Ugrás a tartalomhoz

A nukleáris ipar hulladékkezelési kihívásai

Dr. Szűcs István (2013)

2.3. Nemzetközi szervezetek szabályozási rendszere és mértékadó ajánlásai

2.3. Nemzetközi szervezetek szabályozási rendszere és mértékadó ajánlásai

Hazánk európai integrációja szükségessé teszi, hogy az ilyen, szakmailag és politikailag egyaránt kritikus kérdéseket (mint például a radioaktív hulladékok végleges elhelyezését célzó kutatások) nemzetközileg elfogadott, eurokonform módszerek alkalmazásával kezelje. Ezért röviden vázoljuk a témakörben illetékes nemzetközi szervezetek legfontosabb általános deklarációit, illetve azokat a konkrét előírásokat és ajánlásokat, amelyek a radioaktív hulladékok végleges elhelyezésére alkalmas telephelyek hazai minősítése során mindenképpen figyelembe veendő körülményekre vonatkoznak.

2.3.1. A Nukleáris Hulladék Konvenció

A jelenlegi legmagasabb szintű, a témával foglalkozó joganyag a NAÜ kezdeményezésére, több éves előkészítő munka eredményeképpen megszületett „a kiégett fűtőelemek és a radioaktív hulladékok kezelésének biztonságáról szóló közös egyezmény” (a Nukleáris Hulladék Konvenció). Az egyezményt hazánk 1997. szeptember 29-én, az elsők között írta alá, majd a 1998. június 2-án ratifikálta is azt. Az egyezmény kihirdetésére a 2001. évi LXXVI. törvényben került sor.

A Nukleáris Hulladék Konvenció, céljával és jellegével összhangban, a döntően a nukleáris anyagok elterjedésének megakadályozását (safeguards), illetve az általános biztonsági és sugárvédelmi szempontok érvényesítését kívánja megvalósítani. A nagy aktivitású radioaktív hulladékok problémájának teljes megoldására ez a joganyag is a mély geológiai formációban való végleges elhelyezést tekinti az egyetlen, jelenleg elfogadható végleges technikának. Általános jellegű előírásai azonban kevésbé alkalmazhatóak a potenciális telephelyek minősítésének országos szintű gyakorlatában.

2.3.2. A NAÜ által kidolgozott szabályozási rendszer fontosabb elemei

A nukleáris energia békés célú alkalmazásának tekintetében nemzetközi főhatósági szerepkört betöltő NAÜ által kidolgozott szabályozási rendszernek igen nagy gyakorlati jelentősége van. A bécsi székhelyű szervezet a 60-as évek eleje óta – mind számát, mind témaköreit tekintve – folyamatosan szélesedő, rendkívül kiterjedt előírásrendszert vezetett be a nukleáris biztonságot érintő kérdések szabályozására. Ezen belül a radioaktív hulladékok problémaköre csak a '70-es évek végétől került igazán előtérbe: ekkor kezdődött meg a Radioactive Waste Safety Standards sorozat kiadása.

A kilencvenes évek közepére a szabályozási rendszer egyes elemei között felmerülő harmonizálási problémák már igen súlyosnak bizonyultak. Ezért elhatározták a rendszer átalakítását, és jelenleg is intenzíven dolgoznak a témakört érintő előírások, illetve ajánlások teljes körű felülvizsgálatán. (A felülvizsgálati program mindenkori aktuális helyzetéről a www.iaea.org internet-címen lehet tájékoztatást kapni.)

A NAÜ négy olyan Tanácsadó Bizottságot (Advisory Committee – AC) hozott létre, amely felelős az alábbi tématerületeken hatályos dokumentumok felülvizsgálatáért:

  • Nukleáris biztonság (Nuclear Safety; felelős bizottság: NUSSC);

  • Sugárbiztonság (Radiation Safety; felelős bizottság: RASSC);

  • Radioaktív hulladék biztonság (RadWaste Safety; felelős bizottság: WASSC);

  • Szállítási biztonság (Transport Safety; felelős bizottság: TRANSSC);

Az ötödik, legáltalánosabb terület, az általános biztonság (General Safety) kategóriájába tartozó anyagok előkészítéséért valamennyi említett Tanácsadó Bizottság közösen felel, az egyel magasabb jóváhagyási szintet képviselő biztonsági szabványokért felelős bizottság (Advisory Commission on Safety Standards; ACSS) nevű testület irányítása alatt.

Az új rendszer keretében létrejött, illetve létrejövő dokumentumok két alapvető csoportba tartoznak, amelynek egymástól elkülönülő feladatait már a nevek is jól érzékeltetik:

  • Biztonsági szabványok sorozata (Safety Standards Series; SSS), amelyek elsődleges célja, hogy az egyes nemzeti szabályozások alapját képező információkat rendszerezze.

  • Biztonsági (műszaki) jelentések sorozata (Safety (Technical) Reports Series; S(T)RS), amely a témával kapcsolatosan praktizáló kutatókhoz, szakemberekhez, mérnökökhöz szól, és a több évtizedes kutatási gyakorlatból nemzetközi szinten is leszűrhető legfontosabb módszertani, gyakorlati tapasztalatokkal foglalkozik.

Ezen anyagok összeállításához a világban működő programok legjobb vezető szakértőit szervezik munkacsoportokba. Így az egyes konkrét kutatási fázisok tervezése során talán a leginkább ezekre az információkra lehet és kell támaszkodni. Az SSS-en belül az egyes dokumentumok a következő három hierarchikus szintre sorolhatók be:

  • Biztonsági alapok (Safety Fundamentals; SF), amely körbe tartozó kiadványok a legmagasabb szintű, a tagországok számára kötelező elvi-etikai és szakmai deklarációkat ismertetik;

  • Biztonsági követelmények (Safety Requirements; SR), amik a legfontosabb, kötelező jelleggel figyelembe vevő konkrét szakmai, tervezési előírásokat gyűjtik össze;

  • Biztonsági útmutatók (Safety Guides; SG), amelyek módszertani útmutatókat, eljárásrendeket, ajánlásokat tartalmaznak. Ezek alkalmazása ugyan – tekintettel esetleges helyszínspecifikus vonatkozásokra – nem feltétlenül kötelező, de a nemzetközi szakmai ismeretek olyan széles bázisára épülnek, hogy megalapozott indokok hiányában az ezektől való jelentős eltérés egyetlen tagország számára sem javasolható. (Ez a sorozat áll a legközelebb a TRS köteteihez.)

A radioaktív hulladékok végleges elhelyezésére alkalmas telephelyek hazai minősítése során értelemszerűen elsősorban az ACSS és a WASSAC hatáskörébe tartozó dokumentumok áttekintése tartozik. Az alábbiakban – az általános deklarációktól a részletes megvalósítási irányelvek felé haladó sorrendben – ezeket az információkat rögzítjük (átugorva a radioaktív hulladékok kategorizálásának és a hulladékkezelés alapelveinek korábban már részletesen tárgyalt kérdéseit).

2.3.2.1. A geológiai formációban történő elhelyezés biztonsági alapelvei és műszaki követelményei

Már több évtizede tartós és egyre inkább erősödik a szakmai egyetértés azzal kapcsolatban, hogy a nagy aktivitású, hosszú élettartamú, hőtermelő radioaktív hulladékok végleges elhelyezésére az alkalmas geológiai képződmény a leginkább reális alternatíva. Ez jut kifejezésre az [IAEA, 1989] (No. 99; „Safety Principles and Technical Criteria for the Underground Disposal of High Level Radioactive Wastes”) jelű anyagban is, amelyet a téma egyik legfontosabb alapdokumentumának lehet tekinteni. (2006-ban ennek felülvizsgálataként adták ki a "Geological Disposal of Radioactive Waste WS-R-4 Safety Requirements" dokumentumot.)

A dokumentum a nagy aktivitású és hosszú élettartamú radioaktív hulladékok végleges elhelyezésének fő céljait az alábbiak szerint határozza meg:

  • A jövő nemzedékekkel szemben érzett felelősség miatt a nagy aktivitású hulladékokat hosszú távon úgy kell elszigetelni az emberi környezettől, hogy ne hárítsuk utódainkra az elhelyezési rendszer üzemeltetésének, vagy intézményes ellenőrzésének kötelezettségét.

  • Az alkalmazott megoldás olyan legyen, hogy az hosszú távon garantálja a radiológiai biztonságot, vagyis a jelenleg érvényes alapelvek szerint az ember és a teljes környezet radiológiai hatásokkal szembeni védelmét.

A fenti célok elérése érdekében megfogalmazandó alapelveket a dokumentumok az alábbiak szerint rögzíti:

  • A jövő generáció terheinek minimalizálása. Értelemszerű, hogy a végleges elhelyezés időpontjával kapcsolatos döntések meghozatalánál egyéb szempontokat is figyelembe kell venni (pl. egy felszíni átmeneti tárolás mellett műszaki és sugárvédelmi érvek, a rendelkezésre álló műszaki lehetőségek – például a végleges elhelyező létesítmény rendelkezésre állása –, a nukleáris anyagok készletgazdálkodásával kapcsolatos megfontolások, valamint egyéb gazdasági, társadalmi vonatkozások). Az alapelv azonban deklarálja, hogy a nukleáris energiával kapcsolatos terheket azoknak a generációknak kell viselni, akik annak fő haszonélvezői voltak.

  • A biztonság függetlensége az intézményes ellenőrzéstől. Természetesen nem kizárt, hogy a jövő generációk – saját szuverén elhatározásuk alapján – erőforrásokat biztosítsanak a végleges elhelyező létesítmény karbantartására és/vagy intézményes ellenőrzésére, de a megoldás biztonsága nem múlhat ezen.

  • A jövőbeli radiológiai kockázat minimalizálásának elve. A végleges elhelyezést úgy kell megvalósítani, hogy annak ne legyen olyan előre látható jövőbeli kockázata az emberi egészségre, vagy a természeti környezet más elemeire, ami ma ne lenne elfogadható.

  • Országhatárokon túlmutató hatások kezelésének alapelve. A nagy aktivitású hulladékok végleges elhelyezési biztonsága kapcsán számításba veendő terület – a vizsgált helyszín jellegétől és elhelyezkedésétől függően – bizonyos esetekben akár a végleges elhelyezést megvalósító ország határain túl is nyúlhat. Ilyen esetekben a szomszédos ország érintett populációjára alkalmazandó sugárvédelmi kritériumok és eljárásrendek nem lehetnek kevésbé szigorúak, mint a kibocsátást generáló ország saját, belső szabályai.

  • Felső dózis-egyenérték korlát megállapítása. A dokumentum deklarálja azt a felismerést, hogy léteznek olyan mechanizmusok, amelyek valamilyen alacsony valószínűséggel az elhelyezett radionuklidok egy részének kiszabadulását eredményezhetik. Ezek a mechanizmusok kétfélék lehetnek:

    • egyrészt az alkalmazott mérnöki gátak degradációja, illetve a földtani gát izolációs képességének véges volta következtében bekövetkező lassú, fokozatos migrációra (ún. normál scenáriók);

    • másrészt pedig a gátrendszer elemeinek pillanatszerű roncsolódását eredményező folyamatok (pl. geodinamikai események, szándékolatlan, vagy szándékos emberi behatolás), az ún. roncsolódásos scenáriók lehetséges hatásaira kell itt gondolni.

Az IAEA szabályozása megköveteli, hogy a normál scenáriók eredményeképpen fellépő átlagos dózis a lakosság kritikus csoportjára nézve ne lépje túl azt a felső dózisegyenérték korlátot, amelyet a nemzeti hatóság a releváns egyéni dóziskorlátból erre a tárolóra kioszt. Ez a releváns dózis hosszan tartó besugárzás esetén 1 mSv/év terhelésnek felel meg. A jövőben fellépő dózisok számításánál abból a feltételezésből kell kiindulni, hogy az akkori egyedek életstílusa és táplálkozási szokásai azonosak a ma élő emberekével.

  • Felső kockázati korlát megállapítása. A dokumentum a lakosság kritikus csoportjára vonatkozó egyedi kockázat még megengedhető értékét 10-5 eset/évben korlátozza mindazon esetekre (roncsolódásos scenáriók), amelyeket a felső dózisegyenérték-korlát alkalmazásával nem lehet kezelni.

  • Az ALARA-elv alkalmazása. A nukleáris biztonságtechnikában általánosan alkalmazott ún. ALARA-elv alkalmazásával a végleges elhelyezésből származó dózisterheléseket az észszerűen – vagyis irreális többletráfordításokat nem igénylő módon – elérhető legalacsonyabb szinten kell tartani. (A felső dózisegyenérték és kockázati korlát azonban semmiképpen sem léphető túl.)

A dokumentum szerint a fenti célkitűzések és biztonsági alapelvek megvalósítása érdekében az alábbi követelményeknek kell teljesülniük:

  • Általános rendszerszintű megközelítés. A végleges elhelyezés hosszú távú biztonságát tagolt védelemmel kell garantálni. A tagolt védelem a hulladékforma, a csomagolás, az alkalmazott mérnöki gátak megfelelő kialakításából, valamint a földtani gát és környezete megfelelő kiválasztásából áll. A követelmény elsősorban azt mondja ki, hogy a létesítmény hosszú távú biztonságának értékelésénél a komplex, tagolt rendszer integrált teljesítőképességét kell vizsgálni. Kiemeli viszont azt is, hogy a nagy aktivitású hulladékok esetében a földtani gátnak meghatározó jelentősége van, mivel a mérnöki alkotások teljesítőképessége biztosan nem garantálható a hulladékok teljes eliminációjához vezető időintervallumra.

  • Radioaktív izotóp-tartalom meghatározása. A földtani gát szerepét játszó terület értékelése (célszerűen már a kiválasztása is) megfelelő biztonsággal csak a hulladék összetételének és fizikai, radiokémiai jellemzőinek ismeretében történhet (forrás-oldali paraméterek). Annak érdekében, hogy a tervezés és értékelés során alkalmazott jellemzőkkel megegyező legyen a végleges elhelyezésre kerülő hulladék radioaktív izotóp-tartalma, megfelelő hulladékátvételi kritériumokat kell meghatározni és kötelezően alkalmazni.

  • A megfelelő hulladékforma kialakítása. A nagy aktivitású radioaktív hulladékok kizárólag olyan kondicionálás után kerülhetnek végleges elhelyezésre, amelynek végeredményeképp szilárd halmazállapotba, illetve az elhelyezési rendszernek megfelelő formába kerülnek, továbbá a radioaktív izotópok visszatartását elősegítő fizikai és kémiai tulajdonságokkal rendelkeznek.

  • A kezdeti izolációs időszak jellemzőinek megfelelő kialakítása. A végleges elhelyezésre kerülő hulladékok kezdeti időszakban viszonylag magas hőterhelése és sugárzási szintje (még átmeneti tárolás, vagy reprocesszálás után is) következtében a tárolás kezdeti időszakát kritikusnak kell tekinteni mind a hulladékot körülvevő földtani gát stabilitása, mind pedig a számításba veendő hidrogeológiai, mechanikai, termikus, geokémiai, mikrobiológiai, stb. folyamatok komplexitása és tervezhetősége szempontjából. Ezért az elhelyezési rendszer teljesítmény-értékeléséhez meg kell határozni az ún. magas fokú izolációs időszak (amikor a mérnöki gátrendszer elemei még biztosan képesek az izotópmigráció teljes meggátlására) szükséges hosszát és ennek jellemzőit.

  • A végleges elhelyező létesítmény tervezése és építése. Alapelv, hogy a létesítés, az üzemeltetés és a lezárás során is minden műveletet úgy kell tervezni, valamint kivitelezni, hogy a befogadó kőzet és a releváns környezet megfelelő biztonsági funkciója mindvégig fennmaradjon. A gyakorlatban ez azt jelenti, hogy

    • egyrészt törekedni kell olyan technológiák kiválasztására (illetve ezek megfelelő módon történő végrehajtására), amelyek a lehető legkisebb mértékben csökkentik a telephely izolációs képességét;

    • másrészt az így okozott hatásokat is értékelni kell a biztonságra gyakorolt következményeik szempontjából.

  • Nukleáris kritikus állapot megelőzése. Az objektum és az elhelyezési rendszer geometriáját úgy kell kialakítani, hogy az elhelyezésre kerülő hulladékokban felhalmozott hasadóanyag bármilyen elképzelhető scenárió esetén is szubkritikus állapotban maradjon.

  • Megfelelő geológiai környezet kiválasztása. Ezen általános követelmény a gyakorlatban két feltétel teljesítésével elégíthető ki:

    • A létesítményt olyan mélyen kell telepíteni, hogy az megfelelő védelmet nyújtson az elhelyezett hulladék számára bármely számításba vehető külső körülmény és folyamat ellen;

    • A létesítményt olyan tulajdonságokkal rendelkező befogadó kőzetben kell telepíteni, amely nem növeli meg jelentősen a mérnöki gátak leromlási sebességét, illetve azok degradációját követően megfelelően korlátozza a külső környezet felé irányuló radionuklid-transzportot.

  • Természeti erőforrások (készletek) figyelembevételének kötelezettsége: A tároló telephelyét és méretét úgy kell megválasztani, hogy az ne kerüljön olyan értékes természeti erőforrások és anyagok közelébe, amelyek más forrásból nem állnak rendelkezésre. Ez a készletgazdálkodási megfontolások mellett azért is lényeges, mivel így csökkenthető (teljesen azonban nem zárható ki) annak esélye, hogy a jövőben a természeti erőforrások felkutatása, vagy kitermelése az objektum integritását veszélyeztesse és így roncsolódásos scenárió következzék be.

  • Biztonsági elemzések alkalmazásának kötelezettsége. Ez a követelmény azon a felismerésen alapul, hogy a végleges elhelyező létesítmény hosszú távú biztonságának igazolása közvetlen módon nem lehetséges. Ennek ellenére – megfelelő műszaki és tudományos adatbázisok létrehozásával és számítási-értékelési módszerek kifejlesztésével – lehetőség van a biztonság közvetett módon történő bizonyítására. Ezt az eljárás hívják biztonsági elemzésnek. A biztonsági elemzés során az előre rögzített kockázati és dózis-kritériumok teljesíthetőségét kell vizsgálni; a forrás-oldal, az elhelyezési rendszer, a tagolt védelem, valamint a bioszféra-paraméterek együttes elemzése alapján. Ez történhet determinisztikus és sztochasztikus módszerek alkalmazásával, de a kettő párhuzamos alkalmazása és egymással való ellenőrzése az igazán kívánatos megoldás.

  • Minőségbiztosítás. A telephely kiválasztásának, értékelésének, a létesítmény építésének, üzemeltetésének, lezárásának valamennyi folyamatára, valamint a tagolt védelem minden, emberkéz alkotta összetevőjére minőségbiztosítási rendszert kell létrehozni és üzemeltetni annak érdekében, hogy a vonatkozó műszaki szabványokban előírt minőség, illetve a tervezés és biztonsági elemzés során feltételezett tulajdonságok garantálhatók legyenek. Ehhez megfelelő szervezeti struktúrát kell felépíteni, és be kell mutatni azon szervezetek, illetve személyek felelősségét és jogait, akiket a minőségbiztosítási rendszer kidolgozásába és üzemeltetésébe bevontak.

  • Az értékelés időtávlatainak meghatározása. Világosan fel kell ismerni, hogy – bár a jövő generációkkal szembeni felelősségünk időben korlátlan – a fent rögzített módszerekkel történő (tehát a jelenlegi életviteli és táplálkozási szokások számba vételén alapuló) értékelési eljárások több tízezer éves távlatokban egyre inkább spekulatívvá válnak. Ezért rögzíteni kell azt az időléptéket, amelyen belül a felső dózisegyenérték-korlát alkalmazásával végzett elemzést mennyiségileg is elfogadható biztonsággal kivitelezhetőnek tartjuk. Ez nem azt jelenti, hogy a későbbi, megnövekedett bizonytalanságú időszakokra vonatkozólag nincs szükség további elemzésre, de erre nézve már egyéb független módszerek, illetve garanciát jelentő eljárások kifejlesztése kívántatik meg. A roncsolódásos scenáriók kockázatának elsősorban földtani stabilitási vizsgálatokra épülő elemzése természetesen hosszabb időléptékben is értékelhető, ezért ezt a vizsgálatot a hulladék teljes várható eliminációs időtartamára vonatkoztatva is indokolt elvégezni.

2.3.2.2. A telephely-kiválasztás és telepítés alapvető irányelvei

A fenti alapelvekből, illetve követelményekből a kőzettest és telephely kiválasztására, jellemzésére, valamint a telepítési folyamatra vonatkozóan figyelembe veendő irányelveket az [IAEA, 1994] dokumentuma foglalja össze ("Siting of Geological Disposal Facilities").

Bár Magyarország esetében a végleges elhelyezés érdekében kutatandó, első számú formáció (Bodai Aleurolit Formáció; BAF) a fentiek szerint már kiválasztásra került, a dokumentum néhány általános alapelvének rögzítése azért is célszerű, mert azok a telephely-minősítés bármely fázisában is kötelező érvénnyel bírnak.

A dokumentum első része a helyszínkiválasztási és telepítési folyamat általános követelményeit rögzíti. Ennek legfontosabb elemeit az alábbiak szerint foglalhatjuk össze:

  • A célra megfelelő befogadó geológiai környezet és telephely kiválasztása során abból kell kiindulni, hogy a kiválasztás helyességével (tehát a hosszú távú izolációs képesség meglétével) kapcsolatban megfelelő értékelési eljárások lefolytatása, valamint bizonyítási kötelezettség terheli a szakembereket és a döntéshozókat. A döntéshozatalnál a már említett rendszerszintű megközelítést kell alkalmazni.

  • A telephely kiválasztása és a végleges elhelyezésre kerülő hulladékok típusa és mennyisége szoros kapcsolatban kell, hogy álljon egymással.

  • Tekintettel a nagy aktivitású hulladékok kapcsán megvalósítandó izoláció rendkívül hosszú időtartamára, a telephelyjellemzést követően egy időigényes, (általában több évtizedes) verifikációra kerül sor, amelynek elsődleges célja az izolációs kapacitást meghatározó legfontosabb jellemzők és folyamatok hosszú távú ellenőrzése helyszíni, tehát földalatti laboratóriumi körülmények között. A földalatti laboratóriumok (Underground Research Laboratory; URL) emellett lehetővé teszik a végleges elhelyezés megvalósításához alkalmazható technológiák fejlesztését és megvalósíthatóságuk igazolását is.

  • A fentiek szerint megfelelően előkészített telephely-jellemzés és biztonsági értékelés alapozhatja meg a telepítési döntést, amelyet a kivitelezés, az üzemszerű működés és a lezárás követ. A verifikációnak azonban a létesítmény teljes üzemideje alatt tovább kell folytatódnia.

A dokumentum második része részletesen tárgyalja azokat a követelményeket, amelyek a potenciálisan alkalmasnak tekinthető kőzettest, illetve telephely kiválasztásához vezetnek. Az alkalmazott megfogalmazás szerint a kritériumok nagy segítséget jelentenek a döntési folyamatban, de nem szabad őket abszolút feltételeknek tekinteni. A tervezési fázisban nagyon fontos a rugalmasság és az, hogy megmaradjon a lehetőség arra, hogy a rendszer valamely komponensének a gyengeségét egy másikkal szemben megfogalmazott szigorúbb követelményekkel kompenzáljuk.

2.3.2.3. A geológiai formációban történő elhelyezés gyakorlati kérdései

Az IAEA 2003 februárjában adta ki a Technical Reports Series No. 413. jelű dokumentumot [IAEA 2003] (Scientific and Technical Basis for Geological Disposal of Radioactive Wastes), ami – a vonatkozó hazai jogszabály mellett – a kutatások tervezése, kivitelezése és értékelése során minden bizonnyal az egyik legtöbbet idézett, (és a további fejezetekben részletesebben tárgyalt) anyag.

A jelentést készítő munkacsoport életre hívásakor az IAEA abból indult ki, hogy – bár a több évtizedes kutatási tapasztalatok alapján már szinte teljes a szakmai konszenzus a nagy aktivitású radioaktív hulladékok végleges, mély geológiai formációban történő elhelyezésének szükségességével és kivitelezhetőségével kapcsolatban – még egyetlen országban sem lépett működésbe ilyen létesítmény (leszámítva az USA-ban, Új Mexikó államban, Carlsbad mellett kialakított, a nem jelentős hőterhelést eredményező hulladékok részére kialakított „Waste Isolation Pilot Plant”-et, rövidítve: WIPP-et). A legtöbb, ezt célzó nemzeti program vita tárgyát képezi, és késedelmet szenved, mert a társadalom egyes csoportjai nem bíznak ebben a megoldásban. Ezért a dokumentum bemutatja a geológiai tárolók tudományos és műszaki kérdéseit illetően az utóbbi évtizedben tett igen jelentős előrelépéseket, bizonyítja a koncepcióval kapcsolatos ismeretek helytállóságát, megbízhatóságát, valamint ésszerű indokokat és útmutatást ad a tagországok számára a biztonságos geológiai tárolók építéséhez. A jelentés teljes mértékben a fentiekben ismertetett dokumentumokban lefektetett alapelvekre támaszkodik.

Az anyag első részében a mély geológiai formációban történő végleges elhelyezés koncepciójának általános ismertetésére kerül sor, külön kiemelve a megoldás alapvető működési elvét és biztonságot garantáló elemeit. Megközelítése természetesen rendszerszemléletű, így a működő létesítmény valamennyi elemének (hulladékforma, hulladékcsomag, műszaki gátrendszer, a tároló kiépítése, a természetes gátrendszer, valamint a bioszféra) tervezésére, vizsgálatára és minősítésére is kitér. A leírás a végleges elhelyező létesítmények különböző funkcióira helyezi a hangsúlyt, melyeket élettartamuk különböző szakaszaiban el kell látniuk. Leírja mindazon folyamatokat, melyek fontosak a radionuklidok elhelyezését illetően, valamint azokat is, melyek hatással lehetnek az egyes gátak hosszú távú épségére. Kijelöli azokat a fontosabb, de jelenleg még nagyobb fokú bizonytalanságokkal terhelt szakmai területeket is, melyeken a megfelelő szintű biztonság eléréséhez komolyabb előrelépést kell még elérni az egyes nemzeti programokban, illetve a nemzetközi együttműködésben.

A dokumentum kiemeli, hogy a minősítéshez és biztonsági értékeléshez tartozó egyes lényeges tulajdonságok, folyamatok, jelenségek erősen hely- és koncepciófüggők lehetnek. Így például igen fontos megállapításokat tesz a különböző jellegű potenciális befogadó összletekben tervezett tárolók tervezésekor, létesítésekor és biztonsági értékelésekor figyelembe veendő folyamatokkal kapcsolatban.

Egy nagy aktivitású és hosszú élettartamú radioaktív hulladékok számára készülő elhelyező létesítmény építése, üzemeltetése és megszüntetése – beleértve valamennyi föld alatti üreg bezárását is – rendkívül széles körű és komplex műszaki és tudományos ismereteket kíván meg, amelyeket alkalmazni kell a koncepcionális megközelítésben, a tervezés, valamint a teljesítmény- illetve biztonsági értékelés minden fázisában. Egyértelmű definíciót kell adni továbbá a teljesítmény- és biztonsági értékelés magyar szakmai nyelvben általában eléggé félreérthetően használt fogalmaira is: Eszerint a:

  • "Teljesítményértékelés" (Performance Assessment; PA) kifejezést akkor használjuk, amikor az elemzés a többszörös gátrendszer elemeinek működőképességét, illetve annak időbeli alakulását vizsgálja.

  • "Biztonsági elemzés"-ről illetve "biztonsági értékelés"-ről (Safety Assessment; SA) pedig akkor beszélünk, ha a rendszer elemzése alapján a lehetséges következményeket, terheléseket a biztonsági szabványokkal, előírásokkal hasonlítjuk össze.

A dokumentum kiemelten tárgyalja a PA/SA feladatait a létesítmény építéséhez, üzembe helyezéséhez illetve felszámolásához vezető döntéshozatali folyamatban. Kiemelendő megállapítás, hogy a döntésekhez széles körű egyetértésre van szükség az egyes fázisokat lezáró biztonsági elemzés következtetéseit illetően. Ennek elősegítése érdekében a dokumentum külön hangsúlyt fektet az ún. "Safety Case" (SC) (a legjobb magyar fordítás a "biztonsági dosszié") összeállításának és folyamatos ellenőrzésének központi szerepére. Ennek kiemelése azért is szükséges, mivel – bár a nemzetközi gyakorlatban ezt a fogalmat már igen régóta, és széles körben használják – a hazai programokban ez a fogalom mindez ideig nem nagyon került elő.

A biztonsági dosszié összeállításának célja a többszörös gátrendszer működése által biztosított végleges elhelyezés hosszú távú biztonságába vetett bizalom felépítése valamennyi olyan információ megszerzése révén, melyek elősegítik a működés szélesebb körben történő megértését, illetve a szakemberek által megfelelő mértékben bizonyított és demonstrált megoldások elfogadtatását. A biztonsági dosszié egyaránt támaszkodik a teljesítmény- illetve a biztonsági értékelések eredményeire, de ezeken kívül még további minőségi bizonyítékokat és érveket sorakoztat fel annak bemutatására, hogy a létrehozott teljes rendszer működésének bizonytalansága az elfogadható tartományon belülre esik. Az összeállítás és bemutatás folyamatában tehát ki kell jelölni azokat az általános, koncepcionális területeket, melyeket jól ismerünk, és ahol nyugodtan hagyatkozhatunk a nemzetközi tanulmányok megállapításaira.

Természetesen minden nemzeti programban lehetnek hely- és/vagy koncepció-specifikus kérdések, további kutatómunkát igénylő, bizonytalan szakmai területek. Ezekre mindenképpen rá kell mutatni, és a biztonsági dosszié összeállítása érdekében fokozott figyelmet kell rájuk fordítani. A biztonsági dosszién belül különösen fontos azoknak a közvetlen bizonyítékoknak az összegyűjtése és bemutatása, amelyek igazolják a természetes gátrendszer megismert tulajdonságainak a földtani korok időléptékében való állandóságát (pl. az ún. természetes analógia vizsgálatok).

Ki kell emelni, hogy a természetes analógia fogalom értelmezésében az anyag felfogása jelentősen eltér a korábbi szemlélettől, és a nemzetközi gyakorlat legújabb eredményeit tükrözi. A korai szakirodalom ezen az összefoglaló néven eredetileg azokat a különleges uránérc-lelőhelyeket említette, ahol a földtörténet korai időszakában (akár 1-2 milliárd évvel ezelőtt) a 235U magas koncentrációja, illetve a megfelelő környezeti feltételek mellett természetes hasadási láncreakció ment végbe. (Pl. Gabon, Oklo). Ezeket a területeket abból a szempontból is megvizsgálták, hogy az ott található földtani képződmények milyen mértékben akadályozták meg a hasadási termékek környezetbe való szétszóródását. A TRS No. 413. jelű dokumentum talán az első olyan hivatalos nemzetközi ajánlás, ami ezt a fogalmat telephely-specifikus megközelítésben tárgyalja. Ezek szerint, amennyiben a természetes analógiák keresésének új célja a földtudományi alkalmasság megítélésében rejlő bizonytalanságok csökkentése, úgy természetes analógiának kell tekinteni mindazon felismert természeti folyamatokat és jelenségeket, amelyek közvetlenül bizonyítják a potenciális befogadó összlet izolációs képességét meghatározó főbb tulajdonságok hosszú idejű fennmaradását, illetve szakmailag megalapozzák a vizsgálati eredmények időbeli extrapolálhatóságát.

Az IAEA megbízásából több egyéb, a kutatási programok egyes szakmai területeinek tervezése során több alapvető fontossággal bíró műszaki jelentés is napvilágot látott. Például:

  • A természetes rendszerekben általában a talajvíz (repedésvíz, pórusvíz) által előidézett szennyeződésterjedés a legvalószínűbb transzport-mechanizmus, amely a radionuklidokat a bioszféráig, az emberi környezetig eljuttathatja. Ezért a hidrogeológiának kiemelt szerepet kell játszania a végleges elhelyezésre kiszemelt kőzettest kiválasztásában és minősítésében. A végleges elhelyezést célzó kutatási programok keretében végrehajtandó hidrogeológiai vizsgálatok szakmai céljait, módszertani alapjait, kivitelezésének és értékelésének szabályait foglalja össze az [IAEA 1999] jelű, Technical Reports Series No. 391. azonosítójú dokumentum (Hydrogeological Investigation of Sites for the Geological Disposal of Radioactive Waste).

  • A TRS No. 413. jelű jelentés egyik kísérő dokumentumaként született meg az IAEA-TECDOC-1243 azonosítójú, [IAEA 2003/b] jelű anyag (The Use of Scientific and Technical Results from Underground Research Laboratory Investigations for the Geological Disposal of Radioactive Waste). Ez a potenciális helyszínek kutatásából és a föld alatti laboratóriumi vizsgálatokból elért legfontosabb eredményeket, ismereteket foglalja össze, külön kiemelve a föld alatti, megfelelő léptékű vizsgálatok lefolytatásának szükségességét. Az ebben rögzített ismeretek a föld alatti kutatólaboratórium geometriájának és szükséges funkcióinak előzetes tervezéséhez szükséges.

2.3.3. Az OECD és az Európai Unió gyakorlata

A Gazdasági Együttműködési és Fejlesztési Szervezet-beli (Organization for Economic Co-operation and Development; OECD), valamint EU-tagságunkra való tekintettel szükséges annak vizsgálata is, hogy ezek a szervezetek a tagországok saját nemzeti szabályozási rendszerén túlmenően érvényesítenek-e közösségi előírásokat, ajánlásokat.

Mindkét nemzetközi szervezet a nukleáris energia mellett- ill. ellene elkötelezett (anti- és pro-nukleáris) országok egész csoportjait tömöríti. Ezek belső gazdasági, társadalmi és politikai érdekviszonyai – a rendkívüli módon felgyorsult globalizáció ellenére – még mindig tág határok között változnak. A tagországoknak az IAEA előírásaihoz, illetve ajánlásaihoz illeszkedő belső szabályozási rendszerük van, és ennek megfelelően a különböző tagországokban számos tekintetben egymástól merőben eltérő gyakorlat alakult ki. Következésképpen a nukleáris energetika – és ezen belül különösen a radioaktív hulladékok – gyakorlati kérdéseiben egészen napjainkig sem az OECD, sem pedig az EU nem dolgozott ki minden tagországra nézve kötelező érvényű, konkrét előírásokat.

Ennek ellenére mindkét szervezet intenzíven foglalkozik a nukleáris hulladékok témakörével, ezen belül elsősorban a biztonság és a tudományos megalapozottság fokozásával. Az OECD Nukleáris Energia Ügynöksége (Nuclear Energy Agency; NEA) keretében működő Radioaktív Hulladék Menedzsment (Radioactive Waste Management; RWM) ezen a területen is kiterjedt fejlesztési programokat, illetve tudományos testületeket működtet, munkaértekezleteket (workshopokat) szervez. Ezek elsődleges célja a radioaktív hulladékok végleges elhelyezésére irányuló egyes különálló nemzeti programok szakmai összehangolása, színvonalának és megbízhatóságának javítása. Ehhez a szakmai-tudományos közreműködésen túl az Ügynökség szervezési és esetenként pénzügyi segítséget is nyújt. Az OECD NEA ennek megfelelően az utóbbi évtizedben a végleges elhelyezés alapkoncepciójának, illetve részlet-terveinek kidolgozásában az egyik legfontosabb, kifejezetten pro-aktív jellegű szervezet lett. Közreműködésével számos alapvetőnek tekinthető szakmai dokumentum és publikáció jelent meg. Külön ki kell emelni ezen belül a különböző potenciális befogadó kőzettípusok referencia-helyszínein végzett telephelyfüggetlen kutatás-módszertani fejlesztések és vizsgálatok eredményeit, amelyek természetesen a tagországok számára rendelkezésre állnak. A BAF kutatása szempontjából különösen fontosak az agyagjellegű potenciális befogadó képződmények minősítésének általános kérdéseit taglaló publikációk.

A tervezés alatt álló kutatási program szempontjából ugyancsak igen hangsúlyos, hogy az OECD RWM keretében működik az ún. Clay Club (Agyagklub; vagy hivatalos nevén: „IGSC Working Group on Measurement and Physical Understanding of Groundwater Flow Through Argillaceous Media”). Ennek a munkacsoportnak Magyarország – éppen a BAF-fal kapcsolatos kutatások miatt – 1998 óta hivatalosan is tagja, és delegáltjai azóta is aktívan vesznek részt az Agyagklub éppen futó projektjeiben (FEPCAT, CATALOGUE, SELF-HEALING, stb.).

Az OECD NEA és az IAEA között fennálló együttműködés napjainkban kifejezetten felerősödött. Ennek elsődleges célja, hogy a két szervezet által kibocsátott elvi deklarációk, illetve szakmai dokumentumok egységesítése minél magasabb szinten történjék meg. Az együttműködés egyik legkézzelfoghatóbb példája, hogy az OECD NEA társ-finanszírozóként és szakmai közreműködőként egyaránt fellép az IAEA szabályozási rendszerének már említett felülvizsgálati programjában.

Egy több éves, nemzetközi szakmai és etikai vita következményeként az OECD NEA egy Etikai Nyilatkozatot adott ki a nukleáris hulladékok kérdéskörével kapcsolatban [OECD NEA, 1995]; [Ormai 1996]. A Nyilatkozat tartalmazza azokat a radioaktív hulladékkezeléssel kapcsolatos alapelveket, amelyek tiszteletben tartását mind a tagországoktól, mind pedig a csatlakozni kívánó országoktól a legmesszemenőbbekig megkövetelik. A Nyilatkozat (amely egyébként teljes mértékben konform az IAEA fentiekben ismertetett szabályozási rendszerével) tartalmának legfontosabb elemei – a teljesség igénye nélkül – a következők:

  • Az intergenerációs kockázat-egyenlőség elve. Ennek értelmében a jövő generációval szembeni kötelességünk, hogy ne hagyjunk utódainkra sem a magunkénál kisebb biztonságot (tehát kezelhetetlen folyamatokat), sem pedig egyirányú döntési kényszereket. Nem tételezhetünk fel a jövő generációról a jelenleginél nagyobb gazdasági erőt, folyamatos társadalmi stabilitást (békét, működő közigazgatást, infrastruktúrát); tehát olyan megoldásokat kell előnyben részesíteni, amelyek a következő generációktól nem igényelnek állandó felügyeletet, gyors beavatkozást (amire esetleg akkor nem lesznek képesek).

  • A másokkal való törődés elve. Mivel az elsődleges cél a biztonság (a humán egészség és a környezeti állapot elemeinek megőrzése), az első alapelv szem előtt tartása nem jelentheti a nem megfelelően megalapozott és nem kellően igazolt teljesítőképességű megoldások erőltetett ütemű alkalmazását. Kizárólag a rendelkezésre álló ismeretek bővülésével lehet döntéseket hozni olyan kérdésekben, amire ismereteink már elegendőek. Ily módon kell gondoskodni a hulladékot produkáló ország határain belül, illetve azon túl élő népesség, illetve élővilág biztonságáról (tekintettel a radioizotópok kiszabadulása esetén várható, térben kiterjedt hatásokra).

  • A lakosság széles körű bevonásának elve. Nem lehet a társadalmi igényekkel szembehelyezkedve, pusztán hatalmi szóval keresni a megoldást. Széles körű társadalmi párbeszédre és konszenzus megteremtésére van szükség egy ilyen horderejű döntés meghozatala előtt. A témával kapcsolatos közmeghallgatás intézményét és módszereit törvényileg kell szabályozni.

  • A hulladék előállítójának egyetemleges felelőssége a probléma megoldásában. Ez az elv elsősorban a belső törvényi szabályozáshoz teremt megfelelő etikai alapot; kijelölve a lehetséges felelősi kört és rögzítve, hogy a megoldáshoz szükséges anyagi eszközöket milyen forrásból kell előteremteni. Ebben az elvben egyúttal az az igény is megfogalmazódik, hogy – az ALARA-elv szem előtt tartásával – a társadalom anyagi erőforrásainak zömét nem szabad kizárólag e kérdés megoldására fordítani, hanem úgy kell eljárni, hogy maradjanak források más környezeti problémák hasonló színvonalú kezelésére is.

Az Európai Unió némiképp hasonló szerepkört tölt be a kérdéssel kapcsolatban. Az EU e témakörben illetékes, tehát a kutatással és az ökoszisztémák védelmével foglalkozó Vezérigazgatóságai (Directorate General) szintén nagy hangsúlyt fektetnek a radioaktív hulladékokkal kapcsolatos nemzeti erőfeszítések katalizálására, illetve kontrollálására is. Rendszeresen beszámoltatják és értékelik a tagországokat, valamint a csatlakozni kívánó országokat a témakörben kifejtett erőfeszítéseikről. Emellett ugyancsak közreműködnek alapvetően fontos nemzetközi szakmai együttműködési programok kivitelezésében (pl. EVEREST- PAGIS-, PACOMA-, stb. projektek) a nagy európai földalatti referencialaborok munkájában, és/vagy eredményeik publikálásában (EUR-... jelentések).

Az EU közreműködése hazánk számára többek között azért is fontos, mert a számunkra elérhető Uniós források közül az Európai Fejlesztési Keretprogramok, valamint az előcsatlakozási alapok közül az ISPA pályázati rendszer is kiemelt prioritásai között szerepelteti a nukleáris biztonság és ezen belül a radioaktív hulladékok kérdéskörét.

A közvetlen pénzügyi támogatások lehetőségén túlmenően igen fontos az is, hogy a gyakorlati kutatómunkát az OECD és az EU szervezésében már kialakult együttműködési keretekbe illeszkedően, folyamatos és sokoldalú nemzetközi együttműködésben végezzük. Csak a folyamatos közös munka biztosítja a friss információk folyamatos beáramlását, a sokoldalú szakmai kontrollt; ezáltal a költséghatékony és kikezdhetetlen kutatási programok végrehajtását.