Budapesti Műszaki és Gazdaságtudományi EgyetemÉpítőmérnöki Kar - építőmérnök képzés 1782 óta

A nyomott vizes (PWR) típusú atomreaktorok, így a Paksi Atomerőmű is nagy mennyiségben használ bórsavas oldatokat, amelyek neutron elnyelőképességük (abszorpció) révén lehetővé teszik a megfelelő neutron fluxus biztosítását. Ezekből az oldatokból végül folyékony radioaktív hulladékok keletkeznek, amelyeket bepárolva, az erőmű üzemi területén tárolnak. A hulladékok egy része kezelhető a Folyékony Hulladék Feldolgozó Technológiával, azonban vannak olyan típusú hulladékok, amelyek esetében ez az eljárás csak kis hatékonysággal alkalmazható.
A Paksi Atomerőműben 2023-ban bevezetésre került az ún. Cementező Technológia, amelynek segítségével ezeket az oldatokat cementmátrixba ágyazzák. A technológia során a folyékony hulladékba metakaolint és cementet kevernek, majd a cementpépet szilárd radioaktív hulladékot tartalmazó hordókat befoglaló konténerbe töltik.
A cementpép előzetes vizsgálatai a kötési idő ingadozását mutatták a szélsőségesen nagy bórsav koncentrációjú oldatok esetében, amely további vizsgálatokat igényel a receptúrák tervezhetősége érdekében.
Mivel a Cementező Technológiában a receptúra egy meghatározott összetétellel lett meghatározva, a különböző típusú cementek és metakaolinok alkalmazhatóságának vonatkozásában további vizsgálatokra van szükség. A kísérletek elvégzése nagyban hozzájárulhat ahhoz, hogy Paksi Atomerőmű kellő rugalmassággal tudja kezelni a kötőanyagok (elsősorban cementek) minőségében bekövetkező változásokat. Ezen túlmenően olyan folyékony radioaktív hulladék szilárdítási módszerek fejlesztésére is szükség van, amelyek a Cementező Technológiával nem kezelhető speciális hulladékok esetében is alkalmazhatók.

A kutatás célja: (i) a cementezett radioaktív hulladékok kötési idejének szabványos vizsgálati módszere során tapasztalt nehézségek leküzdése egy alternatív kötési idő mérési módszer bevezetésével; (ii) a receptúratervezéshez szükséges inaktív bórsav oldatok és a zavaró szennyeződések kötésre gyakorolt hatásának megfigyelése különböző típusú cementek és metakaolinok alkalmazása mellett; (iii) alternatív szilárdítási összetétel(ek) kidolgozása a Cementező Technológia biztonságos ellátása érdekében; (iv) további fontos célkitűzés a Cementező Technológiával nem feldolgozható folyékony radioaktív anyagok geopolimer jellegű mátrixba történő ágyazási lehetőségeinek kutatása.

***
Pressurized water reactors (PWRs) such as Paks Nuclear Power Plant (NPP) use high amounts of boric acid solutions to control the neutron flux in the reactor.
Finally, these solutions become liquid radioactive wastes which are stored in the controlled area of the NPP. Some of them can be treated by the Liquid Waste Treatment Technology however, there are types of waste for which this procedure can only be used with low efficiency.
In 2023, the so-called Cementation Technology was installed in the Paks NPP. During the operation, these solutions are mixed with cement and metakaolin and then the cement paste is poured into steel containers containing solid radioactive waste.
The preliminary measurements of the cement paste showed fluctuation of the setting time in the case of solutions with an extremely high boric acid concentration. These results require further investigations in order to plan the mix designs.
Since the mix design of the cement paste has been defined with an exact composition it is necessary to investigate the applicability of different types of cement and metakaloin. The experiments can greatly contribute to Paks Nuclear Power Plant being able to handle changes in the quality of binders (mainly the cement types) with sufficient flexibility. In addition, there are necessary to improve such liquid radioactive waste solidification methods which can be used for special wastes that cannot be treated with the Cementation Technology.

The aim of the research: (i) overcoming the difficulties encountered during the standard setting time measurement of cemented radioactive waste by introducing an alternative setting time measurement method; (ii) observation of the effect of inactive boric acid solutions and interfering impurities on the set required for mix design, using different types of cement and metakaolin; (iii) development of alternative composition(s) for the safe supply of the Cementation Technology; (iv) in addition, an important objective is to research the possibilities of embedding liquid radioactive materials that cannot be processed with Cementation Technology into a geopolymer-like matrix.