5. A környezet jelenlegi állapota az atomerőmű térségében az erőmű hatása a környezetállapot kialakulásában

Átírás

1 5. A környezet jelenlegi állapota az atomerőmű térségében az erőmű hatása a környezetállapot kialakulásában 5. fejezet

2 TARTALOMJEGYZÉK 5. A KÖRNYEZET JELENLEGI ÁLLAPOTA AZ ATOMERŐMŰ TÉRSÉGÉBEN AZ ERŐMŰ HATÁSA A KÖRNYEZETÁLLAPOT KIALAKULÁSÁBAN A nukleáris energiatermeléshez kötődő hatótényezők és hatásfolyamatok meghatározása A vizsgálandó terület lehatárolása, azaz a hatásterület előzetes becslése A meghatározó hatótényezőcsoportokhoz kapcsolódó hatásterületek Az előkészítő munkákhoz kapcsolódó hatások által várhatóan érintett terület A meghosszabbított üzemidejű atomerőmű működésénél vizsgálandó terület A vizsgálandó terület környezeti elemenkénti összegzése Hatásterület tervezési üzemzavarok esetén A vizsgálandó terület tagolása A környezeti radioaktivitás jellemzése A radioaktív anyagok kibocsátása a Paksi Atomerőműből Az erőmű radiológiai környezetellenőrzésének eredményei Aktivitáskoncentráció a földfelszíni levegőben A talaj- és fűmintákban mért aktivitáskoncentráció A dunai eredetű minták aktivitáskoncentrációja A halastavak víz-, iszap és halmintáinak aktivitáskoncentrációja Aktivitáskoncentráció a talajvízben A tejminták aktivitáskoncentrációja A környezeti gamma-sugárzás átlagos dózisteljesítménye Az atomerőmű hatása a lakosság többlet sugárterhelésére A telephely jellemzési program radioaktív kibocsátásokhoz, környezeti sugárellenőrzéshez kapcsolódó eredményeinek összefoglalása Az élővilág sugárterhelésének vizsgálata az atomerőmű környezetében A vizek tríciumtartalmának vizsgálata A teljesítménynövelés hatása az atomerőmű radioaktív kibocsátásaira A 2. blokki üzemzavar és következményei Hagyományos környezeti hatások Az atomerőmű környezetének levegőminősége Légszennyezettség (fűtési félév) között A légszennyezettség jelenlegi állapota A légszennyezettséget befolyásoló meteorológiai és környezeti tényezők Az erőmű léte és működése miatt kialakuló mezoklimatikus változások A legfontosabb jelenlegi meteorológiai jellemzők A hőterhelés elvi hatásai A hőszennyezés miatt várható mezoklimatikus változások mérési és értékelési programja Urbánhatás változása fejezet

3 Az erőmű környezetében található felszíni, felszínalatti vizek minősége, az ezeket érő hatások és az ezekből kiinduló hatásfolyamatok eredményei Mennyiségi kérdések Hagyományos vízminőségi jellemzők a vízszennyezés hatásai A Duna vízhőmérséklete a hőterhelés hatásai Geológiai és hidrogeológiai képződmények (föld, talaj, talajvíz) terhelése, igénybevétele Talaj, talajvíz szennyezettség Az atomerőmű Duna menti vízbázisokra gyakorolt hatásai Szárazföldi élővilág, ökoszisztémák A tágabb környezet jogszabályi védelmet élvező természeti értékei A Paksi Atomerőmű környezetének növényvilága A Paksi Atomerőmű környezetének állatvilága Nem radioaktív hulladékok keletkezése és kezelése Szilárd hulladékok Folyékony hulladékok A Paksi Atomerőmű jelenlegi környezeti zajhelyzete Az üzem jelenlegi zajkibocsátásának felmérése Mérési módszer Mérési eredmények Követelmények A vizsgálat eredményeinek értékelése Az erőmű hatása a környezetében élők egészségügyi állapotára Települési környezet A város megjelenése az országos fejlesztési dokumentumokban Paks város térszerkezeti pozíciójának változásai Általános településkörnyezeti jellemzők változása az erőmű létesítése után Táj Tájszerkezeti változások Tájképi változások Az atomerőmű tevékenysége a táji környezet alakításában Üzemzavarok várható következményei Az üzemzavarok értékelésével kapcsolatos követelmények A Paksi Atomerőműre elvégzett üzemzavar-értékelések Elfogadási kritériumok A zónasérüléssel járó események kockázati értékelése Az üzemzavari elemzések eredményeinek összefoglalása Környezeti kibocsátások és dózisok a biztonsági övezet határán Üzemzavari kibocsátással járó események a Paksi Atomerőmű eddigi működése során Nem nukleáris üzemzavarok fejezet

4 5. A KÖRNYEZET JELENLEGI ÁLLAPOTA AZ ATOMERŐMŰ TÉRSÉGÉBEN AZ ERŐMŰ HATÁSA A KÖRNYEZETÁLLAPOT KIALAKULÁSÁBAN Az atomerőmű léte és működése jelentős hatással van környezetének állapotára. Az atomerőmű létesítése előtti időszakhoz viszonyított állapotváltozások kialakulása hosszabb időszak tevékenységeinek eredménye. E fejezetben egyrészt minősítjük a környezet jelenlegi állapotát, másrészt összefoglaljuk, hogy a jelenlegi állapot kialakulásában az atomerőmű és a kapcsolódó tevékenységek milyen szerepet játszanak. Ahol lehetőség volt rá az erőmű előtti állapothoz viszonyítottuk a jelenlegi állapot jellemzőit A nukleáris energiatermeléshez kötődő hatótényezők és hatásfolyamatok meghatározása Attól függetlenül, hogy ebben a fejezetben csak a jelen állapot leírása, a működő erőmű hatásainak meghatározása történik célszerű a meghosszabbított üzemidejű erőmű környezeti hatásait átgondolni. Ennek oka, hogy a működés alatti hatótényezők és hatások jelen állapotban, illetve az üzemidő hosszabbítás esetén gyakorlatilag megegyeznek. Az üzemidő hosszabbítás előkészítési időszakában várhatóan megvalósuló teljesítménynövelés sem változtat számottevően a hatásokon. Ugyancsak azonos hatásokkal kell számolnunk a felhagyás fázisában attól függetlenül, hogy az mikor következik be. Az atomerőmű üzemidő hosszabbításához köthető hatótényezők a következő fázisokban jelentkeznek: Az üzemidő hosszabbítás előkészítése, azaz a tervezett tevékenység megvalósításához szükséges feltételek megteremtése, a üzemidő hosszabbításhoz szükséges tevékenységek, beavatkozások (a hatósági eljárástól a rekonstrukciókon át az alkatrész cserékig) elvégzése. Ez a fázis gyakorlatilag napjainktól az első blokk elvi leállításáig, azaz 2012-ig tart. (314/2005. Korm. rendelet szerinti létesítési fázis.); Az üzemidő hosszabbítás, azaz az erőmű eredetileg tervezett 30 éves üzemidőn túli működése, mely 2012-től várhatóan 20 évig történik. (314/2005. Korm. rendelet szerinti megvalósítás fázisa.); A meghosszabbított üzemidő lejárta után az erőmű leállítása. (314/2005. Korm. rendelet szerinti felhagyási időszak.) Jelen esetben is külön kell vizsgálni az esetleges balesetek tevékenységünknél tervezési üzemzavarok következményeit. Az egyes fázisokhoz köthető, várhatóan legfontosabb hatótényező-csoportok a következők: Előkészítő fázis (normál üzemi, és az ezt meghaladó fenntartási munkák): hagyományos szennyezőanyag kibocsátások az erőmű területen és annak közelében; hagyományos szennyezőanyag kibocsátások a szállítási utak mellett; különböző típusú igénybevételek (pl. vízkivétel); radioaktív és hagyományos hulladékok keletkezése. 5. fejezet - 1/

5 Az előkészítő fázis során azonban, mivel az erőmű az előkészítő időszak alatt is folyamatosan működik, háttérterhelésként minden jelenleg működő hagyományos és radioaktív kibocsátással is számolni kell. Működési fázis: radioaktív kibocsátások; radioaktív hulladékok keletkezése és kezelése; hagyományos szennyezőanyag kibocsátások (légszennyezés, zaj- és rezgésterhelés, víz- és talajszennyezés); hőkibocsátás (levegőbe és vízbe); vízkivétel; az atomerőmű épületeinek, építményeinek léte, e speciális területhasznosítási forma működése; vízi és üzemi létesítmények állapotfelügyelete és állékonyságvizsgálata. Ezek gyakorlatilag megegyeznek az atomerőmű jelen állapotban történő működésének hatótényezőivel, így jelen fejezetben ezekkel foglalkozunk kiemelten. Mivel az atomerőmű felhagyása önmagában is környezeti hatásvizsgálat köteles tevékenység, ezért e szakasz csak áttekintő módon kerül hatástanulmányunkban feldolgozásra. A hatótényezőkből kiinduló hatásfolyamatok meghatározásának egyik lehetséges módja a hatásfolyamat-ábra készítése. A folyamatábrát a jelenleg működő létesítmény üzemelési tapasztalatai alapján készítettük el. Így kismértékben eltér a hatástanulmányokban megszokottól, hiszen elsődlegesen nem előrebecsülésen alapszik. Ez azt jelenti, hogy nem az ún. potenciális, valószínűleg előforduló hatótényezőket és folyamatokat, hanem a valóságban működő folyamatokat mutatja be. Az hatásfolyamat-ábra tehát az erőmű létéhez és működéséhez, esetleges havária eseményeihez köthető legfontosabb hatótényezőket, ezek közvetlen és közvetett hatásait vázolja fel, valamint azt, hogy ezek becsülhetően hogyan gyűrűzhetnek az emberig. Az erőmű hatásainak értékelésekor az itt meghatározott hatásfolyamatokból indultunk ki. A hatásfolyamat-ábra felépítése a hatástanulmányoknál megszokott: Az első oszlopban a környezeti elemek és rendszerek megnevezései szerepelnek. A második oszlop a hatótényezők sorszámozását tartalmazza. A harmadik oszlopban az egyes környezeti elemek/rendszerek bontásában a tevékenység hatótényezői találhatók. Természetesen, ahol egy hatótényező több környezeti elemre is hat, azt több sorban is szerepeltetjük. (Lásd pl. hagyományos szennyezőanyag kibocsátás, mely a 2., 9., 13. sorszámokon is megjelenik, tehát egyaránt érinti a levegőt, a vizet és a földet.) Az ötödik oszlopban a közvetlen hatások, utána pedig a közvetett hatások láthatók. A nyilak a továbbgyűrűzés útját mutatják a különböző hatásviselők között. A továbbgyűrűzésnél általában két fázist szoktunk figyelembe venni, mivel a hatásfolyamatok többnyire egyre csökkenő intenzitásúak és a két fázis után már nem számottevőek. Az ábra utolsó oszlopában az ember mint végső hatásviselő kiemelten szerepel. Ebben az oszlopban azt jelezzük, hogy a hatásterületen élő lakosság az egyes hatásfolyamatot hogyan élheti át, számára, illetve az egyes hasznosítási lehetőségek szempontjából a hatásfolyamatok miként jelentkezhetnek. 5. fejezet - 2/

6 Érintett körny.-i elem/rendszer Levegő ábra: Az atomerőmű működésének környezeti hatásfolyamatai Hatótényező Közvetlen hatás Közvetett hatások Ember mint végső hatásviselő 1. Radioaktív kibocsátások a Háttérterhelés változása Kockázat növekedés működés során 2. Hagyományos légszennyezőanyag kibocsátás a működés szűkebb környezetben és a Levegőminőség változás a Egészségügyi hatások fázisában 3. Hőkibocsátás a légtérbe megközelítési utakon Közvetlen környezet lég- Mikroklímatikus Egyes használatok 4. Erőmű léte, urbánhatása hőmérsékletének vált. változás esetenkénti zavarása 5. Haváriás légszennyezés Radioaktivitás háttérterhelést meghaladó növekedése Egészségügyi kockázatok növekedése a környezetben 6. Vízkivétel (hűtő- és szociális víz Mennyiségi csökkenés a igény) feszíni és f.a. vizekben Használatkorlátozás Felszíni és felszín alatti vizek 7. Beépített és burkolt felületek léte Lefolyási viszonyok vált. 8. Radioaktív kibocsátások a működés során Felszíni vizek minőségváltozása 9. Hagyományos szennyezőanyag Felszíni vizek kibocsátás - szennyvíz keletkezés minőségváltozása 10. Meleg hűtővíz kibocsátás Befogadó vízhőmérsékletének változása 11. Haváriás vízszennyezés Kibocsátási korlátot túllépő szennyezés növekedés a befogadóban, vagy a felszín alatti vizekben Kockázat növekedés Felszín alatti vizek szennyezése Használatkorlátozás Radioaktív anyagok kiülepedése a felszíni vizekre Egyes használatok időszakos zavarása Egyes használatok időszakos korlátozása Föld 12. Az atomerőmű, mint építmény Folyamatos, növekvő Esetleges Biztonsági problémák léte rétegterhelés elmozdulások 13. Hagyományos hulladékok keletkezése a működésnél Talajszennyezés Használatok korlátozása 14. Radioaktív hulladékok Talajszennyezés Kockázat növekedés keletkezése a működésnél 15. Haváriás talajszennyezés Háttérterhelést meghaladó szennyezés növekedés Használatok korlátozása Élővilágökoszisztémák (nincs közvetlen hatás) Életfeltételek változása Migráció, degradáció Biodiverzitás csökkenése Művi elemek 16. Létesítmények állapotfelügyelete Állapot megőrzés, öregedés Állagromlás Fenntartási igény növekedés és állékonyságvizsgálata kezelés Normál üzem biztosítása Települési 17. A létesítmény léte Település léte és fejlődése Urbánhatás Szerves fejlődés lehetősége környezet erősödése Használatok lehet. javulása Zaj, rezgés 18. A létesítmény működése Zaj- és rezgés Kellemetlenség Táj 19. A létesítmény léte Tájhasználat korlátozás Tájképi zavarás Életkörülmények változása 5. fejezet - 3/

7 5.2. A vizsgálandó terület lehatárolása, azaz a hatásterület előzetes becslése A hatótényezők azonosítása, az általuk indukált hatásfolyamatok rögzítése, az érintett hatásviselők számbavétele után előzetesen meghatározható a tevékenységgel érintett terület, azaz az előzetesen becsült hatásterület. Az előzetesen becsült hatásterület, más néven a vizsgálandó terület a környezeti elemek és rendszerek állapotértékelésénél, majd a meghosszabbított üzemidejű erőmű működésének előrejelzésénél továbbfinomításra kerül (lásd 7. fejezet). Jelen esetben a jogszabályok szerint meghatározandó hatásterületet a továbbüzemelő atomerőmű hatásaihoz kell kötni. (A hatásterület meghatározásánál egy már jelenleg működő tevékenységnél azt is fontosnak tartjuk, hogy a jelenlegi és a későbbi hatótényezők által meghatározott hatásterületek azonosságát, vagy különbözőségét is bemutassuk.) Jelen fejezetrészben tehát azt a térbeli kiterjedést határozzuk meg, melyben a további vizsgálatok folynak. A tervezett tevékenységgel foglalkozó 6. és 7. fejezetbe ez a terület pontosítása került. A vizsgálandó terület meghatározásánál, majd szakterületenkénti pontosításánál a korábbi hasonló jellegű tanulmányok megállapításait, valamint az erőmű jelenlegi működésének tapasztalatait, az ezekre vonatkozó a környezetvédelmi monitoring programban szereplő mérési eredményeket is figyelembe vettük A meghatározó hatótényezőcsoportokhoz kapcsolódó hatásterületek A hatásterületek becslésekor először a különböző hatótényezőkhöz kapcsolható terhelési/igénybevételi hatásterületek jelölhetők ki. A hatótényezőnkénti hatásterületek ismeretében ezek elemenkénti hatásterületekké összegezhetők. A hatótényezőnkénti hatásterületek esetleges beavatkozási javaslatok elkészítésénél alkalmazhatók, a hatástanulmányban azonban az elemenkénti hatásterületek ismerete fontosabb (hatásterület kontroll környezet elemenkénti összehasonlítása, a változások értékelése elvégzéséhez) Az előkészítő munkákhoz kapcsolódó hatások által várhatóan érintett terület Itt gyakorlatilag együttesen beszélhetünk a fenntartási munkák, a szállítási tevékenység és esetlegesen más területeken jelentkező egyéb (lásd pl. anyag- és hulladéklerakó, hulladékfeldolgozó területek) közvetlen hatásterületekről. Ezek térben jól elhatárolhatók egymástól. A fenntartási munkák hatásterülete becsülhetően a telephelyen belül marad. A többletszállítási tevékenység tekintettel arra, hogy a munkaszervezés miatt a szállítás a típusévi karbantartási tevékenységhez, az ahhoz szükséges szállításokhoz kapcsolódik hatásterülete várhatóan a normál működéshez szükséges szállítások hatásterületétől nem különíthető el. Jelen tevékenységnél közvetetten érintett hatásterületről nem kell beszélnünk, hiszen az üzemidő hosszabbítás érdekében végzett előkészítő munkák elvégzéséhez sem település- sem infrastruktúrafejlesztés nem szükséges. Ugyancsak nem történik létesítés az erőmű üzemi területén sem A meghosszabbított üzemidejű atomerőmű működésénél vizsgálandó terület Ez a terület gyakorlatilag megegyezik a jelenlegi hatásterülettel. Azaz várakozásunk szerint a meghosszabbított üzemidejű erőmű hatásterülete lényegileg nem változik a jelenlegi hatásterülethez képest. 5. fejezet - 4/

8 Viszgálandó terület a radioaktív kibocsátásokra vonatkozóan A radioaktív kibocsátások közvetlenül érintik a levegőt és a felszíni vizeket. A levegőbe jutó sugárzó anyagok környezeti, egészségvédelmi szempontból csak akkor lehetnek elfogadhatók, ha számottevő többletterhelést a háttérsugárzáshoz képest nem jelentenek, hasonlóképpen a felszíni vizeket (Duna) közvetlenül érő terhelés sem okozhat a befogadóban számottevő radioaktivitás növekedést. A levegőbe kerülő radioaktív szennyezés onnan kihullva, vagy kimosódva a felszíni vizekre, talajra, élővilágra jut. Hasonlóképpen a felszíni vizeket érő terhelés is tovább gyűrűzhet a talaj és az élővilág felé. Lefolyástalan területeken, állóvizekben, a talajban és az élővilág egyedeiben a hosszabb felezési idejű radioaktív izotópok felhalmozódhatnak (kummulatív hatás), különösen azokban a környezeti elemekben és azokon a területeken, ahol a radioaktív terhelésnek több forrása is van. (Pl. kihullási övezetben termelt zöldségfélék esetén ilyen a levegő, a talaj és a Dunából vett öntözővíz is.) Mindezek alapján annak ellenére, hogy a radioaktív kibocsátás által közvetlenül érintett környezeti elemekben lényeges változás eddig nem volt kimutatható, a feltételezhető akkumulációs folyamatok miatt a közvetetten érintett környezeti elemeket is hatásviselőnek kell tekintetünk. Vizsgálandó terület a közvetlen hatásokra vonatkozóan A sugárzás által közvetlenül érintett elemeknél értelmezhető hatásterület a fenti megállapításokat figyelembe véve nem lehet. Ezt az eddigi tapasztalatok, mérési eredmények gyakorlatban is alátámasztották. A radioaktív kibocsátás normálüzemi körülmények között a háttérsugárzásnak megfelelő szintet már az erőmű biztonsági övezetén belül eléri. Tehát a biztonsági övezeten kívül nem magasabb, mint a háttérterhelés. A közvetlenül a Dunába bocsátott hulladékvizek a mérési eredmények tanúsága szerint nem okoznak számottevő aktivitásnövekedést, várhatóan itt sem kell számolnunk jelentős többletterheléssel. Ettől függetlenül vizsgálandó területként azt a térséget határoztuk meg, melynek határán túl a tapasztalatok, a mérések eredményei szerint a terhelés már biztonsággal a háttérterhelés ingadozásán belüli marad, tehát gyakorlatilag már ki sem mutatható. Levegő esetében ez a szélrózsának megfelelő (legtávolabbi irányban 25 km-es sugarú) terület. A Duna esetében ez a terület a Sió betorkolásig terjedő szakasszal azonosítható. Vizsgálandó terület a közvetett hatásokra vonatkozóan Az esetleges akkumulációs folyamatok következtében létrejövő változások területének meghatározásához a nemzetközi gyakorlatban az atomerőművek esetén elfogadott 30 km sugarú kört tekintettük a vizsgálandó terület külső határának. (A nemzetközi gyakorlat ténylegesen az amerikai, kanadai, finn atomerőművek környezeti hatásvizsgálatában alkalmazott megközelítéseket jelenti, mivel az akkumulációs folyamatok a lokálisan zárt rendszerekben az üzemzavari kibocsátások esetén is mérföld, azaz km után már elenyésznek.) Ezen belül a jól akkumuláló és ezért fokozott veszélynek kitett környezeti elemek a következők: kolloid talajok; rendszeresen belvízzel borított vagy nedves területek; állóvizek; a vízfolyások pangó részei; a folyó- és állóvizek üledéke; a természetes növényvilágból a gombák, a zuzmók és mohák, fűfélék; 5. fejezet - 5/

9 kultúrnövények közül a gyökérzöldségek, a gumósok; az erdei avar (különösen a tűlevelűek); a hosszú vágásfordulójú erdők fái, esetleg egyéb állókultúrák; az állatvilág tagjai közül elsősorban az előzőekben felsorolt növényekkel rendszeresen táplálkozók, lásd pl. éti csiga, kacsa, liba, nyúl, legelő állatok (juh, kecske, őz, szarvasmarha); és természetesen az itt élő lakosság. A radioaktív hulladékok keletkezése az atomerőmű telephelyére koncentrálódik. A kezelést, sőt az átmeneti tárolást is itt kell megoldani, tehát a közvetlen hatásterület belül marad a telephelyen. Jelen esetben közvetett hatásterületeknek a hulladékok átmeneti és végleges tárolásának területeit tekintjük, ez részben szintén a telephelyen belül, a végleges elhelyezés azonban csak azon kívül oldható meg (pl. Bátaapáti, Boda térségében). Jelen esetben utóbbiak hatásterületének lehatárolása nem történhet meg, hiszen még csak a kezdeti, előkészítő fázisban van létesítésük. Ezek mindegyike önálló hatásvizsgálat köteles tevékenység, ezért a hatásterület lehatárolásra az önálló engedélyezési eljárások keretén belül kell megtörténjen Hagyományos környezetterhelések és igénybevételek vizsgálandó területe Levegőszennyezés A hagyományos légszennyezőanyagok kibocsátási gyakorisága rendkívül kicsi, hatása a környezeti elemekre elenyésző. A dízelgenerátorok hatásterületét terjedésszámítással határoztuk meg, és megállapítottuk, hogy hatásterületük a telephelyen belül várható, lásd még alfejezet és a 7. melléklet. Vízterhelés Az atomerőmű nem radioaktív szennyvizei tisztítás után kerülnek a befogadóba, hatásuk nem változtatja meg jelentősen a befogadó minőségét, hatása a biztonsági övezeten belül marad. Ez a továbbműködés során várhatóan nem változik. Hőterhelés hatásterülete A hőhatás közvetlenül egyrészt a levegőt, másrészt a befogadó Dunát éri. Utóbbinál a hőcsóva a jobb part mellett maradva halad tovább. (Lásd még alfejezet.) A hatásterületet a korábbi előrejelzések szerint mintegy km közötti területre tettük, az időjárási körülményektől függően. Az eddig elvégzett hőfelvételek szerint azonban nem éri el ezt a kiterjedést, az erőmű alatti 4-5 km-es szakaszon az elkeveredés, mind a termo felvételek, mind a hőmérséklet mérések alapján nagyobb részt lejátszódik. A hőterhelés hatása becsülhetően a vízi élővilágra vonatkozóan is e határon belül marad, helyszíni vizsgálataink szerint ugyanis mind a vízi makroszkópikus gernictelenek, mind a halfauna változása csak az erőmű alatti néhány km-en mutatható ki. A hőterhelés, azaz a víz hőmérsékletének emelkedése a Sió torkolata környékén, az erőműtől mintegy 30 km-re már eléri a kimutathatósági határt. Változás a meghosszabbított üzemidejű atomerőmű működési időszakában sem várható. A hőhatás közvetetten érinti a part menti ökoszisztémákat, a part közeli területeket, elsősorban a hőcsóva menti jobb parton. Így közvetett hatásterületnek minősül az érintett Duna-szakasszal párhuzamos parti sáv is. Az erőmű vízkivételéből eredő hatások területe Az atomerőmű vízellátásának biztosításához 3-4 év gyakorisággal előforduló kisvizek esetében bizonyos gázlók megléte szükséges. Ebben az időszakban a gázlók léte korlátozhatja 5. fejezet - 6/

10 a hajózási tevékenységet hosszabb Duna-szakaszon a forgalom irányától függően, az erőmű környezetében. A kotrások korlátozása az fkm közötti szakaszt érintheti, vagyis az erőmű km-es környezetét. A létesítmények léte, a speciális tájhasználat A területen a telephely léte bizonyos urbánhatással, tehát mezoklíma változással jár együtt. Ez becsülhetően az erőmű néhány kilométeres körzetére lokalizálódik. Többlethatások itt sem várhatók. Az építmények tömbszerű megjelenésük, és/vagy kiemelkedő magasságuk miatt a látványban, tájképben már akár 8-10 km-ről is hangsúlyos elemként mutatkoznak. Új tájképben is megjelenő elemek létesítésével a továbbüzemelés során nem kell számolnunk. Tehát a környezetben a már eddig megszokott képre, a megszokott távolságokból kell számítani. Az erőmű, mint gazdasági létesítmény mobilizálta a környező települések lakosságát és elsősorban Pakson komoly városiasodási folyamatot, ezzel tájszerkezet átalakulást indított el. Amennyiben az üzemidő hosszabbításra nem kerülne sor, a régi blokkok leállása egy ezzel ellentétes folyamatot indíthatna el, azaz a lassú visszafejlődést (feltételezve, hogy más húzóágazat a településen nem alakul ki) feltételezhetünk. A hatásterület jelen hatásfolyamatnál elsődlegesen Paks város és az erőmű által mobilizált környezet. Az erőmű léte a közvetlen környezetében a területhasználat korlátozásával jár. Ez az üzemidő hosszabbítás nélkül is fennmaradna, mivel a felhagyás a leszerelési változat függyvényében akár 100 évig is eltarthat, bár az azonnali leszerelési változat időigénye is 30 év A vizsgálandó terület környezeti elemenkénti összegzése Az elemenkénti hatásterületek bemutatása során az egy környezeti elemet érintő, különböző hatótényezőktől eredő változások területeit együttesen tekintjük, ily módon a különböző kibocsátási területek egymást átfedhetik. Az így adódó terület unióját kell az illető környezeti elem hatásterületének tekinteni. Légköri szennyezés tekintetében a radioaktív anyagok kibocsátása a meghatározó. Ez alapján a levegőre vonatkozó tágabb hatásterületnek az erőmű szélrózsa által meghatározott, max. 25 km-es környezete tekinthető, mivel a hatások alacsony intenzitása miatt nem lehet pontos hatásterületet kijelölni. A legfeljebb 25 km-es hatásterület a vizsgálat szempontjából elfogadható maximum miután a korábbi mérések alapján, az e területen belül megjelenő hatások elhanyagolható nagyságrendűek voltak. Felszíni vizek szempontjából a hatásterületet a kibocsátás (hagyományos és radioaktív szennyezőanyag) és a hőterhelés együttesen adják. A Dunában a hőterhelés hatásterülete eddigi tapasztalataink szerint meghaladja a radioaktív szennyezés távolságát, ha a hatásterületet az érintett bioszféra komponensek és emberek dózisterhelése alapján határozzuk meg. Ezért itt a hőterhelés hatásterülete a mérvadó, melyet max. a Sió torkolatáig lehet kimutatni. Egyéb felszíni vizeket hőterhelés nem, csak kihullás, kimosódás következtében esetleges radioaktív szennyezés érhet, ezért e térségekben a sugárzó anyag-felhalmozódásnak kitett területeket kell a hatásterületbe bevonni. Felszín alatti vizek szempontjából az áramlási iránynak megfelelően a telephely alatti és az attól keleti, délkeleti irányban a Dunáig kiterjedő terület veendő figyelembe. 5. fejezet - 7/

11 A talaj és az élővilág esetében elsősorban a hő- és radioaktív terhelés által érintett területek uniója, másrészt a levegőből történő kiülepedés adja a hatásterületeket. Hőterhelés szempontjából a part menti sáv, sugárterhelés szempontjából a felhalmozódásnak kitett területek tartoznak ide. A talajok hatásterülete megfelel azon területek összességének, ahol a sugárzó anyag halmozódásával a talaj tulajdonságai miatt számolni lehet. A települési környezet hatásterülete a tevékenységhez nem közvetlenül, hanem járulékosan kapcsolódó tevékenységekhez köthető. (Az erőmű dolgozóinak élet és mozgástere a város.) A környezetre közvetlen hatást gyakorló hatótényezők (pl. a levegőbe bocsátott hő, vagy radioaktív anyagok) hatásterülete elvben érinthetné Paksot, de a településen ebből fakadó változás nincs. Tehát e hatásterület nem értelmezhető. A járulékosan kapcsolódó tevékenységek elsősorban Paks város területére koncentrálódnak (lásd pl. terület- és infrastruktúra fejlődés). A táj, mint környezeti rendszer szempontjából hatásterületnek tekinthető mindaz a térség, ahonnan a létesítmények látszanak. (Ez a legkiterjedtebb hatásterület táji szempontok alapján.) Hatásterület tervezési üzemzavarok esetén A tervezési üzemzavarok esetén a tervezett biztonsági rendszerek még biztosítják, hogy a biztonsági övezeten kívül élő lakosságnál nem szükséges védelmi intézkedéseket elrendelni. Az tervezési üzemzavarok esetén a légköri kibocsátások mennyisége növekszik meg jelentősen, ezért csak ennek hatásterületét kell vizsgálni. Összhangban a nemzetközi gyakorlattal a 30 km sugarú zóna ebben az esetben elegendő a hatások vizsgálatára. Jelen esetben az alapállapot bemutatásánál figyelembe veendő terület és az üzemidő hosszabbítás esetén becsülhető hatásterület gyakorlatilag megegyezik. A bemutatott vizsgálandó területet összesítve térképen is ábrázoltuk (lásd ábra). A 7. fejezetben elemenkénti lehatárolásra is sor kerül A vizsgálandó terület tagolása Összefoglalóan a vizsgálandó terület tehát a következő térségekre terjed ki: Biztonsági övezet: Ez az atomerőműtől számított kb. 2,7-3 km-es távolság, ill. a Duna vonala, ezen belül maradnak általában a normál üzemi kibocsátások. Szűkebb környezet: Ez az a térség, ameddig a becslések szerint a hagyományos szennyező-anyag kibocsátások, valamint a környezeti igénybevételek és terhelések maximális esetben terjedhetnek. Ez az erőmű kb. 5-8 km-es körzete. Ehhez a térséghez hozzáadódik a hőterhelés következtében a Duna Paks alatti hozzávetőleg 30 km-es szakasza, ill. a szállítási útvonalak. (Utóbbi elsősorban Paksig.) Tágabb környezet: Ez a becslések szerint az a terület, ameddig a radiológiai hatások üzemzavar esetén kimutatható kollektív dózisemelkedést okozhatnak, illetve ahol akkumulálódásra esetlegesen számítani lehet. Ez a max. 30 km-es körzet. Ezt a hármas tagolást vizsgálataink során figyelembe vettük, azaz a 3 km-es biztonsági övezeten belül a jelen állapot részletes feltárásra került minden környezeti elem és rendszer tekintetében. Bár e területnek nem része Paks városának egésze, ezt is kiemelt figyelemmel vizsgáltuk. A tagolást az ábrán is megjelenítettük. 5. fejezet - 8/

12 Paksi Atomerőmű üzemidő hosszabbítása ábra: A vizsgálandó terület lehatárolása és tagolása N W E S Dég Nagykarácsony Daruhegy Középbogárd Pusztaegres Dunaegyháza Kis Elõszállás Fülöpszállás Mezõszilas Alap Dunaföldvár Solt Alsószentiván Sáregres Igar Soltszentimr Cece Dunatetétlen Simontornya Ozora Bölcske Németkér Tolnanémedi Vajta Pálfa Csengôd Harta T Dunakömlõd Belecska Györköny Sárszentlõrinc Nagykékes 8k m Dunapataj Ordas Paks Nagydorog 3k m Keszõhidegkút Uzd Pusztahencse Udvari 30 km Bikács Nagyszékely Miszla Akasztó Madocsa Kisszékely Pincehely Kiskõrös Erdõtelek Géderlak Felsõerek Dunaszentbenedek Újtelek Alsóerek Gombolyag Regöly Szárazd Uszód Kajdacs Gyönk Szakmár Borjád Csorna/Szakmár Szakadát Diósberény Varsád Szakály Dunaszentgyörgy Tengelic Foktõ Kalocsa Kecel Öregcsertõ Dúzs Hõgyész Kistormás Kalaznó Kölesd Júliamajor Gerjen Homokmégy Bátya Imreh Alsómégy Szedres Murga Medina Felsõnána Drágszél Fadd Mucsi Tolna Fadd-Dombori Zomba Tevel Császártöltés Fajsz Mözs (Tolna-Mözs) Harc Závod Kiscsala Hillye Miske Fácánkert Kéty 25 km Sióagárd Kisdorog Hajós Dusnok Bogyiszló Kisvejke Tabód Nagyvejke vizsgálandó terület határa Mucsfa biztonsági övezet + Duna Kakasd tágabb környezet Aparhant szûkebb környezet Izménylégköri radiológiai terhelés Bonyhád Majos belsõ zóna Györe Grábóc Nagymányok városhatár falvak határa autópálya mûút utcák javított talajutak talajutak mezei utak vasutak folyók szigetek patakok csatornák vízfolyások közigazgatási határ Kéleshalom Szekszárd Érsekhalma Nemesnádudvar Csatár - Szekszárd Õcsény 0 5. fejezet - 9/331 J Sükösd Decs Meters

13 A szűkebb környezetben minden környezeti elem és rendszer a saját hatásterületén belül került bemutatásra. A tágabb környezetben az egyes környezeti elemek kiemelkedő értékeit, veszélyeztető tényezőit tártuk fel, az előzőeknél kisebb részletezettséggel. (A tágabb környezet jellemzőinek jó része igen lassan változó paraméter, így általában már az atomerőmű létesítése előtti időszakot áttekintő 4. fejezetben bemutatásra került.) 5.3. A környezeti radioaktivitás jellemzése A radioaktív anyagok kibocsátása a Paksi Atomerőműből A Paksi Atomerőmű első blokkjának végén történt üzembehelyezése óta az erőmű folyamatosan bocsát ki radioaktív anyagokat a légtérbe és a Dunába. A kibocsátható radionuklidok mennyiségét igen szigorú hatósági korlátok szabályozzák, melyek betartását az üzem és a hatóságok többszörösen ellenőrzik. [39] Radioaktív kibocsátások szabályozása A korabeli szabályozás alapja az volt, hogy a tervezett normálüzemi kibocsátásokból számított lakossági sugárterhelést összehasonlították az elsődleges kibocsátási korláttal (250 µsv/év 1000 MW villamos teljesítményenként, melynek 2/3 része a légköri, 1/3 része a folyékony kibocsátásokból származhatott). Az elvégzett számítások azt mutatták, hogy még a legkedvezőtlenebb ún. pesszimista feltételezések mellett is ezek az értékek nagyon kicsik. A Dunába tervezett kibocsátások következményeként kialakuló dózis a kibocsátási korlát tízezred része körül, a légköri kibocsátásokból származó lakossági sugárterhelés az elsődleges korlát 1/10 1/100-a között van. E megnyugtató előzmények alapján az akkor illetékes hatóságok a tervezési értékeket tették meg kibocsátási korlátnak. Ez a szabályozás elsősorban egyes radionuklid csoportokra radioaktív nemesgázokra, aeroszolokra, béta-sugárzókra írt elő korlátokat, külön csak a radiojóddal, a radiostronciummal és a tríciummal foglalkozott. A légnemű kibocsátások szabályozása a névleges villamos teljesítményhez, a folyékony kibocsátásoké az üzemelő blokkok számához volt kötve. Mivel a villamos teljesítmény a szekunder köri teljesítmény-növelő beavatkozások következtében a 90-es évek elején, majd a végétől kis mértékben nőtt, a légnemű kibocsátások viszonyítási alapja is kissé módosult (érdemi változást azonban ezek nem jelentettek). Az atomenergia alkalmazása során a levegőbe és vízbe történő radioaktív kibocsátásokról és azok ellenőrzéséről szóló 15/2001.(VI.16.) KöM rendelet előírja, hogy atomerőmű normál üzemi működésre tervezett éves kibocsátási szinteket kell meghatározni, és azokat az atomenergia alkalmazójának be kell nyújtani szakhatósági állásfoglalás céljából a környezetvédelmi felügyelőséghez. A tervezett kibocsátási szintek meghatározása céljából készült engedélyezési dokumentáció [44] alapján az OAH NBI a RE-3603 (2004. január 29.) határozatában jóváhagyta az erőmű tervezett kibocsátási szintjeit évtől lépett életbe a szintén a 15/2001. (VI. 6.) KöM rendelet által előírt új kibocsátási korlátozási rendszer, amely az atomerőműre meghatározott dózis megszorításból (90 μsv) származtatott izotópspecifikus kibocsátási korlátokhoz hasonlítja mind a folyékony, mind a légnemű kibocsátásokat február 16-tól az OAH NBI által a RE számú határozatában jóváhagyott és elrendelt, az üzemeltető által benyújtott Műszaki Üzemeltetési Szabályzat (MÜSZ) mellékletei szerinti kibocsátási korlátok vannak 5. fejezet - 10/

14 érvényben, melyekre az ADUKÖFE decemberben megadta a szakhatósági hozzájárulást. Lényegi különbség a folyékony és a légnemű kibocsátások között az, hogy az előbbi esetében a különféle eredetű hulladékvizeket különböző tartályparkokban gyűjtik össze, majd előzetes ellenőrzés után, szakaszosan bocsáthatók ki (azaz mód van operatív beavatkozásra: visszatartásra, besűrítésre, hígításra stb.), míg a légnemű kibocsátás és ellenőrzése is folyamatos. A folyékony radioaktív kibocsátások mennyiségét a hatósági szabályozás szerint a tartálymérések alapján kell megadni. Az atomerőmű kezdettől fogva szélesebb körű kibocsátás-ellenőrzést valósított meg, mint amit a hatósági szabályozás megkövetelt. Elsősorban a nuklidspecifikus vizsgálatok körét terjesztette ki, ami a lakossági sugárterhelés számítása szempontjából is alapvető fontosságú. A kibocsátás-ellenőrzés eredményeit az atomerőmű havi és éves jelentésekben összegzi. Az alábbiakban az éves jelentések alapján az elmúlt húsz év fontosabb adatait, tendenciáit, következtetéseit foglaljuk össze. Tervezett éves kibocsátási értékek A 15/2001. (VI. 16.) KöM rendelet szerinti tervezett éves kibocsátási szintek meghatározásához az egyes izotópokhoz tartozó kibocsátási határértékeket az OKK-OSSKI által 2003-ban készített A Paksi Atomerőmű kibocsátási határértékeinek meghatározása című dokumentáció alapján vették figyelembe. A számítások során a felügyelőség által megállapított Γ=1 biztonsági tényezőt alkalmaztak. Az ÁNTSZ OTH 40-6/1998 sz. állásfoglalásában 90 μsv/év értékben határozta meg a kritikus lakossági csoportra vonatkoztatott dózismegszorítást. Kritikus csoportként a Csámpa puszta buszmegálló környékén lakók hipotetikus csoportja, ezen belül a fiatalabb korosztályú gyermekek csoportját (1-5 év) tekintette mind a folyékony- mind a légköri kibocsátásból eredő besugárzási útvonal figyelembe vételével. Tervezett éves folyékony kibocsátás A folyékony radioaktív izotópok tervezett kibocsátása az alábbi feltételekkel került meghatározásra: a primerkör szervezetlen szivárgása 200 l/h, fűtőelem meghibásodás: 1% gáztömörtelen, 0,1% jelentősebb mértékben sérült, mind a 4 blokk egész évben ezekkel a feltételekkel üzemel, a tervezett 7000 h/év üzemidőt 15%-kal megnövelték, a primerkör aktivitáskoncentrációit és a 3. sz. víztisztító jellemző értékeit (szűrők hatásfokai, evaporátor megoszlási tényezőit) a VBJ-ből vették figyelembe, a VBJ-ben nem szereplő, de az ellenőrző tartályokban mért izotópokat figyelembe vették, nagyságukat a max. mért értéknél egy nagyságrenddel nagyobbnak tekintették, urán és transzuránelemek folyékony kibocsátását 0,011 Bq/l kimutatási határral vették figyelembe, hulladékvíz mennyiség évi m 3, konzervatív feltételezés szerint a folyékony kibocsátással 10 nap múlva kerülhet ki az izotóp a rendszerből, ezért az egy napnál rövidebb felezési idejű izotópokat kiszűrték. 5. fejezet - 11/

15 Az így számított tervezett éves folyékony kibocsátási értékeket az táblázat tartalmazza táblázat: Tervezett éves folyékony aktivitás kibocsátások a Paksi Atomerőműből Radioaktív Felezési idő Tervezett kibocsátás Izotóp Bq/év 84 Br 0,530 óra 8,74 x Rb 0,297 óra 2,37 x Rb 0,253 óra 5,13 x Sr 50,5 nap 8,54 x Sr 29,1 év 2,75 x Sr 9,50 óra 4,37 x Sr 2,71 óra 2,70 x Zr 64,0 nap 3,88 x Nb 35,1 nap 4,12 x Zr 16,9 óra 1,05 x Nb 1,20 óra 8,91 x Mo 2,75 nap 8,11 x I 8,04 nap 9,25 x I 2,30 óra 6,23 x I 20,8 óra 1,59 x I 0,876 óra 4,62 x I 6,61 óra 2,18 x Cs 30,0 év 5,18 x Cs 0,536 óra 1,65 x Ba 1,38 óra 7,53 x Ba 12,7 nap 9,98 x La 1,68 nap 3,74 x Cr 27,7 nap 1,47 x Fe 2,70 év 1,12 x Fe 44,5 nap 1,60 x Mn 312 nap 1,31 x Mn 2,58 óra 1,77 x Co 70,8 nap 3,27 x Co 5,27 év 2,67 x Cs 2,06 év 4,16 x Na 15,0 óra 8,27 x Ru 39,3 nap 3,57 x H 12,3 év 3,47 x Be 53,3 nap 6,01 x C 5730 év 9,04 x Ni év 4,67 x Rb 18,7 nap 5,57 x m Ag 250 nap 2,47 x Sb 60,2 nap 1,60 x Te 3,26 nap 1,55 x Zn 244 nap 2,1 x fejezet - 12/

16 Légköri tervezett éves kibocsátások Az I. és II. kiépítés kéményeinek javasolt éves tervezett kibocsátás értékei A légköri radioaktív izotópok tervezett kibocsátása az alábbi feltételekkel került meghatározásra: Az I. és II. kiépítés kéményeire a VBJ-ben figyelembe vett tervezett éves kibocsátás értékekből indultak ki, A tervadatok között nem szereplő egyes izotópokra a mért érték maximumát vették figyelembe, a normál üzemeltetés adatsorába beillesztve, A számításnál a 3 H, a 14 C, és a jód izotópok kémiai formáit figyelembe vették, jódok 65%-a aeroszol és elemi jód 35 %-a szerves állapotú, trícium 90%-a HTO és 10 %- HT formájú, radiokarbonok 95%-a C n H m és 5%-a CO 2 formájú, Az I. és II. kiépítés kéményein keresztül nem vettek figyelembe urán és transzuránelemek kibocsátását, mert azok kijutását még tervezési üzemzavarok esetén sem feltételezik. Az így számított tervezett éves kibocsátási értékeket 2 blokkra, tehát egy szellőzőkéményre, az táblázat tartalmazza táblázat: A légtérbe tervezett éves aktivitás kibocsátás a Paksi Atomerőmű egy szellőzőkéményén át Radioaktív izotóp Felezési idő Tervezett kibocsátás kéményenként Bq/év 84 Br 0,530 óra 5,96 x m Kr 4,48 óra 6,52 x Kr 10,7 év 5,99 x Br 55,6 másodperc 9,87 x Kr 1,27 óra 1,24 x Kr 2,84 óra 6,19 x Rb 0,297 óra 5,80 x Kr 3,17 perc 7,84 x Rb 0,253 óra 3,24 x Sr 50,5 nap 6,87 x Kr 32,32 másodperc 1,63 x Rb 2,55 perc 2,97 x Sr 29,1 év 7,90 x Sr 9,50 óra 5,21 x Sr 2,71 óra 3,12 x Zr 64,0 nap 8,40 x Nb 35,1 nap 4,07 x Zr 16,9 óra 2,33 x Nb 1,20 óra 3,47 x Mo 2,75 nap 8,50 x Ru 39,3 nap 6,13 x Ru 1,01 év 2,62 x I 8,04 nap 6,49 x I 2,30 óra 5,75 x I 20,8 óra 3,13 x Xe 5,24 nap 6,31 x fejezet - 13/

17 Radioaktív izotóp Felezési idő Tervezett kibocsátás kéményenként Bq/év 134 I 0,876 óra 6,23 x Cs 2,06 év 4,05 x I 6,61 óra 2,02 x Xe 9,10 óra 5,04 x Cs 30,0 év 4,74 x Xe 0,237 óra 4,96 x Cs 0,536 óra 2,85 x Ba 1,38 óra 4,21 x Ba 12,7 nap 1,74 x La 1,68 nap 1,27 x Ce 32,5 nap 7,36 x Ce 284 nap 1,48 x Na 15,0 óra 1,17 x K 12,4 óra 1,62 x Cr 27,7 nap 1,83 x Mn 312 nap 1,28 x Mn 2,58 óra 1,35 x Fe 2,70 év 1,93 x Fe 44,5 nap 2,32 x Co 70,8 nap 3,91 x Co 5,27 év 7,75 x H 12,3 év 8,76 x Ar 1,83 óra 3,11 x C 5730 év 4,23 x m Ag 250 nap 3,47 x Sb 60,2 nap 4,3 x Se 120 nap 6,00 x Zn 244 nap 7,00 x As 1,10 nap 7,99 x 10 8 Az Egészségügyi épület szellőzőkürtőjének tervezett éves kibocsátás értékei Az Egészségügyi épület (továbbiakban EÜ épület) szellőző kürtőjén távozó tervezett éves kibocsátást csak a primerköri minták ICP vizsgálatának eredményeként a kürtőbe jutó aktivitást vették figyelembe. Az EÜ épületi szellőző rendszerben DU-200 és DU-350 típusú aeroszol szűrők, valamint a D szintű izotóplaborokból elszívott levegőt AU 1500 típusú jódszűrők szűrik a kibocsátás előtt. A tervezett kibocsátás értékeket az Egészségügyi épület szellőzőkürtőjére vonatkozóan táblázat tartalmazza. 5. fejezet - 14/

18 táblázat: Az Egészségügyi épület szellőzőkürtőjének tervezett éves kibocsátás értékei Radioaktív izotóp Felezési idő Tervezett kibocsátás Bq/év 84 Br 0,530 óra 4,37 x m Kr 4,48 óra 2,18 x Kr 10,7 év 1,01 x Br* 55,6 másodperc 87 Kr 1,27 óra 4,18 x Kr 2,84 óra 3,47 x Rb 0,297 óra 8,50 x Kr* 3,17 perc 89 Rb 0,253 óra 5,46 x Sr 50,5 nap 1,29 x Kr* 32,32 másodperc 90 Rb* 2,55 perc 90 Sr 29,1 év 1,81 x Sr 9,50 óra 1,09 x Sr 2,71 óra 6,33 x Zr 64,0 nap 1,29 x Nb 35,1 nap 1,04 x Zr 16,9 óra 6,72 x Nb 1,20 óra 7,06 x Mo 2,75 nap 2,55 x Ru 39,3 nap 2,00 x Ru 1,01 év 1,40 x I 8,04 nap 5,46 x I 2,30 óra 1,80 x I 20,8 óra 2,36 x Xe 5,24 nap 9,48 x I 0,876 óra 3,25 x I 6,61 óra 1,22 x Xe 9,10 óra 3,32 x Cs 30,0 év 1,44 x Xe 0,237 óra 3,42 x Cs 0,536 óra 4,22 x Ba 1,38 óra 3,95 x Ba 12,7 nap 5,04 x La 1,68 nap 7,35 x Ce 32,5 nap 1,46 x Ce 284 nap 7,78 x Cr 27,7 nap 2,90 x Fe 2,70év 1,31 x Fe 44,5 nap 4,01 x Mn 312 nap 1,83 x Mn 2,58 óra 1,39 x Co 70,8 nap 7,50 x Co 5,27 év 3,30 x Zr 64,0 nap 9,85 x Zr 16,9 óra 1,19 x H 12,3 év 1,55 x Cs 2,06 év 1,16 x Na 15,0 óra 3,42 x 10 3 Megjegyzés: A *-gal jelölt izotópok elbomlanak a hűtési idő alatt 5. fejezet - 15/

19 Az Egészségügyi épület kibocsátásainak vizsgálatakor figyelembe kell vennünk, hogy a kibocsátott aktivitás nagyságrendekkel alatta marad a szellőzőkéményeken keresztül kibocsátott aktivitásoknak, így ez az alacsony érték a környezet szempontjából elhanyagolható, ezért a dózismegszorítás szempontjából ez a kibocsátási hely figyelmen kívül hagyható. A valóságban az atomerőmű üzemideje alatt az Egészségügyi épület légnemű radioaktív anyag kibocsátás ellenőrzésekor 2004-ig nem mértek kimutatási határ feletti értéket egyetlen radioizotópnál sem. A fentiek figyelembe vételével a MÜSZ mellékletében jóváhagyott kibocsátási határértékek között nem szerepelnek az Egészségügyi épület kibocsátásai, bár a környezetvédelmi hatósághoz benyújtott a tervezési kibocsátási értékek meghatározásával foglalkozó dokumentációban azok tételesen szerepeltek. [44] A MÜSZ-ben csak azok az izotópok és korlátai szerepelnek, amelyekhez a blokkok működtetését befolyásolhatják illetve intézkedéseket lehet kötni. Természetesen a kibocsátások meghatározásánál figyelembe veszik mind a blokkonkénti, mind az egészségügyi épületi, mind a folyékony kibocsátásokat minden izotópra. A 2004-től bevezetett új kibocsátás korlátozási rendszer adatait nehéz összevetni a korábbi évek kibocsátási adataival, ezért az 1983 és 2003 közötti időszak és a év adatait külön táblázatban mutatjuk be. Az atomerőmű ra vonatkozó, szabályozás alá eső radioaktív kibocsátási adatait a hatósági korlátok százalékában az táblázat összesíti táblázat: A Paksi Atomerőmű radioaktív kibocsátásai a hatósági korlát százalékában Év Üzemelő blokkok száma [db] Nemesgáz (összes) Légnemű [%] Folyékony [%] Aero- Jód Hasadási szol ( 131 I 89,90 Sr és 90 Sr (T 1/2 >24 egyen- korróziós óra) érték) termékek ,3 < 0,1 < 0,1 nm 15,0 nm ,7 < 0,1 < 0,1 5,5 7,6 8, ,8 < 0,1 < 0,1 3,6 7,5 8, ,4 < 0,1 < 0,1 0,5 5,7 3, ,8 < 0,1 < 0,1 0,4 8,6 3, ,2 < 0,1 < 0,1 0,4 3,4 1, ,5 0,15 < 0,1 0,4 4,0 3, ,5 < 0,1 < 0,1 0,4 5,1 2, ,3 < 0,1 < 0,1 0,6 9,3 1, ,6 < 0,1 < 0,1 0,3 7,6 3, ,3 < 0,1 < 0,1 0,2 6,6 1, ,4 0,11 < 0,1 0,8 7,4 0, ,4 < 0,1 < 0,1 1,9 8,1 2, ,6 0,1 < 0,1 3,3 5,5 3, ,4 0,18 < 0,1 5,6 4,5 7, ,5 < 0,1 < 0,1 2,2 6,0 6, ,4 < 0,1 < 0,1 2,0 7,4 4, ,6 < 0,1 < 0,1 0,4 7,7 1, ,7 < 0,1 < 0,1 0,5 7,9 1, ,4 < 0,1 < 0,1 0,3 8,5 1, (3) 4,01 0,91 54,1 18,2 6,2 6,4 54,6 Hatósági korlát 1,9x ,1x10 9 1,1x10 9 5,6x10 4 3,7 37 7,5 (2004-ig) Bq/nap GBq/év MBq/év TBq/év 1000 MW e -ra blokkonként nm: nincs mérés 3 H 5. fejezet - 16/

20 A táblázatból látható legfontosabb megállapítás az, hogy az atomerőmű a évvel bezárólag minden vonatkozásban betartotta a hatósági korlátokat, a folyékony kibocsátással távozó 3 H mennyiségén, valamint a évi üzemzavarhoz kötődő néhány kibocsátáson kívül igen nagy tartalékkal. A kiváltó okok részletesebb magyarázatát mellőzve, néhány jellemző tendenciára érdemes a figyelmet felhívni: A radioaktív nemesgázok összes kibocsátása a évitől eltekintve a 90-es évek közepétől a felére-harmadára esett vissza az előző időszakhoz képest (ezt a primerköri pótvíz gáztalanításával érték el). Az aeroszolok és a radiojódok kibocsátása a légtérbe csaknem mindig 0,1% alatt volt, és a évitől eltekintve a kivételek esetében sem sokkal haladta azt meg. A 90 Sr légnemű kibocsátásában egyébként kicsiny értékek mellett fluktuációk figyelhetők meg. A évi üzemzavari időszak légnemű kibocsátásai jelentősen megnövelték az éves időszakra vonatkoztatott korlát kihasználásokat. A hulladékvizekkel történő 3 H kibocsátásban enyhe emelkedés látható: a 90-es évek elejéig a kibocsátás a korlát 50%-a körül ingadozott, az ez utáni időszakban 60-70% között volt. Az táblázatban csoportokba foglalva szerepelnek az összesített évi kibocsátási adatok és az azokhoz tartozó kibocsátási határérték kritériumok táblázat: Az atomerőmű kibocsátásainak összefoglaló adatai 2004-ben Izotóp-csoportok Összes kibocsátás [Bq] Kibocsátási határérték kritérium Légnemű kibocsátások Korróziós és hasadási termékek 1,31 x ,00 x 10-4 Radioaktív nemesgázok 3,35 x ,05 x 10-4 Radiojód 1,94 x ,34 x 10-5 Trícium 3,26 x ,90 x 10-5 Radiokarbon 6,92 x ,83 x 10-4 Összes légnemű kibocsátás 1,19 x 10-3 Folyékony kibocsátások Korróziós és hasadási termékek 1,59 x ,32 x 10-4 Trícium 1,60 x ,52 x 10-4 Alfa-sugárzók 2,65 x ,69 x 10-7 Összes folyékony kibocsátás 1,48 x 10-3 A kibocsátási határérték kritérium egy adott izotópra és a kibocsátási módra vonatkozóan a kibocsátási határérték és a kibocsátott mennyiség hányadosa, melynek számítása: Rij 1 El ij ahol: El ij = az i radionuklid j kibocsátási módra vonatkozó kibocsátási határértéke (Bq/év), R ij = az i radionuklid j kibocsátási módra vonatkozó éves kibocsátása (Bq/év). A légnemű és folyékony izotópszelektív radioaktív kibocsátási adatokat, a kibocsátási határértékeket és a határérték kritériumokat az táblázat tartalmazza. ij 5. fejezet - 17/

21 táblázat: Az atomerőmű izotópszelektív kibocsátási adatai 2004-ben Légnemű kibocsátások [Bq] Folyékony kibocsátások [Bq] Éves Határérték Éves Határérték Izotóp Összesen Izotóp Összesen korlát kritérium korlát kritérium 41 Ar 1,07x ,60x ,33x H 1,60x ,90x ,52x Kr 3,79x ,20x ,15x Be 1,48x10 8 3,00x ,93x m Kr 2,30x ,10x ,61x C 1,36x10 8 3,10x ,39x Kr 5,66x ,30x ,75x Cr 9,60x10 7 2,70x ,55x Kr 5,07x ,90x ,75x Mn 1,31x10 8 1,00x ,31x Xe 3,01x ,00x ,50x Fe 8,07x10 7 4,30x ,88x Xe 2,99x ,40x ,25x Co 3,64x10 7 3,20x ,14x H (HT) 1,73x ,20x ,84x Fe 5,21x10 7 2,30x ,27x H (HTO) 3,09x ,70x ,82x Ni 2,80x10 7 4,00x ,02x C (CO 2 ) 3,68x ,30x ,83x Co 4,68x10 8 9,50x ,92x C (CH 4 ) 6,55x ,50x ,36x Zn 3,93x10 7 1,40x ,81x Na 6,46x10 7 1,50x ,31x Sr 1,32x10 6 1,20x ,10x K 5,50x10 8 1,70x ,24x Sr * 1,62x10 6 2,20x ,47x Cr 4,93x10 7 8,80x ,60x Nb 2,25x10 7 2,10x ,07x Mn 7,44x10 7 1,80x ,13x Zr 3,50x10 7 8,50x ,12x Co 2,37x10 7 2,10x ,13x Mo 6,86x10 7 1,30x ,28x Fe 1,58x10 7 1,10x ,44x Ru 1,71x10 7 9,00x ,90x Co 1,59x10 8 2,40x ,63x Ru * 2,31x10 7 1,10x ,20x Zn 6,14x10 6 2,30x ,67x m Ag 2,10x10 7 2,00x ,05x Se 1,92x10 6 2,90x ,62x Sb 1,99x10 7 9,50x ,09x As 6,88x10 7 1,10x ,25x I 2,62x10 7 2,70x ,72x Sr 3,77x10 4 4,30x ,76x Cs 5,13x10 7 6,50x ,88x Sr * 3,30x10 4 3,70x ,78x Cs * 7,88x10 7 9,00x ,75x Nb 1,30x10 7 4,90x ,66x Ba * 4,12x10 7 5,50x ,50x Zr 1,18x10 7 2,30x ,12x Ce 2,53x10 7 2,10x ,21x Mo 3,32x10 6 1,90x ,75x Ce * 7,53x10 7 1,00x ,51x Ru 2,12x10 6 8,70x ,44x10-7 U-csoport 2,57x10 5 7,50x ,43x Ru * 3,96x10 6 2,30x ,44x10-5 Pu-csoport 3,63x10 2 1,00x ,63x m Ag 1,83x10 7 4,80x ,82x10-6 Am-csoport 7,76x10 2 1,10x ,05x Sb 9,54x10 6 8,90x ,07x10-6 Cm-csoport 4,43x10 3 2,60x ,70x Sb 7,00x10 4 1,40x ,00x10-9 Cf-csoport 1,52x10 3 1,90x ,00x I aer. 3,27x10 6 3,70x ,84x I elemi 6,33x10 7 7,80x ,11x I szerves 1,26x10 8 9,50x ,33x I elemi 1,74x10 6 3,70x ,70x Cs 2,07x10 7 8,20x ,52x Cs * 7,32x10 7 1,00x ,46x Cs 1,11x10 8 2,10x ,29x Ba * 5,67x10 6 2,90x ,91x Ce 2,41x10 6 4,60x ,24x Ce * 1,73x10 7 3,50x ,90x10-6 * a határérték kritérium számításánál a leányelemükkel együtt vettük figyelembe az adott izotópot 5. fejezet - 18/