Paksi Atomerőmű Zrt. KÖRNYEZETVÉDELMI JELENTÉS 2005. ÉVRŐL ISO 14001 Nyilvántartási szám: KIR/63(1)/2005-50(1) Paks, 2006.
A Paksi Atomerőmű Zrt. környezetvédelmi jelentése 2005 évről 2
A környezetvédelmi jelentés összeállításában közreműködött: Sallai Orsolya Pécsi Zsolt Fink Gábor dr. Schunk János Köves László Feil Ferenc Ranga Tibor Nagy Zoltán Demeter Károly 3
Tartalomjegyzék 1. BEVEZETÉS... 5 2. A RÉSZVÉNYTÁRSASÁG TEVÉKENYSÉGÉNEK BEMUTATÁSA... 5 3. NUKLEÁRIS KÖRNYEZETVÉDELEM... 8 3.1 RADIOAKTÍV ANYAGOK KIBOCSÁTÁSA... 8 3.2 KÖRNYEZETELLENŐRZÉS... 10 4. RADIOAKTÍV HULLADÉKOK KEZELÉSE... 13 4.1 A RADIOAKTÍV HULLADÉKOK KEZELÉSÉVEL, ÁTMENETI TÁROLÁSÁVAL ÖSSZEFÜGGŐ FEJLESZTÉSEK A PAKSI ATOMERŐMŰBEN... 13 4.2 KIS -ÉS KÖZEPES AKTIVITÁSÚ SZILÁRD RADIOAKTÍV HULLADÉKOK... 14 4.3 NAGY AKTIVITÁSÚ SZILÁRD RADIOAKTÍV HULLADÉKOK... 15 4.4 FOLYÉKONY RADIOAKTÍV HULLADÉKOK... 16 4.4.1 Bepárlási maradékok... 16 4.4.2 Evaporátor savazó oldat... 16 4.4.3 Elhasznált primerköri ioncserélő gyanták... 16 4.5 A RADIOAKTÍV HULLADÉKOK KEZELÉSÉVEL, ÁTMENETI TÁROLÁSÁVAL ÖSSZEFÜGGŐ FEJLESZTÉSEK A PAKSI ATOMERŐMŰBEN 2005-BEN... 17 4.5.1 Az eddig elvégzett fejlesztések... 17 4.5.2 A megvalósítás alatt álló fejlesztések az alábbiak... 18 5. A PAKSI ATOMERŐMŰ ZRT. 2005. ÉVI HAGYOMÁNYOS (NEM NUKLEÁRIS) KÖRNYEZETVÉDELMI TEVÉKENYSÉGÉNEK ÉRTÉKELÉSE... 20 5.1 VÍZMINŐSÉG-VÉDELEM... 20 5.1.1 Felszíni vizek védelme... 20 5.1.2 Felszín alatti vizek védelme... 22 5.2 LEVEGŐTISZTASÁG-VÉDELEM... 23 5.3 INAKTÍV HULLADÉKOKKAL VALÓ GAZDÁLKODÁS... 24 5.3.1 Veszélyes hulladékok... 24 5.3.2 Ipari, termelési hulladékok... 26 6. A PAKSI ATOMERŐMŰ ZRT. 2. BLOKK 1. SZ. AKNÁJÁBAN 2003. ÁPRILISÁBAN TÖRTÉNT ÜZEMZAVAR KÖVETKEZMÉNYEINEK FELSZÁMOLÁSA, FELKÉSZÜLÉS A SÉRÜLT FŰTŐELEMEK ELTÁVOLÍTÁSÁRA... 27 7. A PAKSI ATOMERŐMŰ ÜZEMIDŐ HOSSZABBÍTÁSA... 28 8. KÖRNYEZETVÉDELMI MENEDZSMENT RENDSZER... 35 8.1 A PAKSI ATOMERŐMŰ ZRT. STRATÉGIÁJA... 35 8.2 KÖRNYEZETKÖZPONTÚ CÉLOK, PROGRAMOK... 36 9. RÖVIDÍTÉSEK ÉS FOGALMAK MAGYARÁZATA... 39 4
1. Bevezetés A Paksi Atomerőmű Zártkörűen Működő Részvénytársaság (PA Zrt.) Magyarország meghatározó villamosenergia-termelő társasága. A környezetkímélő energiatermelés jegyében a Paksi Atomerőmű Zrt. 2001-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 tavalyi évben - a szabvány változásának megfelelően [ISO 14001:2004 (MSZ EN ISO 14001:2005)] a Részvénytársaság hozzáigazította rendszerét az új szabvány követelményeihez. A Környezetközpontú Irányítási Rendszer okiratmegújító auditjára 2005. decemberében került sor. Az okiratmegújító auditot már az MSZ EN ISO 14001:2005 szabvány előírásainak való megfelelés szellemében végezte a Magyar Szabványügyi Testület. A 2005 évi okiratmegújító auditon a Paksi Atomerőmű Zrt. bizonyította környezetvédelmi menedzsment rendszere működésének megfelelőségét, amely sikeresen megfelelt a szabvány elvárásainak; valamint környezetvédelmi teljesítménye folyamatos javítását, így továbbra is az MSZ EN ISO 14001:2005 szabványnak való megfelelőséget igazoló okirat használatára jogosult. 2. A Részvénytársaság tevékenységének bemutatása A társaság alaptevékenysége a villamosenergia termelés. Az elmúlt évben az atomerőmű a hazai villamos energia termelés 39,5 %-át biztosította, 13 833,8 GWh villamos energiát állított elő (1 GWh = 1.000.000 kwh). Ez 3,5 %-kal magasabb a 2004. évi termelésnél. Az erőmű 4 blokkja által megtermelt villamos energia mennyiségének alakulása a 4. blokk indulását követő évtől (1988) 13.400 és 14.180 GWh között változott. Ez alól kivétel a 2003. és a 2004. év, amikor a 2003-ban a 2. blokkon bekövetkezett üzemzavart követően az év nagyobb részében szintén 3 blokkos üzemmel működött az atomerőmű. 2005 ben a blokkok teljesítmény kihasználási tényezői az alábbiak voltak: 1.blokk: 92,15 % 2. blokk: 75,30 % 3. blokk: 80,94 % 4. blokk: 90,06 % Az atomerőmű villamos energia termelését az erőmű indulásától az 1. ábra mutatja be. 5
1000 GWh 16 14 12 10 8 6 4 2 0 1983 1984 1985 1986 1987 1988 1989 1990 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 [év] 1. ábra Az atomerőmű villamos energia termelése Magyarország villamos energia felhasználását teljes mértékben nem biztosítja a hazai termelés, importra is szükség van. 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 felhasználásával termelt villamos energiát értjük. 45 Atom Egyéb hazai termelés Import 40 35 30 1000 GWh 25 20 15 10 5 0 1983 1984 1985 1986 1987 1988 1989 1990 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 [év] 2. ábra Magyarország villamos energia felhasználása 6
Az erőmű 4 blokkját 1982 és 1987 között helyezték üzembe. A blokkok műszaki adatait az alábbi táblázat foglalja össze. Blokkok típusa 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 Zrt. blokkjainak legfontosabb műszaki adatai 7
3. Nukleáris környezetvédelem A Paksi Atomerőmű működésének megítélésében a nukleáris biztonságra és az energiatermelés hatékonyságára vonatkozó mutatók mellett meghatározó szerepet játszanak az okozott környezeti hatások is. Alapvető elvárás, hogy az atomerőmű nukleáris környezeti hatásairól részletes információk álljanak rendelkezésre, továbbá, hogy e hatások mértéke ne lépje túl a hatósági szabályozásban engedélyezett szinteket. Az atomerőműben folyó sugárvédelmi tevékenységnek ezért 2005-ben is az volt az egyik legfontosabb feladata, hogy a kibocsátások és a környezet sugárzási jellemzőinek széleskörű ellenőrzésével, közvetlen mérési adatokkal bizonyítsa a származtatott kibocsátási korlátok, és ezen keresztül is az atomerőmű működésére vonatkozó dózismegszorítás biztonságos betartását. A fentiekben megfogalmazott célok elérése érdekében a PA Zrt. a nukleáris környezetvédelem területén széleskörű ellenőrzési és felügyeleti programot hajtott végre, illetve szükség szerint intézkedéseket hozott. A nukleáris környezetvédelmet az elmúlt évekhez hasonlóan 2005-ben is a kétszintű ellenőrzés, azaz a távmérőrendszerekkel és a mintavételes módszerrel végzett ellenőrzés jellemezte. 3.1 Radioaktív anyagok kibocsátása A paksi atomerőmű kibocsátásainak nemzetközi adatokkal történő összevetésére a 2. 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 2000. évi jelentésében ezeket az adatokat publikálta (kivéve a radiokarbon kibocsátásra vonatkozó adatok, melyek csak 1990-1994. közötti időszakra állnak rendelkezésre). Az UNSCEAR 2000-ben adott ki utoljára UNSCEAR Reportot (www.unscear.org), így újabb adatok nem állnak rendelkezésre. 2004-től életbe lépett a 15/2001. (VI.8.) KöM rendelet által előírt új kibocsátási korlátozási rendszer, amely az atomerőműre meghatározott dózismegszorításból (90 µsv/év) származtatott izotópspecifikus kibocsátási korlátokhoz viszonyítja mind a folyékony, mind a légnemű kibocsátásokat. A 4. táblázatban csoportokba foglalva szerepelnek az összesített kibocsátási adatok és az azokhoz tartozó kibocsátási határérték kritériumok. Összességében elmondható, hogy a PA Zrt. a 2005. évben 0,22 %-ban használta ki a kibocsátási korlátot (ezt jelenti a kibocsátási határérték kritérium 2,21 x 10-3 értéke), ebből 0,17 %-kal a folyékony, míg 0,05 %-kal a légnemű kibocsátások részesedtek. Összehasonlítva, 2004-ben a kibocsátási határérték kritérium értéke 2,67 x 10-3 volt, azaz atomerőmű 2004-ben 0,27 %-ban használta ki a kibocsátási korlátot. Az összevetésből kitűnik a korróziós és hasadási termékek, illetve a nemesgáz kibocsátási adatainak látszólagos a növekedése. Az új szabályozás szerint a kibocsátási adatokat izotópszelektív mérésekből határozzuk meg és a méréssel nem kimutatható izotópokat pedig a kimutatási határértékkel vesszük figyelembe. A korábbi évek gyakorlatában ezen adatok összes béta sugárzás mérésével lettek meghatározva. A folyékony kibocsátásban mind a korróziós és a hasadási termékeknél, mind a tríciumnál a paksi adatok a nemzetközi átlag alatt vannak. 8
Radionuklid Paks [GBqGW e -1 év -1 ] PWR [GBqGW e -1 év -1 ] 2005 1983-2005 1995-1997 Légnemű kibocsátások Összes aeroszol 7,3 x 10-1 6,0 x 10-1 1,3 x 10-1 131 I egyenérték 1,8 x 10-1 1,1 x 10 1 1,7 x 10-1 Összes nemesgáz 9,4 x 10 3 1,2 x 10 5 1,3 x 10 4 Összes trícium 1,3 x 10 3 2,3 x 10 3 * 2,4 x 10 3 Összes radiokarbon 4,1 x 10 2 7,2 x 10 2 ** 2,2 x 10 2 *** Folyékony kibocsátások Korróziós és hasadási termékek 1,0 x 10 0 1,5 x 10 0 8,1 x 10 0 Trícium 1,2 x 10 4 1,1 x 10 4 1,9 x 10 4 2. táblázat A paksi atomerőműből kibocsátott radioaktív anyagok mennyisége az UNSCEAR világadatok tükrében Megjegyzés a 2. táblázathoz: A nemzetközi adatok a Paksi Atomerőművel azonos elven működő nyomottvizes erőműi blokkokra vonatkoznak (UNSCEAR Report 2000) * : 1985-2005 átlaga ** : 1988-2005 átlaga *** : 1995-1997 átlaga Az elmúlt években a PA Zrt. légnemű és folyékony radioaktív kibocsátásait mutatja be a következő táblázat. Radionuklid/izotópcsoportok 2001 2002 2003 2004 2005 Légnemű kibocsátás [GBqGW e -1 év -1 ] Összes aeroszol 0.33 0.14 4.4 0.97 0.73 131 I egyenérték 0.24 0.054 260 0.14 0.18 Összes nemesgáz 58 000 35 000 310 000 25 000 9 400 Összes trícium 3 700 3 900 5 000 2 400 1 300 Összes radiokarbon 500 460 430 510 410 Folyékony kibocsátás [GBqGW -1 e év -1 ] Korróziós és hasadási termékek 0.74 0.78 0.58 1.2 1.0 Trícium 12 000 14 000 10 000 12 000 12 000 3. táblázat Az atomerőmű radioaktív kibocsátásai 2001-2005 között 9
Izotóp-csoportok Összes kibocsátás [Bq] Kibocsátási határérték kritérium Légnemű kibocsátások Korróziós hasadási termékek 1,09 x10 9 4,21 x 10-5 Radioaktív nemesgázok 1,40 x 10 13 1,50 x 10-4 Radiojódok 2,61 x 10 8 4,05 x 10-5 Trícium 1,94 x 10 12 1,12 x 10-5 Radiokarbon 6,10 x 10 11 2,67 x 10-4 Összes: 5,11 x 10-4 Folyékony kibocsátások Korróziós hasadási termékek 1,56 x 10 9 1,11 x 10-3 Trícium 1,72 x 10 13 5,94 x 10-4 Alfa-sugárzók 1,39 x 10 5 2,05 x 10-7 Összes: 1,70 x 10-3 4. táblázat Az atomerőmű légnemű és folyékony radioaktív kibocsátásai 2005-ben 3.2 Környezetellenőrzés Az atomerőmű Üzemi Környezeti Sugárvédelmi Ellenőrző Rendszerének (ÜKSER) feladata, hogy közvetlen környezeti mérésekkel is bizonyítsa, az erőmű normál üzemben valóban kevéssé terheli a környezetet. Az erőmű környezetének sugárvédelmi ellenőrzése részben távmérő (telemetrikus) rendszereken, részben mintavételes, laboratóriumi vizsgálatokon alapul. A Paksi Atomerőmű 30 km-es környezetében a mintavevő- és távmérő állomások elhelyezkedését a 3. ábra mutatja be. A laboratóriumi vizsgálatok kiterjednek mind a környezeti közegekre, mind a tápláléklánc elemeire. Ez éves szinten körülbelül 4000 minta feldolgozását és mérését jelenti. A kibocsátott radioaktív izotópok közvetlen környezeti megjelenésével kapcsolatban azt tapasztaltuk, hogy azok még az igen érzékeny vizsgálati módszerek mellett is kimutathatatlanok, vagy csak nagyon kicsi koncentrációban, esetenként voltak mérhetők. A Dunába kibocsátott radioaktív anyagok által a Duna vizében létrehozott évi átlagos növekmény becsült értéke a teljes elkeveredés után trícium esetében 1 Bq/dm 3 -nél, az összes többi radionuklidra pedig együttvéve 0,1 mbq/dm 3 -nél kisebb volt. Az atomerőmű környezetében az A típusú állomásokon a telepített mintavevőkkel vett aeroszol mintákban az év során egyetlen aeroszol szűrőmintában sem volt kimutatható az erőműtől származó gamma-sugárzó radionuklid. Az aeroszolok mellett a levegőben 1-10 mbq/m 3 nagyságrendben mérni lehetett a TBq körüli aktivitással kibocsátott radiokarbont és tríciumot is. A nemesgázok környezeti aktivitás koncentrációja ugyanitt 100 mbq/m 3 körülire becsülhető. A fall-out (kihullás) mintákban egyetlen esetben találtunk az erőműtől származó radionuklidot (A2 állomás, 2005. június, 60 Co), kimutatási határ közeli aktivitásban. A talajminták közül egyetlen esetben találtunk az erőműtől származó radionuklidot (A8 állomás, 2005. szeptember, 60 Co). A dunai iszapminták közül csak a melegvíz-csatorna kiömlésénél és 10
attól távolabbi ponton vett mintákban találtunk erőműtől származó radionuklidot ( 60 Co-at) 0,9-2,3 Bq/kg közötti értékben. A fű, a halastavak víz és iszap mintáiban, továbbá a tej- és a halmintákban kibocsátásból származó radioaktív izotópot a mérések kimutatási határ felett nem jeleztek. A PA Zrt. a kibocsátási és a meteorológiai adatok, illetve terjedési modell felhasználásával 2005-re is elvégezte a lakossági többlet sugárterhelés számítását. E számítás szerint a légköri és folyékony kibocsátásokból származó a kritikus lakossági csoportra vonatkozó többlet lakossági sugárterhelés 53 nsv, ami közel megegyezik az előző év többlet sugárterhelésével (54 nsv). 3. ábra Mintavevő és távmérő állomások elhelyezkedése a Paksi Atomerőmű Zrt. környezetében 11
Az ALNOR TL dózismérőkkel állomásonként kapott 2005. évi átlagos dózisteljesítmény értékek (4. ábra) a mért fizikai mennyiség változásából adódó korrekció figyelembe vételével megfelelnek a korábbi évek és az alapszinti időszak adatainak. Megállapítható, hogy a 2005. 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 annak ingadozásánál, s így közvetlen dózismérési módszerekkel nem mutatható ki. Összegezve a nukleáris környezetellenőrzés 2005. évi mérési eredményeit, kijelenthető, hogy az atomerőmű hatása a környezetre sugárvédelmi szempontból elhanyagolható volt. Dózisteljesítmény [nsv/h] 100 90 80 70 60 50 40 30 20 10 A1 A2 A3 A4 A5 A6 A7 A8 A9 0 C10 C11 C12 Mintavevő állomás C13 C14 C15 C16 C17 C18 C19 C20 C21 C22 C23 B24 L25 4. ábra A környezeti gamma-sugárzás havi átlagos környezeti dózisteljesítménye 2005- ben a távmérő és a mintavevő állomásokon ALNOR TLD-vel mérve 12
4. Radioaktív hulladékok kezelése 4.1 A radioaktív hulladékok kezelésével, átmeneti tárolásával összefüggő fejlesztések a Paksi Atomerőműben A radioaktív hulladékok kezelése az a tevékenység, amely az atomerőműben keletkező radioaktív hulladékok gyűjtését, ideiglenes tárolását, térfogatcsökkentését, kondicionálását (azaz a végleges elhelyezéshez alkalmas formájú hulladékcsomagok kialakítását), a hulladékminősítést és az atomerőmű telephelyén történő átmeneti tárolását jelenti a végleges tároló létesítménybe történő szállítást megelőzően. Az egyre szigorodó hatósági előírások, valamint a 2003. áprilisában bekövetkezett súlyos üzemzavar miatt az ezzel kapcsolatos fejlesztések fontos feladatot jelentenek az atomerőműben. Az 1996. vége óta hatályban lévő Atomtörvény és az erre alapuló kormányrendeletek, kormányhatározatok alapján létrejött a Radioaktív Hulladékokat Kezelő Közhasznú Társaság, amelynek feladata - többek között - a radioaktív hulladékok végleges tárolásának a megoldása is. A radioaktív hulladékok végleges elhelyezésével, a kiégett nukleáris üzemanyag kazetták átmeneti tárolásával és végleges elhelyezésével, valamint az erőmű leszerelésével összefüggő feladatok finanszírozására a Paksi Atomerőmű Zrt. évente befizetést teljesít a Központi Nukleáris Pénzügyi Alapba. Az atomerőmű feladata a radioaktív hulladékok kezelése és telephelyi átmeneti tárolása. Ezeket a feladatot úgy kell megoldani, hogy: 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; a radioaktív hulladékok kezelése során olyan hulladékcsomagokat kell előállítani, amelyek hozzájárulnak ahhoz, hogy a végleges elhelyezésre kerülő hulladékok formája és csomagolása a később üzembe lépő végleges tároló mérnöki gátjaival és a geológiai adottságaival együtt biztosítsák a biztonságos elhelyezést; a hulladékkezelés-átmeneti tárolás színvonala feleljen meg az erőmű nemzetközi hírének; a szükséges változások ne befolyásolják hátrányosan a radioaktív hulladékokkal összefüggésben meglévő társadalmi konszenzust. Ezeket a célkitűzéseket az atomerőmű eredeti szovjet műszaki tervében szereplő kis- és közepes aktivitású hulladékkezelési metodikától jelentősen eltérő technológiák alkalmazásával sikerült elérni. 13
4.2 Kis -és közepes aktivitású szilárd radioaktív hulladékok 2005-ben 831 darab kis- és közepes aktivitású szilárd hulladékot tartalmazó hordó keletkezett, amelynek mennyisége 72 hordóval több az előző évinél. A főjavítások, illetve a blokkok üzeme alatt a 2003. évi kivételével az eddigi éveknek megfelelő mennyiségű radioaktív hulladék keletkezett 2005-ben is. A 2005-ben keletkezett kis- és közepes aktivitású szilárd radioaktív hulladékok mennyiségét és aktivitását az alábbi táblázat szemlélteti. Negyedév Mennyiség (db) Egység (liter) Aktivitás (MBq) I. 300 200 211 566 II. 184 200 104 738 III. 143 200 87 170 IV. 204 200 109 787 5. táblázat: 2005-ben keletkezett kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok mennyisége Szilárd radioaktív hulladék elhelyezése A püspökszilágyi végleges tárolóba történt 1996. évi utolsó kiszállítást követően a kis- és közepes aktivitású kondicionált hordós szilárd radioaktív hulladékok elhelyezése az erőmű ellenőrzött zónájában kialakított átmeneti tároló helyiségekben és ideiglenes gyűjtő helyeken történik a végleges tároló üzembe helyezéséig. 2005-ben összesen 738,3 m 3 szilárd radioaktív hulladék keletkezett, amelyből a feldolgozást követően 166,2 m 3 szilárd radioaktív hulladék lett. Az előző évekből áthozott mennyiséggel együtt 2005. december 31-én az atomerőműben tárolt mennyiség: 6 903 db 200 literes hordó. A keletkezett és feldolgozás utáni kis- és közepes aktivitású szilárd hulladékok mennyiségének alakulását az 5. ábra mutatja be az 1998-2005 közötti időszakra. 14
1000 900 800 700 600 [m 3 ] 500 400 300 200 100 0 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 [év] keletkezett kis- és közepes aktivitású szilárd radioaktív hulladékok mennyisége feldolgozás utáni kis- és közepes aktivitású szilárd radioaktív hulladékok mennyisége 5. ábra Az 1998-2005 között keletkezett és a feldolgozás utáni kis- és közepes aktivitású szilárd hulladékok mennyisége 4.3 Nagy aktivitású szilárd radioaktív hulladékok 2005-ben a Paksi Atomerőműben 0,698 m 3 nagy aktivitású szilárd radioaktív hulladék keletkezett, ami az elhelyezés során mintegy 1,2 m 3 tároló kapacitást vett igénybe. A 2005. évben a 2004. évihez képest 3,45 m 3 -rel kevesebb nagy aktivitású szilárd radioaktív hulladék keletkezett. A képződött nagy aktivitású hulladék közel ¾ részét szűrőbetétek adták. A nagy aktivitású szilárd radioaktív hulladékok erőművön belüli átmeneti tárolása az ellenőrzött zónában kialakított tároló kutakban történik. A tároló kutakban méretük miatt nem elhelyezhető nagy aktivitású hulladékok tárolása tartalék helyiségekben elhelyezett ólom gyűjtőkonténerekben valósul meg. 15
4.4 Folyékony radioaktív hulladékok 4.4.1 Bepárlási maradékok Az atomerőmű ellenőrzött zónájában 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 használnak fel. Az összegyűjtött hulladékvizeket vegyszeres ("metaborátos") kezelés után bepároljuk kb. 200 g/l "bórsav koncentrációjú sűrítménnyé. 2005-ben 270 m 3 bepárlási maradék keletkezett, amelyből 195 m 3 az I. kiépítésen; míg 75 m 3 a II. kiépítésen képződött. Ez a mennyiség 80 m 3 -rel több az előző évihez képest. 4.4.2 Evaporátor savazó oldat Az evaporátor savazó oldat a 3. sz. víztisztító bepárlóinak tisztítására használt oldat. 2005- ben evaporátor savazó oldat nem keletkezett. 4.4.3 Elhasznált primerköri ioncserélő gyanták A primerköri víztisztítókon elvégzett regenerálások és töltet cserék száma az erőmű terveiben előzetesen becsültnél képest jóval kevesebb. A tervek 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 számoltak. A folyékony hulladéktároló rendszer módosításával az üzemeltetés alatt az ioncserélő gyanták együttes tárolását valósítottuk meg. Az eddigi üzemeltetés során 2005. december 31-ig keletkezett elhasznált gyanták mennyisége a két segédépületben összesen 131,1 m 3, ebből 17 m 3 keletkezett 2005-ben. Feldolgozásra vonatkozó kényszerhelyzet ioncserélő gyanták esetében jelen pillanatban nincs. Figyelembe véve az elhasznált gyantatároló tartályok átalakítását, a rendelkezésre álló tároló kapacitás - 870 m 3 - várhatóan elég lesz az erőmű üzemideje alatt keletkező mennyiségek átmeneti tárolására. 16
4.5 A radioaktív hulladékok kezelésével, átmeneti tárolásával összefüggő fejlesztések a Paksi Atomerőműben 2005-ben A radioaktív hulladékok kezelésének bonyolult tevékenységsorából látható, hogy az ezzel kapcsolatos fejlesztések fontos feladatot jelentenek az atomerőműben. A szigorodó hatósági előírások, a 2003-ban bekövetkezett 2. blokki súlyos üzemzavar, valamint a radioaktív hulladékok végleges elhelyezésére vonatkozó átvételi követelményrendszer által támasztott igények teljesíthetősége miatt szükséges fejlesztések, optimalizálások fontos feladatot képeztek és képeznek az atomerőműben. 4.5.1 Az eddig elvégzett fejlesztések A kis- és közepes aktivitású szilárd hulladékok jelentős részét egy 50 tonnás préssel 200 literes fémhordóba, az eredeti térfogatuk mintegy ötödére tömörítjük. A kis- és közepes aktivitású szilárd hulladékok átmeneti tárolására átépítéssel kialakítottunk egy olyan tárolót, melyben a hulladékcsomagokat korszerűen, visszanyerhető módon tároljuk. A folyékony radioaktív hulladékok tárolását végző két segédépületi tartályparkot összekötöttük egy olyan csőhíddal, amelynek használatával lehetőség nyílt a tároló kapacitás optimálisabb kihasználására. Rendszerbe állítottunk egy gamma-spektrometriás mérőrendszert, amelynek segítségével a hordós szilárd hulladékok izotóptartalmát és izotóp-összetételét lehet meghatározni. Telepítettünk egy szilárd hulladékokat válogató félautomata berendezést, melynek segítségével mintegy 10%-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 jelentősen lecsökkent. Folyékony radioaktív hulladékok keletkezését lehet megelőzni az erőműben használt bórsavoldatok tisztítására alkalmas üzemi ultraszűrőkkel, amelyekből mindkét segédépületben egy-egy nagyteljesítményű berendezés került telepítésre. A berendezések vegyszeres tisztítása során keletkezett folyékony hulladékok mennyiségét egy víz alatti plazmabontó berendezés segítségével lehetett számottevő mértékben csökkenteni. A folyékony hulladékok tárolását biztosító tartálypark kapacitását bővítettük. A bővítés eredményeképpen 3800 m 3 tárolókapacitással bővült a folyékony hulladékok paksi átmeneti tárolási lehetősége. 17
4.5.2 A megvalósítás alatt álló fejlesztések az alábbiak A segédépületi tároló tartályokban lévő folyékony radioaktív hulladékok mennyiségének igen jelentős csökkentését lehet elérni egy több lépcsős finn technológia segítségével. A finn technológia működéséhez szükségessé vált egy olyan új technológia telepítése, amellyel a folyékony hulladékokban oldatban lévő, egyszerű szűréssel nem eltávolítható izotópok kivonása megoldható. Azokat az iszapszerű radioaktív hulladékokat, amelyeknek a mennyiségét az említett finn technológiával már nem lehet tovább csökkenteni és a kimerült ioncserélő gyantákat egy Németországban kifejlesztett cementező berendezéssel tervezzük szilárdítani. A 2-es blokk 1.sz. aknájában 2003-ban bekövetkezett súlyos üzemzavar, a Bátaapátiban tervezett kis- és közepes aktivitású hulladékok végleges tárolójának rendelkezésre nem állása, valamint az atomerőművi átmeneti tárolási kapacitások rövid időn belül történő kimerülése az atomerőműben folytatott hulladékkezelési koncepció újragondolását eredményezték. A koncepció felfrissítését az is szükségessé tette, hogy a végleges elhelyezésre vonatkozó átvételi követelmények miatt a korábbi hulladékkezelési gyakorlat módosítása szükséges. Az új és hatósági egyeztetés/jóváhagyás alatt álló koncepciónak az alábbi fő, új elemei vannak: Az 50 tonnás préssel történő tömörítés helyett nagynyomású (2000 tonna) szuperkompaktálást tervezünk bevezetni a szilárd hulladékok kezelésében. Emiatt a hulladékok gyűjtési gyakorlatát is módosítani szükséges. A nagyméretű, 200 literes hordókba célszerűen nem elhelyezhető hulladékok darabolását meg kell oldani. A segédépületi átmeneti tároló jelenleg tartalék-célokat szolgáló medencéjét át kell alakítani nagyméretű hulladékokat tartalmazó konténerek fogadására. A nedves (szabad vizet tartalmazó) hulladékok kiszárítására szükségessé vált egy szárító berendezés telepítése. A nagy szárazanyag tartalmú iszapok víztelenítését egy mikroszűrő berendezéssel tervezzük elvégezni. A 2-es blokk 1. számú aknájában lévő sérült fűtőelemekkel kapcsolatosan képződött és az eltávolításuk során még képződő szilárd és folyékony radioaktív hulladékok feldolgozását, kondicionálását is lehetővé tevő technológiák telepítésére irányuló elemző, előkészítési feladatok vannak folyamatban. Az új technológiák telepítésére szükségessé vált egy új radioaktív hulladékkezelő épület építése. A modulszerűen bővíthető létesítmény beruházásának előkészítése megkezdődött. A létesítményt 2010. végéig tervezzük megvalósítani. A hordóba helyezett szilárd hulladékok átmeneti tárolókapacitása rövidesen kimerül, ezért a tárolási kapacitások bővítésére átalakítjuk a cementezett hulladékok átmeneti tárolására szánt medencét. Ezen kívül a cementező technológia épületét alkalmassá tesszük 200 literes hordók ideiglenes tárolására. A leírtakból látható, hogy a jövőben megoldandó feladatok összetettek. A sérült fűtőelemek 2006. végére tervezett eltávolítását követően az eltávolítás során keletkezett radioaktív hulladékok összetételének ismeretében ezek a feladatok vélhetően bővülnek a hosszú élettartamú és alfa sugárzó izotópokat tartalmazó hulladékok kezelési igényével is. A folyamatban lévő, illetve a tervbe vett fejlesztésekkel azonban a kialakult hulladékos helyzet 18
uralható lesz. További optimizmusra ad okot az, hogy a Parlament 2005. végén megadta a Bátaapátiba tervezett végleges hulladéktároló létesítmény beruházásához szükséges elvi engedélyt, és ezzel elhárult a legfőbb akadály a hulladéktároló létesítmény mielőbbi megépítése és üzembe helyezése elől. 6. ábra: Bátaapáti térsége 19
5. A Paksi Atomerőmű Zrt. 2005. évi hagyományos (nem nukleáris) környezetvédelmi tevékenységének értékelése 5.1 Vízminőség-védelem 5.1.1 Felszíni vizek védelme Az atomerőmű, mint az ország legnagyobb nyersvíz használó üzeme különös gondot fordít a víz minőségének védelmére. A felszíni vízkivételből biztosított hűtő- és technológiai vizek mennyisége 2005-ben 2,48 milliárd m 3 volt. Az erőmű hűtővíz felhasználását 1997-2005 között a 7. ábra mutatja be. 2800000 2400000 2000000 1600000 1200000 800000 400000 0 1997 1998 1999 2000 2001 2002 Felhasznált hűtővíz mennyisége [1000 m 3 /év] 2003 2004 2005 [év] 7. ábra Hűtővíz felhasználás 1997-2005 között 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 2005-ben is betartottuk. A szociális vízhasználatokból az üzemi területen keletkező szennyvíz az erőmű kommunális szennyvíztisztító rendszerén keresztül kerül kibocsátásra. 2005. évben 240 ezer m 3 kommunális szennyvíz keletkezett. A szennyvíztisztítás hatásfokát üzemi kontroll és az Alsó- Duna-völgyi Környezetvédelmi, Természetvédelmi és Vízügyi Felügyelőség rendszeresen ellenőrzi. Az érvényes monitoring program keretében a vízjogi engedélyben határértékkel meghatározott valamennyi paraméter ellenőrzésre kerül az alábbi mintavételi helyeken: 20
a hidegvíz csatorna (V1 mintavételi hely); a melegvíz csatorna (V2 mintavételi hely); a tisztított kommunális szennyvíz csatorna (V3 mintavételi hely); az ipari zagytér; a vegyszeres hulladékvíz medence; a bővítési területen keletkező szennyvizek. Kibocsátás ellenőrzésünk eredményei alapján kijelenthetjük, hogy a hatósági korlátokat egy esemény kivételével messzemenően betartottuk. A tisztított kommunális szennyvíz kibocsátásunk szennyezettsége (ammónia-ammónium-n) időlegesen meghaladta a határértéket, de a kibocsátás éves átlagértékei teljesítették a hatósági korlátokat. Az eseményről a környezetvédelmi hatóságnak bejelentést tettünk és az elvégzett kivizsgálás eredményei alapján sikeres javító intézkedéseket hajtottunk végre. Az inaktív ipari hulladékvizek túlnyomó részét a sótalanvíz előállítás során keletkező savas és lúgos szennyezettségű vizek alkotják. A hulladékvíz semlegesítése a 10.000 m 3 -es zagymedencékben történik. A medencék vízminőségét és kibocsátását rendszeres üzemi kontroll ellenőrzi. Az éves szinten 147 ezer 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 2005. évi ellenőrzési eredményeit a 6. táblázat foglalja össze. Komponens átlagérték mért max. érték Hatósági korlát [mg/dm 3 ] [mg/dm 3 ] ph 8.40 8.90 6-9,5 Összes só 281.80 358.00 - Összes lebegőanyag 28.93 38.20 200 Olajtartalom < 0,3 < 0,3 10 Ammónia-ammónium-N 0.12 0.32 20 Kémiai oxigénigény 11.93 14.80 150 6. táblázat Melegvíz csatorna vizének 2005. évben mért vízminőségi paraméterei A Paksi Atomerőmű Zrt. 1996 óta a a Paks-Faddi főcsatornán keresztül vízátadással segíti a Faddi holtág fürdéshez, vízi sportokhoz szükséges jó vízminőségének, megfelelő vízszintjének biztosítását. Erre a célra 2005-ben a hűtőgépházi klíma berendezések hűtővizéből 1,7 millió m 3 víz került átadásra a Faddi holtágba. A kondenzátorok használt hűtővíz minősége megfelelő a körtöltéses rendszerű, 75 ha területű halastavak vízutánpótlásához. A horgászatot kedvelők és családjaik számára kellemes időtöltést nyújtó tórendszer pótvízellátása, így a használt hűtővízzel történik. A nyári időszakban a haltenyésztés szempontjából már nem előnyös a felmelegedett vízzel történő vízutánpótlás, ezért 2005-ben kiépítésre került a halastavak friss, szűrt Duna-vizes betáplálását lehetővé tevő csővezetékrendszer. 21
5.1.2 Felszín alatti vizek védelme Az erőmű talajvízre és talajra gyakorolt hatását kiterjedt talajvízfigyelő kútrendszerrel ellenőrizzük. A monitoring rendszerben 62 db talajvízfigyelő kutat vizsgálunk különböző az ellenőrzött technológiától függő paraméterre. A vizsgálatokat 2005-ben is a vízjogi és működési engedélyekben foglaltaknak megfelelően végeztük. A talajvíz és az esetleges szennyezések mozgásának követése érdekében 97 kút vízszintjét regisztráltuk, köztük 15 db kútban automatikus GSM rendszerű, 8 db kútban további automatikus vízszintregisztráló berendezés működik. A potenciális környezetszennyező források ellenőrzése, valamint a környezetvédelmi működési engedélyek alapján az alábbi táblázatban szereplő monitoring-rendszert üzemelteti a PA Zrt. A következő táblázat a rendszer elemeinél a mintavételi helyeket, a mintavételi gyakoriságot és a vizsgált paramétereket is feltünteti. Mintavételi hely Talajvíz figyelő kutak jele Mintavételi gyakoriság Vizsgált paraméterek Veszélyes Hulladék Üzemi Gyűjtő zagytér T73, T74, KG03/a negyedévenként Z1, Z2 negyedévenként ph, összes só, összes olaj, KOI ps, Fe, Mn, Cu, Zn, Pb, Cr, Ni ph, vezetőképesség, összes keménység, összes sótartalom, ammónium, összes olaj, KOI ps, nitrát, Fe, Mn, Cu, Zn, Pb, Cr, Ni, Cl - Z5, T65, T66, T72 negyedévenként Fe, Mn, Cu, Zn, Pb, Ni, Cl - O1, O2 havonként ph, olajtartalom, nitrát, ammónium, Cl olajtartályok O3, O4 havonként olajtartalom O5, O6, O7, O8 negyedévenként olajtartalom O5, O6, O7 havonként nitrát, Cl -, ammónium Kiégett Kazetták Átmeneti Tárolója KH1/a, KH2, KH3/a, KH4, KH5, KH6, KH7, KH8, KH9, KH10, M8, M9/a, M10, M11 évente kétszer, májusban és augusztusban ph, vezetőképesség, KOI ps, összes olajtartalom, ammónium, nitrit, nitrát M9/a negyedévenként ph, ammónium, nitrát, KOI ps M10 negyedévenként ph, ammónium, nitrát, KOI ps rekultivált építési törmeléklerakó T75, T76, T77,T78, T79, T80, T81, T82 évente kétszer (tavasszal és ősszel) ph, ammónium, szulfát nitrit, nitrát, KOI ps, Zn 7. táblázat A talaj, talajvíz ellenőrző rendszere 22
A környezetellenőrzés eredményei bizonyították, hogy a környezetvédelmi felülvizsgálatokban feltárt környezeti állapothoz képest környezetünket nem szennyeztük. A PA Zrt. szociális vízellátását az erőmű mélyfúrású kútjai biztosítják. A rétegvíz kutakból biztosított szociális jellegű ivóvíz-felhasználás 241207 m 3 volt. A vízbázis sérülékenységének vizsgálata céljából a PA Zrt. 2005-ben elvégeztette a Csámpa I. és Csámpa II. vízművek területén lévő kutak védőidomának és védőterületének meghatározását. 5.2 Levegőtisztaság-védelem Az atomerőműnek technológiájából adódóan igen kicsi a légköri emissziója. A Paksi Atomerőmű Zrt. telephelyén három hagyományos, inaktív levegőterheléssel üzemelő technológia található: szükségáramforrásként üzemelő biztonsági dízel-generátorok (12 darab pontforrás); dízel hajtású tüzivíz szivattyú (2 darab pontforrás); festés technológia: festőműhely festőkabinjai (2 darab pontforrás). A fenti technológiák üzemeltetésére a Paksi Atomerőmű Zrt. környezetvédelmi hatósági engedéllyel rendelkezik. A biztonsági dízel-generátorokból éves szinten a rövid próbaüzemekből adódó ~ 180 órás üzemidő miatt a kibocsátott bruttó szennyezés igen kicsi, az immissziót alig befolyásolja. A festőműhely 2005. évben technikai okok miatt nem üzemelt. A pontforrásokra előírt levegőtisztaság-védelmi követelményeket 2005-ben is betartottuk. 23
5.3 Inaktív hulladékokkal való gazdálkodás 5.3.1 Veszélyes hulladékok 2005-ben 446016 kg veszélyes hulladék keletkezett az erőműben (elsősorban bontott tetőszigetelés, olajjal szennyezett hulladék, fáradt olaj, veszélyes anyaggal szennyezett csomagolási hulladékok és göngyölegek pl. festékes, vegyszeres, olajos göngyölegek, elektronikai hulladék, selejtezett technológiai vegyszerek, kimerült ioncserélő gyanták, fénycsövek). 2005-ben engedéllyel rendelkező vállalkozóknak átadva 440152 kg veszélyes hulladék hasznosításáról, ill. ártalmatlanításáról gondoskodtunk. A 2005-ben nagyobb mennyiségben keletkezett veszélyes hulladékokat a következő ábra szemlélteti. elektronikai hull. 4% akkumulátor 3% olajos rongy 11% fáradt olaj 14% olajos föld, kő 15% Festékes göngyöleg 3% Kommunális szennyvíz iszap 2% nyomdai hulladék 2% ioncserélő gyanta 1% fénycső 2% egyéb összesen 4% selejt hűtőgépek 1% Bontott tetőszigetelés 20% olajos iszap (kocsimosó) 18% 8. ábra A legnagyobb mennyiségben képződő veszélyes hulladékok 2005-ben 24
Az egyéb kategóriába olyan veszélyes hulladékok kerültek, amelyeknek 2005. évben keletkezett mennyisége hulladékfajtánként nem érte el a 3.000 kg-ot (pl. vegyszeres föld, rendelői vizsgáló anyagok, lejárt szavatosságú gyógyszerek, szárazelem hulladék, vegyszerkeverékek, szárazelem, vegyszeres felitató anyag, lejárt szavatosságú festék, gázpalackok, fúróemulzió, azbeszt tartalmú hulladék, szórófejes (spray-s) flakon, irodatechnikai hulladék, trafóolaj). 800000 700000 600000 500000 400000 300000 200000 100000 0 1996. 1997. 1998. 1999. 2000. 2001. 2002. 2003. 2004. 2005 9. ábra 1996-2005. között keletkezett veszélyes hulladékok mennyisége 2005-ben a keletkező veszélyes hulladékok mennyisége az előző évekéhez képest emelkedett, amelynek oka a főépület tetőszigetelés rekonstrukciójából származó nagy mennyiségű bontott tetőszigetelés és a transzformátorok részleges kőágyazat cseréjéből származó olajos kőzúzalék keletkezése volt. A veszélyes hulladékok előírásoknak megfelelő gyűjtését és tárolását a Paksi Atomerőmű Zrt. az 1990-ben létesített és működési engedéllyel rendelkező Veszélyes Hulladék Üzemi Gyűjtőhelyen biztosítja. A Veszélyes Hulladék Üzemi Gyűjtőhelyen 2005. december 31-én mintegy 25 t veszélyes hulladékot tároltunk. Az erőmű területén lévő veszélyes hulladék nagyobb részét a ~160 t - nyi kommunális szennyvíziszap teszi ki, amelyet a kommunális szennyvíztelep iszapszikkasztó ágyán kezelünk. 25
5.3.2 Ipari, termelési hulladékok A termelési hulladékokat a kommunális hulladékoktól elkülönítetten, kijelölt és a szelektív gyűjtés céljára kialakított gyűjtőhelyen ill. az erre kijelölt raktárban gyűjtjük. 2005. év végén a Paksi Atomerőmű Zrt. területén lévő nem veszélyes ipari hulladékok mennyisége 77 t volt. Tavaly a Paksi Atomerőmű Zrt. tevékenysége során összesen 1153 t nem veszélyes ipari hulladék keletkezett. A 2004. évről a Paksi Atomerőmű Zrt. területén maradt és a 2005-ben keletkezett összesen 1230 t nem veszélyes ipari hulladék mennyiségből a Paksi Atomerőmű Zrt. további hasznosításra 1053 t nem veszélyes hulladékot értékesített, továbbá 109,4 t nem hasznosítható hulladékot ipari hulladéklerakóban helyezett el. Az ipari hulladék forgalom 2005. évi alakulását a 10. ábra szemlélteti. lerakóban elhelyezett 8.9% telephelyen tárolt 5.5% hasznosított 85.6% 10. ábra Ipari hulladékok 2005. évi forgalma 26
6. A Paksi Atomerőmű Zrt. 2. blokk 1. sz. aknájában 2003. áprilisában történt üzemzavar következményeinek felszámolása, felkészülés a sérült fűtőelemek eltávolítására Az eltávolítás elvi engedélykérelmének végleges változata a 2005. év elején elkészült, benyújtása hatósági engedélyeztetésre megtörtént. Az engedélykérelem kiegészítését követően az OAH NBI július 4-én adta ki az elvi engedélyt a 2. blokki 1. akna helyreállítására. Az engedély jóváhagyja az eltávolítás fontosabb lépéseit, módszereit, feltételeit és lehetővé teszi a további (gyártási, behozatali) engedélyek beszerzését. Az eltávolításra történő felkészülésként elkészült a tisztítótartály 1:1 méretarányú makettje. Megtörtént a munkaplatform gyártási/behozatali engedélyezési dokumentációjának véglegesítése. A dokumentáció, amelyhez csatolva lett az eltávolítás helyszíni tevékenységeinek előzetes organizációs terve is, benyújtásra került engedélyeztetés céljából a hatósághoz. Az orosz fél (TVEL), vállalásának megfelelően megküldte a sérült fűtőelemeket tároló tokok konstruktőri dokumentációit. Ennek alapján került sor az eltávolítás elvi engedélykérelmének a kiegészítésére, majd a hatósághoz történő benyújtásra. Az orosz vállalkozó telephelyén megtörtént az eltávolításhoz használt szerszámok és eszközök egy részének, valamint az oktató makettnek az átvétele. A 2005. év során OAH NBI kiadta a sérült fűtőelemek eltávolításhoz használandó munkaplatform behozatali engedélyét. Az engedély birtokában gyártás előtti ellenőrző vizsgálatra és a gyártásközi ellenőrző dokumentáció egyeztetésre került sor az orosz gyártó telephelyén, majd a TVEL egyik alvállalkozójának telephelyén a PA Zrt. és az OAN NBI szakembereinek jelenlétében sikeresen lezajlott az emelő- és munkaplatform valamint a kapcsolódó elemek gyártóművi átvétele. A berendezések az átvételt követően szétszerelésre kerültek, majd 2005. év végén megtörtént a Paksra való leszállításuk. A berendezések megérkezését követően sikeresen végrehajtásra került a munka- és szerelőplatform, valamint tartozékainak kicsomagolás utáni átvételi ellenőrző programja, amelyen az orosz fél képviselői is részt vettek. Az átvételi eljárást követően konzultációra került sor a munkaplatform szerelése és végleges használatra való komplettírozása, valamint az ehhez szükséges szerelő-tartó állvány tervezése és gyártása tárgyában. Inaktív körülmények között az 1. blokki 1. sz. aknába beemelt tisztító tartály modellen elvégeztük azoknak az ellenőrző méréseknek, előzetes próbáknak, vizsgálatoknak egy részét, amelyek a csatlakozó elemek eltávolításához szükségesek. Dimitrovgrádban befejeződött az eltávolításban közreműködő PA Zrt.-os személyzet előzetes betanulási programjának végrehajtása. A program során az irányító-ellenőrző szakemberek és a karbantartást támogató szakemberek oktatása történt meg. Az eltávolítás végrehajtásában közreműködő további PA Zrt.-os munkavállalók köre az orosz félnél történő betanuláshoz - összeállításra került. A sérült fűtőelemek eltávolítása várhatóan 2006. IV. negyedévében megkezdődik. 27
7. A Paksi Atomerőmű Üzemidő hosszabbítása A PA Zrt. 2001-ben megfogalmazott stratégiai céljai között szerepel a jelenleg üzemelő atomerőművi blokkjainak tervezési üzemidőn (azaz 30 éven) túli működtetése. Az 1990-es években az atomenergia-ipar világszerte mélypontra jutott, új blokkokat csak az ázsiai térségben létesítettek. A közelmúltban azonban az atomenergia értékelése és perspektívái kedvező irányban változtak, amit a nemzetközi környezetvédelmi egyezmények, a nemzetközi egyeztetések (pl. a Johannesburgi Konferencia) is elősegítettek. Az atomenergetika szerepének helyreállítása jelenleg világszerte a blokkok üzemeltetési engedélyének megújításával, az üzemidő meghosszabbításával, illetve a blokkok teljesítményének növelésével történik, mivel ez a meglévő eszközök hatékony kihasználásának módját jelenti. A már jó ideje működő atomerőműveket ugyanis alig, vagy egyáltalán nem terhelik beruházási költségek, a teljes üzemi költség alacsony, az üzemanyag nem domináns költségtényező. Ez utóbbinak köszönhető az atomerőművek termelői költségének hosszú távú stabilitása, kiszámíthatósága. Amennyiben például a nukleáris üzemanyag ára (igen valószínűtlen módon, de) megkétszereződne, az csak legfeljebb 20% növekményt eredményezne a termelt energia önköltségében. A nemzetközi tapasztalatok azt mutatják, hogy a fentiek miatt az atomerőművek versenyképesek a piacon. Az ország hosszú távú energiaszükségletének célszerű és ésszerű kielégítése érdekében figyelembe véve a leírt nemzetközi tendenciákat megalapozott és indokolt a paksi erőművi blokkok üzemidejének meghosszabbítása. Ezzel a lakossági ellátás stabilitása és a fogyasztói energiaár lehető legalacsonyabb szinten tartása hosszabb távon is biztosítható. Ezért az erőmű vezetése a szükséges előkészítő és megalapozó munkákat a Magyar Villamos Művek Zrt. és az Állami Privatizációs és Vagyonkezelő Rt., mint tulajdonosok jóváhagyásával és támogatásával megkezdte. Az erőmű széleskörű és objektív tájékoztatással kívánja megszerezni a közvélemény támogatását a kitűzött célok megvalósításához. Az országos közvélemény-kutatások eredményei szerint a Paksi Atomerőmű működésének társadalmi elfogadottsága tartósan magas (65-75%), amely biztató alapot ad az erőmű fejlesztési törekvéseihez. Pakson továbbra is elsődleges szerepet kap a nukleáris biztonság, mind az üzemeltetés és karbantartás, mind a tervezett jövőbeni tevékenységek megvalósítása során. Az erőmű mindenkori irányító testületei ezt a prioritást következetesen érvényesítik a környezetvédelmi, a termelési, a gazdálkodási és a vagyonpolitikai döntéseikben. A Magyar Köztársaság Országgyűlése 2005. novemberében tárgyalta az üzemidőhosszabbításra vonatkozó előterjesztést. A Kormány támogató állásfoglalását követően a Parlament a tájékoztatást tudomásul vette 96,6%-os arányú szavazással és a 85/2005. (XI. 23.) OGY határozatában elvi hozzájárulását adta az üzemidő-hosszabbításhoz. A tervezett üzemidő-hosszabbítás lehetőségét vizsgálva a Paksi Atomerőmű Zrt. felmérte az elvégzendő ismeretszerzési, engedélyezési és műszaki feladatokat, és első lépésként egy minden létesítményre és technológiai berendezésre kiterjedő megvalósíthatósági vizsgálatot 28
készíttetett ( Paksi Atomerőmű élettartam hosszabbításának megvalósíthatósági elemzése, Villamosenergia Ipari Kutató Intézet, 2000.). A megvalósíthatósági vizsgálat felölelte az atomerőművek üzemidejének meghosszabbításával kapcsolatos nemzetközi tapasztalatok feldolgozását, az erőmű műszaki állapotának részletes felmérését, az üzemidőhosszabbításhoz szükséges műszaki, biztonsági intézkedések és azok költségeinek megállapítását. A megvalósíthatósági tanulmány igazolta, hogy az atomerőmű a létesítéskor tervezett 30 éves üzemidőn túl még 20 évig üzemben tartható. Az üzemidő-hosszabbításnak műszaki, biztonsági korlátja nincs, gazdaságilag pedig egyértelműen előnyös. A megvalósíthatósági tanulmány szerint a tervezett üzemidő-hosszabbítás a hosszú élettartamú, nem cserélhető rendszerelemek (pl. reaktor főépület, reaktortartályok, gőzfejlesztők) funkcióképességének megőrzésén nyugszik. A többi rendszerelem (pl. szivattyúk, vezetékek, irányítástechnikai berendezések) elvárt műszaki állapota karbantartással, felújítással, cserével biztosítható, biztonsági funkcióik próbákkal ellenőrizhetők. A fenti megvalósíthatósági tanulmányt a Paksi Atomerőmű Zrt. 2004-2005-ben műszaki és gazdasági szempontból felülvizsgáltatta, melynek eredménye az eddigi megállapításokat számottevően nem változtatta meg. A tervezett üzemidő-hosszabbítás engedélyköteles tevékenység. A Nukleáris Biztonsági Szabályzatok (NBSZ) szerint ahhoz, hogy az atomerőmű blokkjai az előzetesen tervezett üzemidőn túl is működtethetők legyenek, meg kell újítani az üzemeltetési engedélyt. A tervezett üzemidő meghosszabbítására irányuló szándékot 4 évvel a tervezett üzemidő lejárta előtt kell bejelenteni az Országos Atomenergia Hivatal Nukleáris Biztonsági Igazgatóságának (OAH NBI), mellyel egyidejűleg be kell nyújtani a tervezett üzemidőn túli üzemeltethetőség feltételeinek megteremtésére előirányzott programot. A továbbüzemelésre vonatkozó engedélykérelmet pedig blokkonként kell benyújtani az OAH NBI-hez, legkésőbb a tervezett üzemidőre érvényes üzemeltetési engedély lejárta előtt 1 évvel. Ehhez a műszaki dokumentáción túl szükséges mellékelni az atomenergiáról szóló 1996. évi CXVI. törvény előírása szerinti egyéb hatósági engedélyeket, amelyek közül kiemelt jelentőséggel bír a környezetvédelmi engedély. Az üzemidő-hosszabbítás nukleáris engedélye csak érvényes környezetvédelmi engedély birtokában adható ki. Az üzemidő hosszabbítás környezetvédelmi engedélyezési eljáráshoz kapcsolódóan elkészült A Paksi Atomerőmű 1-4. blokk, A paksi atomerőmű üzemidő hosszabbítása Környezeti Hatástanulmány c. dokumentum. A PA Zrt. 2006. március 13-án - az erőmű blokkjainak 20 éves üzemidő hosszabbítására vonatkozóan benyújtotta a környezetvédelmi engedélykérelmet az Alsó-Duna-völgyi Környezetvédelmi, Természetvédelmi és Vízügyi Igazgatósághoz. A környezeti hatástanulmány részletesen elemzi és értékeli az atomerőmű környezetének állapotát, az atomerőmű jelenlegi és az üzemidő hosszabbítás időszakára vonatkozó környezeti hatásait. A hatástanulmány megállapításait összegezve elmondható, hogy a jelenlegi környezeti hatásokhoz képest a meghosszabbított üzemidejű erőmű működése időszakában sem volumenben, sem erősségben, sem terhelés típusban nem várhatók lényegi, meghatározó változások. 29
A hatásfolyamatok részletes elemzése, a szakterületi becslések, számítások elvégzése után az előzetes környezeti tanulmányban előzetesen meghatározott hatásterületet a környezeti hatástanulmányban pontosították, azaz meghatározták a tevékenységgel érintett területet, az ún. végső hatásterületet. Ez a következő térségekre terjed ki: Az erőmű normál működésének radiológiai hatásai a telephelyen kívül semlegestől eltérő minősítésű hatásokat nem okoznak, ezért a normál üzem radiológiai hatásterületének határa a erőmű telekhatárával egyezik. A levegőre, a zajra és a rezgésre vonatkozó hatásterület normál üzem esetén a közlekedési terhelésből és az üzemi forrásokból adódik. A közlekedési hatásterület csak a 6-os úttól bevezető szakaszok 25 m-es környezetére terjed ki. Üzemi forrásokból gyakorlatilag nem kell a telephelyen túl mutató hatásterülettel számolnunk. A dízel-generátorok próbájából adódó hatásterület e motorok telepítési helye köré írt 590 m-es körrel jellemezhető az elvégzett terjedés számítás szerint. A felszíni vizekhez tartozó hatásterület elsősorban a hőterhelést figyelembe véve a Sió torkolatáig terjedhet. (Itt az áramlási viszonyok megváltozása, a keveredés, stb. miatt a már amúgy is kimutathatósági szint határán lévő hőmérséklet-többlet vizsgálataink szerint már belesimul a természetes háttérbe.) A hatásviselőket (lásd pl. vízi élővilág) is érő hatások azonban e területen jóval belül maradnak, méréseink szerint csak a melegvíz csatorna alatti néhány km-es folyószakaszon ismerhetők fel. A talajhoz, talajvízhez köthető hatásterület az esetleges rendkívüli szennyezésekből adódhatnak. Ezek hatása várhatóan a telephelyen belül marad. Biztonság kedvéért azonban a telephelyen kívül néhány száz méterrel kibővített hatásterületet vettek figyelembe. Szárazföldi élővilághoz kötődő közvetlen hatásterületet a vizsgálataink nem mutattak ki. Települési környezet szempontjából vizsgálataink szerint a hatásterület elsősorban Paks közigazgatási területével azonos. A kedvező hatások azonban a Pakssal közigazgatásilag szomszédos településekre, valamint a Fadd-Dombori Duna-holtágra is kiterjednek. Sőt bizonyos szempontból a hatásterület az ország egészére, mint ellátási körzetre kiterjed. Tájhasználati szempontból hatásterületnek az erőmű 3 km-es biztonsági övezetét tekinthetjük. Tájképi szempontból a hatásterület ennél kiterjedtebb, de csak bizonyos rálátási irányokból (pl. délről). Itt 8-10 km-es környezet jelölhető ki. Az atomerőműben alkalmazott technológiák meghibásodásából, a technológiákban használt veszélyes anyagokból, a keletkezett veszélyes hulladékokból stb. adódóan az erőműben nem nukleáris (hagyományos) környezeti hatással (légszennyezéssel) járó üzemzavarok (pl. jelentős tűz) hatásterülete legfeljebb az atomerőmű 3 km-es biztonsági övezetére, a Duna esetében folyásirányában 10-20 km-re terjed ki. A lakosság megítélésében a nukleáris üzemzavarok, balesetek környezeti következményei kapják a legnagyobb figyelmet, ezek válhatnak ki általában az atomerőművekkel szembeni félelmet. Az üzemzavarok és balesetek megítélése a nukleáris és környezetvédelmi szabályozásban eltérő. Környezeti szabályozási szempontból minden, a normál üzemeltetéstől eltérő esemény baleset, függetlenül a következményektől és a bekövetkezési valószínűségtől. A nukleáris szabályozás árnyaltabb és olyan eseményekkel is foglalkozik, amelyek 500 000 1 000 000 évente csak egyszer fordulhatnak elő. A két megközelítést az alábbi ábrán mutatjuk be. 30