Ugrás a tartalomhoz

Környezettechnika

dr. Barótfi István

Mezőgazda Kiadó

7.5. A radioaktivitás alkalmazása

7.5. A radioaktivitás alkalmazása

A radioaktív izotópok által kibocsátott sugárzás a gyakorlatban széles körben felhasználható.

A békés célú alkalmazási területek közül elsősorban az orvostudomány, az energiatermelés említhetők meg.

7.5.1. A radioaktivitás alkalmazása az orvostudományban

A radiológia a radioaktivitás és a röntgensugárzás tanulmányozásával, és elsősorban a gyógyászatban való alkalmazásával foglalkozó tudomány.

A nukleáris medicina a radioaktív izotópokat nyílt sugárforrásként alkalmazó, diagnosztikus, terápiás és kutatási orvosi diszciplína.

A radioaktív izotópok e területen történő alkalmazása a nukleáris erőművek után a második legnagyobb alkalmazási terület.

Az orvosi alkalmazás alapelve, hogy a biológiai rendszerek (pl. az emberi szervezet) az egyes elemek izotópjai között nem tesznek különbséget, ugyanis valamely elem izotópja a nem izotóp, stabil atommal, ill. egy radioizotóppal jelölt vegyület a nem, jelölt , inaktív vegyülettel azonos módon viselkedik az emberi szervezetben.

A radioaktív atom vagy az azzal jelölt vegyület sorsa a biológiai rendszeren belül – a radioaktív sugárzás révén nyomon követhető sugárzásérzékelő műszerek segítségével. Ezek a műszerek igen érzékenyek, ezért a szervezetbe bevitt mennyisége elenyésző lehet, és a radioaktív anyag nyomon követése, az inaktív anyag szervezeten belüli helyzetéről ad tájékoztatást. Ebben az esetben a radioaktív anyag nyomjelzőként (tracer, indikátor) szolgál. Ennek az ún. tracer elvnek a megfogalmazása és biológiai rendszerekben való alkalmazása Hevesy György nevéhez fűződik

Az izotóp diagnosztikának két fő területét különböztetjük meg:

  • az in vivo és

  • in vitro diagnosztikai módszereket.

Az in vivo diagnosztikai módszerek alkalmazásakor az emberi szervezetbe juttatott radioaktív anyagok, az ún. radiofarmakonok (az orvosi diagnosztika és terápia céljaira használt nyílt, radioaktív készítmények) szervezeten belüli sorsának nyomon követésével, a szervezetről morfológiai és funkcionális jellegű információkhoz jutnak, amelyekből a szervezet fiziológiás, vagy patológiás állapotára lehet következtetni.

Az in vitro diagnosztikai módszerek biológiai minták (pl. szérum) összetételének vizsgálatát jelentik radioaktív izotóppal jelölt anyagot tartalmazó kémiai-immunológi-ai rendszerekben. A módszer a radioaktív detektálásának érzékenysége több biológiailag aktív, fiziológiás (pl. hormon) és patológiás anyag és gyógyszer (pl. digitálisz) meghatározását teszi lehetővé, igen kis (10–3 – 10–9 g·l–1) koncentrációban.

Az izotópdiagnosztika alkalmazási területei a következők:

  • a kivizsgálás elején, de alkalmazható szűrővizsgálatként is,

  • a betegség lefolyásának követésére, ismert diagnózis esetén

  • a terápiás beavatkozások eredményességének lemérésére.

A radiofarmakon szervezetbe juttatása szájon át (per os) vagy intravénásan történhet. A különböző szervek, funkciók vizsgálatára különböző vegyületek alkalmasak.

Az egyes szervek izotópos vizsgálatának lehetősége attól függ, hogy van-e a vizsgálat céljára alkalmas radiofarmakon amely meghatározott szerv-ill. funkcióspecialitása révén a funkció vizsgálatát lehetővé teszi. A nagy fajlagos radioaktivitás lehetővé teszi, hogy a szervezetbe juttatott vegyület mennyisége csekély, a mikrokémiai kimutathatóság alatt van. A jó radiofarmakon tehát ideális tracer, a szervezet biológiai egyensúlyát nem változtatja meg, ill. működését nem zavarja, farmakológiai hatásuk a kis anyagmennyiség miatt, általában nincs

Az izotópdiagnosztika módszerei a radionuklidok sugárzásának mérésén alapszanak, és csaknem kizárólag az elektromágneses sugárzást detektálják, amely

  • a béta-sugárzás kísérőjeként gamma sugárzásból,

  • K-elektron befogással bomló radionuklid elektronhéjából,

  • pozitronsugárzó radionuklidok esetén a pozitron-elektron egyesüléséből megsemmisülési (annihilizációs) sugárzásként

származhat.

A diagnosztikában alfa-sugárzó radionuklidot nem alkalmaznak.

A radioaktív izotópok gyógyászati alkalmazásának másik nagy területe az izotóp terápia, amely főleg a daganatok, a kórós pajzsmirigyműködés és vörösvértest megszaporodás esetén kerül alkalmazásra. Így a pajzsmirigy kóros túlműködése jódizotóppal gyógyítható. A szájon át bejuttatott vagy az érbe befecskendezett foszforizotóp béta-sugárzása a daganatok ellen hatásos és csökkenti a kórosan megszaporodott vörösvértesteket.

Legfontosabb a kobalt-és a rádium-terápia.

A kobalt-terápia estében 60Co gamma-sugárzásával gyógyítják a daganatokat A terápiás kezelésben a kobaltágyút alkalmazzák, ami a 60Co izotópot tartalmazó sugárforrás, amelyben a kobalt izotóp vastag ólomköpeny alatt néhány m hosszú csőben van elhelyezve. A nagyobb kobaltágyúk 1000–2000 g rádiumnak megfelelő sugárzást kibocsátó radioaktív kobaltot tartalmaznak. A besugárzást 50–100 cm távolságból végezve, a hatás megfelel egy millió voltos röntgenkészülék teljesítményének.

A rádium-terápia a rádium izotóp által történő gyógyítás. Az izotóp által kibocsátott alfa és béta sugárzás hatástalan a szervezetre, ugyanis ezek még a rádium foglalatában elnyelődnek. A hatásos gamma sugárzás lényegében azonos a röntgensugárzással, csak kisebb hullámhosszú, így áthatolóképessége nagyobb. A rádiumot megfelelő tokban beleszúrják a daganatba, vagy bevezetik a testüregbe (pl. méh, nyelőcső, végbél), esetleg a besugározandó testrészhez alakított viaszba ágyazzák és így rögzítik a daganathoz (moulage kezelés). Nagy mennyiségű rádium (5–15 g) alkalmazása esetén a sugárzás irányítására alkalmas berendezés (rádium ágyú) alkalmazásával nagyobb területet is be lehet sugározni.

7.5.2. A radioaktivitás alkalmazása az energiatermelésben

A nukleáris elektromos energiatermelés alapja jelenleg az atomreaktorban a maghasadás által termel hő, amely az ezzel előállított gőzt a turbinák működtetésére és az ezekkel meghajtott generátorok segítségével ez a jelenség elektromos áram előállítására hasznosítható. A fűtőanyag valamennyi reaktor típus esetében az urán, amellyel egységnyi fűtőanyagra számítva lényegesen nagyobb mennyiségű energia állitható elő, mint a hagyományos erőművekben.

A eredetileg a nukleáris energiát mint a tiszta, olcsó és biztonságos energiaforrást hirdették meg. L.B. Cohen a következők szerint fogalmazott: „A nukleáris energiát több ezerszer veszélyesebbnek tartják, mint amilyen… Az én személyes meggyőződésem, hogy a távoli jövő emberei Istennek az emberiség számára adott legnagyobb ajándékának fogják tekinteni.”

H. Alfvén Nobel díjas fizikus szerint „A nukleáris energia csak akkor lesz biztonságos, ha a számos kritikus eszköz úgy működik, ahogy kell, ha számos kulcspozícióban lévő ember betartja az utasításokat, ha nincs szabotázs, ha nem térítik el a fűtőanyag szállítmányokat, ha fűtőanyag előkészítő művek vagy a tárolók olyan helyen vannak, ahol nincs lázadás és gerilla tevékenység, és ahol nincs forradalom, vagy még hagyományos háború sem.”

Általában a fizikusok a nukleáris energiát a legtisztább energianyerési formának tekintik, ezzel szemben a különböző környezetvédő mozgalmak határozottan tiltakoznak egy-egy újabb atomerőmű építése, ill. üzembeállítása ellen, a környezetre veszélyes műveknek tekintve ezeket.

A két oldal közötti véleménykülönbség a biztonságosság és a környezeti, ill. egészségügyi hatások tekintetében több okra vezethető vissza.

Az egyik ok, hogy a problémákat leegyszerűsítik az atomerőművek üzemeltetésével kapcsolatos hatásokra, holott a nukleáris energiatermelés az ún. fűtőanyagciklussal jellemezhető számos résztevékenységet foglal magában. Ugyanakkor a biztonság és a környezeti hatások vonatkozásában az atomerőművek műszaki színvonala jelentős mértékben eltér. Nehézséget jelent a hatást illetően, hogy a kis sugárterhelések közvetlen módszerekkel nem mutathatók ki.

Eltérőek a különböző számítások eredményei a balesetek bekövetkezési valószínűségével kapcsolatban.

1992-es adatok szerint világviszonylatban 423 atomerőmű üzemelt. Becslések szerint az ezredfordulón a világ elektromos energiatermelésének 21%-át szolgáltatják az atomerőművek.

Az egyes országokban az atomerőművekben termelt elektromos energia aránya eltérő. Ebben a vonatkozásban Franciaország vezet ahol mintegy 75%-ra tehető a kb. 40 atomerőmű által termelt elektromos energia. Magyarországon az egyetlen Paksi Atomerőmű termeli az elektromos energia közel 50%-át.

7.5.2.1. A fűtőanyagciklus előkészítő fázisainak jellemzői és környezeti hatásai

A fűtőanyag ciklus az urán bányászatával, ill. a fűtőanyag kikészítésével kezdődik, magában foglalja a szabályozott maghasadást, a reprocesszálást és a kiégett fűtőanyag, mint radioaktív hulladék végleges hulladéktárolóban való elhelyezésével fejeződik be. A fűtőanyag ciklust mutatja be a 7.15. ábra.

7-15. ábra - A nukleáris fűtőanyag ciklus (Forrás: Miller 1988.)

A nukleáris fűtőanyag ciklus (Forrás: Miller 1988.)


Az uránérc természetes előfordulásában kemény, fehér fémes érc amelynek a nem hasadó 238U tartalma 99,3% és a hasadó radioaktív 235U izotóp tartalma 0,7%.

Az uránbányákban dolgozók egészségét közvetlenül is veszélyezteti a 235U leányeleme a 222Rn izotóp, amely a bánya levegőjében több ezer Bq · m–3 aktivitást is elérhet.

A radon ‑222 leukémiát és pajzsmirigy károsodást okozhat. Ezért rendkívül fontos a bánya gyakori szellőztetése.

A bánya közelében lévő üzemben az ércet aprítják, őrlik és oldószerrel kezelve kivonják az U3O8 tartalmat, majd koncentrálják.

Az uránbányászat és az ércdúsítási folyamat meddőhányók kialakítását eredményezi, amely jelentős mennyiségű radioaktív anyagot tartalmaz. Irodalmi adatok szerint az összes potenciális sugárzás 85%-a a meddőhányókban marad. A szél a radioaktív port elszállíthatja, és távolabbi területek szennyezését okozhatja, amint azt erre irányuló vizsgálatok kimutatták. Az emberek, állatok tüdejében, a tejben és a növényekre rakódott porszennyezésben kimutathatók voltak a sugárzó izotópok. Ennek ellenére nem ez a legveszélyesebb a környezetre, mivel nagy területen szétszórt, kis aktivitású sugárzásról van szó. A meddőhányók leföldelésével és növényzet telepítésével a környezetre gyakorolt kedvezőtlen hatás mérsékelhető, azonban meg nem szüntethető. A talajvíz szennyeződése a meddőhányó alá megfelelő szigetelő réteg kialakításával előzhető meg.

Az uránoxidot (U3O8) az átalakító üzembe szállítják, ahol gázalakú urániumhexafluoriddá (UF6) alakítják át. A urániumhexafluorid gázzal, a hasadó 235U koncentrációját 0,7%-ról egy dúsítóban 3%-ra növelik A dúsított urániumhexafluorid a fűtőelem készítő üzembe kerül, ahol urándioxiddá alakítják át. Az urándioxidból golyókat képeznek, majd ezeket rudakba töltve készítik el a fűtő elemeket, amelyeket az atomerőművekbe szállítanak. Általában évente a fűtőelemek 1/3-át cserélik ki. Az előkészítéssel kapcsolatos tevékenységek környezeti hatásaival a szakirodalomban nem sok szó esik, így ezek környezeti megítélése bizonytalan. Tény, hogy a dúsítás és a fűtőelem készítés során jelentős mennyiségű veszélyes hulladék képződik, amelyet folyékony állapotban tavakban, vagy szilárd formában meddőhányókban tárolnak. A dúsított urán, ill. a kész fűtőelemek szállítása is bizonyos környezeti kockázatot jelent, mivel ezek szállítása közben fordulhatnak elő balesetek.

Magyarországon az 1950-es években kezdődött az uránbányászat a Pécshez közeli Jakab hegyben. A kis urán tartalmú ércből kinyert anyagot a volt Szovjetúnióba szállították tovább feldolgozás céljából, ahonnan a kész fűtőanyagot visszavásároltuk Az ércbányászat és feldolgozás, ill. a keletkezett meddőhányó súlyosan veszélyeztette Pécs környezetét.

A nukleáris fűtőanyagciklus legismertebb és leglényegesebb szakasza az atomerőművekben játszódik le, ezért ezek működésével külön fejezetben foglalkozunk.

7.5.2.2. Az atomerőművek működése és környezeti hatása

Az atomerőművekben az atommagban tárolt óriási mennyiségű energia felszabadítása és elektromos energiává történő átalakítása történik, az atomreaktorban lejátszódó indukált maghasadás révén.

Az indukált maghasadás az olyan atommag hasadása (fissziója), amelyet mesterségesen tesznek instabillá gyors részecskével (pl. neutronnal) bombázva. Erre a célra nem minden mag alkalmas, csak az ún. hasadóanyagok mint pl. 235U, vagy a 239Pu. Ha egy anyagban elegendő a hasadó mag, akkor az indukált hasadással felszabaduló neutronok további neutronokat szakítanak le, és ezzel beindul a láncreakció. A láncreakció a reaktorban szabályozottan megy végbe, az atombombában ezzel szemben szabályozatlanul, robbanás szerűen.

Az atomreaktor olyan szerkezet, amelyben a nukleáris reakciók hőt termelnek. Két alapvető típusa különböztethető meg: a maghasadást (fissziót) és a magfúziót hasznosító reaktor. Ezek közül jelenleg a maghasadást hasznosító reaktorok működnek, a magfúziós reaktorok jelenleg kísérleti stádiumban vannak, ezek üzembelépése az 21. században várható. Amennyiben sikerül megalkotni a mag fúziós reaktort, úgy annak energiatermelése egységnyi fűtőanyagra számítva négyszer annyi lenne, mint a maghasadást hasznosító reaktoré. Mind emellett a hidrogén korlátlanul áll az emberiség rendelkezésére, ugyanakkor az urán készlet korlátozott, bányászata költséges és veszélyes.

A maghasadás során a sugárzó elemek atomjai neutront befogva bomlanak: alfarészecskék, elektronok, kisebb rendszámú elemek és szabad neutronok keletkeznek. A szabad neutronok maghasadásokat idéznek elő, és ez a folyamat egyre több atommag bomlását idézi elő és így beindul a láncreakció.

A maghasadást hasznosító reaktorok

  • termikus reaktorok, vagy

  • gyorsreaktorok (tenyészreaktorok) lehetnek.

A termikus reaktorokban az urán ‑235 csak akkor tudja befogni a neutronokat, ha azokat moderátorok (fékezőanyagok) segítségével lelassítják. Ezek olyan anyagok lehetnek, amelyeknek könnyű az atommagja, mint pl. a víz, nehézvíz vagy grafit. a reakciósebesség szabályozásához az ún. elnyelő rudak (szabályozó rudak) tolhatók kibe a reaktormag csatornáiba. A szabályozó rudak bórt vagy kadmiumot tartalmaznak.

A reaktor magból hűtőközeggel vezetik el a keletkező hőt. A hűtőközeg anyagától függően közvetve, vagy közvetett módon gőzt állítanak elő, amely turbinát, ez pedig elektromos áramot termelő generátort működtet.

A hűtőközegtől (normálvíz, nehézvíz, gáz, folyékony fém) és a hőátadó rendszer felépítésétől függően az atomerőművek különböző típusúak lehetnek, de eltérés lehetséges a biztonsági rendszer tekintetében is.

Az üzemelő reaktorok nagy része az ún. könnyűvizes reaktorok (LWR; Light Water Reactor) típusába tartozik, amelyeknél mind a moderátor, mind a hűtőközeg normál víz. Ez a típus lehet forralóvizes (egyetlen vízköre van és nem alkalmaznak túlnyomást), vagy nyomottvizes reaktor (amelynek a primer vízkörében a nagy nyomás miatt állandóan cseppfolyós a víz és csak a szekunder körben fejlesztenek gőzt, amely a turbinákat működteti). Nyomottvizes reaktort mutat be a 7.16. ábra.

7-16. ábra - Nyomottvizes reaktor vázlata (Forrás: Kerényi 1995)

Nyomottvizes reaktor vázlata (Forrás: Kerényi 1995)


1. szabályozó rudak; 2. fűtőelemek; 3. moderátor (víz vagy grafit); 4. primer vízkör; 5. pumpa; 6. beton pajzs; 7. szekunder vízkör; kondenzátor; 9. generátor; 10. turbina

Az LWR típusú reaktorok energia hatásfoka 25–30%, ugyanakkor egy széntüzelésű erőmű esetében ez mintegy 40%. Bár költségesebbek mind a létesítés, mind az üzemeltetés vonatkozásában a grafitmoderátoros, gáz-hűtésű reaktorok, azonban hatásfokuk 38%, mivel ma-gas hőmérsékleten működnek. Ezeknél a hűtőközeg nyomás alatt álló széndioxid. Gázhűtéses rektort mu-tat be a 7.17. ábra.

7-17. ábra - Gázhűtéses reaktor vázlata (Forrás: Stockley et al. 1995.)

Gázhűtéses reaktor vázlata (Forrás: Stockley et al. 1995.)


A paksi Atomerőműben négy nyomottvizes rendszerű ún. VVER-440/213 típusú reaktor blokk került beépítésre.

A vízhűtéses reaktorok esetében igen nagy a vízszükséglet. Így pl. a Paksi Atomerőmű esetében ez 100 m3 · s–1, ezért az üzembelépést követően Magyarország ipari vízigénye megduplázódott.

A gyorsreaktor vagy tenyészreaktor (breed reactor) olyan atomreaktor, amelyben a maghasadást olyan gyors neutronok hozzák létre, amelyek sebessége kb. 2 · 107 m·s–1.A fűtőanyagot ebben az esetben is dúsítják 235U-nal és 239Pu-val amelyek hasadnak a gyors neutronoktól is, szemben a 238U-nal, amely inkább befogja az ilyen neutront és 239U-vá alakul, amely radioaktív elem. A bomlás végterméke a 239Pu. A folyamat a fűtőanyagot körülvevő palástban zajlik le, ezért több fűtőanyag termelődik és tárolódik, ezért nevezik tenyészreaktornak. A gyorsreaktorok hatásfoka jobb, mint a termikus reaktoroké., ugyanis a a fűtőanyag a szennyeződést megelőzően jobban hasznosítható.

Tenyészreaktor vázlatát mutatja be a 7.18. ábra.

7-18. ábra - A tenyészreaktor vázlata (Forrás: Stockley et al. 1995.)

A tenyészreaktor vázlata (Forrás: Stockley et al. 1995.)


Az atomerőművek reaktoraiban lejátszódó láncreakciók során mintegy 520 hasadási és 20 egyéb nem hasadó termék képződik. A hasadó anyagok többségének felezési ideje igen rövid, 1–10 s, ezért ezek még akkor sem jelentenek veszélyt a környezetre,

918

ha kijutnak a légtérbe. A radioaktív izotópok közül mintegy 20 a 10 napon túli, és kb. 4–5 az egy éven túli felezési idejű izotóp. A környezet szempontjából a nemes-gáz izotópok és az illékony fémek a fontosak, ugyanis ezek juthatnak ki az atomerőművekből. Ebből a szempontból a forralóvizes reaktorok kedvezőtlenebbek, ugyanis a radioaktív izotópok a mikrorepedéseken keresztül juthatnak a fűtőelemekből a vízkörbe, majd a szivattyúk tömítésein keresztül a szivattyúházba és onnan a szellőzőkön át a szabadba.

A radioaktív izotópok közül leggyakrabban a 131I kerül a környezetbe.

Az atomerőművek egyébként normál üzemben nagyon csekély mennyiségű sugárzó izotópot juttatnak a környezetbe. A mérések szerint az összes sugárzás ritkán haladja meg a természetes háttérsugárzás értékét. A Nemzetközi Sugárvédelmi Bizottság (International Commission on Radiological Protection; ICRP) az egy főre eső évenkénti sugárterhelés felső határát 5 mSv-ben állapította meg, ugyanakkor a tényleges technikai terhelést 1 mSv-re becsülik. Az atomerőművek dolgozói számára a felső határ 50 mSv.

A környezet sugárterhelésének mérésére az atomerőművek környezetében egy kb. 30 km sugarú körben érzékeny műszerekkel, környezet-ellenőrző rendszert építettek ki. (a Paksi Atomerőmű 30km-es körzetében egy 24 mérőállomásból álló hálózat évente 4–5 ezer víz-és levegőmintát elemez, de természetesen a szakhatóságok is rendszeresen ellenőrzik a sugárzást).

Az egyéb légszennyező anyagok vonatkozásában néhány számadat érzékeltetheti a szénerőmű és az atomerőmű közötti különbséget.

Egy 1000 MW teljesítményű korszerű szénerőmű naponta 7000 t szenet fogyaszt és az éves szennyezőanyag kibocsátása a következő:

  • 6 500 000 t CO2

  • 4500 t NOx

  • 900 t SO2

  • 400 t nehézfém (As, V, Cd, Pb)

Egy 1000 MW teljesítményű atomerőmű naponta 80 kg uránt használ fel és évente keletkezik:

  • 30 t nagy aktivitású radioaktív hulladék, mely feldolgozás után 6 m3 térfogatú

  • ≈300 m3 kis és közepes aktivitású radioaktív hulladék

A hűtővízzel a befogadóba kerülő sugárzó anyagok még a légkörbe kerülőknél is kisebb sugárzási dózist jelentenek, így a vízbe kerülő radioaktív izotópok koncentrációja, nem éri el az ivóvízre meghatározott határértéket.

A befogadóknak a visszaadott hűtővíz által okozott hőszennyezésével számolni kell. Annak ellenére, hogy a hűtés során felmelegedett vizet hűtőtavakban lehűtik, a bevezetett víz hőmérséklete magasabb, mint a befogadóé. (A Paksi Atomerőmű által a Dunába visszaadott hűtővize 7–10 °C-kal nagyobb hőmérsékletű, mint a Duna hőmérséklete, ez a hőmérséklet különbség, a nagy vízhozam miatt maximum 1 °C hőmérsékletemelkedést jelent.)

Amint az előzőekből kitűnik egy 1000 MW teljesítményű könnyűvizes reaktor üzemeltetéséhez évenként mintegy 30 t 3%-ra dúsított 235U a felhasználás. Tekintettel arra, hogy a kiégett fűtőelem tömege megegyezik az új fűtőelem tömegével, az 1000 MW teljesítményű atomerőmű évente 30 t radioaktív hulladékot termel évente. Figyelembe véve az 1992-ben világviszonylatban működő atomerőművek számát és mintegy 330 GW teljesítményét, évente 9780 t radioaktív hulladék képződik.

Az atomerőmű baleseteket leszámítva a nukleáris energiatermelésben a legnagyobb környezeti veszélyt a radioaktív hulladék jelenti.

A kiégett fűtőelemeket egy ideig a reaktor közelében hűtött tartályokban tárolják.

A lehűtött kiégett fűtőelemek vagy a reprocesszálóba (újrafeldolgozó), vagy a hulladéktárolóba kerülnek.

A reprocesszáló üzemekben kémiai módszerekkel kivonják a kiégett fűtőelemekből 235U-t, a 239Pu-t, és a 249Cf-t, amelyekből az erőművekben újrahasznosítható fűtőanyagot készítenek. A műveletekkel összefüggésben újabb radioaktív izotópok kerülnek a környezetbe. Ezek közül a 10,8 év felezési idejű 85Kr emelendő ki, melynek légköri koncentrációja Berényi D.(1981.) szerint 1954–1981 között 27 mBq/m3-ről, 700 mBq · m–3-re emelkedett.

A reprocesszáláshoz felhasznált anyagok is erősen sugárzóvá válnak , és nagy mennyiségben halmozódnak fel az üzemek területén. Így ezek a nem oldják meg a nukleáris hulladékok problematikájának egy részét sem, ellenkezőleg újabb gondokat okoznak. Gyakran igen nagy távolságra szállítják a reprocesszálást követően a fűtő-elemeket(pl. Franciaországból Japánba) és ezáltal nő a balesetek kockázata.

A nukleáris fűtőanyag ciklus utolsó lépése az atomerőművekből, vagy a reprocesszáló üzemekből kikerülő nagy aktivitású, valamint ezek mellett a nagy mennyiségű a kis és közepes aktivitású, hosszú felezési idejű hulladékok biztonságos és végleges elhelyezése.

A nagy aktivitású hulladékok (a kiégett fűtőelemek) térfogata nem éri el a a teljes hulladék térfogat 1%-át, azonban ezek tartalmazzák az aktivitás 99%-át. Ezek hosszú felezési idejűek, hőt termelnek és igen veszélyesek. A becslések szerint 2006-ig világszerte mintegy 24 000 m3-re tehető a felhalmozódó kiégett nukleáris fűtőanyag mennyisége. A Paksi Atomerőműben évente 200–240 m3 folyékony és 80–100 m3 szilárd veszélyes hulladék képződik Az elhasznált fűtőanyagot ideiglenesen az erőműben létesült MVDS típusú biztonságos átmeneti tárolóban tárolják. Az eddigiekben a kiégett fűtőelemeket Oroszországba szállították, ahol az orosz fél szerződésben vállalta annak feldolgozását.

A végleges hulladék tárolók kialakítása jelenti a legnagyobb gondot az egész fűtőanyag ciklusban. Ezektől ugyanis megkövetelik az olyan biztonságos kialakítást, hogy még természeti katasztrófa (földrengés, vulkánkitörés) esetén sem kerülhet ki sugárzó anyag több ezer évig, nem okozhat kárt a környezetben, ill. nem veszélyeztetheti az embereket.

E szigorú követelményekkel magyarázható, hogy végleges hulladéktároló még sehol sem épült. A tárolás elve, hogy több szintű védelmet kell biztosítani, és ily módon kell elhelyezni a radioaktív hulladékokat. A harmadik védőréteget olyan természeti képződmény alkotja, amely megakadályozza, hogy katasztrófa esetén a hulladék vízzel érintkezzen, ill. felszínre kerüljön ki. Az eddig elvégzett vizsgálatok szerint ezeknek a követelményeknek lakóhelyektől távol eső, kristályos kőzetekben (bazalt), sóbányákban, ill. tufa-és agyagrétegekben kialakított tárolók felelnek meg a legjobban.

A kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok az összes aktivitás 1%-át teszik ki, az elhelyezésnél ezért inkább a nagy tömeg okoz problémát.

A közepes és kis aktivitású hulladékok körébe tartoznak a reaktormag környezetéből származó fűtőelem-bevonatok, iszapok, gyanták a reaktor magból kiszerelt acél elemek, a dolgozók által használt védőfelszerelések, szerszámok, laboratóriumi eszközök, szigetelőanyagok, víztisztítási maradékok stb.

A kis és közepes aktivitású hulladékot a felszín alatt a felszín alatti vizektől jól elszigetelt módon kialakított tárolókban helyezik el, a jobb helykihasználás érdekében tömörítve.

Egy Finnországban tervezett kis-és közepes aktivitású hulladék tárolót mutat be a 7.19. ábra.

7-19. ábra - A kis és közepes aktivitású reaktorhulladékok tervezett tárolója Olkiluotoban (Finnország) (Forrás: Sántha 1996.)

A kis és közepes aktivitású reaktorhulladékok tervezett tárolója Olkiluotoban (Finnország) (Forrás: Sántha 1996.)


Magyarországon Ófalu, ill. Feked térségében terveztek kis és közepes aktivitású radioaktív hulladéktárolót, azonban a lakossági tiltakozás végül meghiusította ezt az elképzelést.

7.5.2.3. Atomerőművi balesetek és környezeti hatásuk

A korábbi fejezetekben tárgyaltuk a nukleáris bomlás (fisszió) lényegét, amelynek során egyebek között nagy mennyiségű hőenergia keletkezik és még üzemszünet esetén is bekövetkezik a fűtőanyag felmelegedése. Annak érdekében, hogy megelőzzük a fűtőanyag, ill. a reaktor mag megolvadását hűtővizet, vagy egyéb hűtőanyagot kell áramoltatni a reaktormagon keresztül. Az esetleg bekövetkező olvadás katasztrófát okozna azáltal, hogy nagy tömegű nagy aktivitású radioaktív anyag kerülne a környezetbe.

Bár a teljes reaktor mag olvadása nem kívánatos esemény, mégis bekövetkezhet. Így pl. a hűtővíz csővezetékének meghibásodása következtében megszűnne a reaktormag hűtése. Ha a reaktormag vész hűtőrendszerének meghibásodása is bekövetkezne, akkor a mag túlmelegedése következne be és az a beton védőpajzson keresztül megolvasztaná az alatta lévő talajt. A talaj és az alapkőzet geológiai viszonyaitól függően a megolvadt mag 6–30 m mélységig lesüllyed, a hő fokozatosan szétterjed és szennyeződik a talajvíz.

Egy másik lehetséges balesetet okozó esemény lehet a reaktoron belüli nagy erejű gáz ill. gőz robbanás melynek következtében a szigetelő falon repedések keletkezhetnek és nagy aktivitású radioaktív anyagok kerülnek az atmoszférába, ahol radioaktív felhőket képeznek és az időjárási viszonyoknak megfelelően terjedve emberek ezrei szenvedhetnek sugár sérülést, és jelentős területeket szennyezhetnek radioaktív izotópokkal.

Ezek megelőzése érdekében az atomerőműveket számos biztonsági berendezéssel látják. Ezek közül néhányat sorolunk fel a következők szerint:

  • A reaktor falvastagsága 20 cm, és körül van véve beton ill. acél pajzzsal azzal a céllal, hogy elnyelje a neutronokat valamint az ionizáló sugarakat.

  • A szabályozó rúd veszélyhelyzet esetén automatikusan megállítja a maghasadást a reaktormagban

  • A rektor védőpajzs belső falán vasbeton szigetelés alakítanak ki, hogy – a reaktor teljes megolvadása kivételével-– megakadályozza a radioaktív gázok és egyéb anyagok légkörbe kerülését.

  • Nagyméretű elszívó rendszerek és kémiai anyagokat permetező berendezések távolítják el a a radioaktív port a levegőből, tovább csökkentve annak lehetőségét, hogy ezek a környezetbe kerüljenek.

  • Ha a hűtőrendszer csővezetéke megsérül egy vész-hűtőrendszer vízzel elárasztja a reaktormagot.

  • A biztonsági rendszer valamennyi komponense rendelkezik egy tartalék biztonsági rendszerrel amely az eredeti rendszert azonnal helyettesíti annak meghibásodása esetén.

Ezen biztonsági intézkedések és berendezések ellenére emberi mulasztásból, véletlen meghibásodásból adódóan bekövetkezhetnek üzemzavarok, ill. balesetek, amint ezt néhány bekövetkezett baleset bizonyította.

A nukleáris kockázat azoknak a kedvezőtlen hatásoknak a mértéke, amelyeket a nukleáris létesítmények működése, nukleáris anyagok előállítása, felhasználása, szállítása és végső elhelyezése, különösen pedig a nukleáris baleset bekövetkezése okozhat, elsősorban az adott létesítmény vagy tevékenység környezetében tevékenykedők, vagy az ott élő lakosság számára.

A balesetek bekövetkezési valószínűségére vonatkozóan különböző számítási módszereket alkalmaznak és ebből adódóan eltérő eredmények születtek.

A szakirodalom szerint jelenleg a valószínűségi kockázatelemzést (probalistic risk analysis = PRA) alkalmazzák, amellyel a kockázatot úgy határozzák meg, mint egy esemény bekövetkezési valószínűségének és az esemény következményeinek szorzatát. A módszert számos kritika éri az atomreaktorok biztonságának megítélésében történő alkalmazása miatt. A számításoknak ezért inkább elméleti jelentősége van.

Ha a valószínűségi kockázatelemzést egy 400 gigawattos teljesítmény feltételezésével végezzük el, akkor 200 évenként egyszer várható nagyobb mennyiségű radiaktív anyg környezetbe jutása. Két terawatt teljesítmény esetén 40 évenként következne be egy-egy súlyosabb reaktorbaleset.

A reaktorbalesetek súlyosságának megítéléséhez a Nemzetközi Atomenergia Ügynökség (International Atomic Energy Agency = IAEA), és a Gazdasági Együttműködés és Fejlesztés Szervezetének Nukleáris Energia Ügynöksége (Organization for Economic Cooperation and Development Nuclear Energy Agency = OECD NEA) által közösen összehívott nemzetközi szakértői csoport kidolgozta a Nemzetközi Nukleáris Eseményskálát (International Nuclear Event Scale =IAES)

Az eseményskála fokozatait mutatja be a 7.20. ábra.

7-20. ábra - A Nemzetközi Nukleáris Eseményskála

A Nemzetközi Nukleáris Eseményskála


A skála üzemzavart és balesetet, ill. 0. skála alatti csoportokat különböztet meg. Az üzemzavar fokozatai a következők

  • Rendellenesség: működési és üzemviteli rendellenesség, amely nem jár kockázattal, de biztonsági intézkedések hiányosságát jelzi. Adódhat berendezés hibából, emberi tévedésből vagy eljárásrendi hiányosságból.

  • Üzemzavar: műszaki üzemzavarok, vagy rendellenességek, amelyek közvetlenül vagy azonnal nem befolyásolták az erőmű biztonságát, de a biztonsági intézkedések újraértékeléséhez vezetnek.

  • Súlyos üzemzavar:

    • Radioaktivitás környezeti kibocsátása a megállapított korlátnál nagyobb, amely a környezetben a legjobban veszélyeztetett személy esetében néhány tized mSv effektív dózisegyenértéket jelent.

    • A berendezéshibák vagy üzemviteli zavarok következtében magas sugárszint és/vagy szennyeződés a telephelyen. A dolgozók esetében 50 mSv-t meghaladó effektív dózisegyenérték.

    • Üzemzavarok, amelyekben a biztonsági rendszerek egy további hibája baleseti körülményeket teremthetett volna, vagy olyan helyzetek, amelyekben a biztonsági rendszerek nem tudták volna megakadályozni a balesetet, ha bizonyos kiváltó események felléptek volna. Pl. Vandellos, Spanyolország 1989.

A baleset fokozatai a következők:

  • Elsősorban létesítményen belüli hatású baleset:

    • Radioaktivitás környezeti kibocsátása, amely a környezetben a legjobban veszélyeztetett személynél néhány mSv effektív dózisegyenérték besugárzást jelent. Általában nem valószínű, hogy a telephelyen kívül védelmi intézkedésekre legyen szükség, kivéve esetleg az élelmiszerek helyi ellenőrzését.

    • A reaktor zónájának károsodás mechanikai hatások és/vagy megolvadás következtében

    • A dolgozók sugárterhelése olyan mértékű (1 Sv nagyságrendű), hogy akut egészségi hatásokkal járhat. Pl. Saint Laurent, Franciaország,1980.

  • Telephelyen kívüli kockázattal járó baleset:

    • Hasadási termékek kibocsátása a környezetbe (száz‑ezer teraBq jód –131 egyenérték rnennyiségben) A balesetelhárítási tervek részleges végrehajtása (pl. kitelepítés) szükséges egyes esetekben az egészségi hatások valósínűségének csökkentésére.

    • A zóna nagy részének súlyos károsodása mechanikus hatások és/vagy megolvadások következtében. Pl. Three Mile Island, USA 1979.

  • Súlyos baleset:

    • Hasadási termékek kibocsátása a környezetbe (ezer–tízezer tera Bq jód ‑131 egyenérték mennyiségben) A helyi balesetelhárítási terv teljes körű végrehajtására nagy valószínűséggel szükség van a súlyos egészségügyi hatások elkerülése érdekében.

  • Nagyon súlyos baleset:

    • A reaktor zónájában lévő anyag nagy részének környezetbe való kibocsátása, beleértve jellemzően a rövid és hosszú felezési idejű radioaktív hasadási termékek keverékét (több tízezer tera Bq jód ‑131 egyenérték mennyiségben). Akut egészségi károsodás lehetősége fennál. Késői egészségügyi károsodás nagy területen, feltehetően egy országnál nagyobb területen. Hosszú távú körenyezeti következmények. Pl. Csernobil, volt Szovjetúnió 1986.

A skála azzal a céllal készült, hogy eszközül szolgáljon a lakosság azonnali és összehasonlítható tájékoztatására, az atomerőmű által jelentett esemény biztonsági jelentőségéről.

A Paksi Atomerőműben 1991-ben vezették be a Nemzetközi Nukleáris Eseményskálát.

A következőkben egy néhány jelentősebb atomerőmű balesetről néhány szót.

Az első atomerőmű baleset az Egyesült Államokban Alabamában, Decatur közelében 1975. március 22-én következett be, fenntartási munkák közepette. A biztonsági hűtőrendszer megakadályozta radioaktív anyagok környezetbe jutását.

Az Egyesült Államok atomerőműinek történetében a legsúlyosabb balesetként tartják nyilván az 1979. március 28-án a Three Mile Island atomerőműben (Pennsylvania) bekövetkezett balesetet, amely a reaktorzóna súlyos károsodását eredményezte. A telephelyen kívüli radioaktív kibocsátás nagyon korlátozott mértékű volt. Haláleset nem következett be, azonban 50 000 közeli lakost telepítettek ki. A balesetet a berendezések meghibásodása, és emberi mulasztás okozta. Az esemény az 5. szintű besorolást kapta.

Az eddigi nukleáris erőmű balesetek közül a legsúlyosabb baleset a1986. április 26-án következett be az egykori Szovjetúnióban (ma Ukrajna)a Csernobili Atomerőműben. A négy grafit-moderátoros, vízhűtéses reaktor egyikében két gázrobbanás következett be, melynek eredményeként a reaktorok üzemi épületének teteje felrobbant és kigyulladt a grafit mag. A baleset akkor következett be amikor az erőmű mérnökei kísérletek elvégzéséhez szándékosan kikapcsolták a reaktorok automatikus biztonsági és jelző rendszerét. A robbanás és a tűz eredményeként nagy aktivitású radioaktív anyagok kerültek az atmoszférába és a légmozgás hatására a radioaktív felhők az akkori Szovjetúnió tagországai egy részén(Ukrajna északi része, Fehéroroszország, a Baltikum államai) és gyakorlatilag Európa jelentős részén végig vonultak (7.21. ábra).

7-21. ábra - A radioaktív felhő terjedése Európában a csernobili reaktorbaleset (1986. április 26.) utáni napokban. A jobb alsó ábra: cézium-137 izotóp felszíni aktivitása 1000 Bq/m2-ben Park C.C. (1989) szerint (Forrás: Kerényi, 1995)

A radioaktív felhő terjedése Európában a csernobili reaktorbaleset (1986. április 26.) utáni napokban. A jobb alsó ábra: cézium-137 izotóp felszíni aktivitása 1000 Bq/m2-ben Park C.C. (1989) szerint (Forrás: Kerényi, 1995)


A potenciálisan az egészségre káros radioaktív anyagok rakódtak le az erőműtől 2 000 km távolságra mintegy 20 országban. A tűzoltás 10 napja alatt további radioaktív anyagok kerültek a szomszédos területekre. Az erőmű 30 km sugarú környezetéből 135 000 lakost telepítettek ki. Öt hónappal a baleset után 31 erőműi dolgozó és tűzoltó halt meg a az ionizáló sugarak káros hatására és további 200 szenvedett akut sugárbetegségben, akik jelentős része rövid időn belül elhalálozott a rákos megbetegedésben. Az erőmű környezetében 2590 km2 szennyeződőtt a talaj a radioaktív kihullás (fall out) következtében. Valamennyi környező erdőt ki kell vágni és a feltalajt el kell távolítani ill. elégetni.

Nyugati orvos szakértők véleménye szerint elsősorban Ukrajnában és Belorussziában a következő 70 évben további 5 000, de nem kizárt, hogy 100 000 ember idő előtti halálával kell számolni a sugárzás okozta rákos megbetegedések következtében.

A keletkezett károkat 3–5 milliárd dollárra becsülik, de figyelembe véve a hoszszútávú egészségügyi káros hatásokat elérheti a 14 milliárd dollárt is.

Az nem igényel különösebb magyarázatot, hogy ezt a balesetet a Nemzetközi Nukleáris Eseményskála legsúlyosabb, 7. szintjére sorolták be széleskörű környezeti és egészségügyi hatása miatt.

7.5.2.4. A nukleáris energia jövője

A nukleáris energiát, mint az elektromos áram-termelés erőforrását ma még meglehetősen szigorúan ítélik meg.

A nukleáris energia védői azzal érvelnek, hogy a nukleáris elektromos áram-terme-lés a legkedvezőbb a környezet szempontjából, mert

  • nem termel a globális felmelegedést okozó széndioxidot,

  • nem okoz savas ülepedést előidéző gázokkal (SO2, NOx) történő légszennyezést,

  • ha a tenyész reaktorokat tovább fejlesztik, akkor a termelődő fűtőanyag mennyisége jelentősen megnő a jobb hatásfok miatt.

Az érvek között említik, hogy az atomreaktorokkal történő áramtermelés biztonságosabb, mint az erőművek egyéb típusaival. Ezt azzal indokolják, hogy a fejlesztések révén a jelenlegieknél biztonságosabbak lesznek a jövő atomerőművei. Véleményük szerint az atomerőművek szabványosításával és fejlesztésével azok biztonságosabbá és kisebb méretűvé tehetők így ezekkel az ily módon történő áram előállítás aránya növelhető.

Az ellenzők egyebek között azzal érvelnek, hogy ha szénerőműveket át akarjuk alakítani atomerőművekké, az igen jelentő beruházási költségekkel járna.

A vita eldöntésénél a környezettel kapcsolatos, az előzőekben felsorol érveket, szembe kell állítani a biztonság, ill. radioaktív hulladék problémával, figyelembe véve az e területeken várható fejlesztéseket.

A jövő század nukleáris energia forrásaként tartják számon a magfúzió lehetőségét, azonban e területen még számos probléma megoldása várat magára.