Az RHK Kht. HARMADIK KÖZÉP- ÉS HOSSZÚ TÁVÚ TERVE
A KÖZPONTI NUKLEÁRIS PÉNZÜGYI ALAPBÓL FINANSZÍROZANDÓ TEVÉKENYSÉGEKRE
2003. MÁJUS PAKS
3. verzió
Tartalomjegyzék 1. BEVEZETÉS ................................................................................................................................................................................3 2. RADIOAKTÍV HULLADÉKOK ÉS A KIÉGETT NUKLEÁRIS ÜZEMANYAG FORRÁSOLDALÁNAK ÉS TÁROLÁSI LEHETŐSÉGEINEK ELEMZÉSE ..........................................................................................................................4 2.1. DEFINÍCIÓK ............................................................................................................................................................................4 2.2. TÁROLT ANYAGMENNYISÉGEK ÉS TÁROLÓKAPACITÁSOK .........................................................................................................4 2.3. A RADIOAKTÍV HULLADÉKOK ÉS A KIÉGETT ÜZEMANYAG KELETKEZÉSÉNEK ÜTEME, A TÁROLÁS HELYZETÉNEK VÁRHATÓ ALAKULÁSA ...................................................................................................................................................................................5 2.3.1. Az atomerőművi eredetű kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok keletkezése és tárolása...........................5 2.3.2. Az atomerőművi eredetű nagy aktivitású radioaktív hulladékok keletkezése és átmeneti tárolása ...........................7 2.3.3. A kiégett nukleáris üzemanyag keletkezése és átmeneti tárolása az atomerőműben .................................................8 2.3.4. A nem atomerőművi eredetű kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok keletkezési üteme és elhelyezése ........8 2.3.5. A nem atomerőművi eredetű kiégett üzemanyag keletkezése és átmeneti tárolása .....................................................9 3. KIS ÉS KÖZEPES AKTIVITÁSÚ RADIOAKTÍV HULLADÉKOK VÉGLEGES ELHELYEZÉSE..............................10 3.1. ELŐZMÉNYEK .......................................................................................................................................................................10 3.2. KIS ÉS KÖZEPES AKTIVITÁSÚ RADIOAKTÍV HULLADÉKOK ELHELYEZÉSE PÜSPÖKSZILÁGYON...................................................13 3.2.1. Stratégiai cél ..............................................................................................................................................................13 3.2.2. A feladatok ütemezése ................................................................................................................................................14 3.2.3. Forrásadatok és információk a gazdasági számítások elvégzéséhez ..........................................................................14 3.3. AZ ATOMERŐMŰVI EREDETŰ KIS ÉS KÖZEPES AKTIVITÁSÚ RADIOAKTÍV HULLADÉKOK ELHELYEZÉSÉNEK ÁTTEKINTÉSE ....15 3.3.1. Stratégiai cél ..............................................................................................................................................................15 3.3.2. Feladatok ütemezése ..................................................................................................................................................16 3.3.3. Forrásadatok és információk a gazdasági számítások elvégzéséhez ..........................................................................16 4. NAGY AKTIVITÁSÚ RADIOAKTÍV HULLADÉKOK VÉGLEGES ELHELYEZÉSE ÉS A KIÉGETT NUKLEÁRIS ÜZEMANYAG KEZELÉSE.................................................................................................................................17 4.1. ELŐZMÉNYEK .......................................................................................................................................................................17 4.1.1. Nagy aktivitású radioaktív hulladékok végleges elhelyezése ......................................................................................17 4.1.2. A kiégett nukleáris üzemanyag kezelése .....................................................................................................................18 4.2. STRATÉGIAI CÉL ...................................................................................................................................................................20 4.3. FELADATOK ÜTEMEZÉSE .......................................................................................................................................................21 4.4. FORRÁSADATOK ÉS INFORMÁCIÓK A GAZDASÁGI SZÁMÍTÁSOK ELVÉGZÉSÉHEZ ......................................................................23 4.4.1. Atomerőművi kiégett üzemanyag ................................................................................................................................23 4.4.2. Egyéb kiégett üzemanyag ...........................................................................................................................................24 4.4.3. Nagy aktivitású hulladék ............................................................................................................................................24 4.4.4. Összefüggések ............................................................................................................................................................25 5. A KIÉGETT NUKLEÁRIS ÜZEMANYAG ÁTMENETI TÁROLÁSA ..............................................................................25 5.1. ELŐZMÉNYEK .......................................................................................................................................................................25 5.2. STRATÉGIAI CÉL ...................................................................................................................................................................26 5.3. FELADATOK ÜTEMEZÉSE .......................................................................................................................................................26 5.4. FORRÁSADATOK ÉS INFORMÁCIÓK A GAZDASÁGI SZÁMÍTÁSOK ELVÉGZÉSÉHEZ ......................................................................26 6. A PAKSI ATOMERŐMŰ ÉS AZ EGYÉB NUKLEÁRIS LÉTESÍTMÉNYEK LEBONTÁSA.........................................27 6.1. ELŐZMÉNYEK .......................................................................................................................................................................27 6.2. STRATÉGIAI CÉL ...................................................................................................................................................................28 6.3. FELADATOK ÜTEMEZÉSE .......................................................................................................................................................28 6.4. FORRÁSADATOK ÉS INFORMÁCIÓK A GAZDASÁGI SZÁMÍTÁSOK ELVÉGZÉSÉHEZ ......................................................................29 7. EGYÉB FELADATOK..............................................................................................................................................................29 7.1. BEVEZETÉS ...........................................................................................................................................................................29 7.2. AZ RHK KHT. MŰKÖDTETÉSE ..............................................................................................................................................29 7.3. AZ ALAPKEZELŐ KÖLTSÉGEI .................................................................................................................................................30 7.4. A LAKOSSÁGI TÁMOGATÁS RENDSZERE .................................................................................................................................30 8. A KNPA-BA VALÓ 2003. ÉVI BEFIZETÉSEK SZÁMÍTÁSA ............................................................................................30 8.1. A SZÁMÍTÁSOK MÓDSZERE....................................................................................................................................................30 8.2. LÉNYEGESEBB VÁLTOZÁSOK A MÁSODIK KÖZÉP- ÉS HOSSZÚ TÁVÚ TERVBEN FOGLALT SZÁMÍTÁSOKHOZ KÉPEST....................30 8.3. A KNPA-BA TÖRTÉNŐ BEFIZETÉS MÉRTÉKE ÉS HATÁSA A PA RT. ÁLTAL TERMELT VILLAMOS ENERGIA ÁRÁRA ....................31 8.4. A KÖLTSÉGVETÉSI INTÉZMÉNYEK VÁRHATÓ KIADÁSAI ÉS AZOK IDŐZÍTÉSE ............................................................................31 TÁBLÁZATOK, ÁBRA.................................................................................................................................................................33
2
3. verzió
1. Bevezetés Az atomenergiáról szóló 1996. évi CXVI. törvény (továbbiakban: atomtörvény) 40. §-a szerint a radioaktív hulladék végleges elhelyezésével, valamint a kiégett üzemanyag átmeneti tárolásával és végleges elhelyezésével, továbbá a nukleáris létesítmény leszerelésével összefüggő feladatok elvégzéséről a Kormány által kijelölt szerv gondoskodik, mivel ezek megoldása országos érdek. Az atomtörvény 62. §-ának (1) bekezdése szerint a Központi Nukleáris Pénzügyi Alap (KNPA vagy alap) elkülönített állami pénzalapként finanszírozza a feladatok végrehajtását. Az alappal az Országos Atomenergia Hivatalt (továbbiakban: OAH) felügyelő miniszter rendelkezik, az OAH az alap kezelője. A Kormány megbízta az OAH-t, hogy a feladatok ellátására alapítsa meg a Radioaktív Hulladékokat Kezelő Közhasznú Társaságot (továbbiakban RHK Kht.). A 240/1997. (XII. 18.) Korm. rendelet 2. §-ának (1) c) pontjában pedig a tervezési és beszámolási feladatok körében elrendelte az alapból finanszírozandó tevékenységek és a bevételi források közép- és hosszú távú terveinek elkészítését és azok évenkénti felülvizsgálatát. A közép- és hosszú távú tervek és a költségbecslés rendszeres felülvizsgálatát az indokolja, hogy a távoli jövőben esedékes kiadásokra reális fedezetet biztosítson a KNPA. Így valósul meg az az alapelv, hogy az atomenergetikát felhasználó generáció fizesse meg a felhasználásból fakadó, jövőben esedékes tevékenységek költségeit, és ne hagyjon indokolatlan terheket a következő generációkra. Az RHK Kht. harmadik közép- és hosszú távú terve szervesen illeszkedik a korábban kialakított költségbecslésekhez, amelyeket először a Paksi Atomerőmű Részvénytársaság (továbbiakban: PA Rt.), azt követően pedig az RHK Kht. készített. Ez a terv nem veszi figyelembe az erőmű élettartamának esetleges meghosszabbításával és teljesítményének növelésével kapcsolatos hatásokat, mivel ezek hatósági engedélyezése még nem történt meg. Annak ellenére, hogy a tervkészítés utolsó fázisában ismertté vált, hogy 2003. 04. 10-én a 2-es blokk tervezett főjavításakor, az üzemanyag kazetták tisztítása során üzemanyag sérülés történt – mely üzemzavarnak hosszabb távú kihatásai lehetnek a radioaktív hulladékok kezelés vonatkozásában is – jelen terv még nem veszi figyelembe a lehetséges következményeket. A terv készítésének időpontjában ugyanis még nem lehet olyan részletességgel megismerni az újonnan jelentkező feladatokat és kiadásokat, mely alapján azok a számításokban figyelembe vehetők.
3
3. verzió
Természetesen a következő változatokban a vizsgálatok lezárását követően – a bővebb ismeretek birtokában – már számolhatunk az új feladatokkal. A KNPA-ból finanszírozandó tevékenységekre vonatkozó közép- és hosszú távú terv legfontosabb célkitűzése éppen az alapba történő befizetések mértéknek megalapozott, átlátható, de egyértelmű meghatározása. A közép- és hosszú távú terv külön tárgyalja a költségvetési intézmények által üzemeltetett nukleáris létesítményekben (Budapesti Műszaki és Gazdaságtudományi Egyetem Nukleáris Technikai Intézet – BME NTI – oktatóreaktora és a Központi Fizikai Kutatóintézet Atomenergia Kutatóintézetének – KFKI AEKI – kutatóreaktora) képződő kiégett nukleáris üzemanyag kezelésével és a létesítmények leszerelésével kapcsolatos kérdéseket, mivel ezen létesítmények vonatkozásában a forrást az Alapba történő befizetéssel a központi költségvetés biztosítja a költség felmerülésének évében. A jelen információk alapján az elkövetkező néhány évben ilyen költségek felmerülése nem esedékes. Így a KNPAba történő befizetéseket az itt tárgyalt kérdés most nem befolyásolja. 2. Radioaktív hulladékok és a kiégett nukleáris üzemanyag forrásoldalának és tárolási lehetőségeinek elemzése 2.1. Definíciók Radioaktív hulladék: az atomtörvény 2. § m) szerint további felhasználásra már nem kerülő olyan radioaktív anyag, amely sugárvédelmi jellemzők alapján nem kezelhető közönséges hulladékként. Kiégett üzemanyag: az atomtörvény 2. § l) szerint atomreaktorban hasznosított nukleáris üzemanyag, amely – az atomreaktoron kívüli – újrahasznosíthatósága miatt nem minősül hulladéknak. A radioaktív hulladékok besorolása az MSZ 14344/1-1989. 2.3. pontja alapján történik, melyet a 2.1.1. táblázat tartalmaz. Jelen dokumentum a nagy aktivitású és/vagy hosszú élettartamú radioaktív hulladékokat nagy aktivitású hulladéknak nevezi. 2.2. Tárolt anyagmennyiségek és tárolókapacitások Az országban csak a Püspökszilágyban üzemelő Radioaktív Hulladék Feldolgozó és Tároló (továbbiakban RHFT) létesítményben van véglegesen elhelyezett radioaktív hulladék. Az összes eddig keletkezett hazai radioaktív hulladékok egy részét a püspökszilágyi RHFT területén helyezték el véglegesen, illetve a Paksi Atomerőmű területén tárolják átmenetileg. Az országban ezen kívül az izotóp- és sugárforrás alkalmazók 4
3. verzió
létesítményeiben is tárolnak ideiglenesen elhasznált sugárforrásokat, ám ezekkel – mivel előbb vagy utóbb az RHFT-be kerülnek – a jelen összeállításban nem foglalkozunk. A Paksi Atomerőmű területén átmenetileg tárolnak kis, közepes és nagy aktivitású hulladékokat, továbbá kiégett fűtőelemeket. Az energiatermelés során elhasznált üzemanyag-kazetták 5 évre a pihentető medencékbe, majd ezt követően a Kiégett Kazetták Átmeneti Tárolójába (továbbiakban KKÁT) kerülnek 50 éves átmeneti tárolásra. A Szovjetunióba, ill. Oroszországba 1998-ig 2331 db kazetta került visszaszállításra. Az RHFT területén véglegesen és a PA Rt. területén átmenetileg elhelyezett radioaktív hulladékok, valamint a kiégett üzemanyag mennyiségét és a tárolólétesítmények kapacitását mutatja be a 2.2.1. táblázat a 2003. január 1-jei állapotnak megfelelően. A BME NTI és a KFKI AEKI területén található kiégett nukleáris üzemanyag mennyiségét a 2.2.2. táblázat szemlélteti a 2003. január 1-jei állapotnak megfelelően. Ez a táblázat csak a további felhasználásra nem tervezett üzemanyagmennyiségeket foglalja össze. 2.3. A radioaktív hulladékok és a kiégett üzemanyag keletkezésének üteme, a tárolás helyzetének várható alakulása 2.3.1. Az atomerőművi eredetű kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok keletkezése és tárolása Az atomerőmű normál üzemeltetése során szilárd és folyékony radioaktív hulladékok keletkeznek. Ezeket az atomerőműben feldolgozzák, és tárolásukat átmeneti jelleggel megoldják. A szilárd hulladékok feldolgozhatóság szerint tömöríthető és nem tömöríthető kategóriába sorolhatók. Az évente keletkező szilárd hulladék mennyisége a korábbihoz képest kissé megnőtt, így most feldolgozás után kb. 700 db 200 literes hordó, ami 140 m3 nettó hulladékmennyiségnek felel meg, ez 245 m3 bruttó tárolási térfogatot igényel. Megjegyzendő, hogy a nettó/bruttó térfogat arány az egyes átmeneti tárolóhelyektől erősen függ, ezért csak orientáló jelleggel használható. Ez a térfogat nem tartalmazza a hordóba nem elhelyezhető olyan nagy méretű hulladékokat, amelyek aktivitása az átmeneti tárolás során „lecseng”, és ezért vélhetően közönséges hulladékként helyezhetők el. Ugyancsak nem tartalmazzák a finn Fortum (korábban IVO) cégtől vásárolt technológia alkalmazásából kikerülő, és később részben újra felhasználandó bórsavat. Ezeket a hulladékokat, noha végleges elhelyezést nem igényelnek, bizonyos ideig átmenetileg tárolni kell az erőmű területén, csökkentve ezzel az átmeneti tárolókapacitást. 5
3. verzió
A 2.2.1. táblázatból látszik, hogy a Paksi Atomerőmű átmeneti jellegű hulladéktárolója 8003 db 200 literes hordó befogadására készült, ahol 2003. január 1-ig 4220 db hordót helyeztek el. Ha az erőmű hátralevő üzemidejét – konzervatívan – 14 teljes üzemévvel közelítjük, akkor az erőmű bezárásáig 4220 + 14 x 700 = 14020 hordónyi üzemviteli szilárd hulladék képződésére kell felkészülni. Ezen hulladékmennyiség bruttó térfogata 14020 x 0,2 x 1,75 = 4907 m3, amit a 2.3.1.1. táblázat jelenít meg. A folyékony radioaktív hulladékok keletkezésének üteme 270 m3/év. Ennek nagy része (250 m3/év) bepárlási maradék, amihez hozzájárul a kis mennyiségű ioncserélő gyanta (5 m3/év) és evaporátor savazó oldat (15 m3/év). A folyékony hulladékokat az erre a célra rendszeresített tartályokban tárolják, melyeknek össztérfogata a 2.2.1. táblázat szerint 5174 m3, és telítettsége nagyon magas. A keletkezés ütemét és a rendelkezésre álló tárolókapacitást figyelembe véve, kb. 1–2 év alatt megtelnek a tartályok. Ez a prognózis nem vesz figyelembe semmilyen rendkívüli eseményt (pl. kazetta inhermetikusság). Ilyen üzemzavari esemény esetleges bekövetkezése során viszonylag rövid időn belül az éves mennyiség többszöröse keletkezhet. Ilyen helyzetek áthidalására rendelkezésre áll a 2.2.1. táblázatban feltüntetett tároló térfogaton felül két tartály 930 m3 kapacitással. Ezek használata hatósági engedélyhez kötött. A 2.2.1. táblázatban közölt folyékony hulladék tárolására alkalmas tartálykapacitást kiegészíti még a bórsav-manipulációs tartály is 890 m3-es térfogattal. Szükség esetén ez is alkalmas hulladéktárolásra. Ezen adatok alapján megbecsülhető az erőmű üzemidejének végéig keletkező összes kis és közepes aktivitású folyékony radioaktív hulladék térfogata. Ha a hátralevő üzemidőt konzervatívan 14 évvel közelítjük, akkor a folyékony hulladékok mennyiségére 5160 + 14 x 270 = 8940 m3 adódik. Ezt mutatja be a 2.3.1.1. táblázat is. A folyékony hulladékok vonatkozásában tervezett feldolgozási technológiák még nem valósultak meg, de üzembe helyezésük folyamatban van. A végleges elhelyezés csak szilárd hulladék formában történhet. A folyékony hulladék szilárdításához előirányzott MOWA típusú cementező berendezés üzembe helyezése 2003 végén esedékes. A szilárdítási technológia üzemszerű használata csak a végleges tároló megépítése után kezdődik meg, mert a szilárdított 400 l-es hordós hulladékok átmeneti elhelyezésére csak minimális kapacitása van az erőműnek. A jelenleg tárolt és az üzemidő végig várhatóan keletkező összes folyékony hulladékból a térfogatcsökkentést követő cementezés során felfelé kerekítve 9500 db 400 literes hordó keletkezik (3700 m3 nettó, 6475 m3 bruttó cementezett hulladék). Az üzemidő végéig keletkező gyanták becementezése pedig 1500 db 200
6
3. verzió
literes hulladéktároló hordó keletkezéséhez vezet (300 m3 nettó, 525 m3 bruttó cementezett hulladék). A 2.3.1.1. táblázat az atomerőművi eredetű kis és közepes aktivitású hulladékok mennyiségének várható alakulását és ezek tárolási lehetőségét mutatja. A táblázat az üzemviteli hulladékokra vonatkozó információkhoz csatolja a leszerelésből származó hasonló hulladékok tervezett mennyiségére vonatkozó adatokat is. Figyelembe véve a szilárdítási technológia fentiekben számszerűen is megjelenített hatásait, az atomerőmű üzemeltetése következtében 4907 + 6475 + 525 m3 = 11907 m3 (bruttó) kis és közepes aktivitású hulladék keletkezik, ehhez adódik a leszerelési hulladék 17115 m3 (bruttó) mennyisége. Ezért összességében 29022 m3 bruttó tárolótér kialakítására kell felkészülni. A táblázatból egyértelműen megállapítható, hogy az atomerőműben keletkező kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok átmeneti tárolása az üzemidő végéig nincs megoldva. A folyékony radioaktív hulladékok tárolására rendszeresített tartálypark telítettsége miatt– a biztonsági szempontokat is figyelembe véve – rövid időn belül meg kell kezdeni a sűrítmény feldolgozását. Figyelembe véve az erőmű területén rendelkezésre álló szilárd hulladék tárolásikapacitást, amely a folyékony hulladék feldolgozása miatt 2005 során, de legkésőbb 2006 elején betelik, szükségessé válik olyan intézkedések megtétele, melyek lehetővé teszik a hulladék végleges elhelyezésére kialakítandó tároló megépítéséig az erőműben történő átmeneti tárolást. 2.3.2.
Az atomerőművi eredetű nagy aktivitású radioaktív hulladékok keletkezése és átmeneti tárolása
A Paksi Atomerőmű üzemeltetése során éves szinten viszonylag kis mennyiségben keletkezik nagy aktivitású radioaktív hulladék, melyet az erőmű területén átmeneti jelleggel tárolnak erre a célra kialakított csőkutakban. Az elhelyezhető hulladék méretét korlátozza az átmeneti tároló geometriája. Egy-egy tárolócső jellemző méretei: átmérő 183 mm, magasság 6880 mm. A nagy aktivitású radioaktív hulladékok keletkezési ütemét, az üzemidő végéig várhatóan keletkező mennyiséget és az erőmű területén rendelkezésre álló kapacitást mutatja be a 2.3.2.1. táblázat. Az éves keletkezési mennyiség a korábbi becsléseknél magasabb – 5 m3/év. A táblázat tartalmaz információt az erőmű lebontásakor keletkező hasonló hulladék prognosztizált mennyiségéről is, ami kevesebb, mint ahogy korábban becsültük. Az erőmű leszerelésekor mélygeológiai elhelyezést igénylő nagy aktivitású hulladék összesen 131,3 + 247 = 378,3 m3 (bruttó) keletkezik.
7
3. verzió
A nagy aktivitású hulladékok keletkezési ütemét figyelembe véve, a végleges elhelyezést a műszaki tervben foglaltak szerint csak a leszerelés fázisában kell megoldani, hiszen a tárolókapacitás a leszerelésig rendelkezésre áll, kapacitása megfelel az igényeknek. 2.3.3. A kiégett nukleáris üzemanyag keletkezése és átmeneti tárolása az atomerőműben A kiégett nukleáris üzemanyag átmeneti tárolása az erőmű szomszédságában létesített KKÁT-ban történik 50 éves időtartamra. Az erőmű normál üzemvitele során keletkező kiégett nukleáris üzemanyag-kazetták száma jól becsülhető. Mai ismereteink szerint az erőmű tervezett 30 éves élettartamának végéig keletkezett, hazánkban maradt kiégett nukleáris üzemanyag kazetták száma 11067 db lesz. A normál üzemvitel során keletkező éves átlagos mennyiség 372 db. A teljes mennyiség –a további Oroszországba történő visszaszállítás lehetőségével nem számolva – az alábbi összetevőket tartalmazza: 2170 db 3017 db 5880 db
pihentető medencékben (2003. 01. 01.) lásd 2.2.1. táblázat KKÁT-ban (2003.01. 01.) lásd 2.2.1. táblázat 2003 és 2017 között keletkező kiégett kazetta mennyiség, beleértve a blokkok leállításából adódó teljes zóna kirakásokat is. Az összesen keletkező 11067 db kazetta a KKÁT megfelelő bővítésével elhelyezhető és átmenetileg tárolható. A PA Rt. adatszolgáltatása alapján a teljes kiégett üzemanyag-mennyiség típusmegoszlása (az üzemanyag beszerzési forrásának esetleges jövőbeni diverzifikálását is figyelembe véve) az alábbiakban részletezhető: mennyiség orosz üzemanyag angol üzemanyag
9897 db 1170 db
kg nehézfém 1 db kazettában 116 kgU 122 kgU
A fentiek alapján a teljes kiégett üzemanyag-mennyiségre vetített átlagos nehézfém tömeg 116,63 kgU kazettánként. Az erőmű üzemideje alatt keletkező kiégett üzemanyag 1290792 kgU (azaz 1290,792 tU) nehézfém, vagy urán mennyiséget ér el. 2.3.4. A nem atomerőművi eredetű kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok keletkezési üteme és elhelyezése A működő atomerőművön kívül radioaktív hulladékok képződnek kutató intézetekben, egészségügyi, ipari, mezőgazdasági intézményekben és 8
3. verzió
laboratóriumokban. A nem atomerőművi eredetű kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok keletkezésének mennyisége 20–30 m3/évre növekedett az elmúlt években. Ezt a hulladékot a püspökszilágyi RHFT-ben helyezik el. A 2.2.1. táblázatból látható, hogy az RHFT pillanatnyilag rendelkezésre álló szabad kapacitása 64 m3, ami a tárolótér szempontjából 2005-ig még megoldást jelenthet, amennyiben nem változik a hulladékkeletkezés, ill. a beszállítás üteme. A végleges tárolótéren végrehajtandó kapacitás-felszabadítás elvégzéséig megoldást jelent a 2003. év végéig elkészülő kb. 800 m3-es átmeneti tárolótér a feldolgozó épület átalakításával kialakított Központi Átmeneti Hulladéktároló Épületben. 2.3.5. A nem atomerőművi eredetű kiégett üzemanyag keletkezése és átmeneti tárolása A KFKI AEKI kutatóreaktorában 230 db VVRM2, illetve VVRSM típusú üzemanyag-kazetta üzemel. Ezen kazetták egy részét hármasával összefogva használják, másik részét pedig egyenként. A kiégett kazetták súlyának becslésekor a hármasával felhasznált kötegeket egyes kazettákra számoljuk át. Évente a felhasznált üzemidő függvényében átlagosan 80 db kazetta cseréjére kerülhet sor. A KFKI AEKI adatszolgáltatása szerint a reaktort 2023-ig tervezik üzemeltetni, így napjainktól a tervezett üzemidő végéig 1830 db „egyes” típusú VVRSM, illetve VVRM2 kiégett üzemanyag-kazetta keletkezésével számolunk. 50% körüli kiégetési szint esetén ez 252 kg nehézfém tömeget jelent. A KFKI AEKI-ben a kiégett üzemanyagot vízzel feltöltött medencékben tárolják. 2002 során a kiégett üzemanyag kazettákat betokozása megkezdődött, és az így kiszerelt üzemanyagot tárolják tovább. A tokok inert gázzal vannak feltöltve, így biztosítják a kiégett üzemanyag-kazetták korrózióvédelmét. A BME NTI kiégett kazettáit – a zóna esetleges átrakása után – a KFKI AEKI tokozási megoldását felhasználva a BME területén betokoznák, és így kerülnének a KFKI AEKI-ben átmeneti tárolásra. Jelenleg folyamatban van egy munka, melynek az a célja, hogy a KFKI AEKI-ben rendelkezésre álló kazetta tokozási technikát a BME oktatóreaktorára adaptálják. Ez a megoldás műszakilag elképzelhető és megvalósítható, de erre vonatkozó döntés vagy megegyezés még nem született. Mai ismereteink szerint a KFKI AEKI tárolólétesítményében összesen 585,9 kg U mennyiségű kiégett kazetta tárolására kerülhet sor. A BME NTI oktatóreaktorában 1971 óta 24 db részben módosított EK-10-es kazetta üzemel, kiégett üzemanyagot nem tárolnak. Ezen kazetták névleges betöltési nehézfém-tömege 29,52 kg volt, amiből idáig 0,018 kg urán 235 fogyott. Technológiai okok miatt elképzelhető, hogy az oktatóreaktor 2027-ig történő üzemeltetése során az aktív zóna átrakására sor fog kerülni, így a teljes üzemidő során 59 kg nehézfém-tömegű kiégett üzemanyagra lehet számítani.
9
3. verzió
A KFKI AEKI területén az adatszolgáltatás szerint a kiégett üzemanyagok tárolójának kapacitása lehetővé teszi a két budapesti reaktorban keletkező összes kiégett üzemanyag átmeneti tárolását a hazai végleges tároló megépítéséig. 3. Kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok végleges elhelyezése 3.1. Előzmények A radioaktív hulladékok az izotóptechnika hazai alkalmazásával egyidejűleg jelentek meg. Ezeket kezdetben az alkalmazásban élen járó KFKI területén tárolták. 1960-ra készült el a solymári kísérleti izotóptemető. Az elkészült létesítményt az OAB-től a Fővárosi KÖJÁL 1960-ban vette át. Így a radioaktív hulladékok országos összegyűjtése 1960-ban kezdődhetett meg. Elkészültek a tevékenységet szabályozó rendelkezések (10/1964 Kormányrendelet és ennek végrehajtási utasítása az 1/1964 EÜM rendelet is). Az első, kísérleti radioaktív hulladéktároló létesítmény helykiválasztása nem volt kellően megalapozott és a létesítmény műszaki megoldásai (betongyűrűvel bélelt kutak) is hiányosak voltak. A kísérleti tároló kapacitása hamar kimerült, így a létesítést követő tíz év elteltével, 1970 januárjában az OAB határozata alapján a Fővárosi Tanács VB és a Fővárosi KÖJÁL megbízást kapott egy új radioaktív hulladéktároló (az RHFT) létesítésére. Az új létesítmény Püspökszilágyon készült el 1976. december 22-én 3540 m3 kapacitással. A tárolót műszakilag a földfelszín közelében épített medencés, illetve csőkutas kialakítással valósították meg. Az első szállítmányt az RHFT 1977 márciusában fogadta. A létesítmény végleges üzemeltetési engedélyét 1980-ban adta ki az Egészségügyi Minisztérium. Ellenkező rendelkezés hiányában az RHFT elhelyezésre átvett majd minden radioaktív hulladékot, ami a nukleáris technika alkalmazása során keletkezett. Ez alól csak a zárt rádiumforrások és hasadóanyagot is tartalmazó egyéb elhasznált sugárforrások, illetve készítmények egy része jelentett kivételt, melyeket ideiglenes jelleggel más helyen tároltak és tárolnak még ma is. A Paksi Atomerőmű első reaktorának üzembelépése megsokszorozta az éves szinten keletkező kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok mennyiségét. A Paksi Atomerőmű Műszaki Tervében leírt koncepció szerint az erőmű üzemidejére a kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok tárolását az erőmű segédépületében irányozták elő. Hangsúlyozni kell azonban a tárolás ideiglenes jellegét, mivel a hulladékok végleges elhelyezése az erőmű területén műszaki és biztonsági szempontokat figyelembe véve kizárt.
10
3. verzió
Természetes elképzelésként adódott, hogy a Paksi Atomerőmű üzemeltetése és lebontása következtében keletkező hulladékot Püspökszilágyon lenne célszerű véglegesen elhelyezni, hiszen itt működött az ország egyetlen kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok elhelyezésére kijelölt létesítménye. A Paksi Atomerőmű igényeinek megfelelő bővítést az RHFT területén felszínközeli megoldást figyelembe véve különböző korábban elvégzett vizsgálatok szerint nem lehetett megvalósítani. A paksi hulladék püspökszilágyi elhelyezése ellen szólt a hosszú és ezért veszélyes szállítási útvonal is. A Paksi Atomerőmű kis aktivitású szilárd hulladékainak Püspökszilágyra történő szállításaira ezért csak átmeneti megoldásként került sor. Ennek keretében 1983 és 1989 között az RHFT kapacitásából az erőmű 1230 m3-t foglalt el (nettó 854 m3). Ezzel párhuzamosan a Paksi Atomerőmű erőfeszítéseket tett arra, hogy az erőművi eredetű kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok elhelyezését egy önálló tárolóban megoldja. Ezek a törekvések 1990 januárjában megbuktak, amikor a tervezett ófalui tárolóval kapcsolatban a lakosság ellenállása miatt véglegesen negatív döntés született. 1990 és 1991 között a kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok beszállítása az RHFT-be lakossági tiltakozás miatt szünetelt. Ezzel egyidejűleg megtörtént a püspökszilágyi RHFT tárolókapacitásának kibővítése az erőmű finanszírozásával. A létesítmény bővített tárolókapacitása összesen 5040 m3. A bővítéssel kapcsolatos engedélyezési eljárás során a Magyar Geológiai Szolgálat megkérdőjelezte a telephely alkalmasságát, ezért a továbbiakban a bővítményre csak ideiglenes üzemeltetési engedélyeket adtak ki négy ízben is. (A mostani ideiglenes üzemeltetési engedély 2004. december 31-én jár le.) A lakossági tiltakozás megszűntével 1992 és 1996 között további atomerőművi eredetű kis és közepes aktivitású szilárd hulladék került Püspökszilágyra, így ott kb. 2500 m3 (1580 m3 nettó) atomerőműből származó hulladékot helyeztek el. A püspökszilágyi létesítmény szabad tárolókapacitása 2002 végére 64 m3-re csökkent a folyamatos beszállítások következtében annak ellenére, hogy 1997-től nem történt szállítás az atomerőmű területéről. Az utóbbi években az erőfeszítések az RHFT vonatkozásában arra irányulnak, hogy a létesítmény üzemeltetési engedélyét a hatóság meghosszabbítsa. Ennek érdekében megkezdődött az RHFT létesítményeinek rekonstrukciója. A munka a hulladéktároló biztonságának teljes körű értékelésével kezdődött. A szükséges adatgyűjtést követően 2000–2001-ben két biztonsági elemzés készült. Az elemzések arra keresték a választ, hogy milyen javító intézkedések végrehajtása garantálja a hosszú távú biztonságot. A 2002-ben elvégzett pontosított biztonsági elemzés megerősítette a korábbi értékeléseket és ennek ismeretében kimondható, 11
3. verzió
hogy az RHFT üzemeltetése és a környezet biztonsága az intézményes ellenőrzési időszak végéig megfelelően garantált. A pontosított biztonsági elemzés alapján határozták meg azokat a tennivalókat, amik a létesítmény hosszú távú biztonságának biztosításához szükségesek, és ennek alapján készült az Alappal rendelkező miniszter által 2002. augusztus 29-én jóváhagyott „A püspökszilágyi RHFT biztonságnövelő programja – 2002–2005” című dokumentum is. Ennek keretében megkezdődött a központi épület átalakítása, modernizálták a szállító és mérőeszközöket, valamint az őrzésvédelmi rendszert. A fenti teendők és egyéb biztonságnövelő intézkedések végrehajtására egy középtávú terv készült, amely a 2005-ig terjedő időszakban esedékes feladatokat foglalja össze. Miután a püspökszilágyi létesítmény oly mértékű bővítése, ami az atomerőmű teljes igényét kielégítené lehetetlen, 1993-tól útjára indult a Tárcaközi Célprojekt (később Nemzeti Projekt), melynek célkitűzése az erőművi eredetű kis és közepes aktivitású radioaktív hulladék végleges elhelyezésének megoldása lett. Ennek keretében megkezdődött a telephely-kiválasztás előkészítése. Szakirodalmi adatok alapján az ország teljes területét áttekintették, majd az ígéretes térségekben – ahol azt a lakosság is támogatta – előzetes helyszíni kutatásokat végeztek a felszíni és felszín alatti elhelyezésre alkalmas földtani objektumok azonosítása érdekében. 1996-ban a földtani, műszaki biztonsági és gazdasági vizsgálatok záródokumentuma Üveghuta térségében javasolt további vizsgálatokat a felszín alatti, gránitban történő elhelyezésre, tartalékban tartva felszíni tároló létesítésére alkalmasnak látszó telephelyeket. Kedvezőnek minősül ez a terület abból a szempontból is, hogy az atomerőműtől nem messze, a Duna ugyanazon partján helyezkedik el. Így az OAB egyetértésével az a döntés született, hogy a részletesebb kutatások 1997-ben Üveghuta térségében kezdődjenek meg. 1998 végén, az 1997–1998-ban végzett földtudományi munkákról szóló kutatási zárójelentésben a Magyar Állami Földtani Intézet (MÁFI) javaslatot tett arra, hogy az üveghutai kutatási területen kezdődjenek meg az engedélyezést és létesítést megalapozó részletes geológiai és telephely-jellemzési munkák. A kutatási zárójelentést a programot felügyelő szakértők elfogadásra javasolták. A program ezen a ponton szakmai és politikai viták középpontjába került. Ezért az OAH kezdeményezésére a Nemzetközi Atomenergia Ügynökség szakértői felülvizsgálták a program keretében elvégzett tevékenységeket, és az eddigi eredményekkel egyetértve a kutatások folytatását javasolták. A Magyar Geológiai Szolgálat szintén szakvéleményezte az elvégzett kutatásokat, és azzal egyetértett. A kutatási eredményekre támaszkodó biztonsági elemzések igazolták, hogy a területen a tároló biztonságosan üzemeltethető. 12
3. verzió
Fentiek alapján a KNPA-t felügyelő miniszter 2001 májusában aláírta a négyéves kutatási tervet. A kutatásokra vonatkozó szerződések előkészítése közbeszerzési eljárás keretében folytatódott. 2001 decemberében a kutatási program végrehajtására megalakult a Bátatom Kft. a legjelesebb hazai intézetek (ETVErőterv Rt., Mecsekérc Környezetévdelmi Rt., Golder Associates Hungary Kft.) összefogásával, és a MÁFI, mint alvállalkozó támogatásával. A 2002. év során a Bátatom Kft. a kutatáshoz szükséges előkészítési munkákkal párhuzamosan összeállította a földtani kutatási tervet. Az engedélyezett terv alapján a fúrások mélyültek, kutatóárkok és vízmérő műtárgyak készültek, valamint megkezdődött a kutatási eredmények kiértékelése is. Elkészült Bátaapáti területrendezési terve, és megkezdődött az Előzetes Környezeti Hatástanulmányhoz szükséges előkészítő tevékenység. A fenti előzmények alapján a kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok végleges elhelyezésére vonatkozó stratégia megfogalmazását, a feladatokat és azok ütemezését célszerű különválasztani a püspökszilágyi RHFT és az atomerőművi eredetű hulladékok befogadására készülő új létesítmény szerint. 3.2. Kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok elhelyezése Püspökszilágyon 3.2.1. Stratégiai cél Tekintettel arra, hogy csak ideiglenes üzemeltetési engedélyek birtokában üzemel a püspökszilágyi RHFT, kiemelt jelentősége van a létesítmény 1998 óta folyamatban lévő korszerűsítésének és az üzemeltetési engedély időről időre történő meghosszabbításának. Meg kell vizsgálni a tárolómedencéken belüli térfogat-felszabadítás lehetőségeit jogi, műszaki, gazdasági és lakossági elfogadási szempontokat is figyelembe véve. Elemezni kell minden olyan lehetőséget, ami olyan mértékű szabad tárolási kapacitást eredményez, mely hosszú távon megoldja a hazai izotóp-felhasználók radioaktív hulladékainak a telephelyen történő fogadását. A telephely folyamatos korszerűsítésén túl, az RHFT területén belül az üzemi épület („aktív épület”) átalakításával meg kell teremteni a hosszú élettartamú, ill. nukleáris anyag tartalmú elhasznált sugárforrások és hulladékok hosszú idejű, biztonságos, központosított átmeneti tárolását. Ezen anyagfajták együttes bruttó térfogata konzervatív becslés alapján 100 m3.. Az átalakítást követően kialakított mintegy 800 m3-nyi tárolási kapacitás eredményeképpen az előre nem látható, hirtelen jelentkező átmeneti tárolási igények (puffer kapacitás) is kielégíthetők. A püspökszilágyi tároló – RHFT - vonatkozásában tehát az üzemeltetési engedély szükség szerinti meghosszabbítása, és a folyamatos üzemeltetés a cél, 13
3. verzió
a tárolókapacitás megfelelő felszabadításával, kizárólag a nem atomerőművi eredetű kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok befogadása érdekében.
3.2.2. A feladatok ütemezése 2004
2005
-
A trícium-vizsgálat folytatása, intézkedések kidolgozása. Eszközbeszerzések a biztonságot növelő intézkedésekhez. . A biztonságot növelő intézkedések tervezése, engedélyezése. A biztonságot növelő intézkedések megkezdése Környezeti hatástanulmány elkészítése. A létesítmény üzemeltetése és karbantartása. Intézkedések végrehajtása a trícium-vizsgálat eredményei alapján. A biztonságot növelő intézkedések első fázisának befejezése. Kapacitás felszabadítás A létesítmény üzemeltetése és karbantartása. A biztonság növelés második fázisa. A létesítmény üzemeltetése és karbantartása.
2006 –2008 2009–2047 - A létesítmény üzemeltetése és karbantartása. 2048–2050 - A létesítmény üzemen kívül helyezése, a létesítményben tárolt hosszú élettartamú radioaktív hulladékok átszállítása a nagy aktivitású és hosszú élettartamú radioaktív hulladékok végleges tárolójába. 2051–2101 - A létesítmény őrzött felügyelete és a környezet sugárvédelmi ellenőrzése (aktív intézményes ellenőrzés). 2101-től - Az aktív intézményes ellenőrzés folytatása (amennyiben a hatóság ezt előírja) - Hosszú távú, passzív intézményes ellenőrzés. 3.2.3. Forrásadatok és információk a gazdasági számítások elvégzéséhez Az üzemi épület átalakítása vonatkozásában felhasználható az IPARTERV Épülettervező Rt. 1999, Püspökszilágyi Radioaktív Hulladék Feldolgozó és Tároló (RHFT) „Üzemépület” átalakítása radioaktív hulladékok átmeneti tárolására című Koncepcióterv. 14
3. verzió
A 2004-2008-ban esedékes feladatok költségvonzatait az RHK Kht. műszaki becslése alapozza meg, a létesítmény üzemeltetésére és karbantartására vonatkozó adatok pedig az „Egyebek” között szerepelnek. Az RHFT létesítményben tárolt hosszú élettartamú radioaktív hulladékok átszállítása a nagy aktivitású radioaktív hulladéktárolóba, a létesítmény őrzött felügyelete és a környezet sugárvédelmi ellenőrzése, valamint a létesítmény lezárása vonatkozásában mértékadó az ETV-Erőterv, 1995, Paksi Atomerőmű 1-4 blokk „A kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok végleges elhelyezése – Telephely-független Összehasonlító Költségbecslés” című tanulmánya. Az RHFT kapacitás-felszabadítására vonatkozó RHK Kht. becslés pedig a korábban bekért informatív ajánlatok alapján történt. A püspökszilágyi tároló üzemeltetésével összefüggő feladatok természetüknél fogva csak szűk körűen tartalmaznak olyan bemenő adatokat, amiket periodikusan frissíteni kell. Ezen adatok közé sorolható a mindenkori szabad kapacitás felmérése, figyelembe véve az elmúlt időszak beszállításait és a felülvizsgálat idejéig átadott új kapacitásokat. Tekintettel arra, hogy az RHK Kht. a létesítményt maga üzemelteti, ezen adatszolgáltatás a Társaságon belül történik. Periodikusan ismétlődő adatot jelent a létesítmény üzemeltetési költsége, melyet a 7. fejezet részletez. A püspökszilágyi tároló üzemeltetése függ a nagy aktivitású és hosszú élettartamú radioaktív hulladékok tárolójának projektjétől is, mivel a létesítmény lezárásának legkorábbi időpontját az határozza meg, hogy mikor nyílik meg az a létesítmény, amibe az átmenetileg Püspökszilágyon tárolt hosszú élettartamú radioaktív hulladékokat át lehet szállítani. A püspökszilágyi tároló kapacitás-felszabadításával reális esély van az üzemidő ilyen mértékű meghosszabbítására. 3.3. Az atomerőművi eredetű kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok elhelyezésének áttekintése 3.3.1. Stratégiai cél Az atomerőművi eredetű kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok végleges elhelyezésére – beleértve az atomerőmű lebontásából származó hulladékokat is – egy, valamennyi műszaki és biztonsági szempontnak megfelelő, új létesítményben kerül sor. Ennek érdekében folytatni kell a potenciális telephely vizsgálatát.
15
3. verzió
A létesítmény tervezését, méretezését, megvalósításának és üzemeltetésének időbeli ütemezését a lehetőségek szerint hozzá kell igazítani a Paksi Atomerőmű követelményeihez, de figyelembe kell venni tervezési szinten a bővíthetőséget is. A stratégiai cél megvalósításának feltétele az Országgyűlés előzetes elvi hozzájárulásának megszerzése is. 3.3.2. Feladatok ütemezése 2004
2005–2007
2008–2019 2020–2094 2093–2094 2095–2104 2105–2107 2108-tól
- A felszíni kutatások 2. szakaszának befejezése (kutatási terv, vizsgálatok, zárójelentés). - A felszín alatti kutatások megkezdése, vágathajtás. - Hulladékátvételi kritériumok kidolgozása. - Biztonsági értékelés. - Előzetes Környezeti Hatástanulmány elkészítése. - A felszín alatti kutatások befejezése. - Engedélyezési eljárás végrehajtása, létesítési engedély megszerzése. - Bányászati munkák indítása. - Közműépítések. - Megvalósulási tervek készítése. - Felszíni létesítmények építése, szerelése. - A megvalósítás befejezése. - Üzembe helyezési engedély beszerzése. - Üzembe helyezés. - A létesítmény üzemeltetése (üzemi hulladék beszállítása). - Pihentetés, állagmegóvás. - A létesítmény bővítése. - A létesítmény üzemeltetése (leszerelési hulladék beszállítása). - A létesítmény lezárása. - Hosszú távú felügyelet.
3.3.3. Forrásadatok és információk a gazdasági számítások elvégzéséhez A kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok tárolására alkalmas létesítmény megvalósítására irányuló feladatok költségeinek becslésére 1995-ben készült el az ETV-Erőterv, „Paksi Atomerőmű 1-4 blokk A kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok végleges elhelyezése – Telephely-független Összehasonlító Költségbecslés” című tanulmánya. A kutatások végrehajtására fordítandó összegek a „Módosított Kutatási Program az atomerőművi kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok végleges 16
3. verzió
elhelyezésére irányuló tevékenység következő szakaszáról – 2001. május” című dokumentumban jelennek meg. Ezen tanulmányból a gránitformációra 200–300 m mélységben megvalósuló tárolóra érvényes adatokat használjuk. Az elhelyezendő hulladék mennyiséget az erőmű üzemeltetése és lebontása során keletkező kis és közepes aktivitású kondicionált radioaktív hulladékból számoltuk. A kis és közepes aktivitású hulladékokra vonatkozó szállítási költség hazai vállalkozói árára 30000,- Ft/m3-t határoztunk meg. A költségbecslés alapjául szolgáló 1995. évi ETV-Erőterv Rt. anyag felülvizsgálata folyamatban van. Eredményei a hosszú távú terv következő változatában fognak először megjelenni. A mennyiségi adatok egy részének frissítése évente történik. Ezen adatok tükrözik a Paksi Atomerőmű üzemeltetéséből eredő hulladék keletkezési tényszámokat és a radioaktív hulladékkezelés technológiájában történt fejlesztések eredményeit. A mennyiségi adatokat döntően befolyásolja az erőmű lebontásából adódó kis és közepes aktivitású hulladéktömeg. Ezen adatok felülvizsgálata a 6. fejezetben leírtak szerint történik. A szállítási költségadatok felülvizsgálatára akkor kerülhet sor, ha a nemzetközi szakirodalomban közölt becslések jelentősen megváltoznak, vagy ha hazai adatok rendelkezésre állnak. A fentiekből következik, hogy az atomerőmű lebontásának technológiája és ütemezése alapvetően befolyásolja a kis és közepes aktivitású hulladékok tárolójának bővítését, annak üzemeltetését és lezárását. 4. Nagy aktivitású radioaktív hulladékok végleges elhelyezése és a kiégett nukleáris üzemanyag kezelése 4.1. Előzmények Magyarországon ilyen típusú hulladékok az 1960-as évektől kezdődően keletkeznek., Az intézményi hulladékokat ellenkező (tiltó) rendelkezések hiányában korábban Püspökszilágyra szállították, míg a kutató reaktor kiégett fűtőelemeit a KFKI területén tárolják. A nagy aktivitású radioaktív hulladékokkal azonos fejezetben tárgyaljuk a kiégett üzemanyag kezelésének kérdéseit, mivel az üzemanyagciklus reálisan figyelembe vehető változatai nagy aktivitású radioaktív hulladékok elhelyezéséhez vezetnek. 4.1.1. Nagy aktivitású radioaktív hulladékok végleges elhelyezése
17
3. verzió
A Paksi Atomerőmű üzembe helyezése új helyzetet teremtett, mivel nyilvánvalóvá vált, hogy az erőmű üzemeltetése és lebontása jelentősen hozzájárul a hazai nagy aktivitású radioaktív hulladékok mennyiségéhez. Kezdettől fogva köztudott, hogy ezen hulladékfajta kezelésének minden problémáját az országnak önállóan kell megoldania, függetlenül attól, hogy a szakmai szempontból azonos kategóriába sorolható kiégett nukleáris üzemanyag kezelése miképpen történik. Az 1993-ban megindított Nemzeti Projekt (lásd 3. fejezet) a kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok biztonságos elhelyezésének megoldásán kívül a nagy aktivitású radioaktív hulladékok elhelyezésével kapcsolatban, az IKIM kezdeményezésére, kibővült a Bodai Aleurolit Formáció (BAF) korábban megkezdett kutatásainak folytatásával. Ez a tevékenység 1995 márciusában lezárult, így a magyarországi nagy aktivitású és hosszú élettartamú radioaktív hulladékok elhelyezésének megoldására önálló program indult, melyet az OAB az 1995. novemberi ülésén hagyott jóvá. Ez a program már vázolt hosszú távú elképzeléseket, de középpontjában az 1996–1998 között 1100 m mélységben történt vizsgálat állt, melyet a kanadai AECL és a Mecseki Ércbányászati Vállalat végzett a BAF térségében a formáció alapos felmérése céljából. A három éves programnak időben az szabott határt, hogy a bánya bezárását akkor 1998-ra prognosztizálták, tehát a létező infrastruktúra gazdaságos kihasználására ennyi idő állt rendelkezésre. A vizsgálatok ennek alapján 1998 végén dokumentáltan befejeződtek. A zárójelentés szerint nem merült fel olyan körülmény, amely a nagy aktivitású és hosszú élettartamú radioaktív hulladékok BAF-ban történő végleges elhelyezését szolgáló létesítmény kialakítását lehetetleníti. A zárójelentés eredményei hatására előterjesztés készült egy föld alatti kutatóbázis létesítésére, a BAF minősítésére és további kutatására. Az OAB 1999. áprilisi ülésén tárgyalták az előterjesztést. A döntést ezzel kapcsolatban a gazdasági miniszter hozta meg 1999 nyarán, elvetve a javaslatot. Ezzel egyidejűleg az uránbánya eredeti terv szerinti bezárásának folytatására is döntés született. 4.1.2. A kiégett nukleáris üzemanyag kezelése A Paksi Atomerőmű Műszaki Tervének elfogadásakor érvényes előirányzat szerint az erőmű pihentető medencéiben tárolt kiégett üzemanyag-kazettákat 3 éves pihentetés után a Szovjetunió térítésmentesen visszafogadja. Az előirányzat szerint a kiégett üzemanyagot a Szovjetunióban újra feldolgozzák (reprocesszálás), de a feldolgozás minden végterméke a Szovjetunióban marad. Világviszonylatban is egyedülálló szolgáltatást kínált tehát az erőmű építőjének a szovjet partner, hiszen az ebben az időben már működő kereskedelmi reprocesszálási eljárások előirányozták a végtermékek (uránium, plutónium, kis, közepes és nagy aktivitású kondicionált hulladékok) visszaszállítását a kiégett üzemanyag származási országába. A visszaszállítási szolgáltatás igénybe vétele egyben azt is jelentette, 18
3. verzió
hogy Magyarország a nukleáris üzemanyagciklus zárása (back end) tekintetében a zárt üzemanyagciklus opcióját alkalmazta egy különleges háttérszolgáltatással. A Paksi Atomerőmű üzembe helyezése következtében megkezdődött a nukleáris üzemanyag kiégetése. A kiégett üzemanyag-kazetták ezt követően átkerültek a reaktorokból a reaktorok melletti pihentető medencékbe. Az erőmű első blokkjának üzembe helyezését követően a visszaszállítási feltételeket a Szovjetunió egyoldalúan módosította. Ezek szerint a szükséges pihentetési időt öt évre emelték és a visszaszállítás fogadásáért, mint szolgáltatásért, egyre növekvő árat kértek. A Paksi Atomerőmű Rt., annak érdekében, hogy az új feltételeknek eleget tegyen, a pihentető medencék tárolókapacitását megkétszerezte a rácsosztás sűrítésével, és a visszaszállítást pedig magánjogi szerződések keretében bonyolította. 1989-1998 között 2331 db kiégett üzemanyagköteg került vissza Szovjetunióba (később Oroszországba). A visszaszállítás első éveiben az Európában, illetve a Szovjetunióban bekövetkezett politikai és gazdasági változások miatt felmerült, hogy a kiégett kazetták visszaszállításának gyakorlata a fenti feltételek fenntartásával nem folytatható sokáig. Döntés született arról, az OAB 1991. szeptemberi ülését követően, hogy a Szovjetunióba történő kiégett üzemanyag visszaszállítás lehetőségének megtartása mellett valóságos hazai alternatívát kell előkészíteni. Ennek érdekében engedélyeztetni kell egy paksi telephelyen megvalósítandó, kiégett kazetták átmeneti tárolására alkalmas létesítményt, amit szükség esetén hamar meg lehet valósítani. Egy évvel később, az OAB 1992. novemberi ülését követően eldöntötték, hogy a KKÁT létesítésével összefüggő konkrét előkészületeket meg kell kezdeni. Az OAB tudomásul vette, hogy a KKÁT létesítésére a GEC Alsthom MVDS (Modular Vault Dry Storage: moduláris, aknás száraz tároló) típusát választották az erőmű szakemberei. Az 1993. decemberi OAB ülés már a KKÁT létesítését, engedélyezését és üzembe helyezését már kiemelt prioritású feladatként vette figyelembe. A KKÁT létesítését a Paksi Atomerőmű finanszírozta. A tervezés, engedélyezés és az építés 1992-től 1996 végéig tartott. Az OAB 1997. februári ülésén kiadott engedéllyel a KKÁT üzembe helyezése megtörtént, feltöltése még 1997-ben megkezdődött. A KKÁT első három modulját 1999 végére kiégett üzemanyaggal feltöltötték, és megépítették a következő négy modult. Az új kamrák feltöltése 2000 februárjában elkezdődött, az RHK Kht. pedig átvette a létesítmény engedélyesi szerepkörét. Felépül és 2002 végére a harmadik fázis, azaz a 11. modul, és ezzel befejeződött az 19
3. verzió
eddig engedélyezett rész építése. A további bővítéseket külön engedélyeztetni kell. A KKÁT megvalósítására és üzembe helyezésére vonatkozó döntések egyre sürgetőbben vetették fel a kiégett üzemanyag cikluszárására vonatkozó stratégiai elképzelések újragondolását is. Az OAB 1999. márciusi ülésén foglalkozott újra az üzemanyagciklus stratégiájával. A ciklus zárására vonatkozó elképzelés a kialakult helyzetet tükrözte. Ezek szerint a kiégett fűtőelemek 50 évre a KKÁT-ba kerülnek, így végső kezelésük tekintetében a döntés elhalasztható, de célszerű egy átfogó felkészülési terv a cikluszárási döntés megalapozására. A nukleáris üzemanyagciklus lezárására való felkészülés jegyében készült el 2001ben „A kiégett üzemanyag és a nagy aktivitású radioaktív hulladék kezelési stratégiák meghatározása és értékelése, egy munkaprogram és menetrend összeállítása” című anyag, melyet az RHK Kht. spanyol testvérszervezete az ENRESA véleményezett. Az anyag végrehajtása, vagyis a stratégia kialakítása a következő évek feladata lesz. Az Országgyűlés döntése alapján 2001–2002. évben egyéb célirányos munkák végrehajtására a forrás megvonása miatt nem került sor. 2002 augusztusában megjelent az Európai Közösség Bizottságának egy direktíva tervezete a radioaktív hulladékok és a kiégett nukleáris üzemanyag kezelésével kapcsolatban. Ez a tervezet egyebek közt az alábbiakat tartalmazza: - a tagállamoknak előnyben kell részesíteni a radioaktív hulladékok geológiai rétegekbe történő végleges elhelyezését, ami a tudomány mai állása szerint a legbiztonságosabb hulladék-elhelyezési mód - a tagállamoknak legkésőbb 2008-ig dönteni kell a hulladéktároló létesítmények helyszínéről - 2018-ra engedélyezett tárolók kellenek a nagy aktivitású hulladékok végleges elhelyezésére . A fentiek következtében szükségessé válik a nagy aktivitású hulladék-elhelyezési projekt felgyorsítása. 4.2. Stratégiai cél A nagy aktivitású radioaktív hulladékok elhelyezése érdekében az ország területén stabil, mélygeológiai formációban kialakítandó tároló létesítésére kell felkészülni. Az egységes nemzetközi álláspont szerint egy ilyen tároló felhasználható a kiégett üzemanyag közvetlen elhelyezésére, de alkalmas a kiégett üzemanyag reprocesszálási hulladékainak befogadására is. A
20
3. verzió
referencia szcenárió az üzemanyag-ciklus lezárására a kiégett üzemanyagkazetták közvetlen elhelyezése. Ha egy műszaki megoldást több elképzelhető alternatíva közül referencia szcenáriónak választunk, az azt jelenti, hogy az eljárás megvalósítható, a megvalósítás valószínűsége nagy, és a fentiek miatt a gazdasági számolásokat ésszerű a kiválasztott alternatívára alapozni. Ezt erősítik azok a nemzetközileg is elfogadott elemzések, amelyek a kiégett üzemanyag közvetlen elhelyezésének, illetve újra feldolgozásának költségeit elemezve a közvetlen elhelyezést gazdaságosabbnak tekintik. Nyilvánvaló azonban, hogy a végleges üzemanyagciklus zárási stratégia kialakítására vonatkozó tevékenységeket nem lehet elkerülni. A stratégia kialakításakor kerülhet sor a referencia szcenárió véglegesítésére, illetve esetleges revíziójára. 4.3. Feladatok ütemezése 2004
2005
-
2006
-
K/F tevékenység megindítása a Politikában leírtak szerint. Szociológiai tanulmány megkezdése. A tároló koncepciótervének befejezése, költségelemzés. BAF térségének felszíni kutatása egy új föld alatti kutatólaboratórium felépítése érdekében I. A helyszínminősítő vizsgálati program végrehajtása. A terepi kutatásokhoz szükséges infrastruktúra kiépítése. A kutatási környezet folyamatos monitorozása. Biztonsági elemzések készítése. K/F tevékenység befejezése. Kiterjesztett idejű tárolás és regionális elhelyezés követelményeinek és költségeinek elemzése. Szociológiai tanulmány folytatása. BAF térségének felszíni kutatása egy új föld alatti kutatólaboratórium felépítése érdekében I. A helyszínminősítő vizsgálati program végrehajtása. A kutatási környezet folyamatos monitorozása. Biztonsági elemzések készítése. Kiterjesztett idejű tárolás és a regionális elhelyezés követelményeinek és költségeinek elemzése. Szociológiai tanulmány befejezése. BAF térségének felszíni kutatása egy föld alatti kutatólaboratórium felépítése érdekében I. A helyszíni vizsgálatok befejezése, a kutatólaboratórium végleges helykijelölése. A helyszínminősítő vizsgálati program 21
3. verzió
-
2007
-
2008
2009–2012 2013–2032
-
2033–2046
-
2047–2069
-
2047
-
földtani kutatási zárójelentésének készítése és hatósági engedélyeztetése. Az információk elemzése (munkacsoportokban és nemzetközi szakértőkkel). BAF térségének felszíni kutatása egy föld alatti kutatólaboratórium felépítése érdekében II. A potenciális telephely részletes kutatási tervének elkészítése, hatósági engedélyeztetése. Minőségbiztosítási tervek készítése és jóváhagyása. A kutatási környezet folyamatos monitorozása. Biztonsági elemzések készítése. Az információk elemzésének folytatása a nemzeti stratégia kialakítása érdekében. BAF térségének felszíni kutatása egy föld alatti kutatólaboratórium felépítése érdekében II. A potenciális telephely részletes kutatási programjának végrehajtása. A potenciális telephely részletes kutatási programjának befejezése. A potenciális telephely földtani kutatási zárójelentésének elkészítése, hatósági engedélyeztetése. A kutatási környezet folyamatos monitorozása. Biztonsági elemzések készítése. Előzetes Környezeti Tanulmány készítése és hatósági engedélyeztetése. Rendezési terv, műszaki tervek és engedélyezési dokumentációk elkészítése. A stratégia megfogalmazása és jóváhagyatása. Hatósági engedélyek és szakhatósági hozzájárulások beszerzése. A kutatási környezet folyamatos monitorozása. Biztonsági elemzések készítése. A kutatólaboratórium kialakításának megkezdése. Kutatási terv kidolgozása. A kutatólaboratórium felépítése. A kutatási program végrehajtása és a beruházás előkészítése. Biztonsági elemzések készítése. A nagy aktivitású radioaktív hulladékok tárolójának létesítése. A nagy aktivitású radioaktív hulladéktároló üzemeltetésének első szakasza. A KKÁT-ban tárolt kiégett üzemanyag átszállítása a az új létesítménybe. A Püspökszilágyban tárolt hosszú élettartamú radioaktív hulladékok átszállítása az új létesítménybe. 22
3. verzió
2070–2094 2093–2094 2095–2104
2105–2108 2108-tól
- A nagy aktivitású radioaktív hulladéktároló üzemeltetése, várakozás a lebontási hulladék beszállítására. - A nagy aktivitású radioaktív hulladéktároló kapacitásának bővítése a lebontási hulladék befogadására. - A nagy aktivitású radioaktív hulladéktároló üzemeltetésének második szakasza. - A Paksi Atomerőmű lebontásából származó hulladékok átszállítása és lerakása a tárolóban. - A nagy aktivitású radioaktív hulladéktároló lezárása. - Hosszú távú felügyelet.
4.4. Forrásadatok és információk a gazdasági számítások elvégzéséhez A kiégett üzemanyag kezelésének és a nagy aktivitású radioaktív hulladékok elhelyezésének költsége külön-külön kerül bemutatásra. 4.4.1. Atomerőművi kiégett üzemanyag A hazai kiégett üzemanyag kezelésére referencia szcenárióként a közvetlen végleges elhelyezés szolgál. A nemzetközi szakirodalomban található adatok alkalmasak az atomerőművi kiégett üzemanyaggal kapcsolatos költségek becslésére. Ezen a területen élenjáró tevékenységet az OECD/NEA tud felmutatni. Az OECD 1985 és 1994 között a témával összefüggésben az alábbi alapvető tanulmányokat jelentette meg: - OECD/NEA (1985), The Economics of the Nuclear Fuel Cycle, Paris - OECD/NEA (1993), The Cost of High Level Waste Disposal in Geological Repositories – An Analysis of Factors Affecting Cost Estimates, Paris - OECD/NEA (1994), The Economics of the Nuclear Fuel Cycle, Paris Ezen tanulmányok építenek az OECD tagországok és más fejlett országok publikációira (referencialistájuk hivatkozik a NAÜ és a fejlett európai, amerikai és távol-keleti országok publikációira), így kiegyensúlyozottan integrálják a világ fejlett országainak ismereteit, tapasztalatait és becsléseit. Kiindulva az irodalmi adatokból, de főleg az 1994-es változatból, a kiégett üzemanyag végleges elhelyezésének költsége 500 USD/kgU-nak vehető, mely költség magában foglalja a létesítést, az üzemeltetést és a hosszú távú felügyeletet is. A létesítés – üzemeltetés – felügyelet aránya 60–30–10%. A létesítés tovább bontható kutatási és beruházási részre. Az előző a teljes költség 17%-a, amely magában foglalja a föld alatti laborral kapcsolatos költségeket is, a beruházási rész pedig tartalmazza a kiégett üzemanyag tokozási költségeit is. Az üzemeltetésnél szét kell választani a feltöltési és a pihentetési szakaszt. Az utóbbinál csak a 23
3. verzió
megőrzésről és az állagmegóvásról kell gondoskodni. A két szakasz költségeinek aránya a kis aktivitású hulladéktároló analógiája alapján 90–10%. A tároló koncepciótervének kialakítása után mód lesz közvetlen hazai adatok figyelembevételére. A kiégett fűtőelemek szállítási költségeire a korábbiakban hivatkozott nemzetközi szakirodalmi adatok alapján 60 USD/kgU értéket állítottunk be. A kiégett üzemanyag mennyiségi adatai a PA Rt. éves adatszolgáltatásából ismertek. Ezek szerint az erőmű üzemeltetése során a keletkező és a Kiégett Kazetták Átmeneti Tárolójába kerülő kiégett üzemanyag-kazetták száma 11067 db, és ezek együttes nehézfémtömege kb. 1290,8 tU, amelyben egy kazetta átlagos nehézfém tömege 116,63 kgU. Ezen mennyiségi adatok 30 éves üzemvitelt feltételeznek és nem tartalmazzák az Oroszországba (Szovjetunióba) korábban véglegesen kiszállított kiégett üzemanyag-kazetták számát. 4.4.2. Egyéb kiégett üzemanyag A nem atomerőművi eredetű kiégett, illetve besugárzott nukleáris üzemanyag elhelyezésével kapcsolatos költségeket csak becsülni lehet. Mindenképpen az erőművi adatokból kell kiindulni, de figyelembe kell venni a lényegesen eltérő dúsítási szintet és azt, hogy ezáltal a végleges elhelyezést erre az üzemanyagra elkülönítve kell kifejleszteni és megoldani. Ezért a fajlagos költségek, a kis mennyiségeket is figyelembe véve egy nagyságrenddel nagyobb értéken vannak figyelembe véve Az ilyen típusú kiégett üzemanyag elhelyezési költsége tehát 5000 USD/kg U, szállítása pedig 600 USD/kgU költséggel fog járni. 4.4.3. Nagy aktivitású hulladék A nagyrészt atomerőművi eredetű egyéb üzemi és lebontási nagy aktivitású hulladék fajlagos temetési költsége a kanadai AECL cég adatai alapján 7250 USD/m3. A 2.3.2. pontban leírtak szerint várhatóan 378,3 m3 ilyen hulladék keletkezik (ez magában foglalja az erőmű leszereléséből keletkező teljes mennyiséget, beleértve a csőkutakban ideiglenesen elhelyezett üzemviteli nagy aktivitású radioaktív hulladékot is). Külön kell figyelembe venni a püspökszilágyi RHFT-ből átszállítandó hosszú élettartamú radioaktív hulladékokat, amelyek bruttó térfogata kb. 100 m3. Ezen hulladékok elhelyezése feltételezi a kiégett fűtőelemek befogadására már megépített mélygeológiai tárolót, és csak annak bővítési költségeit tartalmazza. Ennek megfelelően a nagy aktivitású hulladékoknak csak az elhelyezési költségével kell számolni. A nagy aktivitású radioaktív hulladékok szállítási költségénél a NAÜ 8000 USD/m3-es adatából lehet kiindulni. A kiégett üzemanyag kezelésére vonatkozó mennyiségi adatokat az RHK Kht. kérésére a PA Rt. minden évben felülvizsgálja. Az adatok változásához vezethet a 24
3. verzió
kiégetés stratégiájának megváltoztatása, új típusú üzemanyag bevezetése, vagy valamely üzemzavar, nem tervezett esemény bekövetkezése. Ez indokolja a periodikusan megismétlődő adatszolgáltatás szükségességét. A nagy aktivitású radioaktív hulladékok fajlagos elhelyezési költségének és a szállítási költségelemek felülvizsgálatát célszerű a kiégett üzemanyagra vonatkozó információk felülvizsgálatával együtt elvégezni. A mennyiségi adatokat az erőmű lebontására vonatkozó DECOM tanulmány tartalmazza. Ezen tanulmány a 6. fejezetben leírtak szerint kerül felülvizsgálatra. 4.4.4. Összefüggések A nagy aktivitású radioaktív hulladékok végső elhelyezésére és a kiégett üzemanyag kezelésére vonatkozó tervek szorosan kapcsolódnak: - a KKÁT bővítéséhez, meghatározva a bővítés szükséges mértékét, - a KKÁT üzemidejéhez, ami meghatározza a nagy aktivitású radioaktív hulladékok befogadására kialakítandó hulladéktároló üzembe helyezésének határidejét, - az erőmű lebontásának időpontjához, ami meghatározza a nagy aktivitású radioaktív hulladéktároló létesítmény pihentetési, újra üzembe állítási és lezárási időtartamait, illetve időpontjait. 5. A kiégett nukleáris üzemanyag átmeneti tárolása 5.1. Előzmények Az atomerőművi eredetű kiégett nukleáris üzemanyag átmeneti tárolására vonatkozó előzményeket a 4.1.2. fejezet bemutatja. A hosszú távú tervek kialakítása szempontjából fontos körülmény, hogy történeti okok miatt a KKÁT beruházását, üzemeltetését és karbantartását kezdetben alanyi jogon a PA Rt. végezte, majd a Központi Nukleáris Pénzügyi Alap létrehozását követően szerződéses megbízás keretében folytatta ezt a tevékenységet. A KKÁT 11. moduljának elkészítését követően a további modulok építéséhez új engedélyezési eljárás szükséges. Ezt a helyzetet kihasználva az RHK Kht. 2001– 2002 során megvizsgálta, hogy a tároló típusának módosításával lehet-e a létesítmény biztonságát fenntartva vagy megnövelve költséget megtakarítani. A 2003. évben megkezdődik a létesítmény bővítésére vonatkozó engedélyezési eljárás. A 2003. áprilisi paksi üzemzavar felvetheti a tároló típusmódosítása újbóli megvizsgálásának szükségességét. Az esetleges típusmódosításra vonatkozó döntést az RHK Kht. az engedélyezési eljárást követő időre halasztja.
25
3. verzió
A nem atomerőművi kiégett üzemanyag tárolólétesítménye a 2.3.5. pont szerint adott. 5.2. Stratégiai cél A kiégett nukleáris üzemanyag átmeneti tárolását a létesítmény bővítésével és folyamatos üzemeltetésével biztosítani kell. Az RHK Kht-nak fel kell készülnie a KKÁT üzemeltetésére. 5.3. Feladatok ütemezése 2004–2069 2004
2005 2004–2007 2008–2011 2012–2017 2047–2069 2070–2088 2089–2104
- Folyamatos üzemeltetés. - Koncepcióterv készítése szivárgó, esetleg sérült kiégett üzemanyag átmeneti tárolására. - A sérült kazetták átmeneti tárolására vonatkozó megoldás megtervezése és az engedélyezése. - A sérült kazetták átmeneti tárolásának megvalósítása. - 12–16 kamramodul elkészítése. - 17–20 kamramodul elkészítése. - 21–25 kamramodul elkészítése. - A feltöltött kamramodulok kiürítése, a kiégett üzemanyagok elszállítása a nagy aktivitású hulladékok tárolójába. - Védett őrzés a leállított atomerőművel együtt. - Leszerelés az erőmű leszerelésével együtt.
5.4. Forrásadatok és információk a gazdasági számítások elvégzéséhez A KKÁT bővítésére vonatkozó költségadatokat a korábban megkötött szerződések alapján lehet számolni. Az eddigiek során rendelkezésre állnak a négykamrás fázisra kötött szerződések. Ez használható a bővítés azon lépésében, ahol négy új kamra készül. Alkalmas szorzó segítségével becsülhető az ötkamrás fázis költsége. A bővítési költség magában foglalja a felmerülő engedélyezési és tájékoztatási költségeket is. A KKÁT modulárisan bővíthető létesítmény. A szükséges tárolókapacitás bővítése a PA Rt. igényeinek felel meg. Ebben a pillanatban az erőmű tervezett üzemidejét, és éves szinten keletkező kiégett üzemanyag mennyiségét, valamint a pillanatnyilag a helyszínen tárolt kiégett üzemanyag mennyiségét figyelembe véve összesen 25 kamra felépítése van betervezve. Ez a szám a megvalósíthatósági tanulmány alapján tovább bővíthető. A KKÁT üzemeltetési és karbantartási költségeit, valamint a KKÁT bővítésének szervezésével foglalkozó KKÁT projekt költségeit a PA Rt. adatszolgáltatása határozza meg, amelyet évente rendszeresen megújít. 26
3. verzió
A kiégett üzemanyag átmeneti tárolása és egyéb hulladékkezelési feladatok között érdemi összefüggések az alábbiak szerint állnak fenn: - A KKÁT területéről 2047 és 2069 között kiszállítják a kiégett üzemanyagot a nagy aktivitású hulladéktárolóba. A tárolási és szállítási költségeket és ezek felülvizsgálatát a 4. fejezet tartalmazza. - Az üzemen kívül helyezett KKÁT a leállított atomerőművel együtt felügyelet melletti elzárásban vár a leszerelésre 2070 és 2089 között, továbbá a KKÁT leszerelése és a hulladék elszállítása 2090-től az atomerőmű lebontásával együtt történik. A vonatkozó költségeket a 6. fejezet tartalmazza, a forrásadatok tervezett felülvizsgálatával együtt. 6. A Paksi Atomerőmű és az egyéb nukleáris létesítmények lebontása 6.1. Előzmények A paksi atomerőmű első blokkját 1982-ben kapcsolták az országos hálózatra, a negyedik blokk üzembe helyezése pedig 1987-ben került sor. Az atomerőmű tervezett üzemideje 30 év, ebből vezethető le az a feltételezés, hogy az erőmű negyedik blokkját várhatóan 2017-ben állítják le, ha az élettartam meghosszabbítására irányuló erőfeszítések nem vezetnek eredményre. Az erőmű leszerelésére vonatkozó első tanulmányt a DECOM Slovakia Ltd. készítette 1993-ban. Ebben a tanulmányban a vizsgálat tárgyát csak az első kiépítés (1-2. blokk) képezte. Az 1997-ben készített új változat már kiterjedt mind a 4 blokk és a KKÁT leszerelése is. Nagy előrelépésnek számít, hogy 2003-ban a DECOM Slovakia Ltd. és a TSENERCON Kft. elkészítették a paksi atomerőmű és a KKÁT előzetes leszerelési tervének első változatát. A paksi atomerőmű előzetes leszerelési terve ugyan azokat a leszerelési változatokat vizsgálja, mint az 1997-es tanulmány, de ez már terv mélységű, és messzemenőleg figyelembe veszi a NAÜ ide vonatkozó ajánlásait. A KKÁT előzetes leszerelési terve csak egy, az erőmű „felügyelet melletti elzárás 70 évre” leszerelési változatához szorosan illeszkedő leszerelési változatot vizsgál. Az 1997-es tanulmány, illetve az erőmű 2003-as előzetes leszerelési terve összesen öt különböző leszerelési változatot vizsgált. Ezek közül a költséghatás tekintetében legkedvezőbb változat a „felügyelet melletti elzárás 70 évre”, és ezért ez a referencia-szcenárió is. Ezek szerint a kiégett fűtőelemek KKÁT-ba történő kiszállítása után az erőmű szekunder részei lebontásra kerülnek, míg a radioaktív anyagokat és berendezéseket tartalmazó részek lezárt, és folyamatosan őrzöttellenőrzött állapotban maradnak 70 évig.
27
3. verzió
A BME oktatóreaktorát 1971-ben helyezték üzembe, a hazai nukleáris szakembergárda oktatási igényeinek kielégítésére. A reaktor ma 100 kW névleges teljesítménnyel működik, és 2007-ig rendelkezik érvényes üzemeltetési engedéllyel. A reaktor jó műszaki állapota valószínűvé teszi, hogy 2007-ben az időszakos biztonsági felülvizsgálat (IBF) után a létesítmény még akár 2x10 évig is kapjon további üzemeltetési engedélyt. A paksi atomerőmű tervezett élettartamhosszabbítása és így további erőművi személyzet kiképzése ennek szükségességét kifejezetten alátámasztja. Fentiek alapján a létesítmény leszerelésével 2027 után kell számolni. Leszerelési tervet a BME NTI saját költségre 2003-ban készítetett, néhány elképzelhető leszerelési ütemtervet figyelembe véve. A KFKI AEKI kutatóreaktorát 1959-ben építették. A zóna módosítására 1967-ben került sor, új fűtőelem bevezetésével. 1986 és 1992 között a létesítményt felújították, új tartályt építettek be és a hőteljesítményt 10 MW-ra növelték. A létesítmény kutatási és izotópgyártási feladatokat lát el, amihez 2,2x1014 n/cm2s neutronfluxus áll rendelkezésre. A kutatóreaktorra vonatkozó időszakos biztonsági jelentés készítése most van folyamatban és ennek alapján várható az üzemeltetési engedély 10 éves meghosszabbítása. Tekintettel arra, hogy a reaktor tervezett üzemideje 30 év, az üzemeltetést 2023-ig tervezik. A reaktor leszerelésével kapcsolatos tanulmányt a PHARE Projekt keretében az AEA Technology és az INITEC 1997-ben készítette. Egy másik leszerelési tanulmány a Belgoprocess, az SCK CEN és a STUDSVIK RADWASTE közreműködésével 1998-ban készült. 6.2. Stratégiai cél A Paksi Atomerőmű lebontására a „felügyelet melletti elzárás 70 évre” verzió figyelembevételével kell felkészülni. Annak érdekében, hogy a világban végbemenő műszaki fejlesztések és a felszaporodó tapasztalatok beépüljenek a felkészülésbe, periodikusan felül kell vizsgálni az előzetes leszerelési tervet. 6.3. Feladatok ütemezése 2004–2006
- A végleges leszerelési terv elkészítéséhez szükséges számítógépes adatbázis létrehozása. 28
3. verzió
2007 2010–2022
2022–2082 2082–2104
-
Az előzetes leszerelési terv felülvizsgálata. A leszerelési terv véglegesítése és engedélyeztetése. A blokkok szakaszos leállítása. A kiégett üzemanyag-kazetták átszállítása a KKÁT-ba. Az erőmű inaktív részeinek lebontása. Az erőmű aktív részeinek előkészítése a felügyeletre. Az erőmű aktív részeinek felügyelete (2070 után a KKÁT-val együtt). - Az erőmű aktív részeinek leszerelése. - A KKÁT leszerelése.
6.4. Forrásadatok és információk a gazdasági számítások elvégzéséhez Az erőmű leszerelésére vonatkozó költségadatok a 2003-ban elkészült „A paksi atomerőmű előzetes leszerelési tervének válogatott fejezetei” megnevezésű, STD/PAKS/VD/06-02 azonosítójú, valamint a „KKÁT előzetes leszerelési terve” megnevezésű, STD/PAKS/VD/07-02 azonosítójú dokumentumokból származnak. Az előzetes leszerelési tervet rendszeresen aktualizálni kell, míg a leszerelési terv végső változata elkészül. Az erőmű leszerelése, mint a törvényben nevesített feladatok időben legkésőbb esedékes mozzanata érdemi összefüggésben áll más hulladékkezelési feladatokkal: - Az erőmű leszereléséből jelentős mennyiségű különböző aktivitású hulladék származik, így a különféle tárolók kapacitásának tervezésekor ezt figyelembe kell venni, ugyanakkor a tárolók zárásának időzítését szintén a lebontáshoz kell igazítani. - Az erőmű és a KKÁT lebontása egyidejűleg történik, így a KKÁT felügyeletét is ehhez kell igazítani. 7. Egyéb feladatok 7.1. Bevezetés Az atomtörvényben és végrehajtási utasításaiban megfogalmazott fő szakmai feladatokkal összefüggő terveket az előző fejezetek tartalmazzák. Ebben a fejezetben azok a tevékenységek szerepelnek, amelyek a fő feladatok ellátásához szükségesek és a hosszú távú tervekbe pénzügyileg is beépülnek. Ide tartozik az RHK Kht. működtetése, az alapkezelő finanszírozása, a hatósági felügyeleti díj és a lakosság támogatása. 7.2. Az RHK Kht. működtetése
29
3. verzió
Az RHK Kht. 1998. június 2-án alakult meg. A Társaság működését és így finanszírozását a hosszú távú tervben foglalt utolsó feladat végrehajtásáig kell figyelembe venni. A Társaság éves működési költsége 2003. júliusi árszinten 1951 M Ft volt. Jelen tervben 2004. évi árszínvonalon a Társaság működési költsége 2023 M Ft-ra van beállítva. Ez a költség magában foglalja a püspökszilágyi RHFT üzemeltetési költségeit, a KKÁT üzemeltetésének egy részét és a hatósági felügyeleti díjat. Az RHK Kht. 2004. évi működési költségei kevésbé nőnek, mint a számításoknál figyelembe vett 4,6%-os infláció, mivel a 2004. évi működési költségek már nem tartalmaznak néhány egyszeri tételt (pl. KKÁT tartalékalkatrész). 7.3. Az alapkezelő költségei A 67/1997. (XII. 18.) IKIM rendelet 4. § (2) bekezdése szerint „Az Alap kezelésével kapcsolatban az OAH által ellátott feladatokat, valamint a szakértők és szakértői csoportok igénybevételét az Alap terhére kell finanszírozni”. Ennek megfelelően a 2004. évben az alapkezelő működési célra 54,0 M Ft-ot használ fel. Ezzel a működési költséggel az alapból finanszírozott utolsó feladattal bezárólag számolni kell. Az alapkezelő működési költségeinek felülvizsgálata évenként indokolt. A 2004. évben fizetett tétel az előző évi költség inflációval növelt értéke. 7.4. A lakossági támogatás rendszere Az atomtörvény 10. § (4) bekezdése szerint „Az atomerőmű, valamint a radioaktív hulladéktároló engedélyese a létesítmény környezetében lévő települések lakosságának rendszeres tájékoztatása érdekében elősegíti társadalmi ellenőrzési és információs társulás létrehozását, annak tevékenységéhez támogatást adhat”. Ennek megfelelően a helyi önkormányzatokból alakult társulásokkal kötött szerződések alapján a támogatás az adott évben és térségben esedékes kutatási és beruházási költség 5–10%-a, vagy ezek hiányában fix összeg. 8. A KNPA-ba való 2003. évi befizetések számítása 8.1. A számítások módszere A számítások az OAB Szakbizottságának 2000. január 18-i ülésén elfogadott „A Központi Nukleáris Pénzügyi Alapból finanszírozandó tevékenységek hosszú távú terveinek és a vonatkozó költségbecslés kialakításának szabályai”-ban leírt számítási algoritmus szerint készültek. 8.2. Lényegesebb változások a második közép- és hosszú távú tervben foglalt 30
3. verzió
számításokhoz képest - A második közép- és hosszú távú tervben a 2003. évi befizetés 21.081,5 M Ft összeggel szerepel. A megváltozott ÁFA törvények miatt a szállításokra 25% ÁFA-t kell számolni. - Jelentős költségnövekedést okoz a hatósági felügyeleti díj, amely a KKÁT-ba betározott kazetták után 75 e Ft/kazetta/év. A számításokban ezt a tételt a KKÁT kiürítéséig figyelembe vettük, és ez a program bázisáras költségét 39 Mrd Ft-tal növeli, ugyanezen ok miatt az erőmű éves befizetése mintegy 1,7 Mrd Ft-tal növekszik. - További változást jelent az atomerőmű leszerelésével kapcsolatos új költségbecslés, amely az éves befizetést kb. 1,2 Mrd Ft-tal növeli, miközben ezen körülmény miatt a teljes projekt bázisáron csak kis mértékben növekszik. - Évente kb. 0,7 Mrd Ft-os befizetés növekményt okoz a nagy aktivitású program felgyorsítása és a KKÁT átütemezése. - A program bázisáron számolva kb. 14 Mrd Ft-tal csökken a nagy aktivitású hulladékok mennyiségének csökkenése miatt (az új leszerelési tanulmány szerint), ami viszont évi kb. 430 M Ft-tal csökkenti az erőmű befizetési terveit. - További csökkenést jelent a PAE befizetéseiben – éves szinten kb. 300 M Ft mértékben – a pénzügyi feltételekben bekövetkezett változások együttese. Ezen változások között meghatározó szerepet játszik a forint felértékelődése az amerikai dollárhoz képest, túlkompenzálva a negatív hatásokat (pl. infláció). A számítások kiinduló adatait a 8.2.1., míg a számításokat a 8.2.2.. táblázat tartalmazza. A KNPA-ból finanszírozott tevékenységek költségeinek összefoglalását a 8.2.3. táblázat tartalmazza, és a pénzkiáramlás időbeli eloszlását szemlélteti a 8.2.4. ábra. 8.3. A KNPA-ba történő befizetés mértéke és hatása a PA Rt. által termelt villamos energia árára A számítás szerint 2004-ben a PA Rt. 23,930.6 M Ft befizetést kell, hogy teljesítsen a KNPA-ba. Ez a PA Rt. által megadott termelési terv alapján 1,82 Ft/kWh. A 8.3.1. táblázat tartalmazza a 2004. évi költségvetésről szóló törvényben megjelenő adatok tervezetét. 8.4. A költségvetési intézmények várható kiadásai és azok időzítése A 8.4.1. táblázat összefoglalja a költségvetési intézmények kiégett üzemanyag kezeléssel és leszereléssel kapcsolatos költségeit. Mint az korábban szerepelt, ezeket a kiadásokat a költségvetés a felmerülés évében fizeti. A költségek itt is 2004. évi áron jelennek meg.
31
3. verzió
32
3. verzió
Táblázatok, ábra
33
