kisebb fényérzékenységet eredményezett. A kezelés másik célja a káros mikroorganizmusok el-

pusztítása. Alkalmazzák fűszerek, enzimek, dehidratált zöldségek, friss és fagyasztott tengeri

élelmiszerek, hús és baromfi tartósítására. Egy gamma-sugárral besugárzó berendezés metszetét és

besugárzással kezelt eper 14 és besugárzás nélküli 7 napos állapotát, valamint kezeletlen és

sugárkezelt hagyma állapotát és sugárzással kezelt kozmetikumokat mutatják a következő 13.6–13.8.

ábrák.

13.6. ábra: Gamma-sugárzást alkalmazó besugárzó sterilező berendezés metszete

Besugárzott 14 napos, és 7 napos nem-besugárzott eper.

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

izotóp tároló

sugár árnyékolás

futószalag

kezelt termék

kirakodása

e

kezelt termék

berakodása

e

besugárzó helység



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

60Co gamma-sugárzó sterilező-besugárzó források kialakítását mutatja a következő 13.9. ábra.

13.9. ábra: 60Co gamma-sugárzó sterilező-besugárzó források

Gumi és műanyag alkatrészek (habok, autógumik, kábelek, filmek szalagok) kötését, szilárdulását,

duzzadását számos technológiában segítik elő ipari besugárzással.

Ipari radiográfia

Ipari alkalmazás az ipari radiográfia, ennél röntgensugárzást vagy zárt sugárforrást alkalmaznak

rögzített vagy mobilis berendezésben. A radiográfiai mérések alapján különböző anyagok sérülés-

mentessége és egyéb tulajdonságai határozhatók meg.

Az ipari radiográfiás vizsgálat elvét mutatja a következő 13.10. ábra.



13.10. ábra: Ipari radiográfiás vizsgálat elve

A radiográfia alkalmazási területei:

hegesztések,

csővezetékek és tároló tartályok kötéseinek,

öntvények (szelepek, motor alkatrészek),

csomagok, élelmiszerek roncsolásmentes vizsgálata.

Néhány ipari radiográfiás mérési alkalmazást mutat a következő 13.11. ábra.

13.11. ábra: Csomagok, szerkezeti elemek radiográfiás vizsgálata

A számítógépes tomográfia különféle tárgyak roncsolásmentes vizsgálatára alkalmas. A mintán

áthatoló kollimált γ-sugárzást egy detektorrendszer érzékeli és számítógéppel képpé rendezi. Az így

nyert háromdimenziós kép alapján biztonsági, védelmi és más fontos döntések hozhatók (13.12. ábra).



13.12 ábra: Jármű tartalmának tomográfiás vizsgálata

Néhány gamma-radiográfiás mérőberendezést mutat a következő 13.13. ábra.

13.13. ábra: Gamma-radiográfiás vizsgáló-mérőberendezések

Egyes radioaktív termékek foszforeszkáló hatást váltanak ki bizonyos vegyületekben. Elsőként

világító festékbevonatok készítésénél alkalmazták ezen tulajdonságukat. Ilyenek voltak például a

világító számlapú órák. Dozimetriai okokból jelenleg a rádium (226Ra) helyett tríciumot (3H) alkal-

maznak ilyen célokra.

Olajkészlet-feltárás, kútvizsgálat

Az olajiparban és a geotermális kutak vizsgálatánál gamma- és neutronsugárzást alkalmaznak a

furatok mentén, a megfúrt kőzetrétegek anyagi jellemzőinek (sűrűség, víztartalom stb.) meghatáro-

zására. Ilyen mérési elrendezést mutat a következő 13.14. ábra.



13.14. ábra: Ipari radioaktív sűrűség-, szint- és vastagságmérés

Széleskörűen alkalmazzák a radioaktív sugárzásokat ipari és más folyamatokban roncsolás- és

mintavételmentes szint, sűrűség, vastagság és más tulajdonságok folyamatos mérésére. Alkalmazzák

talajnedvesség-mérésre, bevonatok vastagságmérésére, tartályok szintmérésére és egyéb feladatokra.

A mérések alapelveit mutatja a következő 13.15. ábra.

13.15. ábra: Vastagság-, sűrűség- és szintmérés radioaktív sugárzással

A radioaktív sugárzásokat alkalmazhatják vastagság, sűrűség, szint mérésére és szabályozó jelek

képzésére. A következő 13.16. ábra a radioaktív sugárzás alkalmazását mutatja italdobozok töltési

szintjének ellenőrzésénél, szabályozásánál.



13.16. ábra: Italdobozok töltési szintjének ellenőrzése, szabályozása radioaktív sugárzással

Ismert anyagvastagság mellett a sűrűség meghatározható a sugárintenzitás-különbség alapján.

Fontosabb ipari alkalmazások:

Minőségellenőrzés

Sűrűség meghatározása: gumi, olaj, papír stb.

Vastagság meghatározása: papír, üveg, acél, műanyag, filmek.

Szint meghatározása: italok, folyadékok, étolaj stb.

Folyamatellenőrzés

Sűrűség meghatározása: cement, iszap, folyadék, vegyi termékek.

Szint meghatározása: tartályok, silók, vegyi termékek, ásványok.

Nedvesség meghatározása: üveg, cement, ásványok.

A következő 13.17-13.18. ábrák nedvesség és sűrűség egyidejű meghatározását, minőség-

ellenőrzési és folyamatirányítási alkalmazásokat mutatnak be.

13.17. ábra: Nedvesség és sűrűség egyidejű mérése

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



A radioaktív módszereket alkalmazó kormeghatározás nélkülözhetetlen egyes kőzetek, anyagok és

tárgyak kormeghatározásánál. A kőzetek őskori megszilárdulásakor a radioaktív bomlási sorokban a

leányelem(ek) mennyisége nulla lehetett. Meghatározva a leányelemek jelenlegi mennyiségét, a

bomlási állandó(k) ismeretében meghatározható a kőzet kikristályosodása óta eltelt időtartam. A

meghatározás pontosságát befolyásolják az alábbi lehetőségek:

távozott-e a kőzetből létezése során anya- és leányelem,

a kőzet képződésekor volt-e már jelen leányelem.

Számos módszer áll rendelkezésre a fenti pontatlanságok javítására. A radioaktív kormeghatá-

rozáshoz olyan radioaktív izotópok alkalmazhatók, melyekből az eltelt idő alatt mérhető mennyiségű

leányelem képződött, és az eltelt idő során még jelentős mennyiségű anyaelem maradt vissza. A

meghatározható időintervallum a radioaktív izotóp felezési idejének mintegy ötszöröse. Kormeghatá-

rozáshoz leggyakrabban alkalmazott radioaktív izotópok: 14C, 235U, 40K, 238U, 87Rb.

A hosszabb felezési idejű radioaktív izotópokat elterjedten alkalmazzák az űrtechnikában űrállo-

mások, műholdak, szondák energiaforrásaként, radioaktív termoelektromos generátorok (RTG)

formájában. Ezek az energiaforrások tartósan biztosítják az űreszközök villamosenergia-ellátását.

Atomreaktorok indításánál neutronforrásokat alkalmaznak. Analitikai, elemösszetétel-meghatáro-

zásához elterjedten alkalmazzák a gerjesztéses-aktivációs módszereket, így a röntgenfluoreszcenciás,

aktivációs elemzéses módszereket. A következő 13.19. ábra néhány radioaktív izotóp ipari alkalmazási

példáit mutatja.

13.19. ábra: Radioaktív izotópok ipari alkalmazása

241Am radioaktív izotópok egyik legfontosabb alkalmazási területe a füstérzékelő, tűzjelző

detektorok sugárforrása. Ilyen füstjelző detektor képét mutatja a következő 13.20. ábra.



13.20. ábra: 241Am izotóppal üzemelő tűzjelző, füstjelző detektorok

A lágy-béta-sugárzó 14C izotópot levegő portartalmának folyamatos mérésére is alkalmazzák

(13.21. ábra).

13.21. ábra: Levegő-porszennyezettség-mérő

Drogok, mérgek és más veszélyes anyagok felderítésében fontos szerepet játszik az ionmobilitásos

spektrometria. Egy ilyen vizsgáló készüléket mutat a következő 13.22. ábra.



13.22. ábra: Ionmobilitásos spektrometria alkalmazása

Ipari alkalmazásokban elektrosztatikus feltöltődés kiküszöbölésére sikerrel alkalmazzák a

radioaktív 210Po izotópot, így a festékiparban és nagysebességű ipari folyamatokban, lecsökkentve a

tűz- és robbanásveszélyt. Erre mutat példát a következő 13.23. ábra.

13.23. ábra: 210Po radioaktív izotóp alkalmazása

Nagysebességű termelési folyamatokban sikerrel alkalmaznak radioaktív izotópokat, például a

papíriparban vastagság, porozitás és más tulajdonságok folyamatos érintésmentes mérésére. Alkal-

mazzák ezeket az izotópokat mozgó alkatrészek anyagkifáradásának detektálására is (13.24. ábra).



13.24. ábra: Anyagminőség ellenőrzése

13.2 Radioaktív nyomjelzők alkalmazása

A radioaktív nyomjelzők segítségével bizonyos térfogatok és tömegek, térfogat- és tömegáramok,

koncentrációk határozhatók meg. Elsősorban folyadékok és gázok jellemzőit határozzák meg nyom-

jelzők segítéségével. Ipari alkalmazása: tartályokban lévő gázok és folyadékok térfogatának megha-

tározása, turbinákon átáramló víz térfogatáramának meghatározása. Speciális nyomjelző technika az

izotóphígításos elemzés, melynek segítségével tömeg, térfogat, tömeg- és térfogatáram, valamint

koncentráció határozható meg. Így határozzák meg például az emberi vértérfogatot. Környezeti

mérések céljára is felhasználható a módszer.

A nyomjelző radioizotóp kiválasztását több paraméter befolyásolja:

Azonos módon kell viselkednie, mint a jelezni kívánt anyag.

Megfelelően hosszú felezési idővel kell rendelkeznie a vizsgálati időhöz viszonyítva.

A nyomjelző által kibocsátott radioaktív sugárzásnak jól mérhetőnek kell lennie.

Nem lehet túl költséges.

Előnyei: kiváló ppb nagyságrendű érzékenységgel bír (pl. 1 g mintában egy jelenlévő komponenst

1 ppb (10-9g) érzékenységgel 1 percig mérve, a radioaktív nyomjelzőből csak a komponens 0,1%-ának

megfelelő mennyiség (10-12 g) szükséges.

A nyomjelzős mérés sajátsága, hogy olyan nukleáris jellemzőt mérünk, mely független az anyag

kémiai formájától, és így az interferenciahatás lecsökken. A legtöbb radionuklid egymástól jól

megkülönböztethető, és a legtöbb mag rendelkezik jó nyomjelző radioaktív izotóppal. Az eljárás gyors

és egyszerű, a legtöbb minta radioaktivitása közvetlenül mérhető, az analízis leghosszabb idejét a

beütésszám-mérés teszi ki. A nyomjelzők ára viszonylag olcsó, a legtöbb elemzés mintánkénti

költsége 2–400 Ft. Az elemzés roncsolásmentes, de a méréshez használt minta egyéb célra nem

használható. Ha a radionuklid nyomjelző felezési ideje eléggé nagy, a jelzett minta többször újra

mérhető. Rövid élettartamú nyomjelzőt alkalmazva a minta rövid időn belül más célra is, például

további elemzésekhez alkalmazható.

Hátrányai:

Nem minden radionuklid áll abban a formában rendelkezésre, amely a nyomjelzésben

felhasználható.

A radioaktív sugárzás felszakíthatja a kémiai kötéseket.



A nyomjelző tartalmazhat ismeretlen szennyező anyagokat is.

Izotóp-effektusok léphetnek fel (megváltozhatnak a reakciósebességek, a kromatográfiás

elválasztás tulajdonságai stb.). Legrosszabb a 3H, mely 3x nehezebb a normál hidrogénnél, a

14C/

12C arány ~1,05 sokkal jobb. Ha nyomjelző a mintához képest csak elenyésző

mennyiségben van jelen, a probléma nem jelentős.

A nyomjelzős méréstechnika speciális radiokémiai, dozimetriai, méréstechnikai isme-

reteket igényel.

A radioaktív izotóppal történő munkavégzés előtt jogosítványt és orvosi alkalmasságot kell

szerezni.

A radioaktív izotópokkal szemben nagy a társadalmi ellenérzés és alkalmazásuk rend-

szeres szigorú hatósági ellenőrzést von maga után.

Nyomjelző radioaktív izotóp kiválasztása: célszerű a vizsgált mintával azonos kémiai formában

beszerezni. A szervetlen anyagoknál ez korlátokba ütközik. A szerves anyagokat gyakran 3H-val, vagy 14C-vel jelölik, ismerni kell a szükséges jelölés helyét és típusát. A jelölés lehet általános jelölés, a

radionuklid a vegyületben bármely helyzetben előfordulhat (pl. 14C-toluol, *C6H5*CH3), gyűrűn belül

általános jelölés (a jelölés a gyűrű bármely szénatomján lehet (pl. *C6H5*CH3). Specifikus jelölés: a

jelölés a vegyület egy adott egyedi helyén található (13.25. ábra).

13.25. ábra: Specifikus jelölés

A specifikus jelölés nem lehetséges minden egyes helyzetre! Függ a jelölés kémiai lépéseitől, a

költségektől, az igénylők létszámától.

Fajlagos aktivitás: a nyomjelző radioizotópos tisztaságát, a végleges detektálási küszöböt jelzi.

Leggyakrabban a mCi/mmol mértékegységet alkalmazzák, a katalógusok is ezt tartalmazzák.

Hordozómentes készítmény: a kérdéses nyomjelző atomok mindegyike radioaktív. Általában

néhány egyszerű szervetlen vegyületnél készíthető (hordozómentes foszfor, jód stb.).

A fajlagos aktivitás mindig jellemző a 14C-jelzett vegyületekre.

A nyomjelzésnél figyelembe kell venni a nyomjelző sugárzásának jellemzőit is, így:

Felezési idejét. Olyan nyomjelző radionuklidot kell választani, mely e vizsgálat céljainak

megfelel és kereskedelemben kapható. Természetesen a nyomjelző radionuklid felezési

idejének jelentősen nagyobbnak kell lennie, mint a vizsgálat ideje. Pl. 24 órás vizsgálathoz

legalább 1 hetes felezési idővel rendelkező radionuklidot kell választani. Ha ez nem bizto-

sítható, a bomlással korrigálni kell a mérési adatokat! Ugyanakkor a lehető legrövidebb

felezési idejű radionuklidot kell választani. Számos magnak csak rövidebb élettartamú

radioaktív izotópja létezik (pl. réznél a leghosszabb felezési idő 61,7 óra). A nagyon rövid

felezési idejű radioaktív izotópokat kereskedelemben nem forgalmazzák.

A sugárzás típusát. Csak olyan radionuklid alkalmazható, mely valamilyen jól mérhető

sugárzást kibocsát. A 14

C, 3H és

63Ni -sugárzók, ezeknél célszerű folyadékszcintillációs

mérést végezni. A Z<83 elemek radionuklidjainak zöme vegyes - vagy + és γ-sugárzást

bocsát ki.

A költségeket. A fémek szervetlen formában relatíve olcsók, a szerves nyomjelzők költsége

erősen szór, és függ a jelzés típusától és helyétől, a fajlagos aktivitástól és a nyomjelző

közkedveltségétől. Célszerű az árajánlatok között válogatni.



Nyomjelzők radioanalitikai alkalmazása

Néhány eljárás tartalmazza a nyomjelző mintához való hozzáadását és visszanyerését, valamint a

nyomjelző mintával történő kölcsönhatását. Ilyen:

az izotóphígításos elemzés,

a telítési elemzés,

a szubsztöchiometriás elemzés,

a fordított izotóphígítás.

Izotóphígításos elemzés

Először Hevesy György és Hobbie Z. alkalmazta 1932-ben ólom meghatározására ásványokban.

Lényege: a mintában a nyomjelzőt összekeverik annak inaktív formájával, majd ezután egy reakciót

vagy elválasztást valósítanak meg. Ez lehetővé teszi egy komponens mennyiségi meghatározását,

anélkül, hogy azt mennyiségileg elválasztanánk a többi komponenstől.

Példa: naftalin meghatározása kőszénkátrányban. Jelezzünk meg 14C radionukliddal naftalint, a

jelzés helye most érdektelen, nem lép fel kémiai reakció. Az így létrehozott, ismert fajlagos aktivitású

nyomjelzőt keverjük el tökéletesen az ismeretlen mennyiségű naftalint tartalmazó kőszénkátrány-

oldattal. Ezután bármilyen elválasztást alkalmazhatunk a naftalinkomponensre, csak az a lényeg, hogy

egy „tiszta” frakciót nyerjünk. Mivel a 14C együtt „mozog” a naftalinnal, a hígított minta naftalin-

tartalmának fajlagos aktivitása a minta eredeti naftalintartalmának megfelelően „hígul”.

Az izotóphígítás lényeges része egy meghatározni kívánt komponens tiszta frakciójának

elválasztása. Néha az elválasztott frakció tisztaságát analitikai (NMR, kromatográfia, olvadáspont-

mérés stb.) módszerrel ellenőrizzük. Az elválasztó lépésben bármely analitikai módszer (gravimetria,

kolorimetria, kromatográfia, ioncsere stb.) használható.

Izotóphígításos analízist akkor alkalmaznak, ha:

Adott hasonló tulajdonságú anyagok elegyében kell egy anyagot meghatározni, és a mennyi-

ségi elválasztás nehézkes vagy lehetetlen (alkálifémek, aminosavak, d-elemek).

A meghatározandó anyag igen kis koncentrációjú, és a tisztítás során anyagveszteség lép föl.

Az elemzést gyorsan kell elvégezni (bomlás, egyensúly-eltolódás stb.).

A meghatározandó anyag olyan tárolóban van, ahol csak egy része hozzáférhető (tartályok,

vértérfogat, turbinán átfolyó víz).

Alkalmazása célszerű, ha kémiailag hasonló anyagok teljes elválasztása nehézkes vagy lehetetlen,

de egy részének tiszta állapotban történő elkülönítése könnyen elvégezhető. A elkülönítés lehet

bepárlás, csapadékképzés, elektrolízis, extrakció, kromatográfia stb. A leválasztott anyagmennyiség

meghatározható tömegméréssel, titrálással, kolorimetriásan stb. Az anyag radioaktív és az inaktív

izotópjának azonos kémiai állapotban kell lennie, és a radioaktív izotóp nem léphet izotóphígítási

reakcióba más anyagokkal. Az izotóphígítás érzékenységét az elválasztás érzékenysége határozza

meg, hibája a tömeg- (térfogat-) mérés és a beütésszámmérés hibájából tevődik össze. A hiba

nagysága erősen függ a kezdeti és hígítás utáni fajlagos aktivitások arányától.

Az eddig tárgyalt egyszerű izotóphígítás (DIDA) mellett alkalmazzák még a fordított

izotóphígítást (RIDA), kettős izotóphígítást és szubsztöchiometriás izotóphígítást (Sub-IDA).

Fordított izotóphígítás

Ebben az esetben a „hordozós” radioaktív készítményben lévő aktív és inaktív izotópok mennyi-

ségét kell meghatározni.

Kettős izotóphígítás

Ebben az esetben is a radioaktív nyomjelzőben lévő tömeg az ismeretlen, de azért, hogy elkerüljük

a kis tömegek mérésénél jelentkező hibákat, a radioaktív komponens két azonos részletéhez adjuk

hozzá különböző ismert mennyiségben az inaktív izotópját. Az elválasztások után meghatározzuk a

mindkét hígított mintából kivett két részlet fajlagos aktivitását. A két mintában az összaktivitás



azonos, és így a nyomjelző tömege meghatározható. A két fajlagos aktivitásnak jelentősen

különböznie kell, hogy a nevező ne legyen túl kicsiny.

Szubsztöchiometriás izotóphígítás

Suzuki, Ruzicka és Stary dolgozták ki, ez az egyik legérzékenyebb izotóphígításos módszer.

Lényege, hogy az elválasztáshoz szükséges reagensből a sztöchiometrikusan szükségesnél kevesebbet

adunk a meghatározandó komponenshez. Ez a tény teszi lehetővé, hogy a különböző koncentrációjú

oldatokhoz ugyanannyi (de nem elegendő) reagenst adunk, akkor mindig azonos mennyiségű anyagot

különítünk el.

Végezetül a fontosabb radioaktív izotópok ipari, mezőgazdasági, orvosi alkalmazását foglaljuk

össze.

Fontosabb radioaktív izotópok ipari, mezőgazdasági, orvosi alkalmazása

241Am Füstdetektorokban, festett felületek ólomtartalmának meghatározásánál, papír- és

acélgyártásnál a hengerelt termék vastagságának szabályozásánál, olajkutak fúrási

helyének kijelölésénél alkalmazzák. 109Cd Hulladékvas szortírozásnál, alkatrészek ellenőrzésénél alkalmazzák. 47Ca Emlősök sejtműködésének és csontképződésének kutatásánál alkalmazzák. 252Cf Légi szállításnál csomagok ellenőrzésénél, útépítésnél és építkezéseknél a

talajnedvesség meghatározásánál, silókban tárolt anyagok nedvességtartalmának

meghatározásánál alkalmazzák. 14C Új hatóanyagok metabolizmusánál alkalmazzák annak ellenőrzésére, hogy nem

keletkeznek mérgező melléktermékek. 137Cs Rákos daganatok kezelésénél, radioaktív gyógszerkészítmények pontos dózisának

meghatározásánál, olajvezetékekben a folyadék áramlásának mérésére és ellenőrzé-

sére, olajkutak homokos eltömődésének kimutatására, élelmiszerek, hatóanyagok és

egyéb termékek töltési szintjének mérésére alkalmazzák. 51Cr A vörös vértestek károsodásainak vizsgálatánál alkalmazzák. 57Co A nukleáris gyógyászatban, a diagnózisban és a vészes vérszegénység diagnózisánál

alkalmazzák. 60Co Sebészeti műszerek sterilezésénél, ipari olajégők biztonsági vizsgálatánál, tartósításnál

alkalmazzák. 67Cu Rákos betegekbe monocionális antitestekkel együtt bejuttatva elősegíti az antitestek

tumoros sejtekhez való kötődését és a sejt roncsolását. 244Cm A bányászatban a fúrási iszap elemzésénél alkalmazzák. 123I Pajzsmirigy-rendellenességek megállapításánál alkalmazzák. 129I In-vitro diagnosztikai laboratóriumok detektáló készülékeinek ellenőrzésénél alkal-

mazzák. 131I Pajzsmirigy rendellenességek diagnózisánál és kezelésénél alkalmazzák (pl. idősebb

George Busht és feleségét kezelték). 192Ir Csővezetékek, kazánok és repülőgép-alkatrészek hegesztési varratainak ellenőrzésénél

alkalmazzák. 55Fe Galvanizáló oldatok elemzésénél alkalmazzák. 85Kr Mosógépek és szárítók, sztereorádiók és kávéfőzők indikátorlámpáiban, vékony

műanyag, fém, textil, gumi és papírlemezek vastagságának mérésénél, por és szennye-

zőanyagok mérésénél alkalmazzák. 63Ni Robbanóanyagok kimutatásánál, feszültségszabályozóknál, áramingadozás elleni

védelemben alkalmazzák. 32P Molekuláris biológiában és genetikai kutatásoknál alkalmazzák. 238Pu Legalább 20 NASA-űreszköz (pl. holdjáró) tápegységében alkalmazták. 210Po Sztatikus töltések csökkentésére alkalmazzák lemezjátszók lemezeinek, fotofilmeknek

a gyártásánál.



147Pm Elektromos védőtermosztátoknál, vékony műanyag, fém, gumi, textil és papírlemezek

vastagságának mérésénél alkalmazzák. 226Ra Villámhárítók hatásosságának növelésére alkalmazzák. 75Se Protein elemzésénél alkalmazzák. 24Na Ipari csővezetékek szivárgásainak megállapításánál, olajkutak vizsgálatánál alkalmazzák. 85

Sr Csontképződés és metabolizmus vizsgálatánál alkalmazzák. 99mTc A nukleáris orvosi diagnosztika leggyakrabban alkalmazott izotópja. Agy, csont, máj,

lép, és vese vizsgálatánál és a véráram tanulmányozásánál alkalmazzák különböző

kémiai formáit. 204Tl Szűrőpapíron por és szennyezőanyag mennyiségének meghatározásánál, műanyag,

fém, gumi, textil és papírlemezek vastagságának mérésénél alkalmazzák.

Th+W Ívhegesztő pálcákban a repülőgépgyártásban, kőolajipari gépgyártásban, élelmiszer-

ipari gépgyártásban alkalmazzák. Könnyebb a hegesztés megkezdése, stabilabb az ív

és kisebb a fémszennyezés. 229Th Fluoreszcens fények élettartamát növeli. 230Th Színes üvegeknél színezék és a fluoreszcenciát biztosítja. 3H Élettani folyamatok és metabolizmusok vizsgálatánál, önvilágító repülőgépekben,

vékony műanyag, fém, gumi, textil és papírlemezek vastagságának mérésénél alkal-

mazzák.


Radioisotopes in Industry, World Nuclear Association, 2010.

Adloff, J. P.; Guillaumont, R., Fundamentals of Radiochemistry; CRC Press: Boca Raton, FL, 1993.

14. Radioaktív izotópok és a radioaktív sugárzás orvosi, gyógyászati alkalmazása 193


14. RADIOAKTÍV IZOTÓPOK ÉS A RADIOAKTÍV

SUGÁRZÁS ORVOSI, GYÓGYÁSZATI ALKALMAZÁSA

Talán a legnagyobb mennyiségben alkalmazzák a radioaktív termékeket a gyógyászatban. A röntgen-

sugárzást felfedezése után azonnal elkezdték alkalmazásukat, mert lehetővé tették az operációmentes

betekintést a vizsgált területre. A radioaktív izotópok gyógyászati alkalmazása történhet diagnosztikai

és terápiás céllal. A diagnosztikai felhasználás történhet képalkotás nélkül (például nyomjelzés 99mTc

izotóppal) és képalkotással. Utóbbi esetben a képalkotás történhet szimpla gamma-sugárzással és

pozitronemissziós tomográfiában (PET) keletkezett annihilációs gamma-fotonokkal. A radioaktív

izotópok és a radioaktív sugárzás orvosi és gyógyászati alkalmazása rendkívül szerteágazó területet

ölel fel, és tételes ismertetése meghaladja e könyv kereteit. Ezért e fejezetben csak néhány, már

hosszabb ideje alkalmazott módszert és eljárást ismertetünk. Nem tárgyaljuk ugyanakkor például a

neutronbefogásos magreakciók orvosi és terápiás alkalmazását.

14.1. Diagnosztikai radiográfia

A diagnosztikai orvosi képalkotás fejlődése során egyre részletesebb és egyre jobb minőségű képeket

szolgáltatott az egyes szervek belső állapotáról. A mai napig leggyakrabban a röntgensugárzást

alkalmazzák erre a célra. Itt említhető a számítógépes tomográfia, a mellkas- és egésztest-vizsgáló

berendezések és a fogászati röntgen.

A diagnosztikai alkalmazás esetén a radionukliddal szemben követelmény, hogy hasznos klinikai

információt szolgáltasson a páciens minimális dózisterhelése mellett. Fontosabb követelményei:

felezési ideje körülbelül egyezzen a vizsgálat idejével,

ne bocsásson ki részecske- (alfa-, béta-, neutron-) sugárzást,

a kibocsátott gamma-foton energiája elegendően magas legyen a vizsgált szövet áthatolásához

és elegendően alacsony a gamma-kamerás detektáláshoz,

tömege kellően alacsony legyen, hogy ne befolyásolja a páciens szervezetének biokémiai

folyamatait.

A kórházakban a kóresetek jelentős részét (>25%) radioaktív izotópok felhasználásával vizsgálják.

Néhány perc–óra nagyságrendű felezési idejű radioaktív nyomjelzőket alkalmaznak.

Példa: I-131 felhalmozódik a pajzsmirigyben – rendellenességek diagnózisához és kezeléséhez

alkalmazzák. A 131I negatív -bomlással bomlik Xe+ ionná 0,97 MeV energia kibocsátásával (14.1.

ábra).

14.1. ábra: Pajzsmirigy jódos vizsgálata

Az orvosi gyakorlatban az egyik leggyakrabban alkalmazott radioaktív izotóp a 99mTc (14.2. ábra).



14.2. ábra: 99mTc orvosi alkalmazása

A 99mTc alkalmazásának előnyei:

Relatíve olcsó, nincs biológiai szerepe, gyorsan kiválasztódik.

Rövid a felezési ideje és majdnem stabil izotóppá bomlik (99Tc, t1/2 = 105 év, alacsony gamma

energiával sugároz, 0,14 MeV).

Ezzel szemben például a 90Sr a csontszövetbe épülhet a Ca helyett,(felezési ideje nagy t1/2 = 28

év, a bomlás -sugárzásának energiája nagyobb, 0,5 MeV).

Röntgendiagnosztika (14.3. ábra)

14.3. ábra: Röntgendiagnosztikai készülék

A szöveteken áthatoló röntgensugárzás abszorpciója és szórása alapján kétdimenziós képet

kapnak. Az alkalmazott sugárzás energiájának változtatásával a csontok és szövetek kontrasztjai

változtathatók.

A rotációs angiográfiai módszereknél a forgatás során felvett röntgenfelvételeket háromdimenziós

képpé rekonstruálják igen jó felbontás mellett (14.4. ábra).



14.4. ábra: Rotációs angiográfiás készülék

A számítógépes röntgentomográfiában ugyancsak háromdimenziós képet kapnak a különböző

pozíciókban felvett képekből jó felbontás mellett (14.5. ábra).

14.5. ábra: Számítógépes röntgentomográfia

A mágneses rezonancia- (MRI) diagnosztika, bár nem radioaktív módszer, alapja a mért proton

spinek detektálása, és ennek alapján háromdimenziós képet alkotnak. A kép létrehozása relatíve lassú,

és a felbontás az alkalmazott mágneses erőtértől függ (14.6. ábra).

14.6. ábra: MRI-készülék

Fotonemissziós számítógépes tomográfia (Single-Photon Emission Computed Tomography,

SPECT) (14.7. ábra);

14.7. ábra: SPECT-készülék



A módszer alkalmazása során a páciens szervezetéből kiinduló abszorbeált és szórt -sugárzást

egy mérő-képalkotó rendszer érzékeli és dolgozza fel. A mérőrendszer kollimátorokból, több Na(I)

szcintillációs kristályból és fotoelektron-sokszorozóból, valamint jelfeldolgozó egységből áll.

Felbontása ~1 cm. A páciens szervezetébe a röntgen- vagy -sugárzó radioaktív izotópot vagy

belégzéssel, injektálással vagy lenyeléssel juttatják be. Leggyakrabban az alábbi izotópokat

alkalmazzák (14.1. táblázat):

14.1. táblázat: SPECT-diagnosztikában alkalmazott izotópok

Pozitronemissziós tomográfia (PET)

A PET-módszerrel koincidenciás -kvantumokat észlelnek, melyek ciklotronnal előállított és a

páciens szervezetébe egy biológiailag aktív molekula segítségével bejuttatott, pozitronbomló

radioaktív izotóp pozitronjának annihilációjából származtak. A felvételekből három- és négydimenziós

(idő is) képet hoznak létre (14.8-14.9. ábra).

14.8. ábra: PET-diagnosztika

14.9. ábra: PET-diagnosztika



A PET alkalmazásokhoz leggyakrabban alkalmazott, ciklotronnal előállítható radioaktív

izotópokat foglalja össze a következő 14.2. táblázat.

14.2. táblázat: Ciklotronnal előállított pozitronbomló izotópok

Egy 11C izotópos mérés menetrendje a következő:

Ciklotronnal pozitronemittáló izotópokkal (pl. 11C, 15O, 13N) helyettesített atomokat tartalmazó

vegyületeket hoznak létre (14.10. ábra).

A jelzett vegyületeket (pl. CO2) növényekbe táplálják be, és a glükózt kivonják belőle, vagy a

glükózt 11CO, 11CO2 vagy H11CN molekulákból hozták létre.

A jelzett glükózt beinjektálják a páciensbe és a szervekből kiinduló sugárzást feltérképezik

számítógép segítségével.

A 11C izotópból kilépő pozitron szabad elektronnal találkozva annihilál és annak helyéről 2 db,

egymással 180°-ot bezáró -kvantum sugárzódik szét.

Felbontása néhány mm.

14.10. ábra: 11C izotóp alkalmazása PET-vizsgálatnál

A képek PET vizsgálattal készített agytevékenységeket mutatnak zenei hangok hatására. A

baloldali és a középső képen a páciens ugyanazt a hangot más sorrendben, míg a jobboldali képen a

hangot különböző hangszínben hallja. A vörös szín az agytartomány magas aktivitását jelzi.



14.2 Radioaktivitás terápiás alkalmazása

Alkalmazzák a kollimált vékony radioaktív sugárzást egyes szövetek (például rákos szövetek)

szelektív megsemmisítésére. Ugyanez a hatás érhető el, ha a szövetbe egy később besugárzással

radioaktívvá tett zárt forrást ültetnek be. Egy másik területen nyitott radioaktív forrást alkalmaznak,

például oldat formájában, és az egyes szövetekben specifikusan felhalmozódó radioaktív izotóp

sugárzását használják fel sejtek elölésére vagy külső detektálásra.

A terápiás alkalmazás során követelmény, hogy a radioaktív izotóp csak a kezelésre szoruló

szövetben jelenjen meg. További fontosabb követelmény:

kellően kis felezési ideje legyen, mert a páciens kórházi tartózkodási ideje korlátozott,

olyan részecskesugárzást bocsásson ki, melynek hatótávolsága hasonló a beteg szövet

méreteihez,

bocsásson ki gamma-sugárzást is, hogy a radionuklid koncentrációját a beteg szövetben

azonosíthassák.

Ezekre a feladatokra leggyakrabban az 131I, 32P és 90Y radioaktív izotópokat alkalmazzák.

Radioaktív gyógyszerkészítmények

A radioaktív gyógyszerkészítmények alkalmazása széleskörűen elterjedt. A ciklotronos

gyorsítókkal 11C, 13N, 15O, 18F, 57Co, 111In, 123I, 201Te radioaktív izotópokat állítanak elő. Reaktorokkal 51Cr, 58Co, 59Fe, 75Se, 125I, 131I aktivációs termékeket 90Sr, 131I, 133Xe hasadási termékeket hoznak létre.

Speciális izotópgenerátorokkal 99mTc radioaktív izotópot állítanak elő (az aktiválással létrehozott 99Mo

bomlásterméke). A radioaktív gyógyszerkészítmények gyártása az aktiválás után további fizikai és

kémiai kezeléseket igényel. Ezeket a műveleteket legtöbbször sugárvédelemmel ellátott manipulátoros

kamrákban, ún. „forró kamrákban” végzik.

A terápiás kezelésekhez leggyakrabban alkalmazott radioaktív izotópokat mutatja a következő

14.3. táblázat, „forró kamrás” műveletet a 14.11. ábra.

14.3. táblázat: Terápiás radioaktív izotópok



14.11. ábra: Műveletek „forró kamrában”


Radioisotopes in Industry, World Nuclear Association, 2010.

Adloff, J.P.; Guillaumont, R. Fundamentals of Radiochemistry; CRC Press: Boca Raton, FL, 1993.



15. A RADIOAKTÍV SUGÁRZÁSOK MÉRÉSE A

KÖRNYEZETBEN

A radioaktív sugárzás se nem látható, se nem hallható, nem tapintható, nem érzékelhető. Ezért érthető

a társadalom részéről megnyilatkozó óvatosság és fenntartások a radioaktív jelenségekkel

kapcsolatban. Ugyanakkor alapvető szükség van a radioaktív sugárzások egzakt mérésére, hatásuk

kimutatására, értékelésére, a sugárzás típusának és mértékének a megállapítására. Szerencsére ezek a

követelmények ma már könnyen kielégíthetők. A radioaktív sugárzások mérése, detektálása a sugárzás

és a mérőműszer detektora anyagának kölcsönhatásán alapul. Ez a kölcsönhatás lehet fizikai és kémiai

jellegű. A sugárzások és az anyag közti kölcsönhatásokat foglalja össze a következő 15.1. ábra.

Radioaktív sugárzás + anyag

energia- szóródás abszorpció elektrongerjesztés maggerjesztés magreakciók változás

15.1. ábra: Radioaktív sugárzás és anyag kölcsönhatása

Jellemző kölcsönhatások:

Atomok és molekulák ionizációja, melynek során egy vagy több elektron távozik az atomi

környezetből, és szabad elektron(ok) és pozitív ion(ok), ún. töltéspárok keletkeznek.

Atomok és molekulák elektronjainak gerjesztése, melynek során egyes elektronok

alapállapotból gerjesztett állapotba kerülnek, és energiafeleslegüket szcintillációs vagy

fluoreszcens fénysugárzás vagy termolumineszcens hősugárzás formájában adják le.

A sugárzás hatására a detektor szilárd fázisában sérülések, hibák, rácshibák léphetnek fel.

A sugárzás hatására kémiai reakciók léphetnek fel.

A radioaktív sugárzások detektálása az egyik legérzékenyebb detektálási módszer, mert már az

egyes atommagok bomlása is kimutatható. Számos detektálási módszer ismert. A megfelelő

detektálási módszert meghatározza:

a sugárzás típusa,

a radioaktív minta jellege,

a szükséges detektálási érzékenység.

A radioaktív sugárzások mérésére leggyakrabban alkalmazott mérőeszközök az alábbi módon

csoportosíthatók:

Gáztöltésű (gáz-ionizációs) detektorok: ionizációs kamrák, proporcionális számlálók, Geiger–

Müller-számlálók (GM csövek).

Szcintillációs számlálók: szervetlen anyagúak (NaI(Tl), ZnS(Ag), CsI, LiI(Eu)) és szerves

anyagúak (antracén PPO, POPOP (1,4-feniloxazol-benzol)).

Félvezető detektorok: Ge, Si, Ge(Li), Si(Li).

Fotoemulziók.

Termolumineszcens (TL) detektorok.

Szilárdtest nyomdetektorok.

A detektorok részletes tárgyalása előtt célszerű megismerni az egyes radioaktív sugárzásfajták

jellemző kölcsönhatási formáit az anyaggal.

15. A radioaktív sugárzások mérése a környezetben 201


15.1. -sugárzás kölcsönhatása a detektor anyagával

Az alfa-sugárzás anyagi közegben végbemenő kölcsönhatási formáit foglalja össze a következő 15.1.

táblázat.

15.1. táblázat: Az -sugárzás kölcsönhatásai

A kölcsönhatásban részt vevő

anyagrész

A bekövetkezett változás

sugárzásban anyagban

Héjelektron fékeződés,

abszorpció

gerjesztés,

ionizáció,

kémiai változás

Az atommag erőtere szóródás,

fékeződés,

abszorpció

Az atommag magreakció új atommag,

kémiai változás

Az alfa-részecske kölcsönhatása az anyaggal lehet:

• ionizáció,

• gerjesztés,

• szóródás.

Az alfa-részecske nagy tömegű és töltésű, viszonylag lassú részecske, az anyaggal történő

kölcsönhatásban leggyakrabban az elektronokkal lép kölcsönhatásba, ionizálja, gerjeszti azokat. Mivel

energiája nagy, nagyszámú kölcsönhatás szükséges a teljes lefékeződéséhez (héliummaggá alakul).

Egy időben több elektronnal is kölcsönhatásba léphet a fenti folyamatokban, és folytonosan csökken a

sebessége egészen a teljes lefékeződéséig. Az ionizáció során az részecskék nagy tömegük

következtében alig térülnek el. A fajlagos ionizáció (egységnyi úthosszra eső ionizált atomok száma)

csökkenő energiával nő. Az alfa-részecskék egy adott anyagban meghatározott hatótávolsággal

jellemezhetők. Ez a hatótávolság szilárd anyagokban mikrométer nagyságrendű, levegőben 3–9 cm. A

kölcsönhatások során keletkezett elektronból és pozitív ionból álló töltéspárok részben

rekombinálódhatnak. Az ionizáció során keletkezett elektronok az ütközésben nyerhetnek akkora

energiát, hogy további ionizációt hozhatnak létre (szekunder ionizáció). Az ilyen elektronokat delta-

sugaraknak is nevezik. Az alfa-részecskék – elnyelő réteg (abszorbens) hatására – jelentősen

eltérhetnek az eredeti irányuktól (Rutherford-féle szórás), ami lehet teljes visszaverődés vagy kiváltott

magreakció. Az alfa-részecske által keltett ionizációt mutatja a következő 15.2. ábra.

15.2. ábra: Alfa-sugárzás ionizációs hatása

Az alfa-részecske szóródik, ha a mag közelébe jut (pozitív töltésük révén taszítják egymást), nehéz

atommagok esetén a szóródás aránya eléri a 2%-ot. Nagy energiájú -részecske magreakciót is

kiválthat.



9. animáció

10a. animáció

10b. animáció

10c. animáció

10d. animáció

Az alfa-bomlást szemlélteti a 9.,

a bomlási sorok összetétel-változását pedig a 10. a, b, c, d hangos animáció.

15.2. -sugárzás kölcsönhatása a detektor anyagával

A béta-sugárzás anyagi közegben végbemenő kölcsönhatási formáit foglalja össze a következő 15.2.

táblázat.

15.2. táblázat: A -sugárzás kölcsönhatásai

A kölcsönhatásban

részt vevő

anyagi rész

A bekövetkezett változás

a sugárzásban az anyagban

Héjelektronok fékeződés,

szóródás,

abszorpció

gerjesztés,

ionizáció,

kémiai változás

Az atommag

erőtere

fékeződés,

szóródás,

abszorpció

Atommag Nem lépnek kölcsönhatásba

A béta-sugárzásban nulla és maximális sebesség között mindenféle sebességű (energiájú)

elektronok vagy pozitív elektronok (pozitronok) repülnek. Tömegük kicsi, ezért döntően az

elektronhéjjal lépnek kölcsönhatásba. Fajlagos ionizációs hatása kisebb, mint az -sugárzásé. Kis

energiáknál nő a fajlagos ionizáció mértéke. A kölcsönhatás lehet:

ionizáció,

gerjesztés,

szóródás,

annihiláció (+-sugárzás esetén).

A béta-részecskék kis tömegük miatt nagyobb sebességgel mozognak, mint az alfa-részecskék,

ezért kisebb az ionizációs képességük és jelentős szóródásokon mennek át (15.3. ábra). A béta-

sugárzás intenzitása anyagon áthaladva csökken. A sugárzás pillanatnyi intenzitása függ a nyaláb

kezdeti intenzitásától, az abszorbens réteg vastagságától (hosszúság), illetve a lineáris abszorpciós

együtthatótól. Az ebből következő sugárgyengülés döntő oka a gerjesztés és az ionizáció. A béta-

részecskék hatótávolsága energiájuk függvényében levegőben néhány méter, anyagi közegben néhány

milliméter. A béta-részecskék fékezési röntgensugárzást is kiválthatnak. Ha a nagy sebességű béta-

részecskék a mag erőterébe érnek, akkor a Coulomb-erő hatására az eredeti pályájuktól eltérve

gyorsulással (fékezéssel) mozognak. Ezt az energiaveszteséget a gyorsuló töltés elektromágneses

sugárzás (fotonok) formájában adja le, amit fékezési röntgensugárzásnak nevezünk. Cserenkov-

sugárzás akkor jön létre, ha egy nagy energiájú elektron sebessége meghaladja egy optikai átlátszó

közegben a fény sebességét. Ez az egynél nagyobb törésmutatójú közegekben lehetséges, ahol a



fénysebesség kisebb, mint vákuumban. A gyors elektron polarizálja az atomokat, amelyek energiát

vesznek fel a közeledő elektron teréből. Távolodásnál a polarizált állapot megszűnik, ami

fotonkibocsátáshoz vezet. A Cserenkov-sugárzás megfigyelhető az atomreaktorok vízzel töltött

tartályaiban, mivel a keletkezett fotonok a látható (kék) fény tartományába esnek. Visszaszóródás

során a béta-sugarak az anyagi közegben szóródnak, a detektálás során olyan részecskéket is

észlelünk, amelyek eredetileg nem a detektor felé indultak. A visszaszóródás mértéke elsősorban a

közeg rendszámától és rétegvastagságától függ, de befolyásolja a részecske energiája is. A

visszaszóródás szöge és energiája jellemző az anyag minőségére, így a visszaszóródás tanulmányozása

felhasználható analitikai célokra is. Önabszorpció akkor megy végbe, ha a sugárzás már magában a

sugárforrásban ill. preparátumban elnyelődik. Ez a jelenség csak a különösen lágy (kis energiájú) béta-

sugarak esetén következhet be. Az anyaggal kölcsönhatásba lépő béta-részecske folyamatos ionizáció

és gerjesztés révén veszít energiájából és lassul. Zegzugos pályája miatt átlagos hatótávolsága kisebb,

mint a teljes úthossza. (Átlagos értékkel számolunk, mert a béta-sugárzás nyalábjában különböző

sebességű elektronok repülnek.)

15.3. ábra: Az elektronok lefékeződése az anyagban

Fajlagos ionizációs képessége (egységnyi úthosszra eső ionizált ionpárok száma) csökkenő

energiával (sebességgel) növekszik (15.4. ábra).

15.4. ábra: Béta-sugárzás fajlagos ionizációja a távolság függvényében

A pozitív béta-sugárzás részecskéi – anyaggal való kölcsönhatása során – alapvetően a következő

folyamattal semmisülnek meg. Az első fázis az energialeadás/szóródás, a második fázis a lefékeződés,

majd a folyamat végső fázisa az elektronokkal való semlegesítődés, megsemmisülés (annihilláció).

11. animáció

A béta-bomlást szemlélteti a 11. hangos animáció.



15.3. -sugárzás és röntgensugárzás kölcsönhatása a detektor anyagával

A gamma- és röntgensugárzás elektromágneses sugárzás, melyben azonos sebességű (energiájú)

fotonok repülnek. A gamma-sugárzás anyagi közegben végbemenő kölcsönhatási formáit foglalja

össze a következő 15.3. táblázat.

15.3. táblázat: A -sugárzás kölcsönhatásai

A kölcsönhatásban

részt vevő anyagi

rész

A kölcsönhatás

Abszorpció Rugalmatlan szórás Rugalmas szórás

Héjelektronok fotoeffektus Compton-effektus Rayleigh-szórás

Atommag magfotoeffektus magrezonancia szórás Thomson-szórás

Atommag erőtere párképzés – Dellbrück-szórás

magpotenciál-

szórás

Az anyaggal történő kölcsönhatás függ a foton energiájától. Az energiától függően a fontosabb

kölcsönhatás lehet:

fotoeffektus (<1MeV),

Compton-effektus (>1MeV),

párképzés (>1,02 MeV),

magreakció (magfotoeffektus).

A kis energiájú gamma-fotonok kölcsönhatása fotoeffektus (fényelektromos hatás), mely során

egy atom elektronhéján lévő belső elektron gamma-fotont nyel el. E foton energiája teljesen egy

elektron energiájává alakul át, amely gerjesztett állapotba kerül vagy elhagyja az atomot. Az így

keletkezett elektronhiányt egy külső pályán lévő magasabb energiájú elektron pótolja, és az

energiakülönbség röntgenfoton formájában kisugárzódik. Ezt a folyamatot mutatja a következő 15.5.

ábra.

15.5. ábra: Fotoeffektus

A közepes energiájú gamma-foton először többször rugalmasan szóródhat egy szabad, ill. gyengén

kötött külső elektronon. Ezt a jelenséget Compton-szórásnak nevezzük. Ekkor a foton energiájának

csak egy részét adja át az elektronnak, és az így ionizáció révén kilépő ún. Compton-elektron és a

lecsökkent energiájú gamma-foton adott szórási szögben tovább halad. Minél nagyobb a szórás szöge,

annál nagyobb az egy szóródás során az elektronnak átadott, illetve a gamma-foton által leadott



energia. Ha a számos Compton-szórás révén a szórt foton energiája elegendően lecsökkent, egy

fotoeffektus során a kvantum megsemmisül. Ha az összes Compton-elektron és fotoelektron

elnyelődik a detektor anyagában, a gamma-foton teljesenergiája detektálásra kerül. Ha a Compton-

elektronok egy része kiszökik a detektorból, az energiának csak egy része detektálódik. A Compton-

szórás folyamatát mutatja a következő 15.6. ábra.

15.6. ábra: Compton-effektus

Az elektron–pozitron-pár nyugalmi tömegének megfelelő energiát, 1,02 MeV-ot meghaladó

energiájú gamma-fotonok előidézhetnek ún. elektron–pozitron-párkeltést. A nagy energiájú -kvantum

a mag közelében megsemmisül, és átalakul 1 db negatronná és 1 db pozitronná. Ha mindkét elektron

elnyelődik a detektorban, a teljesenergiát, ha az egyik kiszökik a teljesenergiánál, akkor 0,51 MeV-tal

kevesebbet, ha mindkettő kiszökik, 1,02 MeV-tal kevesebb energiát detektálunk. A kiszökő pozitron

elektronnal találkozva annihiláció-folyamat megy végbe, melynek során 2 db 0,51 MeV-os -kvantum

keletkezik. A kölcsönhatás lényegét mutatja a következő 15.7. ábra.

15.7. ábra: Párképzés

Magreakció (magfotoeffektus) lép fel, amikor nagy energiájú (8 MeV felett) -fotonok

magreakciókat indukálhatnak (,n)-, (,p)-típusú rekaciókban, ez az ún. magfotoeffektus. A

magfotoeffektus során a mag a fotont abszorbeálja, a mag gerjesztődik, végül a mag a fölös energiát

magsugárzás formájában leadja és újra alapállapotba jut. Ezt mutatja a következő 15.8. ábra.



12a. animáció

12b. animáció

12c. animáció

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

15.8. ábra: Magfotoeffektus

Az említett első három kölcsönhatási folyamat mértéke függ a gamma-sugárzás energiájától és a

kölcsönhatásban részt vevő anyag rendszámától. A gamma-sugárzás elnyelését (a kölcsönhatás

intenzitását) az ún. µ tömegabszorpciós együttható (cm2/g) jellemzi. Az említett három kölcsönha-

táshoz és ezek eredőjéhez ólom abszorbens esetén rendelhető tömegabszorpciós együtthatók energia-

függését mutatja a következő 15.9. ábra.

15.9. ábra: Ólom -sugár abszorpciója

Jól látható, hogy kis gamma-foton energiák esetén a fotoeffektus, közepes energiák esetén a

Compton-effektus, nagy energiák esetén pedig a párképzés kölcsönhatása dominál, és a sugárelnyelés



a leggyengébb közepes energiák esetén. Az egyes kölcsönhatási effektusok energia- és rendszám-

függését foglalja össze a következő 15.4. táblázat.

15.4. táblázat: A kölcsönhatások energia- és rendszámfüggése

Kölcsönhatás Rendszámfüggés Energiafüggés

Fotoeffektus Z4

...Z5

E-3,5

...E-1

Compton-effektus Z E-1

Párképzés Z2

ln E (E>1.02 MeV)

A fotoeffektus hatékonysága a rendszám negyedik-ötödik hatványával nő, energiafüggése az

energia a –1 és –3,5-ik hatványértékei szerint csökken. A közepes gamma-energiák esetén jellemző

Compton-kölcsönhatás mértéke csak a rendszámmal arányosan nő és az energiával fordított arányban

csökken. Általánosságban elmondható, hogy növekevő rendszámmal minden energiatartományban (de

nem azonos mértékben) nő a gamma sugárzás elnyelése.

15.4. Neutron-sugárzás kölcsönhatása a detektor anyagával

Mivel a neutronnak nincs töltése, a maggal lép kölcsönhatásba, mely kölcsönhatás lehet:

rugalmas szóródás,

rugalmatlan szóródás,

magreakció.

A neutronok rugalmas és rugalmatlan szóródási, valamint magreakciós kölcsönhatási folyamatait


rugalmas szóródás rugalmatlan szóródás magreakció

15.10. ábra: Neutronok kölcsönhatásai

Rugalmas szóródás során a neutron által meglökött mag nem gerjesztődik, csak sebessége nő meg,

a neutron energiavesztesége a legkönnyebb maggal, a hidrogénnel való ütközés során a legnagyobb.

Rugalmatlan szóródás során a meglökött mag gerjesztődik is, és a mag energiafeleslegét -sugárzás

formájában adja le. Ha a neutron összeolvad a célmaggal, magreakció játszódik le (n, ), és a mag az

energiafelesleget -sugárzás vagy vegyes sugárzás formájában adja le.

Az ismertetett töltött és semleges radioaktív részecskék kölcsönhatásai közötti különbségeket

foglalja össze a következő 15.11. ábra.



15.11. ábra: Töltött és semleges részecskék kölcsönhatása az anyaggal

Az ábra alapján látható, hogy töltött részecskék esetén az energiaátadás az anyagnak folytonos, a

kölcsönhatáshoz rendelhető egy maximális hatótávolság, és az átadott fajlagos energia a kis

energiáknál (a kölcsönhatás végén) nagyobb. Ezzel szemben a töltés nélküli részecskék energiájukat

szakaszosan adják le, nincs maximális hatótávolság (ez elvben végtelen), és az átadott energia a nagy

energiáknál (a kölcsönhatás elején) nagyobb.

15.5. Gázionizációs detektorok

Tipikus ionizációs detektor a gázionizációt alkalmazó Geiger–Müller számlálócső (GM-cső). A

legtöbb modern kéziműszer gázionizációs kölcsönhatáson alapuló berendezés. A gázionizációs

detektorok lényegében egy kondenzátorból állnak, melynek fegyverzetei közé nagy egyenfeszültséget

kapcsolnak, és a köztük lévő teret megtöltik valamilyen jól ionizálható gázzal. A gázionizációs

detektorok modellfelépítését mutatja a következő 15.12. ábra.

15.12. ábra: Gázionizációs detektor



A detektor érzékelő terébe (a kondenzátor fegyverzetei közé) belépő ionizáló sugárzás ionizálja az

ott lévő gázatomokat, és a keletkező töltéspár (elektron és pozitív ion) a nagy feszültségkülönbség

hatására az ellentétes töltésű fegyverzet felé repül, oda becsapódva egy áramimpulzust (ellenállás

segítségével feszültségimpulzust) hoz létre. Töltőgázként általában argongázt használnak, mert az

elvisel nagy feszültséget ionizáció nélkül, csak gerjesztődik. Mivel a gáztérbe belépő alfa-részecske

fajlagos ionizációs képessége magasabb, mint a béta sugárzásé, és utóbbi fajlagos ionizációs

képessége magasabb, mint a gamma-sugárzásé, ezért egy részecske hatására a gerjesztett töltések

száma a fenti sorrendben csökken, ahogy azt a következő 15.13. ábra mutatja.

15.13. ábra: Gerjesztett töltéspárok

15.14. ábra: Feszültség–impulzus-görbe



Látható, hogy az egységnyi úthosszra eső ionok száma az alfa-sugárzás esetén a legmagasabb. Egy

gázionizációs detektorral mérve egy állandó intenzitású (alfa-, béta- vagy gamma-) sugárzást a

kondenzátorra adott feszültség (0–1000 V) függvényében az ionizáció során kapott töltések számát

mutatja a gázionizációs feszültség–impulzus-görbe (15.14. ábra).

A görbe alapján jól látható, hogy a kondenzátorra adott feszültséget növelve nő a létrehozott

ionpárok száma, és 60–200 V között platóba megy át, azaz nem növekszik a töltések száma a

feszültség növelésével. Ebben a tartományban már minden, a sugárzás által ionizációval létrehozott

elsődleges (primer) töltéspár eljut a kondenzátor fegyverzeteire. Ebben a feszültségtartományban

működnek az ún. ionizációs kamrák. Látható, hogy ebben a feszültségtartományban esetünkben egy

alfa-részecske 10000, míg egy béta-részecske csak 30 töltést generál. Alkalmaznak integrális és

impulzus-üzemű ionizációs kamrákat. Az integrális kamra esetén áramot mérünk, mely -sugárzás

esetén elérheti a A áramerősséget. Mérése galvanométerrel, 10-8 A esetén elektrométerrel vagy nagy

ellenálláson eső feszültség mérésével történik. Az impulzuskamra esetén feszültségimpulzusokat

mérünk.

Ha 200 V-ról tovább növeljük a kondenzátorra kapcsolt nagyfeszültséget, a detektor fegy-

verzeteire becsapódó töltések száma monoton növekszik, mert fellép az ún. gázerősítés jelensége. A

gázerősítés azt jelenti, hogy a növekvő feszültségen nő a töltéspárok sebessége is, és nagyobb

sebességeknél egyre inkább fellép a másodlagos-harmadlagos ionizáció, a gyorsabb töltések további

semleges gázatomokat vagy molekulákat ionizálnak, és így nő a fegyverzetekre becsapódó töltések

száma is. A gázionizáció 200–600 V tartománya az ún. proporcionális (arányos) számlálás tarto-

mánya, mert itt a végső töltések száma arányos az elsődleges (primer) töltések számával. Az egy

radioaktív részecske által keltett töltések száma (áramerősség) magasabb, mint az ionizációs számlálás

tartományában. Nehéz részek detektálására alkalmas, mert azok teljesen lefékeződnek a detektor-

térfogatban.

Tovább növelve a feszültséget, az alfa- és béta-sugárzás által keltett eredő töltések száma közelít

egymáshoz, és adott feszültség felett már nincs különbség köztük. Itt már mindegy, hogy van-e eltérés

az alfa- és béta-sugárzás által keltett primer ionok száma között, mert a nagymértékű (milliószoros)

gázerősítés következtében mindkét esetben azonos számú lesz az eredő töltések száma. Ez a Geiger–

Müller-számlálók (GM-csövek) tartománya. Tehát a GM-cső már nem képes megkülönböztetni a

különböző sugárzásokat, de itt a legnagyobb az egy részecske által keltett töltések száma. Tovább

növelve a fegyverzetekre kapcsolt nagyfeszültséget, már radioaktív sugárzás nélkül is ad jelet a

detektor, a túl nagy feszültségen a detektor „átüt”. Ez a tartós kisülések tartománya.

A gázionizációs detektorok esetén, amíg a töltéspárok (elektron és pozitív ion) be nem csapódnak

a megfelelő fegyverzetbe, addig a detektor nem képes újabb beérkező részecske detektálására, mert a

jelenlévő kettős töltött réteg lecsökkenti a csőre jutó nagyfeszültséget. Ez az idő az ún. holtidő. Az

említett gázionizációs detektorok közül a GM-csőnek a legnagyobb a holtideje (50–500 s). Ezalatt az

időtartam alatt nem képes a számláló újabb beérkező részecskét számlálni. Különböző GM-cső-

típusokat fejlesztettek ki. Az alapgáz vagy töltőgáz xenon, argon lehet, a kioltó gáz alkohol vagy Br2

lehet. A kioltó gáz szerepe a kisülések időbeni lezárása. Ez úgy történik, hogy az argon vagy xenon-

ionok helyett már a kioltó gáz ionja csapódik be a negatív töltésű katódfelületre, és onnan nem ver ki

további ionizációt okozó ultraibolya fotonokat. A gamma-sugárzás detektálásához a kis számlálási

hatásfok (kb. 1%) miatt fémből készült, teljesen zárt fémhengereket alkalmaznak. A béta-sugárzás

detektálásához az ún. végablakos GM-csövet alkalmazzák. Itt az anódszálat a fémből készült

katódhenger veszi körül, és a cső végét kis felületi sűrűségű végablakkal zárják le. A végablak csillám-

lemezből vagy vékony műanyagfóliából készült. Az anódszál Ni, Fe, Pt lehet. A béta-sugárzás be tud

hatolni a vékony végablakon és a gáztérben ionizációt okoz. Az ilyen csövek hatásfoka béta-sugár-

zásra közel 100%. A következő 15.15. ábra a végablakos GM-cső sémáját mutatja.



15.15. ábra: Végablakos GM-cső

Az alfa-sugárzás detektálásához még a legvékonyabb végablakos cső sem alkalmas, mert a

nagyenergiás részecskék kivételével alfa-részecskék már a végablakban elnyelődnek. A számlálás

megvalósítható, ha a sugárforrást a GM-cső belsejében a gáztérben helyezzük el. Gáz halmazállapotú

alfa-sugárforrás esetén a radioaktív gázt (pl. CO2, CH4 stb.) összekeverjük az argon töltőgázzal, és így

áramoltatjuk keresztül a csövön. Ez az öblítőgázos megoldás. Folyékony vagy szilárd halmazállapotú

alfa-sugárzók mérésénél az ún. 2-szimmetrikus detektort alkalmazhatjuk. Itt a sugárzó mintát egy

vastag falban kialakított üregben helyezzük el, és erre borítunk egy félgömb alakú burkolatot, melyet

lezárás után argongázzal töltünk meg és az egyenfeszültség bekapcsolása után mérjük az ionizáció

mértékét jelző beütésszámot. Ezt mutatja a következő 15.16. ábra.

15.16. ábra: 2-szimmetrikus detektor

A GM-cső minősítését és mérési beállítását az ún. karakterisztika-görbe (15.17. ábra) alapján

végzik el. Ez a feszültség–impulzusszám-görbe, melyet egy hosszú élettartamú radionuklid

segítségével mérnek meg. Ez tulajdonképpen az előző görbe legfelső szakasza.

15.17. ábra: Karakterisztika-görbe

A GM-csöveket a plató közepén, az ún. munkafeszültségeken üzemeltetik, mert itt a legkisebb a

feszültségingadozásból származó jelingadozás.

0

200

400

600

800

1000

300 350 400 450 500 550 600 650 700

U [ V ]

I [

cp

m ]

munkapont



15.6. Szcintillációs detektorok

A korai sugárzásmérő eszközök közé tartoznak az úgynevezett szcintillátorok. Ezek olyan –

elsősorban kristályos – anyagok, melyek beeső radioaktív sugárzásra, elektronjaik gerjesztése révén,

fényfelvillanással reagálnak. Ha ez a felvillanás gyors (a sugárzás elszenvedésétől 10-8 s-nál kevesebb

idő telik el), akkor fluoreszcencia, ha késleltetett, akkor foszforeszcencia a jelenség neve. A

szcintillációs detektor főbb részei: a szcintillátor és a fényjelet elektromos jellé alakító fotoelektron-

sokszorozó. A fényre átlátszó szcintillátor-kristályban a sugárzás hatására keletkező fényjelet a

fotoelektron-sokszorozó elektroncső katódjára vezetik, ahol a fény a fotokatódból elektronokat ver ki,

mely elektronok számát speciális sokszorozó elektródák, a dinódák megsokszorozzák, és az így nyert

elektronlavina csapódik be az anódba. Ezt a folyamatot mutatja a következő 15.18-15.19. ábra.

15.18. ábra: Szcintillációs detektor

15.19. ábra: Szcintillációs detektor

A szcintillátor lehet folyadék, szilárd vagy gáz halmazállapotú, szerves vagy szervetlen, de

többnyire ma is kristályos anyagokat használnak. A sokszorozási tényező 105–107, azaz egy

fotoelektron hatására 105–107 elektron érkezik az anódra. A fotoelektron-sokszorozó típustól függően

500–2000 V feszültséget igényel. A leggyakoribb szcintillátor-kristályok: NaI(Tl), CsI(Tl), CaI(Na),

LiI(Eu), CaF2(Eu). Az aktív összetevő a zárójelben feltüntetett szennyezés, például Eu: 0,1%. A



szcintillációs kristályt és a fotoelektron-sokszorozót optikailag illesztik (szilikon olaj). A fotokatód

anyaga általában SbCsO, SbNaKCs komponenseket tartalmaz.

A kristályt alumíniumtokban helyezik el a nedvesség, a fény és a szennyeződés kizárására. Az

alumíniumburkolat belül fényvisszaverő. A kristályokat méreteik szerint (vastagság x átmérő)

osztályozzák.

A szcintillációs számlálók előnyei:

a belépő sugárzás energiáját jó hatásfokkal alakítja fénykvantummá,

kicsi a holtideje,

jó a -kvantumra vonatkoztatott hatásfoka,

a beérkező -fotonokat energia szerint képes számlálni.

Különleges jelentőségűek a gamma-sugárzás energia szerinti számlálására (gamma-spektrum

felvételére) alkalmas talliummal aktivált nátrium-jodid egykristályból (NaI(Tl)) készült detektorok. Az

ún. lyukkristályok nagyobb érzékenységűek, de kisebb a felbontásuk. Egy lyukkristály sémáját és az

azzal mért 137Cs gamma-spektrumát mutatja a következő 15.20. ábra.

15.20. ábra: Na(I) lyukkristály és a 137Cs gamma-spektruma

A detektorban a gamma-kvantumok által keltett impulzusok nagysága arányos a beérkező gamma-

foton energiájával, ez teszi lehetővé a gamma spektrum mérését. A detektor felbontását, teljesenergia-

csúcs (662 keV) félmagasságához tartozó csúcsszélesség, az ún. félérték-szélesség jelzi. A NaI(Tl)

detektorok teljesenergia-jele mellett számos zavaró jel jelentkezik: a Compton-tartomány, a párképzési

csúcsok, a röntgentartomány, kiszökési és visszaszórási csúcsok. Egy szcintillációs sokcsatornás

analizátor sémáját mutatja a következő 15.21. ábra.

15.21. ábra: Szcintillációs sokcsatornás gamma-spektrométer

Speciális szcintillációs mérés a kis energiájú gamma- és béta-sugárzás, valamint az alfa-sugárzás

detektálására a folyadékszcintillációs mérés. Alapja, hogy policiklusos vegyületek -, -, vagy

neutronsugárzás hatására fényt bocsátanak ki. A lágy (kis energiájú) -sugárzás (14C, 3H) detektálható,

ha egy a szcintillációs vegyületet tartalmazó oldatban a sugárforrás is oldottan van jelen (kicsi

adszorpció, 4-geometriájú mérés). Számos folyadék alkalmas poláris és apoláris minták oldására. Az



átlátszó folyadékot nagyméretű fotoelektron-sokszorozókkal körbevéve a fényjelek elektromos jelekké

alakíthatók és így 90–100%-os számlálási hatásfok érhető el. Kis aktivitású minták is mérhetők, pl.

biológiai anyagokban szén- és hidrogéntartalmú vegyületek mennyisége. A 14C és a 3H különböző

energiájú fényfotonokat gerjeszt, így bizonyos megkülönböztetés is megvalósítható. A folyadék-

szcintillációs mérési elrendezés sémáját mutatja a következő 15.22. ábra.

15.22. ábra: Folyadékszcintilláció alapelve

A koincidencia- (egybeesés-) áramkör feladata: a zaj kiszűrése a jelek mellől, csak akkor ad jelet,

ha mindkét detektor érzékelhető jelet szolgáltat.

Leggyakrabban -sugárzó nuklidokat alkalmaznak a folyadékszcintillációs mérésekben: 3H (0.018

MeV), 14C (0.156 MeV), 35S (0.168 MeV), 45Ca (0.250 MeV), 32P (1.710 MeV), 131I (0.610 MeV). Az

oldószerhez fluoreszkáló anyagot adnak, mely eltolja a gerjesztéskor keletkezett fény hullámhosszát a

magasabb hullámhosszak felé. Az alkalmazott fényre átlátszó oldószer: dioxán, toluol, p-xylol, a

szcintilláló anyag: PPO, dimetil-popopbutil PBO, PBBO lehet, ezek aromás gyűrűket tartalmazó

szerves vegyületek, melyekben a π-elektronok gerjesztése okoz szcintillációt. Az oldószer, a

szcintillátor és a fényhullámhossz-eltoló anyagok elegyét koktélnak nevezik.

A radioaktív sugárzás által az oldott szerves szcintillátor-vegyületben előidézett fényimpulzus jelét

az ún. kioltási jelenségek gyengíthetik. A kioltás lehet kémiai kioltás, melyben a koktélban lévő

vegyületek elnyelik a radioaktív sugárzás egy részét, pl. a CCl4 elnyeli a béta-sugárzás egy részét

(sugárelnyelésből adódó fotonkioltás), és infravörös fényt bocsát ki, és lehet fotonkioltás, amikor a

~3 eV-os kék fényfotonokat az oldatban lévő színes vegyületek elnyelik (15.23. ábra). A megfelelő

méréshez kioltásmentes mérési eredmények kellenek. A kioltás–hatásfok-összefüggés kalibrációval

határozható meg.



15.23. ábra: Kioltások

15.7. Félvezető detektorok

Egyes félvezető kristályokban a radioaktív sugárzás hatására elektron–lyuk-párok keletkeznek, s a

sugárzással arányos áramot lehet rajtuk mérni. Ezek a félvezető sugárzásdetektorok. Anyaguk

legtöbbször nagy tisztaságú vagy lítiummal szennyezett germánium. Ionizációs kamrák esetében az

elektronkeltés 30 eV energiát igényel; félvezető detektorok esetében csak 3,6 eV-ot, azaz a félvezetők

érzékenyebbek. Ráadásul elkészíthetők igen kis méretben, sőt mátrixalakzatban is, s így a sugárzás

részecskéinek helyzete is meghatározható. Egy szilárdtest-ionizációs detektort, Si(Li)-detektort

röntgen detektálásához, Ge(Li)-detektort (vagy HPGe-detektort) a -sugárzás detektálásához alkal-

mazzák. A lítiumot a félvezetők szennyezőinek ellensúlyozására, a töltések mobilitásának növelésére

driftelik be a detektor anyagába. Lényegében egy olyan ionizációs kamra, melyben a gázt szilárd

félvezető réteg helyettesíti.

Ha a kristályra kis feszültségkülönbséget kapcsolunk, pozitív, negatív és töltésszegény zónák

jönnek létre. Ez hasonló az np-típusú diódákhoz. A germánium 5 értékű P, As vagy Sb atomokkal

szennyezve szabad elektronnal rendelkező n-Ge, 3 értékű B, Ga vagy In atomokkal szennyezve szabad

pozitív töltésű lyukkal rendelkező p-Ge jön létre. Ha a detektoron ionizáló részecske halad keresztül,

ionizáció következtében pozitív és negatív töltések keletkeznek, melyeket a megfelelő elektródon

összegyűjtünk. Ezt szemlélteti a következő 15.24. ábra.

15.24. ábra: Ge félvezető detektor

A Ge detektoroknál egy töltés létrehozásához csak ~3,6 eV kell, ezért nagyon nagy felbontás

érhető el. Drága detektorok, térfogatuk nem túl nagy, ezért érzékenységük kicsi. A Ge(Li) detektort

hűteni kell folyékony nitrogénnel, mert a Li szobahőfokon visszadiffundál. A HPGE detektorok (nincs

Li) nem igényelnek folyamatos hűtést (csak a mérés során kell lehűteni). Egy Ge(Li) félvezető

detektor hűtési sémáját mutatja a következő 15.25. ábra.



15.25. ábra: Ge(Li) félvezető detektor Dewar-edényben

A szcintillációs detektorok közül a talliummal aktivált nátrium-jodid (NaI(Tl)), a félvezető

detektorok közül pedig germánium-lítium (Ge(Li)), szilícium-lítium (Si(Li)), nagytisztaságú

germánium (HPGe) detektorok nemcsak a gamma-sugárzás által kiváltott beütésszám mérésére

alkalmasak, hanem segítségükkel a mérési idő alatt beérkezett beütések energia szerinti számlálása is

lehetséges, azaz szcintillációs és félvezető detektorral mért gamma-spektrum mérhető vele. A gamma-

spektrumban mért teljesenergia-csúcsok helye, azaz energiája minőségi információt (milyen gamma-

sugárzó radioaktív izotópról van szó), a csúcsok háttérrel korrigált területe pedig mennyiségi infor-

mációt (mennyi az adott izotóp mennyisége) szolgáltat. A gamma-spektrum mérésére alkalmas

detektorokkal így sokkomponensű radioaktív gamma-sugárzó minták gyors minőségi és mennyiségi

elemzése végezhető el, sőt inaktív minták – például neutronokkal történő – felaktiválása után

(neutronaktivációs analízis) ugyanilyen információkhoz juthatunk. Záróréteges Ge(Li) félvezető

detektoros mérőrendszer sémáját mutatja a következő 15.26. ábra.

15.26. ábra: Félvezető detektoros sokcsatornás gamma-spektrométer

Ge(Li) félvezető detektoros rendszerrel mért radioaktív hulladék gamma-spektrumát mutatja a

következő 15.27. ábra. A spektrumból látszik, hogy a mintában az urán hasadásából származó

hasadványizotópok (134Cs, 137Cs, 131I) és a természetes háttér csúcsai (40K) is jelen vannak.



15.27. ábra: Ge(Li) félvezető detektoros gamma-spektrum

Szcintillációs és félvezető detektorral mért 131I gamma-sugárzó radioaktív izotóp gamma-

spektrumát mutatja a következő 15.28. ábra. A spektrum alapján jól látható, hogy a félvezető detektor

jobban megkülönbözteti a közel eső csúcsokat (jobb a felbontása), míg a szcintillációs detektorral mért

spektrum csúcsai nagyobbak (jobb a hatásfoka).

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

15.8. Fotoemulziók

Az első sugárzásdetektáló eszköz – amivel a radioaktivitás jelenségkörét felfedezték – a fotoemulzió

volt. Az ezüst-halogenid emulzióval borított üveglapon, a fotoemulzióban a sugárzás hatására –

éppúgy, mint fény hatására – az ezüst-klorid bomlásával az ezüst kiválik, azaz a fotoemulzió

megfeketedik. Veszélyes helyeken dolgozók számára sok helyen ma is előírás a filmdoziméter

használata. A fényvédő tokban lévő röntgenfilmet zsebben vagy a ruhára csipeszelve hordják megadott

időtartamig, utána előhívják és ismert aktivitású mintával besugárzott filmmel összehasonlítják. Ugyan

a kiértékeléshez szükséges különféle kalibrációs görbék használata, de a filmdoziméterek egyik nagy

előnye, hogy archiválhatók. Általában a film felületét több szegmensre osztják és megfelelő árnyékoló

és szűrő rétegek kialakításával lehetővé teszik kis és nagy energiájú béta- és gamma-sugárzás, illetve



neutronsugárzás által okozott kumulált dózisaok meghatározását. Egy ilyen filmdoziméter-kazetta

metszetét mutatja a következő 15.29. ábra.

15.29. ábra: Filmdoziméter

A filmdetektorokat dozimetriai méréseknél és autoradiográfiás méréseknél alkalmazzák.

15.9. Termolumineszcens (TLD) detektorok

A filmdoziméterekhez hasonló felhasználásúak a termolumineszcens doziméterek (TLD) vagy a Luxel-

doziméterek. Mindkettő doziméter olyan anyagot tartalmaz, melyben radioaktív sugárzás hatására

elektronok gerjesztődnek, de egy adott, foszforenciára képes szinten csapdázódnak is. A termo-

lumineszcens doziméter esetében az elektronok „kiszabadítása”, azaz a doziméter kiolvasása

melegítéssel történik, a Luxel-doziméter esetében pedig a kiolvasás megfelelő lézeres megvilágítás

hatására következik be (optikailag stimulált lumineszcencia – OSL). Mindkét esetben a kiolvasást

kalibrációs mérésekkel kell összevetni. Az eredmények nem azonnal hozzáférhetőek. A film-

doziméterekkel ellentétben a mérés a kiolvasáskor megsemmisül, viszont az így „lenullázott” termo-

lumineszcens vagy Luxel-doziméterek újra felhasználhatók. Ha az archiválás fontos, akkor csak a

filmdoziméterek jöhetnek számításba, ha elég csak a mért értékeket őrizni, akkor lehetőség van

mindhárom doziméter használatára.

15.10. Szilárdtest nyomdetektorok

Részecskék pályájának rögzítésére szolgálnak a különböző nyomdetektrorok. A legkorábbi ilyen

eszköz a ködkamra, más néven Wilson-kamra (Charles Thomson Rees Wilson). A ködkamra egy

nagyobb méretű dugattyú, aminek a felső lapja üveg, és oldalról be lehet világítani. Az elzárt térben

gőz található. Amikor a dugattyú hirtelen lefelé mozdul, akkor az elzárt gáz adiabatikusan kitágul,

lehűl. A gőz túltelítetté válik. A behatoló ionizáló sugárzás keltette ionok a pálya mentén konden-

zációs magokként viselkednek; a részecske pályáját vékony ködfonal jelzi.

A diffúziós ködkamra (Alexander Langsdorf) ugyanezen az elven működik, de a túltelítést más

módon hozzák létre. A kamra felső, meleg zónájában párolog a gőz (rendszerint alkohol), majd az

lefelé áramlik a kamra alsó részébe, amit alulról erőteljesen hűtenek (többnyire szárazjéggel). Így az

alsó lemez feletti néhány centiméteres térrészben állandó túltelítettség alakul ki. A jelenségek nyomon

követése nincs egy dugattyú mozgásához kötve; a fényképezés bármikor lehetséges.

Hasonló elven működik a buborékkamra (Donald Arthur Glaser). A kamrát, majdnem teljes

térfogatában, átlátszó folyadék tölti ki. A folyadékot – túlnyomás alatt – a forráspont fölé hevítik.

Amint a szeleppel kiengedik a gáz egy részét, s ezzel megszüntetik a túlnyomást, a forrás a folyadék



belsejében megindul. A forrás kezdőpontjai a sugárzás által keltett ionok lesznek; a részecskék

pályáját nagyon vékony buborékfonalak (habfonalak) jelzik. A nagyobb anyagsűrűség miatt a

buborékkamra érzékenyebb, mint a ködkamrák; felépítéséből adódóan nagy méretekben is el lehet

készíteni, s így nagy energiájú részecskék detektálására is alkalmas.

Részecskepályák megjelenítésére alkalmas a szikrakamra is. A felépítése egyszerű. Két

párhuzamos fémlap van elhelyezve egy semleges gázzal kitöltött elzárt térben. A lemezekre kapcsolt

feszültség még éppen nem okoz kisülést. Ionizáló sugárzás hatására a semleges gázban a részecs-

kepálya mentén keletkező ionok közreműködésével a két lemez között már létrejön a kisülés.

A szilárdtest-nyomdetektorok is részecskék pályáit jelenítik meg. A nagy energiájú részecskék (-

részecskék, protonok stb.) egyes szilárd anyagok felületébe csatornákat vájnak, melyek folyékony

marató szerekkel kiszélesíthetők, s így mikroszkóppal megfigyelhetők.

A nagyon nagy energiájú részecskék pályáját a Cserenkov-effektus alapján is lehet követni. Ha egy

részecske nagyobb sebességgel halad egy adott közegben, mint az ott érvényes fénysebesség, akkor a

részecske mögött megjelenik egy fénykúp – hasonlatosan a szuperszonikus repülők hangkúpjához. A

Cserenkov-detektorok vagy Cserenkov-számlálók ezt a jelenséget használják fel.

15.11. Mérőeszközök és jellemzőik

A modern detektorok többféle információt szolgáltatnak a detektált sugárzásról elektromos jel

formájában. Ezekhez az információkhoz csak a mérési jel(ek) további feldolgozásával juthatunk

hozzá. Például a beérkező jelek szétválogathatók amplitúdó szerint az energiaszelektív számláláshoz.

A következőkben röviden ismertetjük a legfontosabb logikai lépéseket és méréstechnikákat a nukleáris

mérések és mérőműszerek összeállításához. Mára már a nukleáris elektronika nagymértékben

szabványosított és moduláris formában alkalmazható.

Elsőként röviden ismertetjük az impulzusjeleket és azok jellemzőit.

Impulzusjelek és azok jellemzői

A nukleáris elektronikában az információ leggyakrabban impulzusok (feszültség- és áram-

impulzus) formájában érkezik. Az információt az impulzus egy vagy több jellemzője hordozhatja,

például az impulzus polaritása (pozitív vagy negatív), amplitúdója, alakja, előfordulása az időben egy

másik impulzushoz képest stb. Egy ilyen impulzusjel legfontosabb jellemzőit mutatja a következő

15.30. ábra.

Jelimpulzus jellemzői

15.30. ábra: Jelimpulzus

A nukleáris elektronikában leggyakrabban negatív polaritású jelekkel dolgozunk, de előfordulnak

pozitív polaritású jelek is. A továbbiakban pozitív és negatív polaritású jelek kezelésével kapcsolatos

eljárásokat mutatunk be. A jel lehet áram- vagy feszültségimpulzus az idő függvényében. A jel időtar-

tománya a másodperc milliomod- vagy milliárdadrésze (s, ns). Az impulzusjel fontosabb jellemzői:

Alapvonal: az a feszültség, vagy áramérték, melyre az impulzus visszatér (általában 0).



Impulzusmagasság vagy amplitúdó: az alapvonal és az impulzus maximális magasságának

távolsága.

Jelszélesség: az amplitúdó félmagasságánál mért jelszélesség, félérték szélesség (FWHM).

Felfutó él: az időben először jelentkező jelnövekedés.

Lecsengő él: a jelet lezáró jelcsökkenés.

Felfutási idő: az az időtartam, melynek során az időben növekvő jel az amplitúdó 10%-áról 90%-

ára növekszik.

Lecsengési idő: az az időtartam, melynek során az időben csökkenő jel az amplitúdó 90%-áról

10%-ára csökken.

Unipoláris és bipoláris jel: ha jel lefutásában keresztezi az alapvonalat és negatív feszültség- vagy

áramértéket vesz föl, bipoláris jelről beszélünk. A következő 15.31. ábrán láthatók unipoláris és

bipoláris jelek. Mindkét jeltípus előfordul a nukleáris elektronikában.

15.31. ábra: Unipoláris és bipoláris impulzusjelek

Természetesen a jelek nagymértékben torzulhatnak.

Analóg és digitális jelek

Az impulzusjelek az információt analóg és digitális formában hordozhatják. Az analóg jel

folyamatosan változó jel, az információt a jellemzői (amplitúdó, jelalak stb.) hordozzák. Például a

szcintillációs detektor jelének amplitúdója arányos a detektorban elnyelődött energiával. Ezzel szem-

ben a digitális vagy logikai jel csak adott szinteket vehet fel, így az információ mértéke számolható.

Például a Geiger–Müller-számláló jele két állapotú lehet, van jel vagy nincs jel (igen/nem, yes/no).

Hasonlóképpen elképzelhetünk egy tízfokozatú négyszöghullám jelet, mely csak 0, 1, 2, 3, … 9V

feszültségamplitúdót vehet fel, és ezzel a jellel egy 0 és 9 között változó decimális egész szám fejez-

hető ki. Az egyszerűség miatt a gyakorlatban minden logikai jel csak két szinten jelentkezhet: van jel

(1) és nincs jel (0), mely kettes számrendszerben fejezhető ki. Általában a detektorokból származó

analóg jeleket átalakítják digitális jelekké, analóg–digitális átalakítókkal, konverterekkel (ADC). A

beérkező analóg jelet először egy jelvizsgálóra, ún. diszkriminátorra vezetik, mely megállapítja, hogy

a jel amplitúdója elér-e egy adott amplitúdót. Amennyiben az adott amplitúdót a jel meghaladja,

végrehajtják az analóg jel digitalizációját, az analóg–digitális konverziót. Ellenkező esetben a jelet

nem veszik figyelembe. A digitalizált jelet megszámolják.

Lassú és gyors jelek

A gyors impulzusjelek felfutási ideje nanoszekundum nagyságrendű, míg a lassú jeleknél ez az

érték 100 ns fölötti érték. A gyors jelek fontosak az időmérési és nagy beütésszámú alkalmazásokban.

A lassú jelek általában zajra kevésbé érzékenyek, és spektroszkópiai alkalmazásokban jobb

amplitúdóinformációt szolgáltatnak. A gyors jelek sokkal könnyebben torzulhatnak az ún. parazita

jelektől, melyek a zavaró ellenállásokból, kapacitásokból és induktivitásokból származnak. A gyors

jelek könnyebben torzulnak az összekötő kábelekben is. Ezért eltérő elektronikát alkalmaznak a gyors

és a lassú jelek kezelésénél.



Nukleáris elektronika az impulzusjelek kezelésére

A detektorokból beérkező impulzusjeleket a nukleáris elektronika speciális eszközeivel alakítjuk

át mennyiségi és minőségi információvá. Ilyen információ lehet: adott mérési idő alatt összegyűjtött

beütésszám (beütés/idő counts per minute-cpm, counts per second-cps), sugárszint, dózis, spektrum

stb. Az impulzusjelek kezelését, alakítását az alábbi eszközökkel végzik.

Előerősítők

Az előerősítők feladata a detektorról érkező gyenge impulzusjelek felerősítése és a mérőkábelen

keresztül eljuttatása a mérőberendezés további egységeihez. Az előerősítőket a detektorhoz a lehető

legközelebb helyezik el, így a gyenge jel rövid kábelen jut az előerősítőbe, és kóbor mágneses erőterek

zavaró és a kábelgyengítő hatása kevésbé érvényesül. A szcintillációs detektoroknál már jelentős

erősítés lép fel az előerősítő előtt. Az előerősítők között megkülönböztetünk feszültség-érzékeny,

áram-érzékeny és töltés-érzékeny előerősítőket. A nukleáris detektoroknál az utóbbi kettő típus fordul

elő. A feszültség-érzékeny előerősítő a bemeneten megjelenő feszültségjelet erősíti. Mivel a legtöbb

nukleáris detektor töltéseket produkál, ez a feszültség a detektor belső kapacitív ellenállásán alakul ki,

ezért fontos, hogy ez a detektorkapacitás a mérés során állandó legyen. Ugyanakkor félvezető

detektoroknál a kapacitás értéke változik a hőmérséklettel, ezért nem tanácsos ilyen előerősítőt

alkalmazni félvezető detektorokhoz. A félvezető detektorokhoz (és gyakran a többi detektortípushoz

is) töltés-érzékeny előerősítőket alkalmaznak. A töltés-érzékeny előerősítők esetén a bejövő töltés egy

kondenzátorba jut, melyet onnan el kell távolítani. Ennek legegyszerűbb módja a töltések lassú

kisütése egy ellenállás visszacsatolású áramkörrel. Ez egy exponenciális lefutású impulzust

eredményez, ahogy az a következő 15.32. ábrán látható.

15.32. ábra: a) előerősítő exponenciális lefutású impulzusa,

b) a második impulzus „ráült” az első impulzus végére

Precíziós spektroszkópiai méréseknél optikai visszacsatolást alkalmaznak az előerősítőhöz.

Erősítők

Feladatuk az előerősítőből érkező jel erősítése és a megfelelő jelalak kialakítása a további

jelkezeléshez. Mindkét esetben a jelben lévő információ nem sérülhet. Ha időfüggő információ

szükséges, gyors válasz kell, ha az információ az impulzus-amplitúdó, akkor szigorú arányosság

szükséges a bemenő és erősítés után kijövő jelek amplitúdói között (linearitás). Spektroszkópiai

erősítők esetén az egyik legfontosabb faktor a jelalak. Általában az előerősítőből jövő jel egy hosszú

lecsengéssel rendelkező exponenciális alakú jel néhány mikroszekundum és 100 mikroszekundum

között. Az impulzus amplitúdója arányos az energiával. Ha egy T időponton belül egy második jel is

érkezik, az „ráül” az előző jel lecsengő „farok”-részére, és amplitúdója megnövekedik és a jel által

hordozott információ torzul. Ez az impulzusjelek „egymásra ülése”. Ez elkerülhető, ha a számlálási

sebesség kisebb, mint 1/T (cps), vagy ha a jel lefutó végét (farkát) átformáljuk. Másik ok a jel

átformálására a jel/zaj viszony optimalizálása. Egy adott zajspektrum esetén általában létezik egy

optimális jelalak, melynél a jelet a zaj legkevésbé zavarja. A Gauss-görbe vagy háromszög alakú

impulzusok előnyösebbek.



Speciális erősítők a küszöbimpulzus-erősítők (biased amplifiers). Ezek csak egy adott szint fölötti

jelrészeket válogatják ki és erősítik fel, ahogy azt a következő 15.33. ábra mutatja.

15.33. ábra: Küszöbimpulzus erősítő

Az impulzusnyújtók olyan alakformálók, melyek egy analóg jel időtartamát hosszabbítják meg

(lásd következő 15.34. ábra).

15.34. ábra: Impulzusnyújtó

A lineáris áteresztő kapuk olyan impulzuskapcsolók, melyek a lineáris jeleket akkor engedik át, ha

egy másik egybeeső koincidenciajel is jelen van a kapu bemenetén. Minden egyéb esetben a kapu

lezár.

Jelosztók olyan aktív áramkörök, melyek egy adott jelet több azonos amplitúdójú és alakú jellé

alakítanak és az elektronika különböző részei felé továbbítanak, a jelösszegzők pedig több beérkező jel

algebrai összegét hozzák létre. A jelosztók és jelösszegzők dolgozhatnak analóg és logikai jelekkel.

A késleltető vonalak a koincidenciás méréseknél a jelek késleltetését végzik, ezek részei

különböző hosszúságú kábelek.

A diszkriminátorok olyan eszközök, melyek csak olyan bemenő jelekre válaszolnak, melyek

impulzusamplitúdója nagyobb, mint egy adott küszöbérték. Ha a feltétel teljesül, egy standard logikai

jelet bocsát ki, ellenkező esetben nincs logikai jel. Az amplitúdó küszöbértéke helipottal



szabályozható. A logikai jel szélessége ugyancsak állítható. A diszkriminátor leggyakoribb feladata a

fotoelektron-sokszorozóból és más detektoregységből származó alacsony amplitúdójú zajimpulzusok

kizárása. A nagy, hasznos jeleket a diszkriminátor logikai jelekké alakítja, ahogy azt a következő

15.35. ábra mutatja.

15.35. ábra: Diszkriminátor

Így a diszkriminátor lényegében egy egyszerű analóg–digitális jelátalakító (analog-to-digital

converter ADC). A gyors diszkriminátorok néhány nanoszekundumonként érkező jelek kezelésére

alkalmasak.

Az alakformálók különböző szélességű és amplitúdójú jeleket fogadnak, és ezeket rögzített

szélességű és standard szintű logikai jelekké alakítják.

A differenciális diszkriminátor (DD) olyan eszköz, mely a bejövő analóg jeleket amplitúdójuk

szerint szétválogatja. A diszkriminátorhoz hasonlóan rendelkezik egy alsó küszöbértékkel, amelynél

kisebb amplitúdójú jeleket kizárja, de emellett rendelkezik egy felső küszöbértékkel is, amelynél

nagyobb amplitúdójú jeleket ugyancsak kizárja. Tehát csak egy – az alsó és a felső küszöbérték által

kialakított – „ablakba” eső amplitúdójú jeleket vesz figyelembe, és ekkor egy standard logikai jelet

generál. Ezt mutatja a következő 15.36. ábra.

15.36. ábra: Differenciális diszkriminátor (DD)

Az olyan detektoroknál, ahol a kimenő jel arányos az energiával, a differenciális diszkriminátorral

energiaspektrum mérhető úgy, hogy egy keskeny rögzített ablakkal „végigkocsizunk” a teljes

impulzusmagasság mentén. Az egyes ablakpozícióknál kapott időegységre eső relatív beütésszámokat

ábrázolva az ablak pozíciók függvényében a spektrum hisztogramjához jutunk. A differenciális

diszkriminátorok általában három üzemmódban működhetnek, bár nem mindegyik képes minden

üzemmódra.



Az egyik a normál vagy differenciális üzemmód. Ebben az esetben az alsó küszöbérték- (lower

level, LLD) és a felső küszöbérték- (upper level, ULD) szintek külön-külön állíthatók.

A második üzemmód az ablak üzemmód. Ebben az esetben az alsó küszöbérték és az

ablakszélesség állítható, így az ablakszélesség állandó marad az alsó küszöb mozgatásával. A

spektrumanalízishez ez a legmegfelelőbb üzemmód.

A harmadik üzemmód az integrális üzemmód. Ebben az esetben csak alsó küszöbérték van. Az

impulzusamplitúdó-analizátorok működésében a küszöbértékek stabilitása és linearitása rendkívül

fontos. Az integrális linearitás a szabályozott és a valódi küszöbfeszültség-értékek között megfigyelt

maximális eltérést fejezi ki a maximális bemenő feszültség százalékában. Legalább ilyen fontos a

differenciális linearitás, mely az ablakérték maximális változását fejezi ki az átlagos ablakszélesség

százalékában.

Analóg–digitális átalakítók (Analog-to-digital converters ADC)

Az ADC olyan eszköz, mely egy analóg jelben található információt azzal ekvivalens digitális

formává alakítja át (lásd következő 15.37. ábra). Például ha a bemeneti impulzus 0–10 V között

változik, az ADC kimenete 0–1000 digitális számjegy között változhat. Természetesen a legtöbb ADC

bináris számrendszerrel dolgozik. Az ADC-berendezések vagy a feszültségimpulzust digitalizálják,

vagy a teljes árammennyiséget integrálják, utóbbi gyorsabb, de működéséhez egy áramgenerátor

szükséges. A legismertebb ADC-típus a Wilkinson-féle ADC, ahol a töltésekkel egy kondenzátort

töltenek fel, majd állandó sebességgel kisütik. A kisütés kezdetekor egy állandó frekvenciájú órajelet

indítanak el, és a teljes kisülésig számolják az órajeleket, melyek száma arányos a kondenzátor

töltésével. A másik ismert ADC-típus az úgynevezett felezési módszerrel működik.

15.37. ábra: Analóg–digitális átalakító (ADC)

Sokcsatornás analizátorok (Multichannel Analyzer, MCA)

A sokcsatornás analizátorok olyan eszközök, melyek a beérkező impulzusjeleket amplitúdó szerint

szétválogatják, és mindegyik amplitúdótartományba jutó beütésszámot egy sokcsatornás tárolóba

tárolják. A differenciális diszkriminátorral szelektált bejövő impulzusokat ADC-vel digitalizálják, és

az amplitúdóval arányos csatorna tartalmát eggyel növelik (lásd következő 15.38. ábra). A

sokcsatornás analizátorok 1024, 2048, 4096, 8192 stb. csatornával rendelkeznek.



15.38. ábra: Sokcsatornás analizátor (MCA)

Számláló (Scaler)

A számláló olyan berendezés, mely megszámolja a bemenetén jelentkező impulzusokat és egy

kijelzőn megjeleníti a mérési időhöz tartozó impulzusok számát, a beütésszámot. Általában

diszkriminátorral, jelalak-formálóval és időmérővel rendelkezik.

Sugárszintmérő (Ratameter)

A sugárszintmérő olyan berendezés, mely a bemenetére érkező impulzusok időegységre eső

átlagos számát jelzi ki folyamatosan például egy skála előtti mutatóval. Az integrálási idő

megválasztható, ennek függvényében reagál a kijelző a mért sugárszint ingadozására.

Koincidencia-egység

A koincidencia-egység meghatározza, hogy kettő vagy több logikai jel időben egybeesik-e.

Egybeesés (koincidencia) esetén „igaz” logikai jelet, annak hiányában „hamis” logikai jelet generál. A

koincidencia meghatározására számos lehetőség van. Egy ilyen lehetőséget mutat a következő 15.39.

ábra.

15.39. ábra: Koincidencia-meghatározás impulzusok összegével

A felső két jelet összegezve az eredmény nem haladja meg, az alsó két jelet összegezve pedig

meghaladja az adott küszöbszintet. Utóbbi esetben tehát egy koincidenciajelet generál. A koincidencia

tulajdonképpen egy logikai „és” kapcsolatnak felel meg.



Holtidő, feloldási idő

Ha a detektorba túl sűrűn érkeznek a sugárzás részecskéi vagy kvantumai, a detektor nem képes

detektálni az ún. holtidőn belül beérkező újabb részecskét, és az nem kerül megszámlálásra. A

következő 15.40. ábrán látható egy Geiger–Müller-számlálócsőben keletkező jelsorozat. A holtidő

elteltéig a detektorban nem keletkezik jel, a feloldási idő elteltéig a mérőrendszer nem képes jelet

számolni (mert a jel amplitúdója a diszkriminátor-küszöb alá esik, csak a regenerálási idő eltelte után

jelenik meg a teljes amplitúdójú jel.

15.40. ábra: Egy GM-csőben keletkezett impulzusjelek sorozata

15.12. Mérési módszerek

Egyszerű számláló berendezés

Alapvető mérés a radioaktivitás mérésében a detektorba érkező sugárzás által kiváltott jelek

megszámolása (lásd következő 15.41. ábra).

15.41. ábra: Egyszerű számláló berendezés (HV - nagyfeszültség)

A detektorból érkező analóg jelet előerősítővel és erősítővel formálják, majd az így kapott jelet

diszkriminátorra vezetik, melyben az adott küszöbértéknél nagyobb amplitúdójú analóg jelekhez egy-

egy standard logikai jelet generálnak. A generált logikai jel a számlálóra kerül, ahol minden beérkező

jelet megszámolnak. Néhány detektortípusnál, így a szcintillációs detektorok egy részénél a bejövő jel

nagy, ezért nem szükséges erősítő alkalmazása, ekkor a jel közvetlenül a diszkriminátorra kerül. A

diszkriminátor egyrészt kiszűri a kis amplitúdójú zaj-jeleket, másrészt alakformálást végez és a

számláláshoz megfelelő jelalakot állít elő. Fontos, hogy a számláló számlálási sebessége megfeleljen a

mérés során fellépő számlálási sebességnek, mert lassú számlálók esetén a mért beütésszám kisebb

lesz, mint a valódi beütésszám.



Egycsatornás analizátor

Ha az egyszerű számlálóberendezésben a diszkriminátort egy differenciális diszkriminátorral he-

lyettesítjük, akkor egycsatornás amplitúdóanalizátort kapunk (lásd következő 15.42. ábra), mellyel

adott ablakbeállítás mellett amplitúdó szerinti beütésszám-számlálás végezhető. Az egycsatornás ana-

lizátorral egy gamma-spektrum is kimérhető, ha különböző diszkriminátorablak-beállításokkal végig-

mérjük a vizsgált energiatartományt és meghatározzuk az adott csatornához tartozó beütésszámokat.

15.42. ábra: Egycsatornás analizátor

Koincidenciás és antikoincidenciás mérés

A következő 15.43. ábra egy egyszerű koincidenciás mérés blokksémáját mutatja. A detektorról

érkező analóg jeleket logikai jelekké alakítják, és ezeket küldik a koincidenciaegységbe. Két jel

egybeesése esetén egy logikai jelet küldenek a kimenetre.

15.43. ábra: Koincidenciás mérés

Koincidenciás méréseket alkalmazhatnak például vegyes sugárzások (pl. ) két detektorral

végzett mérésénél, a zaj kiszűrésénél, folyadék-szcintillációs méréseknél, igen kis felezési idők

meghatározásánál. A koincidenciamérés ellentettje az antikoincidencia-mérés, amikor csak azokból a

bejövő impulzusokból lesz számlálási jel, melyek nem esnek koincidenciába egy másik jellel. Ez az

eljárás alkalmazható például a háttérsugárzás okozta zaj csökkentésére.

15.13 Mérési adatok feldolgozása

Radioaktív sugárzás mérése során az ismételt mérés nem szolgáltat ugyanolyan eredményt. Ennek oka,

hogy a radioaktív sugárzás mérése, detektálása statisztikus ingadozással terhelt. A radioaktív bomlás

maga és a detektálás is statisztikus jellegű, ezért sohasem egy mérést végzünk, hanem páratlan számú

mérési sorozatot, melyből valamilyen átlagot (súlyozatlan vagy súlyozott számtani átlag) és az egyes

mérések átlag körüli ingadozásának, szórásának jellemzésére valamilyen szórási jellemzőt (korrigált

empirikus szórás) számítunk. Nem alkalmazható ez a módszer, ha: a radionuklid rövid felezési idejű,

vagy ha kis aktivitások mérésénél hosszú mérési időt alkalmazunk.



A radioaktív sugárzások detektálása során három fontos hibatípus jelentkezésével kell

számolnunk: a durva hibákkal, a szisztematikus hibákkal és a véletlenszerű vagy statisztikus hibákkal.

A durva hiba akkor lép fel, ha valamilyen alapvető hiányosság, meghibásodás, félreértés lép fel a

mérés során. Ilyen hiba lehet például, ha gamma-spektroszkópiás mérésnél a nagyfeszültségű

tápegységet elfelejtjük bekapcsolni, és úgy indítjuk el a mérést. Általában a durva hiba jelenléte

könnyen felismerhető.

Sokkal alattomosabbak a szisztematikus hibák, melyek általában egy irányban tolják el a mérés

eredményét. Például az energia vagy hatásfok szerint rosszul kalibrált sokcsatornás analizátorral

végzett mérés hibás, eltolt eredményt ad a minőségi elemzésre és a mennyiségi elemzésre is. A

szisztematikus hibák kimutatása és kiküszöbölése kalibrálással végezhető el.

A jól beállított mérőkészülékeknél véletlenszerű, statisztikus hibák léphetnek fel. Ezek számos

egymástól független folyamat kismértékű ingadozásából származnak, és az eredő hatásuk jelentkezik.

Például az elektronikai egységek (tápfeszültség, erősítő, diszkriminátor, számláló stb.) tulajdon-

ságainak ingadozása statisztikus ingadozást okoz. A radioaktív bomlás időbeni ingadozása közelítőleg

az ún. Poisson-eloszlással írható le. Ehhez az ingadozáshoz adódnak hozzá a mérőberendezés

elektronikájának ingadozásai.

A radioaktív bomlás statisztikus jellegű. A bomlás időfüggését leíró Nt=Nt0e-t

összefüggés

csak egy valószínűséget ad meg.

Mérési hiba: a mért és a tényleges (leggyakrabban nem ismert) érték közötti eltérés. Fontos dolog

megkülönböztetni egy mérési sorozat eredményének értékelésekor a pontosság és a precizitás

fogalmát. Ezt magyarázza a következő 15.44. ábra.

15.44. ábra: Analógia: céllövés egy céltáblába.

Pontos és precíz; b) pontos de nem precíz;

c) pontatlan de precíz; d) pontatlan és nem precíz

A mért beütésszámok (Ni) egyszerű súlyozatlan átlagát és az egyes mérési pontok átlagtól

számított empirikus szórását a következő összefüggésekkel számíthatjuk:

1. képlet

2. képlet

n

N

N

n

i

i

1

1

1

2

n

NN

s

NNs

n

i

i

i



Az első szórást számító összefüggéssel csak a bomlásból adódó, míg a második összefüggéssel a

bomlásból adódó, valamint a mérőberendezés ingadozásából adódó hibákat becsülhetjük. Ha a kétféle

módon számított szórás nagyjából egyezik, akkor a mérőberendezés hibája elhanyagolható a bomlási

ingadozásból adódó hibához képest.

A relatív hiba (V) a szórás átlagértékhez viszonyított százalékos aránya. Ha csak a bomlásból

adódó szórást vesszük figyelembe:

3. képlet

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

4. képlet

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

5. képlet Beütésszám =

NNsN ,

azaz csak a bomlás ingadozásából származó hibát tüntetjük fel. Mivel a beütésszámot adott mérési idő

(Tm) alatt mérjük, az eredmény számlálási sebesség:

6. képlet számlálási sebesség

mmm T

II

T

N

T

N

ahol

I a számlálási sebesség átlagértéke. Az így megadott szórás megfelelően jellemzi e mérés hibá-

ját, ha a mért beütésszám nagy a háttér-beütésszámhoz képest. Ha azonban a mért háttér-beütésszám

nem hanyagolható el a mért beütésszámhoz képest, akkor a háttér-beütésszámot is figyelembe kell

venni. Ebben az esetben a nettó beütésszám (bruttó beütésszám – háttér beütésszám) szórását a

következő módon számítjuk:

7.képlet

háttér

háttér

bruttó

bruttó

háttér

háttér

bruttó

háttérbruttó

háttérbruttónettóT

I

T

IT

N

T

NN

sss

2222

Az eredmény számlálási sebesség pedig:

8. képlet számlálási sebességháttér

háttér

bruttó

bruttónettó

T

I

T

II

A számlálási sebességet átszámíthatjuk a minta aktivitásértékévé, ha ismerjük a detektor

számlálási hatásokát ( a mintaelőkészítés során kinyert radioaktivitás arányát (P), a sugárzás ön-

abszorpciójának arányát (Ad) és a mérés során fellépő visszaszórás arányát (B):

1001

100(%)

NN

NV

1

)(,1

2

nm

NN

sni

i

x



9. képlet BAdP

T

I

T

I

Aháttér

háttér

bruttó

bruttó

(dpm)

Ha a beütésszám- és háttérmérésre egy adott idő áll rendelkezésre, akkor ezt az időt optimálisan az

alábbi összefüggéssel oszthatjuk meg a minta-beütésszám-mérés és a háttérmérés között.

10. képlet bruttó

háttér

bruttó

háttér

I

I

T

T

Példa

Egy 32%-os hatásfokú detektorral 200 percig mérjük egy radioaktív minta beütésszámát, mely

3050 beütés. Mérünk egy 200 perces hátteret is, az itt mért számlálási sebesség 10 cpm. A nettó

számlálási sebesség és a szórása:

cpm 36,0200

10

200

200/3050

25,510200

3050

s

cpmI

A minta számított aktivitása pedig:

pCi 0,57,4 Bq0,020,27dpm 1,14,16lásbeütés/bom 32,0

cmp 36,025,5

A

A detektálási küszöbértékeket a háttér számlálási sebességével fejezhetjük ki.

A minimális detektálható aktivitás értékét (minimum detectable activity – MDA) a minta

beütésszám-mérési idejével azonos ideig mért háttér-beütésszám szórásának háromszoros értékével

fejezzük ki. Az MDA értéknél magasabb mért beütésszám 99,9%-os konfidenciaszinten állapítja meg,

hogy ez a beütésszám valóságos radioaktivitást fejez ki.

11. képlet háttér

háttér

háttér

háttérháttér

T

I

T

NsMDA 333

2

ahol korrekciós tényező ()(

1

BAdP

) .

A detektálási küszöb pontosabban definiálható, melyben figyelembe veszik annak a kockázatnak a

valószínűségét, hogy jelet detektálunk, amikor nincs jel (elsőfajú hiba), és annak a kockázatnak a

valószínűségét is, hogy nem detektálunk jelet, amikor pedig van jel (másodfajú hiba).

Definiálták a minimálisan szignifikáns aktivitást (minimum significant activity, MSA) és a mini-

málisan detektálható valódi aktivitást (minimum detectable true activity, MDTA). Az első jellemző az

olyan mérésre vonatkozik, melyben nullánál nagyobb aktivitásértéket tudunk mérni, a második pedig

arra a valódi aktivitásminimumra vonatkozik, melyet még adott konfidenciaszinten detektálni tudunk.

Két lehetséges mérési helyzet lehetséges: az első esetben a háttér beütésszám-értékét előzetesen

pontosan ismerjük, a második esetben ennek pontos értéke előre nem ismert. A legtöbb mérő-

berendezésre az első eset alkalmazható. Az első esetre definiálható MSA és MDTA értéke, mint:



12. képlet háttér

háttér

T

IKMSA

és

13. képlet

]24

1[22

háttérháttér

A

háttérháttér

B

háttérháttér

AbA

háttér

háttér

TI

K

TI

K

TI

KKK

T

IMDTA

háttér

háttérBA

háttérháttér

BA

T

IKK

TI

KKha

TAakkor MD 1

ahol KA értéke az elsőfajú hiba elkövetésének valószínűségétől, KB értéke pedig a másodfajú hiba

elkövetésének valószínűségétől függő érték, melyeket normális valószínűségi eloszlás esetére a 15.5.

táblázatban mutatunk be.

15.5. táblázat: KA és KB értékei

Annak a valószínűsége, hogy

elkerüljük az elsőfajú és/vagy

másodfajú hibát

KA és/vagy KB

értéke

(%)

99,9 3,00

99,0 2,33

97,5 1,96

95,0 1,64

90,0 1,28

Ha a hibás aktivitásmérés elkerülésének valószínűsége 99,9%, akkor KA=3 és MSA értéke

megegyezik MDA értékével.

Példa

Az előző példa adatai alapján:

Bq03,0min 200

cpm 10

/ 32,0

60/ 13

bomlásbeütés

dpmBqMBA

Ha úgy az elsőfajú, mint a másodfajú hiba elkerülésének valószínűségét 97,5%-nak választjuk,

akkor KA=KB=1,96, akkor MSA értéke:

Bq02,0min 200

cpm 10

lásbeütés/bom 0,32

dpm Bq/60196,1

MSA

Mivel pedig: 1088,0min) cpm)(200 10(

96,196,1

így MDTA értéke:

Bq05,0min 200

cpm 10

lásbeütés/bom 32,0

dpm Bq/601)96,196,1(

MDTA



Háttér

Ugyancsak ingadozik az időben, ezért külön célszerű mérni és az átlagértékét levonni a mért

(bruttó) beütésszámból.

14. képlet 22

háttérnettómért

háttérmértnettó

sss

NNN

Ha a háttér átlaga kisebb, mint a mért beütésszám átlagának 10%-a, a háttér levonása elhanya-

golható! A háttér-beütésszám méréshibája csökkenthető: hosszabb háttérmérési idő választásával,

nagyobb aktivitású minta mérésével, diszkriminátor alkalmazásával.

Felbontási hibák:

Az erősen radioaktív mintákból kilépő nagyszámú részecskét a berendezés nem képes mind

megszámolni. A GM-cső feloldási ideje ~ 200 s, a NaI(Tl) detektoré ~ 2 s beütésenként. Az

egyszerű számlálók maximum 106 cpm számlálási sebességet bírnak el, az analizátorok lassabbak.

Detektor felbontási hibák:

A legtöbb mérésnél elégséges, ha relatív aktivitásokat határozunk meg, így a hatásfok nem

probléma. Hatásfok-meghatározás szükséges az abszolút aktivitás meghatározásához. A detektor-

hatásfok időben és az energia függvényében változhat, ezért rendszeresen ellenőrizni kell. Ezt

legegyszerűbben lehetőleg a mért radionukliddal és a mérési geometriával megegyező, kalibrált,

ismert aktivitású standarddal végezhetjük el.

Irodalom

R. Leo, Techniques for Nuclear and Particle Physics Experiments, Springer Verlag, 1992.

BUDÓ Á., MÁTRAI T.: Kísérleti Fizika III.; 1980; Budapest; Tankönyvkiadó; 525:322–340.

NAGY L. GY., NAGYNÉ LÁSZLÓ K.: Radiokémia és izotóptechnika; 1997; Budapest; Műegyetemi Kiadó;

592: 115–175, 261–295.

Rövidítések 233


RÖVIDÍTÉSEK

ABWR – Advanced Boiling Water Reactor

ACR – Advanced Candu Reactor

AGR – Advanced Gas Cooled Reactor

AP – Advanced PWR

BWR – Boiling Water Reactor

CANDU – CANadian Deuterium-Uranium (Reactor)

CAREM – Central Argentina de Elementos Modulares

DoE(DOE) – Department of Energy

EAR – Estimated Additional Resources

EDF (EdF) Electricité de France

EPR – European Pressurized (Water) Reactor

EPRI – Electric Power Research Institute

ESBWR – European Simplified Boiling Water Reactor

FBR – Fast Breeder Reactor

FR – Fast Reactor

GCR – Gas Cooled Reactor

GT-MHR – Gas Turbine-Modular High Temperature Reactor

HC-BWR – High Conversion BWR

HLW – High Level Waste

HTR – High Temperature Reactor

HWR – Heavy Water Reactor

IAEA – International Atomic Energy Agency

IMR – International Modular Reactor

IRIS – International Reactor Innovative and Secure

KCR – Known Conventional Resources

KKÁT – Kiégett Kazetták Átmeneti Tárolója

KNPA – Központi Nukleáris Pénzügyi Alap

LWGR – Light Water Grafit Reactor (=RBMK)

LWR – Light Water Reactor

MOX – Mixed Oxide

MVM Rt. – Magyar Villamos Művek Rt.

NAÜ – Nemzetközi Atomenergia Ügynökség (=IAEA)

NEA – Nuclear Energy Agency

NRC – Nuclear Regulatory Commission

OAH – Országos Atomenergia Hivatal

OECD – Organization for Ecomic Cooperation and Development

PA Rt – Paksi Atomerőmű Rt.

PBMR – Pebble Bed Modular Reactor

P&T – Partition & Tarnsmutation

PHWR – Pressurized Heavy Water Reactor

PWR – Pressurized Water Reactor

RAR – Reasonably Assumed Resources

RBMK – Reaktor Balsoj Moscsnosztyi Kanalnüj (=LWGR)

RHFT – Radioaktív Hulladék Feldolgozó és Tároló

RHK Kht. – Radioaktív Hulladékokat Kezelő Közhasznú Társaság

SBWR – Simplified BWR

SMART – System-Integrated Modular Advanced Reactor

SWR – Siede Wasser Reactor

TMI – Three Mile Island

UOX – Uránium OXide

VVER – Vada-Vadjanüj Energeticseszkij Reaktor



ÁBRÁK, ANIMÁCIÓK, TÁBLÁZATOK JEGYZÉKE

Ábrák

2.1. ábra: Az emberiség tényleges és a jövőre becsült kőolaj-felhasználása ............................................ 7 2.2. ábra: A világ kőolajtermelése (a sárga nyilak a tetőzés határait jelölik) ........................................... 8 2.3. ábra: A világ összes szénhidrogén termelése (2000) és a becsült termelés ....................................... 9 2.4. ábra: Solar 2 naperőmű (Mojave sivatag, Kalifornia, USA) ........................................................... 11 2.5. ábra: Üzemelő atomreaktorok teljesítménytényezői (load factor) % .............................................. 13 2.6. ábra: Egyes országok atomerőműveinek átlagos teljesítménytényezői 1986–2008 között ............. 13 2.7. ábra: Nukleáris fúziós folyamatok a csillagokban ........................................................................... 14 2.8. ábra: Radioaktív hulladékok relatív toxicitása az idő függvényében .............................................. 17 3.1. ábra: Fajlagos kötési energiák ......................................................................................................... 18 3.2. ábra: Az urán elem izotópjai ........................................................................................................... 19 3.3. ábra: Az 235U hasadása láncreakcióban termikus neutronok hatására ............................................. 19 3.4. ábra: Az 235U hasadási termékeinek megoszlása ............................................................................. 21 3.5. ábra: Az 235U láncreakciója és a 239Pu keletkezése .......................................................................... 22 3.6. ábra: Transzuránok keletkezése ....................................................................................................... 23 3.7. ábra: Az 235U hasadása és transzuránok keletkezése (világoskék vonal a fontosabb kisebb tömegű,

sötétkék vonal a fontosabb nagyobb tömegű hasadási termékeket, barna vonal a transzuránokat

jelöli) ................................................................................................................................................ 23 3.8. ábra: A hasadási atomreaktor fontosabb részei ............................................................................... 24 3.9. ábra: Neutronháztartás reaktorban ................................................................................................... 25 3.10. ábra: Erőműreaktorok csoportosítása ............................................................................................ 25 3.11. ábra: PWR működése .................................................................................................................... 26 4.1. ábra: Az erőművi reaktorok fejlődése ............................................................................................. 28 4.2. ábra: MAGNOX-reaktor ................................................................................................................. 29 4.3. ábra: RBMK reaktor ........................................................................................................................ 30 4.4. ábra: CANDU-reaktor ..................................................................................................................... 30 4.5. ábra: HTGR-reaktor ........................................................................................................................ 31 4.6. ábra: AGR-reaktor ........................................................................................................................... 31 4.7. ábra: LMFR-reaktor ........................................................................................................................ 32 5.1. ábra: ABWR-II reaktor .................................................................................................................... 35 5.2. ábra: ESBWR-reaktor ...................................................................................................................... 35 5.3. ábra: Olkiluoto-3 EPR-reaktor a) séma, b) látkép, c) metszet ......................................................... 36 5.4. ábra: AP-1000 reaktor ..................................................................................................................... 36 5.5. ábra: Kis teljesítményű 3. és 3.+ generációs reaktorok ................................................................... 37 5.6. ábra: A 3. és 3.+ reaktorok szerkezeti fejlődése .............................................................................. 37 5.7. ábra: VHTR-reaktor ........................................................................................................................ 40 5.8. ábra: SFR-reaktor ............................................................................................................................ 41 5.9. ábra: SCWR-reaktor ........................................................................................................................ 42 5.10. ábra: GFR-reaktor .......................................................................................................................... 43 5.11. ábra: LFR-reaktor .......................................................................................................................... 44 5.12. ábra: MSR-reaktor ......................................................................................................................... 45 5.13. ábra: PBMR-reaktor ...................................................................................................................... 46 6.1. ábra: Nyitott (egyszeri felhasználású) és zárt fűtőelemciklus ......................................................... 50 6.2. ábra: Nyitott és zárt fűtőelemciklusok a) nukleáris fegyvergyártás nélkül és b) nukleáris

fegyvergyártással ............................................................................................................................. 50 6.3. ábra: a MOX vegyes-oxid üzemanyagot is felhasználó zárt üzemanyagciklus ............................... 51 6.4. ábra: Bizmut-foszfátos eljárás ......................................................................................................... 54 6.5. ábra: Redox eljárás .......................................................................................................................... 54 6.6. ábra: Purex-eljárás ........................................................................................................................... 55 6.7. ábra: Purex-eljárás ........................................................................................................................... 55

Ábrák, animációk, táblázatok jegyzéke 235


6.8. ábra: TRUEX-eljárás ....................................................................................................................... 56 6.9. ábra: Technécium és jód transzmutációja ........................................................................................ 58 7.1. ábra: Az urán tisztítása .................................................................................................................... 60 7.2. ábra: In-situ uránkioldás .................................................................................................................. 61 7.3. ábra: Sárga por ................................................................................................................................. 62 7.4. ábra: Urán-tetrafluorid előállítása .................................................................................................... 62 7.5. ábra: Magnox-fűtőelem gyártása ..................................................................................................... 62 7.6. ábra: Az U3O8 konverziója urán-hexafluoriddá (UF6) száraz és nedves hidrofluorizálással ........... 63 7.7. ábra: A gázdiffúziós eljárás alapelve ............................................................................................... 63 7.8. ábra: A centrifugás izotópdúsítás .................................................................................................... 64 7.9. ábra: Urán-oxid alapú fűtőelem-pasztillák gyártása ........................................................................ 64 7.10. ábra: Urán-dioxid fűtőelem-pasztillák ........................................................................................... 65 7.11. ábra: MOX-fűtőelemek gyártása szétszerelt plutóniumbomba töltetéből ..................................... 65 7.12. ábra: Nyugati PWR-reaktor fűtőeleme és fűtőelemkötege ............................................................ 66 7.13. ábra: Uránkonverzió ...................................................................................................................... 66 7.14. ábra: Fűtőelem-pasztillák előállítása ............................................................................................. 67 7.15. ábra: Fűtőelemrudak (pálcák) előállítása ....................................................................................... 67 7.16. ábra: Fűtőelemkötegek előállítása ................................................................................................. 68 7.17. ábra: A világ<40 US$/kg költségigényű bizonyított uránkészletének termelők szerinti

megoszlása 2006-ig és előrejelzések ............................................................................................... 68 8.1. ábra: PWR-reaktortartály az aktív zónával és szabályozó rudakkal ................................................ 70 8.2. ábra: PWR-reaktor primer köre térfogat-kompenzátor nélkül ........................................................ 71 8.3. ábra: PWR-reaktor primer köre térfogat-kompenzátorral ............................................................... 71 8.4. ábra: PWR-reaktor primer köre leürítő tartállyal ............................................................................ 72 8.5. ábra: PWR-reaktor primer köre reaktorfej-szellőzővel ................................................................... 72 8.6. ábra: PWR-reaktor primer köre biztonsági tartállyal (konténmenttel) ............................................ 73 8.7. ábra: PWR-reaktor szekunder körrel ............................................................................................... 73 8.8. ábra: PWR-reaktor szekunder körrel és lefúvató szeleppel ............................................................. 74 8.9. ábra: PWR-reaktor kondenzátor hűtéssel ........................................................................................ 74 8.10. ábra: PWR-reaktor hidroakkumulátorokkal .................................................................................. 75 8.11. ábra: PWR-reaktor a zóna üzemzavari hűtőrendszerrel ................................................................ 75 8.12. ábra: PWR-reaktor szellőző és kibocsátást ellenőrző rendszerrel ................................................. 76 8.13. ábra: PWR-reaktor zsomprendszerrel és szekunderköri segéd-tápvízrendszerrel ......................... 76 8.14. ábra: BWR-reaktor a reaktortartállyal és az aktív zónával ............................................................ 77 8.15. ábra: BWR-reaktor szabályozó rudakkal ....................................................................................... 78 8.16. ábra: BWR-reaktor keringető rendszerrel és cseppleválasztóval .................................................. 78 8.17. ábra: BWR-reaktor gőzelvezetéssel és turbinákkal ....................................................................... 79 8.18. ábra: BWR-reaktor kizáró szelepekkel .......................................................................................... 80 8.19. ábra: BWR-reaktor elnyelető medencével ..................................................................................... 81 8.20. ábra: BWR-reaktor kondenzátum- és tápvízrendszerrel ................................................................ 82 8.21. ábra: BVWR-reaktor maradékhő-elvonó és -elnyelető zuhanyozó rendszerrel ............................ 83 8.22. ábra: BWR-reaktor tápvíz regeneratív előmelegítésével ............................................................... 84 8.23. ábra: PWR-reaktor primer körében a Li/B-üzemvitel ................................................................... 86 8.24. ábra: A VVER-440 reaktor primerköri hőátadó rendszere ............................................................ 92 8.25. ábra: Oldott bórsav koncentrációjának lefutása VVER-440 reaktor primerköri vizében .............. 95 8.26. ábra: VVER-440 reaktor standard primerköri vízüzeme ............................................................... 96 8.27. ábra: VVER-440 reaktorok bórsav–kálium-koncentrációja a primerköri vízben .......................... 97 8.28. ábra: VVER-440 reaktor módosított primerköri vízüzem ............................................................. 97 8.29. ábra: Az ekvivalens kálium-koncentráció (mgK/kg) a bórsav-koncentráció (g/kg) függvényében

a Paksi Atomerőműben .................................................................................................................... 98 8.30. ábra: A VVER-440 reaktor szekunderköri főberendezései ......................................................... 100 9.1. ábra: Szárazjeges felületszóró tisztítási technika........................................................................... 106 9.2. ábra: Felületi vegyes oxidok rétegmélységi eloszlása ................................................................... 107 9.3. ábra: A redoxi-potenciál és az eltávolított kationok mennyisége a ciklusok során ....................... 109 9.4. ábra: A HP/CORD UV-folyamat................................................................................................... 110



9.5. ábra: Erős savat alkalmazó dekontamináló berendezés ................................................................. 114 9.6. ábra: Bemerítéses eljárás ............................................................................................................... 115 10.1. ábra: Kiégett fűtőelemek pihentető medencéje ........................................................................... 117 10.2. ábra: Areva (La Hague): kiégett fűtőelemek tárolása .................................................................. 117 10.3. ábra: Egy japán kiégettfűtőelem-tároló ....................................................................................... 118 10.4. ábra: Kiégett fűtőelemekben előforduló elemek ......................................................................... 118 10.5. ábra: Kiégett fűtőelemek potenciális radiotoxicitása a hűtési idő függvényében ........................ 119 10.6. ábra: Tárolt és reprocesszált fűtőelemek ..................................................................................... 120 10.7. ábra: Kiégettfűtőelem-szállító konténer és száraz tároló kapszula szerkezete ............................ 121 10.8. ábra: Száraz tároló metszete ........................................................................................................ 121 10.9. ábra: A paksi KKÁT látképe ....................................................................................................... 124 10.10. ábra: A paksi KKÁT metszeti rajza és a bővítések ................................................................... 124 10.11./a ábra: Sírkamraszerű föld feletti tároló (vault) ........................................................................ 125 10.11./b ábra: Föld alatti sírkamraszerű betontároló (vault) ................................................................ 125 10.11./c ábra: Földdel borított betontároló (cask) ................................................................................ 125 10.11./d ábra: Föld alatti moduláris betontároló (cask) ........................................................................ 125 10.11./e ábra: Keskeny árokjellegű tároló (cask) ................................................................................. 125 10.12. ábra: A mérnöki gátak elve........................................................................................................ 126 10.13. ábra: A Yucca-hegységben (USA) épített tároló ....................................................................... 126 10.14. ábra: A Yucca-hegységben (USA) épített tároló ....................................................................... 127 10.15. ábra: Kiégett fűtőelemek tárolásának svéd modellje ................................................................. 127 10.16. ábra: Könnyűvizes reaktor fűtőelemében bekövetkező változások ........................................... 128 10.17. ábra: A PUREX-reprocesszálás folyamatábrája ........................................................................ 130 10.18. ábra: A PUREX-reprocesszálás elválasztási lépései ................................................................. 130 10.19. ábra: Folyamatos salétromsavas fűtőelem-oldó berendezés ...................................................... 131 10.20. ábra: Az urán, a plutónium és egyéb transzurán megoszlási hányadosai a salétromsav

koncentráció függvényében. .......................................................................................................... 132 10.21. ábra: A PUREX-technológia anyagmérlege .............................................................................. 133 11.1. ábra: Az EU-ban (2005) a) és Magyarországon b) keletkező hulladékok éves mennyiségei ...... 141 11.2. ábra: A kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékokkal kapcsolatos tevékenységek

hierarchiája ..................................................................................................................................... 141 11.3. ábra: Radioaktív hulladékok kezelésének lépései ....................................................................... 142 11.4. ábra: Hazai radioaktív hulladéktárolók elhelyezkedése .............................................................. 143 11.5. ábra: Az Üveghután (Bátaapátiban) épülő tároló bejárata ........................................................... 143 11.6. ábra: A püspökszilágyi RHFT ..................................................................................................... 143 11.7. ábra: Szilárd és folyékony radioaktív hulladék kezelésének lehetséges útvonalai ...................... 144 11.8. ábra: Szilárd radioaktív hulladékok kezelésének lépései ............................................................ 144 11.9. ábra: A dekontaminációs faktor (DF) és a térfogatsűrítési tényező (VRF) számítása................. 145 11.10. ábra: Az atomerőműben keletkezett radioaktív hulladékok további sorsa ................................ 146 11.11. ábra: Radioaktív hulladékok kezelési és elhelyezési stratégiái ................................................. 148 11.12. ábra: Préselés szuper kompaktorral ........................................................................................... 150 11.13. ábra: Hulladékpréselő berendezések ......................................................................................... 151 11.14. ábra: Radioaktív hulladékok kezelése égetéssel ........................................................................ 151 11.15. ábra: Forgó égetőkemence (Rocky Flats, USA) ........................................................................ 152 11.16. ábra: Fluidágyas égetőkemence (Rocky Flats, USA) ................................................................ 153 11.17. ábra: Savas hamvasztóberendezés ............................................................................................. 153 11.18. ábra: Buktató-keverős cementező .............................................................................................. 155 11.19. ábra: In-line keverős cementező ................................................................................................ 156 11.20. ábra: MOWA cementező berendezés ........................................................................................ 156 11.21. ábra: MOWA cementező berendezés ........................................................................................ 157 11.22. ábra: Csigás-extruderes bitumenező berendezés ....................................................................... 158 11.23. ábra: Kétlépcsős extrudáló bitumenezés ................................................................................... 158 11.24. ábra: Karbamid-formaldehid-típusú műanyagba ágyazó berendezés ........................................ 159 11.25. ábra: BWR-reaktor egyszerűsített folyamatábrája .................................................................... 160 11.26. ábra: BWR-reaktor folyékony hulladékainak tisztítása ............................................................. 162



11.27. ábra: PWR-reaktor egyszerűsített folyamatábrája ..................................................................... 162 11.28. ábra: PWR-reaktor folyékony hulladékainak tisztítása ............................................................. 164 12.1. ábra: A Paksi Atomerőmű reaktorblokkjának metszeti képe ...................................................... 167 12.2. ábra: A VVER-440/213 blokk fűtőelem-elrendezése .................................................................. 167 12.3. ábra: A reaktortartály ................................................................................................................... 168 12.4. ábra: A VVER-440/213 reaktor primer körének részei ............................................................... 169 12.5 ábra: A VVER-440/213 reaktor primer köre a gőzfejlesztőkkel .................................................. 169 12.6. ábra: A VVER-440 rektor fűtőelem-kazettája ............................................................................. 170 12.7. ábra: A paksi VVER-440/213 reaktorblokk hőmérséklet- és nyomás-adatai .............................. 171 12.8. ábra: A Paksi Atomerőmű blokkjainak hűtőkörei ....................................................................... 171 12.9. ábra: A VVER-440-es blokk gőzfejlesztőinek felépítése ............................................................ 172 12.10. ábra: A Paksi Atomerőmű szerepe a hazai villamosenergia-termelésben ................................. 173 12.11. ábra: A Paksi Atomerőmű kumulatív (négy blokkra vonatkozó) teljesítmény-kihasználási

tényezői (load factor) ..................................................................................................................... 173 13.1. ábra: 60Co előállítása .................................................................................................................... 175 13.2. ábra: 99Mo-99mTc előállítása ......................................................................................................... 175 13.3. ábra: Elúciós oszlop ..................................................................................................................... 176 13.4. ábra: Izotópgenerátor-töltetek ..................................................................................................... 176 13.5. ábra: Sugárzással sterilezett orvosi eszközök .............................................................................. 178 13.6. ábra: Gamma-sugárzást alkalmazó besugárzó sterilező berendezés metszete ............................ 179 13.7. ábra: Besugárzással kezelt 14 napos és kezeletlen 7 napos eper ................................................. 179 13.8. ábra: Sterilezett és nem-sterilezett hagyma; Besugárzott kozmetikumok ................................... 180 13.9. ábra: 60Co gamma-sugárzó sterilező-besugárzó források ............................................................ 180 13.10. ábra: Ipari radiográfiás vizsgálat elve ........................................................................................ 181 13.11. ábra: Csomagok, szerkezeti elemek radiográfiás vizsgálata...................................................... 181 13.12 ábra: Jármű tartalmának tomográfiás vizsgálata ........................................................................ 182 13.13. ábra: Gamma-radiográfiás vizsgáló-mérőberendezések ............................................................ 182 13.14. ábra: Ipari radioaktív sűrűség-, szint- és vastagságmérés .......................................................... 183 13.15. ábra: Vastagság-, sűrűség- és szintmérés radioaktív sugárzással .............................................. 183 13.16. ábra: Italdobozok töltési szintjének ellenőrzése, szabályozása radioaktív sugárzással ............. 184 13.17. ábra: Nedvesség és sűrűség egyidejű mérése ............................................................................ 184 13.18. ábra: Radioaktív sugárzás alkalmazása a minőségellenőrzésben és a folyamatirányításban .... 184 13.19. ábra: Radioaktív izotópok ipari alkalmazása ............................................................................. 185 13.20. ábra: 241Am izotóppal üzemelő tűzjelző, füstjelző detektorok .................................................. 186 13.21. ábra: Levegő-porszennyezettség-mérő ..................................................................................... 186 13.22. ábra: Ionmobilitásos spektrometria alkalmazása ....................................................................... 187 13.23. ábra: 210Po radioaktív izotóp alkalmazása ................................................................................. 187 13.24. ábra: Anyagminőség ellenőrzése ............................................................................................... 188 13.25. ábra: Specifikus jelölés .............................................................................................................. 189 14.1. ábra: Pajzsmirigy jódos vizsgálata .............................................................................................. 193 14.2. ábra: 99mTc orvosi alkalmazása .................................................................................................... 194 14.3. ábra: Röntgendiagnosztikai készülék .......................................................................................... 194 14.4. ábra: Rotációs angiográfiás készülék .......................................................................................... 195 14.5. ábra: Számítógépes röntgentomográfia ....................................................................................... 195 14.6. ábra: MRI-készülék ..................................................................................................................... 195 14.7. ábra: SPECT-készülék ................................................................................................................. 195 14.8. ábra: PET-diagnosztika ............................................................................................................... 196 14.9. ábra: PET-diagnosztika ............................................................................................................... 196 14.10. ábra: 11C izotóp alkalmazása PET-vizsgálatnál ......................................................................... 197 14.11. ábra: Műveletek „forró kamrában” ............................................................................................ 199 15.1. ábra: Radioaktív sugárzás és anyag kölcsönhatása...................................................................... 200 15.2. ábra: Alfa-sugárzás ionizációs hatása .......................................................................................... 201 15.3. ábra: Az elektronok lefékeződése az anyagban ........................................................................... 203 15.4. ábra: Béta-sugárzás fajlagos ionizációja a távolság függvényében ............................................. 203 15.5. ábra: Fotoeffektus ........................................................................................................................ 204



15.6. ábra: Compton-effektus ............................................................................................................... 205 15.7. ábra: Párképzés ............................................................................................................................ 205 15.8. ábra: Magfotoeffektus ................................................................................................................. 206 15.9. ábra: Ólom -sugár abszorpciója ................................................................................................. 206 15.10. ábra: Neutronok kölcsönhatásai ................................................................................................ 207 15.11. ábra: Töltött és semleges részecskék kölcsönhatása az anyaggal .............................................. 208 15.12. ábra: Gázionizációs detektor ..................................................................................................... 208 15.13. ábra: Gerjesztett töltéspárok ...................................................................................................... 209 15.14. ábra: Feszültség–impulzus-görbe .............................................................................................. 209 15.15. ábra: Végablakos GM-cső ......................................................................................................... 211 15.16. ábra: 2-szimmetrikus detektor ................................................................................................. 211 15.17. ábra: Karakterisztika-görbe ....................................................................................................... 211 15.18. ábra: Szcintillációs detektor ...................................................................................................... 212 15.19. ábra: Szcintillációs detektor ...................................................................................................... 212 15.20. ábra: Na(I) lyukkristály és a 137Cs gamma-spektruma ............................................................... 213 15.21. ábra: Szcintillációs sokcsatornás gamma-spektrométer ............................................................ 213 15.22. ábra: Folyadékszcintilláció alapelve .......................................................................................... 214 15.23. ábra: Kioltások .......................................................................................................................... 215 15.24. ábra: Ge félvezető detektor ........................................................................................................ 215 15.25. ábra: Ge(Li) félvezető detektor Dewar-edényben ..................................................................... 216 15.26. ábra: Félvezető detektoros sokcsatornás gamma-spektrométer ................................................. 216 15.27. ábra: Ge(Li) félvezető detektoros gamma-spektrum ................................................................. 217 15.28. ábra: 131I szcintillációs és félvezető detektor gamma-spektruma .............................................. 217 15.29. ábra: Filmdoziméter .................................................................................................................. 218 15.30. ábra: Jelimpulzus ....................................................................................................................... 219 15.31. ábra: Unipoláris és bipoláris impulzusjelek .............................................................................. 220 15.32. ábra: a) előerősítő exponenciális lefutású impulzusa, b) a második impulzus „ráült” az első

impulzus végére ............................................................................................................................. 221 15.33. ábra: Küszöbimpulzus erősítő ................................................................................................... 222 15.34. ábra: Impulzusnyújtó ................................................................................................................. 222 15.35. ábra: Diszkriminátor .................................................................................................................. 223 15.36. ábra: Differenciális diszkriminátor (DD) .................................................................................. 223 15.37. ábra: Analóg–digitális átalakító (ADC) ..................................................................................... 224 15.38. ábra: Sokcsatornás analizátor (MCA) ....................................................................................... 225 15.39. ábra: Koincidencia-meghatározás impulzusok összegével ........................................................ 225 15.40. ábra: Egy GM-csőben keletkezett impulzusjelek sorozata ........................................................ 226 15.41. ábra: Egyszerű számláló berendezés (HV - nagyfeszültség) ..................................................... 226 15.42. ábra: Egycsatornás analizátor .................................................................................................... 227 15.43. ábra: Koincidenciás mérés ......................................................................................................... 227 15.44. ábra: Analógia: céllövés egy céltáblába. ................................................................................... 228

Animációk

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



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

Táblázatok

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

Patzay Gyorgy--Atomenergetika Es Nuklearis Technologia

Documents