Paksi Atomerőmű Részvénytársaság
KÖRNYEZETVÉDELMI JELENTÉS 2004. ÉVRŐL
Paks, 2005.
A Paksi Atomerőmű Részvénytársaság környezetvédelmi jelentése 2004 évről
2
A környezetvédelmi jelentés összeállításában közreműködött: Sallai Orsolya Pécsi Zsolt Fink Gábor dr. Schunk János Köves László Feil Ferenc Ranga Tibor Nagy Zoltán Demeter Károly
3
Tartalomjegyzék
1.
BEVEZETÉS ............................................................................................................................................... 5
2.
A RÉSZVÉNYTÁRSASÁG TEVÉKENYSÉGÉNEK BEMUTATÁSA ................................................ 5
3.
NUKLEÁRIS KÖRNYEZETVÉDELEM................................................................................................. 8 3.1 3.2
RADIOAKTÍV ANYAGOK KIBOCSÁTÁSA ................................................................................................. 8 KÖRNYEZETELLENŐRZÉS .................................................................................................................... 10
4. A PAKSI ATOMERŐMŰ RÉSZVÉNYTÁRSASÁG 2004. ÉVI HAGYOMÁNYOS (NEM NUKLEÁRIS) KÖRNYEZETVÉDELMI TEVÉKENYSÉGÉNEK ÉRTÉKELÉSE ................................ 13 4.1 VÍZMINŐSÉG-VÉDELEM....................................................................................................................... 13 4.1.1 Felszíni vizek védelme ................................................................................................................... 13 4.1.2 Felszín alatti vizek védelme........................................................................................................... 16 4.2 LEVEGŐTISZTASÁG-VÉDELEM ............................................................................................................ 17 4.3 INAKTÍV HULLADÉKOKKAL VALÓ GAZDÁLKODÁS .............................................................................. 18 4.3.1 Veszélyes hulladékok ..................................................................................................................... 18 4.3.2 Ipari, termelési hulladékok............................................................................................................ 20 5. A PAKSI ATOMERŐMŰ RÉSZVÉNYTÁRSASÁG 2. BLOKKJÁN 2003. ÁPRILISÁBAN TÖRTÉNT ÜZEMZAVAR KÖVETKEZMÉNYEINEK FELSZÁMOLÁSA.............................................. 21 5.1 5.2 5.3 5.4 6.
AZ 1.SZ. AKNA AUTONÓM ÜZEMÉNEK BIZTOSÍTÁSA ............................................................................ 21 A HELYREÁLLÍTÁS ENGEDÉLYEZÉSI FOLYAMATA ............................................................................... 21 AZ ELTÁVOLÍTÁSI SZERZŐDÉS TELJESÜLÉSE ....................................................................................... 22 AZ ELHÁRÍTÁSHOZ KAPCSOLÓDÓ EGYÉB TEVÉKENYSÉGEK ................................................................ 23
RADIOAKTÍV HULLADÉKOK KEZELÉSE....................................................................................... 24 6.1 A RADIOAKTÍV HULLADÉKOK KEZELÉSÉVEL, ÁTMENETI TÁROLÁSÁVAL ÖSSZEFÜGGŐ FEJLESZTÉSEK A PAKSI ATOMERŐMŰBEN ................................................................................................................................... 24 6.2 KIS ÉS KÖZEPES AKTIVITÁSÚ SZILÁRD RADIOAKTÍV HULLADÉKOK ..................................................... 26 6.3 NAGY AKTIVITÁSÚ SZILÁRD RADIOAKTÍV HULLADÉKOK .................................................................... 27 6.4 FOLYÉKONY RADIOAKTÍV HULLADÉKOK ............................................................................................ 28 6.4.1 Bepárlási maradékok..................................................................................................................... 29 6.4.2 Evaporátor savazó oldat ............................................................................................................... 29 6.4.3 Elhasznált primerköri ioncserélő gyanták..................................................................................... 29 6.4.4 Aktív oldószerkeverékek ................................................................................................................ 29 6.4.5 Elszennyeződött technológiai bórsavoldatok ................................................................................ 30
7.
KÖRNYEZETVÉDELMI MENEDZSMENT RENDSZER ................................................................. 32 7.1 7.2
A PAKSI ATOMERŐMŰ RÉSZVÉNYTÁRSASÁG KÖRNYEZETPOLITIKÁJA ............................................... 32 KÖRNYEZETKÖZPONTÚ CÉLOK, PROGRAMOK ..................................................................................... 33
8.
VESZÉLYES ÁRUK SZÁLLÍTÁSA ÉS A BIZTONSÁGI TANÁCSADÓI RENDSZER................. 38
9.
JELEK ÉS RÖVIDÍTÉSEK MAGYARÁZATA.................................................................................... 40
4
1. Bevezetés A Paksi Atomerőmű Részvénytársaság Magyarország meghatározó villamosenergia-termelő társasága. A környezetkímélő energiatermelés jegyében a Paksi Atomerőmű Részvénytársaság 2001-ben Környezetközpontú Irányítási Rendszert (KIR) vezetett be. A Környezetközpontú Irányítási Rendszer MSZ EN ISO 14001:1997 szabványnak való megfelelőségét a Magyar Szabványügyi Testület tanúsította 2002-ben. A Környezetközpontú Irányítási Rendszer második éves felülvizsgálati auditjára 2004. novemberében került sor. A felülvizsgálati auditot a Magyar Szabványügyi Testület végezte. A 2004 évi felülvizsgálati auditon a Paksi Atomerőmű Részvénytársaság bizonyította környezetvédelmi menedzsment rendszere működésének megfelelőségét, környezetvédelmi teljesítménye folyamatos javítását, így továbbra is az MSZ EN ISO 14001:1997 szabványnak való megfelelőséget igazoló okirat használatára jogosult.
2. A Részvénytársaság tevékenységének bemutatása A társaság alaptevékenysége a villamosenergia termelés. Az elmúlt évben az atomerőmű a hazai villamos energia termelés 36 %-át, 11 915 GWh villamos energiát állított elő (1 GWh = 1.000.000 kWh). Az erőmű 4 blokkja által megtermelt villamos energia mennyiségének alakulása a 4. blokk indulását követő évtől (1988) 13.400 és 14.180 GWh között változott. Ez alól kivétel a 2003 és a 2004 év, amikor – a 2003-ban a 2. blokkon bekövetkezett üzemzavart követően – a 2. blokk 2003-ban az év nagy részében nem termelt villamos energiát, 2004-ben pedig az üzemzavar következményeinek felszámolása miatt az év nagyobb részében szintén 3 blokkos üzemmel működött az atomerőmű. 2004 –ben a blokkok teljesítmény kihasználási tényezői az alábbiak voltak:
1.blokk: 87,5 % 2. blokk: 29,3 % 3. blokk: 88,5 % 4. blokk: 85,7 %
Az atomerőmű villamos energia termelését az erőmű indulásától az 1. ábra mutatja be.
5
15 12
1000 GWh
9 6 3
2004
2003
2002
2001
2000
1999
1998
1997
1996
1995
1994
1993
1992
1991
1990
1989
1988
1987
1986
1985
1984
1983
0
év
1. ábra Az atomerőmű villamos energia termelése Magyarország villamos energia felhasználását teljes mértékben nem biztosítja a hazai termelés, importra is szükség van. A hazai termelés és az import viszonyát szemlélteti a 2. ábra. Az ábrán egyéb hazai termelés alatt a szén-, olaj-, gáztüzelésű erőművek, valamint a megújuló energiaforrások felhasználásával termelt villamos energiát értjük. 45 40 35
25 20 15 10
atomerőműi termelés
év egyéb hazai termelés
import
2. ábra Magyarország villamos energia felhasználása 6
2004
2003
2002
2001
2000
1999
1998
1997
1996
1995
1994
1993
1992
1991
1990
1989
1988
1987
1986
1985
0
1984
5 1983
1000 GWh
30
Az erőmű 4 blokkját 1982 és 1987 között helyezték üzembe. A blokkok műszaki adatait az alábbi táblázat foglalja össze.
Blokkok típusa
nyomottvizes, vízhűtésű, víz moderátorú VVER-440 V-213 energetikai reaktor
A primerköri hurkok száma
6
Hőteljesítmény
1375 MW
Turbinák száma
2
Blokkok névleges villamos teljesítménye:
1. blokk:
467 MW
2. blokk:
468 MW
3. blokk:
470 MW
4. blokk:
471 MW
42 tonna urándioxid
Az aktív zóna töltete
1. táblázat A Paksi Atomerőmű Részvénytársaság blokkjainak legfontosabb műszaki adatai
7
3. Nukleáris környezetvédelem A Paksi Atomerőmű működésének megítélésében a nukleáris biztonságra és az energiatermelés hatékonyságára vonatkozó mutatók mellett meghatározó szerepet játszanak a környezeti hatások is. Alapvető elvárás, hogy az atomerőmű nukleáris környezeti hatásairól részletes információk álljanak rendelkezésre, továbbá, hogy e hatások mértéke ne lépje túl a hatósági szabályozásban engedélyezett szinteket. Az atomerőműben folyó sugárvédelmi tevékenységnek ezért 2004-ben is az volt az egyik legfontosabb feladata, hogy a kibocsátások és a környezet sugárzási jellemzőinek széleskörű ellenőrzésével, közvetlen mérési adatokkal bizonyítsa a származtatott kibocsátási korlátok, és − ezen keresztül is − az atomerőmű működésére vonatkozó elsődleges dózismegszorítás biztonságos betartását. A fentiekben megfogalmazott célok elérése érdekében az atomerőmű sugárvédelmi szervezete a nukleáris környezetvédelem területén széleskörű ellenőrzési és felügyeleti programot hajtott végre, illetve szükség szerint intézkedéseket hozott. A nukleáris környezetvédelmet − az elmúlt évekhez hasonlóan − 2004-ben is a kétszintű, azaz a távmérőrendszerek és a mintavételes ellenőrzés jellemezte.
3.1
Radioaktív anyagok kibocsátása
2004. évtől életbe lépett a 15/2001 (VI.8.) KöM rendelet által előírt új kibocsátási korlátozási rendszer, amely az atomerőműre meghatározott dózis megszorításból (90 µSv) származtatott izotópspecifikus kibocsátási korlátokhoz hasonlítja mind a folyékony, mind a légnemű kibocsátásokat. A 2. táblázatban csoportokba foglalva szerepelnek az összesített kibocsátási adatok és az azokhoz tartozó kibocsátási határérték kritériumok. Összességében elmondható, hogy az atomerőmű Rt. 0,27 %-ban használta ki a kibocsátási korlátot (kibocsátási határérték kritérium: 2,67 × 10-3), ebből 0,15 % - kal a folyékony, míg 0,12 % - kal a légnemű kibocsátások részesedtek. A PA Rt. 2004 évi kibocsátási határérték kritériuma: 2,67 × 10-3, azaz 0,27 %. A kibocsátási határérték kritérium egy adott izotópra és kibocsátási módra vonatkozóan a kibocsátási határérték és a kibocsátott mennyiség hányadosa. Kibocsátási határérték kritérium számítása:
Rij
∑ El ij
≤1
ij
Ahol: Elij = az i radionuklid j kibocsátási módra vonatkozó kibocsátási határértéke (Bq/év) Rij = az i radionuklid j kibocsátási módra vonatkozó éves kibocsátása (Bq/év)
8
Izotóp-csoportok
Összes kibocsátás [Bq]
Kibocsátási határérték kritérium
1,31 ×109
3,00 × 10-4
3,35 × 1013 1,94 × 108 3,26 × 1012 6,92 × 1011
5,05 × 10-4 8,34 × 10-5 1,90 × 10-5 2,83 × 10-4 1,19 × 10-3
1,59 × 109
9,32 × 10-4
1,60 × 1013 2,65 × 105
5,52 × 10-4 3,69 × 10-7 1,48 × 10-3
Légnemű kibocsátások
Korróziós és hasadási termékek Radioaktív nemesgázok Radiojódok Trícium Radiokarbon Összes légnemű kibocsátás: Folyékony kibocsátások
Korróziós és hasadási termékek Trícium Alfa-sugárzók Összes folyékony kibocsátás:
2. táblázat Kibocsátások összefoglaló adatai
A paksi atomerőmű kibocsátásainak a rendelkezésre álló legfrissebb nemzetközi adatokkal történő összevetésére a 3. táblázat ad lehetőséget, amely a paksival azonos elven működő úgynevezett nyomottvizes atomerőműi blokkok (PWR típusú blokkok) egységnyi energiatermelésre vonatkozó kibocsátási adatait mutatja be a paksi hasonló adatok tükrében. Nemzetközi adatok az 1995. és 1997. közötti időszakra vonatkoznak, az UNSCEAR1 2000. évi jelentésében ezeket az adatokat publikálta (kivéve a radiokarbon kibocsátásra vonatkozó adatok, melyek csak 1990-1994. közötti időszakra állnak rendelkezésre). Az összevetésből kitűnik, hogy a korróziós és hasadási termékek, illetve a nemesgáz adatainak látszólagos a növekedése. Az új szabályozás szerint a kibocsátási adatokat izotópszelektív mérésekből határozzuk meg és a nem mért izotópokat a kimutatási határértékkel vesszük figyelembe. A korábbi évek gyakorlatában ezen adatok összes bétasugárzás mérésével lettek meghatározva. A folyékony kibocsátásban mind a korróziós és a hasadási termékeknél, mind a tríciumnál a paksi adatok a nemzetközi átlag alatt vannak.
1
Az UNSCEAR az ENSZ ionizáló sugárzással foglalkozó tudományos bizottsága
9
Radionuklid
Paks [GBqGWe-1év-1] 2004 1983-2004
PWR [GBqGWe-1év-1] 1995-1997
Légnemű kibocsátás
Összes aeroszol 131 I egyenérték Összes nemesgáz Összes trícium Összes radiokarbon
9,7 × 10-1 1,4 × 10-1 2,5 × 104 2,4 × 103 5,1 × 102
5,9 × 10-1 1,2 × 101 1,2 × 105 2,3 × 103 * 7,4 × 102 **
1,3 × 10-1 1,7 × 10-1 1,3 × 104 2,4 × 103 2,2 × 102 ***
1,2 × 100
1,5 × 100
8,1 × 100
1,2 × 104
1,1 × 104
1,9 ×104
Folyékony kibocsátás
Korróziós és hasadási termékek Trícium
3. táblázat A paksi atomerőműből kibocsátott radioaktív anyagok mennyisége az UNSCEAR világadatok tükrében
Megjegyzés: A nemzetközi adatok a Paksi Atomerőművel azonos elven működő nyomottvizes erőműi blokkokra vonatkoznak (UNSCEAR Report 2000) – * : 1985-2003 átlaga – ** : 1988-2003 átlaga – *** : 1995-1997 átlaga
3.2
Környezetellenőrzés
Az atomerőmű Üzemi Környezeti Sugárvédelmi Ellenőrző Rendszerének (ÜKSER) feladata, hogy közvetlen környezeti mérésekkel is bizonyítsa, az erőmű normál üzemben valóban nem szennyezi a környezetet. Az erőmű környezetének sugárvédelmi ellenőrzése részben távmérő (telemetrikus) rendszereken, részben mintavételes, laboratóriumi vizsgálatokon alapul. A Paksi Atomerőmű 30 km-es környezetében a mintavevő- és távmérő állomások elhelyezkedését a 3. ábra mutatja be. A laboratóriumi vizsgálatok kiterjednek mind a környezeti közegekre, mind a tápláléklánc elemekre. Ez éves szinten körülbelül 4000 minta feldolgozását és mérését jelenti. Az atomerőmű üzemeltetése közvetlenül mérhető hatással 2004-ben sem volt a környezet sugárzási viszonyaira. Az „A” és „G” típusú állomások dózisteljesítmény mérő szondái, továbbá az összes állomáson kihelyezett TL-detektorok mérési eredményei a környezet természetes gamma-sugárzására jellemző dózisteljesítményt, illetve dózist mutatták. 10
3. ábra Mintavevő és távmérő állomások elhelyezkedése a Paksi Atomerőmű Rt. környezetében
Az ALNOR TL dózismérőkkel állomásonként kapott 2004. évi átlagos dózisteljesítmény értékek (4. ábra) a mért fizikai mennyiség változásából adódó korrekció figyelembe vételével megfelelnek a korábbi évek és az alapszinti időszak adatainak. Megállapítható, hogy a 2004. évi környezeti dózismérési adatokból nem lehet az atomerőmű járulékára következtetni. Ez összhangban van a radioaktív anyagok légköri kibocsátásából származtatható képpel, amely szerint az erőműtől származó járulék nagyságrendekkel kisebb a természetes háttérsugárzás értékénél, illetve ingadozásánál, s így közvetlen dózismérési módszerekkel nem mutatható ki.
11
100 Dózisteljesítmény [nSv/h]
90 80 70 60 50 40 30 20 10 8
7
9 C1 0 C1 1 C1 2 C1 3 C1 4 C1 5 C1 6 C1 7 C1 8 C1 9 C2 0 C2 1 C2 2 C2 3 B2 4 L2 5
A
A
A
5
4
3
2
6 A
A
A
A
A
A
1
0 Mintavevő állomás
4. ábra A környezeti gamma-sugárzás havi átlagos környezeti dózisegyenérték teljesítménye 2004-ben a távmérő és a mintavevő állomásokon ALNOR TLD-vel mérve
A Dunába kibocsátott radioaktív anyagok által a Duna vizében létrehozott évi átlagos növekmény becsült értéke – a teljes elkeveredés után – trícium esetében 1 Bq/dm3-nél, az összes többi radionuklidra pedig együttvéve 0,1 Bq/dm3-nél kisebb volt. Az atomerőmű környezetében – az „A” típusú állomásokon – a telepített mintavevőkkel vett aeroszol mintákban nagyon kicsi aktivitáskoncentrációban – néhányszor 10 µBq/m3 nagyságrendben – 54Mn és 60Co volt esetenként kimutatható. Az aeroszolok mellett a levegőben 0,1-1 mBq/m3 nagyságrendben mérni lehetett az 1 TBq alatti aktivitással kibocsátott radiokarbont is. A kibocsátott trícium által okozott növekmény az atomerőműtől 1-2 km távolságra 10 mBq/m3 körülire, a nemesgázok környezeti aktivitáskoncentrációja ugyanitt 100 mBq/m3 körülire becsülhető. A fall-out (kihullás) mintákban egyetlen esetben sem lehetet kimutatni atomerőműtől származó radioaktív izotópot. A dunai iszapminták közül csak a melegvíz-csatorna kiömlésénél és attól távolabbi ponton vett mintákban találtunk erőműtől származó radionuklidot (60Co-at) 2,4-3,7 Bq/kg közötti értékben. A talaj, a fű, a halastavak víz és iszap mintáiban, továbbá a tej- és a halmintákban kibocsátásból származó radioaktív izotópot a mérések kimutatási határ felett nem jeleztek. Összegezve a nukleáris környezetellenőrzés 2004. évi mérési eredményeit, kijelenthető, hogy az atomerőmű és a Kiégett Kazetták Átmeneti Tárolója együttes hatása a környezetre sugárvédelmi szempontból elhanyagolható volt. Az atomerőmű sugárvédelmi szervezete a kibocsátási és a meteorológiai adatok, illetve terjedési modell felhasználásával 2004-re is elvégezte a lakossági többlet sugárterhelés számítását. E számítás szerint a légköri és folyékony kibocsátásokból származó a kritikus lakossági csoportra vonatkozó többlet lakossági sugárterhelések 54 nSv, ami jól egybevág a 2003. előtti évek többlet sugárterhelés szintjeivel. 12
4. A Paksi Atomerőmű Részvénytársaság 2004. évi hagyományos (nem nukleáris) környezetvédelmi tevékenységének értékelése
4.1
Vízminőség-védelem
4.1.1 Felszíni vizek védelme Az atomerőmű, mint az ország legnagyobb nyersvíz felhasználó üzeme különös gondot fordít a víz minőségének védelmére. A felszíni vízkivételből biztosított hűtő- és technológiai vizek mennyisége 2004-ben 2,17 milliárd m3 volt, ami hasonló a 2003. évi mennyiséghez és kevesebb, mint a 2003-at megelőző években (3. ábra). Ennek oka, hogy 2003-ban és 2004-ben a 2. blokk az év nagyobb részében nem termelt villamos energiát. A rétegvíz kutakból biztosított szociális jellegű ivóvíz-felhasználás 238 583 m3 volt. A kibocsátott hűtővíz a befogadó Duna hőszennyezését nem, csak hőterhelését okozza, mivel a felmelegedés mértéke az ökológiai egyensúlyt nem bontja meg. Hatósági engedélyeink a hőlépcső maximális mértékét és a Duna víz hőmérsékletének maximumát határozzák meg, ezeket a korlátokat 2004-ben is betartottuk. A kibocsátott kondenzátor-hűtővíz minősége annak hasznosítását is lehetővé teszi. Az erőmű halastavainak vízutánpótlása a kondenzátor-hűtővíz rendszerből történik. A technológiai hűtővízrendszerből származó hűtővíz minősége megfelelő a Faddi-holtág vízutánpótlására. 2004-ben 7,3 millió m3 víz lett továbbadva, leginkább a nyári meleg, száraz időszakban. 2817961
2738305 2525684
2700000
2709411
2424678 2138374
2400000
2172692
2000000 1600000 1200000 800000
[év]
5. ábra Hűtővíz felhasználás 1996-2004 között
13
2004
2003
2002
2001
2000
1999
1998
0
1997
400000 1996
Felhasznált hűtővíz mennyisége 3 [1000 m /év]
2800000
2606000
A szociális vízhasználatokból az üzemi területen keletkező szennyvíz az erőmű kommunális szennyvíztisztító rendszerén keresztül került kibocsátásra. A szennyvíztisztítás hatásfokát üzemi kontroll és az Alsó-Duna-völgyi Környezetvédelmi Felügyelőség rendszeresen ellenőrizte. A tisztítás hatásfoka, így a kibocsátott vizek minősége az előírásoknak megfelelő volt. 2004 évben 258 ezer m3 kommunális szennyvíz keletkezett. A kommunális szennyvíz 2004 évi ellenőrzések eredményeit az alábbi táblázat foglalja össze.
Komponens
KOICr Ammónia-ammónium Olajtartalom (SZOE)
Mért érték [mg/dm3]2 2004.05.27. 2004.11.08. 42 33 7 4.9 <2 <2
Hatósági korlát [mg/dm3]
150 30 10
4. táblázat Kommunális szennyvíz 2004. évben mért vízminőségi paraméterei
Az inaktív ipari hulladékvizek túlnyomó részét a sótalanvíz előállítás során keletkező savas és lúgos szennyezettségű vizek alkotják. A vízlágyítói hulladékvíz mennyisége 2004-ben 132 ezer m3 volt. A hulladékvíz semlegesítése és ülepítése a 10 000 m3-es zagymedencékben történik. A medencék vízminőségét és kibocsátását rendszeres üzemi kontroll ellenőrzi. A kibocsátott hulladékvíz minősége megfelelő volt, a szennyező anyagok koncentrációja a melegvíz csatornában a határértékeket nem haladta meg. A melegvíz csatorna 2004. évi kibocsátásának adatait az 5. táblázat foglalja össze. Komponens
KOIp KOICr pH Olajtartalom (SZOE) Ammónia-ammónium Összes oldott anyag Összes lebegőanyag
Mért max. érték [mg/dm3]2 2004.05.27. 2004.11.08. 4.6 2.7 23 12 8.25 8.15 <2 <2 0.14 0.09 222 296 68 6
Hatósági korlát [mg/dm3]3
150 5 – 10 között 10 30 500
5. táblázat Melegvíz csatorna vizének 2004. évben mért vízminőségi paraméterei
2 3
A környezetvédelmi hatóság által mért maximális értékek. Hatósági korlát a 3/1984. (II.7.) OVH rendelkezés szerint.
14
0.0
6.b ábra
15
dátum
Összes lebegő anyag tartalom
2004. december
2004. november
2004. október
Olajtartalom
2004. szeptember
2004. augusztus
Összes oldott anyag tartalom
2004. július
2004. június
2004. május
2004. április
2004. március
2004. február
2004. január
0.0 2004. december
2004. december
2004. november
2004. november
2004. október
2004. október
2004. szeptember
2004. szeptember
2004. augusztus
2004. augusztus
2004. augusztus
2004. július
2004. július
2004. június
2004. június
2004. május
2004. május
2004. április
2004. április
2004. március
2004. március
2004. március
2004. február
2004. február
2004. január
2004. január
A vízlágyítói hulladékvíz és a melegvíz csatorna vizének üzemi ellenőrzését rendszeresen, heti egyszeri gyakorisággal végezzük. A melegvíz csatorna vizének minőségi paramétereit szemléltetik a következő ábrák (6 a-b-c ábrák). hatósági korlát %-a
5.0
4.0
3.0
2.0
1.0
dátum
Ammónia-ammónium
6.a ábra
hatósági korl át %-a
18.0
16.0
14.0
12.0
10.0
8.0
6.0
4.0
2.0
11 10 9 8 pH
7 6
pH
pH alsó korlát
2004. december
2004. november
2004. október
2004. szeptember
2004. augusztus
2004. július
2004. június
2004. május
2004. március
2004. február
2004. január
4
2004. április
5
pH felső korlát
6.c ábra
6. a-b-c ábra Melegvíz-csatorna vizeinek vízminőségi paraméterei
Az ábrákból, valamint a 4. és 5. táblázatból jól látható, hogy az atomerőmű üzemeltetése során a határértéket messzemenően betartottuk.
4.1.2 Felszín alatti vizek védelme Az erőmű talajvízre és talajra gyakorolt hatását kiterjedt talajvízfigyelő kútrendszerrel ellenőrizzük. A monitoring rendszerben közel 50 talajvízfigyelő kutat vizsgálunk különböző paraméterekre. A vizsgálatok körét 2004-ben is a vízjogi üzemeltetési engedély, és a 2000. évben lezárult részleges környezetvédelmi felülvizsgálatok alapján kiadott működési engedélyekben foglaltaknak megfelelően végeztük. A talajvíz és az esetleges szennyezések mozgásának követése érdekében 80 kút vízszintjét regisztráltuk. A talajvízszennyezések megelőzése érdekében elkészült az udvartéri környezetet veszélyeztető, ciklikus felülvizsgálat körébe és biztonsági osztályba nem sorolt rendszerek csővezetékeinek állapotvizsgálati programjának kidolgozása. Az állapotvizsgálati program 2004. decemberi befejezéssel végrehajtásra került. A programból az olajlefejtő állomás, 16
valamint az olaj vészleürítő rendszer vizsgálata üzemviteli okokból 2004-ben nem volt elvégezhető, ezen vizsgálatok végrehajtása a 2005. évi főjavításokra került átütemezésre. Az állapotvizsgálat eredményeként kerül összeállításra az érintett rendszerek jó állapotát biztosító program. A korábbi években két transzformátor környezetében végrehajtott in-situ kárelhárítás eredményeként a talaj olajjal történő szennyezettsége megszűnt, a környezetvédelmi hatóság a műszaki beavatkozás folytatásának megszüntetését engedélyezte. Utóellenőrzés céljából a környezetvédelmi hatóság egy évig negyedéves gyakorisággal a transzformátorok területén lévő 2-2 megfigyelőkútból akkreditált mintavételt, valamint TPH és Σ PAH tartalom meghatározást írt elő. Az utóellenőrzés eredményeit az alábbi táblázatban foglaljuk össze. Mintavétel időpontja 2004.02.19. 2004.05.18. 2004.08.31. 2004.11.11. határérték4
K1 kút (21 AT) < 0,02 < 0,02 < 0,02 0,10
TPH [mg/dm3] K2 kút K1 kút (21 AT) (II/1) 0,02 0,03 < < 0,02 < 0,02 < 0,02 < 0,02 < 0,02 < 0,02 0,10 0,10
K2 kút (II/1) 0,15 < 0,02 0,03 < 0,02 0,10
K1 kút (21 AT) < 0,01 0,06 0,09 2,00
Σ PAH [mg/dm3] K2 kút K1 kút (21 AT) (II/1) 0,05 0,02 < 0,01 < 0,01 0,02 0,01 0,10 0,14 2,00 2,00
K2 kút (II/1) 0,06 0,01 < 0,02 0,08 2,00
6. táblázat Utóellenőrzés vizsgálati eredményei (TPH és Σ PAH tartalom)
Az utóellenőrzés eredményei alapján a környezetvédelmi hatóság a kárelhárítást befejezettnek nyilvánította.
4.2
Levegőtisztaság-védelem
Az atomerőműnek technológiájából adódóan igen kicsi a légköri emissziója. A Paksi Atomerőmű Részvénytársaság telephelyén három hagyományos, inaktív levegőterheléssel üzemelő technológia működik: • szükségáramforrásként üzemelő biztonsági dízel-generátorok (12 darab pontforrás); • dízel hajtású tűzivíz szivattyú (2 darab pontforrás); • festés technológia: festőműhely, festőkabin (2 darab pontforrás). A fenti technológiák üzemeltetésére a Paksi Atomerőmű Részvénytársaság környezetvédelmi hatósági engedéllyel rendelkezik. A biztonsági dízel-generátorok éves szinten – a rövid próbaüzemekből adódó – ~ 200 órás üzemideje miatt a kibocsátott bruttó szennyezés is igen kicsi, az immissziót alig befolyásolja.
4
A határértékek a 10/2000. (VI.2.) KöM-EüM-FVM-KHVM együttes rendeletben előírt „B” szennyezettségi határértékek.
17
A pontforrások által kibocsátott légszennyező anyagok koncentrációját 2004-ben is akkreditált mérőszervezettel mérettük, a mérés szabványos emisszió méréssel történt. Az előírt határértékeket, valamint a dízel-generátorokra, mint szükségáramforrásokra előírt levegőtisztaság-védelmi követelményeket 2004-ben is betartottuk.
4.3
Inaktív hulladékokkal való gazdálkodás
4.3.1 Veszélyes hulladékok 2004-ben 361 455 kg veszélyes hulladék keletkezett az erőműben (nagyrészt olajjal szennyezett hulladék, fáradt olaj, veszélyes anyaggal szennyezett csomagolási hulladékok és göngyölegek [pl. festékes, vegyszeres, olajos göngyölegek] elektronikai hulladék. 2004-ben – engedéllyel rendelkező vállalkozóknak átadva – 343 629 kg veszélyes hulladék hasznosításáról ill. ártalmatlanításáról gondoskodtunk. A 2004-ben nagyobb mennyiségben keletkezett veszélyes hulladékokat a 7. ábra szemlélteti. bontott tetőszigetelés 2%
ioncserélő gyanták 2%
selejt technológiai vegyszer 1%
egyéb összesen 3%
nyomdafesték hulladék 2%
olajos iszap 3% ólomakkumulátor 2%
fénycső 1%
kommunális szennyvíziszap 3%
veszélyes anyag tart. göngyöleg 3%
olajos textília 7%
olajos föld 46%
elektronikai hulladék 8% fáradt olaj 17%
7. ábra A legnagyobb mennyiségben képződő veszélyes hulladékok 2004-ben
18
Az egyéb kategóriába olyan veszélyes hulladékok kerültek, amelyeknek 2004. évben keletkezett mennyisége hulladék-fajtánként nem érte el az 5000 kg-ot (orvosi rendelői vizsgáló anyagok, vegyszerkeverékek, szárazelem, irodatechnikai hulladék, azbeszt tartalmú hulladék, lejárt szavatosságú festék, szórófejes flakon, veszélyes anyagot tartalmazó ragasztó, fúróemulzió).
800000 700000 600000
[kg]
500000 400000 300000 200000 100000 0 1996
1997
1998
2004
2004
2001
2002
2003
2004
8. ábra 1996-2004. között keletkezett veszélyes hulladékok mennyisége
A 8. ábra adataiból jól látható, hogy a veszélyes hulladékok összmennyisége az 1996-1997-es évek magasabb értékei után csökkent. Ennek oka részben a kevesebb selejtezésből eredő hulladék, részben a mésziszap hulladék nem veszélyes hulladéknak történő minősítése, valamint az akkumulátorcserék befejezése. 2004-ben a keletkező veszélyes hulladékok mennyisége a 2003. évihez képest számottevően emelkedett, amelynek oka a transzformátorok időszakos kőágyazat cseréjéből származó olajos zúzott kő keletkezése volt. A veszélyes hulladékok előírásoknak megfelelő gyűjtését és tárolását a Paksi Atomerőmű Részvénytársaság a Veszélyes Hulladék Üzemi Gyűjtőhelyen biztosítja. A Veszélyes Hulladék Üzemi Gyűjtőhelyen 2004. december 31-én mintegy 29,5 t veszélyes hulladékot tároltunk. Az erőmű területén lévő veszélyes hulladék nagyobb részét a ~150 t kommunális szennyvíziszap teszi ki, amelyet a kommunális szennyvíztelep iszapszikkasztó ágyán kezelünk.
19
4.3.2 Ipari, termelési hulladékok A termelési hulladékokat a kommunális hulladékoktól elkülönítetten, kijelölt és a szelektív gyűjtés céljára kialakított gyűjtőhelyen, illetve az erre kijelölt raktárban gyűjtjük. A 2003. év végen a Paksi Atomerőmű Részvénytársaság területén lévő nem veszélyes ipari hulladékok mennyisége 55,7 t volt. 2004 évben a Paksi Atomerőmű Részvénytársaság tevékenysége során összesen 921 t nem veszélyes ipari hulladék keletkezett. A 2003. évről maradt és a 2004-ben keletkezett összesen 976,7 t nem veszélyes ipari hulladék mennyiségből a Paksi Atomerőmű Részvénytársaság további hasznosításra 795 t nem veszélyes hulladékot értékesített, továbbá 83,8 t nem hasznosítható hulladékot ipari hulladéklerakóban helyezett el.
Az ipari hulladék forgalom 2004. évi alakulását a 9. ábra szemlélteti.
lerakóban elhelyezett 8.6%
telephelyen tárolt 10.0%
hasznosított 81.4%
9. ábra Ipari hulladékok 2004. évi forgalma
20
5. A Paksi Atomerőmű Részvénytársaság 2. blokkján 2003. áprilisában történt üzemzavar következményeinek felszámolása A 2. blokki 1. sz. aknában lévő sérült fűtőelemek eltávolításának előkészítése az üzemanyag sérülést követően létrehozott Helyreállítási Projekt (HP) irányításával és szervezésében folyt 2004-ben. Ugyanakkor a cégvezetés az év elején létrehozta a 2. blokk újbóli elindítását előkészítő teamot, amely a HP-vel párhuzamosan, a feladatokat összehangolva működött. Az üzemzavar következményeinek felszámolásával kapcsolatos értékelést az alábbiakban mutatjuk be. 5.1
Az 1.sz. akna autonóm üzemének biztosítása
A 2004. év első felében befejeződött az autonóm hűtőkör és a vészbórozó rendszer létesítése, megtörtént a reaktorcsarnoki jódszűrt szellőztetést biztosító átalakítás előkészítése, az átalakítás végrehajtása december hónapban fejeződött be. A létesítési tevékenység során az autonóm rendszerek esetében a megalapozó tevékenységek - tervezési alap meghatározása, biztonsági elemzések készítése - jelentettek nehézséget, végrehajtásuk jelentősen megnövelte a létesítés időszükségletét. A létesítést követően az autonóm rendszerek megfelelően működtek, az üzemeltetési tapasztalatok alapján alkalmasnak minősültek a tervezett funkció teljesítésére. A sérült üzemanyag neutronfluxus ellenőrző rendszere az ideiglenes kiépítés következtében elektromos zavarokra érzékenynek bizonyult, emiatt több alkalommal - gyakorlatilag valós ok nélkül - bórbeadásra került sor a tisztítótartályba. A beavatkozási eljárásból megfelelő megalapozást követően kizárásra került a periódusidő csökkenésre történő bórbeadási kötelezettség, így az új szabályozás jelentősen csökkentette az indokolatlan beavatkozások számát. E mellett vizsgálva lett a 3/2 logika alkalmazása neutronfluxus növekedés esetében, ennek bevezetéséhez azonban további elemzések szükségesek, amelyek realisztikusabb hígulási modell feltételezését igénylik.
5.2
A helyreállítás engedélyezési folyamata
A helyreállítás engedélyezési folyamata a hatósággal egyeztetett módon lett kialakítva, ennek értelmében azt gyakorlatilag a Nukleáris Biztonsági Szabályzat (NBSZ) vonatkozó szabályozásainak megfelelően kell elvégezni. Az Országos Atomenergia Hivatal Nukleáris Biztonsági Igazgatósága (OAH NBI) 2004. januárjában adta ki az elvi engedélyezésre vonatkozó követelményeit, amely alapján kidolgozásra került az elvi engedélyezési dokumentáció formája és tartalma, amelyet követően az atomerőmű generáltervezője, az Erőterv Rt. megkezdte a dokumentáció összeállítását. A dokumentáció alapját az orosz TVEL cég által készített műszaki-biztonsági jelentések és műszaki tervek képezték, jelentős részben azonban hazai erőforrást igénylő anyagok készítése is szükségessé vált. Az átfogó hatósági követelmények miatt az elvi engedélyezési dokumentáció elkészítése a szokásosnál szélesebb és mélyebb kidolgozást igényelt, ezért a dokumentáció a tervezettnél jelentősen később készült el. Az elvi engedélyezési dokumentáció október 1-én került átadásra szakhatósági engedélyezésre, ill. független szakértői véleményezésre. Az OAH NBI-hez való 21
beadására a tervek szerint decemberben került volna sor, azonban a sérült fűtőelemek tárolására szolgáló tokok kialakításában felmerült problémák miatt ez nem történt meg. Az orosz féltől egy új, a tokok lezárására szolgáló tokfej megtervezését és megalapozását kérte az atomerőmű, amellyel a tokok alkalmassá válnak a pihentető medencében való hosszabb tárolásra is. Az eredeti hermetikusan zárt konstrukció nem került elvetésre, annak alkalmazására a tokok elszállítása vagy végleges tárolása esetén válhat szükségessé. Az elvi engedélyezési dokumentáció készítésével párhuzamosan a TVEL cég által készített kiviteli tervek alapján megkezdődött az eltávolításhoz szükséges berendezések behozatali/ gyártási engedélyezésének előkészítése. A dokumentációt a Transelektro cég készítette el, a felülvizsgálatot követően a dokumentáció a hatósághoz várhatóan 2005. első negyedében kerül benyújtásra engedélyezés céljából. A berendezések engedélyezési dokumentációjának elkészítése mellett megkezdődött a tokok és az eltávolításhoz szükséges eszközök, szerszámok gyártási/behozatali engedélyezési dokumentációinak elkészítése és engedélyezésre való előkészítésük. Ezen dokumentációk előreláthatóan 2005. második negyedévében kerülnek benyújtásra a hatósághoz engedélyeztetés céljából. 5.3
Az eltávolítási szerződés teljesülése
Az eltávolításra 2003 szeptemberében kötött szerződés alapján az orosz TVEL cég 2004 február közepén átadta a műszaki-biztonsági megalapozó jelentéseket, március végén pedig a műszaki terveket. A határidőre történt átadás ellenére az anyagok elfogadás nem történt meg, arra csak a hiányosságok miatt szükségessé váló kiegészítések, korrekciók után került sor. A műszaki/kiviteli tervek átadására a szerződéses határidőhöz képest két hónapos késéssel került sor, ez esetben is jelentékeny volumenű korrekcióra volt szükség. A korrekciók alapvetően a feladat egyediségéből és a megoldások folyamatos jobbításából eredeztethetők. E mellett számos nehézséget okoznak a fordításokból eredő félreértések, ill. a két tervezési kultúra közötti eltérések is. Az újszerű hatósági követelmények megjelenítése a dokumentációkban szintén jelentős többletráfordítást igényelt mind a magyar, mind az orosz fél részéről. Az elvi engedélyezési dokumentum tartalma iránti hatósági elvárások, valamint a műszaki követelmények pontosodása miatt szükségessé vált a szerződés műszaki tartalmának és teljesítési ütemezésének módosítása, amely kiegészítésként került a szerződéshez csatolva. A szerződés teljesítése terén műszaki problémaként jelentkezett a sérült fűtőelemek tárolására szolgáló tokok kialakítása, ahol egyes megoldások esetében (katalizátor, tömítés, leürítő szelepek) jelenleg nem teljesülnek a szerződés szerinti garanciák. Ezek rendezését a behozatali/gyártási engedélyezésig el kell végezni, mivel azok nem teljesülése a hatósági engedély megszerzését veszélyeztetik. A tokokhoz kapcsolódóan megkezdődött a betokozás utáni pihentető medencében történő kiszolgálási tevékenységek kidolgozásának előkészítése is, mivel azok nem részei az eltávolítási szerződésnek. Az orosz fél megkezdte az eltávolítás közvetlen végrehajtási tevékenységeire vonatkozó eljárások és utasítások készítését, ezek egyeztetésére az év végén került sor. Ennek megfelelően mindkét fél megkezdte az általa elkészítendő végrehajtási eljárások és utasítások kidolgozását, amelyek egyeztetésére a következő év elején kerül sor.
22
5.4
Az elhárításhoz kapcsolódó egyéb tevékenységek
Az elhárítási folyamathoz kapcsolódóan jelentős kiegészítő tevékenységre van szükség, amely elsősorban az eltávolítás helyszíni kiszolgálásához szükségesek. Megkezdődtek az eltávolítás alatti szellőző rendszer, az 1.sz. akna vízszint tartására és az eltávolításhoz használandó szerszámok lemosására szolgáló rendszer, valamint a safe-guard mérési rendszer létesítés előkészítési munkái, ill. szerződéskötésre került sor a VUJE céggel az 1.sz. akna eltávolítás előtti és utáni dekontaminálására, és a tisztító tartály mentesítésére vonatkozó tevékenységre. A kiszolgáló rendszerek esetében elkészültek a műszaki tervek első változatai, megtörténtek azok értékelése és felülvizsgálata, amelyek alapján a vállalkozók megkezdték a végleges megoldások műszaki terveinek, ill. az engedélyezési dokumentációk kidolgozását.
Összegzés
A 2. blokki sérült fűtőelemek eltávolításával kapcsolatban kitűzött feladat végrehajtása az eredeti elképzelésekhez képest lassabban halad előre. Ennek oka a feladat összetettségében, egyediségében jelölhető meg, mivel az eredeti célkitűzéskor még nem álltak rendelkezésre azon ismeretek, amelyek alapján célok - a főcél kivételével - reálisan meghatározhatóak lettek volna. Ennek következtében számos esetben célmódosításra, ill. tevékenység korrekcióra került sor, amelyek a teljes munkafolyamatra kihatással voltak. Továbbra is elsődleges célként kell tekinteni a sérült fűtőelemek mielőbbi betokozását, mivel a jelenlegi állapot bizonyos kockázati tényezőt jelent az atomerőmű és környezete számára, ez azonban csak egy minden értelemben biztonságos megoldás keretében történhet meg, még akkor is, ha az az előzetes tervekkel szemben hosszabb időt vesz igénybe.
23
6. Radioaktív hulladékok kezelése 6.1
A radioaktív hulladékok kezelésével, átmeneti tárolásával összefüggő fejlesztések a Paksi Atomerőműben
A „radioaktív hulladékok kezelése” olyan nemzetközileg használt kifejezés, amely az atomerőműben keletkező radioaktív hulladékok gyűjtését, ideiglenes tárolását, térfogatcsökkentését, kondícionálását (azaz a végleges elhelyezéshez alkalmas formájú hulladékos csomagok kialakítását), a hulladékminősítést és az atomerőmű telephelyén történő átmeneti tárolását jelenti a végleges tároló létesítménybe történő szállítását megelőzően. (Megjegyzendő, hogy a kiégett fűtőelemek nem minősülnek radioaktív hulladéknak.) Az egyre szigorodó hatósági előírások, valamint a 2003. áprilisában bekövetkezett súlyos üzemzavar miatt az ezzel kapcsolatos fejlesztések fontos feladatot jelentenek az atomerőműben. Az 1996. év végén megszületett „Atomtörvény” és az ezen alapuló kormányrendeletek, határozatok alapján létrejött a Radioaktív Hulladékokat Kezelő Közhasznú Társaság (RHK Kht), amelynek feladata - többek között - a radioaktív hulladékok végleges tárolásának a megoldása is. A radioaktív hulladékok végleges elhelyezésével, a kiégett nukleáris üzemanyag kazetták átmeneti tárolásával és végleges elhelyezésével, valamint az erőmű leszerelésével összefüggő feladatok finanszírozására a Paksi Atomerőmű Részvénytársaság évente befizetést teljesít a keletkező hulladékok mennyisége alapján a Központi Nukleáris Pénzügyi Alapba (KNPA). Az atomerőmű feladata a radioaktív hulladékok kezelése és telephelyi átmeneti tárolása. Ezeket a feladatokat úgy kell megoldani, hogy: - a radioaktív hulladékok, illetve a hulladékkezelés ne zavarják az erőmű üzemét, - az elengedhetetlenül szükséges beruházások minimálisak és költségtakarékosak legyenek (ha szükséges, az átmeneti tárolók modulszerűen legyenek bővíthetők; felesleges átmeneti tároló kapacitás ne épüljön), - a meglévő hulladékkezelési technológiák optimálisan kihasználhatók legyenek abban az esetben is, ha új hulladékkezelési technológiákat kell alkalmazni, - a radioaktív hulladékok kezelése során olyan hulladékcsomagokat kell előállítani, amelyek hozzájárulnak ahhoz, hogy a végleges elhelyezésre kerülő hulladékok formája a tároló mérnöki gátjaival és geológiai adottságaival együtt biztosítsák a biztonságos elhelyezést, - a hulladékkezelés és az átmeneti tárolás színvonala feleljen meg az atomerőmű nemzetközi hírének, - a szükséges változások ne befolyásolják hátrányosan a radioaktív hulladékokkal összefüggésben meglévő társadalmi konszenzust. Ezeket a célkitűzéseket az atomerőmű eredeti szovjet műszaki tervében szereplő kis- és közepes aktivitású hulladékkezelési metodikától jelentősen eltérő technológiák alkalmazásával sikerült elérni.
24
Az eddig elvégzett fejlesztések az alábbiak voltak: -
A kis és közepes aktivitású szilárd radioaktív hulladékok jelentős részét egy 50 tonnás préssel 200 literes fémhordóba, eredeti térfogatuk mintegy ötödére tömörítjük. (Ez a technológiát 1988 óta használjuk a szilárd hulladékok térfogatának csökkentésére.) A kis és közepes aktivitású szilárd radioaktív hulladékok átmeneti tárolására átépítéssel - kialakítottunk egy olyan tárolót, amelyben a hulladékcsomagokat korszerűen, visszanyerhető módon tároljuk. A folyékony radioaktív hulladékok tárolására szolgáló két segédépületi tartályparkot összekötöttük egy olyan csőhíddal, amelynek használatával lehetőség nyílt a tároló kapacitás optimálisabb kihasználására. Rendszerbe állítottunk egy gamma-spektrometriai mérőrendszert, amelynek segítségével a kis és közepes aktivitású szilárd hulladékok aktivitástartalmát és izotópösszetételét lehet meghatározni. Szilárd hulladékokat válogató félautomata berendezést telepítettünk, amelynek segítségével mintegy 10 % - kal tudtuk csökkenteni a kis és közepes aktivitású szilárd hulladékok mennyiségét. Kifejlesztettünk egy olyan, gyöngykovaföldön keresztül történő szűrést, amelynek segítségével a radioaktív olajok, oldószerek kezelendő mennyisége jelentősen csökkent. A berendezések vegyszeres tisztítása során keletkezett folyékony hulladékok mennyiségét egy víz alatti plazmabontó berendezés segítségével tudtuk számottevő mértékben lecsökkenteni. Folyékony radioaktív hulladékok keletkezését lehet megelőzni az erőműben használt bórsavoldatok tisztítására alkalmas üzemi ultraszűrők telepítésével, amelyekből mindkét segédépületben egy-egy nagyteljesítményű berendezés került telepítésre.
A megvalósítás alatt álló fejlesztések az alábbiak: - A már keletkezett és a segédépületi tároló tartályokban lévő folyékony radioaktív hulladékok mennyiségének meghatározó mértékű csökkentését egy finn technológia segítségével lehet majd elérni, melynek üzembe helyezése folyamatban van. - Azokat az iszapszerű radioaktív hulladékokat, amelyeknek a mennyiségét tovább már nem lehet csökkenteni, egy Németországban kifejlesztett cementező berendezéssel fogjuk szilárdítani. A 2-es blokk 1.sz. aknájában 2003-ban bekövetkezett súlyos üzemzavar, a Bátaapátiban tervezett kis- és közepes aktivitású hulladékok végleges tárolójának létesítésével kapcsolatos bizonytalanságok, valamint az atomerőművi átmeneti tárolási kapacitások kimerülése az atomerőműben folytatott hulladékkezelési koncepció újragondolását eredményezték. Ennek keretében az alábbi fejlesztések megvalósítása, a megvalósítás tervezése kezdődött meg. -
A folyékony radioaktív hulladékokat tároló tartálypark kapacitását további tartályok építésével bővíteni szükséges. (Ez a munka folyamatban van, a rendszer 2005. első felében üzemkész lesz.) Ezzel a bővítéssel mintegy 3800 m3 tárolókapacitással bővül a folyékony hulladékok átmeneti tárolási lehetősége.
-
A kis és közepes aktivitású szilárd hulladékok átmeneti tárolására rendelkezésre álló kapacitások modulszerű bővítése.
-
Különböző típusú radioaktív hulladékok újrafelhasználásának, térfogatuk csökkentése lehetőségének tanulmányterv szintű áttekintését követően lehet dönteni a konkrét 25
fejlesztésekről. (Nagyméretű hulladékok darabolása, nagy szárazanyag tartalmú iszapok kezelése, az 50 tonnás préssel előtömörített szilárd hulladékok további térfogatcsökkentése szuperkompaktálással, nagy felezési idejű izotópokat tartalmazó hulladékok kezelése stb.) -
A 2-es blokk 1.számú aknájában lévő sérült fűtőelemekkel kapcsolatosan képződött és az eltávolításuk során még képződő szilárd és folyékony radioaktív hulladékok feldolgozását, kondicionálását is lehetővé tevő technológiák telepítésére irányuló elemző, előkészítési feladatok vannak folyamatban.
-
A kis- és közepes aktivitású hulladékok végleges tárolásával összefüggő hulladékátvételi követelmények Radioaktív Hulladékokat Kezelő Kht. által történő kidolgozása folyamatban van. Az eddig számszerűsített ideiglenes követelmények egy része olyan, hogy új hulladékkezelő technológiák telepítésére lesz szükség. (Pl. hulladék-szárító berendezés) Az ezzel összefüggő elemzések és az előkészítési munkák megindultak.
A fentiekből látható, hogy a jövőben megoldandó feladatok bonyolultak, de a tervbe vett, illetve a folyamatban lévő fejlesztésekkel a kialakult hulladékos helyzet kezelhető lesz. 6.2
Kis és közepes aktivitású szilárd radioaktív hulladékok
2004-ben 759 darab kis- és közepes aktivitású szilárd hulladékot tartalmazó hordó keletkezett, melynek mennyisége 334 hordóval (31 %-kal) kevesebb az előző évinél. A főjavítások, illetve a blokkok üzeme alatt – a 2003. évi kivételével – az eddigi éveknek megfelelő mennyiségű radioaktív hulladék keletkezett. Szilárd radioaktív hulladék elhelyezése
A püspökszilágyi végleges tárolóba történt 1996. évi utolsó kiszállítást követően a kis és közepes aktivitású kondicionált hordós hulladékok elhelyezése az erőmű ellenőrzött zónájában kialakított átmeneti tároló helyiségekben és ideiglenes gyűjtő helyeken történik a végleges tároló üzembe helyezéséig. A radioaktív hulladékok átmeneti tárolásának célja a hulladékok ellenőrzött, ideiglenes tárolása a végleges elhelyezést megelőzően. Az év során a képződött kezelt hulladék teljes mennyiségét egy erre alkalmas helyiségben helyeztük el (VK302/I). Az erőműben a 2004. év végén tárolt kis- és közepes aktivitású szilárd radioaktív hulladék mennyisége tároló hely szerinti bontásban a következő: Helyiség
Kapacitás (darab)
A410/1 A410/2 A410/3 A410/4 A0059/II VK302/I VK302/II Összesen:
220 215 230 268 555 5.600 914 8.002
2004-ben betárolt mennyiség (darab) 0 0 0 0 0 759 0 759
Tárolt mennyiség (darab) 0 215 230 268 555 3.890 914 6.072
Szabad kapacitás (darab) 220 0 0 0 0 1.710 0 1.930
7. táblázat Átmeneti tárolók és ideiglenes gyűjtőhelyek töltöttsége
26
A keletkezett és feldolgozás utáni kis és közepes aktivitású szilárd hulladékok mennyiségének alakulását a következő (10.) ábra mutatja be az 1998-2004 közötti időszakra. 1000 900 800 700 600
m
3
500 400 300 200 100 0 1998
1999
2000
2001
- Keletkezett hulladékmennyiség
2002
2003
2004
- Feldolgozás utáni hulladékmennyiség
10. ábra Az 1998-2004 között keletkezett és a feldolgozás utáni kis- és közepes aktivitású szilárd hulladékok mennyisége
6.3
Nagy aktivitású szilárd radioaktív hulladékok
Az eddigi üzemeltetés során a Paksi Atomerőműben 2004. december 31-ig 91,2 m3 nagy aktivitású hulladék képződött. Ebből 2,386 m3 keletkezett 2004-ben, amelynek tároló térfogat igénye 4,645 m3. A kiépített teljes tároló kapacitásból ezek alapján az I. kiépítésen5 53,8 m3, a II. kiépítésen pedig 76,8 m3 a szabad térfogat. Ez azt jelenti, hogy az I. kiépítésen az összes tároló kapacitás 48,21 % - a, a II. kiépítésen 72,59 % - a még rendelkezésre áll.
5
I. kiépítés = az atomerőmű 1. és 2. számú ikerblokkja, amelyeknek közös technológiai rendszerei vannak; II. kiépítés = az atomerőmű 3. és 4. sz. ikerblokkja, amelyeknek közös technológiai rendszerei vannak
27
Blokk
1.
Térfogat (m3)
Százalékos arány [%]
0,130
5,5
0,130
5,5
2,072 0,124
86,8 5,2
2. blokk összesen:
2,196
92,0
I. kiépítés összesen: vegyes
2,326 0,060
97,5 2,5
3. blokk összesen:
0,060
2,5
0,000
0,0
4. blokk összesen:
0,000
0,0
II. kiépítés összesen:
0,060
2,5
PA Rt. összesen:
2,386
100,0
Hulladék típusa
szűrőbetétek 1. blokk összesen:
2.
3. 4.
közbenső rúd szűrőbetétek
-
8. táblázat A 2004-ben képződött nagy aktivitású szilárd radioaktív hulladékok típusai blokkonként
A fenti táblázat adatai alapján a keletkezett nagy aktivitású szilárd hulladékok keletkezési helye és mennyisége alapján a következők láthatók. A 2004. évben a 2003. évihez képest 0,659 m3-rel kevesebb nagy aktivitású szilárd radioaktív hulladék keletkezett, szinte kizárólag csak az I. kiépítésen. A keletkezett mennyiség döntő részét a 2. blokkon december végén végrehajtott 28 darab közbenső rúd tervezett cseréje adta. A nagy aktivitású hulladékok az atomerőmű ellenőrzött zónájában (A501/I, A501/II, A101/14 helyiségek) kialakított tároló kutakban, valamint az A216/3 és A216/6 helyiségekben található ólomkonténerekben kerületek tárolásra.
6.4
Folyékony radioaktív hulladékok
A folyékony radioaktív hulladékok fő típusai: • • • • • •
bepárlási maradékok (sűrítmények), evaporátor savazó oldat, elhasznált primerköri ioncserélő gyanták, aktív iszapok, aktív oldószerkeverékek, elszennyeződött technológiai bórsavoldatok.
28
6.4.1 Bepárlási maradékok Az atomerőmű ellenőrzött zónájában különböző forrásokból radioaktív izotópokat tartalmazó vegyszeres hulladékvizek keletkeznek. Ezekben a kis szárazanyag tartalmú (3-5 g/l) vizes oldatokban mindazok az oldott vegyszerek megtalálhatók, amelyeket a primerkör vízüzeméhez, a víztisztítók regenerálására, a reaktorteljesítmény finomszabályozására, és dekontaminálási célokra használnak fel. Az összegyűjtött hulladékvizeket vegyszeres ("metaborátos") kezelés után bepároljuk kb. 200 g/l "bórsav koncentrációjú” sűrítménnyé. A hulladékvizek szelektív gyűjtésére nincs lehetőség. Az eddigi üzemeltetés során 2004. december 31-ig 4645 m3 bepárlási maradék keletkezett, amelyből 2625 m3-t az 1. sz. segédépületi, míg 2020 m3-t a 2. sz. segédépületi tároló tartályokban tárolunk. 2004-ben 190 m3 bepárlási maradék keletkezett: 145 m3 (ebből 125 m3 a 2. blokki, alfasugárzókat tartalmazó) az I., míg 45 m3 a II. kiépítésen.
6.4.2 Evaporátor savazó oldat Az evaporátor savazó oldat a 3. sz. víztisztító bepárlóinak tisztítására használt oldat. Az evaporátor savazó oldatot a 2. sz. segédépületben tárolják. 2004-ben kb. 20 m3 evaporátor savazó oldat keletkezett, így a tavalyi év végén a tárolásra kijelölt tartály 250 m3 evaporátor savazó oldatot tartalmazott.
6.4.3 Elhasznált primerköri ioncserélő gyanták A primerköri víztisztítókon elvégzett regenerálások és töltet cserék száma az erőmű tervezési értékeihez képest jóval kevesebb. A tervek 89 m3/év/két blokk (41 m3/év nagy aktivitású és 48 m3/év kis aktivitású) ioncserélő gyanta keletkezésével és elkülönített tárolásával számoltak. A folyékony hulladéktároló rendszer módosításával az üzemeltetés alatt az ioncserélő gyanták együttes tárolását valósítottuk meg. Az eddigi üzemeltetés során 2004. december 31-ig keletkezett elhasznált gyanták mennyisége a két segédépületben összesen 114,1 m3, ebből 21,1 m3 keletkezett 2004-ben. Feldolgozásra vonatkozó kényszerhelyzet ioncserélő gyanták esetében jelen pillanatban nincs. Figyelembe véve az elhasznált gyantatároló tartályok átalakítását, a rendelkezésre álló tároló kapacitás - 870 m3 - várhatóan elég lesz az erőmű üzemideje alatt keletkező mennyiségek átmeneti tárolására. 6.4.4 Aktív oldószerkeverékek Mennyiségük ugyan nem jelentős (2004-ben 4 m3 keletkezett), de tűzveszélyes tulajdonságuk indokolta egy szakszerűen felszerelt helyiség kialakítását, amely tartalmazza a tisztítatlan és tisztított folyadékok megfelelő közbenső tárolását is. A szennyezett olajok és szerves oldószerek szűrése gyöngykovafölddel történik. Ez a szűrés igen egyszerű eszközöket igénybe véve kedvező eredményt ad.
29
6.4.5 Elszennyeződött technológiai bórsavoldatok A primerköri rendszerekben meghatározott technológiai rendeltetéssel több ezer köbméter különböző koncentrációjú bórsavoldat van, melyekben az üzemeltetés során mikron, illetve szubmikron méretű aktív szennyeződések gyűlnek össze. Ezeket hagyományos szűréssel, a beépített ioncserélőkkel jó hatásfokkal nem lehet eltávolítani. Ezek hatékony eltávolítása fontos követelmény, mivel mennyiségük nem nőhet korlátlanul. Egyrészt az előírt tisztasági követelmények miatti csere jelentős folyékony hulladéknövekményt okozna, másrészt az átlátszóságot, ellenőrizhetőséget befolyásolja hátrányosan. Ezen kívül lerakódások keletkezhetnek, amelyek rontják a hőátadási viszonyokat, és további korróziós folyamatokat gerjeszthetnek.
2004-ben az alábbi szűrési programokat végeztük el: •
Az I. kiépítésen működő üzemi ultraszűrővel primerköri hőhordozó tisztítást hajtottunk végre mindkét blokkon (az 1. blokkon a leállás, illetve a visszaindulás, a 2. blokkon pedig a leállás alatt végzett finom dekontaminálási üzemmód részeként).
•
A II. kiépítésen telepített üzemi ultraszűrővel szintén végeztünk hőhordozó tisztítást mindkét blokkon a leállás, illetve a visszaindulás alatt. Ezen felül a 3. blokki pihentető medence tisztítását, a "szennyezett" kondenzátum tartályban (02TC01B002) tárolt technológiai bórsavoldat, valamint a 40TH10B001 és 40TR15B001 tartályok ultraszűrését végeztük el. Az 1. sz. segédépületbe telepített kisteljesítményű ultraszűrővel alfa-sugárzókat tartalmazó technológiai bórsavoldatokat tisztítottunk több alkalommal.
•
Összességében elmondható, hogy a mérések (átlátszóság, gamma-spektrometriai analízis) alapján valamennyi szűrési programot kitűnő eredménnyel végeztük el. A következő ábra a folyékony hulladék tároló tartályok 2004. december 31-i töltöttségi állapotát mutatja be.
30
600 550 500 450
350 300 250 200 150 100 50
- Sűrítmény (2. blokki)
- Evaporátor savazó oldat
- Ioncserélő gyanta és transzportvíz
- Sűrítmény
- Technológiai bórsavoldat
- Szabad térfogat
11. ábra Folyékony hulladéktároló tartályok töltöttsége (2004.12.31-i állapot)
31
02TU80B001
02TW85B005
02TW80B006
02TW80B005
02TW80B004
02TW80B003
02TW80B002
02TW80B001
02TW15B001
02TW10B003
02TW10B002
02TW10B001
02TW30B004
02TW30B003
02TW30B002
02TW30B001
01TW15B001
01TW20B001
01TW10B001
01TW30B005
01TW30B004
01TW30B003
01TW30B002
0 01TW30B001
Térfogat [m3]
400
7. Környezetvédelmi menedzsment rendszer 7.1
A Paksi Atomerőmű Részvénytársaság környezetpolitikája
Működésünk legfontosabb célja a villamos energia termelése; biztonságosan, környezetkímélő módon és versenyképes áron. Jövőképünk megvalósítása érdekében az erőmű teljesítménynövelésének és élettartam hosszabbításának környezetvédelmi feltételeit biztosítjuk. Feladatunk az erőmű környezetbiztonságának fenntartása, amit folyamatosan növelünk, ezzel is bizonyítjuk, hogy a lakosság és a vonatkozó jogszabályok elvárásainak maradéktalan teljesítésére törekszünk. Meghatározzuk és kiértékeljük azokat a környezeti kockázati tényezőket, melyek az üzemeltetés során a környezetre veszélyforrást jelentenek és ezek hatását az ésszerűen elérhető legkisebbre csökkentjük. Környezetvédelmi tevékenységünk folyamatos javítása érdekében folyamatosan fejlesztjük az MSZ EN ISO 14001-es szabvány szerint tanúsított Környezetközpontú Irányítási Rendszerünket (KIR). Megköveteljük a szerződéses partnereinktől a környezetvédelmi előírások teljesítését. Meggyőződünk arról, hogy a társaság területén ezen partnereink tevékenysége megfelel a környezetvédelmi politikánk és a Környezetközpontú Irányítási Rendszer követelményeinek. Betartjuk a vonatkozó jogszabályokat és előírásokat. A környezetvédelem alapelveit: • • • • •
az elővigyázatosság, a megelőzés és a helyreállítás elvét, a környezet használatért való felelősség elvét, a társadalommal és kiemelten a környező lakossággal, az érdekelt szervezetekkel valamint a hatóságokkal való együttműködés elvét, a nyílt és őszinte tájékoztatás elvét következetesen megvalósítjuk.
Saját felelősségünknek tekintjük környezeti teljesítőképességünk folyamatos javítását és a környezetszennyezés megakadályozását. Kitüntetett figyelmet fordítunk a természeti erőforrások takarékos felhasználására, a keletkezett hulladékok hasznosítására. Gondoskodunk valamennyi munkatársunk rendszeres gondolkodásmódjának kialakításáról és fejlesztéséről.
oktatásáról,
környezettudatos
Környezetpolitikánkat és annak megvalósulását rendszeresen felülvizsgáljuk és minden indokolt esetben módosítjuk. Paks, 2003. augusztus 19.
32
7.2
Környezetközpontú célok, programok
A Környezetközpontú Irányítási Rendszer egyik alapvető jellemzője a környezetvédelmi tevékenység folyamatos fejlesztése. A környezetvédelmi tevékenység fejlesztésének fő alappillére a környezetvédelmi célok kitűzése és az ezek eléréséhez meghatározott programok végrehajtása biztosítja, amelyek egyben a környezetpolitika eszközét is jelentik. A környezetvédelmi tevékenység fejlesztése nem feltétlenül valósul meg egyszerre a társasági tevékenység minden területén. A környezetvédelmi célok köre az igények szerint dinamikusan változik, egyrészt évente előterjesztés készül az új célok kitűzésére, másrészt a célok elérésre kerülnek, teljesülnek. A célokat ill. azok teljesítését szolgáló programok végrehajtását a Paksi Atomerőmű Részvénytársaság a vezetőségi átvizsgálás keretében értékeli. Minden egyes cél hátterében egy program áll. Évente újabb és újabb célok kerülnek kitűzésre. A célok egy része rövid távú, így a korábban kitűzött célok egy része már megvalósult; másik része hosszabb távú cél, amelyek végrehajtása elindult, az elfogadott programoknak megfelelően folyamatban van. A fentiek szellemében 2004-ben is kerültek új célok meghatározásra. A Paksi Atomerőmű Részvénytársaság jelenlegi környezetvédelmi céljait és azok értékelését a következőkben foglaljuk össze.
33
Környezetközpontú cél
Értékelés
A sugárvédelmi kibocsátás és környezetellenőrző rendszerek rekonstrukciója beruházás keretében folyik. 2004. évi kiemelt feladat a kibocsátás és környezetellenőrző rendszer Elvégezzük az erőmű sugárvédelmi kibocsátás- és létesítés lezárása és ennek megfelelően az új magasabb műszaki színvonalú környezetellenőrző rendszerének teljes körű monitorozó/ellenőrző rendszer üzemeltetésének biztosítása volt. Az üzembe helyezés a rekonstrukcióját. régi rendszer párhuzamos üzeme mellett fokozatos áttéréssel, ütemesen történt. Megvalósítása cselekvési program szerint folyamatosan történt, befejezése 2005. I. félévében várható. A hatóságokkal egyeztetett tematika alapján 2001 óta zajlik a 13 alprogramból felépülő Komplex környezetvédelmi programot hajtunk végre ún. telephely jellemzési program, melynek célja az üzemidő hosszabbítás az atomerőmű közvetlen és közvetett környezeti környezetvédelmi engedélyezésének előkészítése. A program az alapkoncepciót felhasználva évente egyeztetett műszaki tartalommal folytatódott 2004-ben is. A hatásainak, telephelyének vizsgálata érdekében. munkák az év folyamán az ütemezésnek megfelelően folytak. A program 2005. december 31-én zárul. A 33/2000. (III.17.) Korm. r. alapján a környezetvédelmi hatóság határozatban előírta a tárolótartályok részleges környezetvédelmi felülvizsgálatát. A Paksi Atomerőmű Részvénytársaság a kötelezést teljesítette és beadványában megadta a tartályok jogszabályi előírások alapján szükséges - átalakításának módját és tervezett ütemezését.
Földalatti olajtartályok átalakítása a legjobb elérhető technika alkalmazásával. A földalatti olajtartályok átalakítására fejlesztési terv került elfogadásra 2004. szeptember 7-én, az elfogadott ütemezés szerint a tartályok átalakítása (dupla falúvá tétele) 2005 -2007 között megtörténik. A feladat végrehajtására - közbeszerzési eljárás keretében – megkezdődött a vállalkozó kiválasztása.
34
Környezetközpontú cél
Pótvízelőkészítő hulladékvíz terjedelmű rekonstrukciója.
Értékelés
rendszerének
teljes
A pótvízelőkészítő hulladékvíz rendszer rekonstrukciójára vonatkozó fejlesztési javaslat 2004. áprilisában került elfogadásra, Az elkészült tervek alapján a rekonstrukcióhoz a környezetvédelmi hatóság hozzájárult. A rekonstrukció befejezési határideje 2006.
A PA Rt. 2004. áprilisában benyújtotta a környezetvédelmi hatóságnak az üzemidő hosszabbítás előzetes környezeti hatástanulmányát (EKT), majd 2004. szeptemberében Az erőmű tervezett élettartamon túli üzemeltetésének a hatóság által előírt hiánypótlást. környezeti hatásvizsgálata és a környezetvédelmi engedély megszerzése. A környezetvédelmi hatóság 2004. december 31-én értesítette a környező Önkormányzatokat a PA Rt. kérelméről.
Olajos szennyvízmedence felszámolása.
Az olajos szennyvízmedence felszámolására vonatkozó fejlesztési javaslat 2004.szeptemberben jóváhagyásra került. A felszámolásra vonatkozó terveket hatóság jóváhagyta. Az elfogadott ütemezés szerint az olajos szennyvízmedence 2005-ben egy olajleválasztó műtárggyal kiváltásra és 2006. decemberéig felszámolásra kerül.
35
Környezetközpontú cél
Értékelés
2003-ban a környezetvédelmi hatóság kötelezést adott ki az építési hulladéklerakó lezárására. Egyik feladat a felszínen lévő, mintegy 2300 m3 betonelem, betontörmelék rendezett lerakása, a helyi viszonyoknak megfelelő talajtakarással tájba való illesztése (rekultiváció) volt. Az építési törmeléklerakó terület rekultivációja. A környezetvédelmi hatóság által elfogadott tervek alapján a törmeléklerakó rekultivációja befejeződött. Az előírt záródokumentáció elkészült, határidőre benyújtásra került, amelyet a környezetvédelmi hatóság határozatban jóváhagyott. A határozatban a terület 5 éves utógondozását és a talajvíz rendszeres ellenőrzését írta elő.
A papírhulladék gyűjtési rendje belső szabályozásban rögzítésre került. Év elejétől a raktár a csomagolási, ill. a „darált” papírhulladékot dokumentálás nélkül fogadja, ha azt a szervezeti egységek kiszállítják. A PA Rt-nél keletkező irodai és csomagolási Kiválasztásra került a szelektív gyűjtésre használandó gyűjtőkonténer típus, papírhulladék szelektív gyűjtésének fejlesztése. meghatározásra kerültek a kihelyezési helyek, beszerzésük után a konténerek kihelyezése megtörtént. Célunk, hogy az irodai papír és csomagolási papírhulladék visszagyűjtött mennyisége nőjön.
36
Környezetközpontú cél
Értékelés
Az állapotvizsgálati program 2003. 12.31-re elkészült, 2004-ben nagyrészt A Paksi Atomerőmű Részvénytársaság üzemi területén végrehajtásra került. található, meghibásodásuk esetén a környezetet veszélyeztető , ciklikus felülvizsgálati körbe nem A programból az olajlefejtő állomás, valamint az olaj vészleürítő rendszer vizsgálata sorolt, ABOS 4 osztályú rendszerek. acél és egyéb üzemviteli okokból 2004-ben nem volt elvégezhető, a program ezen részének csővezetékek állapotvizsgálati program végrehajtása. végrehajtása a 2005. évi főjavításokra lesz átütemezve. A PA Rt. az atomenergetika társadalmi elfogadottsága, A célhoz kapcsolódó programban elhatározott események megrendezésre kerültek a környezetvédelem tudatosságának növelése (Nyílt nap, Horgász családi nap), az ÖKOTECH kiállításon a PA Rt. részt vett, a érdekében nyílt és hatékony tájékoztatáspolitikát megkötött szerződések alapján a PA Rt. a területi médiákban rendszeresen megjelent. folytat.
37
8. Veszélyes áruk szállítása és a biztonsági tanácsadói rendszer
A Paksi Atomerőmű Részvénytársaság és környezete biztonságának egy fontos szelete a veszélyes áruk szállításának – beleértve a szállításhoz szorosan kapcsolódó feladatokat úgy, mint a feladást, átvételt, tárolást, csomagolást, szállítmányozást – biztonságos lebonyolítása. A PA Rt-nál a veszélyes áru szállítási biztonsági tanácsadói rendszer kiépítése és működtetése 2002 decemberében kezdődött. A veszélyes áru szállítási biztonsági tanácsadók feladatait jogszabály határozza meg. Fő feladataik: - tanácsadás, - ellenőrzés, - jelentések készítése. Az atomerőmű a rendszer 2003. évi bevezetése óta sok feladatot teljesített a veszélyes árukkal kapcsolatos szabályoknak való megfelelés érdekében. A 2004. év fontosabb eredményeit az alábbiakban mutatjuk be. − 2003 évben kiépítésre került a Részvénytársaságnál a veszélyes áru szállítással kapcsolatos szabályozási rendszer, amelynek felülvizsgálatára - egy év működtetés tapasztalatai alapján - 2004 évben került sor. − Megkezdődött a veszélyes áru szállítással kapcsolatos előírások beszállítóktól történő megkövetelése. − 2004-ben folytatódott az új belépő munkavállalók és az Atomix Biztonsági Szolgálat vagyonőreinek komplett ADR képzése. Munkatársaink közül néhányan a „Veszélyes áru ügyintéző” tanfolyamot is elvégezték. Az oktatások és a vizsgák nyilvántartása rögzítésre került az oktatási adatbázisban. − A veszélyes áru szállításra használt gépjárművek ADR felszerelései 2004-ben beszerzésre kerültek. A veszélyes áru szállításban érintett gépjárművezetők ADR oktatási bizonyítványt szereztek, és a PÁV II. alkalmasságot is megszerezték. − Megvalósult a veszélyes áruk informatikai rendszerben történő nyilvántartása.
38
− Az ADR 7 osztályába tartozó radioaktív anyagok és nukleáris anyagok, kivéve 7 osztály nukleáris fűtőelemek veszélyes árukkal kapcsolatban a Paksi Atomerőmű Részvénytársaság rendelkezik Tolna megyére, az ország területére vonatkozó, valamint nemzetközi szállítási engedélyekkel. A szállításhoz 2 db gépjárművet üzemeltet az atomerőmű, amelyek hatósági tanúsítvánnyal rendelkeznek. A KRESZ és az ADR szerinti felszerelések mindkét engedéllyel rendelkező gépjárműnél hiánytalanul rendelkezésre állnak. − A veszélyes áruk szállítására vonatkozó statisztikai adatszolgáltatási kötelezettségnek - a szállítási nyilvántartások alapján - negyedévenként eleget tettünk a Központi Statisztikai Hivatal felé. − A kiégett fűtőelemek szállítása a Paksi Atomerőmű Részvénytársaság és az RHK KHT.6 között telephelyen belüli szállításnak minősül, ezért nem vonatkoznak rá az ADR/RID szabályok. − A kiégett üzemanyag telephelyen kívüli szállítására 2004-ben nem került sor, a nukleáris üzemanyag vonatkozásában a friss fűtőelemek fuvarozásának figyelemmel kísérése határozta meg a 7 osztály nukleáris fűtelem mint veszélyes áru szállításokkal kapcsolatos tanácsadói feladatok legnagyobb részét. − A veszélyes árunak minősülő friss fűtőelem szállítmány a csapi átvétel után kerül a Paksi Atomerőmű Részvénytársaság felelősségi körébe. − A veszélyes áruk szállításáról szóló szabályzatokat 2005. január 01-től új fejezettel bővítik ki „Közbiztonsági előírások” címmel. A kibővítés oka az utóbbi időben tapasztalható terrorista fenyegetések jogszabályi szinten történő figyelembevételének igénye, továbbá az ENSZ és az EU állásfoglalása a terrorizmus elleni védekezés elsőrendű, mindenek felett való fontosságáról a szállítás/közlekedés területén is. A 2005ös ADR hatályba lépését követően a Paksi Atomerőmű Részvénytársaságnak meg kell vizsgálni az ezzel kapcsolatos feladatokat.
6
RHK KHT = Radioaktív Hulladékokat Kezelő Közhasznú Társaság
39
9. Jelek és rövidítések magyarázata TPH
=
olajtartalom
PAH
=
policiklusos aromás szénhidrogének
SZOE
=
szerves oldószer extrakt (olaj-zsír)
KOICr
=
dikromátos oxigénfogyasztás
NH3 - NH4+
=
az ammónia és ammónium ion összes mennyisége nitrogén 10-3 kg/m3-ben
PCB
=
poliklórozott bifenilek
UNSCEAR
=
UN's Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation (az ENSZ ionizáló sugárzással foglalkozó tudományos bizottsága)
40
