A BME Oktatóreaktorában használt grafit reflektorok vizsgálata a radioaktív hulladékkezelés szempontjából
A grafit felhasználása a nukleáris energetikában rendkívül elterjedt, előnyös tulajdonságainak köszönhetően. Elsősorban, mint moderátor és reflektor alkalmazzák különböző atomreaktorban. Először, az 1942.-es Manhatten Projekt keretein belül használták a chicagói „atommáglyában”, az első önfenntartó láncreakció moderátoraként. Napjainkban azonban nem csak a nagy teljesítményű reaktorokban alkalmazzák, hanem a kutató-illetve oktatóreaktorokban is.
A reaktorok leszerelésének kérdése nagy jelentőséggel bír. Már a világ több pontján is foglalkoztak nagy teljesítményű és kis teljesítményű atomreaktorok leszerelésével, ahol a grafitot reflektorként illetve moderátorként használták. Ilyen országok például az Amerikai Egyesült Államok, Anglia és Oroszország. Ebből adódóan, rendelkezésre állnak kutatási eredmények, mérések, számítások tudományos irodalmakban, hogy miként kell a grafittal, mint radioaktív hulladékkal foglalkozni egy atomreaktor leszerelése során. Ez megfelelő mennyiségű forrás a BME Oktatóreaktorában található grafit tanulmányozására.
Dolgozatomban szó lesz arról, hogy milyen atomreaktorokban alkalmazzák a grafitot, gyártásának folyamatáról, a lehetséges szennyező anyagairól és ezek forrásairól. Leszerelésnél alkalmazott kezelési módszereiről, a különböző tárolási megoldásokról vagy az esetleges újrahasznosítási lehetőségekről. A hulladékkezelés szempontjából elengedhetetlen a neutron sugárzás hatása a grafitra, amit a kezdetektől fogva kutatnak mind a mai napig. Besugárzás hatására, megfelelő körülmények között egyrészt az úgynevezett Wigner-energia halmozódik fel a rácsszerkezetben, ami bizonyos külső feltételek mellett képes felszabadulni hő formájában. Ez a jelenség komoly balesetek okozója is lehet, példa erre a Windscale-i reaktor baleset, amely során a grafit kigyulladt a reaktor zónájában, károsítva ezzel az üzemanyag kazettákat. Másrészt érdekes viselkedése a grafitnak, hogy neutron sugárzás hatására megváltoznak a fizikai és mechanikai tulajdonságai.
A dolgozat célja annak meghatározása, hogy pontosan mekkora neutronsugárzás érte a grafit tömböket, ezek milyen mértékben aktiválódtak fel az Oktatóreaktor üzemelése óta. Mivel nem állnak rendelkezésre pontos adatok, az itt használt grafit típusát illetően, aktivációs analízis segítségével megadható az anyagösszetétel. Ezen eredmények alapján többféle következtetést lehet levonni a fent említett források segítségével, azzal kapcsolatban, hogy milyen változások mentek végbe az itt használt grafitban, milyen szennyezőanyagok találhatóak benne, valamint milyen megoldások léteznek az ilyen jellegű radioaktív hulladék kezelésére, tárolására.
Irodalom:
1. IAEA, Characterization, Treatment and Conditioning of Radioactive Graphite from Decommissioning of Nuclear Reactors, Vienna, Austria. 2006.
2. D. E. Baker: Graphite as a neutron moderator and reflector material. Nuclear Engineering and design 14 (1970) 413-444. North-Holland Publishing Company
3. Electric Power Research Institute: Graphite Decommissioning. Options for Graphite Treatment, Recycling, or Disposal, including a discussion of Safety-Related Issues. Technical Report. California, USA, 2006
szerző
-
Adamecz Ágnes
energetikai mérnöki
nappali alapszak
konzulens
-
Dr. Czifrus Szabolcs
egyetemi docens, Nukleáris Technika Tanszék
