MVM Paksi Atomerőmű Biztonsági Jelentés 5.1
AZ MVM PAKSI ATOMERŐMŰ ZRT. BIZTONSÁGI JELENTÉSE A 219/2011. (X. 20.) KORM. R. 10. MELLÉKLET ALAPJÁN (NYILVÁNOSSÁGRA HOZHATÓ VÁLTOZAT)
MVM Paksi Atomerőmű Biztonsági Jelentés 5.1
Tartalomjegyzék (Nyilvánosságra hozható változat) .......................................................................................................... 1 1. MVM Paksi Atomerőmű Zrt. üzemelésének általános bemutatása ................................................... 3 1.1 MVM Paksi Atomerőmű Zrt. rendeltetése, ................................................................................... 3 1.2 Paksi Atomerőmű termékei és főbb tevékenységei: .................................................................... 3 1.3
Paksi Atomerőműben veszélyes anyagok szempontjából történő besorolása.................... 4
1.4. Az MVM Paksi Atomerőmű Zrt. veszélyes anyagokkal kapcsolatos események megelőzésével és védekezéssel kapcsolatos célkitűzései: ........................................................................................... 4 1.6.2 Belső Audit és Vezetőségi átvizsgálás .................................................................................. 9 1.7 A súlyos balesetek lehetőségének elemzése ................................................................................. 9 1.7.1 A súlyos balesetek lehetőségének elemzése ....................................................................... 10 1.7.2Azonosított baleseti eseménysorok ....................................................................................... 10 1.7.2.1.. Ammónium-oldatot tartalmazó IBC lyukadása/repedése ki- és betárolás alatt .............. 10 1.7.2.2 Ammónium-oldatot tartalmazó IBC lyukadása tárolás közben......................................... 10 1.7.2.3. Ammónium-oldatot tartalmazó IBC telephelyen belüli szállítása .................................... 10 1.7.2.4.
Hidrazin csővezeték törése az udvartéren ................................................................. 11
1.7.3 Elemzés lépéseinek áttekintése ........................................................................................... 11 Terjedés számító szoftverek bemutatása ....................................................................................... 11 Az elemzések elvégzése ................................................................................................................ 12 1.7.4 Elemzés végrehajtása, eredményei....................................................................................... 13 1.7.5 A sérülés kockázatának meghatározása .............................................................................. 17 1.7.6 Társadalmi kockázat ............................................................................................................ 18 1.8. Veszélyes anyagokkal kapcsolatos rendkívüli események elleni védekezés ............................. 20 1.8.1. veszélyes anyagokkal kapcsolatos súlyos balesetek elleni védekezés eszközrendszerének bemutatása..................................................................................................................................... 21 1.8.2 Az Átfogó Veszélyhelyzet-kezelési és Intézkedési Terv (belső védelmi terv) ...................... 21
MVM Paksi Atomerőmű Biztonsági Jelentés 5.1
1. MVM PAKSI ATOMERŐMŰ ZRT. ÜZEMELÉSÉNEK ÁLTALÁNOS BEMUTATÁSA 1.1 MVM Paksi Atomerőmű Zrt. rendeltetése, A Paksi Atomerőmű Vállalatot 1976-ban a Nehézipari Minisztérium alapította. Az erőmű 1. és 2. blokkjára 1974-ben, a 3. és 4. blokkra 1977-ben hagyták jóvá a műszaki terveket. A terveknek megfelelő kivitelben az erőmű 4 db nyomottvizes, vízhűtésű, vízmoderátoros, VVER 440/V-213 típusú nukleáris energetikai reaktorral került megvalósításra. A reaktorblokkok reaktorpáronként ikerépítésű épületszerkezetben helyezkednek el. Az 1. és 2. reaktorblokkot 1982-ben, illetve 1984-ben, a 3. és 4. blokkot 1986-87-ben helyezték üzembe. A négy reaktorblokk egyenkénti villamos teljesítménye az eredeti tervek szerint 440 MW volt. Az erőmű összesített villamos teljesítménye így 1760 MW-ra adódott. Az első blokk üzembe helyezésétől eltelt időszak alatt ez az érték az erőműben végrehajtott modernizációs tevékenységeknek köszönhetően első lépésben 470 MW-ra növekedett, majd az OAH által jóváhagyott újabb teljesítménynövelés megvalósításával blokkonként kb. 500 MW lett. Az Üzemidő Hosszabbítás keretében az 1-es és a 2-es blokk eredetileg tervezett 30 éves élet tartamát húsz-húsz évvel meghosszabbításra került, így az egyes blokk 2032 a kettes blokk pedig 2034-igkapta meg az üzemelési engedélyt. A 3-4 blokk üzemidő hosszabbítási kérelme folyamatban vannak. Az erőmű fő feladata a villamosenergia-termelés, amelyhez kapcsolódóan hőtermelést is végez. A paksi atomerőmű négy reaktorblokkjának alapvető műszaki paramétereit az 1. táblázat foglalja össze. 1. táblázat: A MVM Paksi Atomerőmű reaktorblokkjainak főbb tervezési-műszaki paraméterei Reaktor típus A reaktor hőteljesítménye A blokk villamos teljesítménye
nyomottvizes, vízhűtésű, vízmoderátorú energetikai reaktor, típusszám: V-213 1485 MW 2x250 MW
Primerköri hurkok száma reaktoronként
6
A primerkör össztérfogata
237 m3
Primerkör nyomása
123 bar
Turbinák száma reaktoronként
2
Szekunderkör nyomása
43,15 bar
Hőhordozó átlaghőmérséklet
284 ± 2 °C
1.2 Paksi Atomerőmű termékei és főbb tevékenységei:
MVM Paksi Atomerőmű Biztonsági Jelentés 5.1 Az MVM Paksi Atomerőműnek sajátos energiapolitikai szerepe van. Az atomerőmű által megvalósul és fenntartható a villamosenergia-termelés diverzitása a termelési technológia, a primer energiahordozó jellege, forrásainak földrajzi eloszlása szerint egyaránt. Az atomerőmű ma a hazai termelés kb. 50 %-át adó, legolcsóbban termelő, nemzeti tulajdonban lévő kapacitásként, domináns közüzemi termelőként, a piacszabályozás, a gazdaságpolitika lehetséges eszköze, és hosszú távon az is maradhat. A MVM Paksi Atomerőmű jelentősen csökkenti a nemzetgazdaság egyoldalú importfüggőségből eredő kockázatát, mivel a nukleáris üzemanyag nem a világ krízis-régióiból származik, s több évre egyszerűen készletezhető.
1.1 ábra villamos áram részaránya Magyarországon
1.3
Paksi Atomerőműben veszélyes anyagok szempontjából történő besorolása
A Paksi Atomerőmű Zrt. a 219/2011. kormányrendeletben foglaltak alapján felső küszöbértékű veszélyes üzemnek számít a jelenlévő hidrazin hidrát végett. A hidrazin hidrát a nevesített veszélyes anyagok kategóriájában szerepel mint rákkeltő anyag. 1.4 Az MVM Paksi Atomerőmű Zrt. veszélyes anyagokkal kapcsolatos események megelőzésével és védekezéssel kapcsolatos célkitűzései A biztonság a Paksi Atomerőmű üzemeltetésének legfontosabb eleme, amely elsőbbséget élvez a termelési célokhoz képest. A biztonságra törekvés, nemhogy gátolja a jó termelési eredmények elérését, hanem biztosítja, hogy a Paksi Atomerőmű hosszútávon is stabilan és eredményes működjön. A biztonság szempontjából az alkalmazott megbízható technológia, a jól működő ellenőrző és felügyeleti rendszerek, a biztonság fenntartásához szükséges anyagi erőforrások rendelkezésre állása és a szigorú biztonsági előírások megléte alapvető követelmény. De ugyan ilyen fon-
MVM Paksi Atomerőmű Biztonsági Jelentés 5.1 tos, hogy az atomerőművet üzemeltető minden vezető és dolgozó gondolkodását, mindennapi munkáját áthassa a biztonságtudatosság, a biztonság magas szinten tartásának igénye. Ennek érdekében az MVM Paksi Atomerőmű Zrt. menedzsmentje erősen és őszintén hisz abban, hogy megfelelő vezetés, emberek, irányítási rendszerek, alkalmazásával és aktív közreműködés révén minden sérülés és baleset megelőzhető, elkerülhető. Az atomerőművek esetén a legfontosabb célkitűzés, hogy a nukleáris létesítmény kialakítása és üzemeltetése, a lakosság egyedeit és csoportjait, illetve a környezetet ne veszélyeztesse. Ennek érdekében a nukleáris létesítmények kialakításában a mélységben tagolt védelem elvét követik. E szerint a rendszerek és intézkedések elsődleges célja a normál üzemi állapottól való eltérés megakadályozása. Ha ez a „védelmi vonal” átlépésre kerül, a beavatkozások és a rendszerek feladata a lehetséges üzemzavar kifejlődésének megakadályozása (tranziensek). A harmadik védelmi szint feladata az üzemzavari állapotok következményeinek korlátozása és az üzemzavar megszüntetése, ha az előző védelmi szintek – bár igen kis valószínűséggel – nem tudják megakadályozni, hogy az események üzemzavarokká fejlődjenek. A harmadik védelmi szinten túlmenően a lakosság és a személyzet védelmére olyan rendszereket és intézkedéseket irányozunk elő (a bekövetkezési gyakorisággal és a várható következményekkel összhangban), amelyek feladata a tervezési alapot meghaladó események következményeinek enyhítése. E követelményeknek megfelelően az MVM Paksi Atomerőművet is a mélységben tagolt védelem alapján tervezték meg és annak megfelelően üzemeltetjük. Az atomerőmű működésének biztonsága érdekében a normál üzemitől eltérő események kezelésére utasításrendszerek kerültek kidolgozásra és bevezetésre. Az utasítások három csoportba sorolhatók a szerint, hogy a normál üzemitől eltérő esemény úgynevezett rendellenesség, üzemzavar, vagy veszélyhelyzet. A rendellenességek kezelésére külön utasítás készült a primerköri, a szekunderköri és a villamos rendszereket érintő rendellenességek kezelésre. Ide sorolhatók azok az utasítások, amelynek hatálya azon rendkívüli eseményekre terjed ki, melyek kezelése során a normál üzemeltetési dokumentumok alkalmazása mellett kiegészítő intézkedések is szükségesek, de az intézkedéseket az atomerőmű normál működési struktúrája szerinti szervezetek hajtják végre. Az utasítások az alábbi rendkívüli események kezelését foglalja magába: - Duna alacsony vízszintje - Duna magas vízszintje - Erőművön belüli vízelárasztás - Erőművi ivóvízbázis védelme - Tartós hideg - Tartós meleg - Szélvihar (orkán, hurrikán, stb.) - Hóvihar - Nagy mennyiségű eső - Nagy mennyiségű hó - Jégeső - Villámcsapás - Rendkívüli környezetszennyezés - Olajszennyezés a Dunán
MVM Paksi Atomerőmű Biztonsági Jelentés 5.1 -
Tűz
A rendellenességet meghaladó úgynevezett üzemzavarok kezelésére – követve a nukleáris energetika nemzetközi gyakorlatát – úgynevezett állapotorientált kezelési utasítások (ÁOKUk) kerültek kidolgozásra és bevezetésre. Az ÁOKU kifejlesztése azt a célt szolgálta, hogy kezelhetővé váljanak a "meleg" és "teljesítmény" üzemállapotok mellett előforduló üzemzavari tranziensek. Az ilyen tranziensek a reaktorvédelmi rendszer működését eredményezik, néhány összhangban levő – vagy későbbi – operátori művelet szükségessége mellett. Az operátori műveletekre vonatkozó utasítás alapját az atomerőmű Műszaki Üzemeltetési Szabályzatában meghatározott A, B, C, D üzemmódokra és meghatározott biztonsági berendezések rendelkezésre állása adta. Az egyéb üzemmódok során kezdődő tranziensek esetén nem tehető fel, hogy a berendezések ugyanilyen teljességgel, ugyanilyen számban rendelkezésre állnának, tehát néhány ÁOKU-n belüli utasítás nem alkalmazható. Az ÁOKU-k kezdeti lépései általában a tranziensre válaszoltak, míg a későbbi lépések általában a blokk egy inaktív leállási állapotba juttatásával kapcsolatosak. Ha a blokk már alapjában véve le van hűtve, és alacsonyabb nyomáson van, E, F, G üzemmódokra a L-ÁOKU (leállási) alkalmazható. Ha az úgynevezett optimális helyreállítási utasítások végrehajtása során az állapot súlyosbodik a kritikus biztonsági funkciónak megfelelő állapotfa, majd a megfelelő funkció helyreállítási utasítás kerül alkalmazásra. Súlyos baleset esetén súlyosbaleset-kezelési útmutatók kerültek kidolgozásra és bevezetésre. A balesetkezelés célkitűzése, hogy a tervezés alapjául választott tervezési üzemzavarokat meghaladó események, balesetek során védje a lakosságot és az üzemeltető személyzetet. Súlyos balesetek gyakoriságát csökkentse, esetleges bekövetkezésekor a radiológia következményeket enyhítse, és óvja meg a lakosságot és a környezetet. 1.4.1 Szervezet és személyzet A Paksi Atomerőmű Zrt. a veszélyhelyzet kialakulásának kockázatával járó rendkívüli esemény, illetve veszélyhelyzet bekövetkezése esetére kialakított egy sajátos irányítási, vezetési mód szerint működő szervezetet, amelyet Baleset-elhárítási Szervezetnek nevezett el ( továbbiakban: BESZ). A szervezet alkalmas békeidőben a veszélyhelyzet felszámolásának irányítására, a mentési, helyreállítási feladatok végrehajtására. Különleges jogrend idején az üzemi védelmi feladatok ellátásának megkezdésére a legsürgősebb mentési, helyreállítási munkák elvégzésére. Rendkívüli, vagy veszélyhelyzet kialakulásakor a BESZ vezetője - mint egyszemélyi felelős vezető - irányítja az ÁVIT alapján a veszélyhelyzet elhárítási tevékenységet. A BESZ szervezeteinek személyi állománya az atomerőmű, az MVM PA Zrt. szerződéses partnereinek kijelölt és az állományba beosztott munkavállalóiból áll. A szervezeti felépítést, a beosztásokat és a beosztásokkal szemben támasztott követelményeket az érvényes BESZ állománytábla tartalmazza. A veszélyes anyagokkal kapcsolatos rendellenességek és üzemzavarok kezelésében meghatározó szerepe van a Létesítményi Tűzoltóságnak, amely szerződés keretében az atomerőmű telephelyén teljesít 24 órás szolgálatot. A rendellenességek és üzemzavarok szintjét meghaladó veszélyhelyzetek kezelését – veszélyes anyagokkal kapcsolatos súlyos következménnyel járó események ebbe a kategóriába tartoznak – a sajátos vezetési és irányítási rend szerint működő, a veszélyhelyzet azonosítását követően működésbe lépő Balesetelhárítási Szervezet végzi.
MVM Paksi Atomerőmű Biztonsági Jelentés 5.1
1.2. ábra BESZ szervezeti diagram 1.4.2 Veszélyes anyagokkal kapcsolatos súlyos baleseti veszélyek azonosítása és értékelése A balesetek, tűzesetek, üzemzavarok, majdnem balesetek, események kivizsgálása, bejelentések, kivizsgálása szabályozott körülmények között történik. A fentiekben részletezésre kerülő kivizsgálást a Munka– és Tűzvédelmi Osztály, Esemény Kivizsgáló Csoport végzi, amelyek tanulságait, tapasztalatait a megelőző intézkedések kidolgozásához figyelembe vesz. 1.5
Veszély forrásai az atomerőmű területén
Reaktorok A reaktorban lévő hasadványok radioaktivitásának nagyságrendje 1020 Bq. A leállított reaktorban is termelődik hő a hasadványok radioaktív bomlása során. A biztonsági rendszerek feladata ennek a hőnek az eltávolítása a normál hűtőrendszer sérülése esetén, valamint a hermetikus térbe került radioaktív anyagok környezetbe jutásának megakadályozása. Pihentető medencék A reaktorok mellett, de a hermetikus téren kívül helyezkednek el a pihentető medencék, amelyekben a reaktorból kivett besugárzott fűtőelemeket tárolják, hűtik. A pihentető medencében a fűtőelemek burkolatának inhermetikussá válása radioaktivitás kibocsátásával járhat a reaktorcsarnokba, és azon keresztül a környezetbe. Az így kijutó radioaktivitás tört része a legnagyobb tervezési üzemzavar során a reaktorból kijutó radioaktivitásnak. Radioaktív közegeket tartalmazó rendszerek
MVM Paksi Atomerőmű Biztonsági Jelentés 5.1 A hermetikus téren kívül helyezkednek el a reaktorok üzemeltetéséhez szükséges közegeket (víz, gáz, levegő) biztosító segédrendszerek, valamint a radioaktív hulladékokat kezelő rendszerek. Ezekben jelenlévő radioaktivitás nagyságrendekkel kisebb, mint a fűtőelemekben jelenlévő radioaktivitás. Kiégett nukleáris üzemanyag telephelyen belüli szállítása A besugárzott üzemanyag szállítása a blokkok között, vagy a blokkok és a KKÁT között történik. A besugárzott üzemanyag rakodásának és szállításának végrehajtására megfelelő rendszerek és eszközök, valamint technológiai utasítások állnak rendelkezésre. A szállítás vasúton, a paksi atomerőmű telephelyén kiépített vasúti pályán történik. Veszélyes sugárforrások Az atomerőmű területén – az ellenőrzött zónán kívül is – veszélyes sugárforrásokat is alkalmaznak. Ezek aktivitása egyenként és összességében is jelentősen kisebb a reaktorokban lévő fűtőelem, vagy a kiégett fűtőelem aktivitásánál. Súlyos baleset kiváltására alkalmas veszélyes anyagok A vonatkozó jogszabály szerint elvégzett elemzések eredményeként veszélyhelyzet kezelés szempontjából a hidrazin-hidrát oldat udvartéri csővezetéken keresztül történő szállítása, valamint az ammónia IBC-kben történő tárolása a sótárolóban és telephelyen belüli szállítása jelent kockázatot. 1.6
Védelmi tervezés
Az üzemzavari szintet meghaladó, úgynevezett veszélyhelyzetek kezelésére az atomerőmű Átfogó Veszélyhelyzet-kezelési és Intézkedési Tervet (továbbiakban: ÁVIT) dolgozott ki, amely az MVM Paksi Atomerőművet potenciálisan érintő veszélyhelyzetek (nukleáris, radiológiai, természeti és ipari katasztrófák, tűzesetek, valamint az Alaptörvényben meghatározott különleges jogrendek) kezelésére ad útmutatást úgy, hogy az elhárítást végző személyzet részére egy komplex terv áll rendelkezésre, melynek megfelelő modulját felhasználva az intézkedések végrehajthatók. A 36700/661-2/2016.ált.határozattal a Tolna Megyei Katasztrófavédelmi Igazgatóság az Átfogó Veszélyhelyzet-kezelési és Intézkedési Terv I. és III. modulját, mint Belső Védelmi Tervet elfogadott. Az ÁVIT alapvető céljai az alábbiakban foglalhatók össze: A veszélyhelyzetek ismérveinek és ezen ismérvek alapján a veszélyhelyzeti kategóriák meghatározása. A Paksi Atomerőmű területén kialakult feltételezhető nukleáris, radiológiai és hagyományos veszélyhelyzetek súlyosbodásának megakadályozása, a veszélyhelyzetek következményeinek enyhítése, a veszélyhelyzet kezelésével és felszámolásával kapcsolatos feladatok meghatározása, a súlyos egészségügyi következmények megakadályozása, a következmények valósínűségének csökkentése. A veszélyhelyzet-kezeléshez szükséges erők és eszközök meghatározása. 1.6.1 Biztonsági jelentés
MVM Paksi Atomerőmű Biztonsági Jelentés 5.1 A 219/2011. (X.20) Korm. rendelt értelmében az MVM Paksi Atomerőmű Zrt. biztonsági jelentést is készített, amelyet a jogszabályban meghatározott időközönként felül vizsgál és a hatóság részére megküld. A biztonsági jelentés elkészítésénél figyelembe veszi a belső szabályozásokat, a jogszabályi követelményeket, a Tűzvédelmi Szabályzatot, a Tűzoltási Tervet, Vízminőségi Kárelhárítási Tervet is. A 219/2011.(X.20) Korm. rendelet 20.§ (6) bekezdése értelmében az MVM Paksi Atomerőmű Zrt. és a Létesítményi Tűzoltóság a belső védelmi tervben foglaltak megvalósíthatóságát rendszeresen ellenőrzi. Ennek érdekében évente folytat le olyan gyakorlatot, ahol a tervben megjelölt szervezetek valamely részét, valamint háromévente olyan gyakorlatot, ahol a tervben megjelölt szervezetek egészét gyakoroltatja. A belső védelmi tervben foglaltak gyakoroltatásának időpontjáról a hatóságot a gyakorlat előtt legalább 30 nappal értesítésre kerül. Az üzemeltető a gyakorlatok tartásával kapcsolatos tapasztalatokat jegyzőkönyvben rögzíti, amelyet a Tolna Megyei Katasztrófavédelmi Igazgatóságra a gyakorlat végrehajtását követő 30 napon belül hivatalos formában megküldi. 1.6.2 Belső Audit és Vezetőségi átvizsgálás Az MVM PA Zrt. a fejezet elején ismertetett célkitűzések elérése érdekében – jogszabályokban előírt kötelezettségeit is szem előtt tartva biztosítja a rendellenességek, üzemzavarok és veszélyhelyzetek kezeléséhez, elhárításhoz nélkülözhetetlen emberi és anyagi erőforrásokat. Ezen túlmenően az MVM PA Zrt. tanúsított (ISO 14001) Környezetközpontú Irányítási Rendszert is működtet. A Környezetközpontú Irányítási Rendszert keretében a környezeti hatótényezőket – mind normál üzemi, mind attól eltérő állapotokra - felmértük és a technológiák változása, új projektek esetén rendszeresen felülvizsgáljuk. A rendellenességeket a környezeti hatás kockázatának, ill. súlyosságának becslésén alapuló pontozásos rendszerrel értékeljük. Az értékelés alapján, ha szükséges az elhárítására, a környezeti következmények csökkentésére és felszámolására a fentiekben ismertetett utasítás rendszert módosítjuk vagy kiegészítjük. A Környezetközpontú Irányítási Rendszer a már említett ISO 14001 szabvány alapján került kialakításra, így annak keretében auditokra ütemterv szerint és vezetőségi átvizsgálásra évente egy alkalommal sor kerül. A Paksi Atomerőművet rendszeres időközönként a hazai hatóságok is ellenőrzik így SEVESO szempontjából a Tolna Megyei Katasztrófavédelmi Igazgatóság Ipar Biztonsági Osztálya éves szinten tesz időszakos hatósági ellenőrzést. A hazai vizsgálatokon kívül a Paksi Atomerőmű nemzetközi vizsgálatokon is átesik. Így 4 évente kerül sor WANO (Atomerőmű Üzemeltetők Világszervezete) vizsgálatra, amely eredménye egy komplex jelentés, mely felsorolja és példákkal illusztrálja azokat a területeket, ahol az erőműnek előrelépésre van szüksége, valamint ahol a teljesítménye nemzetközi viszonylatban is kiemelkedő. A program végeztével utóvizsgálatra is sor kerül, ahol megvizsgálják azokat a területeket, amelyek javítására az előző vizsgálat javaslatot tett. 1.7
A súlyos balesetek lehetőségének elemzése
A súlyos balesetek lehetőségeinek felmérése részletes információ és adatgyűjtéssel kezdődött, amely alapján szisztematikusan végrehajtott megalapozó elemzés került elvégzésre. A meg-
MVM Paksi Atomerőmű Biztonsági Jelentés 5.1 alapozó elemzéssel kiválasztásra kerültek a további kockázatelemzésre kerülő létesítmények, technológiai egységek és kiszűrésre kerültek a súlyos baleseti helyzeteket nem kiváltó rendszerek, illetve rendszer elemek. További részletes adatgyűjtés és rendszerezés ezekre a kiválasztott technológiákra történt és további környezeti kockázatelemzés elvárásainak megfelelő információk feldolgozását igényelte. 1.7.1 A súlyos balesetek lehetőségének elemzése Az anyaglisták meghatározásának alapja a MVM PA Zrt. 2015. évi raktári anyagnyilvántartása alapján végeztük. A raktári anyagnyilvántartás segítségével minden egyes anyagnál meghatároztuk a 2015. évi tényleges maximálisan jelen lévő mennyiségeket. A raktári készletben nem szereplő technológiai tartályokban, berendezésekben lévő veszélyes anyag mennyiségeket az üzemeltető szervezeti egység nyilvántartása alapján a maximálisan a tartályban tárolható anyagmennyiségek alapján rögzítettük. A veszélyes anyagok listájából szűrésre kerültek 219/2011. (X.20.) Korm. r. hatálya alá tartozó veszélyes anyagok. 1.7.2 Azonosított baleseti eseménysorok 1.7.2.1.. Ammónium-oldatot tartalmazó IBC lyukadása/repedése ki- és betárolás alatt Az 1111. jelű sótároló színbe történő ammónia-oldatot tartalmazó IBC be- és kitárolása targoncával történik. Az IBC mozgatása során a sérülés gyakorisága irodalmi adatok alapján 1E5/év. A be- és kitárolás során feltételezhető az a sérülési forgatókönyv, hogy egyidőben – a targonca villái két egymás mellett lévő IBC-t rongálnak meg, vagy a felemelt IBC egy másik IBC-re esik – két IBC sérül meg. Az elemzésben konzervatív megközelítést alkalmazva két IBC egyidejű sérülésére vonatkozó gyakoriságot azonosnak vettük az egy IBC sérülésére fent megadott gyakorisággal. A sérülés következtében az IBC-ékben tárolt 2 m3–nyi 25 %-os ammónia-oldat kiömlik a szín 592 m2 felületű magasított szegéllyel (kármentő) ellátott beton padozatára. A kiömlés környezeti nyomáson és hőmérsékleten történik. A kiömlés következtében 300 m2 területen tócsa alakul ki. Az IBC be- és kitárolási műveleteinek számát az elemzésben 90 db/évnek vettük a tényleges felhasználási adatokat figyelembe véve. 1.7.2.2 Ammónium-oldatot tartalmazó IBC lyukadása tárolás közben Az 1111. jelű sótároló színben tárolt ammónia-oldatot tartalmazó IBC anyagfáradás miatt bekövetkező repedése következtében 1 m3 25 %-os ammónia-oldat ömlik ki az 592 m2 felületű magasított szegéllyel (kármentő) ellátott beton padozatra környezeti nyomáson és hőmérsékleten. A kiömlés következtében 200 m2 felületen tócsa alakul ki. Az IBC-k a tároló padozatán helyezkednek el, az egy időben tárolóban tárolt IBC-k száma az elemzésben konzervatív megközelítéssel az éves teljes felhasználással, 45-tel egyenlő. 1.7.2.3. Ammónium-oldatot tartalmazó IBC telephelyen belüli szállítása Az 1111. jelű sótároló színből az ammónia-oldatot tartalmazó IBC-ket az év során kisteherautóval, egyesével szállítják a felhasználási helyre. A szállítási útvonal veszélyhelyzetek szempontjából legérzékenyebb szakasza a V-2 út és H-5 út kereszteződése, illetve 09 épület (Iroda
MVM Paksi Atomerőmű Biztonsági Jelentés 5.1 és Orvosi rendelő) közötti 200 m-es útvonal, ugyanis ezen az útszakaszon halad a szállítmány az üzemi terület külső kerítéséhez legközelebb. A forgatókönyv szerint a szállítás során a veszélyhelyzet „közlekedési baleset” következtében alakul ki, az IBC megsérül és 1 m3 25 %-os ammónia-oldat ömlik ki az úttestre, környezeti nyomáson és hőmérsékleten. A kiömlés következtében 200 m2 területen tócsa alakul ki. Az esemény frekvenciájának meghatározása – mivel a telephelyre baleseti gyakorisági adatok nem állnak rendelkezésre – közúti adatokból történt. 1.7.2.4.
Hidrazin csővezeték törése az udvartéren
A hidrazin vizes oldatot szállító 6 bar-os NA50 udvartéri csővezeték nem kizárható szakaszán csőtörés történik. A forgatókönyv szerint a csővezetékre hígítást követően egyszerre feladott 200 g/l koncentrációjú hidrazin-hidrát teljes mennyisége, 1,8 m3 a környezetbe jut. Ez az elméletileg kijutó maximális mennyiség, ugyanis a csővezeték használata szakaszos, a műveleti sor szerint 1 m3 35 %-os hidrazin hígítását követően ekkora mennyiség feladását hajtják végre. A számításokban konzervatív megközelítést alkalmazva 35 %-os koncentrációjú hidrazinhidrát kijutását feltételezzük. Az udvartéri csővezeték hossza 676 m. Az elemzésben a csőtörés helyeként az üzemi terület kerítéséhez legközelebb eső szakaszt vettük figyelembe. A pillanatok alatt kijutó hidrazin-hidrát oldat a csővezeték alatt 300 m2 területen tócsába gyűlik össze. 1.7.3 Elemzés lépéseinek áttekintése A 2016-ban az ALOHA terjedésszámító szoftveren kívül az MVM PA Zrt. tulajdonában lévő T-REX inaktív terjedés és ülepedés számító szoftverrel is elvégeztük a terjedés számításokat. A korábbi fejezetben részletezésre kerülő súlyos balesetek lehetőségeire a terjedési futtatásokat elvégeztük. A terjedésszámítási eredményeket a Biztonsági Jelentés számú mellékletben részletezzük. Terjedés számító szoftverek bemutatása ALOHA Areal Locations of Hazardous Atmospheres – (a veszélyes levegő területi elhelyezkedése) Az Amerikai Környezetvédelmi Minisztérium fejlesztette ki A program keretében kifejlesztett rendszerek több mint 6000 vegyi anyag elnevezését (és ezeknek kb. 80 000 szinonimáját) tartalmazzák, iránymutatást adnak az anyag fizikai, kémiai jellemzőire, a szükséges védőeszközök típusára, a mentesítő-közömbösítő anyagok fajtájára, a kiürítendő terület nagyságára, a szükséges lakosságvédelmi rendszabályok bevezetésére. A program segítségével meghatározható a gázvezetékek csőtörése, a különböző (henger és gömb alakú) tartályok sérülése, vagy a veszélyes anyagot tartalmazó rendszerek (pl. ipari hűtőrendszerek) üzemzavara következtében a légkörbe jutott szennyeződés mértéke, és veszélyeztető hatása. Az ALOHA program a különböző szabadba kijutott gázok terjedését modellezi. Figyelembe veszi az adott anyag fizikai és toxikológiai tulajdonságait, az érintett terület jellemzőit a mikro meteorológiai viszonyokat és a szabadba jutás körülményeit.
MVM Paksi Atomerőmű Biztonsági Jelentés 5.1 T-REX Inaktív A szoftvert 2010-ben az MVM Paksi Atomerőmű Zrt. fejlesztette ki. A szoftver alkalmas a Paksi Atomerőmű területén bekövetkező légkörbe jutó inaktív szennyező anyagok terjedésének számításra, baleseti szituációk kezelésére, szimulált eseménysorok modellezésére. A kifejlesztett modell egy háromdimenziós Lagrange- típusú ülepedési modell, amely alkalmas különböző szennyező anyagok terjedésének, ülepedésének leírására. A modell a kibocsátás során a légkörbe került szennyező anyagokat külön kezeli. A terjedés leírásához a következő hatásokat vettük figyelembe: emisszió, advekció, függőleges és vízszintes diffúzió, száraz és nedves ülepedés. A program minden időlépésben kibocsátja a megfelelő mennyiségű szennyezőanyagokat, kiszámítja légkörben lévő részecskék aktuális koncentrációt, illetve megvizsgálja, hogy adott időlépés alatt kiülepedik-e a vizsgált részecske. A terjedés modellezésének pontosságát döntően befolyásolja a felhasznált meteorológiai adatok pontossága. A program kétféle meteorológiai adatbázissal képes a szimulációkat elvégezni. Az egyik a Paksi Atomerőmű Zrt. területén található meteorológiai mérőtorony által mért állapothatározok a másik pedig az Országos Meteorológiai Szolgálatnál futtatott ALADIN korlátos tartományú numerikus előrejelző modell által számított meteorológiai mezők Az elemzések elvégzése Az elemzéshez szükséges adatok: - Műszaki adatok (tároló tartályok, csövek méretei, a tárolás vagy üzemi folyamat körülményei), - Meteorológiai adatok, - Lakossági adatok. A kikerülés modellezése A kiömlési modellek figyelembe veszik a tároló tartályok, csövek méreteit, a tárolás, vagy üzemi folyamat körülményeit, a kikerülő anyag fizikai-kémiai tulajdonságait. A kiáramlás sebességét, a kijutó anyag nyomását, hőmérsékletét, halmazállapotát, a képződő folyadékcseppek méretét. A terjedés modellezése A kikerült anyag tulajdonságainak ismeretében az adott időjárási viszonyok mellett a képződő gázfelhő és/vagy tócsa méretét, változását, terjedését, állapotát a programok az idő függvényében nyomon követi. Következmények modellezése A kikerült anyagok mérgezőek és tűzveszélyesek lehetnek, ezért a veszélyes következményeket jelentenek. A program a kikerült, ill. a tárolt anyagmennyiség ismeretében határozza meg a lehetséges hatások mértékét és térbeli elhelyezkedését, ill. fennállásának időtartamát. Hősugárzás és mérgezés esetén kiszámítja a halálozási valószínűséget a távolság függvényében. A kockázat kiszámítása
MVM Paksi Atomerőmű Biztonsági Jelentés 5.1 A kockázat kiszámítása a következmények ismeretében, az egyes kikerülések frekvenciái alapján, a lehetséges időjárás és a lakossági tartózkodási adatok figyelembevételével kerül meghatározásra. Eredmények A végeredmény az egyéni kockázatokat reprezentáló halálozási és sérülési kockázati kontúrok és a társadalmi kockázatot mutató F-N görbe. Az egyéni kockázat kontúrjai az egyes helyeken az ott tartózkodó személyekre nézve halálos sérülés frekvenciáját adják meg. A társadalmi kockázatot az ún. F-N (frekvencia – halálesetek száma) görbe írja le. Ez a görbe annak az F frekvenciáját adja meg, hogy N vagy annál több halálesettel járó baleset következik be. Az elemzés végeredménye a kormányrendeletben előírt egyéni, és társadalmi kockázatok számszerű meghatározása volt. Az egyéni kockázat elfogadhatóságának feltétele A hatóság a veszélyeztetett területen élő lakosság veszélyeztetettségének megítélésére elsősorban az egyéni kockázat mértékét veszi alapul. Az elfogadhatóság feltétele: a) Elfogadható szintű veszélyeztetettséget jelent, ha a lakóterület olyan övezetben fekszik, ahol veszélyes anyagokkal kapcsolatos súlyos baleset következtében történő halálozás egyéni kockázata nem éri el a 10-6 esemény/év értéket. b) Feltételekkel elfogadható szintű veszélyeztetettséget jelent, ha a lakóterületen a halálozás egyéni kockázata 10-6 esemény/év és 10-5 esemény/év között van. Ekkor a hatóság kötelezi az üzemeltetőt, hogy hozzon intézkedést a tevékenység kockázatának ésszerűen kivitelezhető mértékű csökkentésére, és olyan, a súlyos balesetek megelőzését és következményei csökkentését szolgáló biztonsági intézkedések feltételeinek biztosítására, amelyek a kockázat szintjét csökkentik. c) Nem elfogadható szintű veszélyeztetettséget jelent, ha a lakóterületen a halálozás egyéni kockázata meghaladja a 10-5 esemény/év értéket..
1.7.4 Elemzés végrehajtása, eredményei
MVM Paksi Atomerőmű Biztonsági Jelentés 5.1 Az fejezetben ismertetett, potenciálisan legsúlyosabb környezeti következményekkel járó eseményekre a veszélyes anyag kikerülésének, terjedésének és a potenciálisan fellépő káros következmények meghatározását az ALOHA, TREX INAKTÍV, számítógépes programokkal végeztük el. Az elemzésben használt műszaki és technológiai adatok a korábbi fejezetekben leírtak szerint kerültek alkalmazásra. A meteorológiai adatok a telephelyi észlelések és azok alapján végzett értékelések, számítások eredményeként hosszú évekre visszamenően rendelkezésre állnak. A programokkal elvégzett előzetes számítások szerint meghatároztuk az előzőekben ismertetett súlyos baleseti eseménysorok lehetséges környezeti hatásainak kiterjedését annak érdekében, hogy meghatározhassuk az elemzések végrehajtáshoz szükséges koordináta-rendszer kiterjedését és azon belül alkalmazott cellák nagyságát. Konzervatív megközelítéssel szemben, amely a hatásterületet – ha a hatások a terület bármely pontján meghaladta a jogszabályban rögzített kockázati értéket - homogénnek vette, és az adott területre legkedvezőtlenebb meteorológiai és kockázati adatokkal számolt, a jelentés jelen verziójában a jogszabályban meghatározott értékek feletti kockázatokat a koordináta rendszer hálópontjaira kiszámolva határozzuk meg a halálozás egyéni kockázatainak kontúrjait, a környezetben a veszélyességi övezetek határait és a társadalmi kockázatot. Ez értelemszerűen a korábbi – akkor is csak a telephelyre korlátozódó – hatások további mérséklődését, a kockázati kontúrok kiterjedésének csökkenését eredményezte. A cellák kijelölésénél az irodalom útmutatását követtük a potenciálisan súlyos baleseti eseménysorok környezeti kiterjedését a már említettek szerint az számítógépes programokkal számítottuk. A különböző eseménysorokra és időjárási stabilitási kategóriákra elvégzett ALOHA számítások eredményeit a Biztonsági jelentés mellékletei tartalmazzák az erőmű területének a cellákra történő felosztását a Biztonsági jelentés melléklet tartalmazza. A továbbiakban a cellákra a középpontjának földrajzi koordinátáival, vagy sorszámával fogunk hivatkozni. A felvett koordináta rendszer kiterjedését szintén a már említett programok számítások alapján határoztuk meg. A koordináta rendszer celláit azonosító koordinátákat és sorszámokat a Biztonsági Jelentés melléklet tartalmazza. A koordináta rendszer felvételét követően – szintén követve az irodalom útmutatását – megvizsgáltuk, hogy a felvett koordináta rendszer mely celláiban kell a lakosság jelenlétével számolni: 1. A felvett koordináta rendszeren belül lakóövezet, egyedi lakóházak nincsenek. Erre a jövőben sem kell számítani, ugyanis az atomerőmű biztonsági övezetében tiltott a lakóházak építése. A felvett koordináta rendszeren belül nincsenek középületek, szórakozó és üdülőhelyek, bevásárló helyek ezek jövőbeni létesítésével a már említett jogszabály miatt sem kell számolni. 2. A biztonsági övezeten belül az atomerőmű üzemeltetésével nem összefüggő ipari tevékenység is tiltott. Így munkahelyi tartózkodás szempontjából csak a korábban az atomerőmű tulajdonában lévő kiégett kazetták átmeneti tárolójának irodaházát kell a koordináta rendszeren belül figyelembe venni, amely cellapontokkal jelzett cellák és azok közötti cellákon helyezkedik el (cellák sorszámai: 3438, 3439, 3440, 3441, 3442, 3443, 3444, 3542, 3543, 3544, 3545, 3546, 3547, 3548, 3646, 3647, 3648, 3649, 3650, 3651, 3652 ).
MVM Paksi Atomerőmű Biztonsági Jelentés 5.1
3. A lakosság időszakos tartózkodása szempontjából a potenciális hatásterületen felvett koordinátarendszerben az atomerőmű tájékoztató és látogatóközpontját kell figyelembe venni. Az atomerőmű tájékoztató és látogatóközpontja az előtte lévő udvarral és parkkal, az cellapontokkal jelzett cellák és azok közötti cellákon helyezkedik el (cellák sorszámai: 4399, 4400, 4401, 4402, 4403, 4404, 4405,4503, 4504, 4505, 4506, 4507, 4508, 4509,4607, 4608, 4609, 4610, 4611, 4612, 4613, 4711, 4712, 4713, 4714, 4715, 4716, 4717, 4815, 4816, 4817, 4818, 4819, 4820, 4821,4919, 4920, 4921, 4922, 4923, 4924, 4925,5023, 5024, 5025, 5026, 5027, 5028, 5029,5127, 5128, 5129, 5130, 5131, 5132, 5133 ). 4. A lakosság időszakos tartózkodása szempontjából szintén figyelembe kell venni az atomerőmű tulajdonában lévő, az északi és a déli bekötőutat összekötő utat, amely a tájékoztató és látogató központ megközelítését is szolgálja. Az út cellapontokkal jelzett cellák és azok közötti cellákon helyezkedik el (cellák sorszámai: 2944, 2945, 2946, 4947, 2948, 2949, 2950, 2951, 2952, 2953, 2954, 2955, 2956, 2957, 2958, 2959, 2960, 2961, 2962, 2963, 2964, 2965, 2966, 2967, 2968, 2969, 2970, 2971, 2972, 2973, 2974, 2975, 2976, 2977, 2978, 2979, 2980, 2981, 2982, 2983, 2984, 2985, 2986, 2987, 2988, 2989, 2990, 2991, 2992, 2993, 2994, 2995, 2996, 2997, 2998, 2999, 3000, 3001, 3002, 3003, 3004 ) 5. Az időszakos lakossági tartózkodás miatt figyelembe kell venni a tájékoztató és látogatóközponthoz vezető, szintén az atomerőmű telephelyén és az atomerőmű tulajdonában lévő utat, amely az cellapontokkal jelzett cellák és azok közötti cellákon helyezkedik el (cellák sorszámai: 2899, 2900, 2901, 2902, 2903, 2904, 2905, 2906, 2907, 2908, 2909, 2910, 3003, 3004, 3005, 3006, 3007, 3008, 3009, 3010, 3011, 3012, 3013, 3014). A fenti tartózkodási pontokon történő tartózkodás létszám és időadataival a társadalmi kockázat meghatározásánál foglakozunk azon területek esetében, amelyeknél – követve az irodalom útmutatását – a halálozás valószínűsége megegyezik, vagy meghaladja az 1 %-t. A potenciálisan legsúlyosabb környezeti hatásokkal járó események következményeinek számításánál – az egyéni halálozási és sérülési kockázatok meghatározásánál – a mellékletben feltüntetett meterológia adatokkal számoltunk. A halálozási kockázat meghatározásánál mind a 16 szélirányra megtörtént a számítás. Az 1.7.2 fejezetben ismertetet potenciális súlyos baleset eseménysorokra vonatkozó kockázatszámításoknál a bekövetkezés helyszínét az alábbiak szerint választottuk meg: 1. NH3-oldatot tartalmazó IBC lyukadása/repedése ki/betárolás alatt Az esemény az 1111. számú (sótároló szín) épületben következik be. A sótároló színben bekövetkező eseménynél azt is figyelembe kellett venni, hogy a szín tetőszerkezete nagymértékben csökkenti a napsugárzásból származó és a tócsában elnyelődő energia mennyiségét.
MVM Paksi Atomerőmű Biztonsági Jelentés 5.1 2. NH3-oldatot tartalmazó IBC lyukadása tárolás közben Az esemény az 1111. számú (sótároló szín) épületben következik be. A szín tetőszerkezetének árnyékoló hatását itt is figyelembe kellett venni. 3. NH3-oldatot tartalmazó IBC telephelyen belüli szállítása A baleset bekövetkezésének helyszíneként a szállítási útvonal környezethez – őrzött üzemi terület határához (kerítés) – közeli pontot választottunk ki. 4. Hidrazin csővezeték törése az udvartéren A 676 m hosszúságú hidrazin-hidrátot időszakosan szállító csővezeték törését az őrzött üzemi terület határához (kerítés) közeli ponton, a 13. épület előtti szakaszon feltételeztük. A baleset az udvartéri csőszakasz bármely pontján bekövetkezhet, ezért az egy ponton elvégzett kockázatértékelés eredményeit a csővezeték teljes hosszára kiterjesztettük. A számítás első lépésében megtörtént a szennyezőanyag koncentrációk ALOHA programmal történő számítása úgy, hogy a szennyezőanyag koncentrációkat a cellák középpontjára határoztuk meg és a teljes cella területre vonatkoztattuk. A számítások eredményeit baleseti eseménysoronként külön a halálozás, külön a sérülés egyéni kockázatának számításhoz a biztonsági jelentés melléklete tartalmazza. Az eseményekből adódó egyéni kockázatok számítása az alábbi összefüggés alapján történt:
Kei = fi x Pi x PM xP ahol:
Kei - az i eseménnyel kapcsolatos egyéni kockázat 1/év fi - az i esemény frekvenciája 1/év Pi - az i esemény köveztében fellépő sérülési/ halálozási gyak. PM – M stabilitási kategória gyakorisága P - szélirány gyakorisága
A számítással meghatároztuk a halálozás egyéni kockázatát, illetve a sérülés egyéni kockázatát.
MVM Paksi Atomerőmű Biztonsági Jelentés 5.1 A halálozás egyéni kockázatára kapott adatok alapján térképen is megjelenítettük a 1E-6 eset/év kockázatnak megfelelő kontúrvonalat baleseti eseménysoronként A kontúrvonal meghúzásánál konzervatív megközelítést alkalmazva az 1E-6 kockázathoz legközelebbi, de azt el nem érő cella-értékeket vettük figyelembe. A kontúrvonal az ilyen kockázati értékkel rendelkező és a baleset bekövetkezési helyétől legtávolabb eső cellák „külső” felületére került. A hidrazin csővezeték törése a csővezeték bármely pontján bekövetkezhet, ezért az törési pontnál halálozás az egyéni kockázatára kapott adatai használva az 1E-6 eset/év kockázati kontúrt csővezeték teljes hosszára behúztuk.
Kontúrvonalak megjelenítése A Biztonsági jelentés melléklet adatai alapján megállapítható, hogy a halálozás egyéni kockázata már az őrzött üzemi területen belül 1E-6 eset/év érték alá csökken. A súlyos baleseti forgatókönyvek helyszínein – sótároló szín és hidrazin udvartéri csővezeték – egyszerre bekövetkező balesetek „hatásterülete” a nagy távolság miatt nincs átfedésben. 1.7.5 A sérülés kockázatának meghatározása A számítást a fent már ismertetett összefüggést alkalmazva, az ismertetett bekövetkezési frekvenciákat, meteorológiai adatokat és a Biztonsági Jelentés táblázatainak adataiból adott probit függvénnyel számított halálozási valószínűséget használva végeztük el. A Biztonsági Jelentés melléklet adatai alapján megállapítható, hogy a sérülés egyéni kockázata a Tájékoztató és Látogató Központ szoros környezetét és az észak-déli összekötő út egy szakaszát kivéve a felvett koordináta rendszer egyetlen cellájában sem ha-
MVM Paksi Atomerőmű Biztonsági Jelentés 5.1 ladja meg a 3E-7 eset/év értéket. A súlyos baleseti forgatókönyvek helyszínein – sótároló szín és hidrazin udvartéri csővezeték – egyszerre bekövetkező balesetek „hatásterülete” a nagy távolság miatt a sérülések kockázata vonatkozásában sincs. A 3E-7 és az 1E-6 veszélyességi övezetek határait az alábbi cellák „külső” felülete jelzi. Hidrazin udvartéri csővezeték törése: 1E-8 eset/év 125, 166, 168, 173, 174, 175, 176, 179, 180, 183, 186, 191, 198, 201, 203, 206, 207, 210, 212, 215, 218, 219, 223, 230, 236, 248, 262, 265, 276, 312, 367, 426, 541, 3E-7 eset/év 4809, 4810, 4811, 4812, 4813, 4814, 4815, 4816, 4817, 4818, 4819, 4820, 4821 1E-6 eset/év 5017,5018, 5019, 5020, 5021, 5022, 5023, 5024, 5025, 5026, 5027, 5028, 5029 NH3-oldatot tartalmazó IBC lyukadása/repedése ki/betárolás alatt 1E-8 eset/év 2580, 2590, 2930, 3130, 3580, 3620, 3660, 3720, 4860 3E-7 eset/év 3391, 3287, 3183, 3184, 3081, 3082, 2979, 2875, 2772, 2668, 2669, 2566, 2567, 2568, 2569, 2570, 2571, 2572, 2573, 2574, 2575, 2576, 2577, 2578, 2579, 2580, 2581, 2582, 2583, 2688, 2689, 2794, 2899, 2900, 2901, 3005, 3109, 3214, 3319, 3424 1E-6 eset/év 3395, 3292, 3188, 3085, 2981, 2982, 2879, 2880, 2881, 2882, 2883, 2884, 2885, 2886, 2887, 2888, 2889, 2890, 2891, 2892, 2893, 2894, 2895, 2896, 3001, 3002, 3107, 3212, 3317, 3421, NH3-oldatot tartalmazó IBC lyukadása tárolás közben: A kontúrvonalak az NH3-oldatot tartalmazó IBC lyukadása/repedése ki/betárolás során fellépő eseményhez felvett kontúrvonalakon belül helyezkednek el.
1.7.6 Társadalmi kockázat A társadalmi kockázat számításánál csak időszakos lakossági tartózkodást kell az érintett területen feltételezni. A legközelebbi lakott terület több, mint egy kilométerre helyezkedik el. A lakosság időszakos tartózkodási területeit a koordináta rendszer meghatározásánál már azonosítottuk.
MVM Paksi Atomerőmű Biztonsági Jelentés 5.1 A társadalmi kockázat számítására az irodalomban ismertetett módszert alkalmaztuk. A módszer szerint először meg kell határozni cellánként – egyenként a szélirányok és a légköri stabilitási kategóriák kombinációira – egy-egy eseménytől származó várható halálozások számát.
NSM = Fd x ahol
NSM - cellában várható halálozás az S esemény, M légköri stabilitás és széliránynál
Fd
- halálozási részarány (probit alapján meghatározva) - lakosságszám a cellában
A halálozások számára az irodalomban megadott fenti számítás nem elvégezhető azokra a cellákra, ahol lakosság-szám az adott cellában nulla, vagy a halálozás valószínűsége az adott cellára kapott koncentráció és az ebből probittal számított halálozási valószínűség nem éri el az 1 %-ot. A társadalmi kockázatot ezért csak a tájékoztató és látogatóközpontra és az odavezető útra lehet számítani a következő indokok miatt: -
-
Koordináta rendszer azon celláira, ahol a lakosság jelenléte nulla értelemszerűen nem lehet számítást végezni. A kiéget kazetták átmeneti tárolójának irodaépülete olyan távolságra van a kibocsátási pontoktól, hogy nem alakulhat ki az 1 %-os halálozási valószínűségnek megfelelő koncentráció a levegőben, így az Fd értéke nem számítható. Az északi és déli bekötőtat összekötő úton, a sótároló színben potenciálisan bekövetkező balesetek hatására nem alakulhat ki az 1 %-os halálozási valószínűségnek megfelelő koncentráció a levegőben, így az Fd értéke nem számítható.
A tájékoztató és látogató központ, illetve az oda vezető út, mint időszakos lakossági tartózkodási helyre figyelembe vételével végzet társadalmi kockázat számítás első lépéseként meghatároztuk az egyes cellákban az események következtében potenciálisan kialakuló, az 1 %-os halálozási szintet meghaladó koncentrációkat. A számításnál a hidrazin udvartéri csővezetékének törése mellett a halálozás és sérülés egyéni kockázatának számításánál az elemzésből kizárható ammónia-oldat szállítása tárgyú eseményt is értékelni kellett. A számítások eredményei az alábbiak szerint foglalhatók össze: -
-
Az ammónium-oldat szállítás tárgyú eseménynél az F, E és D légköri stabilitási kategória és ÉK-i, KÉK-i és K-i szél esetében kell a lakosság időszakos tartózkodási helyén 1 %-ot elérő, vagy meghaladó valószínűséggel halálozással számolni. Az 1 %-ot meghaladó valószínűségi halálozás azonban csak a tájékoztató és látogató központhoz tartózó celláknál lép fel. A hidrazin udvartéri csővezeték törése következtében szintén csak a látogató és tájékoztató központ cellái esetében, de csak F stabilitási kategória, és KÉK-i és K-i szél esetében 1 %-ot elérő, vagy meghaladó halálozási valószínűséggel számolni.
MVM Paksi Atomerőmű Biztonsági Jelentés 5.1 Az 1 %-t elérő vagy meghaladó halálozási valószínűséget okozó, cellákra ALOHA programmal számított koncentrációkat a Biztonsági Jelentés mellékletében részletezzük. A táblázat adatai is jól mutatják, hogy a társadalmi kockázat szempontjából csak a tájékoztató és látogató központot, mint időszakos lakossági tartózkodási helyet kell figyelembe venni. A TLK évente közel 30000 látogatót fogad, hetente 6 napot 9-15 óra között üzemel. A számításnál éves 30000 látogatóból indultunk ki. Azt az adatokkal is alátámasztható feltételezéssel éltünk, hogy egy-egy látogató két órát tölt a területen. A látogatók a tájékoztató és látogatóközpont területén – összesen 68 cella – egyenletesen oszlanak meg. Konzervatív megközelítéssel a látogatóközpont épületén belüli is a szabadtéri koncentráció kialakulását feltételeztük. A fenti adatokból számítva 0,1 fő/cella értéket kaptunk a tartózkodásra. A számításokat a már említett irodalom módszere és a fentiekbe ismertetett adatok alapján végeztük el. Az elvégzett számítások eredményeit az alábbi táblázat foglalja össze:
Az MVM Paksi Atomerőmű Zrt. társadalmi kockázata
Összességében megállapítható, hogy a veszélyes anyagok okozta súlyos balesetek igen alacsony környezeti következményei csak a telephelyen – egyes esetekben a kerítésen kívül, de nem túllépve az MVM PA Zrt. tulajdonában lévő telephely határait – mutathatók ki. A hatások messze belül maradnak az erőmű biztonsági övezetén. A veszélyességi övezet kijelölését, mivel a hatások nem lépik túl a telephelyet, a társadalmi kockázat elhanyagolható és nukleáris biztonsági szempontú biztonsági övezet már létezik, nem javasolunk újabb biztonsági övezet kijelölését.
1.8
Veszélyes anyagokkal kapcsolatos rendkívüli események elleni védekezés
MVM Paksi Atomerőmű Biztonsági Jelentés 5.1 1.8.1. veszélyes anyagokkal kapcsolatos súlyos balesetek elleni védekezés eszközrendszerének bemutatása A MVM Paksi Atomerőmű Zrt. a jogszabályi kötelezettségeinek teljesítése érdekében balesetelhárítási tervezést és felkészülést végez. A baleset-elhárítási felkészülés és szükség esetén az elhárítás, védekezés végrehajtása az OAH által jóváhagyott, a katasztrófavédelmi és védelmi igazgatási szervekkel egyeztetett Átfogó Veszélyhelyzet-kezelési és Intézkedési Terv szerint történik. A Terv nukleáris és radiológiai veszélyhelyzetek, természeti és ipari katasztrófák, illetve minősített időszaki helyzetekre tartalmazza a felkészülés, elhárítás és védekezés tevékenységeit. A Terv részletesen meghatározza a veszélyhelyzeti vezetés és irányítás rendszerét, a beavatkozást végző erőket. Szabályozza a veszélyhelyzet azonosítását, a külső és belső riasztást, a tájékoztatás és kapcsolattartás végrehajtását. Részletezi a Baleset-elhárítási Szervezet feladatait és felelősségeit, kitérve a telephelyen tartózkodók védelmére (pl. elzárkózás, kimenekítés). A Terv részletesen meghatározza a veszélyhelyzet kezeléshez szükséges anyagokat, eszközöket és létesítményeket, azok rendelkezésre állásának ellenőrzését. A Terv előírásokat tartalmaz a baleset-elhárítási képzések és gyakorlatok végrehajtására. Az évente előírt gyakorlatok között egy törzsvezetési és egy úgynevezett teljes körű gyakorlat szerepel. A gyakorlatok szcenárióiban rendszeresen szerepelnek hagyományos veszélyes anyagok okozta veszélyhelyzetek (pl. tűz, veszélyes anyagok kikerülése). Átfogó Veszélyhelyzet-kezelési és Intézkedési Tervet a Biztonsági Jelentés melléklet tartalmazza. 1.8.2 Az Átfogó Veszélyhelyzet-kezelési és Intézkedési Terv (belső védelmi terv) Az atomerőmű 2003 óta rendelkezik egy olyan komplex intézkedési tervvel, amely a szorosan vett nukleáris és radiológiai veszélyhelyzeteken túl a hagyományos veszélyhelyzeteket figyelembe veszi, és az ilyen eseményekre történő felkészülést is integrálja a nukleárisbalesetelhárítási felkészülés logikai rendjébe. Az Átfogó Veszélyhelyzet kezelési Intézkedési Terv (ÁVIT) moduláris felépítésű, első modulja az egységesen alkalmazandó követelményeket és metodikát tartalmazza (pl. vezetés/irányítás, riasztás), míg további moduljai az adott veszélyhelyzet specifikumait figyelembe véve adnak útmutatást a védekezés és elhárítás végrehajtására. Az ÁVIT 3. (Katasztrófavédelmi Terv) és 4. (Tűzoltási Terv) kifejezetten a hagyományos veszélyhelyzetekkel kapcsolatos védekezésre és elhárításra irányul. Az ÁVIT az OAH által jóváhagyott a katasztrófavédelmi szervekkel (pl. OKF) és a megyei védelmi bizottsággal egyeztetett. a) veszélyhelyzeti vezetési létesítmények Részletesen ismertetésre kerül az ÁVIT 1. modul 10. fejezetében b) vezető állomány veszélyhelyzeti értékelésnek eszköz rendszere, ÁVIT 1. modul 8. fejezetében kerül részletezésre
MVM Paksi Atomerőmű Biztonsági Jelentés 5.1 c) az üzemi dolgozók veszélyhelyzeti riasztásának eszközrendszerét: ÁVIT 1. modul 8. fejezetében kerül részletezésre d) veszélyhelyzeti híradás eszközök: ÁVIT 1. modul 8. fejezetében kerül részletezésre e) érzékelők védelmi rendszerek ÁVIT 4. modul Tűzoltás és Műszaki Mentési Tervben részletezésre kerül f) helyzet értékelését és a döntések előkészítését segítő informatikai eszközök: ÁVIT 1. modul 8. fejezetben részletezésre kerül g) riasztás és a védekezést végző, végrehajtó szervezetek: ÁVIT 1. modul 10. fejezetében kerül részletezésre h) védekezésbe bevonható külső és belső erők ÁVIT 3. modulban kerül részletezésre
