KÖRNYEZETVÉDELMI JELENTÉS 2003.

Átírás

1 Paksi Atomerőmű Részvénytársaság KÖRNYEZETVÉDELMI JELENTÉS Paks, 2004.

2 Paksi Atomerőmű Részvénytársaság Biztonsági Igazgatóság Ipari Biztonsági Főosztály Környezetvédelmi Csoport A Paksi Atomerőmű Rt. környezetvédelmi jelentése

3 A környezetvédelmi jelentés összeállításában közreműködött: Sallai Orsolya Pécsi Zsolt Baranyi Krisztián Fink Gábor Feil Ferenc Köves László Ranga Tibor Gál János Horváth Ferenc Nagy Zoltán dr. Pintér Tamás dr. Schunk János Trábert János 3

4 TARTALOMJEGYZÉK 1. BEVEZETÉS A TÁRSASÁG TEVÉKENYSÉGÉNEK BEMUTATÁSA NUKLEÁRIS KÖRNYEZETVÉDELEM RADIOAKTÍV ANYAGOK KIBOCSÁTÁSA Légnemű kibocsátások Folyékony kibocsátások KÖRNYEZETELLENŐRZÉS A PAKSI ATOMERŐMŰ RT. 2. BLOKK 1. SZ. AKNÁJÁBAN ÁPRILIS 10-ÉN TÖRTÉNT SÚLYOS ÜZEMZAVAR ÉS KÖVETKEZMÉNYEINEK ÉRTÉKELÉSE ELŐZMÉNYEK AZ ÜZEMZAVAR KÖRNYEZETRE GYAKOROLT HATÁSA RADIOAKTÍV HULLADÉKOK KEZELÉSE A RADIOAKTÍV HULLADÉKOK KEZELÉSÉVEL, ÁTMENETI TÁROLÁSÁVAL ÖSSZEFÜGGŐ FEJLESZTÉSEK A PAKSI ATOMERŐMŰ RT-NÁL KIS- ÉS KÖZEPES AKTIVITÁSÚ SZILÁRD RADIOAKTÍV HULLADÉKOK NAGYAKTIVITÁSÚ SZILÁRD RADIOAKTÍV HULLADÉKOK FOLYÉKONY RADIOAKTÍV HULLADÉKOK Bepárlási maradékok Elhasznált primerköri ioncserélő gyanták A PAKSI ATOMERŐMŰ RT ÉVI HAGYOMÁNYOS KÖRNYEZETVÉDELMI TEVÉKENYSÉGÉNEK ÉRTÉKELÉSE VÍZMINŐSÉG-VÉDELEM LEVEGŐTISZTASÁG-VÉDELEM HULLADÉKGAZDÁLKODÁS - INAKTÍV HULLADÉKOK Veszélyes hulladékok Ipari, termelési hulladékok A VESZÉLYES ÁRU SZÁLLÍTÁSI BIZTONSÁGI TANÁCSADÓI RENDSZER36 8. KÖRNYEZETVÉDELMI MENEDZSMENT RENDSZER A PAKSI ATOMERŐMŰ RT. KÖRNYEZETPOLITIKÁJA KÖRNYEZETKÖZPONTÚ CÉLOK, PROGRAMOK

5 1. BEVEZETÉS A Paksi Atomerőmű Rt. (PA Rt.) Magyarország meghatározó villamosenergia-termelő társasága. A környezetkímélő energiatermelés jegyében a Paksi Atomerőmű Rt ben Környezetközpontú Irányítási Rendszert (KIR) vezetett be. A Környezetközpontú Irányítási Rendszer MSZ EN ISO 14001:1997 szabványnak való megfelelőségét a Magyar Szabványügyi Testület tanúsította 2002-ben. A Környezetközpontú Irányítási Rendszer első éves felülvizsgálati auditjára novemberében került sor. A felülvizsgálati auditot a Magyar Szabványügyi Testület végezte. A 2003 évi felülvizsgálati auditon a Paksi Atomerőmű Rt. bizonyította környezetvédelmi menedzsment rendszere működésének megfelelőségét, környezetvédelmi teljesítménye folyamatos javítását, így továbbra is az MSZ EN ISO 14001:1997 szabványnak való megfelelőséget igazoló okirat használatára jogosult. A év sajnálatos kiemelkedő eseménye a április 10-én, a 2. blokkon a fűtőelem kazetták külön tisztítótartályban történő vegyi tisztítása közben bekövetkezett súlyos üzemzavar volt. Környezetvédelmi tevékenységünk jelentős részét az üzemzavar korlátozott hatásainak ellenére ezen eseménnyel kapcsolatos tennivalók tették ki. Az üzemzavarral és a környezeti hatásokkal kapcsolatos értékelést a jelentés 3. és 4. fejezetében mutatjuk be. 2. A TÁRSASÁG TEVÉKENYSÉGÉNEK BEMUTATÁSA A társaság alaptevékenysége a villamosenergia-termelés. Az elmúlt évben a Paksi Atomerőmű a hazai villamos energia fogyasztás 32,7 %-át, GWh villamos energiát termelt meg. 1 GWh = kwh, vagyis az éves termelés kb kwh volt 2003-ban. Az erőmű 4 blokkja által megtermelt villamos energia mennyiségének alakulása a 4. blokk indulását követő évtől (1988) és GWh között változik. Ez alól kivétel a 2003 év, amikor a 2. blokkon bekövetkezett üzemzavart követően a 2. blokk az év nagy részében nem termelt villamos energiát, ezért április 10-ét követően 3 blokkos üzemmel működött az atomerőmű. A Paksi Atomerőmű Rt. villamos energia termelését az erőmű indulásától az 1. ábra mutatja be. Magyarország összes villamos energia felhasználását a hazai termelés és az import együttesen adja. A hazai termelés és az import viszonyát szemlélteti a 2. ábra. Az ábrán egyéb hazai termelés alatt a szén, olaj, gáztüzelésű erőművek, valamint a megújuló energiaforrások energiatermelését értjük. 5

6 GWh év 1. ábra A Paksi Atomerőmű Rt. villamos energia termelése GWh év atomerőműi hazai termelés egyéb hazai termelés import ábra Magyarország villamos energia felhasználása 6

7 A 3. ábra a Magyarországon 2003-ban felhasznált villamos energia termelők szerinti megoszlását mutatja be. Egyéb 2% Import összesen: 16% Olaj, gáz 27% Szén 22% Atom 33% 3. ábra Felhasznált villamos energia megoszlása termelők szerint Az erőmű 4 blokkját 1982 és 1987 között helyezték üzembe. A blokkok műszaki adatait az alábbi táblázat foglalja össze. Típus A primerköri hurkok száma 6 Hőteljesítmény Turbinák száma 2 nyomottvizes, vízhűtésű, víz moderátorú VVER-440 V-213 energetikai reaktor 1375 MW Blokkok névleges villamos teljesítménye: 1. blokk: 467 MW Az aktív zóna töltete 2. blokk: 468 MW 3. blokk: 470 MW 4. blokk: 471 MW 42 tonna urándioxid 1. táblázat A Paksi Atomerőmű Rt. blokkjainak legfontosabb műszaki adatai 7

8 3. NUKLEÁRIS KÖRNYEZETVÉDELEM A Paksi Atomerőmű Rt. működésének megítélésében a nukleáris biztonságra és az energiatermelés hatékonyságára vonatkozó mutatók mellett meghatározó szerepet játszanak a környezeti hatások is. A fentiekben megfogalmazott célok elérése érdekében a Sugárvédelmi Osztály a nukleáris környezetvédelem területén széleskörű ellenőrzési és felügyeleti programot hajtott végre, illetve szükség szerint intézkedéseket hozott. A nukleáris környezetvédelmet az elmúlt évekhez hasonlóan 2003-ban is a kétszintű, azaz a távmérőrendszerekkel végzett és a mintavételen alapuló laboratóriumi mérésekkel végzett ellenőrzés jellemezte. 3.1 RADIOAKTÍV ANYAGOK KIBOCSÁTÁSA Az atomerőmű elmúlt öt évre vonatkozó kibocsátási adatait és a hatósági korlátok százalékban megadott értékeit a ábra ismerteti. Az adatok éves korlát kihasználást mutatnak, ami a folyékony kibocsátásokra valós értékek. Mivel a légköri kibocsátásokra napi korlátok vonatkoznak a 100 m magas szellőző kéményen keresztül normálüzemi körülmények között a 30 napi kibocsátás átlagára vonatkoztatva, így azok csak tájékoztató jellegűek. Az ábrákból jól kiolvasható, hogy az áprilisi üzemzavari időszak légnemű kibocsátási korlát túllépések (radiojódok és radiostronciumok) jelentősen megnövelték az éves időszakra vonatkoztatott korlát kihasználásokat. A hatóságilag szabályozott komponensekre az üzemzavari időszakra (a legnagyobb kibocsátású 30 napra: ) elfogadott kibocsátások és a korlát kihasználások a 2. táblázatban szerepelnek. Mértékegység Nemesgáz Aeroszol (T 1/2 >24h) 131 I egyenérték 89,90 Sr Kibocsátás Bq 4,67E+14 6,58E+09 4,05E+11 6,79E+06 Napi kibocsátás 30 nap átlagára vonatkoztatva Bq/nap 1,56E+13 2,19E+08 1,35E+10 2,26E+05 Normál üzemi korlát Bq/nap 1,78E+13 1,03E+09 1,03E+09 5,24E+04 Korlát kihasználás % 87,5 21, táblázat A hatóság által elfogadott üzemzavari ( ) légköri kibocsátások és a korlát % -ában kifejezett értékei a korlátozás alá eső komponensekre Összefoglalva elmondható a légköri kibocsátásokról, hogy a radiojódokat és a radiostroncium kibocsátásokat tekintve 13-szoros, illetve 4.3-szoros korlát túllépés történt, a radioaktív nemesgázok esetében 87,5 %-os és a radioaktív aeroszolok esetében 21,3 %-os volt a korlát kihasználás az üzemzavar időszakát tekintve. 8

9 A leállított 2. blokk kiesése miatt, viszont a folyékony kibocsátások (kivéve a radiostronciumot) kis mértékben csökkentek az elmúlt évekhez viszonyítva. Mivel a folyékony kibocsátásokra éves korlátok vonatkoznak, így az üzemzavar időszakára vonatkoztatott időarányos korlát kihasználások alacsony értéken maradtak, csak az összes-béta és 90 Sr kibocsátásokban volt érzékelhető kisebb emelkedés Légnemű kibocsátások TBq Év Hatósági korlát: 3,55x10 1 TBq/nap ( 1,3x10 4 TBq/év) 4. ábra A levegővel kibocsátott radioaktív nemesgázok éves aktivitása (összes-béta mérés alapján) hatósági korlát %-a GBq Év hatósági korlát %-a Hatósági korlát: : 2,05 GBq/nap (749 GBq/év) 5. ábra A légtérbe kibocsátott radioaktív aeroszolok (T 1/2 24 óra) éves aktivitása (öszszes-béta mérés alapján) 9

10 GBq Év Hatósági korlát: 2,05 GBq/nap (749 GBq/év) hatósági korlát %-a 6. ábra A levegővel kibocsátott radiojódok aktivitása 131 I egyenértékben megadva MBq Év Hatósági korlát: 105 kbq/nap (38 MBq/év) 7. ábra A levegővel kibocsátott radiostroncium éves aktivitása hatósági korlát %-a 10

11 HT HTO TBq év Hatósági korlát: nincs 8. ábra A légnemű kibocsátásokban hidrogén-gáz (HT) és vízpára (HTO) formában kibocsátott trícium éves aktivitásai 1.2 szén-dioxid szénhidrogének TBq év Hatósági korlát: nincs 9. ábra A légnemű kibocsátásokban szén-dioxid és szénhidrogének formájában mért radiokarbon éves aktivitásai 11

12 3.1.2 Folyékony kibocsátások GBq hatósági korlát %-a Év Hatósági korlát: 14,8 GBq/év ábra A hulladékvizekkel kibocsátott, összes-béta méréssel megállapított aktivitások éves aktivitásai (trícium nélkül) MBq Év Hatósági korlát: 148 MBq/év hatósági korlát %-a 11. ábra A hulladékvizekkel kibocsátott radiostroncium éves aktivitásai 12

13 TBq Év hatósági korlát %-a Hatósági korlát: 30 TBq/év 12. ábra A hulladékvizekkel kibocsátott trícium éves aktivitásai 13

14 A Paksi Atomerőmű Rt. kibocsátásainak nemzetközi adatokkal történő összevetésére a 3. táblázat ad lehetőséget, amely a paksival azonos elven működő úgynevezett nyomottvizes atomerőműi blokkok (PWR típusú blokkok) energiatermelésre normált kibocsátási adatait mutatja be a paksi hasonló adatok tükrében. Nemzetközi adatok csak az 1995 és 1997 közötti időszakra állnak rendelkezésre, az UNSCEAR évi jelentésében ezeket az adatokat publikálta (kivéve a radiokarbon kibocsátásra vonatkozó adatok, melyek csak közötti időszakra állnak rendelkezésre). Az összevetésből kitűnik, hogy a évi paksi légnemű kibocsátási adatok az áprilisi üzemzavar következtében meghaladják a PWR típusú reaktorok 1995 és 1997 közötti időszakra vonatkozó kibocsátási átlagát. A folyékony kibocsátásban mind a korróziós és a hasadási termékeknél, mind a tríciumnál a paksi adatok kisebbek a nemzetközi átlagnál. Radionuklid Paks [GBqGW e -1 év -1 ] PWR [GBqGW e -1 év -1 ] Légnemű kibocsátás Összes aeroszol 4,4 x ,7 x ,3 x I egyenérték 2,6 x ,3 x ,7 x 10-1 Összes nemesgáz 3,1 x ,2 x ,3 x 10 4 Összes trícium 5,0 x ,3 x 10 3 * 2,4 x 10 3 Összes radiokarbon 4,3 x ,5 x 10 2 ** 2,2 x 10 2 *** Korróziós és hasadási termékek Folyékony kibocsátás 5,8 x ,4 x ,1 x 10 0 Trícium 1,0 x ,1 x ,9 x táblázat: Az atomerőműből kibocsátott radioaktív anyagok aktivitása az UNSCEAR világadatok tükrében Megjegyzés: A nemzetközi adatok a Pakson üzemelő atomerőművel azonos elven működő nyomottvizes erőműi blokkokra vonatkoznak (UNSCEAR Report 2000) * : átlaga ** : átlaga *** : átlaga 14

15 3.2 KÖRNYEZETELLENŐRZÉS Az atomerőmű Üzemi Környezeti Sugárvédelmi Ellenőrző Rendszert (ÜKSER) működtet. Az erőmű környezetének sugárvédelmi ellenőrzése részben távmérő (telemetrikus) rendszereken, részben mintavételes, laboratóriumi vizsgálatokon alapul. A Paksi Atomerőmű Rt. 30 km-es környezetében a mintavevő- és távmérő állomások elhelyezkedését a 13. ábra mutatja be. A laboratóriumi vizsgálatok kiterjednek mind a környezeti közegekre, mind a tápláléklánc elemekre. Ez éves szinten körülbelül 4000 minta feldolgozását és mérését jelenti. A kibocsátott radioaktív izotópok közvetlen környezeti megjelenésével kapcsolatban azt tapasztaltuk, hogy azok az üzemzavari időszak kivételével még az igen érzékeny vizsgálati módszerek mellett is kimutathatatlanok, vagy csak nagyon kicsi koncentrációban, esetenként voltak mérhetők. Így a földfelszíni levegőmintákban az erőműtől 1-2 km távolságra az atomerőműtől származó radioaeroszolok közül csak 60 Co-at lehetett kimutatni néhány esetben legfeljebb 10 µbq/m 3 aktivitás-koncentrációban, a radiokarbont pedig 0,1-1 mbq/m 3 nagyságrendben lehetett mérni. A trícium 10 mbq/m 3 nagyságrendben becsülhető, és bár ezt közvetlenül nem mérjük 100 mbq/m 3 nagyságrendben becsülhető a radioaktív nemesgázok aktivitás-koncentrációja ugyanitt. A fall-out (kihullás) mintákban kétszer jelent meg 60 Co radionuklid 0,6 és 1,9 Bq/(m 2 hónap) aktivitással. A dunai iszapminták közül csak néhányban találtunk erőműtől származó radionuklidot ( 60 Co-at) 1 Bq/kg körüli értékben. Az állomások környezetében vett talaj, fű, a halastavi víz- és iszapmintákban nem lehetett kibocsátásból származó radioaktív izotópot kimutatni. A Dunába kibocsátott radioaktív anyagok által létrehozott évi átlagos növekmény a teljes elkeveredés után a trícium esetében 1 Bq/dm 3 -nél, az összes többi radionuklidra pedig együttvéve 0,1 mbq/dm 3 -nél kisebb volt. A tej- és halmintákban kibocsátásból származó radioaktív izotópot nem találtunk. A radioaktív nemesgázok, illetve a kiülepedett aeroszolok által kiváltott dózisnövekményt közvetlen mérési módszerekkel nem lehetett kimutatni, mivel az a terjedési számításokból becsülhetően 3-4 nagyságrenddel a természetes eredetű sugárzási szint alatt maradt. Az üzemzavarral összefüggésben körülbelül 300 különböző környezeti minta (aeroszol, jódszűrő, kihullás, talaj, fű, tej, hal stb.) radioaktív izotóp koncentrációját határoztuk meg gamma-spektrometriai módszerrel, a Sugárvédelmi Mérőkocsival végrehajtottunk csaknem 30 helyszíni gamma-spektrometriai mérést, valamint négy részletes útvonal-dózisteljesítmény monitorozást az erőmű főépületei körül, illetve egy-egy szűkebb területen. A széleskörű mintamérések eredményei alapján az erőmű üzemi területének és tágabb környezetének sugárzási állapotáról az alábbi kép rajzolható. Április 11-én hajnalban, az észak felé fújó szélnek megfelelően, az A1 állomás dózisteljesítmény mérő szondája rövid ideig 250 nsv/h szintemelkedést jelzett, amelyet még egy kisebb csúcs követett. Ezt követően a környezeti sugárzás dózisteljesítménye visszaállt a normális, természetes szintre. A későbbiek során sem ezen az állomáson, sem a többi távmérő állomáson a dózisteljesítmény mérők egyszer sem jeleztek szintemelkedést. Mivel az országos figyelő hálózat melynek a paksi távmérő állomások is tagjai riasztási szintje 500 nsv/h, s így a legexponáltabb állomáson mért érték sem érte el ezt a küszöböt. Az üzemzavar során kikerült radioaktív izotópok közül potenciális veszélyforrásként a 8 napos felezési idejű 131 I jött elsősorban szóba. A földfelszíni levegőben a kibocsátás összetételéhez hasonlóan az elemi jód részaránya volt a meghatározó. A kibocsátási csúcs nagysága és időtartama, valamint a szélirány szerint a legexponáltabb irányokban a mért legnagyobb 131 I aktivitáskoncentráció 2-5 Bq/m 3 volt április 11-én. Az aeroszol formában megjelenő jód aktivitáskoncentrációja néhány tized Bq/m 3 -t ért el, a szerves jód mennyisége a fenti értékek közé tehető (az első napokon szerves jód mintavétel még nem történt). Hangsúlyozni 15

16 kell, hogy ezek az értékek 1-2 óráig álltak fenn, amíg a radioaktív izotópokat tartalmazó légtömeg az érintett helyszínen átvonult. A jód mellett az A1 állomás április 11-én levett aeroszol mintája 10 mbq/m 3 körüli aktivitáskoncentrációban néhány hasadási terméket is tartalmazott. A 131 I kihullását mindegyik állomáson többféle módszerrel is meghatároztuk (fall-out mérés, talajfelszíni minta mérése, helyszíni gamma-spektrometriai mérés). A különböző módszerekkel kapott eredmények összehasonlítása egyben jó kontrollt is jelentett a megbízhatóságot illetően. A legnagyobb kihullást az A9 állomás környezetében tapasztaltuk, ahol a különböző módszerekkel kapott értékek Bq/m 2 között változtak. A távmérő állomásokon és egyéb környezeti mérőpontokon a Sugárvédelmi Mérőkocsival végzett dózisteljesítmény útvonal-monitorozás, illetve kézi dózisteljesítmény mérés eredményei mindenütt az adott helyszínre jellemző természetes sugárzási szint tartományába estek ( nsv/h). Belőlük a 131 I kihullásából származó járulékra nem lehetett következtetni. A friss vegetáció (őszi vetésű gabona) mintáiban az általunk mért legnagyobb 131 I aktivitáskoncentráció 140 Bq/kg volt az eredeti anyagra vonatkoztatva. A néhány megvizsgált tejmintában, az erőmű melletti halastavak víz- és halmintájában 131 I nem volt kimutatható. Ez azt jelenti, hogy az esetleges 131 I aktivitáskoncentráció a 0,5 Bq/kg-ot biztosan nem haladta meg. Az ALNOR TL dózismérőkkel állomásonként kapott évi átlagos dózisteljesítmény értékek (14. ábra) a mért fizikai mennyiség változásából adódó korrekció figyelembe vételével megfelelnek a korábbi évek és az alapszinti időszak adatainak. Megállapítható, hogy a évi környezeti dózismérési adatokból nem lehet az atomerőmű járulékára következtetni. Ez összhangban van a radioaktív anyagok légköri kibocsátásából származtatható képpel, amely szerint az erőműtől származó járulék nagyságrendekkel kisebb a természetes háttérsugárzás értékénél, illetve ingadozásánál, s így közvetlen dózismérési módszerekkel nem mutatható ki. 16

17 13. ábra Mintavevő és távmérő állomások elhelyezkedése a Paksi Atomerőmű Rt. környezetében Dózisteljesítmény [nsv/h] A1 A2 A3 A4 A5 A6 A7 A8 A9 C10 C11 C12 C13 C14 C15 C16 C17 C18 C19 C20 C21 C22 C23 B24 L25 Mintavevő állomások 14. ábra A környezeti gamma-sugárzás havi átlagos környezeti dózisegyenérték teljesítménye 2003-ban a távmérő és a mintavevő állomásokon ALNOR TLD-vel mérve 17

18 4. A PAKSI ATOMERŐMŰ RT. 2. BLOKK 1. SZ. AKNÁJÁBAN ÁPRILIS 10-ÉN TÖRTÉNT SÚLYOS ÜZEMZAVAR ÉS KÖVETKEZMÉNYEINEK ÉRTÉKELÉSE 4.1 ELŐZMÉNYEK Az atomerőmű 1-es, 2-es és 3-as blokkján végrehajtott, a dolgozók védelmét szolgáló gőzfejlesztő dekontaminálások (radioaktív szennyeződés eltávolítása) hatására a blokkok üzemeltetése alatt nőtt a magnetit képződésének sebessége. Ennek következtében a magnetit keletkezés-eltávolítás egyensúlya felborult, magnetit-lerakódás jelent meg üzemelő üzemanyag kazetták felületén, ami a blokkok teljesítményének csökkentéséhez vezetett. Az ok-okozati öszszefüggést felismerve a Paksi Atomerőmű Rt. a gőzfejlesztők dekontaminálását beszüntette, és megkezdte a lerakódással érintett üzemanyag kazetták tisztítását ben és 2001-ben a 2. blokkról korábban kirakott 170 db részben kiégett és pihentetett üzemanyag kazetta tisztítását hajtotta végre sikeresen a Siemens KWU egy olyan általa fejlesztett technológiával, amellyel egyszerre hét kazetta tisztítását lehetett elvégezni. Az üzemanyag kazetták tisztításának folytatására a Siemens KWU jogutódja, a FRAMATOM ANP kapott megbízást. A FRAMATOM ANP által tervezett és a hazai hatóságok által engedélyezett technológiát, amely egyszerre 30 db üzemanyag kazetta tisztítását tette lehetővé 15. ábra mutatja be. Az üzemanyag kazettákat befogadó tisztító tartály több méter bóros víz alatt az úgynevezett revíziós aknában került elhelyezésre. A technológiához szükséges segédrendszerek az akna környezetében kerülnek telepítésre. Az üzemanyag kazetták mozgatása víz alatt történik. 15. ábra Kazetta tisztítás berendezései 18

19 Az új technológia alkalmazásával a tisztítás áprilisában a 2. blokk éves főjavítása alatt kezdődött meg. A hatodik 150 db üzemanyag kazetta tisztítása ekkorra már sikeresen befejeződött 30 db üzemanyag kazettát tartalmazó töltet tisztítása április 10-én délután fejeződött be. A tisztítótartály fedelének leemeléséhez szükséges daru a blokkon éppen folyó főjavítási munkák miatt azonnal nem állt rendelkezésre, ezért kezelők a technológia szerint engedélyezett külső szivattyús hűtésre álltak át. Ebben az üzemmódban az erre a célra telepített szivattyú keringteti a vizet a tisztítótartályon keresztül, biztosítva a tartályban lévő üzemanyag kazetták hűtését. Az üzemzavart követően elvégzett elemzések bizonyították, hogy ebben az üzemállapotban az üzemanyag kazetták hűtése alapvető hőtechnikai tervezési hiba miatt nem volt megfelelő. A hűtési elégtelenség következtében a tisztítótartályban lévő víz felforrt, a tisztítótartályon belül a gőz egyre nagyobb teret foglalt el. A tisztítótartály fedelének emelésekor a gőz felfelé távozott, a revíziós aknából a tartályba ömlő hideg víz a magasabban lévő kazettarészek hőütését okozta, a rideggé vált burkolat sok helyen megrepedt, sérült. A lezajlott folyamatok következtében jelentős aktivitású radioaktív izotóp került a revíziós akna vizébe. Ezek kisebb része így elsősorban a radioaktív nemesgáz- és jódizotópok a szellőzőkéményen keresztül a környezetbe jutott. 4.2 AZ ÜZEMZAVAR KÖRNYEZETRE GYAKOROLT HATÁSA Az üzemzavar a környezetre értékelhető hatással gyakorlatilag csak a légnemű kibocsátáson keresztül volt. A légnemű kibocsátás rövid ideig meghaladta napi kibocsátási korlátot, de éves szinten az atomerőmű légnemű kibocsátása alatta maradt a hatósági korlátok alapján éves szinten kibocsátható aktivitásnak. Ezt mutatja be a következő táblázat. Kibocsátás [%] Légnemű: aeroszol, összes-béta aktivitás 0,8 nemesgáz, összes-béta aktivitás 3,4 jód (I-131-egyenérték) 50 Sr-89 + Sr-90 aktivitás 17 Folyékony: hulladékvíz, összes-béta aktivitás 1,1 hulladékvíz, Sr-90 aktivitás 1,0 hulladékvíz, trícium-aktivitás 3,3 4. táblázat A hatóság által elfogadott üzemzavari kibocsátások a hatósági korlátok alapján éves szinten kibocsátható aktivitások %-ában A táblázatból jól látható, hogy a kibocsátható aktivitást legjobban a radiojód kibocsátása közelítette meg, de az üzemzavar hatására a korábbi évekkel összevetve jelentősen nőtt a nemesgázok és radiostroncium kibocsátása is. 19

20 Az üzemzavar következtében kibocsátott radioaktív izotóp a környezetellenőrzési program eredményei szerint az erőmű közvetlen környezetét az A jelű környezetellenőrző állomások térségét kivéve csak a minták, mérések kis hányadában volt kimutatható. Így kis mennyiségben kimutatható volt a 131 I radioizotóp az aeroszol-, dry-out- és fűminták egy részében, továbbá néhány in-situ gamma-spektrometriai méréssel. Jellemző értéktartományok: - aeroszol: 0,004-0,58 mbq/m 3, - dry-out: 4,6-14 Bq/m 2, - fű: 1-10 Bq/kg (eredeti anyagra), - in-situ: Bq/m 2. A környezetben mért 131 I-koncentrációk a kimutatási határokat általában legfeljebb néhányszor haladták meg. A súlyos üzemzavar kibocsátási adatai és esemény idején fennálló valós meteorológiai viszonyok alapján a Paksi Atomerőmű Rt., illetve hazai szakintézetek is végeztek következményelemzési modellszámításokat, amelyek összehasonlításának legfontosabb következtetése, hogy a becsült lakossági sugárterhelések elfogadhatóan egyeztek, még ha az egyes részeredmények jelentős szóródást is mutattak. Az egészségügyi hatóság szakintézménye (OKK-OSSKI) az üzemzavarral összefüggő légköri kibocsátásokból származó dózisjárulékot 0,00012 msv 1 értékűnek becsülte (Paks déli részén élő felnőtt lakosságra), ami igazolta azt a következtetést, hogy a lakosságra nézve az üzemzavar számottevő többlet-sugárterheléssel nem járt. Az üzemzavarral összefüggő folyékony kibocsátásból a gerjeni felnőtt lakosságra becsült többlet sugárterhelés ennek csupán tizede volt. Az üzemzavar okozta többlet sugárterhelést segít megítélni a következő ábra. Effektív dózis (msv) ,1 akut sugárbetegség tünet-együttesei egésztest besugárzásnál hematológiai tünetek biológiai módszerekkel kimutatható egésztest többletdózis évi foglalkozási dóziskorlát évi lakossági sugárterhelés természetes forrásokból évi lakossági dóziskorlát évi átlagos terhelés orvosi alkalmazásoktól Csernobil járuléka hazánkban évi lakossági dóziskorlát a Paksi Atomerőmű környezetében élőkre 0,01 0,001 0,0001 óránkénti dózis személyszállító repülőgépen a i rendkívüli esemény okozta számított maximális lakossági dózisterhelés a Paksi Atomerőmű környezetében 16. ábra Az embert érő sugárterhelés jellemző dózisai, hatósági dóziskorlátai 1 msv = millisievert 20

21 5. RADIOAKTÍV HULLADÉKOK KEZELÉSE 5.1 A RADIOAKTÍV HULLADÉKOK KEZELÉSÉVEL, ÁTMENETI TÁROLÁSÁVAL ÖSSZEFÜGGŐ FEJ- LESZTÉSEK A PAKSI ATOMERŐMŰ RT-NÁL A radioaktív hulladékok kezelése olyan kifejezés, amely a nemzetközi gyakorlatban az atomerőműben keletkező radioaktív hulladékok gyűjtését, ideiglenes tárolását, térfogatcsökkentését, kondícionálását (azaz a végleges elhelyezéshez alkalmas formájú hulladékos csomagok kialakítását), a hulladékminősítést és az atomerőmű telephelyén történő átmeneti tárolását jelenti a végleges tároló létesítménybe történő szállítását megelőzően. A felsorolt tevékenységi sor összetettségéből kitűnik, hogy az ezzel kapcsolatos fejlesztések, optimalizálások, tervek fontos feladatot képeznek minden atomerőműben, így a Paksi Atomerőmű Rt-nál is. Köztudott, hogy Magyarországon az atomerőművi eredetű radioaktív hulladékok végleges elhelyezésének megoldása nem rendelkezett mindig teljes körű politikai, társadalmi konszenzussal, így emiatt az atomerőmű számára ez a terület folyamatosan előtérben van. Különösen kiemelik a fejlesztések fontosságát a áprilisi, 2-es blokki súlyos üzemzavar következtében képződött és a sérült fűtőelemek eltávolításával kapcsolatosan még képződő radioaktív hulladékok, melyeknek a mennyisége és izotóp-összetétele miatt a folytatott hulladékkezelési gyakorlat változtatásokra szorul. Az végén megszületett Atomtörvény és az erre alapuló kormányrendeletek, kormányhatározatok életre hozták a Radioaktív Hulladékokat Kezelő Közhasznú Társaságot, melynek a feladata lett a radioaktív hulladékok végleges tárolásának a megoldása, így az atomerőműnek csak a radioaktív hulladékok kezelése képezi a feladatát. Ezt a feladatot továbbra is úgy kell megoldani, hogy: a radioaktív hulladékok kezelése során olyan hulladékos csomagokat kell előállítani, amelyek hozzájárulnak ahhoz, hogy a végleges elhelyezésre kerülő hulladékok formája a tároló mérnöki gátjaival és a geológiai adottságokkal együtt biztosítsák a biztonságos elhelyezést, a radioaktív hulladékok ne zavarják az erőmű üzemét, az elengedhetetlenül szükséges beruházások minimálisak és költségtakarékosak legyenek (ha szükséges, az átmeneti tárolók modulszerűen legyenek bővíthetők; felesleges átmeneti tárolókapacitás ne épüljön), a meglévő hulladékkezelési technológiák optimálisan kihasználhatók legyenek abban az esetben is, ha új hulladékkezelési technológiákat kell alkalmazni, a szükséges változások ne befolyásolják hátrányosan a radioaktív hulladékokkal összefüggésben meglévő társadalmi elfogadottságot. Ezeket a célkitűzéseket az eredeti orosz műszaki tervben szereplő kis- és közepes aktivitású hulladékkezelési metodikától jelentősen eltérő technológiákkal sikerült elérni. A korábbi években elvégzett fejlesztések az alábbiak voltak: A szilárd hulladékokat 50 tonnás préssel 200 literes fémhordóba a keletkezett térfogatuk ötödére tömörítjük. 21

22 A tömörített hulladékok átmeneti tárolására - átépítéssel - kialakítottunk egy olyan tárolót, melyben a hulladékos-csomagokat korszerűen, visszanyerhető módon tároljuk. A folyékony radioaktív hulladékok tárolását végző két segédépületet összekötöttük egy olyan csőhíddal, melynek használatával jelentős tárolókapacitás-bővülés volt elérhető. Rendszerbe állítottunk egy gamma-spektrometriás mérőrendszert, melynek segítségével a hordós szilárd hulladékok izotóptartalmát és izotóp-összetételét lehet meghatározni. Üzembe helyeztünk mindkét segédépületben ultraszűrő berendezéseket, melyekkel folyékony közegeket lehet megtisztítani. Telepítettünk egy szilárd hulladékokat válogató félautomata berendezést, melynek segítségével mintegy 5%-al tudtuk csökkenteni a kis- és közepes aktivitású szilárd hulladékok mennyiségét. Kifejlesztettünk egy olyan gyöngykovaföldön keresztül történő szűrést, melynek segítségével a radioaktív olajok kezelendő mennyisége drasztikusan lecsökkent. A berendezések vegyszeres tisztítása során keletkezett folyékony hulladékok mennyiségét egy víz alatti plazmabontó berendezés segítségével tudtuk számottevő mértékben lecsökkenteni. A megvalósítás alatt álló fejlesztések az alábbiak: A már keletkezett és a segédépületi tároló-tartályokban lévő folyékony radioaktív hulladékok mennyiségének meghatározó mértékű csökkentését egy finn technológia segítségével lehet majd elérni, melynek üzembe helyezése folyamatban van. Azokat az iszapszerű radioaktív hulladékokat, melyeknek a mennyiségét tovább már nem lehet csökkenteni, egy Németországban kifejlesztett cementező berendezéssel fogjuk megszilárdítani. Részben a kis- és közepes aktivitású hulladékok végleges tárolójának megvalósítási határidejével összefüggően mind a mai napig fennálló bizonytalanság, részben a 2-es blokki üzemzavar miatt keletkezett radioaktív hulladékok miatt, az atomerőműben követett hulladékkezelési koncepció megváltoztatása válik szükségessé, melynek keretében az alábbi fejlesztések megvalósításának tervei merültek fel: A folyékony hulladékokat tároló tartálypark kapacitását további tartályok építésével bővíteni szükséges. (Ez a munka folyamatban van, és várhatóan év végére megvalósul.) A szilárd hulladékok átmeneti tárolására rendelkezésre álló kapacitások modulszerű bővítése. Különböző típusú radioaktív hulladékok újrafelhasználásának, térfogatuk csökkentése lehetőségének tanulmánytervi szintű áttekintését követően lehet dönteni a konkrét fejlesztésekről. (Nagyméretű hulladékok darabolása, nagy szárazanyag tartalmú iszapok kezelése, préselt hulladékok továbbpréselése szuperkompaktorral, hosszú élettartamú izotópokat tartalmazó hulladékok kezelése, stb.) Látható a fentiekből, hogy a Paksi Atomerőmű Rt. az eddig eltelt időszakban számos fejlesztést hajtott végre a radioaktív hulladékok kezelése, átmeneti tárolása terén. A jövőben megoldandó feladatok bonyolultak, de a tervbe vett, illetve a folyamatban lévő fejlesztésekkel a kialakult hulladékos helyzet kezelhető lesz. 22

23 5.2 KIS- ÉS KÖZEPES AKTIVITÁSÚ SZILÁRD RADIOAKTÍV HULLADÉKOK 2003-ban 1093 db szilárd hulladékot tartalmazó hordó keletkezett, melynek mennyisége 65 %-al, 433 db hordóval több a évinél. Ennek fő okai a következők: - A 2. blokki súlyos üzemzavar következményeként kb. 60 db hordó radioaktív hulladék képződött. - A növekmény további részét döntően az új hulladék felszabadítási eljárásban alkalmazott szigorú aktivitáskorlátok eredményezték. Szilárd radioaktív hulladék elhelyezés Az évi utolsó - a püspökszilágyi végleges tárolóba történő - kiszállítást követően keletkezett hordós szilárd radioaktív hulladékok elhelyezése az erőmű ellenőrzött zónájában kialakított átmeneti tároló helyiségekben és ideiglenes gyűjtő helyeken történik a végleges tároló üzembe helyezéséig ban a hordós szilárd hulladékok ideiglenes gyűjtőhelyeken és átmeneti tárolókban kerültek elhelyezésre. A radioaktív hulladékok átmeneti tárolásának célja a hulladékok ellenőrzött, ideiglenes tárolása a végleges elhelyezést megelőzően. Az év során a képződött kezelt hulladékból az iszapot tartalmazó hordókat az A410/4 helyiségben, a tömörített és a nem tömöríthető hulladékot tartalmazó hordókat a VK302/I helyiségben helyeztük el. A hulladéktároló helyiségeinkben az előző években képződött hulladékokból áttárolás vált szükségessé az év során. A TN01 szellőző rendszer átalakítási munkái miatt az A410/2 helyiségből 18 db hordót, az A410/1 helyiségből 248 db hordót szállítottunk a VK302/I helyiségbe. Az alábbi mennyiségek elhelyezésére került sor: A410/4: VK302/I: 90 db hordó 1003 db hordó Az alábbi táblázat az átmeneti tárolók és ideiglenes gyűjtőhelyek töltöttségét mutatja be. Helyiség Kapacitás 2003-ban betárolt Tárolt mennyiség Szabad kapacitás (db hordó) mennyiség (db hordó) (db hordó) (db hordó) A410/ A410/ A410/ A410/ A0059/II VK302/I VK302/II Összesen: táblázat Átmeneti tárolók és ideiglenes gyűjtőhelyek töltöttsége A végleges tároló üzembe helyezésének bizonytalansága miatt több átmeneti tárolóhely kialakításának lehetőségét is vizsgáljuk a Paksi Atomerőmű Rt. telephelyén. 23

24 A keletkezett és feldolgozás utáni szilárd radioaktív hulladékok mennyiségének alakulását a 17. ábra mutatja be az közötti időszakra. [m3] [év] keletkezett hulladék feldolgozás utáni hulladék 17. ábra között keletkezett és a feldolgozás utáni szilárd radioaktív hulladékok mennyisége Az előző évekből áthozott mennyiséggel együtt december 31-én az atomerőműben tárolt mennyiség: 5065 db 200 literes hordó. 5.3 NAGYAKTIVITÁSÚ SZILÁRD RADIOAKTÍV HULLADÉKOK Az eddigi üzemeltetés során a Paksi Atomerőmű Rt-nál december 31-ig 88,8 m 3 nagy aktivitású hulladék képződött. Ebből 3,045 m 3 keletkezett 2003-ban, ami az elhelyezés során mintegy 5 m 3 tároló kapacitást vett igénybe. A évihez képest az I. kiépítésen 2,7 m 3 -rel több nagy aktivitású szilárd radioaktív hulladék keletkezett. A keletkezés okai: - Az áprilisi súlyos üzemzavar után a 2. blokk átrakó medence és reaktortisztításnál használt Balduf-szűrők cseréje. - Az 1. blokkon augusztusban végrehajtott közbensőrúd csere. A kiépített tároló kapacitásból így még rendelkezésre áll az I. kiépítésen: 57 m 3, II. kiépítésen: 77 m 3 szabad térfogat. A nagy aktivitású szilárd radioaktív hulladékok erőművön belüli átmeneti tárolása az ellenőrzött zónában kialakított tároló kutakban történik. A tároló kutakban méretük miatt nem elhe- 24

25 lyezhető nagy aktivitású hulladékok tárolása tartalék helyiségekben elhelyezett ólom gyűjtőkonténerekben valósul meg SZILÁRD NAGY AKTIVITÁSÚ HULLADÉK EL- HELYEZÉS I. kiépítés II. kiépítés Kiépítésenként összesen: 3,001 m 3 0,044 m 3 Paksi Atomerőmű Rt. összesen: 3,045 m 3 6. táblázat A évben elhelyezett nagy aktivitású radioaktív hulladékok mennyiségi adatai 5.4 FOLYÉKONY RADIOAKTÍV HULLADÉKOK A folyékony radioaktív hulladékok fő összetevői: bepárlási maradékok, evaporátor savazó oldatok, elhasznált primerköri ioncserélő gyanták, aktív iszapok, aktív oldószerkeverékek, elszennyeződött technológiai bórsavoldatok Bepárlási maradékok Az atomerőmű ellenőrzött zónájában különböző forrásokból radioaktív izotópokat tartalmazó vegyszeres hulladékvizek keletkeznek. Ezekben a kis szárazanyag tartalmú (3-5 g/l) vizes oldatokban mindazok az oldott vegyszerek megtalálhatók, amelyeket a primerkör vízüzeméhez, a víztisztítók regenerálására, a reaktorteljesítmény finomszabályozására és dekontaminálási célokra felhasználnak. Az összegyűjtött hulladékvizek vegyszeres kezelés után bepárlásra kerülnek kb. 200 g/l-es bórsav koncentrációjú sűrítménnyé. Az eddigi üzemeltetés során december 31-ig 4419 m 3 bepárlási maradék keletkezett, amelyből 2624 m 3 az 1. sz. segédépületi, míg 1795 m 3 a 2. sz. segédépületi tároló tartályokba került betárolásra ban 350 m 3 bepárlási maradék képződött. Ebből 260 m 3 az I., míg 90 m 3 a II. kiépítésen keletkezett. Az I. kiépítés bepárlási maradékai közül kb m 3 sűrítmény keletkezett a 2. blokki súlyos üzemzavar után ban 6,5 m 3 evaporátor savazó oldat keletkezett. A 2. blokkon bekövetkezett súlyos üzemzavar után a segédépületeket összekötő csőhídon olyan manipulációk kerültek végrehajtásra, amelyekkel biztosítható az I. kiépítés alfasugárzókkal szennyezett sűrítményeinek fogadása. A következő ábra a bepárlási maradékok mennyiségét mutatja éves bontásban. 25

26 I. kiépítés [m3/év] II. kiépítés [m3/év] összesen [m3/év] Magyarázat: I. kiépítés = 1. és 2. blokk, II. kiépítés = 3. és 4. blokk 18. ábra: Bepárlási maradékok képződésének éves alakulása Elhasznált primerköri ioncserélő gyanták A primerköri víztisztítókon elvégzett regenerálások és töltet cserék száma az előirányzott tervhez képest jóval kevesebb. Az előirányzott terv 89 m 3 /év/két blokk (41 m 3 /év nagy aktivitású és 48 m 3 /év kis aktivitású) ioncserélő gyanta keletkezésével és elkülönített tárolásával számol. A folyékony hulladéktároló rendszer módosításával az üzemeltetés alatt az ioncserélő gyanták együttes tárolását valósítottuk meg. Az eddigi üzemeltetés során keletkezett elhasznált gyanták mennyisége a két segédépületben összesen 93 m 3, ebből 17,4 m 3 keletkezett 2003-ban. A növekmény fő oka a 4. sz. víztisztító gyanta tölteteinek a 2. blokki súlyos üzemzavar miatti cseréje volt. Feldolgozásra vonatkozó kényszerhelyzet ioncserélő gyanták esetében nincs. Figyelembe véve az elhasznált gyanta tároló tartályok átalakítását, a rendelkezésre álló tároló kapacitás m 3 - várhatóan elég lesz az erőmű teljes élettartama alatt keletkező mennyiségek átmeneti tárolására Egyéb folyékony radioaktív hulladékok Aktív oldószerkeverékek: Mennyiségük ugyan nem jelentős (2003-ban 1,3 m 3 keletkezett), de tűzveszélyes tulajdonságuk indokolta egy szakszerűen installált hely kialakítását, amely tartalmazza a tisztítatlan és tisztított folyadékok megfelelő közbenső tárolását is. 26

27 A szennyezett olajok és szerves oldószerek szűrése gyöngykovafölddel történik. Ez a szűrés igen egyszerű eszközöket igénybe véve kedvező eredményt ad. Elszennyeződött technológiai bórsavoldatok: A primerköri rendszerekben meghatározott technológiai rendeltetéssel több ezer köbméter különböző koncentrációjú bórsavoldat van. Ezen bórsavoldatokban az üzemeltetés során olyan mikron, illetve mikron alatti méretű aktív szennyeződések gyűlnek össze, amelyeket hagyományos szűréssel, a beépített ioncserélőkkel jó hatásfokkal nem lehet eltávolítani. Ezek hatékony eltávolítása fontos követelmény, mivel mennyiségük nem nőhet korlátlanul. Egyrészt az előírt tisztasági követelmények miatti csere jelentős folyékony hulladéknövekményt okozna, másrészt az átlátszóságot, ellenőrizhetőséget befolyásolja hátrányosan. Ezen kívül lerakódások keletkezhetnek, amelyek rontják a hőátadási viszonyokat és további korróziós folyamatokat gerjeszthetnek. A fenti problémák elkerülése érdekében 2002-ben, az I. kiépítés üzemi ultraszűrő berendezéssel részben az üzembe helyezés részeként, részben a próbaüzem alatt a 2. blokk visszaindulásakor, az 1. blokk leállásakor és visszaindulásakor megtisztítottuk a primerköri hőhordozót, valamint, a víznormáktól eltérő átlátszóságú ZÜHR, és a szennyezett kondenz tartályok oldatait ban az I. kiépítésen működő üzemi ultraszűrővel primerköri hőhordozó tisztítást hajtottunk végre mindkét blokkon (a 2. blokkon a súlyos üzemzavar bekövetkezése előtt), valamint az 1. blokkon ZÜHR tartály ultraszűrését végeztük el kitűnő eredménnyel ban a II. kiépítés üzemi ultraszűrője is elkészült, üzembe helyezése 2004-ben történik meg, szükség esetén üzemszerűen működtetjük. A folyékony hulladék tároló tartályok év végi töltöttségét szemlélteti a következő grafikon térfogat [m 3 ] TW30B001 01TW30B002 01TW30B003 01TW30B004 01TW30B005 01TW10B001 01TW20B001 01TW15B001 02TW30B001 02TW30B002 02TW30B003 02TW30B004 02TW10B001 02TW10B002 02TW10B003 02TW15B001 sűrítmény ioncserélő gyanta és transzportvíz evaporátor savazó oldat szabad térfogat 19. ábra A folyékony hulladék tároló tartályok töltöttsége a december 31-i állapot szerint 27

28 6. A PAKSI ATOMERŐMŰ RT ÉVI HAGYOMÁNYOS KÖRNYEZETVÉDELMI TEVÉKENYSÉGÉNEK ÉRTÉKELÉSE 6.1 VÍZMINŐSÉG-VÉDELEM Az atomerőmű, mint az ország legnagyobb nyersvíz felhasználó üzeme különös gondot fordít a víz minőségének védelmére. A felszíni vízkivételből biztosított hűtő és technológiai vizek mennyisége 2003-ban 2,13 milliárd m 3 volt, ami kevesebb, mint az előző években (20. ábra). Ennek oka, hogy évben a 2. blokk az év nagyobb részében nem termelt villamos energiát. A rétegvíz kutakból biztosított szociális jellegű ivóvíz-felhasználás m 3 volt. A kibocsátott hűtővíz a befogadó Duna hőszennyezését nem, csak hőterhelését okozza, mivel a felmelegedés mértéke az ökológiai egyensúlyt nem bontja meg. Ennek érdekében hatósági engedélyeink a hőlépcső maximális mértékét és a Duna víz hőmérsékletének maximumát határozzák meg, ezeket a korlátokat 2003-ban is betartottuk. A kibocsátott kondenzátor-hűtővíz hőmérsékleti értékeket a 21. ábra szemlélteti. A kibocsátott kondenzátor-hűtővíz minősége annak hasznosítását is lehetővé teszi. Jelenleg ez biztosítja az erőmű halastavainak vízutánpótlását. Faddi-holtág vízutánpótlására 2003-ban 9,46 millió m 3 víz lett továbbadva, leginkább a nyári meleg, száraz időszakban. felhasznált hűtővíz mennyisége [1000 m 3 /év] [év] 20. ábra Az erőmű hűtővíz felhasználása

29 C o,dt Dunavíz hőmérséklet Melegvíz csat. hőmérséklet Dt napi max Dt határérték dátum 21. ábra 2003 évi kondenzátor hűtővíz kibocsátási paraméterek A szociális vízhasználatokból az üzemi területen keletkező szennyvíz az erőmű kommunális szennyvíztisztító rendszerén keresztül került kibocsátásra. A szennyvíztisztítás hatásfokát üzemi kontroll és az Alsó-Duna-völgyi Környezetvédelmi Felügyelőség rendszeresen általában negyedévente ellenőrzi. A tisztítás hatásfoka, így a kibocsátott vizek minősége az előírásoknak megfelelő volt évben 251 ezer m 3 kommunális szennyvíz keletkezett. A kommunális szennyvíz 2003 évben mért értékeinek paramétereit az alábbi táblázat foglalja össze. Komponens Mért max. érték* (mg/l) Hatósági korlát (mg/l) KOI Cr NH 3 - NH 4 + N-ben kifejezve 2,8 30 Olajtartalom (SZOE) < táblázat Kommunális szennyvíz 2003 évben mért vízminőségi paraméterei Megjegyzés * : az adatok a környezetvédelmi hatóság által mért legnagyobb értékek. 29

30 Az inaktív ipari hulladékvizek túlnyomó részét a sótalanvíz előállítás során keletkező savas és lúgos szennyezettségű vizek alkotják. A vízlágyítói hulladékvíz mennyisége 2003-ban 140 ezer m 3 volt. A hulladékvíz semlegesítése a m 3 -es zagymedencékben történik. A medencék vízminőségét és kibocsátását rendszeres üzemi kontroll ellenőrzi. Az éves szinten m 3, semlegesítés és ülepítés után kibocsátott hulladékvíz minősége megfelelő volt, a szennyező anyagok koncentrációja a melegvíz csatornában a határértékeket nem haladta meg. A melegvíz csatorna évben mért értékeinek paramétereit az alábbi táblázat foglalja öszsze. Komponens Átlag érték Mért max. érték Hatósági korlát 1 (mg/l) (mg/l) (mg/l) ph 8,2 7,6-8, között Összes só 288,6 382, Összes lebegőanyag 20,2 129,5 200 Olajtartalom 0,03 0,40 5 NH 3 - NH + 4 N-ben kifejezve 0,09 0,21 10 KOI Cr 8,50 9, táblázat Melegvíz csatorna 2003 évben mért vízminőségi paraméterei Megjegyzés: 1 a hatályos 9/2002. (III. 22.) KöM-KöViM rendelet alapján, kivéve összes só, ill. olajtartalom, amit a vízjogi üzemeltetési engedély szabályoz 2 az alsó és felső korláthoz legközelebbi értékek A vízlágyítói hulladékvíz és a melegvíz csatorna üzemi ellenőrzését rendszeresen, heti egyszeri gyakorisággal végezzük. A melegvíz csatorna minőségi paramétereit a következő ábra jól szemlélteti. Az ábrából, valamint a fenti táblázatból jól látható, hogy határérték túllépésre nem került sor. 30

31 Hatósági korlát %-a* ph jan. 6. jan. 27. febr. 17. márc. 10. márc. 31. ápr. 22. máj. 12. jún. 2. jún. 23. júl. 14. aug. 4. aug. 25. szept. 15. okt. 6. okt. 27. dec. 1. dec. 22. dátum Összes só tartalom Olajtartalom KOI(Cr) ph alsó korlát Összes lebegő anyag tartalom Ammónia- ammónium ph ph felső korlát 22. ábra Melegvíz-csatorna vízminőségi paraméterei *: a hatósági korlát a 9/2002. (III. 22.) KöM-KöViM rendelet alapján (kivéve olajtartalom, össz. sótartalom) Felszín alatti vizek védelme Az erőmű talajvízre és talajra gyakorolt hatását kiterjedt talajvízfigyelő kútrendszerrel ellenőrizzük. A monitoring rendszerben közel 50 talajvízfigyelő kutat vizsgálunk különböző az ellenőrzött technológiától függő paraméterre. A vizsgálatok körét a vízjogi, és a évben lezárult részleges környezetvédelmi felülvizsgálatok alapján kiadott működési engedélyekben foglaltaknak megfelelően végezzük. A talajvíz és az esetleges szennyezések mozgásának követése érdekében 80 kút vízszintjét regisztráljuk. A talajvízszennyezések megelőzése érdekében 2003-ban megkezdődött az udvartéri környezetet veszélyeztető, ciklikus felülvizsgálat körébe és biztonsági osztályba nem sorolt rendszerek csővezetékeinek állapotvizsgálati programjának kidolgozása. A korábbi években két transzformátor környezetében elkezdett in-situ kárelhárítás eredményesen folyt, a talaj olajjal történő szennyezettsége megszűnt. A talajvíz vizsgálati eredmények mind a környezetvédelmi hatóság által meghatározott határérték alatti, mind a jogszabályban foglalt szennyezettségi határérték alatti koncentrációt mutattak. 31

32 6.2 LEVEGŐTISZTASÁG-VÉDELEM Az atomerőműnek technológiájából adódóan igen kicsi a légköri emissziója. Hagyományos, inaktív szennyező anyagokat a biztonsági elektromos betáplálást biztosító dízel-generátorok és a festőműhely festőkabinjai bocsátanak ki. A biztonsági dízel-generátorokból éves szinten a rövid próbaüzemekből adódó összesen ~ 200 órás üzemidő miatt a kibocsátott bruttó szennyezés igen kicsi, az immissziót alig befolyásolja. A festőműhely festőkabinjának és általános elszívó rendszerének kürtői potenciális szennyező forrást jelentenek. A festőkabin száraz leválasztású zsákos szűrővel van ellátva (hatásfok 96 %). A kibocsátott oldószerek emisszióit az óránként felhasznált festék és oldószer mennyiség határozza meg. A jogszabályi változások következtében 2003-ban újra bejelentettük a fenti légszennyező pontforrásainkat a környezetvédelmi hatóságnak. Az előírt határértékeket, valamint a dízelgenerátorokra, mint szükségáramforrásokra előírt levegőtisztaság-védelmi követelményeket 2003-ban is betartottuk. 32

33 6.3 HULLADÉKGAZDÁLKODÁS - INAKTÍV HULLADÉKOK Veszélyes hulladékok 2003-ben kg veszélyes hulladék keletkezett az erőműben (elsősorban fáradt olaj, olajjal szennyezett hulladék, elektronikai hulladék, selejtezett technológiai vegyszerek, festékes göngyölegek) ben engedéllyel rendelkező vállalkozóknak átadva kg veszélyes hulladék ártalmatlanításáról gondoskodtunk. A 2003-ben nagyobb mennyiségben keletkezett veszélyes hulladékokat a 23. ábra szemlélteti. kommunális szennyvíziszap 5% nyomdai hulladék 3% selejt techn. vegyszer 6% fénycső 3% elektronikai hulladék 5% vegyszeres föld 3% olajos iszap 9% fáradt olaj 20% olajos föld 10% egyéb 9% bontott tetőszigetelés 5% festékes göngyöleg 8% olajos textília 14% 23. ábra A legnagyobb mennyiségben előforduló veszélyes hulladékok 2003-ben Az egyéb kategóriába olyan veszélyes hulladékok kerültek, amelyeknek évben keletkezett mennyisége hulladék-fajtánként nem érte el az 5000 kg-ot (pl. vegyszeres felitató anyag, ioncserélő gyanta, akkumulátor, szárazelem, spray-s flakon, stb.) A 24. ábra adataiból jól látható, hogy a veszélyes hulladékok összmennyisége az es évek magasabb értékei után csökkent. Ennek oka részben a kevesebb selejtezésből eredő hulladék, részben a mésziszap hulladék nem veszélyes hulladéknak történő minősítése, valamint az akkumulátorcserék befejezése. 33

34 ábra között keletkezett veszélyes hulladékok mennyisége A veszélyes hulladékok előírásoknak megfelelő gyűjtését és tárolását az 1990-ben létesített és működési engedéllyel rendelkező Veszélyes Hulladék Üzemi Gyűjtőhelyen biztosítjuk. A Veszélyes Hulladék Üzemi Gyűjtőhelyen december 31-én mintegy kg veszélyes hulladékot tároltunk. Az erőmű területén lévő veszélyes hulladék nagyobb részét a 150 t kommunális szennyvíziszap teszi ki, melyet a technológiában, a kommunális szennyvíztelep iszapszikkasztó ágyán kezelünk Ipari, termelési hulladékok A termelési hulladékokat a kommunális hulladékoktól elkülönítetten, kijelölt és a szelektív gyűjtés céljára kialakított gyűjtőhelyen ill. az erre kijelölt raktárban gyűjtjük év végen a Paksi Atomerőmű Rt. területén lévő nem veszélyes ipari hulladékok menynyisége 26 t volt évben a Paksi Atomerőmű Rt. tevékenysége során összesen 538 t nem veszélyes ipari hulladék keletkezett. A 2002 évről a Paksi Atomerőmű Rt. területén maradt és a 2003-ben keletkezett összesen 564 t nem veszélyes ipari hulladék mennyiségből a Paksi Atomerőmű Rt. további hasznosításra 461 t nem veszélyes hulladékot értékesített, továbbá 47 t nem hasznosítható hulladékot ipari hulladéklerakóban helyezett el. 34