| RADIOAKTÍV HULLADÉKOK KEZELÉSÉNEKEK, VÉGLEGES TÁROLÁSÁNAK |
|
 LEHETSÉGES MŰSZAKI MEGOLDÁSAI ÉS AZ EZEKKEL ÖSSZEFÜGGŐ KÖLTSÉGEK
(Bátaapáti: Hulladék-temető vagy pénznyelő?
Szakmai felelősségérzettől indíttatva meg kellene szólalni, de nincs fogadókészség!)
Összefoglaló vezetőknek
1. A kis- és közepes-aktivitású hulladékok végleges tároló helyének kiválasztását megelőzően már ismeretes volt a PAE ilyen típusú hulladékainak pontos izotóp-összetétele
2. Az izotóp-összetétel alapján számított hulladékindexek egyáltalán nem indokolták ezeknek a hulladékoknak – és közülük különösen a tömörített szilárd hulladékoknak – geológiai tárolóba való végleges elhelyezését
3. Ezeknek a hulladékoknak a befogadását olyan, az atomerőmű közelében levő települések (Udvari, Diósberény) lakossága is támogatta, amelyek tökéletesen alkalmasak felszíni, vagy felszín közeli tárolók létesítésére
4. Az 1.÷3. pontokból következik, hogy az NRHT telephelyének és az [1.] irodalom szerint egyedül ETIKUSNAK tartott, ugyanakkor sokkal költségesebb tároló-típus kiválasztásának nem voltak meg a kizárólagos biztonsági indokai, és a befogadó lakóközösség sem egyedüliként volt hajlandó társadalmi egyezségre
5. A 2. és 3. pontban vázolt megoldások beruházásának különbözete csak a jelenleg működő négy blokk 50 éves üzemidejére vetítve 80-100 Mrd Ft.
6. A nemzeti atomenergetikai program alapján várható radioaktív hulladékmennyiség – a leszerelési hulladékokat is beleértve – föltétlen szükségessé teszi az NRHT tervezett tárolókapacitásával való fokozott takarékoskodást és egy felszíni tároló létrehozását
7. Sürgősen dönteni kell arról, hogy a végleges tárolás módjának kiválasztása a radioaktív hulladék mely időpontra számolt hulladékindexe és milyen számértéke alapján történjen
8. Az NRHT tárolókapacitásával való takarékoskodás területén érdemi eredményt csak úgy lehet elérni, ha a tömörített szilárd hulladékok szállítását nem sürgetjük, különösen akkor, ha nem változtatnak a visszanyerhetőséget ellehetetlenítő jelenlegi elhelyezési technológián
9. Az 5. pontban említett takarékoskodást a kondicionálásra váró folyékony radioaktív hulladékok mennyiségének csökkentésével is elő kell segíteni, a kibocsátások ETIKUS növelésével
10. A 8. pont jelentős gazdasági hozadéka lehet a tartálypark-bővítés 8-10 Mrd Ft-nyi beruházási költségeinek elkerülése az atomerőműben
11. Sürgősen rendet kell tenni az FHF technológia területén, különösen a Co-60 eltávolító—komplexbontó víz-alatti plazmatechnológiánál fennálló problémák között. A technológia teljes mellőzése az atomerőműnek évente 1÷1,5 Mrd Ft megtakarítást eredményezhet
Vegyük kézbe a témával legrészletesebben foglalkozó szakkönyvet [1.], elemezzük a hazai törekvéseket, az adatokból pedig hámozzuk ki az ép-ésszel szükségesnek ítélhető biztonságot és minden kritikus pontnál érvényesítsük az ALARA elvet.
A nemzetközi és a hazai szakemberek egyetértenek abban, hogy a radioaktív hulladékok környezetre és élő szervezetre gyakorolt lehetséges káros hatását a közvélemény minden más ipari hulladék káros hatásával szemben óriási mértékben túlértékeli. Sajnálattal kell megállapítani azt is, hogy ez a gondolkodásmód nem idegen az említett szakemberek jó részétől sem, sőt, hallgatólagosan szinte bele táplálják az érintett népességcsoportba a félelmet, hiszen, ez az ő hosszú távú szakmai karrierjüknek és anyagi boldogulásuknak az alapja.
Az említett könyvből világosan kiolvasható, hogy Magyarországon az elsődleges szempont nem a tájékoztatás segítségével megszerezhető egyetértés, a hulladékok „befogadásának” elérése egy kisebb közösség által, hanem, az egyezség érdekeltségi alapon történő létrehozása. A könyvben az utóbbi megoldásra több helyen is történik utalás. Az ALARA elv itt sérül először, hiszen az ilyen egyezségnek „alkotmányos költségei” is vannak. Később majd az ebből természetszerűleg következő műszaki túlbiztosítási követelésekkel összefüggő többlet-költségekre is kitérünk.
A könyv 68. ábrája szerint a radioaktív hulladékok kezelésével és tárolásával kapcsolatban az EÜ lakosságának 85%-a alulinformáltnak tartja magát. Különösen érdekes, hogy miközben a működő atomerőművek sokkal nagyobb, és általában globális veszélyt jelenthetnek, a nagyobb társadalmi ellenállást mégis a keletkező radioaktív hulladékok elhelyezése váltja ki. Sajnos ez a helyzet, annak ellenére, hogy a döntéshozatalban részt venni szándékozók saját bevallásuk szerint is tájékozatlanok. Ez utóbbinak tudható be, hogy a környezetvédők sokkal sikeresebben fogták be a vitorláikba a lakosságot, mint az „atomlobby” a saját, ill. a társadalom valós érdekeinek az érvényesítésére.
Aki, a társadalmi párbeszéd során bele megy abba a játékba, hogy a könnyebb egyezség érdekében az indokoltnál sokkal nagyobb biztonságot nyújtó végleges radioaktív hulladéktárolót ígér, az csak a lakosság félelmét és a beruházási költségeket növeli.
Nézzük konkrétan. A társadalmat rendszeresen arról tájékoztatják, hogy a bátaapáti hulladéktárolóba az atomerőmű kis- és közepes aktivitású hulladékai kerülnek. Először a 200 literes fémhordókba tömörített primer köri munkaruhák, cipővédők, egyéb munkavédelmi eszközök, hiszen jelenleg csak ezek vannak tárolásra alkalmas állapotban. Nem nehéz belátni, hogy ezeknek az eszközöknek az érintése 100÷200 év múlva nem jelenthet életveszélyt, hiszen bennük, velük, a mai reaktorszerelő gépészek, karbantartók éveken keresztül folyamatos érintkezésben vannak. Ezeknek az anyagoknak pontosan ismert az izotóp-összetételük, amelynek segítségével kiszámolható a HULLADÉKINDEX-ük. Ez az a mutatószám, amelyik pontosan jellemzi a veszélyességüket, mind térben, mind időben, és iránytűként szolgál a megfelelő biztonságot nyújtó tároló-típus kiválasztásához.
Egy táblázat formájában be is mutatjuk a 200 literes fémhordókba tömörített szilárd radioaktív hulladékokban mért izotópok aktivitáskoncentrációját és az ezek segítségével számított hulladékindexüket a [2] irodalom adatai alapján, a csomagolás időpontjában és a hordók tervezett élettartamának végén. Az aktivitáskoncentrációkat összehasonlítjuk a felszíni vízbázisokban és az ivóvízben engedélyezett maximális aktivitáskoncentrációjukkal.
1. táblázat
Harminc évnél hosszabb felezési idővel rendelkező izotópok aktivitás-koncentrációja a tömörített szilárd radioaktív hulladékokban, az ezek alapján számolt hulladékindexeik, és ugyanezen izotópok maximálisan engedélyezett aktivitáskoncentrációja a felszíni vizekben és az ivóvízben
Radioaktív aktivitás-koncentráció hulladékindex felszíni ivó-
Izotóp 2018. 2168. 2018. 2168 vizekben vízben
[Bq/kg] AKi/MEAKi [Bq/kg]
Cs-137 8000 250 0,80 0,03 37 10
Sr-90 40 1,3 0,004 0,00013 1,0 5
I-131 10-12 10-17 10-18 10-23 22 6*
Summa: 0,804 0,03
Pu-238 n.a. n.a. 3,7 0,3
Ni-63 100 34 10-6 3×10-7 296 37
Am-241 n.a. n.a. 3,7 0,2
C-14** 9000 9000 9×10-4 9×10-4 7400 200
Nb-94 800 800 8×10-4 8×10-4 n.a. n.a.
Am-243 n.a. n.a.
Pu-239;240 0,04 0,04 4×10-6 4×10-6 5,7 0,4
Ni-59** 4×105 4×105 4×10-3 4×10-3 2200 300
Tc-99 500 500 5×10-5 5×10-5 2000 200
Summa: 5×10-3 5×10-3
* nukleáris vészhelyzet után 500 Bq/l
** scaling faktorral számolt, nagymértékben fölülértékelt adat
Az [1.; 3.] irodalom segítségével – amelyekből a hulladékindexek számítási képletét vettük –, pontosan megállapítható, hogy ezeket a hulladékokat nem szükségszerű geológiai típusú tárolóba helyezni, mivel a hulladékindexük legmagasabb értéke (2018-ban) sem éri el a kis –aktivitású hulladékok alsó határértékét. Ezek a hulladékok a kis-aktivitásúak közül is a rövid élettartamúak közé tartoznak, mivel a bennük levő alfa-sugárzók összesített aktivitáskoncentrációja az [1.] irodalomban megadott felső határérték alatt van. Ezeknek a hulladékoknak a biztonságos hosszú távú tárolására felszíni, vagy felszín közeli tárolók is megfelelnek. Az [1.] irodalom több ilyen tárolót be is mutat, amelyekbe szintén kis- és közepes-aktivitású atomerőműves hulladékok kerülnek, természetesen a paksi hulladékokkal azonos izotóp-összetételben.
Az elsődleges mérnöki gát (a hordók és a kondicionáló cement) várható megsemmisülésének időpontjában (2168.) a hulladékindex mindössze az egyharmada lesz az említett alsó küszöbértéknek. A radioaktív hulladékok végleges tárolási módjával kapcsolatos döntéshozatalban társadalmi párbeszéd útján résztvevő állampolgárok a hulladékindexet nem nagyon tudják értelmezni, azt viszont pontosan megértik, ha azt mondják nekik, hogy ezekben a hulladékokban a 30 évnél hosszabb felezési idejű izotópok aktivitáskoncentrációja a felszíni vizekben, ill. legtöbbjüké az ivóvízben engedélyezett maximum értékek alatt, vagy a-körül van. Ezt még érthetőbbé, szemléletesebbé teszi az 1. és a 2. ábra. A két ábrán jól látható, hogy a tömörített szilárd hulladékokban, a tároló ellenőrzött üzemidejének végére az egyes izotópok radioaktív koncentrációja alacsonyabb lesz, mint az életfenntartáshoz szükséges, de nukleáris vészhelyzet után fogyasztásra alkalmasnak minősülő élelmekben [4.]. Ennél ékesebben semmi sem bizonyíthatja azt, hogy ezeket a hulladékokat nem indokolt gránitba foglalni.
Az egyes hulladékcsomagok, vagy a felszíni tároló jelentős részének sérülése esetén sem lehet elképzelni olyan terjedési modellt (forgatókönyvet), amelynek következtében a radioaktív izotópok kijutási sebessége a környező lakosság egészségét veszélyeztetné. Miért eshetett a választás mégis – az általános nemzetközi gyakorlattal és együttműködéssel ellentétben – a sokkal költségesebb mélységi, geológiai tárolóra?
A radioaktív hulladékok kezelésének és végleges tárolásának hazai bibliája [1.] azt sugallja, hogy a felszíni tárolás mindenképpen átmeneti megoldásnak tekintendő. A szerző szerint, ebből ugyanis az következik, hogy a tényleges cselekvési felelősség mindig a későbbi generációkra hárul. Ezért ez a megoldás ETIKÁTLAN. Ő, – és a nézeteivel azonos állásponton levő szakemberek és főleg jogalkotók – úgy gondolják, hogy a radioaktív hulladékokat termelő generációnak közvetlen haszna van a nukleáris energiatermelésből (ez persze vitathatatlan), az utódok viszont csak a gondokat és a velük járó gazdasági terheket öröklik.
Nos, véleményünk szerint ebben a logikában van egy nagyon komoly csúsztatás. Ha, a szerző által említett költséghaszon elemzést több generáció vonatkozásában is elvégezzük, akkor az derül ki, hogy az utódok inkább hasznot, a földi lét meghosszabbításának lehetőségét kapják örökségül, nem pedig a folyamatos veszélyeztetettséget! Így tehát, az ETIKÁTLAN-nak titulált, de sokkal gazdaságosabb megoldásnak is van jogosultsága.
Az atomenergia-termelés mellett, az un. „haszonélvezők” legfőbb érvként azt szokták fölhozni, hogy tiszta, és évtizedekkel késleltetheti a globális fölmelegedést. Ha csak ezt az előnyét komolyan gondoljuk, akkor teljesen egyértelmű, hogy az utódok haszna sokszorosan fölülmúlja a káraikat.
Az előzőeket összegezve az a véleményem, hogy a paksi atomerőmű hulladékainak kezelése és végleges tárolása körül az a helyzet alakul ki, hogy a mai generáció minden tekintetben túlvállalja magát. Műszaki problémákat végeredményben nem hagy az utódokra, hagy viszont az NKPA-ban egy tekintélyes tőkét a későbbi „mozgástér” bővítésére.
A hulladék-elhelyezés társadalmi vonatkozásai c. fejezet helyesen állapítja meg, hogy a telephely- és a tároló-típus kiválasztásának kérdésében nem technológiai lehetőségek, hanem társadalompolitikai viták döntenek. Az ellenállás legfőbb oka az ismeretek hiánya. Erre mondjuk mi azt, hogy kérdezni kevés, oktatni, fölvilágosítani kell! Ennél is fontosabbnak tartjuk azt a kérdésfölvetést, hogy „a befogadó településen kívül ki kapjon még támogatást?…………Végső soron a tárolók megépítéséért az egész ország kártérítendő lenne……”
Ha már a dolgok így alakultak, akkor arra kellene törekedni, hogy a drága pénzért megépített tároló képes legyen az élettartam hosszabbításból és a bővítésből adódó, valóban geológiai végleges tárolást igénylő többlethulladék befogadására is.
Az eddig tárgyaltakat azzal zárhatjuk, hogy a fenti típusú hulladékokat biztonsági szempontok miatt nem indokolt, gazdasági megfontolásokból adódóan pedig egyenesen tilos lenne az NRHT-ben elhelyezni, különösen a tervezett „visszanyerhetetlen” módon. Az utóbbi mellett a legfőbb érv, hogy a fentebb vázolt távlati atomenergetikai program szerint a paksi telephelyen képződő tömörített szilárd hulladékok mennyisége (0,2×800×50×2,2×2=35 220 m3) a tervezett bruttó kapacitás 88%-át elfoglalná.
Nézzük meg mi a helyzet az üzemben tárolt folyékony hulladékok kezelése, majd a végleges tárolása terén. A 2000 MW kapacitás évente 250 m3 kondicionálandó hulladékot (sűrítményt, elhasznált ioncserélő gyantát és radioaktív iszapot) eredményez [3.]. A fent ismertetett módon számolva, a jelenleg üzemelő blokkokon összesen 12 500 m3, az újonnan tervezett blokkokon gyakorlatilag még ugyanennyi folyékony radioaktív hulladék képződik. Ha ezt a mennyiséget az eredetileg tervezett módon kondicionálnák, akkor a távlati energetikai program végén kb. 50 000 m3 kondicionált végterméket kellene elhelyezni. Az ERŐTERV ide vonatkozó adatait, ugyancsak a teljes atomenergia-program végére kivetítve, 70 000 m3 kapunk.
Teljesen érthető szükségszerűség, hogy kondicionálandó folyékony hulladékok térfogatát igen nagymértékben csökkenteni kell. Egy ilyen térfogat-csökkentési technológiáról számolnak be a [3.] irodalomban. Föltételezve, hogy az ismertetett térfogat-csökkentési IVO technológia működni fog, akkor 1250m3 „kondicionálandó” folyékony radioaktív hulladék marad, ami 2600m3 kondicionált végterméket eredményezne, kb. 5700m3 bruttó tároló-térfogat szükséglettel. Ezek elhelyezése után a tároló 100%-ig meg is telik.
Tételezzük fel, hogy az IVO technológiában jelzett tisztítási tényezők teljesülnek. Tételesen 1000-szeres csökkenés a Cs-137-re, és százszoros a többi izotópra. A rendelkezésre álló mérési eredmények szerint az IVO technológia egyik ágán radioaktív izotópoktól mentes, átmeneti tárolást igénylő alkáli-borát lesz (kb. 4000 tonna összmennyiségben), a másik ágon pedig a tisztított végtermék.
A sűrítmények eredeti izotóp-összetételéből és az egyes radioaktív izotópok aktivitáskoncentrációjából kiindulva a tisztított végtermékben <1000 Bq/kg Cs-137 és Co-60 és <3 Bq alfa/kg alakulna ki. Ebben az esetben 500 m3 tisztított végtermékkel 5×108 Bq Cs-137 és Co-60 kerülne kibocsátásra a Dunába. Mindkét izotópból a kibocsátható éves mennyiség kevesebb mint 0,06%-a. Az alfa-sugárzók esetében egyik izotóp kibocsátott mennyisége sem érné el a kibocsátható mennyiség tízezred részét sem. A jelenleg tárolt folyékony hulladékok 60-70%-a a normál üzemviteli kibocsátásokkal vegyítve 4-6 év alatt kibocsátható lenne, anélkül, hogy bármilyen érvényes jogszabályi korlátot akárcsak megközelítenénk. A különböző tartályok közül, a legfrissebb mérési eredmények alapján kiválaszthatók azok, amelyek tartalmának kibocsátásával – a javasolt és az ICRP által is elfogadhatónak ítélt elhanyagolható dóziskorlát betartásával – két éven belül 1500 m3 üres kapacitás nyerhető.
Az IVO technológia eredetileg nem tartalmazta a Co-60 eltávolító—komplexbontó egységet [2.]. Az [1. és a 3.] irodalomban közölt technológiai sémán viszont a bórsav-kristályosítás és a cézium-szelektív szűrés elé beiktatta. A kibocsáthatóság elérése érdekében erre a műveletre véleményünk szerint nincs szükség, viszont több, máig is megoldatlan problémát generált. Egy ilyen probléma, hogy a technológia tervezett teljesítményű működtetését immár 15 éve nem sikerült elérni. Ez tetemes költségekkel járt, és az esetleges működtetése is jelentős költségekkel fog járni. Az IVO technológia a bórsav újrahasznosítását is megcélozta, amiről ma már lemondtak. Ezt a döntést mind gazdasági, mind a visszanyert bórsav normál kémiai szennyezettsége alapján mi is indokoltnak tartunk. A késlekedés következtében 2002. és 2004. között a tartályparkot bővíteni kellett. Egy ilyen feladat ma is reális veszély, ami, a tartálypark-bővítés előbb említett első ütemére elköltött mintegy 5 Mrd Ft-ot további 8÷10 Mrd Ft beruházási költséggel fogja megemelni.
A [3.] irodalom pozitívumként értékeli a besűrítés hatásfokának kb. kétszeresre emelését, holott ez hátránnyá is válhat, ha az IVO technológia végén a MOWA cementező egység működtetésére mégis szükség lenne. Arról is szó van, hogy egy új cementezési technológiai rendszert fognak beszerezni és telepíteni, ami miatt emlékeztetni kívánjuk a téma felelős szakértőit arra, hogy a Pakson ez idáig nem működő berendezés Olaszországban működött! A paksi kudarc oka a cementezendő közeg magas bórsavtartalma lehetett, szemben a sikeresen cementezett, gyakorlatilag só-mentes Olaszországival. Egyszóval, ha a cementezendő közeg magas bórsavtartalma megmarad, akkor egy új berendezéssel is kudarcot lehet vallani.
Azt eddig is érzékeltettük, hogy a Co-60 eltávolítására nincs szükség. Ezt megtoldjuk azzal az értelmetlen célkitűzéssel, amely szerint e művelet után a Co-60 aktivitáskoncentrációja 100 Bq/kg alatt kell, hogy legyen. Nem értjük, mi szükség lenne erre, hiszen a tisztított végtermékben a Cs-137-é ennél magasabb lesz. Tervszerű hígítással, de még inkább a kibocsátott mérlegfeletti vizekkel és a meleg-vízcsatornában végbemenő automatikus hígulással együtt a kibocsáthatósági feltételek teljesülni fognak.
Véleményünk az, hogy a hulladék-kibocsátás növelésének műszaki-környezetvédelmi és sugár-egészségügyi lehetőségei megvannak, ennek útjában semmilyen, ma érvényes jogszabály sem áll. Ez biztosan a leggyorsabban járható út, és ez a legolcsóbb megoldás. Ezt bizonyítja a 3. sz. ábra (6./2.a.), amely a gerjeniek várható többlet-sugárterhelését mutatja a folyékony hulladékok javasolt többlet-kibocsátása következményeként.
A végleges tároló típusának kiválasztását a 4. ábra (11./2b.) alapján biztonsággal meg lehet tenni. Látható, hogy az alfa-sugárzók radioaktív koncentrációja a kondicionált hulladékokban folyamatosan a felszíni vizekben engedélyezett alatt lesz, és 2360-ban a Cs-137-é is a rá vonatkozó ilyen érték alá csökken.
Nyilvánvalóan alaposan elemezni kell a leszerelés során keletkező hulladékok összetételét és mennyiségét is. Az ezekkel az elemzésekkel megbízott kutató intézetek 3-4 ezer m3 folyékony és 20-30 ezer m3 szilárd építési hulladékkal számolnak. Ezeknek már nem marad hely az NRHT-ben, tehát mindenképpen új hulladékkezelési és végleges tárolási stratégiát kell készíteni. A leszereléssel kapcsolatos eddigi munkákból szerzett ismereteim alapján a leszerelési hulladékok mennyiségének szabályozását és végleges tárolási módjukat illetően a költségoldalról ugyanaz a nagyvonalúság körvonalazódik, mint amilyenbe mára lavírozta magát a PAE.
A hulladékkezelés és végleges tárolás költségei attól függően alakulnak, hogy milyen stratégiákat választunk. Az ALARA elv ezekre a folyamatokra is érvényes, éppen ezért alkalmazni is kellene. Ha, egy hulladék kibocsátható, akkor azt nem szabad hosszú évtizedeken keresztül tárolni. Ha, egy kondicionált hulladék biztonságosan tárolható felszíni vagy felszín-közeli tárolóban, akkor azt nem szabad geológiai tárolóba elhelyezni.
Az [1.] irodalom több helyen is említést tesz arról, hogy bizonyos kérdésekben, csak a „kockázategyenlőség” elve alapján lehet dönteni. Azt írja pl., hogy az ICRP a dózismegszorítás korlátot 300 µSv/év sugárterhelésnél húzná meg, ami 10-5/év kockázat. Ebből következik, hogy a jelenleg érvényes jogszabályok által engedélyezett 90 µSv/fő/év 3×10-6 kockázatot jelent. Vagyis, ha ezt a többlet sugárterhelést egy millió Duna mellett élő lakos mindegyike megkapná, akkor közülük hárman halhatnának meg ennek következtében. Mivel közülük kb. 12 000-en évente úgyis meghalnak, és ebből kb. 4000 lesz rákos betegségekkel összefüggő haláleset, ezért ez utóbbi esetszámon belül kellene bebizonyítani, hogy 3 halálesetért a többlet-sugárterhelés felelős. Tekintettel arra, hogy az erőműtől származó tényleges többlet-kibocsátás lakosonként 0,1 µSv/év sugárterhelést okoz, ezért az előbbi egy millió emberből 0,003 halhat meg az erőmű kibocsátása miatt.
Az [1.] irodalom közli, hogy az ICRP ajánlása az éves dóziskorlátra (mentességi szintre) 10 µSv. Mi, ebből kiindulva, gazdasági érdekeinktől vezérelve, arra teszünk javaslatot, hogy a tényleges kibocsátásokat az atomerőmű emelje olyan szintre, amelyik ezt megközelíti. Kettő µSv/fő/év többlet-sugárterhelésbe bőven beleférne, hogy a fentebb emlegetett, kondicionálásra, vagy Co-60 eltávolítására váró hulladékokat szabályozott módon kibocsássák.
Az [1.] irodalomnak van még egy, az általunk szorgalmazott kibocsátás-növelést jelentős érvekkel alátámasztó gondolata, történetesen az, hogy a kockázati szintet más elkerülhetetlen vagy önként vállalt kockázatokkal kell összevetni. Több konkrét példa említése mellett külön kitér a nehezen ellenőrizhető mérgező légszennyező anyagokra, amelyek esetében a társadalom sokkal magasabb kockázati szinteket is elfogad.
Röviden térjünk vissza még néhány általánosságra, amelyek rámutatnak a jelenlegi hulladéktárolási stratégia logikátlanságaira és ezek értelmetlen többletköltségeire.
A mintegy 3000 radioaktív hulladékkal tele hordó átmeneti tárolására szolgáló felszíni technológiai épületet „földrengésálló” módon építették meg. Egy, az épületet érintő, komoly károkat okozó földrengés valószínűsége a teljes üzemelés alatt 5×10-3. Az összes hulladék átszállítása során bekövetkezhető közúti baleset kockázata 5×10-1. Az események bekövetkezése során kiszabaduló radioaktív hulladék környezetkárosító hatása megközelítően azonosnak vehető. Talán nem is volt szükség földrengésálló épületre? Jogszabály szerint igen, mivel besorolták a nukleáris létesítmények közé.
A radioaktív hulladékok kezelése, a tároló-hely biztosítása során mesterséges és természetes radioaktív anyagokat mozgatnak. Ha úgy tetszik, ezek az anyagok helyet cserélnek. A bátaapáti-i végleges tároló kialakítása során kitermelt gránit tízszer annyi uránt tartalmaz, mint a helyére kerülő radioaktív hulladék (5. ábra) (8./1. ábra). A felszínre hozott urán és leányelemei sokkal mobilabbá váltak, mint eredeti helyükön voltak, és mobilabbak annál is, mint egy felszíni tárolóban elhelyezett kondicionált hulladékban lennének. A 6. ábra (Összefog./2.) azt mutatja, hogy hogyan aránylana a tároló környezetében élő lakosság belső sugárterhelése az esetlegesen kiszabaduló radioaktív izotópoktól más sugárforrásoktól származóhoz.
Végül a 7. ábrán (Összefog./3.) bemutatjuk azt, hogy a nemzetközi gyakorlat szerint milyen típusú végleges tárolót igényelnének a paksi atomerőműben keletkező, kis- és közepes-radioaktív hulladék-kategóriába sorolt kondicionált végtermékek.
Paks, 2011-02-26
Paksi COMPORG Bt
IRODALOM:
1.Dr. Ormai Péter NEMZETKÖZI ÉS HAZAI TÖREKVÉSEK A RADIOAKTÍV HULLADÉKOK BIZTONSÁGOS KEZELÉSÉRE ÉS ELHELYEZÉSÉRE Radioaktív Hulladékokat Kezelő Közhasznú Társaság kiadványa
2. Földtudományi kutatás a kis és közepes radioaktivitású hulladékok elhelyezésére Magyar Állami Földtudományi Intézet 1996.
3. Elter Enikő, Feil Ferenc: Üzemeltetésből származó radioaktív hulladékok helyzete a paksi atomerőműben Nukleon, 2010. december III: évf. (2010) 73
4. Somlai János, Tarján Sándor, Kanyár Béla: Radioaktív sugárzások és környezetünk, A BOMLÁS VIRÁGAI, ENERGIAKLUB 2000
|
|
Dátum: 2019. July 11. Thursday, 09:51 Szerző: realzoldek |
|
|
|
|
| |
|
Átlagolt érték: 0
Szavazat: 0
|
|
| |
|
|
|
|
