Bevezetés

Az atomerőművekben megvalósuló atommaghasadáson alapuló villamosenergia-termelés egyik legnagyobb kihívása annak eldöntése, hogy mi legyen az energiatermelés során keletkező kiégett üzemanyag sorsa; más szóval milyen stratégiát válasszunk a nukleárisüzemanyag-ciklus zárására. A világban többféle megközelítésmód létezik. Vannak országok, amelyek a kiégett üzemanyagra mint energiaforrásra tekintenek, hiszen abból kinyerhető urán és plutónium oly módon, hogy abból további energiatermelésre alkalmas üzemanyagot állítsanak elő. Más országok a kiégett üzemanyag további feldolgozását nem tervezik, azt radioaktív hulladéknak – mégpedig nagy aktivitású hulladéknak – tekintik.

Nemzetközi szakmai konszenzus alakult ki a tekintetben, hogy a nagy aktivitású hulladékok végleges ártalmatlanításának módszere a mélységi geológiai tárolóban történő végleges elhelyezés (OECD NEA, 2012). Ezzel a módszerrel biztosítható a jelen és a jövő generációk, valamint a környezet védelme; ami a radioaktív hulladék kezelése területén alkalmazott egyik legfontosabb alapelv. Fontos megjegyezni, hogy a nukleárisüzemanyag-ciklus zárásának akármelyik módját választja egy ország, mindenképpen marad vissza olyan nagy aktivitású vagy hosszú élettartamú hulladék, amelynek végleges elhelyezésére mélységi geológiai tárolóra van szükség (Greneche et al., 2007).

A kiégett üzemanyag kezelési lehetőségeit vizsgálva nem szabad figyelmen kívül hagyni azt a tényt sem, hogy más forrásokból – atomerőművek üzemeltetése és leszerelése, radioaktív anyagok és sugárforrások orvosi, ipari, mezőgazdasági célú felhasználása – is keletkezik nagy aktivitású, illetve hosszú élettartamú radioaktív hulladék, amelyek végleges elhelyezését meg kell oldani.

A kiégett fűtőelemek és a radioaktív hulladékok felelősségteljes és biztonságos kezelését szolgáló közösségi keret létrehozásáról szóló, 2011. július 19-i 2011/70/Euratom tanácsi irányelv előírja, hogy a tagállamoknak a kiégett fűtőelemek és a radioaktív hulladékok kezelésére vonatkozóan nemzeti politikát kell kidolgozniuk és fenntartaniuk. A magyar Országgyűlés a fenti előírásnak megfelelően a kiégett üzemanyag és a radioaktív hulladék kezelésének nemzeti politikájáról szóló 21/ 2015. (V. 4.) OGY határozatával elfogadta a kiégett üzemanyag és a radioaktív hulladék kezelésének nemzeti politikájáról szóló dokumentumot. A nemzeti politika bemutatja a radioaktív hulladék és kiégett üzemanyag kezelése, valamint a nukleáris létesítmények leszerelése során alkalmazandó alapelveket, és rögzíti a nemzeti program peremfeltételeit.

E tanulmány a kiégett üzemanyag és a nagy aktivitású hulladékok keletkezését, azok kezelésére vonatkozó politikát, továbbá a politika megvalósítását célzó programot ismerteti.

Kiégett üzemanyag keletkezése Magyarországon

Magyarországon kiégett üzemanyag három létesítményben keletkezik: a Paksi Atomerőműben, a Magyar Tudományos Akadémia Energiatudományi Kutatóközpont által üzemeltetett kutatóreaktorban (a továbbiakban Budapesti Kutatóreaktor) és a Budapesti Műszaki és Gazdaságtudományi Egyetem Nukleáris Technikai Intézete által üzemeltetett oktatóreaktorban (a továbbiakban Oktatóreaktor).

A paksi telephelyen jelenleg négy, egyenként 500 MW villamos teljesítményű VVER-440 típusú atomerőművi blokk üzemel. A reaktorok aktív zónájában 349 üzemanyag-kazetta van. Ebből 312 munkakazetta, amelyek csak az energiatermelésben vesznek részt, a többi 37 ún. szabályozó és biztonságvédelmi kazetta, amelyek üzemanyag részből és elnyelő (abszorber) részből állnak. A jelenleg alkalmazott átrakási ciklusok szerint évente 84 kiégett kazettát távolítanak el a reaktorokból, és cserélik azokat frissekre. A Paksi Atomerőmű folyamatosan át fog térni a 12 hónapos átrakási ciklusról a 15 hónaposra, ennek következtében az évente keletkező kiégett kazetták száma csökkenni fog, átlagosan 81,6-ra. Ezt a fejlesztést is figyelembe véve a reaktorok meghosszabbított, ötvenéves üzemidejének végéig 17 716 kiégett kazetta (ez összesen 2126 tHM nehézfémtömegnek felel meg) keletkezik, amelyek kezeléséről gondoskodni kell. A mai napig összesen 2361 kiégett – és 5 besugárzásra különböző okok miatt nem alkalmas, friss – üzemanyag-kazetta került visszaszállításra Oroszországba (korábban a Szovjetunióba), olyan feltételekkel, hogy az azok feldolgozásából származó minden melléktermék Oroszországban marad.

A Budapesti Kutatóreaktorban 1959-es üzembe helyezése óta többfajta üzemanyagot használtak, amelyek egy része nagy (20%-nál magasabb) dúsítású, másik része kis dúsítású volt. Azon nemzetközi törekvésekkel összhangban, hogy a kutatóreaktorokban kizárólag kis dúsítású üzemanyagot alkalmazzanak, a kezdetben használt nagy dúsítású üzemanyagot, illetve a kis dúsítású üzemanyag egy részét 2008-ban és 2013-ban elszállították a gyártó országába, az Oroszországi Föderációba, amelyhez az Amerikai Egyesült Államok kormánya részbeni támogatást nyújtott. Az üzemanyag kiszállítása olyan feltételekkel történt, hogy annak feldolgozásából semmilyen másodlagos hulladék nem kerül vissza Magyarországra. A Budapesti Kutatóreaktor jelenleg 462 fűtőelemköteggel rendelkezik, ebből 76 kiégett, 190 a reaktorban van, 196 pedig felhasználásra vár. A referenciaként meghatározott leállítási időpontjáig (2023-ig) összesen 642 darab kiégett fűtőelemköteg keletkezésével kell számolni, ezek nehézfémtömege 141,24 kg.

A BME Oktatóreaktora 1971 óta üzemel. Az Oktatóreaktor könnyűvíz moderálású, medence típusú reaktor, jelenlegi engedélyezett maximális hőteljesítménye 100 kW. Aktív zónájában 24 darab 10%-os dúsítású EK-10 típusú fűtőelemköteg található, 30 kg urán-össztömeggel. A reaktorban üzemelő 24 fűtőelem-köteg, illetve a tartalékot jelentő 28 besugárzott kazetta mellett az Oktatóreaktor rendelkezik még 4 kazettának megfelelő mennyiségű friss üzemanyaggal is, amelyek kezeléséről gondoskodni kell.

Nagy aktivitású és hosszú élettartamú
hulladékok keletkezése Magyarországon

Magyarországon két radioaktívhulladék-tároló üzemel; a Radioaktív Hulladék Feldolgozó és Tároló (a továbbiakban RHFT) Püspökszilágyban és a Nemzeti Radioaktívhulladék-tároló (a továbbiakban NRHT) Bátaapátiban. E tárolókat az országban keletkező kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok végleges elhelyezésére engedélyezték, az RHFT az intézményi eredetű, míg az NRHT a Paksi Atomerőműben képződő radioaktív hulladékokat fogadja (Kereki, 2016).

A Paksi Atomerőmű üzemeltetése során képződik olyan radioaktív hulladék, amelynek aktivitástartalma meghaladja az NRHT vonatkozó átvételi korlátját, ezért ott nem kerülhet végleges elhelyezésre. Az ilyen nagy aktivitású hulladékokat átmenetileg az atomerőmű területén, csőkutakban tárolják. Az atomerőmű meghosszabbított, 50 éves üzemidejének végéig várhatóan kb. 220 m³ nagy aktivitású hulladék keletkezik (RHK, 2014).

A Paksi Atomerőmű majdani leszerelése és lebontása is eredményez olyan – hosszú élettartamú – hulladékot, amely nem helyezhető el az NRHT-ben. E hulladékok döntő hányadát a reaktor közelében található felaktiválódott, fémből készült szerkezeti anyagok teszik ki. A Paksi Atomerőmű előzetes leszerelési terve alapján e hulladékok várható mennyisége kevesebb mint 100 m³ lesz (MVM Paksi Atomerőmű, 2014).

A radioaktív anyagok intézményi felhasználása (ipar, mezőgazdaság, egészségügy, oktatás, kutatás) során keletkezik olyan nagy aktivitású vagy hosszú élettartamú radioaktív hulladék, amely az RHFT‑ben nem helyezhető el véglegesen. E hulladékok átmeneti tárolására az RHFT üzemi épületében helyiségeket alakítottak ki. Az intézményi eredetű, hosszú élettartamú hulladékok becsült mennyisége 300–500 m³-re tehető.

A nukleárisüzemanyag-ciklus
zárására vonatkozó politika

A nukleárisüzemanyag-ciklus zárására vonatkozóan ma a nemzetközi gyakorlatban alapvetően két elképzelés létezik: a kiégett üzemanyag közvetlen elhelyezése (nyílt üzemanyagciklus), illetve valamilyen mértékű újrafeldolgozás (reprocesszálás) A jelenleg már ipari méretekben folytatott részleges újrafeldolgozás során a további energiatermelésre alkalmas urán- és plutóniumizotópokat elválasztják, és a feldolgozás melléktermékeként nagy aktivitású és hosszú élettartamú hulladék marad vissza, amely azonban jelentősen kisebb térfogatú, mint a feldolgozás előtti kiégett üzemanyag. Kutatási szakaszban van a kiégett üzemanyag fejlettebb feldolgozási technológiájának kialakítása, amely a várakozások szerint az urán és a plutónium mellett a másodlagos aktinidák (neptúnium, amerícium, kűrium) többszörös újrahasznosítását is biztosítani tudja majd. A nukleárisüzemanyag-ciklus ilyen módon történő zárása intenzív, ma is folyó kutatások alapján előreláthatólag a 21. század második felében válhat ipari léptékben elérhetővé, valószínűleg negyedik generációs reaktorok alkalmazásával.

A fenti lehetőségeket figyelembe véve Magyarországon a nukleárisüzemanyag-ciklus zárására az energetikai reaktorokat illetően egy rugalmas, a nukleáris ipar fejlődésének követésére képes politikát fogadtak el, amely a „mérlegelve haladj előre” elv („do and see”) elnevezést kapta. Felismerve azt, hogy a nukleárisüzemanyag-ciklus zárási módjától függetlenül szükséges egy mélységi geológiai tároló létesítése, e politika biztosítja az ezen a területen történő előrehaladást. Tartalmazza a mérlegelés lehetőségét is, mert a mélységi geológiai tároló telephelyének kiválasztása több évtizedes folyamat. A telephely kutatását annak figyelembevételével kell elvégezni, hogy az egyes cikluszárási opciók esetén a mélységi geológiai tárolónak eltérő követelményeknek kell megfelelnie. Fontos szempont, hogy akármilyen megoldást is valósít meg az ország a jövőben a nukleárisüzemanyag-ciklus zárására, ahhoz biztosítani kell a megfelelő pénzügyi fedezetet. E követelménynek megfelelően a politika kijelöli a kiégett üzemanyag közvetlen elhelyezését mint referencia-forgatókönyvet, amely a költségbecslések alapját képezi, és amelyek alapján a Paksi Atomerőmű a befizetéseit teljesíti a Központi Nukleáris Pénzügyi Alapba.

A nem energetikai reaktorok nukleárisüzemanyag-ciklusának zárására egy másik lehetőség figyelembevételére is lehetőség nyílt a politika kialakításakor. A Budapesti Kutatóreaktor és az Oktatóreaktor kiégett fűtőelemeinek Oroszországba történő kiszállíthatóságának elvi lehetőségét az Oroszországi Föderáció kormánya és a Magyar Köztársaság kormánya között a kutatóreaktor kiégett fűtőelemeinek az Oroszországi Föderációba való szállításával kapcsolatos együttműködéséről szóló egyezmény kihirdetéséről szóló 204/2008. (VIII. 19.) Korm. rendelet biztosítja. Az egyezmény 5. cikk (3) bekezdése értelmében a kiégett fűtőelemek feldolgozási folyamatának eredményeként keletkező feldolgozási termékek, köztük a visszanyert urán, plutónium és a radioaktív hulladékok nem kerülnek vissza Magyarországra. Az üzemanyagciklus zárásának politikája a hazai, nem atomerőművi eredetű kiégett üzemanyagot illetően az, hogy hazánk él az Oroszországba való visszaszállítás lehetőségével.

A kiégett üzemanyag átmeneti tárolása

A kiégett üzemanyag több évtizedes átmeneti tárolása – annak ellenére, hogy az nem tekinthető végleges megoldásnak – fontos eleme az üzemanyagciklus záró szakaszának. Egyrészt azért, mert több évtizedes kutatási és létesítési folyamat szükséges ahhoz, hogy Magyarországon vagy a kiégett üzemanyag, vagy az újrafeldolgozás során keletkező nagy aktivitású és hosszú élettartamú hulladék elhelyezéséhez elengedhetetlenül szükséges mélységi geológiai tároló megvalósuljon, ami ezen anyagok kezelésének végleges megoldását jelenti. Másrészt az átmeneti tárolás lehetőséget ad arra, hogy a nukleárisüzemanyag-ciklus zárására vonatkozó politikával kapcsolatban a „mérlegelve haladj előre” elv alkalmazása mellett megalapozott döntés szülessen.

A Paksi Atomerőmű reaktoraiból eltávolított kiégett kazetták több évnyi hűtést igényelnek, ami a reaktorok mellett elhelyezett pihentető medencékben, víz alatt történik. Ekkor már nem zajlik bennük nukleáris láncreakció, ám a radioaktív bomlások még eredményeznek hőfejlődést, ezért van szükség a vizes körülmények közötti hűtésre.

A kiégett üzemanyagot a pihentető medencékből történő eltávolítás után az atomerőmű szomszédságában elhelyezkedő átmeneti tárolóba, a Kiégett Kazetták Átmeneti Tárolójába (a továbbiakban KKÁT) szállítják, ahol azt további ötven évig biztonságosan tárolják (1. kép).

1. kép • A Kiégett Kazetták Átmeneti Tárolója

A KKÁT meghatározott egységekből (ún. modulokból) felépülő, kamrás típusú létesítmény, amelyben a kiégett üzemanyag száraz tárolása történik. A tároló felszíni épület, ahol a kiégett kazettákat egyenként függőleges helyzetű, vastag falú, hermetikusan zárt acélcsövekben helyezik el. A csövek betonfalakkal körülvett kamrákban állnak. A másfél méter vastagságú falakból álló betonkamra a sugárzás ellen megfelelő védelmet biztosít.

A tárolás száraz körülmények között történik, a termelődő hőt a levegő természetes huzathatásán alapuló passzív hűtési rendszer szállítja el, így elektromos vagy más műszaki hiba következtében sem kell tartani a hűtés megszűnésétől. A hűtőlevegő a tárolócsövek között áramlik, így a – semleges (nitrogén) gázkörnyezetben – tárolt kazettákkal közvetlenül nem érintkezik.

A kiégett kazetták legalább ötven éves tárolására kialakított kamrák egységeit modulárisan lehet bővíteni, így az atomerőműben keletkező kiégett üzemanyag fogadására mindig van megfelelő tárolókapacitás. A KKÁT jelenleg húsz kamrát tartalmaz, ami 9308 tárolóhelyet jelent. A létesítményben eddig 8347 db kiégett kazetta biztonságos átmeneti tárolása valósult meg.

A mélységi geológiai tároló telephely
kutatása, kialakítása

A kiégett üzemanyag és nagy aktivitású hulladék kezelésének nemzetközileg elfogadott végső lépése a mélységi geológiai tárolóban történő végleges elhelyezés. Magyarországon az ezt a célt szolgáló telephely kutatása nagyon előrehaladott fázisba került az 1980-as évek végén azáltal, hogy a mecseki uránbánya vágatrendszerének kihajtása során egy ilyen létesítmény telepítésére potenciálisan alkalmasnak tűnő kőzettípust találtak.

A nagy aktivitású radioaktív hulladékok végleges elhelyezésére irányuló kutatási program 1993 végén a Nemzeti Projekt keretében – a Bodai Agyagkő Formáció (a továbbiakban: BAF) vizsgálatával – kezdődött, majd annak 1995 márciusában történő befejeződése után önálló kutatási program keretében folytatódott. Ennek középpontjában (1996-1998 között) a BAF-ban kialakított föld alatti laboratóriumban végzett vizsgálatok álltak. Az uránbánya bezárására vonatkozó kormányzati döntés következtében a bányából megközelíthető föld alatti laboratóriumot 1998 végén bezárták. Az akkori zárójelentés szerint nem merült fel olyan körülmény, amely a nagy aktivitású radioaktív hulladékok BAF-ban történő végleges elhelyezése ellen szólna (RHK, 2014).

A kialakult helyzetben, 2000-ben egy – az ország teljes területére kiterjedő – földtani pásztázó kutatást (screening) bonyolítottak le. A vizsgálati eredmények alapján továbbra is a BAF bizonyult a nagy aktivitású hulladéktároló egyik legígéretesebb befogadó kőzetének.

A fenti eredmények alapján 2004-ben indult újra a BAF kutatása, immár a felszínről. Ezt tekintik az I. felszíni kutatási fázis 1. szakaszának. Az első két év intenzív munkája után a kutatás finanszírozási nehézségek miatt félbeszakadt. Időközben elkészült az elhelyezési rendszert bemutató koncepcióterv (Takáts et al., 2004) és annak egyszerűsített biztonsági értékelése (Dankó et al., 2005).

Az elhelyezési rendszer koncepciójának kialakításakor a nemzetközi gyakorlatnak megfelelően a többszörös gátrendszer elvét alkalmazták. Ennek első elemeit maga a kiégett kazetta képezi, amelynél figyelembe lehet venni az üzemanyagmátrixot, valamint a pálcaburkolatot a radioaktív izotópok visszatartásában. A tárolórendszer lezárását követő akár tízezer vagy százezer éves időléptékben is mértékadó szerepet játszik a kiégett üzemanyagot befogadó tok a biztonság szavatolásában. A tok két alapvető alkotórészből áll: az öntöttvas betétből és a külső rézburkolatból. A belső rész úgy van kialakítva, hogy a kazettákat könnyen bele lehessen helyezni, a rézburkolat szerepe a korrózióállóság biztosításával a hosszú távú izoláció (Takáts et al., 2004). Az elhelyező tokokat befogadó fúrólyukakban maradó üres tereket a tervek szerint bentonittal töltik ki, ez a radioaktív izotópok visszatartásán túl a tokok védelmét is biztosítja. A mélységi geológiai elhelyezés esetén a hosszú távú biztonság garantálásában a legfontosabb szerepet maga a befogadó kőzet játssza. A tárolót olyan stabil kőzetkörnyezetben kell kialakítani, ahol a felszín alatti vizek felszínre érése elegendő hosszú ahhoz, hogy a leginkább mobilis izotópok is csak elenyésző mértékben érhessék el a bioszférát.

A befogadó telephellyel és kőzetkörnyezettel kapcsolatos szigorú követelményeknek való megfelelés igazolása az előrehaladott programokat felmutató országok (Franciaország, Finnország, Svédország) példája alapján több évtizedes komplex kutatás-fejlesztési és demonstrációs tevékenység végrehajtását igényli. Magyarországon az I. felszíni kutatási fázis 1. szakaszának folytatásaként 2013-ban megkezdődött annak 2. szakasza. Ez a fázis egy átfogó kutatási program részeként valósul meg, amelynek középtávú célja a BAF általános megismerése, a potenciálisan alkalmas térrész fokozatos szűkítése, majd egy felszín alatti kutatólaboratórium kialakítása. A jelenlegi ütemezés szerint a laboratórium a 2030-as évek elején készülhet el, majd az ebben lefolytatott felszín alatti kutatási program végrehajtása után a tároló létesítésére a 2050-es évek közepén nyílna lehetőség. Ez az időütemezés – összhangban a nemzetközi tapasztalatokkal – még hosszú ideig lehetővé teszi a nukleárisüzemanyag-ciklus zárására vonatkozó végleges döntéssel kapcsolatos mérlegelést. Hangsúlyozni kell azonban azt is, hogy annak érdekében, hogy ez az ütemezés tartható legyen, előre kell haladni a felszín alatti kutatólaboratórium helyszínének kijelölését célzó telephely kutatásával, hogy minden kétséget kizáróan igazolni lehessen a telephely és a befogadó kőzet alkalmasságát egy majdani mélységi tároló kialakítására.
 

Kulcsszavak: kiégett üzemanyag, nemzeti program, nukleárisüzemanyag-ciklus zárása, Kiégett Kazetták Átmeneti Tárolója, mélységi geológiai tároló, Bodai Agyagkő Formáció, többszörös gátrendszer
 

IRODALOM

Dankó Gyula et al. (2005): „A magyarországi nagy aktivitású és hosszú élettartamú radioaktív hulladékok, valamint kiégett üzemanyagkazetták geológiai tárolóban való elhelyezésére alkalmas térrész vagy térrészek, illetve az elhelyezés lehetőségét vizsgáló földalatti kutató laboratórium helyének kijelölésével kapcsolatos munkálatok” keretében elvégzett egyszerűsített biztonsági értékelés.

Greneche, Dominique et al. (2007): RED-IMPACT. Impact of Partitioning and Transmutation and Waste Reduction Technologies on the Final Nuclear Waste Disposal; Synthesis Report. • WEBCÍM

Kereki Ferenc (2016): Radioaktív hulladékok magyarországi kezelése és elhelyezése. Magyar Tudomány. (e cikkgyűjtemény 518. oldalán)

MVM Paksi Atomerőmű Zrt. (2014): A PAE 1–4 blokk leszerelési terve.

OECD NEA (2012): Geological Disposal of Radioactive Waste: National Commitment, Local and Regional Involvement. NEA No. 7082. Nuclear Energy Agency • WEBCÍM

RHK Kft. (2014): 14. Közép- és hosszú távú terv a Központi Nukleáris Pénzügyi Alapból finanszírozandó tevékenységekre.

Takáts Ferenc et al. (2004): A magyarországi nagy aktivitású és hosszú élettartamú radioaktív hulladékok, valamint kiégett üzemanyag-kazetták végleges elhelyezését biztosító mélygeológiai hulladéktároló koncepcióterve és költségbecslése. TS (R) 6/25 Rev. 1.