117
IX
. Évfolyam
1
. szám
- 2014.
március
Pátzay György
patzay.gyorgy@uni-nke.hu
A PAKSI ATOMERŐMŰ RADIOAKTÍV NORMÁLÜZEMŰ
ÉS
ÜZEMZAVARI HULLADÉKOLDATAINAK SZELEKTÍV TISZTÍTÁSA
Absztrakt
Jelen cikkben ismertetem 1975-2010 között végzett kutató-fejlesztő munkánkat a
Paksi Atomerőműben keletkező normál üzemű hulladékfeldolgozása terén és a
bekövetkezett 2003-as üzemzavar kárelhárítási tevékenységben. Bemutatom
továbbá az FHF technológia fejlesztése terén végzett fejlesztéseink eredményeit.
I present our research and development work carried out between 1975-2010 in the
Paks Nuclear Power Plant, resulting in normal mode and the processing of waste
occurred in 2003 incident remediation works. I also introduce the results of
developments in the field of liquid radwaste treatment processing technology
(LRWTT).
Kulcsszavak: atomerőmű; folyékony hulladék; eljárás; hulladék-feldolgozás;
helyreállítási munkák; radioaktív ~ Nuclear Power Plant; wastesolutions;
treatment; waste occurred/processing; remediation works; radioactive
118
A PAKSI ATOMERŐMŰ ÜZEMELÉSÉVEL KAPCSOLATOS KUTATÁSAINK
RÖVID TÖRTÉNETE
1975-ben kutatások kezdődtek az OAB megbízásából radioaktív Cs és Sr szelektív
elválasztására csurgalékvizekből ammónium ionokkal előkezelt Tokaj környéki klinoptilolitos
és mordenites riolittufákkal. A kémiai előkezelés következtében a cézium kapacitás 3-szorosára
nőtt (0,85 mmol/g). 1990-ben a kifejlesztett szorbenseket kipróbáltam az atomerőmű
csurgalékvizeinek cézium mentesítésére. Az erőmű VK-123-as helységében összesen 272 dm
3
radioaktív oldatot tisztítottunk meg a cézium izotópoktól DF = 100 dekontaminációs faktor
mellett 0.3 dm
3
szelektív ioncserélővel 366-szoros térfogatsűrítést értünk el.
1992-ben cianoferrát alapú céziumszelektív ioncserélőt dolgoztam ki, és granulált kálium-
nikkel-hexacianoferrát(II) ioncserélőt állítottunk elő fagyasztásos módszerrel. Az erőműből
küldött sűrítmény oldatokból a radioaktív cézium izotópokat DF > 1000 mellett 2500-3500-
szoros térfogatsűrítéssel távolítottuk el. 1992-ben az erőmű VK 123-as helységében 110 dm
3
sűrítmény tisztítását végeztük el 50-100 cm
3
0,2-0,3 mm szemcseméretű ioncserélővel 15
ágytérfogat/óra áramlási sebesség mellett. A két, közel azonos tulajdonságú (01TW30B002 és
02TW30B002) oldatból a cézium izotópokat 2500-3500-szoros térfogatsűrítés mellett sikerült
szelektíven eltávolítani. Ugyanakkor a 01TW30B003 jelű oldat kezelésénél komplikációk
léptek fel. Komplexképzők roncsolták az ioncserélőt! Ennek eredményeként, ennél a mintánál
az elérhető térfogatsűrítés csak 200-szoros volt. [1]
Ugyanebben az évben sűrítmények borát tartalmának visszanyerését vizsgáltam
széndioxidos közömbösítés, nátrium-ammónium ioncsere és az ammónium-borát termikus
bontásával. A német-magyar közös diplomamunka során sikeresen választottuk le a tiszta
bórsavat paksi sűrítmények modelloldataiból.
1995-ben diplomamunka keretében a laboratóriumi kísérletek ellenőrzésére a paksi
atomerőműben egy nagyobb méretű töltettel (75 cm
3
) végeztünk kísérletet. A feldolgozott
koncentrátum a 02TW30B002-es sűrítmény tároló tartályból származott, és 9 ágytérfogat/óra
térfogatárammal áramlott keresztül az oszlopon. 86,7 dm
3
bepárlási koncentrátum cézium
mentesítését végeztük el 25 cm
3
ioncserélővel, 1031,5-es átlagos dekontaminációs faktor
mellett. Ez 3156-os térfogat sűrítési faktornak felelt meg. [2]
1999-ben ugyancsak diplomamunka keretében a kísérletek során az 01TW10B001 számú
tartályban tárolt friss sűrítmény oldatot (tárolási idő < 2 év), valamint egy másik sűrítmény oldat
bórsavmentesített anyalúgját (tárolási idő> 6 év) vizsgáltuk. Az ultraszűrési kísérleteket a
MICRO CARBOSEP 40 típusú ultraszűrő készülék M5 (15 k Dalton) membránja segítségével,
2 bar nyomáskülönbség mellett végeztük. Majd mindegyik radioaktív izotóp előfordult
ultraszűrhető formában (3-11%).
2001-ben a Paksi Atomerőmű Duna-vízzel működő hűtőrendszeri csöveinek korróziós
károsodásából származó 2 db szénacélból készült, csőminta korróziós felmérésére kaptunk
megbízást. Ezen túlmenően, a korróziós károk felmérési eredményeinek függvényében
javaslatot kellett tennünk a jelenlegi csőrendszer kiváltásra alkalmazni kívánt ötvözött acél és
titán-adagolt rozsdamentes acélcsövek 35 éves szolgálati időre tervezhető javasolt
falvastagságára és a korrózió szempontjából biztonságos üzemelési feltételekre. A kutatás
eredményeképpen a felmérések alapján javaslatot tettünk a csővezeték rendszer felújítására és
a további mikrobiológiai korrózió hatásának csökkentésére.
2003-tól folyamatosan részt vettünk a paksi üzemzavar során keletkezett vizes oldatok
ellenőrzésében, szakértési feladatokban és a kárelhárító munkák tervezésében.
2006-ban az OAH felkérése megvizsgáltuk az erőműben alkalmazott ausztenites
rozsdamentes acélminták korund szemcsék által okozott eróziós korrózióját. [3]
119
RÉSZVÉTEL A 2003
-
AS ÜZEMZAVAR KÁRELHÁRÍTÁSI MUNKÁIBAN [4,
5]
2003-tól folyamatosan részt vettünk az üzemzavar során keletkezett vizes oldatok
radioaktivitásának értékelésében, a vízkémia és víztisztítás kialakításában. A Paksi Atomerőmű
felkérésére vizsgáltuk transzuránok és aktinidák szelektív elválasztásának lehetőségeit az 1. sz.
aknában lévő 20 g/l bórsav tartalmú üzemzavari oldatból. A kísérletek eredménye alapján a
Mitsubishi Nuclear Fuel Co. TANNIX nevű ioncserélő szorbensét választottuk ki a feladat
végrehajtására.
A kiválasztott szorbenssel az alábbi feladatokat hajtottuk végre:
Transzuránok és aktinidák szorpciós megkötésének vizsgálatát a 2. blokk szennyvíz
mintáiból a Mitsubishi Nuclear Fuel Co. Ltd. TANNIX szelektív szorbensével.
Megoszlási hányados meghatározását Cm, Am, Pu és U izotópokra.
Oszlopkísérleteket végeztünk a paksi 2. blokk szennyvizével az alfa-sugárzó
radioaktív izotópok elválasztásának vizsgálatára.
A kísérletek a PARt helyiségeiben történtek az influens és effluens oldatok alfa-
sugárzó izotópjainak aktivitás koncentrációinak meghatározását a PARt analitikai
részlege végezte.
Kísérleteket értékeltük, a TANNIX szorbens alkalmazhatóságával kapcsolatban és
javasoltuk az alkalmazását.
A kezelésre került radioaktív oldat gamma-sugárzó és alfa-sugárzó radionuklidjainak
százalékos összetételét az 1. és 2. ábrákon mutatjuk be.
1. ábra. A kezelt oldat gamma-sugárzó izotópjainak százalékos összetétele [4]
2. ábra. A kezelt oldat alfa-sugárzó izotópjainak százalékos összetétele [4]
120
Egyensúlyi kísérletek
A laboratóriumi egyensúlyi kísérleteket a PARt segédépület expressz laboratóriumában
végeztük. Az egyensúlyi kísérletekhez a TANNIX szorbens ammónium-formáját a Mitsubishi
Nuclear Fuel Co. Ltd. japán cég bocsátotta rendelkezésre. Az erőmű a 2. blokk 20TG0B001
medencéjéből ~10 liter radioaktív izotópokkal szennyezett vízmintát szolgáltatott a
kísérletekhez. Az egyensúlyi kísérletekben egy új, általunk kifejlesztett szorbens alkalmaztunk.
A TANNIX szorbenst és a TMIX néven kifejlesztett TANNIX szorbens VARION KSN-
VARION ATN kevertágyas ioncserélő gyantatöltet 1:1 térfogatarányú keverékét adott
térfogatarányban az 1. sz. akna vizével 25
o
C hőmérsékleten 24 órán keresztül 25 rpm lassú
rázási sebességgel termosztálva rázattuk, majd az egyensúlyi idő letelte után az elválasztott
folyadékfázis gamma- és alfa-sugárzó radioaktív izotópjainak aktivitás koncentrációt a PA Rt
laboratóriumaiban meghatározták.
Az egyensúlyi kísérletek eredményeit az alábbiakban foglaltuk össze:
Mikroszűréssel (0,2 mm) a cérium és kűrium izotópok kivételével jelentősen nem
csökkenthető a szennyvíz radioaktivitása a vizsgált pH értékeken.
Az egyensúlyi mérések szerint a nióbium izotópok kivételével a vizsgált pH értékeken
a szennyvíz eredeti pH~4,1 értékén figyeltük meg a legjobb elválasztást úgy a gamma-
sugárzó, mint az alfa-sugárzó radioaktív izotópok esetében.
A VARION KSN-H+ és VARION ATN-OH- szerves ioncserélő gyanták 1:1
térfogatarányú kevert-ágyas töltetének (TMIX) jelenlétében a TANNIX-szerves
ioncserélő gyanta keverék egyensúlyi elválasztási hatásfoka – a nióbium izotópok
kivételével - jelentősen megnövekedett úgy a gamma-sugárzó, mint az alfa-sugárzó
radioaktív izotópok esetében. A szorbens keverék alkalmazásával az egyes radioaktív
izotópok elválasztására jellemző dekontaminációs faktorok 20-1000%-al növekedtek.
Ultraszűrési kísérletek
Az eredeti oldatból lúg adagolásával pH=6,0 és pH=8,0 oldatokat állítottunk elő és a 3
különböző pH-jú 1 liter térfogatú oldatot a TECH-SEP cég MICRO-CARBOSEP 20-40-60
típusú asztali ultraszűrő készülékének 15 kDa vágási értékű kerámia-alapú ultraszűrő
berendezésén 1-,5 bar nyomásesés mellett átszűrtük. Az ultraszűrőt és a kísérleti elrendezést a
3. ábrán mutatjuk be.
3. ábra. Az ultraszűrő berendezés [4]
Az ultraszűrési kísérletek eredményeit az alábbiakban foglaljuk össze:
A
60
Co radionuklid ultraszűréssel eltávolítható mennyisége függ a vizsgált pH
értékektől, pH~4,1 értéken 96,04%-a kiszűrhető.
A
95
Zr radionuklid ultraszűréssel eltávolítható mennyisége függ a vizsgált pH
értékektől, pH~4,1 értéken 74,9%-a kiszűrhető.
A
95
Nb radionuklid ultraszűréssel eltávolítható mennyisége függ a vizsgált pH
értékektől, pH~4,1 értéken 79,7%-a kiszűrhető.
121
A
134
Cs és
137
Cs radionuklidok ultraszűréssel jelentős mennyiségben nem távolíthatók
el a vizsgált pH értékeken.
A
144
Ce és
141
Ce radionuklidok ultraszűréssel eltávolítható mennyisége függ a vizsgált
pH értékektől, pH~4,1 értéken 88,5-88,9%-uk kiszűrhető.
A
125
Sb radionuklid ultraszűréssel eltávolítható mennyisége függ a vizsgált pH
értékektől, pH~4,1 értéken 43,7%-a kiszűrhető.
Az összes mérhető alfa aktivitás ultraszűréssel eltávolítható mennyisége függ a
vizsgált pH értékektől, pH~4,1 értéken 89,1%-a kiszűrhető.
A
239,240
Pu és a 238Pu (
241
Am) radionuklidok ultraszűréssel eltávolítható mennyisége
függ a vizsgált pH értékektől, pH~6,0 értéken 31,5%, illetve 54,5 %-uk kiszűrhető.
A
244
Cm és
242
Cm radionuklidok ultraszűréssel eltávolítható mennyisége függ a
vizsgált pH értékektől, pH~4,1 értéken 90,91%, illetve 93,2 %-uk kiszűrhető.
Dinamikus oszlopkísérletek
Az egyensúlyi kísérletek alapján a továbbiakban a dinamikus kísérletekben a célnak legjobban
megfelelő rétegelt és kevertágyas TMIX szorbens (VARION KS-H+-VARION AT-OH-
ioncserélő gyantatöltet és az ammónium-formájú TANNIX aktinidákra és transzuránokra
szelektív szorbens töltet 1-1 térfogatarányú keveréke) megkötését vizsgáltuk 2 párhuzamosan
üzemelő ioncserélő oszlopba töltve.
A kísérletekhez a TG medence pH~4,1 értékű ultraszűrt hulladék oldatát alkalmaztuk.
A dinamikus oszlopkísérletek alapján a következő megállapításokat tettük:
Az ultraszűrést, majd azt követő kombinált töltettel (TANNIX+szerves kevertágyas
ioncserélő gyanta) végzett tisztítás rendkívül hatásos. Ezzel a kifejlesztett eljárással
eltávolítható úgy a gamma-sugárzó, mint az alfa-sugárzó radioaktív izotópok döntő
többsége.
A rétegelt-ágyas elrendezésű szorbens keverékkel elérhető térfogatsűrítések és
dekontaminációs faktorok jelentősen kedvezőbb értékek, mint a kevert-ágyas
elrendezés hasonló értékei.
A kidolgozott eljárás alkalmazása az üzemzavar következményeinek
elhárításában
A kidolgozott TMIX szorbens technológiai megvalósítására 2006 novemberében került sor,
amikor a mobil NURES konténerben a finn CsTreat és CoTreat szorbensoszlopok mellet 2 db,
általunk kifejlesztett TMIX transzurán eltávolító szorbens töltet [1] is alkalmazásra került (4.
ábra).
4. ábra. A NURES konténeres mobil víztisztító [4]
A kifejlesztett TMIX szorbens anyagot az erőműben továbbra is használják transzuránok
szelektív eltávolítására vizes oldatokból.
122
AZ ERŐMŰ NORMÁL ÜZEME SORÁN KELETKEZŐ FOLYÉKONY HULLADÉKOK
FELDOLGOZÁSÁT VÉGZŐ TECHNOLÓGIA (FHF) FEJLESZTÉSE
Az FHF technológia fejlesztésére cézium izotópcserén alapuló lúgálló szelektív szorbenst
fejlesztettünk ki, mellyel inaktív sók oldatából szelektíven választható el ultra mikro-
mennyiségű radioaktív cézium minimum 2800-szoros térfogatsűrítés és 100 fölötti
dekontaminációs tényező mellett. Az 5. ábrán mutatjuk be az új lúgálló céziumszelektív
szorbennsel kezelt, a paksi atomerőmű 02TW80B003 jelű sűrítményéből származó
komplexbontás után kezelt oldat cézium mentesítésének áttörési görbéjét.
5. ábra. A 02TW80B003 sűrítmény cézium mentesítés a komplexbontás után [5]
A kísérleti eredmények alapján azt javasoltuk, hogy az FHF technológiát úgy kell
módosítani, hogy első lépésként a meghatározó radioaktív izotópokat távolítjuk el a
sűrítményből és csak ezután következik az inaktív vegyszerek (borátok, nitrátok stb. )
elválasztása. A javasolt új sorrend:
1.
Szerves anyagok elroncsolása, kobalt izotópok eltávolítása
2.
Cézium izotópok szelektív elválasztása
3.
Borátok, nitrátok leválasztása, kezelése, részleges bórsav kinyerés
4.
Kis térfogatú radioaktív iszapok és szorbensek cementezése, temetése
4.ÖSSZEFOGLALÁS
A múltban sikeres kutató-fejlesztő munkával járultunk hozzá a Paksi Atomerőmű biztonságos
üzemelésének biztosításához és a normál üzemelés során keletkezett folyékony hulladékok
gazdaságos, biztonságos és környezetkímélő kezeléséhez, mely lehetővé tette a radioaktív
sűrítmények szilárdítás utáni környezetbiztonságos elhelyezését a bátaapáti izotóptárolóban.
Az erőmű 2003-as INES 3 fokozatú üzemzavarának felszámolásában szakértőként és
technológiai fejlesztőként vettünk részt és hozzájárultunk az üzemzavar következményeinek
sikeres felszámolásához.
A jövőben az alábbi kutató-fejlesztő munkára számítunk a PA Rt radioaktív hulladékaival
kapcsolatban:
Az FHF technológia további fejlesztése (kobalt-komplex bontás, iszap, kristályos
fázis);
Membrántechnikai alkalmazások fokozott bevezetése;
Korróziós kutatások.
123
Felhasznált irodalom
[1]
Tóth, B., Pátzay, Gy.: Az atomerôművi radioaktív hulladékok biztonságos kezelése.
(The Safe Handling of the Radioactive Waste of the PWR ) Magyar Kémikusok Lapja,
Vol. 48., No. 10-11., 479-484, (1993)
[2]
Pátzay, Gy., Weiser, L., Tóth, B., Pálmai, Gy., Feil, F.: New Technology for the
Handling and Burial of MLW and LLW Evaporator Bottom of the PWR Paks, Periodica
Polyechnica Ser. Chem. Eng. Vol. 39. No. 2, pp. 147-184, (1995)
[3]
György Pátzay, László Weiser, Ferenc Feil, János Schunk, Gábor Patek, Radioactive
wastewater treatment using a cesium selective ion exchanger and a mixture of TANNIX
sorbent and VARION mixed bed ion exchange resin, J. Ion Exchange, Vol.18 No.4
(2007), 114-119
[4]
G. Patzay, P. Tilky, J. Schunk, T. Pinter, F. Feil, K. Hamaguchi, L. Weiser “Radioactive
wastewater treatment using a mixture of TANNIX sorbent and VARION mixed bed ion
exchange resin”,
International Journal of Nuclear Energy Science and Technology
(IJNEST), 2(4), 328-341, 2006
[5]
G. Pátzay, L. Weiser, F. Feil, G. Patek, J. Schunk, I. Gresits: Modification of
Radioactive Wastewater Treatment Technology in The Hungarian PWR, WM2009
Conference, Phoenix, USA, 2009, Session 62, paper 4
Dostları ilə paylaş: |