A Radioaktív Hulladékokat Kezelõ Közhasznú Nonprofit Kft. tizenharmadik közép- és hosszú távú terve a Központi Nukleáris Pénzügyi Alapból finanszírozandó tevékenységekre
PAKS, 2013. SZEPTEMBER
Tartalomjegyzék 1. Bevezetés...................................................................................................................................................................3 2. A radioaktív hulladék és a kiégett nukleáris üzemanyag forrásoldalának és tárolási lehetõségeinek elemzése ..................5 2.1. Definíciók ..........................................................................................................................................................5 2.2. Tárolt anyagmennyiségek és tárolókapacitások ..................................................................................................6 2.3. A radioaktív hulladék és a kiégett üzemanyag keletkezésének üteme, a tárolás helyzetének várható alakulása ........9 2.3.1. Az atomerõmûvi eredetû kis és közepes aktivitású radioaktív hulladék keletkezése és tárolása, a tárolási kapacitás várható alakulása, kiindulási adatok képzése az NRHT szükséges térfogatának becsléséhez..........................................................................................................................................9 2.3.2. Az atomerõmûvi eredetû nagy aktivitású radioaktív hulladék keletkezése és tárolása, a tárolási kapacitás várható alakulása, a végleges tároló szükséges térfogatának becslése...................................12 2.3.3. A kiégett atomerõmûvi nukleáris üzemanyag keletkezése és átmeneti tárolása.......................................13 2.3.4. A nem atomerõmûvi eredetû kis és közepes aktivitású, valamint hosszú élettartamú radioaktív hulladék keletkezési üteme és elhelyezése............................................................................................14 2.3.5. A nem atomerõmûvi eredetû kiégett üzemanyag keletkezése és átmeneti tárolása..................................15 3. Kis és közepes aktivitású radioaktív hulladék végleges elhelyezése .............................................................................17 3.1. Kis és közepes aktivitású radioaktív hulladék végleges elhelyezése az RHFT-ben.................................................17 3.1.1. Elõzmények ........................................................................................................................................17 3.1.2. Stratégiai cél .......................................................................................................................................18 3.1.3. A közeljövõ feladatai............................................................................................................................19 3.1.4. A feladatok ütemezése.........................................................................................................................19 3.1.5. Forrásadatok és információk a gazdasági számítások elvégzéséhez......................................................20 3.2. Az atomerõmûvi eredetû kis és közepes aktivitású radioaktív hulladék elhelyezése a bátaapáti NRHT-ban ............21 3.2.1. Elõzmények ........................................................................................................................................21 3.2.2. Stratégiai cél .......................................................................................................................................22 3.2.3. A közeljövõ feladatai............................................................................................................................22 3.2.4. A feladatok ütemezése.........................................................................................................................24 3.2.5. Forrásadatok és információk a gazdasági számítások elvégzéséhez......................................................28 4. A kiégett nukleáris üzemanyag átmeneti tárolása........................................................................................................29 4.1. Elõzmények .....................................................................................................................................................29 4.1.1. Az atomerõmûvi kiégett üzemanyag átmeneti tárolása ..........................................................................29 4.1.2. A nem atomerõmûvi eredetû kiégett üzemanyag átmeneti tárolása és kezelése ......................................31 4.2. Stratégiai cél....................................................................................................................................................31 4.3. A közeljövõ feladatai.........................................................................................................................................32 4.4. Feladatok ütemezése........................................................................................................................................32 4.5. Forrásadatok és információk a gazdasági számítások elvégzéséhez...................................................................33 5. A nagy aktivitású radioaktív hulladék és a kiégett nukleáris üzemanyag végleges elhelyezése .......................................34 5.1. Elõzmények .....................................................................................................................................................34 5.2. Stratégiai cél....................................................................................................................................................36 5.3. A közeljövõ feladatai.........................................................................................................................................36 5.4. A feladatok ütemezése .....................................................................................................................................37 5.5. Forrásadatok és információk a gazdasági számítások elvégzéséhez...................................................................38 5.5.1. A kiégett nukleáris üzemanyag és a nagy aktivitású hulladék elhelyezésének költsége ............................38 5.5.2. Összefüggések ...................................................................................................................................38 6. A paksi atomerõmû és az egyéb nukleáris létesítmények leszerelése...........................................................................39 6.1. Elõzmények .....................................................................................................................................................39 6.2. Stratégiai cél....................................................................................................................................................40 6.3. A közeljövõ feladatai.........................................................................................................................................41 6.4. Feladatok ütemezése........................................................................................................................................41 6.5. Forrásadatok és információk a gazdasági számítások elvégzéséhez...................................................................41 7. A nemzeti program és a nukleárisüzemanyag-ciklus lezárási stratégia kidolgozása......................................................43 7.1. Elõzmények .....................................................................................................................................................43 7.2. A végrehajtandó feladatok ..................................................................................................................................44 8. Egyéb feladatok ........................................................................................................................................................45 8.1. Bevezetés........................................................................................................................................................45 8.2. Az RHK Kft. mûködtetése .................................................................................................................................45 8.3. Az Alapkezelõ költségei ....................................................................................................................................45 8.4. A lakossági támogatás rendszere .....................................................................................................................45 9. A KNPA-ba való 2014. évi befizetések számítása ..........................................................................................................46 9.1. A számítások módszere ...................................................................................................................................46 9.2. Lényegesebb változások a tizenkettedik közép- és hosszú távú tervben foglalt számításokhoz képest..................46 9.3. A KNPA-ba történõ befizetés mértéke ...............................................................................................................49 9.4. A költségvetési intézmények várható kiadásai és azok idõzítése .........................................................................51 9.5. A következõkben felülvizsgálatra kerülõ tételek..................................................................................................52
2
1.
Bevezetés Az atomenergiáról szóló 1996. évi CXVI. tör vény (továbbiakban: atomtörvény) 40. § (1) bekezdése szerint a radioaktív hulladék és a kiégett üzemanyag kezelésére vonatkozó nemzeti program kidolgozásáról, a radioaktív hulladék végleges elhelyezésével, valamint a kiégett üzemanyag átmeneti tárolásával, és a nukleárisüzemanyag-ciklus lezárásával, továbbá a nukleáris létesítmény leszerelésével összefüggõ feladatok elvégzésérõl a Kormány által kijelölt szerv gondoskodik. Az atomtörvény 62. § (1) bekezdése szerint a Központi Nukleáris Pénzügyi Alap (továbbiakban: KNPA vagy Alap) elkülönített állami pénzalapként finanszírozza a feladatok végrehajtását. Az Alappal az Országos Atomenergia Hivatalt (továbbiakban: OAH) felügyelõ miniszter rendelkezik, az OAH az Alap kezelõje. A Kormány megbízta az OAH-t, hogy a feladatok ellátására alapítsa meg a Radioaktív Hulladékokat Kezelõ Közhasznú Társaságot. A gazdasági társaságokról szóló 2006. évi IV. törvény elõírta a közhasznú társaság, mint jogi személyiségû társasági forma megszûntetését, ezért a társaság 2008. január 7-tõl átalakult a Radioaktív Hulladékokat Kezelõ Közhasznú Nonprofit Korlátolt Felelõsségû Társasággá (továbbiakban: RHK Kft.). A 240/1997. (XII. 18.) Korm. rendelet 2. § (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 jövõben esedékes kiadásokra reális fedezetet biztosítson a KNPA. Így valósul meg az az alapelv, hogy az atomenergiát felhasználó generáció fizesse meg a felhasználásból fakadó, jövõben esedékes tevékenységek költségeit, és ne hagyjon indokolatlan terheket a következõ generációkra. Az RHK Kft. tizenharmadik közép- és hosszú távú terve támaszkodik a korábban elkészített közép- és hosszú távú tervekre, és
szer vesen illeszkedik a korábbi költségbecslésekhez. A KNPA-ból finanszírozandó tevékenységekre vonatkozó közép- és hosszú távú terv legfontosabb célkitûzése az Alapba történõ befizetések mértékének megalapozott, átlátható, egyértelmû meghatározása. Az RHK Kft. 2009-ben megkezdte a radioaktív hulladék és a kiégett üzemanyag kezelésével és elhelyezésével kapcsolatos tevékenységek felülvizsgálatát, majd ennek eredményeként elkészítette a „Megalapozás a hazai radioaktív hulladékok és kiégett fûtõelemek kezelésének és elhelyezésének új programjához (2010. január)” címû dokumentumot, melyben négy különféle megoldás került elemzésre. Érdemi egyeztetési és véleményezési folyamatot követõen az a döntés született, hogy a továbbiakban a közép- és hosszú távú terv alapjaként a fenti dokumentum harmadik ver zióját tekintjük. Az 1. ábra „Nr. 3. Hazai közvetlen elhelyezés, rövid leszerelés (PRK VM 20 év)” mutatja be a kiválasztott verziót. Ebben a változatban feltételezzük az erõmû üzemidejének 20 éves meghosszabbítását, a kiégett üzemanyag és a nagy aktivitású és/vagy hosszú élettartamú hulladék közvetlen hazai elhelyezését, kombinálva a paksi atomerõmû olyan leszerelésével, ahol az erõmûvi primerkör 20 éves védett megõr zése („PRK VM 20 év”) feltételezhetõ. A döntés alapját egyfelõl az a körülmény szolgáltatta, hogy az atomerõmû üzemidejének meghosszabbítására vonatkozó engedélyezési eljárás várhatóan sikeresen lefoly tatható (az 1. blokkra vonatkozóan 2012-ben megtörtént), másfelõl a kiválasztott verzió mûszakilag megalapozott, megvalósítható és nem vezet visszafordíthatatlan megoldások bevezetéséhez. Jelen közép- és hosszú távú tervben még nincs ok a 3 %-os diszkonttényezõ megváltoztatására. A diszkonttényezõ érdemi felülvizsgálatát 2014-ben tervezzük. Az RHK Kft. összeállította „A bátaapáti Nemzeti Radioaktívhulladék-tároló továbbépítésének felülvizsgált koncepciója (SMI-012/12, 2012. november)” címû tanulmányt. Ezt a 3
Jelmagyarázat NAH: Nagy Aktivitású Hulladék KNÜ: Kiégett Nukleáris Üzemanyag 1. ábra: Nr. 3. Hazai közvetlen elhelyezés, rövid leszerelés (PRK VM 20 év) KNPA Szakbizottság 2012. december 20-i ülésén megtárgyalta, és egyetértett azzal, hogy a soron következõ közép- és hosszú távú terveket már az abban foglalt koncepció szerint kell elkészíteni. Ennek megfelelõen jelen középés hosszú távú tervben változtatunk az atomerõmûvi eredetû kis és közepes aktivitású hulladék elhelyezési koncepcióján, melyet részletesen a 3.2 fejezet ismertet. A közép- és hosszú távú terv külön tárgyalja a költségvetési intézmények által üzemeltetett
4
nukleáris létesítményekben (Budapesti Mûszaki és Gazdaságtudományi Egyetem Nukleáris Technikai Intézetének – BME NTI – oktatóreaktora és a Magyar Tudományos Akadémia Energiatudományi Kutatóközpont – MTA EK – kutatóreaktora) képzõdõ kiégett nukleáris üzemanyag kezelésével és a létesítmények leszerelésével kapcsolatos kérdéseket, mivel ezen létesítmények esetében a forrást az Alapba történõ befizetéssel a központi költségvetés biztosítja a költség felmerülésének évében.
2.
A radioaktív hulladék és a kiégett nukleáris üzemanyag forrásoldalának és tárolási lehetõségeinek elemzése
2.1.
Definíciók Radioaktív hulladék: az atomtör vény 2. § 15. pontja szerint további felhasználásra már nem kerülõ olyan radioaktív anyag, amely sugár védelmi jellemzõk alapján nem kezelhetõ közönséges hulladékként. Kiégett üzemanyag: az atomtörvény 2. § 14. pontja szerint atomreaktorban hasznosított nukleáris üzemanyag, amely – az atomreaktoron kívüli – újrahasznosíthatósága miatt nem minõsül hulladéknak. A radioaktív hulladék besorolása alapvetõen a 47/2003 (VIII. 8.) ESzCsM rendelet 2. számú melléklete alapján történik. Kis és közepes aktivitású radioaktív hulladék nak minõsül az a radioaktív hulladék, amelyben a hõfejlõdés az elhelyezés (és tárolás) során elhanyagolható. Rövid élettartamú az a kis és közepes aktivitású radioaktív hulladék, amelyben a radionuklidok felezési ideje 30 év, vagy annál rövidebb, és csak korlátozott koncentrációban tartalmaz hosszú élettartamú alfa-sugárzó radionuklidokat (ez a koncentráció 4000 Bq/g egy gyûjtõcsomagolás esetében, és 400 Bq/g a teljes hulladék mennyiségre átlagolva). Hosszú élettartamú az a kis és közepes aktivitású radioaktív hulladék, amelyben a radionuklidok felezési ideje és/vagy az alfa-sugár zó radionuklidok koncentrációja meghaladja a rövid élettartamú radioaktív hulladékra vonatkozó határértékeket.
Nagy aktivitású az a radioaktív hulladék, amelynek hõtermelését a tárolás és elhelyezés tervezése és az üzemeltetés során figyelembe kell venni. A kis és közepes aktivitású radioaktív hulladék osztályozásánál az alábbi szempontok érvényesülnek: l A radioaktív hulladék kis és közepes aktivitású osztályba sorolását a benne lévõ radioizotóp aktivitás-koncentrációja (AK) és mentességi aktivitás-koncentrációja (MEAK) alapján kell elvégezni (2.1-1. táblázat elsõ két sora). Az egyes izotópokra vonatkozó mentességi aktivitás-koncentráció értékeket a 23/1997. (VII. 18.) NM rendelet tartalmazza. l Ha a radioaktív hulladék többfajta radioizotópot is tartalmaz, akkor az osztályozást a 2.1-2. táblázat elsõ két sora szerint kell elvégezni. A fenti hulladék besorolást az MSZ 14344-1:2004 szabvány annyiban pontosítja, hogy meghatározza azt a hõfejlõdési értéket (2 kW/m3), amely az átmeneti tárolás és/vagy a végleges elhelyezés szempontjából jelentõsnek minõsül, így azt figyelembe kell venni. Ez az a hõfejlõdési határ, amely felett a radioaktív hulladék nagy aktivitású kategóriába tartozik. Ezen kívül a szabvány meghatározza azt az aktivitás-koncentráció határt, amely felett a radioaktív hulladékot a nagy aktivitású ka-
2.1-1. táblázat – A radioaktív hulladékok besorolása Radioaktív hulladék osztály
Aktivitás-koncentráció AK (Bq/g)
Kis aktivitású
1 MEAK < AK £103 MEAK
Közepes aktivitású
103 MEAK < AK £106 MEAK
Nagy aktivitású
> 106 MEAK
Megjegyzés: Ahol MEAK: mentességi aktivitáskoncentráció
5
2.1-2. táblázat – A radioaktív hulladék besorolása többfajta radioizotóp elõfordulása esetén Radioaktív hulladék osztály Kis aktivitású
Aktivitás-koncentráció viszonyítás AKi
å MEAK i
Közepes aktivitású
103 < å i
Nagy aktivitású
£ 103 i
AKi £ 106 MEAKi
106 < å i
AKi MEAKi
Megjegyzés: Ahol AKi a radioaktív hulladékban elõforduló i-edik radioizotóp aktivitás-koncentrációja, míg a MEAKi az i-edik radioizotóp mentességi
tegóriába kell sorolni (ezt a 2.1-1. és 2.1-2. táblázatok harmadik sorai tartalmazzák). Jelen dokumentumban a nagy aktivitású és/vagy hosszú élettartamú radioaktív hulladék
2.2.
Tárolt anyagmennyiségek és tárolókapacitások A bátaapáti Nemzeti Radioaktívhulladék-tároló (továbbiakban NRHT) elsõ tárolókamrájának üzembe vétele 2012-ben megtör tént. Így ma az országban az 1976 óta üzemelõ püspökszilágyi Radioaktív Hulladék Feldolgozó és Tároló (továbbiakban RHFT) létesítménnyel együtt már két helyen van véglegesen elhelyezett radioaktív hulladék. Az NRHT felszíni létesítményeiben az atomerõmûvi eredetû kis és közepes aktivitású, szilárd halmazállapotú radioaktív hulladék ideiglenes tárolását végzik, a végleges elhelyezésre történõ elõkészítés céljából. Az RHFT feldolgozó épületében történik – a felszíni tárolóban véglegesen el nem helyezhetõ – nukleáris anyagok, hosszú élettartamú radioaktív hulladék, valamint zárt sugár források átmeneti tárolása. A paksi atomerõmû területén ideiglenesen tárolnak kis és közepes, illetve nagy aktivitású hulladékot, továbbá kiégett fûtõelemeket. Az energiatermelés során elhasznált üzemanyag-kazetták minimum 3 évre a pihentetõ medencékbe, majd ezt követõen a Kiégett Kazet ták Átmeneti Tárolójába (továbbiakban KKÁT) kerülnek 50 éves átmeneti tárolásra. A Szovjetunióba, ill. Oroszországba 1998-ig 2331 db kiégett fûtõelem került visszaszállításra.
6
– mivel azok azonos kezelést igényelnek hosszú távon – általában nagy aktivitású hulladékként szerepelnek.
Az országban ezen kívül az izotóp- és sugár forrás alkalmazók létesítményeiben is tárolnak elhasznált sugárforrásokat ideiglenesen, ám ezekkel – mivel elõbb vagy utóbb az RHFT-be kerülnek – a jelen összeállítás nem foglalkozik. A három helyszínen a különféle intézményekben és létesítményekben véglegesen, elõkészítõ jelleggel, vagy ideiglenesen elhelyezett radioaktív hulladék, valamint a kiégett üzemanyag mennyiségét és a tároló létesítmények kapacitását mutatja be a 2.2-1. táblázat a 2013. január 1-jei állapotnak megfelelõen. Megjegyzések a 2.2-1. táblázathoz: A) A püspökszilágyi RHFT tárolókapacitása bruttó tér fogattal van megadva. Ebben a tárolóban különféle alakú csomagokat helyeztek el (pl. 200 l-es hordó, speciális konténer, zsákos csomag, stb.). A nem tökéletes térkitöltés miatt az elhelyezett hulladék több helyet foglal el, mint a valóságos tér fogata. A táblázat külön nem jelzi, hogy az RHFT esetében rendelkezésre áll a beérkezõ hulladék átmeneti tárolására az átalakított üzemi épület, melynek két csarnokában összesen 912 db 200 l-es hordó helyezhetõ el. A fenti tárolókapacitás keretében (annak terhére) lehetõség van lemezkonténerek tárolására is. Egy lemezkonténer (1,2 m2 alapterület, 1 m magasság) elhelyezése 4 db
2.2-1. táblázat – Intézmények, létesítmények, tárolási kapacitások és anyagmennyiségek áttekintése (2013. január 1.) Kis és közepes aktivitású hulladék Helyszín
Intézmény, létesítmény
PüspökRHFT szilágy (szilárd hulladék) Kisnémedi MVM PA Zrt. (szilárd hulladék) Paks
Kapacitás
Nagy aktivitású hulladék
Tárolt/ elhelyezett mennyiség
Elfoglalt Tárolási tárolási kapacitás kapacitás
Kiégett nukleáris üzemanyag Tárolási kapacitás
Tárolt mennyiség
bruttó m3
db 200 l-es hordó
bruttó m3
db 200 l-es hordó
m3
m3
db
tU
db
tU
5040
na***
5040
na***
0
0
0
0
0
0
na
9500
222,8
97,7
0
0
0
0
na*** 12741
MVM PA Zrt. 10020 (folyékony hulladék)
0
7841
0
0
0
0
0
0
0
MVM PA Zrt. pihentetõ medencék
0
0
0
0
0
0
2600
308,4*
1636
194,1*
KKÁT
0
0
0
0
0
0
9308
1103,9*
7477
863,4**
na***
3000
na
2991
0
0
0
0
0
0
na***
4671
na***
9
0
0
0
0
0
0
NRHT (ideiglenes tárolás) Bátaapáti NRHT (végleges elhelyezés)
A kiégett üzemanyag nehézfém egyenértékét (tájékoztató adat) kazettánként 118,6 kgU nehézfém mennyiséggel számoltuk. ** A KKÁT safeguards nyilvántartása alapján. *** na: nem alkalmazható *
200 l-es hordónyi kapacitással csökkenti a tárolóteret. A táblázat nem tar talmazza továbbá a szilárd hulladéktól elkülönítve tárolt zárt sugár forrásokat és nukleáris anyagokat sem. A csõkutakban tárolt sugár források száma meghaladja a 13 ezret, aktivitásuk adja a telephelyi összes aktivitás felét, azonban összes tér fogatuk kevesebb, mint 3 m3. A nukleáris anyagok kis mennyiségû urán és tórium vegyületek, speciális konténerekben tárolt plutónium sugár források, valamint szegényített urán tar talmú munkatar tók. A nukleáris anyagok összes tér fogata sugár védelmi árnyékolással együtt is csak kb. 10 m3. B) Az MVM Paksi Atomerõmû Zrt. telephelyén szilárd halmazállapotú kis és közepes aktivitású hulladék elhelyezésére megvalósított ideiglenes tároló esetében a tárolókapacitás mér téke 200 l-es hordókban van megadva, mivel ez a csomagolásforma a legelterjedtebb az erõmû gyakorlatában. A táblázatban bemutatott teljes kapacitás (12741 db 200 l-es hordó) egy közelítõ értéknek minõsül.
A táblázat nem ad számot a VK302/I-1 helyiség azon részérõl, ahol 20 db szûrõ oszlop tárolókonténer (szelektív szorbenstároló konténer) tárolható (beton, körszelvényû tároló konténer, 1300 mm, magasság 1300 mm, elhe lyez he tõ ben ne 7 pat ron: Cs-Tre at és TANNIX-MIX hulladékkal). C) Az MVM Paksi Atomerõmû Zrt. telephelyén folyékony halmazállapotú kis és közepes aktivitású hulladék tárolásához az alábbi megjegyzéseket fûzzük: l A megadott tárolási kapacitás (10020 m3) az üzemszerûen igénybe vehetõ tároló tér fogatra vonatkozik. l Az üzemzavari tar tályok tér fogata ezen felül további (580 + 400 + 580) =1560 m3. l Ez a tar tály kapacitás a 2003. évi üzemzavart követõen megtör tént bõvítés következtében alakult ki 2005-ben. l Az erõmûben összesen 7841 m3 folyékony hulladékot tárolnak. Ez a mennyiség bepárlási maradék (sûrítmény), ioncserélõ gyanták, evaporátor savazó oldat és iszap formájában jelenik meg. A tar tályokban tárolt folyékony közeg a fenti – hulladéknak minõsülõ – anyagokon kívül tar talmazza a gyanták 7
szállítására használatos transzportvizeket is. A transzportvizek mennyisége több száz köbméter, de ezek tér fogata nem szerepel a táblázatban, mivel ezeket a késõbbiekben nem kell teljes mér tékben hulladékként kezelni, hiszen a késõbbi bepárlás során ezekbõl a vizekbõl csak néhány m3 hulladék keletkezik. D) Az MVM Paksi Atomerõmû Zrt. telephelyén a nagy aktivitású hulladék tárolásával kapcsolatban az alábbiakat kell megjegyezni: l A feltüntetett kapacitás a nagy aktivitású hulladék elhelyezésére kialakított ún. csõkutakra vonatkozik. l A táblázatban feltüntetett hulladékmennyiség bruttó tér fogatban (azaz elfoglalt tároló-tér fogatban) jelenik meg l A csõkutakban méretük miatt el nem helyezhetõ nagy aktivitású hulladék tárolása más helyiségekben található ólom gyûjtõkonténerekben tör ténhet. Jelenleg, 2013. január 1-jén, ilyen hulladékot nem tárolnak. A korábban nagy aktivitásúnak minõsített BALDUF szûrõpatronokat lecsengetéses tárolás után közepes aktivitású hulladékká minõsítették, és 200 l-es acélhordókban tárolják gyûjtõkonténer nélkül. l A 2003. évi üzemzavar során megsérült 30 db üzemanyag-kazetta eltávolítása az erõmû 2. blokkjának 1. sz. aknájából megtör tént. Ennek során a sérült kazetták fej és láb részét levágták és a levágott darabokat 8 db nagy aktivitású hulladéktartályba helyezték. A tartályok a csõkutakba kerültek.
E) A kiégett üzemanyag mennyiségével kapcsolatban megjegyezendõ, hogy az nem tartalmazza a 2003. évi üzemzavar során megsérült 30 db besugárzott üzemanyag-kazettát számszerûen. Ezen kazetták hasadóanyagot is tartalmazó darabjait 44 db T29-es és 28 db T28-as tokba helyezték (továbbiakban: tokozott üzemanyag-kazetták). A T29-es tokok tar talmazzák az apróbb, a T28-as tokok pedig a nagyobb darabokat. A T28-as tokokat a 2. blokki pihentetõ medence hermetikus köpenyhelyein, a T29-es tokokat pedig ugyanott az üzemi állványon tárolják. A nem energetikai célú reaktorokban alkalmazott fûtõelemek minden paraméterükben különböznek a paksi atomerõmûben használatos fûtõelemektõl. A kutató- és oktatóreaktorban valaha felhasznált, most használatos és a jövõben bevezetni ter vezett fûtõelemek paramétereit tar talmazza a 2.2-2. táblázat. Megjegyezzük, hogy az összes VVR típusú kazetta egy részét hármasával mechanikailag összefogva, másik részét egyenként használják. Az egyszerûség kedvéért az összes VVR típusú kazetta esetében a nehézfém tömeg becslésekor a hármasával összefogott kazetták egyedülálló kazettákra lettek átszámolva. Az MTA EK telephelyén a kiégett üzemanyagot – tokokban – vízzel feltöltött medencékben tárolják. Két ilyen medence áll az intézet rendelkezésére, a reaktor mellé telepített belsõ kiégett üzemanyag-tároló és az épületen kívül megvalósított külsõ kiégett üzemanyag-tárolómedence.
2.2-2. táblázat – Az MTA EK kutatóreaktorában és a BME NTI oktatóreaktorában felhasznált és a jövõben felhasználandó üzemanyag-kazetták jellemzõi
Intézmény
MTA EK
BME NTI
8
Típus
Dúsítás [%]
Névleges U tömeg [gU] (U235+U238)
Kiégetés szintje [%]
Kiégett (besugárzott) kazetta átlagos nehézfém tartalma [g]
1959–1966
EK-10
10
1250
25
1220
1967–2012
VVR-SZM
36
111
50
91
1992–2012
VVR-M2
36
122
60
96
2009– üzemidõ végéig
VVR-M2
20
250
60
220
egész üzemidõ során
EK-10 (módosított)
10
1250
< 2%
1249
Felhasználás idõtartama
2.2-3. táblázat – Az MTA EK kiégett üzemanyag tároló létesítményeinek jellemzõi és kihasználtságuk 2013. január 1-jén Teljes Elfoglalt kapacitás Tárolt kazetták tároló pozíciók tok [db]/egyes száma [db] (tokok) száma [db] kazetta [db] Külsõ tároló
752/2256
0
Tárolt nehézfém mennyiség [kgU]
Kihasználtság [%]
0
0 49,162
Belsõ tároló
184/552
515 (VVR)
515:3=172
Összesen
936/2808
515
172
Az MTA EK telephelyén található átmeneti tárolók kapacitását, az ott tárolt kiégett üzemanyag mennyiséget, az ennek megfelelõ nehézfém mennyiséget, a tárolók kihasználtságát a 2013. január 1-jén ér vényes betöltöttségi állapotnak megfelelõen a 2.2-3. táblázat mutatja. A külsõ tárolómedence jelenleg (2013. január 1-jén) üres, további használatra készen áll, tárolási kapacitása nem változik. A belsõ tárolómedence 260 tok, vagy 260 × 3 db VVR típusú fûtõelem befogadására alkalmas. Hatósági elõírás szerint 76 pozíciót, vagy 228 db VVR típusú fûtõelem helyét szaba-
2.3.
93,5 49,162
18,3
don kell hagyni, így a zóna mindenkori üzemzavari kirakását biztosítani lehet. A tároló felhasználható kapacitása tehát 184 toknyi. A belsõ tárolóban 2013. január 1-jén 515 db VVR típusú kazettát tároltak, ami 172 tok helyét foglalja el, így a tároló kihasználtsága dur ván 93,5%-os. A BME NTI oktatóreaktorát magába foglaló tömb tartalmaz 25 megfelelõ biológiai védelemmel ellátott csövet, melyet kiégett fûtõelemek elhelyezésére terveztek, de ezeket a csöveket még nem használták erre. A telephelyen kiégett fûtõelemeket nem tárolnak.
A radioaktív hulladék és a kiégett üzemanyag keletkezésének üteme, a tárolás helyzetének várható alakulása 2.3.1. Az atomerõmûvi eredetû kis és közepes aktivitású radioaktív hulladék keletkezése és tárolása, a tárolási kapacitás várható alakulása, kiindulási adatok képzése az NRHT szükséges térfogatának becsléséhez Az atomerõmû üzemeltetése során keletkezik szilárd és folyékony kis és közepes aktivitású radioaktív hulladék. Ezen hulladékot az atomerõmûben – a végleges tárolóba (NRHT) tör ténõ átszállításig – ideiglenesen tárolják. A szilárd hal maz ál la po tú hulladék több sé gét 200 l-es acélhordókban, tömörített – a nem tömöríthetõ hulladék esetében tömörítetlen – formában helyezik el. A folyékony hulladékot tar tályokban gyûjtik. A hulladékot csak szilárd formában lehet véglegesen elhelyezni, ezért a fo-
lyékony hulladék szilárdítására is sor kerül majd az atomerõmûben a végleges tárolóba tör ténõ átszállítást megelõzõen. Az atomerõmû lebontásakor is keletkezik ilyen típusú hulladék, melyet feldolgozott állapotban, szilárd halmazállapotban véglegesen el kell helyezni, együtt az üzemviteli hulladékkal. A 2.3-1. táblázat az atomerõmû üzemeltetésével és leszerelésével kapcsolatban keletkezõ kis és közepes aktivitású hulladékról ad áttekintést. Az itt bemutatott mennyiségek figyelembe veszik: l az atomerõmû üzemidejének megnövekedését, l a folyékony hulladék feldolgozása során az FHF (folyékony hulladék feldolgozó) technológia bevezetését, l az új, kompakt hulladékcsomagra épülõ elhelyezési koncepció bevezetését,
9
10
l és az erõmû leszerelésére vonatkozó adatok
tekintetében megfelelnek a legutolsó leszerelési dokumentumban bemutatott módszereknek és számolásoknak (lásd 6. fejezet). A táblázat összegzõ adatait az NRHT szükséges térfogatának becslésére használjuk fel a továbbiakban. A táblázat második oszlopa bemutatja a 2013. január 1-jén meglevõ hulladék mennyiségét, elkülönítve egymástól a szilárd és folyékony halmazállapotú radioaktív hulladékot. Ezen belül elkülönítve jelenik meg a 200 l-es acélhordókban tárolható szilárd tömörített, nem tömörített és Co-60 eltávolító utószûrõ, szilárdított illetve víztelenített iszap hulladékformák még Pakson tárolt hányada, és az a rész, ami már a bátaapáti NRHT területére átszállításra került. Az erõmû területén tárolt nagyméretû hulladékot még nem helyezték el a VK302/I-1 helyiségben, így a nagyméretû hulladék 2013 elején kumulált mennyiségét nem tar talmazza a táblázat második oszlopa. Hasonlóképpen – ér telemszerûen – nincsenek adatok feltüntetve a leszerelési hulladék mennyiségét illetõen, hiszen ilyen hulladék eddig még nem keletkezett. A folyékony halmazállapotú hulladék azon megjelenési for máinak (lásd 2.2. C pont) megfelelõ mennyiségi megoszlást is tükrözi a második oszlop, amelyek végleges elhelyezésre kerülnek. (A második oszlop mennyiségi adatai összesítve a 2.2-1. táblázatban is megjelennek.) A táblázat harmadik oszlopa az atomerõmû normál üzemvitelébõl adódó hulladékmennyiségek éves keletkezési ütemét vázolja. Ebbõl látható, hogy éves rendszerességgel 170 m3 szilárd hulladék (kb. 850 db 200 l-es hordó) keletkezik, amelyhez további 11 m3 (54 db hordó) várható az FHF technológia üzemeltetésébõl. Így évente várhatóan 904 db hordó keletkezik. Ezt az adatot az MVM Paksi Atomerõmû Zrt. a korábbi évek során keletkezett hulladékmenynyiségek trend-elemzésébõl származtatta, és ez az ér ték kellõen konzer vatívnak tekinthetõ. A szilárd hulladék között jelenik meg a nagyméretû szilárd hulladék is. Ezen hulladékokat nem lehet (vagy nem célszerû) 200 l-es hordókban elhelyezni, éves keletkezési ütemét nem lehet érdemben meghatározni. A szilárd hulladékhoz tartozik a cézium és egyéb szûrõpatron, amiket speciális körszelvényû tároló konténerekben
(szelektív szorbenstároló konténerekben) helyeznek el a késõbbiekben. Ebbõl a hulladékformából is kevés keletkezik a teljes üzemidõre vetítve, ezért az éves keletkezési mennyiség nincs meghatározva. Éves gyakorisággal 280 m3 folyékony halmazállapotú hulladékkal kell számolni, melynek nagy része (250 m3/év) bepárlási maradék (sûrítmény), de a folyékony hulladékok között tartják nyilván az evaporátor savazó oldatokat (15 m3/év), az ioncserélõ gyantákat (5 m3/év transzportvíz nélkül), az iszapokat (10 m3/év) és a dekontamináló oldatokat is. A dekontamináló oldatok rendszertelen idõközökben keletkeznek, így az éves keletkezési mennyiséget sem határozzuk meg. A táblázat negyedik oszlopa az atomerõmû 50 éves üzemeltetését feltételezve összegzi a szilárd és folyékony hulladék mennyiségét. A hátralévõ üzemidõ az egyes reaktorblokkok üzemidejének átlagából számolva jó közelítéssel 22 évnek feltételezhetõ. A hátralévõ üzemidõ és az egyes hulladékfajtákra definiált éves keletkezési ütem segít megbecsülni az üzemidõ végéig keletkezõ teljes hulladékmennyiséget, ha figyelembe vesszük az eddig felhalmozott hulladék mennyiségét is. Az üzemidõ végéig keletkezõ teljes hulladékmennyiség azonban nem vezethetõ le mechanikusan az elõzõekbõl. Hulladékfajtánként a fenti számolásokon túlmutató technológiai sajátságokat is figyelembe kell venni, amelyek kis mér tékben befolyásolják az üzemidõ végéig keletkezõ teljes hulladékmennyiségeket. Tovább árnyalja az üzemidõ végéig keletkezõ teljes hulladékmennyiséget a 2003. évi üzemzavar. Ennek hatását a szilárd hulladék körében már nem tüntetjük fel, de a folyékony hulladék tekintetében még külön kezeljük a bepárlási maradékok üzemzavarral összefüggõ hányadát. Az atomerõmû 50 éves üzemidejének végéig 6316 m3 200 l-es hordóban elhelyezhetõ tömörített és nem tömörített hulladék, valamint gyöngykovafölddel felitatott, illetve víztelenített iszap, továbbá 304 m3 ugyancsak 200 l-es hordóban elhelyezhetõ Co-60 eltávolító utószûrõ bõl adódó szilárd hulladék keletkezik. A Co-60 eltávolító utószûrõk keletkezése összefügg az FHF technológia bevezetésével és a 304 m3-es mennyiség (ami megfelel 11
1520 db 200 l-es hordónak) abból a feltételezésbõl indul ki, hogy öt utószûrõ helyezhetõ el egy db 200 l-es hordóban. Ebben az oszlopban kerül megjelenítésre a kb. 800 m3-nyi nagyméretû hulladék és a mintegy 53 m3 térfogatot kitevõ cézium szelektív és egyéb szûrõpatron is. Ez az oszlop ad áttekintést a teljes üzemidõ során keletkezõ folyékony hulladékmennyiségekrõl is. Ezek körében a legnagyobb mennyiséget a sûrítmények – bepárlási maradékok – jelentik. Az oszlopban megjelenik az összes többi folyékony hulladék járuléka is a teljes üzemidõre kivetítve. A gyanták térfogata itt is transzportvíz nélkül értendõ. A gyanták tér fogatára közölt 435 m3-es érték már figyelembe veszi az erõmû leállításakor kirakásra kerülõ összes gyanta mennyiségét is. A táblázat ötödik oszlopa jelzi a különbözõ típusú kis és közepes aktivitású hulladék esetében alkalmazott kezelési eljárásokat. A normál üzemi bepárlási maradékok tekintetében feltételezzük az FHF technológia üzembevételét a paksi atomerõmûben. Ezen technológia alkalmazása a hulladék mennyiségét tekintve összességében kisebb térfogatú elhelye zendõ szilárd hulladékot eredményez, ugyanakkor, mint azt korábban jeleztük az FHF alkalmazásának következtében egyéb járulékokkal (Co-60 utószûrõk elhelyezésének figyelembe vétele és szelektív szorbenstároló konténer mennyiségének növekménye) is számolni kell. A folyékony hulladék kezelése tekintetében, a gyanták esetében csak a tér fogatnövelõ cementezési eljárásra számíthatunk, ahol a tér fogatnövelés mér téke 3-as. A bepárlási maradékok közül az üzemviteli hulladékra alkalmazzuk a tér fogatcsökkentõ FHF technológiát, így az elõzetes becslések szerint csak 560 m3 iszaprészt kell cementezni. A vonatkozó cementezési eljárás tér fogatnövelését 1,7-tel vesszük figyelembe. A dekontamináló oldatok és az evaporátor savazó oldatok esetén a cementezési eljárás tér fogatnövelõ hatása szintén 1,7-es. A folyékony hulladék körében nyilvántar tott iszapok esetében csak cementezési eljárást vehetünk figyelembe 1,7-es tér fogatnöveléssel.
12
A táblázat utolsó három oszlopa már csak a szilárd, illetve a megszilárdított csomagtípusokat és hulladékmennyiségeket ábrázolja. Ezek a mennyiségek alapvetõen a kis és közepes aktivitású hulladéktároló tervezésének kiinduló adatai. Az utolsó három oszlop közül az elsõ az elhelyezendõ hulladékcsomag típusát, a második annak mennyiségét és végül a harmadik az elhelyezendõ térfogatot tartalmazza. Ezekben az oszlopokban jelenik meg elõször a leszerelési hulladékmennyiség. (Az erõmû lebontásakor keletkezõ hulladék mennyiségét a 6.5. fejezetben megjelölt tanulmány rögzíti.) Ez az oszlop a vasbeton konténeres elhelyezés esetén nettó (hiszen a konténer a mérnöki gátrendszer része), a többi hulladékcsomag típus esetén bruttó hulladékmennyiségeket jelenít meg. Ehhez az oszlophoz tartozó összegzés szerint az atomerõmû teljes üzemi és leszerelési hulladékmennyisége 21 638 m3. A 2.2-1. táblázatból látható, hogy a 200 l-es hordók tárolására rendelkezésre álló szabad erõmûvi tárolókapacitás 2013. január 1-jére hogyan változott. A hulladékszállítások ütemezésének tervét a fentieket is figyelembe véve 3.2.4 fejezet mutatja be. A paksi atomerõmûben a korábbiakban végrehajtott tartálypark-bõvítés (lásd 2.2. pont) lehetõvé teszi a folyékony hulladék gyûjtését és tárolását, azok térfogatcsökkentõ feldolgozásának elvégzéséig. A térfogatcsökkentõ feldolgozás és a szilárdítás következtében elõálló hulladék keletkezésének és kiszállításának ütemezését szintén a 3.2.4. fejezet foglalja össze. A cementezés és az új végleges elhelyezési koncepció bevezetésének céldátuma 2017. év. A hulladék-kiszállításokat is ehhez igazítottuk. 2.3.2. Az atomerõmûvi eredetû nagy aktivitású radioaktív hulladék keletkezése és tárolása, a tárolási kapacitás várható alakulása, a végleges tároló szükséges térfogatának becslése A paksi atomerõmû üzemeltetése során az erõmû adatszolgáltatása szerint, éves szinten viszonylag kis mennyiségben (nettó 5 m3/év) keletkezik nagy aktivitású radioaktív hulladék, melyet az erõmû területén ideiglenes jelleggel tárolnak az erre a célra kialakított csõkutakban.
Az elfoglalt tárolóhely a hulladék nettó térfogatánál nagyobb. A becsült éves keletkezési mennyiség kellõen konzervatívnak látszik. A 2.2-1. táblázat szerint 222,8 m3-es tárolási kapacitásban 2013. január 1-jén 97,7 m3-nyi hulladékot tárolnak. Az üzemidõ végéig (22 év hátralevõ üzemidõ) további 125 m 3 nagy aktivitású hulladék keletkezésével kell számolni (ez a mennyiség már tartalmazza a 2. blokki üzemzavar során keletkezett nagy aktivitású hulladékot is). Ezt a hulladékot a végsõ elhelyezés érdekében konténerekben gyûjtik össze és betonnal öntik ki. Arra való tekintettel, hogy a csõkutakban elhelyezett hulladék térkitöltése nagyon rossz, a konténerezett és tárolásra elõkészített hulladék térfogata ugyanannyinak tekinthetõ, mint amennyit a hulladék jelen állapotában a csõkutakban elfoglal. Az elhelyezhetõ hulladék méretét korlátozza a csõkutak geometriája. Egy-egy tárolócsõ jellemzõ méretei: átmérõ 183 mm, magasság 6880 mm. A tároló kutakban el nem helyezhetõ – nagyméretû – hulladék gyûjtésére ólomkonténerekben van lehetõség. Az atomerõmû késõbbi lebontása során további 303,7 m3 nagy aktivitású hulladék keletkezésével kell számolni. Ez a hulladékmennyiség a 6.5. fejezetben hivatkozott irodalom szerint nettó mennyiségnek minõsül, azaz a leszerelésbõl származó nagy aktivitású hulladék elhelyezéséhez ennél nagyobb térfogatú tároló szükséges. A fenti hulladékmennyiséget 101 db nagyjából 3 m3-es belsõ (effektív) tér fogatú konténerben helyezik el. Ezen konténerek külsõ mérete beleértve a felületi elemeket is 1,7 m élhosszúságú kockának felel meg, tehát a leszerelésbõl keletkezõ nagy aktivitású hulladék bruttó térfogata 496,2 m3. A jövõben megvalósítandó nagy aktivitású hulladéktároló szükséges térfogata az atomerõmûvi eredetû nagy aktivitású hulladék befogadására tehát 97,7 + 125 + 496,2 =718,9 m3. A nagy aktivitású hulladék keletkezési ütemét figyelembe véve, a végleges elhelyezést a mûszaki tervben foglaltak szerint csak a leszerelés fázisában kell megoldani, bár a tárolókapacitás az 50 éves üzemidõ alatt várható nagy aktivitású hulladék számára nem elegendõ, a paksi atomerõmû radioaktív hulladékkezelési koncepciója (A radioaktív hulladékok
kezelésének és átmeneti tárolásának mûszaki koncepciója 000000N00002PRK/F – 2012. 05. 15.) tartalmazza azokat az intézkedéseket, amelyekkel biztosítható ezen hulladékok ideiglenes tárolása. 2.3.3. A kiégett atomerõmûvi nukleáris üzemanyag keletkezése és átmeneti tárolása A kiégett nukleáris üzemanyag átmeneti tárolása az erõmû szomszédságában létesített KKÁT-ban történik 50 éves idõtartamra. Az erõmû normál üzemvitele során keletkezõ kiégett nukleáris üzemanyag-kazetták száma jól becsülhetõ. A paksi atomerõmû 2016-tól tervezi bevezetni a 15 hónapos (C15) üzem anyag cik lust, aminek következtében egy-egy átrakás alkalmával 102 db friss üzemanyag-kazetta kirakásával kell számolni. Öt évenként csak négy fõjavításra kerül majd sor egy-egy reaktor esetében, ugyanakkor az idõben ritkább átrakások során reaktoronként 102 kazetta cseréjével számolunk. Évenként és blokkonként így átlagosan 81,6 db kiégett kazetta kerül kirakásra. Ezt az értéket a korábbi ter vekben 84 kiégett kazettával vettük figyelem be. Összehasonlítva a jelenlegi (C12) üzemanyag ciklussal, megállapítható, hogy hosszú távon az üzemanyag felhasználás és így a keletkezett kiégett kazetták száma csökkenni fog. Figyelembe véve azt a feltételezést, hogy a blokkok végleges leállításának az évében már friss üzemanyag felhasználása nem történne a 12. közép- és hosszú távú tervben figyelembe vetthez képest a teljes üzemidõ során keletkezett kiégett kazetták száma 308-cal kevesebb lehet. Mai ismereteink szerint az erõmû tervezett 50 éves élettartamának végéig keletkezett, hazánkban maradt kiégett nukleáris üzemanyag kazetták száma 17 560 db lesz. A teljes menynyiség – a további Oroszországba tör ténõ visszaszállítás lehetõségével nem számolva – az alábbi összetevõket tartalmazza: 1636 db 7477 db
pihentetõ medencékben (2013. 01. 01.) lásd 2.2-1. táblázat KKÁT-ban (2013. 01. 01.) lásd 2.2-1. táblázat
13
8447 db
2013 és 2042 között keletkezõ kiégett kazetta mennyiség, beleértve a blokkok leállításából adódó teljes zóna kirakásokat is.
Az összesen keletkezõ 17 560 db kazetta átmeneti tárolásához 36 modul megépítésére van szükség a KKÁT-ban. Ehhez szükség van a kapcsolódó komplex engedélyezési procedúrára is. Az MVM Paksi Atomerõmû Zrt. adatszolgálta tása alapján a teljes kiégett üzemanyag-mennyiség – az üzemanyag beszerzési for rását tekintve – orosz típusú. A kiégett üzemanyag-kazetták átlagos nehézfém tömege a korábban használt kazetták tekintetében 116 kg U-nak felelt meg, míg a 2010-tõl üzemszerûen felhasznált Gd-2n típusú kazettáké 122 kg-nak tekinthetõ. A Gd-2n típusú, 4,2 % dúsítású kazetták alkalmazásával a friss üzemanyag felhasználás csökkent évente 84 darabra. Ezt a mennyiséget csökkenti tovább a fentieknek megfelelõen évenként és blokkonként átlagosan 81,6 darabra a C15 átrakási stratégia bevezetése, várhatóan 2016-tól. 2.3.4. A nem atomerõmûvi eredetû kis és közepes aktivitású, valamint hosszú élettartamú radioaktív hulladék keletkezési üteme és elhelyezése A mûködõ atomerõmûvön kívül radioaktív hulladék képzõdik a kutató intézetekben, az egészségügyi, ipari, mezõgazdasági intézményekben és a laboratóriumokban. A nem atomerõmûvi eredetû kis és közepes aktivitású radioaktív hulladék keletkezésének mennyisége ~10 m3/évre csökkent az elmúlt években. Ezt a hulladékot a püspökszilágyi RHFT-ben helyezik el. A 2.2-1. táblázatból látható, hogy az RHFT szabad kapacitása kimerült, ha eltekintünk az elmúlt évek biztonságnövelési tevékenységeinek következtében felszabadult kb. 55 m3-es tároló kapacitástól, melynek felhasználása folyamatban van. A végleges tárolótéren végrehajtandó kapacitás-felszabadítás elvégzéséig megoldást jelent a feldolgozó épület átalakításával kialakított központi átmeneti hulladéktároló épület, ahol 228 db hordkeret tárolására van lehetõség. Egy-egy tárolási pozíción hord14
keretben 4 db 200 l-es hordó, vagy 1 db 1,2 m3-es lemezkonténer helyezhetõ el, hordóban kifejezve így 912 db 200 l-es hordó tárolására van lehetõség. Az átmeneti tárolóban – a nuk le árisanyag-tárolón kívül – 2013. január 1-jén 391 db 200 literes hordót és 35 db lemezkonténert tároltak. Ez a hulladékmennyiség részben külsõ beszállítóktól érkezett a telephelyre, és ennek egy részét a továbbiakban véglegesen elhelyezik a megüresedõ tároló medencékben. Egy másik része pedig a biztonságnövelõ intézkedések (medencefeltárások) eredményeként keletkezett, de megfelelõ kezelés és átválogatás után ezek egy részét is elhelyezik a tárolómedencékben, a maradék pedig – a válogatás eredményeként – átmeneti tárolásra kerül a központi épületben (lásd 3.1. fejezet). A fentiekbõl következik, hogy a biztonságnövelõ intézkedési tevékenységek során az átmeneti tároló szabad kapacitása állandóan változik, és nehezen definiálható, hogy az ott tárolt hulladék nak pontosan mekkora hányada kerül vissza az RHFT medencéibe végsõ elhelyezésre, és mekkora részét kell majd más tároló létesítményben véglegesen elhelyezni. Magyarországon az ipari, mezõgazdasági és gyógyászati tevékenységek végzése éves szinten nagyon kis mennyiségû olyan hosszú élettartamú radioaktív hulladék keletkezésével jár, amely nem helyezhetõ el véglegesen a püspökszilágyi telephelyen. Ezen hulladékot átmenetileg az RHFT telephelyén tárolják, vagy pedig még a keletkezés helyén találhatók. Nem lehet ma ezen anyagfajták keletkezését illetõen korrekt éves mennyiségi adatot megadni, de Társaságunk ma úgy tekinti, hogy a hosszú élet tar tamú radioaktív hulladékok teljes mennyisége nem fogja meghaladni összességében a 100 m3-es mennyiséget. Ezt az anyagfajtát együtt kell elhelyezni az erõmûvi eredetû nagy aktivitású és hosszú élettar tamú radioaktív hulladékkal, így az elhelyezésre kerülõ összes mennyiséget ezzel a 100 m3-rel növelni kell. A fenti számadat pontosítása az RHFT-ben esedékes biztonságnövelõ intézkedések (medencefeltárások) végrehajtását követõen válik esedékessé. A nem atomerõmûvi eredetû kis és közepes aktivitású (valamint esetleg a hosszú élettar -
tamú) radioaktív hulladékok mennyiségét növelni fogja az MTA EK kutatóreaktorának, valamint a BME NTI oktatóreaktorának a jövõben esedékes leszerelése és lebontása (lásd 6.1. fejezet). Az ezzel összefüggõ mennyiségi adatokat – pontos információk hiányában – ebben a fejezetben nem tüntetjük fel.
Az MTA EK adatszolgáltatása alapján a 2.3-2. táblázat bemutatja a BKR-ben keletkezett, és eddig el nem szállított, valamint a jövõben várhatóan keletkezõ kiégett üzemanyag mennyiségét az üzemidõ végéig. A 2.2-3. és a 2.3-2. táblázatok összevetésébõl látszik, hogy az intézet a 2008. évi üzemanyag-visszaszállítás következtében elegendõ tá rolóka pa ci tással ren del ke zik a ter ve zett üzemidõ végéig, hiszen a teljes tárolókapacitás 936 db, ezzel szemben az üzemidõ végéig 472 db kazetta elhelyezése szükséges. A BME NTI oktatóreaktorában 1971 óta 24 db részben módosított EK-10-es kazetta üzemel. Ezen kazetták névleges betöltési nehézfém-tömege 30 kg volt, amibõl idáig kb. 0,02 kg U-235 fogyott. Technológiai okok miatt elképzelhetõ, hogy az oktatóreaktor 2027-ig ter vezett üzemeltetése során az aktív zóna részleges vagy teljes átrakására sor fog kerülni. Így a teljes üzemidõ során maximum 68,91 kg nehézfém-tömegû kiégett üzemanyagra lehet számítani. A korábbi közép- és hosszú távú ter vekhez képest, a BME NTI adatszolgáltatása alap ján, több let ként meg je le ní tet tük azon „friss” kazetták számát is melyet alacsony teljesítményen végzett reaktorfizikai kísérletekhez használtak fel. Ezeket az adatokat foglalja össze a 2.3-3. táblázat. A két intézményi reaktor ter vezett élettar tamának végéig 247,162 + 68,91 = 316,072 kg U mennyiségû kiégett üzemanyag keletkezik. Az együttes tároló igény 472 + 56 = 528 tároló pozícióra terjed ki, ha feltételezzük a BME kazettáinak az MTA EK tárolójában tör ténõ átmeneti tárolását. A tárolókapacitás iránti igényt tovább csökkentheti a kiégett fûtõelemek egy ré-
2.3.5. A nem atomerõmûvi eredetû kiégett üzemanyag keletkezése és átmeneti tárolása Az MTA EK kutatóreaktora – a Budapesti Kutatóreaktor (továbbiakban BKR) – 1959 óta mûködik. Az 1986-ban megkezdett rekonstrukciót követõen a reaktor 1992 óta újra mûködik. Az 1993-ban határozatlan idõre kiadott üzemeltetési engedélyt tízévente idõszakos biztonsági felülvizsgálat keretében meg kell újítani. Az elsõ felülvizsgálatra 2003-ban került sor. Az MTA EK adatszolgáltatása szerint l a reaktor tervezett üzemideje a rekonstrukciótól számított 30 év, tehát a reaktor leállítására a tervek szerint 2023-ban kerül sor, l évente – a felhasznált üzemidõ függvényében – átlagosan 70 db (VVR típusú) kazetta cseréjére kerül sor. Az MTA EK 2013. január 1-jén már nem rendelkezett friss nagy dúsítású (36%) fûtõelemekkel, mert a fel nem használt fûtõelemeket 2008 során visszaszállították Oroszországba. A 20%-os dúsítású új VVR-M2 üzemanyagkötegek bevezetése megtörtént. A reaktor jelenleg 288 friss VVR-M2 20% dúsítású köteggel rendelkezik. A konverzió 2012 novemberében fejezõdött be, ekkor kerültek ki az utolsó 36% dúsítású fûtõelemek a zónából.
2.3-2. táblázat – A BKR-ben keletkezett és eddig el nem szállított, illetve a jövõben várhatóan keletkezõ kiégett üzemanyag adatai Idõ, mennyiségek Típus [dúsítás] VVR-SzM (36)
1959–2013. 01. 01. kiégett kazetta [db]
1959–2023
szükséges tároló nehézfém tömeg pozíció [db tok] [kgU]
91
7,851
kiégett kazetta [db] 91
172 VVR-M2 (36)
424
VVR-M2 (20)
—
Összesen
szükséges tároló nehézfém tömeg pozíció [db tok] [kgU] 7,851 172
41,311
424
—
—
900
172
49,162
41,311 300
198,00
472
247,162
15
2.3-3. táblázat – A BME NTI által üzemeltetett oktatóreaktorban keletkezõ kiégett üzemanyag mennyisége Idõ, mennyiségek
1971–2013. 01. 01. kiégett kazetta [db]
1971–2027
szükséges tároló nehézfém tömeg pozíció [db tok] [kgU]
kiégett kazetta [db]
szükséges tároló nehézfém tömeg pozíció [db tok] [kgU]
Típus EK-10
0
0
szének esetleges újabb oroszországi visszaszállítása. Mivel a teljes tárolási kapacitás újabb oroszországi visszaszállítás nélkül is lehetõséget biztosít a fentiekben bemutatott ki-
16
0
56
56
68,91
égett fûtõelem átmeneti tárolására, a két létesítmény üzemidejének végéig a tároló kapacitás elégségesnek tekinthetõ.
3.
Kis és közepes aktivitású radioaktív hulladék végleges elhelyezése
3.1.
Kis és közepes aktivitású radioaktív hulladék végleges elhelyezése az RHFT-ben 3.1.1. Elõzmények A radioaktív hulladék az izotóptechnika hazai alkalmazásával egyidejûleg jelent meg, melyet kezdetben az alkalmazásban élen járó MTA Izotóp Intézet területén tárolták. 1960-ra készült el a solymári kísérleti izotóptemetõ, így a radioaktív hulladék országos összegyûjtése 1960-ban kezdõdhetett meg. Az elsõ, kísérleti radioaktívhulladék-tároló létesítmény helykiválasztása nem volt kellõen megalapozott és a létesítmény mûszaki megoldásai is hiányosak voltak. A kísérleti tároló kapacitása hamar kimerült, így a létesítést követõ tíz év elteltével, egy új radioaktívhulladék-tároló (az RHFT) létesítése vált szükségessé. Az új létesítmény Püspökszilágyon készült el 1976. december 22-én 3540 m3 kapacitással. A tárolót mûszakilag a földfelszín közelében épített medencés, illetve csõkutas kialakítással valósították meg. Az elsõ szállítmányt az RHFT 1977 márciusában fogadta. A létesítmény végleges üzemeltetési engedélyét 1980-ban adta ki az Egészségügyi Minisztérium. Ellenkezõ rendelkezés hiányában az RHFT elhelyezésre átvett majd minden radioaktív hulladékot, ami a nukleáris technika alkalmazása során keletkezett, így került oda hosszú élettartamú radioaktív hulladék is.
Természetes elképzelésként adódott a paksi atomerõmû üzembelépésekor, hogy az atomerõmû üzemeltetése és lebontása következtében keletkezõ hulladékot Püspökszilágyon lenne célszerû véglegesen elhelyezni, hiszen itt mûködött az ország egyetlen kis és közepes aktivitású radioaktív hulladék elhelyezésére kijelölt létesítménye. Az atomerõmûvi hulladék mennyisége azonban lényegesen meghaladta az RHFT kapacitását, ezért a paksi atomerõmû kis aktivitású szilárd hulladékának Püspökszilágyra tör ténõ szállítására átmeneti megoldásként kerülhetett sor. Ennek keretében 1983 és 1989, valamint 1992 és 1996 között az RHFT kapacitásából az erõmû mintegy 2500 m3-t foglalt el. A beszállítások közötti idõszakban megtör tént a püspökszilágyi RHFT tárolókapacitásának kibõvítése. A létesítmény bõvített tárolókapacitása összesen 5040 m3. További jelentõs mér földkõnek tekinthetõ az RHFT vonatkozásában, hogy a létesítmény üzemeltetését és engedélyesi feladatait átvette 1998-ban az RHK Kft. jogelõdje. A munka a hulladéktároló biztonságának teljes körû ér tékelésével kezdõdött. A 2002-ben elvégzett pontosított biztonsági elemzés ismeretében kimondható, hogy az RHFT üzemeltetése és a környezet biztonsága az intézményes ellenõr zési idõszak végéig megfelelõen garantált.
Az RHFT távlati képe 17
A biztonsági ér tékelés alapján határozták meg azokat a tennivalókat, amelyek a létesítmény hosszú távú biztonságának biztosításához szükségesek, és az ér tékelésre épült az Alappal rendelkezõ miniszter által 2002-ben jóváhagyott „A püspökszilágyi RHFT biztonságnövelõ programja – 2002–2005” címû dokumentum is. A rekonstrukciós munkák eredményei alapján az illetékes hatóság az üzemeltetési engedélyt megadta, mely 2015. február 28-ig ér vényes. A biztonságnövelõ program elsõ ütemében került sor egyebek mellett az üzemi épület átalakítására és átmeneti tárolóként történõ engedélyeztetésére, a III. és IV. sz. medencesor környezetének helyreállítására is. A biztonságnövelõ program elsõ ütemét követõen 2005-ben elkészült a „A püspökszilágyi RHFT biztonságnövelõ programja, II. ütem (2006-2010)” címû dokumentum, amelyet az Alappal rendelkezõ miniszter még 2005 végén jóváhagyott, meghatározva a telep további rekonstrukciós feladatait. A program elsõ fázisának (II. ütem 1. fázis) fõ feladata négy cella (A11, A12, A13, A14) demonstrációs célú kirakása, a kirakott hulladék átválogatása volt, beleértve a szükséges infrastruktúra kialakítását és a munka engedélyeztetését is. A négy medence hulladékának visszatermelésével, feldolgozásával, minõsítésével és újra elhelyezésével megvalósított demonstrá ciós program (II. ütem 1. fázis) 2010-ben sikeresen lezárult, beleértve a program folytatásához szükséges elõkészítõ tevékenységek egy részét is (a medencefeltáró munkák összegzõ ér tékelése, a további munkákat megalapozó biztonsági ér tékelés, hatósági engedély megszer zése a program folytatásához). Elkészült „A püspökszilágyi RHFT biztonságnövelõ programjának eddigi eredményei és a további feladatok 2012 – 2017” címû elõterjesztés a KNPA Szakbizottsága részére. Az elõterjesztésben meghatározott feladatokat a Szakbizottság elfogadta, és javasolta az Alappal rendelkezõ miniszternek jóváhagyásra benyújtani. A vissza nem helyezett hulladék pillanatnyilag a központi átmeneti hulladéktároló épületben található (lásd 2.3.4. fejezet). A demonstrációs cellabontási munkák keretében elvégzett lépések eredményeként jelentõs – a 280 m3 tároló térfogatból 55 m3 bruttó – tároló hely felszabadítására került sor. 18
A hul la dék vissza ter me lés fel té te le i nek megteremtéséhez egy hosszabb idõtar tamra szol gá ló, nagy mé re tû, kön nyû szer ke ze tes csarnok felépítésére van szükség, amely megfelelõ munkakörülményeket biztosít, ill. kielégíti a munkavégzéshez szükséges radiológiai és kör nyezetvédelmi funkciókat is. Elkészült a könnyûszerkezetes épület építési engedélyt meg ala pozó do kumen tá ci ója is, amely nek alapján a Vác Város Önkormányzat Építési Osztálya kiadta az építési engedélyt. Véglegesítésre kerültek az RHFT fizikai védelmi rendszereinek korszerûsítésére vonatkozó kiviteli ter vek, amelynek eredményeként új, a követelményeknek megfelelõ külsõ kerítés épül ki, modernizált figyelõ-ellenõr zõ-riasztó rendszer kerül telepítésre, ill. megtör ténik az iroda-labor épület kibõvítése is. A vizuális ellenõr zõ rendszer egyes elemeinek (kamerák és ér zékelõk) telepítése az OAH - DOE (az USA energetikai minisztériuma) közötti, terrorizmus elleni együttmûködés keretében tör ténik meg, amelynek során a DOE a beépítendõ eszközök egy részét finanszírozza. Ezen munkákhoz kapcsolódóan 2012-ben az RHK Kft. szer zõdést kötött az USA energetikai minisztériumát (US DOE) képviselõ SANDIA Nemzeti Laboratóriummal, amellyel a tároló fizikai védelmi rendszereinek korszerûsítésére külsõ amerikai források is felhasználhatóvá váltak. A megkötött szerzõdések alapján megkezdõdött a rendszer korszerûsítése. 3.1.2. Stratégiai cél Tekintettel arra, hogy a hazai szabályozás szerint csak határozott ideig ér vényes üzemeltetési engedélyek bir tokában üzemelhet a püspökszilágyi RHFT, kiemelt jelentõsége van a létesítmény 1998 óta folyamatban lévõ korszerûsítésének és az üzemeltetési engedély idõrõl idõre tör ténõ meghosszabbításának. Folytatni kell a tárolómedencéken belüli tér fogat felszabadítás gyakorlatát jogi, mûszaki, gazdasági és lakossági elfogadási szempontokat is figyelembe véve. Így kell lehetõvé tenni olyan mér tékû szabad tárolási kapacitás kialakítását, mely hosszú távon megoldja a hazai izotóp-felhasználók radioaktív hulladékának a telephelyen történõ fogadását.
Az RHFT vonatkozásában a folyamatos üzemeltetés a cél legalább 2064-ig. Az RHFT a továbbiakban kizárólag a nem atomerõmûvi eredetû kis és közepes aktivitású hulladék végleges elhelyezését szolgálja. A hosszú élettartamú hulladék tárolását csak átmenetileg oldja meg az RHFT. A kis és közepes aktivitású hulladék elhelyezésére vonatkozó feladat ellátása szabad tárolási kapacitás nyerésével válik lehetségessé a jövõben, ezért ez kiemelt célnak minõsül. 3.1.3. A közeljövõ feladatai A biztonságnövelõ intézkedésekhez kapcsolódó meglévõ engedélyek bir tokában fel kell építeni a könnyûszerkezetes épületet, ki kell építeni a megfelelõ infrastrukturális rendszereket, be kell szerezni a kivitelezéshez szükséges eszközöket, berendezéseket, majd meg kell kezdeni a hulladékcsomagok visszatermelését, átválogatását, újra minõsítését és újra elhelyezését. Folytatni kell a diszpécser központ és a fizikai védelem korszerûsítését, melynek eredményeként új, a korszerû követelményeknek megfelelõ külsõ kerítés épül ki, modernizált fizikai védelmi (figyelõ-ellenõrzõ-riasztó) rendszer kerül telepítésre, illetve megtörténik az iroda és laborépület kibõvítése is. A telephely egyéb korszerûsítési munkáinak keretén belül megtörténik a telephelyre vezetõ bekötõút felújítása, a telephely két kerítés közötti szakaszának tereprendezése, parkosítása, valamint a hulladékszállító jármû, targoncák cseréje. Az RHFT területén összegyûjtött csapadékvizeket egy részben kiépített árok vezeti el a Szilágyi patakba. Esedékessé vált a csapadékvíz elvezetési rendszer felújítása. Ehhez vízjogi üzemeltetési engedély megszerzése szükséges. Az engedély birtokában megkezdõdhet a patakmeder, és az elvezetõ árok patakba kötésének kialakítása. 3.1.4. A feladatok ütemezése 2014 l A biztonságnövelési és kapacitás-felszabadítási tevékenységek végrehajtásához szükséges könnyûszerkezetes épület, és infrastruktúra kiépítése.
l A laborépület és az õrzésvédelmi rendszer
korszerûsítésének folytatása. l A telephelyre vezetõ bekötõút felújítása. l A hulladékszállító jármû, targoncák cseréje. l Az üzemeltetési engedélyek megújításához szükséges biztonsági elemzések készítése. l A létesítmény üzemeltetése és karbantartása. 2015-2020 l A biztonságnövelés (kapacitás-felszabadítás) II. ütem 2. fázis kivitelezési munkáinak az I. számú medencesor A01-A24 kamráira vonatkozó végrehajtása (visszatermelés, feldolgozás, minõsítés). l A laborépület és az õrzésvédelmi rendszer korszerûsítésének befejezése. l Csapadékelvezetõ árok felújítása. l Tereprendezés, parkosítás. l A létesítmény üzemeltetése és karbantar tása. 2021–2028 l A biztonságnövelés (kapacitás-felszabadítás) folytatása a II. számú medencesor tar talmának (A25-A48 kamrák) feldolgozása, ezt követõen a hulladék újra elhelyezése. Az I-II. számú medencesor környezetének helyreállítása. l A létesítmény üzemeltetése és karbantar tása. 2029-2035 l A kapacitás-felszabadítás (biztonságnövelés) III. ütem elõkészítése és kivitelezése (a III-as, és IV-es számú medencesorok tartalmának kondicionálása, térkitöltése, valamint a sekély mélységû tárolómedencék felszámolása). l A kis reaktorok leszerelése (jelentõsen nõ az elhelyezendõ hulladékmennyiség). l A létesítmény üzemeltetése és karbantar tása. 2036-2037 l Kísérleti medencetakarás létesítése (a végleges lezárás módjának tesztelése, meghatározása). l A létesítmény üzemeltetése és karbantar tása. 2038-2060 l Kísérleti medencetakarás üzemeltetése.
19
l A kapacitás-felszabadítás (biztonságnöve-
lés) IV. ütem elõkészítése (a csõkutak megszüntetéséhez szükséges feltételek meghatározása). l A végleges földtakarás elõkészítése, felkészülés a telephely lezárására. l A létesítmény üzemeltetése és karbantar tása. 2061–2066 l A kapacitás-felszabadítás (biztonságnövelés) IV. ütem végrehajtásához szükséges feltételek megteremtése (a csõkutak megszüntetéséhez, felszámoláshoz szükséges infrastruktúra kiépítése). l A kapacitás-felszabadítás (biztonságnövelés) IV. ütem kivitelezése (a csõkutak felszámolása, a sugárforrások elõkészítése és átszállítása). l A létesítményben tárolt hosszú élettartamú radioaktív hulladék elõkészítése és átszállítása a nagy aktivitású és hosszú élettar tamú radioaktív hulladékok végleges tárolójába. l A végleges földtakarás elkészítése, a telephely lezárása. 2067 l Az intézményes ellenõrzés megkezdése 3.1.5. Forrásadatok és információk a gazdasági számítások elvégzéséhez A biztonságnövelés (kapacitás-felszabadítás) II. ütemének keretében megvalósuló tevékenységek költségvonzatait és idõbeli ütemezését „A püspökszilágyi RHFT biztonságnövelõ programjának eddigi eredményei, és a további feladatok 2012-2017” címû dokumentum határozza meg, melyet a KNPA Szakbizottság ajánlására az Alappal rendelkezõ miniszter elfogadott azzal a kitétellel, hogy a Nemzeti Pro gram készítése során majd felül kell vizsgálni. A fenti dokumentum elõirányzatai (a biztonságnövelõ intézkedések II. ütem 2. fázis kivitelezési ütemezésére és a vonatkozó költségekre, valamint a III. és IV. ütem végrehajtásának költségeire és idõbeli ütemezésére) részben a II. ütem 1. fázisa során szerzett tapasztalatok, részben pedig mûszaki becslések alapján kerültek meghatározásra, egyidejûleg pontosításra került a feladatok ütemezése is. A paksi atomerõmû telephelyén létesülõ új atomerõmûvi blokkal (blokkokkal) kapcsolatos 20
feladatok meghatározásáról szóló 1194/2012. (VI. 18.) Korm. határozat 11. és 12. pontjaiban felsorolt feladatokhoz kötõdõen az RHK Kft. vállalta, hogy egy elõterjesztést készít a nagyon kis aktivitású radioaktív hulladék kategória bevezetésének lehetõségérõl, az ilyen hulladék elhelyezhetõségérõl. Elkészült az SMI-002/13 azonosítójú elõterjesztés „A nagyon kis aktivitású radioaktívhulladék-tároló hazai megvalósításával kapcsolatos stratégiáról”, melyben az RHFT hosszú távú feladatai és üzemeltetési költségei is pontosításra kerültek. Annak ellenére, hogy a nagyon kis aktivitású radioaktív hulladék kategória hazánkban még nem létezik, az RHFT hosszú távú költségbecslésénél (elsõsorban az intézményes ellenõrzés fázisára vonatkozóan) a fenti pontosítást figyelembe vesszük. Az RHFT hosszú távú költségütemezése a fent hivatkozott két dokumentum alapján készült. Az RHFT mûködtetési költségei tartalmazzák a biztonságnövelési program keretében megvalósuló üzemeltetési tevékenységek költségeit is. Az RHFT mûködési költségei részét képezik az RHK Kft. mûködési költségeinek (lásd 8. fejezet). A püspökszilágyi tároló költségei között jelenik meg – 2064 és 2067 között, három évre elosztva – a létesítményben tárolt hosszú élettartamú hulladék kondicionálási költsége is mûszaki becslés alapján. A hulladéktároló bezárását követõ intézményes felügyelet magába foglalja a létesítmény aktív és passzív felügyeletét, és a létesítményre vonatkozó adatok megõrzését. Az ezzel kapcsolatos költségeket a létesítmény bezárásának évéhez kapcsolva jelenítjük meg mûszaki becslés alapján. A püspökszilágyi tároló üzemeltetése függ a nagy aktivitású és hosszú élettartamú radioaktív hulladék tárolójának projektjétõl is, mivel a létesítmény lezárásának legkorábbi idõpontját az határozza meg, hogy mikor nyílik meg az a létesítmény, amibe az átmenetileg Püspökszilágyon tárolt hosszú élettartamú radioaktív hulladékot át lehet szállítani. A püspökszilágyi tárolókapacitás-felszabadításával reális esély van az üzemidõ ilyen mértékû meghosszabbítására.
3.2.
Az atomerõmûvi eredetû kis és közepes aktivitású radioaktív hulladék elhelyezése a bátaapáti NRHT-ban 3.2.1. Elõzmények Miután a püspökszilágyi létesítmény oly mér tékû bõvítése, ami az atomerõmû teljes igényét kielégítené lehetetlen, 1993-tól útjára indult a Tárcaközi Célprojekt (késõbb Nemzeti Projekt), melynek célkitûzése az erõmûvi eredetû kis és közepes aktivitású radioaktív hulladék végleges elhelyezésének megoldása lett. Ennek keretében – a környezetben élõ lakosság véleményét is figyelembe véve – megkezdõdött a telephely-kiválasztás elõkészítése. 1996-ban a földtani, mûszaki biztonsági és gazdasági vizsgálatok záródokumentuma Üveghuta térségében javasolt további vizsgálatokat a felszín alatti, gránitban történõ elhelyezés re, melyek 1997-ben kezdõdtek meg. A földtani kutatásokról zárójelentés készült 2003. év végén, melynek fõ megállapítása szerint „A Bátaapáti (Üveghuta) telephely a rendeletben megfogalmazott valamennyi követelményt teljesíti, így földtanilag alkalmas kis és közepes aktivitású radioaktív hulladék végleges elhelyezésére.” Ezt a dokumentumot az illetékes földtani hatóság, a Magyar Geológiai Szolgálat Dél-Dunántúli Területi Hivatala véleményezte, és határozattal elfogadta. A 2004-2007 közötti idõszakra készült föld alatti kutatási terv célkitûzése a tárolót befogadó kõzettérfogat kijelölésére irányult. A föld alatti kutatási munkák 2005 februárjában a lejtaknák mélyítésével megkezdõdtek. Két további fontos esemény történt 2005-ben. Bátaapáti képviselõtestülete kezdeményezésére véleménynyilvánító népszavazást tartottak a községben. Magas (75%-os) részvétellel a szavazók közel 90,7%-a egyetértett azzal, hogy Bátaapátiban kis és közepes aktivitású hulladéktároló épüljön. A magyar Országgyûlés 2005. november 21-én az Atomtörvény 7. § (2) bekezdése alapján elõzetes, elvi hozzájárulást adott a földtanilag már korábban alkalmasnak minõsített területen kis és közepes aktivitású hulladéktároló létesítését elõkészítõ tevékenység megkezdéséhez. A 2006 májusában elfogadott beruházási javaslatot a korábban elvégzett kutatások, ter -
vezési munkák, biztonsági elemzések eredményei alapján állították össze. Ez a dokumentum, valamint ennek 2009 júniusában aktualizált változata (A Nemzeti Radioaktívhulladék-tároló aktualizált Beruházási Javaslata) képezte a tároló beruházási tevékenységeinek alapját. A föld alatti és felszíni beruházási és építési tevékenységekkel párhuzamosan az alábbi meghatározó jelentõségû engedélyek kiadására került sor: l A környezetvédelmi engedélyt elsõ fokon
2007. május 15-én adta ki a Közép-dunántúli Környezetvédelmi, Természetvédelmi és Vízügyi Felügyelõség, de az elsõ fokú határozatot a vonatkozó közmeghallgatáson ügyfélként bejelentkezett Magyar Energia Klub megfellebbezte, így az illetékes hatóság másodfokú eljárás keretében döntött. Ebben az eljárásban a hatóság jóváhagyta az elsõ fokú határozatot, ami 2007. október 18-án jogerõre emelkedett. l 2008. május 14-én az Állami Népegészségügyi és Tisztiorvosi Szolgálat Dél-dunántúli Regionális Intézete az NRHT létesítési engedélyét kiadta. Az NRHT létesítése több ütemben valósul meg, és ehhez a szakaszolt létesítéshez igazodik az egyes elkészült létesítményrészek üzembe helyezése és üzemeltetési engedélyezése. Elsõ ütemben 2008 közepére elkészültek az NRHT felszíni létesítményei; a központi és a technológiai épület. Az ÁNTSZ DDRI Sugáregészségügyi Decentrum (SD) a 2008. szeptember 25-én kiadott 3623 30/2008. iktatószámú határozatában engedélyt adott a bátaapáti NRHT felszíni létesítményeinek üzembe helyezésére. Az I. ütemben elkészültek a felszíni telephely mindazon létesítményei és rendszerei, amelyek lehetõvé tették a paksi atomerõmûben felhalmozódott szilárd hulladék egy részének (tömörített vegyes szilárd hulladék, 200 literes hordókba csomagolva) átvételét és a felszín alatti elhelyezésük elõkészítését az átvett hulladékos hordók betárolásával a technológiai épület e célt szolgáló csarnokában. A felszíni léte21
sítmények hivatalos átadása 2008. október 6-án, az elsõ hulladékszállítás a technológiai épületbe pedig 2008. december 2-án valósult meg. A létesítés második ütemében, 2012-re megvalósult az elsõ két kamra (I–K1 és I–K2) és megépültek az ezeket kiszolgáló technológiai rendszerek. Az RHK Kft. a 47/2003. (VIII. 8.) ESZCSM rendelet szerint összeállított engedélykérelmet nyújtott be az NRHT I-K1 kamrájába történõ radioaktív hulladék beszállítására, végleges elhelyezésére, tárolására, és az ezt kiszolgáló létesítmények, technológiai rendszerek üzemeltetésére vonatkozóan. Az engedélyezési eljárást követõen az SD XVII-084/00982-45/ 2012. iktatószámú határozatában engedélyt adott az I-K1 tárolókamra és a hulladékbeszállítást biztosító ellenõrzött zóna vágatainak üzembe helyezésére. Az üzemeltetési engedély 2012. 09. 10-én vált jogerõssé. Az I-K1 kamra ünnepélyes átadására és az elsõ vasbeton konténer végleges elhelyezésére 2012. december 5-én került sor. Az elsõ tárolókamra üzembe vételével párhuzamosan elindult az NRHT továbbépítésének megalapozása: mindez egy olyan új tárolókoncepció és elhelyezési rendszer kidolgozását és létesítési engedélyeztetését jelenti, amely lehetõvé teszi minél több tárolótér kialakítását, valamint a tárolókamrák minél hatékonyabb helykihasználását a rendelkezésre álló térrészben. Az MVM Paksi Atomerõmû Zrt. és az RHK Kft. elkezdett egy közös munkát, mely – a jelenlegi vasbeton konténeres elhelyezés helyett – egy új típusú kompakt hulladékcsomagnak (fémkonténereknek) a tárolókamrákban kialakított vasbeton medencében történõ elhelyezését irányozta elõ. A projekt eredményeként az OAH, a Magyar Villamos Mûvek Zrt. és az RHK Kft. által egyeztetett szakbizottsági elõterjesztés készült (SMI-012/12), mellyel a KNPA Szakbizottság 2012. december 20-i ülésén egyetértett. Az új elhelyezési koncepció a kompakt hulladékcsomaghoz igazodó kamrageometria ki1
22
alakítását irányozta elõ az I-K3 kamrától kezdõdõen. Az új kamrageometria megfelelõségének vizsgálatára statikai számítások készültek, melyek alapján összeállításra került az NRHT létesítési engedélyének 4. módosítását megalapozó Mûszaki Tervdokumentáció felülvizsgált változata. Az RHK Kft. által benyújtott létesítési engedély módosítási kérelmet az SD XVII-R-084/00003-42/2013 számon 2013. március 8-án jóváhagyta. 3.2.2. Stratégiai cél Az atomerõmûvi eredetû kis és közepes aktivitású radioaktív hulladék végleges elhelyezésére – beleértve az atomerõmû lebontásából származó hulladékot is – egy, valamennyi mûszaki és biztonsági szempontnak megfelelõ, új létesítményben – a bátaapáti NRHT-ban – kerül sor. A létesítmény tervezését, méretezését, megvalósításának és üzemeltetésének idõbeli ütemezését hozzá kell igazítani a paksi atomerõmû követelményeihez, és figyelembe kell venni tervezési szinten a tároló bõvíthetõségét is. 3.2.3. A közeljövõ feladatai Az I-K1 tárolókamra üzembe vétele után folytatni kell a technológiai tárolóban lévõ tömörített, tör ténelmi szilárd radioaktív hulladékot tar talmazó hordók „konténeresítését” (kilencesével vasbeton konténerbe helyezését, és inaktív cementpéppel tör ténõ térkitöltését), majd azt követõen a konténerek végleges elhelyezését. Az NRHT továbbépítésének III. üteme keretében az SD által a létesítési engedély 4. módosítása keretében jóváhagyott Mûszaki tervdokumentáció alapján el kell készíteni az I-K3 és I-K4 kamrák, a Nyugati feltáró vágat, valamint a 3. vizsgálati kamra1 kiviteli terveit, majd meg kell kezdeni azok kivitelezését (a kamrák, vágatok elhelyezkedését a 2. ábra mutatja, amely tartalmazza a késõbbiekben kihajtásra kerülõ I-N1 és I-N2 kamrákat is). El kell készíteni az új elhelyezési koncepció további engedélyeztetési lépéseit megalapozó dokumentációkat, majd le kell folytatni az
Az NRHT korábbi biztonsági értékelései rámutattak, hogy a torlasztó zónák lezárási technológiájának igazolására egy demonstrációs, és azt kiegészítõ vizsgálati program végrehajtása mindenképpen indokolt. Ezt figyelembe véve az RHK Kft. a létesítés következõ ütemével párhuzamosan egy vizsgálati kamra (3. vizsgálati kamra) kialakítását tervezi, ahol a tömedékelés technológiája kipróbálható, demonstrálható.
eljárásokat. Az engedélyezési folyamatból kiemelkedik a létesítési engedélyezés, melyet az új elhelyezési koncepciót figyelembe vevõ Léte sí tést Megalapozó Biztonsági Jelentés (LMBJ2), valamint Aktualizált Mûszaki Tervdokumentáció (AMTD) alapján lehet lefolytatni. Az új elhelyezési koncepció alapját a kompakt hulladékcsomag képezi, melynek kiviteli ter vét 2013-ban el kell készíteni. A szilárd-folyékony radioaktív hulladék aránya a paksi atomerõmûben olyan, hogy az új
elhelyezési technológia bevezetése esetén a kompakt hulladékcsomagok elhelyezése mellett bizonyos mennyiségû hordózott hulladék (melyek „kimaradnak” a kompakt hulladékcsomagból) elhelyezésére is fel kell készülni. E hordók költséghatékony elhelyezését az új mérnöki gátrendszer részét képezõ vasbeton medencék tetején lehet megvalósítani. Erre vonatkozóan az RHK Kft. 2013-ban részleges biztonsági értékelésen alapuló megvalósíthatósági tanulmányt készíttet.
2. ábra: Az I. kamramezõ vágatrendszere és a 3. vizsgálati kamra 23
3.2.4. A feladatok ütemezése A feladatok ütemezésének legfontosabb lépése a kamraigény alakulásának felmérése, alapvetõen az MVM Paksi Atomerõmû Zrt. üzemviteli radioaktív hulladékának kiszállítási ütemezése, valamint a paksi atomerõmû elõzetes leszerelési ter ve alapján. Ez a két fõ forrás a kis és közepes aktivitású, atomerõmûvi eredetû radioaktív hulladék tekintetében. Az NRHT I. kamramezõjében kialakítandó tárolókamrákat a 2. ábra mutatja be. Az NRHT egyes tárolókamráiban a kis és közepes aktivitású radioaktív hulladék elhelyezése az alábbiak szerint valósul meg. Az I-K1 tárolókamrát 2012-ben üzembe helyezték, és abban a tömörített szilárd radioaktív hulladékot vasbeton konténerekben helyezik el. Az I-K2 tárolókamra ugyanolyan szelvénymérettel került kialakításra, de ebben az RHK Kft. már az új – kompakt hulladékcsomagok vasbeton medencében tör ténõ elhelyezését figyelembe vevõ – elhelyezési koncepciót valósítja meg. Az I-K3, I-K4 és a nyugati oldal kamráit (I-N1, I-N2) a hatékonyabb térkihasználás érdekében nagyobb szelvénymérettel tervezik kialakítani. A paksi atomerõmû 50 éves üzemidejébõl származó üzemviteli radioaktív hulladékok elhelyezhetõek az I. kamramezõ keleti oldalán elhelyezkedõ tárolókamrákban, és a nyugati oldalon az I-N1 kamrában mintegy 48 m kamrahosszban. A tárolókamrákban kialakított vasbeton medencékbe elhelyezésre kerülõ kompakt hulladékcsomagok – melyek a paksi atomerõmûben készülnek – mellett, további,
200 l-es hordókba tömörített, szilárd radioaktív hulladék elhelyezését irányoztuk elõ a vasbeton medencék tetején (a felettük lévõ koronatérben), amint arról a 3.2.3. fejezetben már szó esett. Az SMI-002/13 azonosítójú elõterjesztés „A nagyon kis aktivitású radioaktívhulladék-tároló hazai megvalósításával kapcsolatos stratégiáról” a leszerelési hulladék NRHT-ban történõ elhelyezése kapcsán megvizsgálta, hogy a leszerelés során nagy mennyiségben képzõdõ, de kis fajlagos aktivitású kemény hulladék (elsõsorban beton és fém) hogyan helyezhetõk el leghatékonyabban az NRHT-ban. Arra a megállapításra jutott, hogy a kemény hulladékot az NRHT lezárásakor, nem a tárolókamrákban, hanem az amúgy is tömedékelésre kerülõ egyéb vágatokban (pl.: Nyugati feltáróvágat, Tároló összekötõvágat, Tárolói szállítóvágat, Tárolóépítési szállítóvágat; lásd 2. ábra) célszerû elhelyezni. (A kemény leszerelési hulladék ily módon történõ elhelyezése megvalósítható úgy, hogy ne akadályozza a tároló további bõvítését.) Jelenleg azt feltételezzük, hogy – figyelembe véve a kemény leszerelési hulladék fentiekben vázolt koncepció szerinti elhelyezését – az I-N1 és az I-N2 tárolókamrában rendelkezésre álló kapacitás elegendõ a leszerelésbõl származó döntõen „puha”, valamint szilárdított folyékony leszerelési hulladék elhelyezésére, de ezt a paksi atomerõmû következõ leszerelési terv felülvizsgálatának eredményei alapján mindenképpen ellenõrizni kell.
3.2-1. táblázat: A javasolt kamraelrendezés alkalmazásával az I. kamramezõben elhelyezhetõ hulladékcsomagok száma Kamra
Hulladékcsomag típus
Elhelyezhetõ hulladékcsomagok száma (db)
vasbeton konténer
519
I-K1
64
I-K2
74
I-K3
84
I-K4
44
I-N1
~100
KHCS/leszerelési hulladék
1404/na
I-N2
~110
leszerelési hulladék
na
na: nincs adat
24
Hasznos kamrahossz (m)
1500 kompakt hulladékcsomag (KHCS)
2478 1302
Az I. kamramezõ egyes tárolókamráiban (Megjegyzés: A nyugati oldal kamráinak üzemelhelyezendõ hulladék típusát és mennyiségét be vételi idõpontjának meghatározásakor a a 3.2-1 táblázat tartalmazza. kedvezõ vízföldtani adottságok miatt – a kéAz egyes tárolókamrák üzembe vételi idõsõbb kiszállításra kerülõ – ioncserélõ gyanták pontjának becsléséhez kiindulási alapként az számára is az I–K4 kamrában tartottunk fenn MVM Paksi Atomerõmû Zrt. adatszolgáltatását helyet.) használtuk fel, melyet a 3.2-2. táblázat foglal össze. 3.2-2. táblázat – A paksi atomerõmû üzemviteli radioaktív hulladékának kiszállítási ütemezéséhez* illeszkedõ kamraigények Kompakt hulladékcsomag (KHCS)
Cs-szelektív oszlopok Kamrák üzembe vételének igénye tároló konténerei
200 l-es hordó
Kompakt hulladékcsomag
Ioncserélõ gyanta fémkonténerben
Összes évente
Kumulált KHCS
2013
850
0
0
0
0
2014
850
0
0
0
0
2015
850
0
0
0
0
2016
850
0
0
0
0
2017
0
131
0
131
131
I-K2 üzembe vétel (1500)
2018
0
402
0
402
533
Elhelyezési kapacitás 1500 KHCS
2019
0
402
0
402
935
2020
0
402
0
402
1337
2021
0
380
0
380
1717
I-K3 üzembe vétel (2478)
2022
0
458
0
458
2175
Elhelyezési kapacitás 3978 KHCS
2023
0
210
0
210
2385
2024
0
117
0
117
2502
2025
0
511
0
511
3013
2026
0
511
0
511
3524
2027
0
511
0
511
4035
I-K4 üzembe vétel (1302)
2028
0
512
0
512
4547
Elhelyezési kapacitás 5280 KHCS
2029
850
0
0
0
4547
2030
850
0
0
0
4547
2031
0
0
166
166
4713
2032
0
0
0
0
4713
2033
0
0
0
0
4713
2034
0
337
0
337
5050
2035
0
364
0
364
5414
2036
0
172
0
172
5586
2037
0
508
0
508
6094
2038
0
0
191
191
6285
2039
0
0
191
191
6476
2040
850
31
175
206
6682
10
2041
311
2
0
2
6684
1
Szumma
6261
5961
723
6684
Az I-K4-et fenntartjuk a késõbb érkezõ gyanták számára, akkor az elhelyezési kapacitás 4723
20
I-N1 üzembe vétel
31
* Megjegyzés: a kiszállítási ütemezés az MVM Paksi Atomerõmû Zrt. adatszolgáltatása alapján készült, melynek készítése során figyelembe vették az atomerõmû területén rendelkezésre álló tárolókapacitásokat.
25
A fentiekben ismer tetett kamra üzembe vételi idõpontok alapján a feladatok hosszú távú ütemezése az alábbiaknak megfelelõen alakul: 2014 l Az I-K3, I-K4 kamrák kihajtása. l Az új elhelyezési megoldásra (fémkonténer, vasbeton medence) tör ténõ áttérés biztonsági ér tékelése és engedélyeztetése. l A létesítmény üzemeltetése és karbantar tása. Üzemi hulladék beszállítása és végleges elhelyezése, monitoring üzemeltetése. 2015 l Az I-K3, I-K4 kamrák kihajtásának befejezése. l Vasbeton medence (és aljzatbeton) kiépítése az I-K2 kamrában. l A 3. vizsgálati kamrában a demonstrációs tömedékelés megkezdése. l A létesítmény üzemeltetése és karbantar tása. Üzemi hulladék beszállítása és végleges elhelyezése, monitoring üzemeltetése. 2016 l Vasbeton medence (és aljzatbeton) kiépítése az I-K3, I-K4 kamrákban. l Az ellenõr zött zóna határának áthelyezése, technológiai rendszerek átalakítása. l Az I-K2, I-K3, I-K4 kamrákra vonatkozó biztonsági ér tékelés és üzemeltetési engedély módosítási kérelem összeállításának megkezdése. l A 3. vizsgálati kamrában a demonstrációs tömedékelés befejezése, a középtávú vizsgálati program elindítása. l Új szállítójármû beszer zése. l A létesítmény üzemeltetése és karbantar tása. Üzemi hulladék beszállítása és végleges elhelyezése, monitoring üzemeltetése. 2017 l Az I-K2, I-K3, I-K4 kamrákra vonatkozó biztonsági ér tékelés és üzemeltetési engedély módosítási kérelem véglegesítése, az engedélyeztetés lefolytatása. l Az I-K2 kamra üzembe vétele. l A létesítmény üzemeltetése és karbantar tása. Üzemi hulladék beszállítása és végleges elhelyezése, monitoring üzemeltetése. 2018-2020 l Szakaszos medence lezárás, hordós hulladék elhelyezése a medence tetején.
26
l A létesítmény üzemeltetése és karbantar tá-
sa. Üzemi hulladék beszállítása és végleges elhelyezése, monitoring üzemeltetése. 2021 l Az I-K3 kamra feltöltésének megkezdése. l Szakaszos medence lezárás, hordós hulladék elhelyezése a medence tetején. l A létesítmény üzemeltetése és karbantar tása. Üzemi hulladék beszállítása és végleges elhelyezése, monitoring üzemeltetése. 2022-2026 l Szakaszos medence lezárás, hordós hulladék elhelyezése a medence tetején. l A létesítmény üzemeltetése és karbantar tása. Üzemi hulladék beszállítása és végleges elhelyezése, monitoring üzemeltetése. 2027 l Az I-K4 kamra feltöltésének megkezdése. l Szakaszos medence lezárás, hordós hulladék elhelyezése a medence tetején. l A létesítmény üzemeltetése és karbantar tása. Üzemi hulladék beszállítása és végleges elhelyezése, monitoring üzemeltetése. 2028-2030 l Szakaszos medence lezárás, hordós hulladék elhelyezése a medence tetején. l A létesítmény üzemeltetése és karbantar tása. Üzemi hulladék beszállítása és végleges elhelyezése, monitoring üzemeltetése. 2031-2033 l Biztonsági ér tékelés, az I-N1, I-N2 kamrák engedélyeztetése. l Az I-N1, I-N2 kamrák kiépítése. l Vasbeton medence (és aljzatbeton) kiépítése az I-N1, I-N2 kamrákban. l Szakaszos medence lezárás, hordós hulladék elhelyezése a medence tetején. l A létesítmény üzemeltetése és karbantar tása. Üzemi hulladék beszállítása és végleges elhelyezése, monitoring üzemeltetése. 2034 l Az I-N1 és I-N2 kamrák üzembe vétele. l Az I-N1 kamra feltöltésének megkezdése. l Szakaszos medence lezárás, hordós hulladék elhelyezése a medence tetején. l A létesítmény üzemeltetése és karbantar tása. Üzemi hulladék beszállítása és végleges elhelyezése, monitoring üzemeltetése.
Felszín alatti tárolás az I-K-1 kamrában 2035-2041 l Szakaszos medence lezárás, hordós hulladék elhelyezése a medence tetején. l A létesítmény üzemeltetése és karbantar tása. Üzemi hulladék beszállítása és végleges elhelyezése, monitoring üzemeltetése. 2042-2062 l Pihentetés, állagmegóvás, monitoring üzemeltetése. 2063 l Biztonsági ér tékelés megkezdése a leszerelési hulladék elhelyezhetõségének megalapozásához. l Pihentetés, állagmegóvás, monitoring üzemeltetése. 2064 l Az üzemeltetési engedélyezési dokumentum összeállítása, az I-N1 és I-N2 kamrákban tör ténõ leszerelési hulladék elhelyezésre vonatkozó üzemeltetési engedélykérelem benyújtása. l Leszerelési hulladék beszállításának megkezdése az I-N1 kamrába. l A létesítmény üzemeltetése és karbantar tása. Leszerelési hulladék beszállítása és vég-
leges elhelyezése, monitoring üzemeltetése. 2065-2067 l A létesítmény üzemeltetése és karbantar tása. Leszerelési hulladék beszállítása és végleges elhelyezése, monitoring üzemeltetése. 2068 l Az I-N2 kamra feltöltésének megkezdése. l A létesítmény üzemeltetése és karbantar tása. Leszerelési hulladék beszállítása és végleges elhelyezése, monitoring üzemeltetése. 2069-2080 l A kemény leszerelési hulladék beszállítása és végleges elhelyezése a nagyhurok vágatrendszerében. l A létesítmény üzemeltetése és karbantar tása, monitoring üzemeltetése. 2081-2084 l A létesítmény lezárása. 2084-tõl l Hosszú távú felügyelet.
27
3.2.5. Forrásadatok és információk a gazdasági számítások elvégzéséhez Az NRHT megvalósítására irányuló feladatok költségeinek meghatározásához az alapot „A bátaapáti Nemzeti Radioaktívhulladék-tároló továbbépítésének felülvizsgált koncepciója” címû, SMI 012/12 azonosítójú tanulmány képezte, mellyel a KNPA Szakbizottság 2012. december 20-i ülésén egyetértett. Ebben figyelembe vételre kerültek a létesítmény korábbi kivitelezési fázisai során felmerült ráfordítások. Az elhelyezendõ hulladék mennyiséget az erõmû üzemeltetése és lebontása során keletkezõ kis és közepes aktivitású kondicionált radioaktív hulladék mennyiségekbõl számolta ki az RHK Kft., figyelembe véve a 3.2.4. pontban leírtakat. A mennyiségi adatok egy részének frissítése évente történik. Ezen adatok tükrözik a paksi
28
atomerõmû üzemeltetésébõl adódó hulladék keletkezési tényszámokat és a radioaktív hulladékkezelés technológiájában történt fejlesztések eredményeit (FHFT – folyékony hulladék feldolgozási technológia –, kompakt hulladékcsomag). A mennyiségi adatokat döntõen befolyásolja az erõmû lebontásából adódó kis és közepes aktivitású hulladékmennyiség. A leszerelési hulladékkal összefüggõ adatok rendszeres felülvizsgálata a 6. fejezetben leírtak szerint történik és 2013. év végére készül el. A hulladéktároló bezárását követõ intézményes felügyelet magába foglalja a létesítmény aktív és passzív felügyeletét, és a létesítményre vonatkozó adatok megõrzését. Az ezzel kapcsolatos költségeket a létesítmény bezárásának évéhez kapcsolva jelenítjük meg mûszaki becslés alapján.
4.
A kiégett nukleáris üzemanyag átmeneti tárolása A nukleáris üzemanyagciklus minden változatában a ciklus elemeként figyelembe kell venni a kiégett kazetták néhány évtizednyi átmeneti tárolását, ami lehetõvé teszi a kiégett kazetták
4.1.
további kezelését, mivel az idõ múlásával a kiégett kazetták remanens hõteljesítménye és sugár zása megfelelõ mér tékben csökken.
Elõzmények 4.1.1. Az atomerõmûvi kiégett üzemanyag átmeneti tárolása Magyarországon a paksi atomerõmû üzembe helyezését megelõzõen is képzõdött kiégett nukleáris üzemanyag egyrészt az MTA EK kutatóreaktorában 1959 óta, másrészt a BME NTI oktatóreaktorában 1971 óta, bár az oktatóreaktorból nem raktak még ki kiégett fûtõelemeket (lásd 2.3.5. pont). Mennyiségi és minõségi változást hozott a paksi atomerõmû üzembe helyezése, ahol 1982-ben megkezdõdött az energetikai célú reaktorokban a nukleáris üzemanyag kiégetése. A paksi atomerõmû Mûszaki Tervének elfogadásakor érvényes elõirányzat az volt, hogy az erõmû pihentetõ medencéiben tárolt kiégett üzemanyag-kazettákat 3 éves pihentetés után a Szovjetunió térítésmentesen visszafogadja és reprocesszálja úgy, hogy a feldolgozás minden végterméke a Szovjetunióban marad. Az atomerõmû elsõ blokkjának üzembe helyezését követõen a visszaszállítási feltételeket a Szovjetunió többször módosította. A paksi atomerõmû a változó feltételeknek megfelelve 1989–1998 között összesen 2331 db kiégett üzemanyagköteget szállított vissza a Szovjetunióba (késõbb Oroszországba). A visszaszállítás elsõ éveiben, az Európában, illetve a Szovjetunióban bekövetkezett politikai és gazdasági változások miatt felmerült, hogy a kiégett kazetták visszaszállításának gyakorlata az egyre szigorodó feltételek fenntar tásával sem folytatható sokáig. Döntés született arról, hogy a Szovjetunióba tör ténõ kiégett üzemanyag visszaszállítás lehetõségének megtar tása mellett valóságos hazai alternatívát kell elõkészíteni. A KKÁT létesítésére a GEC
Alsthom MVDS (Modular Vault Dry Storage: moduláris, aknás száraz tároló) típusát választották az erõmû szakemberei. A KKÁT létesítését kezdetben a paksi atomerõmû finanszírozta. Késõbb a Központi Nukleáris Pénzügyi Alapból ezt a ráfordítást a paksi atomerõmû visszakapta. A tervezés, engedélyezés és az építés 1992-tõl 1996 végéig tartott. A megfelelõ engedélyek birtokában a KKÁT üzembe helyezése 1997-ben megtörtént és kiégett üzemanyagkötegekkel történõ feltöltése is megkezdõdött. Ezek után a KKÁT folyamatos üzemeltetése párhuzamosan zajlott a bõvítéssel és ez a tevékenység ma is folyamatban van. Az Alappal rendelkezõ miniszter 2008. március 17-én hagyta jóvá a KKÁT további bõvítésére vonatkozó Beruházási Programot, amelyet 2009 októberében aktualizáltak. Döntés született arról, hogy a KKÁT további bõvítése (a keleti szárny megépítésével) továbbra is az MVDS technika alkalmazásával, de 527 kazetta befogadására alkalmas kamrákkal folytatódjék. A KKÁT keleti irányú bõvítését megelõzõen el kellett végezni a leendõ tárolókamrák elsõ fele (2,5 modul) alatti talaj teljes mélységû, 10 méter vastagságú cseréjét. Az atomerõmû 2003. évi üzemzavara következtében 30 db üzemanyag-kazetta tönkrement, a maradványok T28 és T29 típusú tokokba kerültek az atomerõmû 2. blokkjának pihentetõ medencéjében. Annak érdekében, hogy kezelésüket hosszú távon itthon is meg lehessen oldani, a KKÁT 16. moduljában kialakítottak 100 férõhelyet, amiben szükség esetén lehetõség van a T28 as és T29-es tokok elhelyezésére (lásd 2.2. E) pont).
29
2012-ben elkészült a keleti szárnyon a KKÁT 17-20. kamrája, ezzel a létesítményben elhelyezhetõ kiégett üzemanyag-kazetták száma 9308-ra bõvült. A tárolóépület használatbavételi engedélye 2012. február 23-án, az üzembe helyezési engedélye, 2012. június 7-én került kiadásra. Az elsõ kiégett fûtõelem elhelyezése 2012. június 29-én tör tént. Ezt követõen 2012. szeptember 28-án benyújtásra került a létesítmény üzemeltetési engedélyének a bõvítés miatti módosítása iránti kérelem, mivel a III. ütem 1. fázis üzembe helyezési engedélye csak 1 éves üzemeltetésre jogosít fel. Az MVM Zrt. és az MVM Paksi Atomerõmû Zrt. szakembereivel közösen döntés-elõkészítõ tanulmány készült, amely megvizsgálta, hogy gazdaságosan megvalósítható-e a KKÁT bõvítése alternatív (pl.: konténeres) tárolási módszerrel, legalább azonos biztonsági és mûszaki színvonalon. A döntés-elõkészítõ tanulmány megállapította, hogy az engedélyeztetési és tendereztetési igényeket figyelembe véve az esetleges típusváltást a III. ütem 2. fázis terjedelmében nem lehet biztonsággal a szükséges határidõre megvalósítani, így a beruházás a
21-24. kamrák tekintetében az elõzõeknek megfelelõ koncepció szerint folytatódik, azaz a soron következõ III. ütem 2. fázisban megépülõ 4 kamra változatlan formában, a legutóbbi kamrákkal megegyezõ módon fog elkészülni. A döntés-elõkészítõ tanulmány készítése során felmerült egy olyan megoldás, mely szerint az egy kamrában lévõ tároló csövek számát tovább lehetne növelni a KKÁT 25. kamrájától kezdõdõen (KKÁT kapacitásnövelés). 2012-ben megkezdõdött a tároló következõ négy kamrája (III. ütem 2. fázis, 21-24 kamrák) létesítésének elõkészítése. Az elõkészítés elsõ lépcsõjében a létesítmény területén átmenõ 132 kV-os távvezeték áthelyezését kellett megter vezni. 2013. elsõ negyedévében a távvezeték szakasz áthelyezésének kivitelezése és üzembe helyezése megtör tént. Az elõkészítés második lépcsõjében a III. ütem 3. és 4. fázisban létesülõ tárolóépületek alatti talajcsere munkáit kellett megtervezni. A Kiégett Kazetták Átmeneti Tárolójával kapcsolatos feladatok bõvülése, valamint az RHK Kft. egyéb feladatainak és tevékenységeinek szélesebb körûvé válása szükségessé tette a
A KKÁT-ban az új geometriai elrendezés miatt több kazetta fér el 30
jelenlegi Beléptetõ és Operatív Irányító Épület kiegészítését egy új épületszárnnyal és egy Látogatói Központtal. A bõvítés elõkészítéseként lefolytatásra került a komplett kiviteli ter veztetésének közbeszerzési eljárása. 2012-ben elkészült az atomerõmû normál üzemeltetésekor keletkezõ inhermetikus kazetták KKÁT-ban tör ténõ elhelyezhetõségének elemzése, mely jó alapot szolgáltat a szükséges mûszaki megoldások ter vezéséhez, illetve az engedélyeztetés lefolytatásához. 4.1.2. A nem atomerõmûvi eredetû kiégett üzemanyag átmeneti tárolása és kezelése Mint az a 2.3.5. fejezetben bemutatásra került, az MTA EK-ben üzemeltetett kutatóreaktorban (BKR) és a BME NTI oktatóreaktorában keletkezõ kiégett üzemanyag kezelésének kérdése további lépéseket igényel. Az MTA EK adatszolgáltatása szerint a kiégett fûtõelemek elsõ részletének Oroszországba tör ténõ visszaszállítása 2008 folyamán megvalósult. A megállapodások szerint a többi, jelenleg az MTA EK-ban lévõ nagy dúsítású fûtõelem visszaszállítása 2013-2014-ben megtör ténik. Jóllehet az újabb visszaszállítás finanszírozásában is meghatározó szerepe van az US DOE-nak, fel fognak merülni az Alapból finanszírozandó költségek is, hiszen az US DOE
4.2.
természetszerûleg nem fizeti a fûtõelemek feldolgozása során keletkezõ nagy aktivitású hulladék végleges oroszországi elhelyezését (amit az orosz-magyar kormányközi megállapodás magyar költségen irányoz elõ). A BKR üzemidejének végéig képzõdõ további kiégett fûtõelemek ideiglenes tárolására az elsõ (a korábbi) oroszországi visszaszállítás figyelembe vételével elegendõ hely szabadult fel, illetve áll rendelkezésre. A Magyarországon maradó kis dúsítású kiégett kutatóreaktori fûtõelemek jövõben esedékes oroszországi kiszállítását, vagy ugyanezen kazetták hazai végleges elhelyezését a továbbiakban kell elõkészíteni, illetve megvalósítani. A BME NTI tekintetében ki kell dolgozni a kiégett üzemanyagkötegek épületbõl tör ténõ kiszállítási technológiáját. Célszerûnek látszik a re ak tor ból ki eme lés re ke rü lõ be su gár zott üzemanyagkötegek oroszországi kiszállítása az MTA EK kiégett fûtõelemeivel együtt. Ahhoz, hogy a zónából kikerülõ besugár zott fûtõelemeket átmenetileg tárolni lehessen, szükség van az eljárás megter vezésére, engedélyeztetésére. A BME NTI besugár zott fûtõelemei így a továbbiakban együtt kezelhetõk az MTA EK kiégett fûtõelemeivel. Az együttes tárolásra vonatkozóan döntés vagy megegyezés még nem született meg.
Stratégiai cél Az atomerõmûvi kiégett üzemanyag-kazetták átmeneti tárolása az üzemanyagciklus elválaszthatatlan része, függetlenül attól, hogy az üzemanyagciklus zárásának melyik változata kerül kiválasztásra a jövõben. A kiégett nukleáris üzemanyag átmeneti tárolását a létesítmény (KKÁT) bõvítésével és folyamatos üzemeltetésével biztosítani kell. Gondoskodni kell a KKÁT olyan mértékû bõvítésérõl, ami az atomerõmû üzemidejének meghosszabbításához igazodik, beleértve a létesítmény engedélyeinek meghoszszabbítását is.
Az 1. fejezetben ismer tetett, és az 1. ábrán bemutatott referencia szcenárió – hazai közvetlen elhelyezés, rövid leszerelés (PRK VM 20 év) – azzal számol, hogy a kiégett kazetták végsõ elhelyezését megelõzõ konténerezés a KKÁT keleti szárnyának végéhez illesztett létesítményben valósul meg. Gondoskodni kell a vonatkozó létesítmények kialakításáról és az ehhez szükséges tevékenységek elvégzésérõl, beleértve a lakossági támogatás biztosítását is.
31
4.3.
A közeljövõ feladatai 2013. év végére a KKÁT bõvítés III. ütem 3. és 4. fázisban létesülõ tárolóépületek alatti talajcsere kivitelezése és annak keretében az alapozási szintek alatti 10 méter mélységig a talajfizikai jellemzõk megfelelõségének igazolása megtörténik. A talajcseréhez kapcsolódóan és azzal párhuzamosan végre kell hajtani a tárolót kiszolgáló vonalas létesítmények és a fizikai védelmi rendszerek bõvítési munkáit. Az építési engedélyezés, valamint a vonatkozó közbeszer zési eljárás lefolytatása után 2014-ben elkezdõdnek a III. ütem 2. fázisban létesülõ 21-24. kamrák építési munkálatai, valamint a technológiai rendszerek elemeinek gyártása. 2013-ban az in her me ti kus ka zet ták KKÁT-ban tör ténõ elhelyezhetõségének megalapozására készített elemzésekre támaszkodva megkezdõdik a mûszaki átalakítások lehetõségének vizsgálata, a felülvizsgálat eredményeként alternatívák, koncepció ter vek készülnek. Az inhermetikus kazetták átmeneti tárolásának kapcsán a KKÁT üzemeltetési, valamint a mûködési engedélyét is módosítani kell. 2014-ben az átalakítás engedélyeztetésének indításához el kell végezni az elõzetes biztonsági értékelést, valamint szükséges elkészíteni az engedélyek módosítását megalapozó dokumentációkat. A KKÁT kapacitásnövelésére vonatkozó döntés ér telmében megalapozó számításokat kell végezni. Ennek keretében el kell készíteni a hõtechnikai, szubkritikussági, PSA, valamint a sugár védelmi számításokat magába foglaló
4.4.
Feladatok ütemezése 2014-2015 l 21–24. kamra kivitelezése. l Az inhermetikus kazetták átmeneti tárolására vonatkozó engedélyek módosítása. l KKÁT kapacitásnövelés elõkészítése. l Irányítástechnikai rekonstrukció végrehajtása. l A BOIÉ bõvítésének kivitelezése. 2016 l 21–24. kamra kivitelezése. l KKÁT kapacitásnövelés elõkészítése.
32
elemzéseket. 2014-ben ezen elemzések folytatására, valamint az átalakítások koncepció szerinti kidolgozására kerül sor. El kell készíteni a szakterületenkénti mûszaki ter veket, valamint a betöltõ fedélzet és az ahhoz kapcsolódó elemek szerkezeti analízisét. Fentiek alapján elõ kell készíteni a kapacitásnövelés engedélyeztetését. Az OAH NBI határozata alapján végre kell hajtani a létesítmény irányítástechnikai rekonstrukcióját, melynek során ki kell váltani az 1990-es évek közepén beépített, és mára már bi zony ta lan al kat rész el lá tással ren delke zõ rendszerelemeket. A kivitelezés a 2013-ban elkészített kiviteli ter vek alapján tör ténik. A kivitelezés keretében a KKÁT-ban alkalmazott irányítástechnikai rendszerek és alrendszerek modernizálására is sor kerül. A hardvercseréken túl további elvégzendõ feladat a vezérlõ szoftverek konver tálása, valamint biztonsági felülvizsgálata és szükség szerinti módosítása, kiegészítése. Ennek végrehajtása 2014-15-re tervezett. 2013-ban elkészülnek az RHK Kft. paksi telephely Beléptetõ Operatív és Irányító Épületének (BOIÉ) bõvítéséhez kapcsolódó biztonsági elemzések, valamint a komplex engedélyezési és kiviteli tervdokumentációk. Az elkészült kiviteli ter vek és az építési engedély bir tokában 2014-ben elkezdõdhet a kivitelezés. Ezt követõen meg kell kezdeni a használatba vételi eljárás lefolytatását. A létesítés végrehajtására 2014-15-ben kerül sor.
2017 l 21–24. kamra használatba vétele. 2018 l A létesítmény üzemeltetése. 2019–2023 l 25–28. kamra kivitelezése. 2024 l A létesítmény üzemeltetése. 2025–2029 l 29–32. kamra kivitelezése.
2030 l A létesítmény üzemeltetése. 2031–2035 l 33–36. kamra kivitelezése. 2036–2042 l Folyamatos üzemeltetés. 2041–2046 l A KKÁT üzemidejének meghosszabbítása. 2043–2063 l Védett õrzés a leállított atomerõmûvel együtt, felügyelet, és a szükségekhez mért karbantartás.
4.5.
2058–2063 l A tokozó megépítése a KKÁT keleti végpontján. 2064–2072 l A feltöltött kamrák kiürítése, a kiégett üzemanyagok betokozása és elszállítása a nagy aktivitású hulladéktárolóba. 2073–2077 l Leszerelés az erõmû leszerelésével együtt.
Forrásadatok és információk a gazdasági számítások elvégzéséhez A KKÁT bõvítésére vonatkozó költségadatokat alapvetõen a korábban megkötött szerzõdések alapján lehet becsülni. A becslés során figyelembe kell venni a 2008 márciusában a KKÁT III. ütem 1. fázis létesítésére vonatkozó beruházási programban foglaltakat, ami a keleti irányba történõ bõvítést illetõen az elhatározott és engedélyezett technológiai változtatások alapján került kidolgozásra. A bõvítési költség magában foglalja a felmerülõ engedélyezési kiadásokat is. A KKÁT modulárisan bõvíthetõ létesítmény. A szükséges tárolókapacitás bõvítése az MVM Paksi Atomerõmû Zrt. igényeinek felel meg. Tekintettel az erõmû meghosszabbított üzemidejére, és az éves szinten keletkezõ kiégett üzemanyag mennyi sé gé re (fi gye lem be vé ve a 15 hónapos (C15) üzemanyag ciklus bevezetését 2016-tól), az MVM Paksi Atomerõmû Zrt. adatszolgáltatása alapján az üzemidõ végéig összesen 17 560 db kiégett fûtõelem átmeneti tárolását kell biztosítani (lásd 2.3.3 fejezet). Ehhez a kiégett üzemanyag mennyiséghez összesen – a korábban elõirányzott 37 helyett – csak 36 kamra felépítésére van szükség. Az elsõ 20 kamra 9308 db kiégett üzemanyagköteg befoga dá sá ra al kal mas, a to váb bi kam rák ban
egyenként 527 db kiégett üzemanyagköteget lehet elhelyezni, így a 36 kamrás kiépítés 17 740 db kiégett fûtõelem befogadását teszi lehetõvé. Ebben a megfontolásban még nem vettük figyelembe a KKÁT esetleges további kapacitásbõvítését. A KKÁT tervezett üzemeltetési és karbantar tási költségeinek egy részét az MVM Paksi Atomerõmû Zrt. adatszolgáltatása határozza meg, amelyet évente rendszeresen megújít. A KKÁT üzemidejének meghosszabbításával összefüggõ költségek mûszaki becsléssel kerültek meghatározásra. A kiégett üzemanyag átmeneti tárolása és az egyéb hulladékkezelési feladatok között érdemi összefüggések az alábbiak szerint állnak fenn: l A KKÁT területérõl 2064 és 2072 között kiszállítják a kiégett üzemanyagot a nagy aktivitású hulladéktárolóba. A betokozási és szállítási költségeket a TS(R)6/25rev1. jelû dokumentum – a korábbiakban elkészített koncepcióterv aktualizálása (lásd 5.1. fejezet) – tartalmazza. l A KKÁT leszerelése és a hulladék elszállítása 2073-tól az atomerõmû lebontásával együtt történik. A vonatkozó költségeket a 6. fejezet tartalmazza.
33
5.
A nagy aktivitású radioaktív hulladék és a kiégett nukleáris üzemanyag végleges elhelyezése Ez a fejezet a „Megalapozás a hazai radioaktív hulladékok és kiégett fûtõelemek kezelésének és elhelyezésének új programjához” címû dokumentumban bemutatott 3. változatnak (lásd
5.1.
Elõzmények Magyarországon nagy aktivitású hulladék az 1960-as évektõl kezdõdõen keletkezik. Az ilyen típusú, intézményi eredetû hulladékot korábban – ellenkezõ (tiltó) rendelkezések hiányában – a püspökszilágyi RHFT-be szállították, míg a kutatóreaktor kiégett fûtõelemeit az MTA EK (és jogelõdje) területén tárolták és tárolják ma is. A paksi atomerõmû üzembe helyezése új helyzetet teremtett, mivel az erõmû üzemeltetése és lebontása meghatározó módon hozzájárul a hazai nagy aktivitású radioaktív hulladék és az országban keletkezõ kiégett üzemanyag mennyiségéhez. A hazánkban rendelkezésre álló – atomerõmûvi és nem atomerõmûvi – kiégett nukleáris üzemanyaggal kapcsolatos elõzményeket a 4. fejezetben találjuk. Magyarországon a nagy aktivitású radioaktív hulladék végleges elhelyezésére irányuló kutatási program 1993 végén a Nemzeti Projekt kereteiben – a Bodai Agyagkõ Formáció (BAF) vizsgálatával – kezdõdött, majd annak 1995 márciusában történõ befejezõdése után egy önálló kutatási program keretében folytatódott. Ennek középpontjában (1996-98 között) a BAF-ban létesített földalatti laboratóriumban végzett vizsgálatok álltak. Az uránbánya bezárására vonatkozó kormányzati döntés következtében a bányából megközelíthetõ földalatti laboratórium 1998 végén bezárásra került. A korabeli zárójelentés szerint nem merült fel olyan körülmény, amely a nagy aktivitású radioaktív hulladék BAF-ban történõ végleges elhelyezése ellen szólna. A kialakult helyzetben az RHK Kft. újragondolta a nagy aktivitású hulladéktároló kialakí-
34
1. fejezet) megfelelõen a nagy aktivitású radioaktív hulladék és a kiégett nukleáris üzemanyag végleges hazai elhelyezésével kapcsolatos tevékenységeket foglalja össze.
tására irányuló tevékenységeket, és 2000-ben egy – az ország teljes területére kiterjedõ – földtani pásztázó kutatást (screeninget) bonyolított le. A vizsgálati eredmények alapján továbbra is a Bodai Agyagkõ Formáció bizonyult a nagy aktivitású hulladéktároló legígéretesebb befogadó kõzetének. A fentiek alapján az RHK Kft. kutatási programot készített a magyarországi nagy aktivitású és hosszú élettartamú radioaktív hulladék elhelyezésére alkalmas telephely és egy új földalatti kutatólaboratórium helyszínének kijelölésére a Nyugat-Mecsekben. A programot az Alappal rendelkezõ miniszter 2003-ban elfogadta és a munkák ennek alapján megkezdõdtek. 2004-ben készült el a kiégett atomerõmûvi és egyéb üzemanyagkötegek, valamint a nagy aktivitású radioaktív hulladék elhelyezésére vonatkozó koncepcióterv (TS(R)/6/25). 2005-tõl kezdõdõen a pénzügyi erõforrások csökkenésével arányosan csökkent az elvégzett munkák mennyisége is. A rendelkezésre álló pénzügyi eszközök 2006-2010-ben már csak a környezeti monitoring, a meglévõ infrastruktúra és az informatikai rendszer folyamatos üzemeltetését és néhány tanulmány elkészítését tették lehetõvé. 2008-ban készült el „A BAF kutatás hosszú távú programját aktualizáló tartalmi, pénzügyi és ütemezési koncepció” (RHK-N-016/08 2008. december). Ezt a dokumentumot az RHK Kft. felkérésére a svájci NAGRA 2009-ben vélemé nyezte. A koncepció megállapításai 2009-ben beépültek a „Megalapozás a hazai radioaktív hulladékok és kiégett fûtõelemek ke-
Magminták zelésének és elhelyezésének új programjához” címû dokumentumba. Ezzel egyidejûleg a koncepció megállapításainak további felülvizsgálatát a fentiekben jelzett dokumentum megalapozottan elõirányozta. Ettõl a felülvizsgálattól az várható, hogy a telephely kiválasztásával kapcsolatban a vonatkozó biztonsági értékelés eredményeit figyelembe véve reálisabb kutatási program kerül kialakításra és így annak költségei csökkenhetnek. A NAGRA észrevételeket is figyelembe véve az RHK Kft. a jövõben – több ütemben – fogja a koncepcióterv felülvizsgálatát elvégezni (lásd 5.3. fejezet), így az esetleges költségcsökkenés is – ennek megfelelõen – csak a késõbbiekben fog realizálódni.
2010-ben egy zárójelentés elkészítésével – bár az eredetileg kitûzött célját a pénzügyi korlátok miatt nem érte el – lezárult a 2003-ban indult kutatási program. Ezt tekintjük az I. felszíni kutatási fázis – melynek célja általános helyszínminõsítés és a célterület rangsorolása volt – 1. szakaszának (a kutatás fázisokra tagolását a 3. ábra szemlélteti). 2011-2012-ben folytatódott a monitorozás, valamint annak mûszaki- és minõségfelügyelete, valamint az RHK Kft. projektet indított, melynek elsõ feladata a felszíni kutatás I. fázis 2. szakaszára vonatkozó kutatási terv összeállítása. Ennek elsõ lépéseként a korábban az egész fázisra elkészített kutatási terv szakmai és módszer tani felülvizsgálata készült el,
3. ábra: a BAF kutatás I. fázis 2. szakaszának illeszkedése az Átfogó Kutatási Programba 35
amelynek alapján az RHK Kft. Stratégiai és mérnöki irodájának munkatársai összeállították a kutatási tervet (RHK-N-005/12). Ez a kutatási terv teljes mértékben a NAGRA felülvizsgálat megállapításainak szellemében készült, és
5.2.
Stratégiai cél Kezdettõl fogva egyértelmû, hogy a nagy aktivitású radioaktív hulladék elhelyezésének minden problémáját Magyarországon kell megoldani, függetlenül attól, hogy a szakmai szempontból azonos kategóriába sorolható kiégett nukleáris üzemanyaggal mi tör ténik, azaz milyen üzemanyagciklus-zárási stratégiát választ az ország. A nagy aktivitású radioaktív hulladék 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 hulladékának befogadására is. A referencia szcenárió az üzemanyag-ciklus lezárására a kiégett üzemanyag-kazetták közvetlen hazai elhelyezése. Akkor nevezhetünk egy mûszaki megoldást referencia szcenáriónak, ha az adott megoldást több elképzelhetõ alternatíva közül választot-
5.3.
tuk, az eljárás megvalósítható és költsége reálisan megbecsülhetõ, az eljárás bevezetésére irányuló rövid távú tevékenységek nem vezetnek visszafordíthatatlan állapot eléréséhez, és a fentiek miatt a gazdasági számolásokat ésszerû a kiválasztott alternatívára alapozni. Ezt erõsítik azok a nemzetközileg is elfogadott elemzések, amelyek a kiégett üzemanyag közvetlen elhelyezésének, illetve újra feldolgozásának költségeit elemezve a közvetlen elhelyezést ma még gazdaságosabbnak tekintik. Nyilvánvaló azonban, hogy az üzemanyagciklus-zárási stratégia kiválasztására vonatkozó tevékenységet nem lehet elhanyagolni, folyamatosan figyelni kell az üzemanyagciklus-zárási stratégia területén bekövetkezõ fejleményekre. A referencia szcenárió folyamatos ellenõrzése vezethet el annak esetleges alapvetõ revíziójához, támaszkodva a cikluszárási tevékenységekkel összefüggõ – Magyarország számára is releváns – nemzetközi gyakorlat figyelembevételére.
A közeljövõ feladatai A felszíni kutatás I. fázis 2. szakaszára vonatkozó kutatási terv hatósági jóváhagyása mellett 2013-ban el kell indítani a kutatás végrehajtására, valamint annak mûszaki ellenõrzésére és mûszaki felügyeletére vonatkozó közbeszer zési eljárásokat. A közbeszerzési eljárással párhuzamosan – a kutatás gyors indíthatósága érdekében – az elsõ 7 mélyfúrásra vonatkozóan el kell készíteni az elõzetes vizsgálati dokumentációt, a környezeti hatásvizsgálati és az egységes környezethasz nálati engedélyezési eljárásról szóló 314/2005. (XII. 25.) Korm. rendelet 4. számú melléklete szerinti tartalommal, melyben igazolni kell, hogy jelentõs környezeti hatással
36
alapvetõ célja a kutatást követõ integrált értelmezési (beleértve a biztonsági értékelést is) szakasz információigényének kiszolgálása, mely alapján majd a potenciálisan alkalmas térrész szûkíthetõ.
nem kell számolni. Ezt a környezetvédelmi hatóság elõzetes vizsgálati eljárásban bírálja el. A bányafelügyelet hatáskörébe tartozó egyes sajátos építményekre vonatkozó építésügyi hatósági eljárások szabályairól szóló 53/2012. (III. 28.) Korm. rendelet alapján a mélyfúrások létesítése építési hatósági engedélyhez kötött tevékenység. Ezért el kell készíteni az építési engedélyezési eljárást megalapozó mûszaki tervdokumentációt. Ki kell dolgozni a potenciális célterület szûkítéséhez alkalmazni kívánt szempontrendszert. Ki kell alakítani, majd üzemeltetni kell azt az infrastruktúrát (magraktár, hozzá kapcsolódó
irodák és vizsgáló helyiségek, a kutatóobjektumok megközelítéséhez szükséges jármûvek, stb.), mely a terepi kutatások helyszíni irányításához nélkülözhetetlen. Folytatódnak a monitoring tevékenységek, és ahhoz kapcsolódó munkálatok; a biztonsági
5.4.
értékelést támogató tudás- és adatbázis fejlesztése, s ahhoz szükséges archív információk rendszerezése; valamint a késõbbi kutatási és értékelési tevékenységet lefedõ szabályzatok és útmutatók elkészítése.
A feladatok ütemezése 2014 l Az I. felszíni kutatási fázis 2. szakaszára vonatkozó kutatási terjedelem végrehajtásának megkezdése. l A terepi kutatásokhoz szükséges infrastruktúra kialakítása és üzemeltetése. l Folyamatos monitorozás. 2015-2016 l Az I. felszíni kutatási fázis 2. szakaszára vonatkozó kutatási terv végrehajtása, terepi kutatások lefolytatása. l A terepi kutatás zárójelentésének elkészítése. l A kutatási eredmények értékelésének megkezdése. l A monitoring program felülvizsgálata, annak szükségszerû módosítása. 2017 l A kutatási eredmények alapján integráló, ér telmezõ jelentéseinek összeállítása, majd biztonsági értékelés elvégzése. l Az átfogó kutatási program felülvizsgálata az I. fázis 2. szakaszának tapasztalatai, valamint a NAGRA észrevételei alapján. l A NAH koncepciótervének a felülvizsgálata. l Folyamatos monitorozás. 2018-2029 l A terepi kutatás kivitelezése, beleértve a szükséges zárójelentések elkészítését is. l A terepi kutatásokat lezáró, a földalatti labor kutatási programját megalapozó biztonsági értékelés elvégzése és az ezt ismertetõ biztonsági jelentés elkészítése. l A biztonsági jelentés „validálása” nemzetközi peer-review igénybevételével. l A BAF kutatás hosszú távú programjára vonatkozó tartalmi, pénzügyi és ütemezési koncepció felülvizsgálata. l A földalatti laboratórium kiviteli terveinek elkészítése.
l A földalatti laboratórium építésének a meg-
pályáztatása. l Folyamatos monitorozás.
2030-2037 l A földalatti laboratórium megépítése. l A földalatti laboratórium kutatási programjának a megtervezése. l A kutatási program hatósági engedélyeztetése. l A kutatási program végrehajtásának megpályáztatása. l A földalatti laboratórium megvalósulási ter veinek (I.) elkészítése. l Folyamatos monitorozás. 2038-2054 l A földalatti laboratórium üzemeltetése. l A földalatti laboratórium kutatási programjának a végrehajtása. l A földalatti laboratórium kutatási programját lezáró biztonsági értékelés elvégzése és az ezt ismertetõ biztonsági jelentés elkészítése. l A biztonsági jelentés „validálása” nemzetközi peer-review igénybevételével. l A BAF kutatás hosszú távú programjára vonatkozó tartalmi, pénzügyi és ütemezési koncepció felülvizsgálata. l A földalatti tároló létesítési engedélykérelmét megalapozó biztonsági értékelés elvégzése, a biztonsági jelentés elkészítése. l A létesítési engedély megszerzése. l A földalatti laboratórium megvalósulási ter veinek (II.) elkészítése. l Folyamatos monitorozás. 2055-2063 l A földalatti tároló megépítése. l A tároló üzemeltetési engedélykérelmét megalapozó biztonsági értékelés elvégzése, a biztonsági jelentés elkészítése. l Az üzemeltetési engedély megszerzése. 37
l A tároló megvalósulási terveinek (I.) elké-
szítése. l Folyamatos monitorozás. 2064-2079 l A KKÁT-ban tárolt kiégett üzemanyag átszállítása a tárolóba. l Az erõmû bontási hulladékának beszállítása a tárolóba. l Az RHFT-ben tárolt hosszú élettartamú radioaktív hulladék átszállítása a tárolóba. l Biztonsági értékelések készítése. l A tároló megvalósulási terveinek (II.) elkészítése. l Folyamatos monitorozás és a tároló üzemeltetése.
5.5.
Forrásadatok és információk a gazdasági számítások elvégzéséhez 5.5.1. A kiégett nukleáris üzemanyag és a nagy aktivitású hulladék elhelyezésének költsége A kiégett atomerõmûvi üzemanyagkötegek, vala mint a nagy aktivitású hulladék elhelyezésének költsége „A BAF kutatás hosszú távú programját aktualizáló tartalmi, pénzügyi és ütemezési koncepció” (RHK-N-016/08 2008. december) címû dokumentum alapján számolható. Ezt a dokumentumot, mint azt korábban jeleztük, az RHK Kft. felkérésére a svájci NAGRA véleményezte. Az átfogó kutatási program felülvizsgálatát az I. felszíni kutatási fázis 2. szakaszának végrehajtása során szerzett tapasztalatok alapján a NAGRA által tett észrevételek figyelembe vételével 2016-17-ben végzi el az RHK Kft. A kiégett nem atomerõmûvi eredetû üzemanyag kötegek elhelyezésének költsége a 2004-ben elkészült (lásd 5.1. pont) koncepciótervbõl – TS(R)/6/25 – származtatható. Ezeket a költségeket mutatja be a 9.4-1. táblázat 2014. évi áron. A hazai végleges elhelyezési költség számításaira vonatkozó rendszeresen felülvizsgálandó bemenõ adatokat az MVM Paksi Atomerõmû Zrt., a BME NTI és az MTA EK adatszolgáltatására épülõ 2.3. fejezet foglalja össze.
38
2080-2083 l A tároló bezárása. l Biztonsági értékelés készítése. l Nemzetközi peer-review. l A bezáráshoz szükséges hatósági engedélyek megszerzése. l A tároló megvalósulási terveinek aktualizálása. l Folyamatos monitorozás. 2084-2133 l Biztonsági értékelések készítése. l Folyamatos monitorozás. l Döntés az intézményes ellenõrzés folytatásáról vagy befejezésérõl.
A költségbecslés nem terjed ki a püspökszilágyi RHFT-ben átmenetileg tárolt nagy aktivitású hulladék kondicionálásával kapcsolatos tevékenységekre. Ezek a költségek a püspökszilágyi tároló költségei között vannak nyilvántartva (lásd 3.1.5. fejezet). A 9.2-2. táblázatban bemutatott költségbecslés nem terjed ki a nem atomerõmûvi eredetû kiégett nukleáris üzemanyag oroszországi visszaszállítási költségeire. 5.5.2. Összefüggések A nagy aktivitású radioaktív hulladék és a kiégett üzemanyag végsõ elhelyezésére vonatkozó tervek az 1. ábrán szemléltetett módon szorosan kapcsolódnak: l az erõmû lebontásának idõpontjához, ami
meghatározza a nagy aktivitású radioaktív hulladéktároló létesítmény üzemeltetésének és lezárásának idõzítését, l a KKÁT üzemidejéhez és kirakásához, ami összefügg a tároló üzembeállításának idõpontjával, l az RHFT üzemeltetésének idõzítéséhez, mivel az RHFT-bõl kikerülõ hosszú élettar tamú hulladék elhelyezése a nagy aktivitású hulladéktárolóban van elõirányozva.
6.
A paksi atomerõmû és az egyéb nukleáris létesítmények leszerelése
6.1.
Elõzmények A paksi atomerõmû elsõ blokkját 1982-ben kapcsolták az országos hálózatra, a negyedik blokk üzembe helyezésére pedig 1987-ben került sor. Az atomerõmû eredetileg tervezett üzemideje 30 év. Ebben a tervben már az atomerõmû 50 éves üzemidejével számolunk. Ennek alapján az erõmû negyedik blokkját várhatóan 2037-ben állítják le. Az erõmû leszerelésére vonatkozó elsõ tanulmányt a DECOM Slovakia Ltd. készítette 1993-ban. Ebben a tanulmányban a vizsgálat tárgyát csak az elsõ kiépítés (1-2. blokk) képezte. Az 1997-ben készített változat már kiterjedt mind a 4 blokk és a KKÁT leszerelésére is. Nagy elõrelépésnek számított, hogy 2003-ban a DECOM Slovakia Ltd. és a TS-ENERCON Kft. elkészítették a paksi atomerõmû és a KKÁT Elõzetes Leszerelési Ter vének elsõ változatát. Ez a dokumentum ugyanazokat a leszerelési változatokat vizsgálta, mint az 1997-es tanulmány. Ugyanakkor ez az új anyag már terv mélységû szinten készült, és messzemenõen figyelembe vette a NAÜ ide vonatkozó ajánlásait. Az 1997-es tanulmány, illetve az erõmû 2003-as Elõzetes Leszerelési Terve összesen öt különbözõ leszerelési változatot vizsgált. Ezek közül – a minden tekintetben legkedvezõbb változat – a „felügyelet melletti elzárás 70 évre” volt, és ezért ez vált az RHK Kft. költségbecslésének alapjává (referencia-szcenárió). Ez a leszerelési változat azt vette figyelembe, hogy a kiégett fûtõelemek KKÁT-ba történõ kiszállítása után az erõmû szekunder részei lebontásra kerülnek, míg a radioaktív anyagokat és berendezéseket tartalmazó részek lezárt, és folyamatosan õrzött-ellenõrzött állapotban maradnak 70 évig. Az eddigi nemzetközi gyakorlat azt mutatja, hogy azoknál a nukleáris létesítményeknél melyeket korábban terveztek, és a tervezés során nem használtak korszerû számítógépes ter ve-
zési eszközöket, nagyon nagy gondot jelent az ún. tervezési input adatok korrekt, ellenõrizhetõ formában történõ megjelenítése, és az ún. ter vezési adatbázis létrehozása rendkívül idõ- és költség igényes. A tervezési adatbázisnak helyiségorientáltnak kell lennie, mivel a leszerelési munkákat helyiségenként és nem rendszerenként fogják elvégezni. A paksi atomerõmû leszerelési adatbázisának struktúráját, illetve az adatbázist az RHK Kft. 2004-ben elkészítette. Ezt az Országos Atomenergia Hivatal felkérésére a Nemzetközi Atomenergia Ügynökség 2005-ben regionális program keretében német, illetve szlovák szakértõk bevonásával véleményezte. Az adatok elsõ körének az összegyûjtése 2006-ban kezdõdött el és 2009-ben fejezõdött be. A paksi atomerõmû Elõzetes Leszerelési Ter vének elsõ felülvizsgálata 2006 decemberében kezdõdött. A felülvizsgálat megkezdése elõtt döntés született arról, hogy csak a létesítmény radioaktív anyagokkal szennyezõdött, vagy a neutronsugárzás hatására felaktiválódott részeket tartalmazó épületei, illetve – tájképi megfontolások miatt – a vízkivételi mû épületei kerülnek leszerelésre és lebontásra. Igazodva a nemzetközi tendenciákhoz döntés született arra vonatkozólag is, hogy a védett megõrzés idõtartamára különféle opciókat kell figyelembe venni. Az új Elõzetes Leszerelési Terv – ami 2008 decemberében készült el – az alábbi – összesen hat – verziót tartalmazza: l Az erõmû azonnali leszerelése. l A reaktorok védett megõrzése (ezen belül
három önálló opció: védett megõrzés 50, 70, 100 évig). l A primer kör védett megõrzése 50 évig. l A primer kör védett megõrzése 20 évig. A fentiekben vázolt új leszerelési opciók komplex értékelésére a – „Megalapozás a hazai radioaktív hulladékok és kiégett fûtõelemek 39
kezelésének és elhelyezésének új programjához” – címû dokumentum kialakítása során került sor. Ennek alapján a fenti hat változat közül a primerkör védett megõrzése 20 évig verzió került kiválasztásra és ez a változat szolgál a jelen terv alapjául is. A nukleáris biztonsági hatóság, az OAH NBI 2009-ben levélben kérte a 2008-ban elkészített Elõzetes Leszerelési Terv kiegészítését, amelyhez észrevételeket és ajánlásokat tett. Ezek alapján jelenleg zajlik a paksi atomerõmû elõzetes leszerelési tervének ötéves ciklusidõ szerinti következõ felülvizsgálata. Ennek keretében 2012-ben elkészült az atomerõmû technológiai rendszereinek és épületeinek radiológiai alapállapot felmérése, valamint megkezdõdött a reaktorok biológiai védelmének felaktiválódás számítása és a leszerelési terv egyes fejezeteinek aktualizálása. 2011-ben elkészült a KKÁT Elõzetes Leszerelési Tervének felülvizsgálata (SOM (R)3/346 Rev. 1.), amely illeszkedik az atomerõmû Elõzetes Leszerelési Tervéhez. A BME oktatóreaktorát 1971-ben helyezték üzembe, a hazai nukleáris szakemberképzés oktatási igényeinek kielégítésére. A reaktor ma 100 kW névleges hõteljesítménnyel mûködik, és 2017-ig rendelkezik érvényes üzemeltetési engedéllyel. A reaktor jó mûszaki állapota valószínûvé teszi, hogy a létesítmény még akár 2027-ig is kapjon további üzemeltetési engedélyt. A paksi atomerõmû tervezett üzemidõ-hosszabbítása és így további atomerõmûvi személyzet kikép-
6.2.
Stratégiai cél A paksi atomerõmû leszerelésére rövid „felügyelet melletti elzárási” idõtartam figyelembe vételével kell felkészülni. A ma érvényes referencia szcenárió szerint a felügyelet melletti elzárás idõtartama minden blokkra 20 évet tesz ki. A KKÁT leszerelése illeszkedik a paksi atomerõmû leszereléséhez.
40
zése ennek szükségességét kifejezetten alátámasztja. Fentiek alapján a létesítmény leszerelésével 2027 után kell számolni. Az MTA EK kutatóreaktorát 1959-ben építették. A zóna módosítására 1967-ben került sor, új fûtõelem bevezetésével. 1986 és 1992 között a létesítményt felújították, új tartályt építettek be és a hõteljesítményt 10 MW-ra növelték. A létesítmény kutatási és izotópgyártási feladatokat lát el, amihez 2,2 × 1014 n/cm2s neutronfluxus áll rendelkezésre. A kutatóreaktor idõszakos biztonsági felülvizsgálata 2003-ban lezajlott, amelynek alapján az OAH Nukleáris Biztonsági Igazgatósága visszavonásig való érvénnyel kiadta az üzemeltetési engedélyt. A következõ idõszakos biztonsági felülvizsgálatra 2013-ban kerül sor. Tekintettel arra, hogy a reaktor tervezett üzemideje 30 év, az üzemeltetést 2023-ig ter vezik. 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 közremûködésével 1998-ban készült. A 9.4-1. táblázatban szerepeltetett reaktor leszerelési költségek a fenti tanulmányok pénzügyi felülvizsgálata alapján készültek. A további 6.2.-6.5. pontok csak a paksi atomerõmûre és a KKÁT-ra vonatkoznak, a kutatóreaktorra és oktatóreaktorra a Közép- és hosszú távú terv késõbbi felülvizsgálatai során lehet kitérni, bõvebb adatok birtokában.
Annak érdekében, hogy a világban végbemenõ mûszaki fejlesztések és a felszaporodó tapasztalatok beépüljenek a hazai gyakorlatba, periodikusan (5 évente) felül kell vizsgálni az elõzetes leszerelési terveket.
6.3.
A közeljövõ feladatai A paksi atomerõmû elõzetes leszerelési ter vének jelenleg zajló felülvizsgálatát 2013 év végére be kell fejezni. Ennek keretében a NAÜ szakértõje által készített javaslat alapján felül kell vizsgálni a reaktorok és a biológiai védelmek felaktiválódási számításait; az elõzetes radiológiai alapállapot felmérés eredményeit is figyelembe véve pontosítani kell a leszerelési hulla-
6.4.
Feladatok ütemezése 2014–2040 l A PAE Elõzetes Leszerelési Tervének és a KKÁT Elõzetes Leszerelési Tervének rendszeres felülvizsgálata, majd a Végleges Leszerelési Tervek elkészítése és engedélyeztetése. l A blokkok szakaszos leállítása. 2041–2043 l A kiégett üzemanyag-kazetták átszállítása a KKÁT-ba. Az erõmû aktív részeinek elõkészítése a védett megõrzésre.
6.5.
dékok mennyiségét; valamint aktualizálni kell a leszerelési költségeket. A leszerelési terv felülvizsgálatának tapasztalatai alapján el kell kezdeni a leszerelési hulladék, valamint a leszerelési költségek számítását, elvégezni a képes szoftver logikai modelljének, koncepcionális felépítésének kidolgozását.
2044–2064 l A PAE védett megõrzése és a KKÁT felügyelete és karbantartása. l Az erõmû inaktív részeinek leszerelése. 2065–2080 l Az erõmû aktív részeinek leszerelése. l A kiégett üzemanyag-kazetták elszállítása a KKÁT-ból. l A KKÁT leszerelése.
Forrásadatok és információk a gazdasági számítások elvégzéséhez Az erõmû leszerelésére vonatkozó költségadatok a 2008-ban elkészült „A Paksi Atomerõmû Elõzetes Leszerelési Terve” megnevezésû, TS(R) 16/80 azonosítójú dokumentumból származnak. Megjegyzés: a 2008-ban elkészült TS(R) 16/80 azonosítójú elõzetes leszerelési terv belsõ illesztetlenséget tar talmaz. Ennek következtében a kérdéses dokumentum 2080. évi metszékben több év leszerelési költsége egy évre összpontosítva jelenik meg. A probléma korrekt megoldására az elõzetes leszerelési terv soron következõ felülvizsgálatakor kerül sor. A 9.2-2. táblázatban – KNPA-ból finanszírozott tevékenységek költsége inek részletezése – során, valamint a KNPA-ból finanszírozott tevékenységek költségeit bemutató 4. ábrában a 2080. évi kiugró ér ték el lett simítva, hogy a kifizetések tényleges jellegét ez ne torzítsa. A simítást a kiugró költségér ték öt évre tör ténõ szétosztásával oldottuk meg.
A 2002-ben elkészült „KKÁT Elõzetes Leszerelési Ter ve” megnevezésû, STD/PAKS/VD/ 07-02 azonosítójú dokumentum felülvizsgálata 2011-ben elkészült azonos címmel („KKÁT Elõzetes Leszerelési Ter ve”), SOM (R)3/346 Rev. 1. azonosító számmal. A „Paksi Atomerõmû Elõzetes Leszerelési Tervének” ötéves ciklusidõ szerinti felülvizsgálata 2013-ban befejezõdik. Ettõl a felülvizsgálattól a paksi atomerõmû leszerelési költségeinek pontosítását, és a fent említett belsõ illesztetlenség szakmai alapon tör ténõ kezelését várjuk, ami jelentõsen módosíthatja a paksi atomerõmû és a KKÁT együtt kezelt leszerelési költségeit. Ezért a SOM (R)3/346 Rev. 1. azonosító számú dokumentum új költségszámait – a KKÁT elõzetes leszerelési ter vének ötéves ciklusidõ szerinti felülvizsgálati költségeitõl eltekintve – a paksi atomerõmû elõzetes leszerelési ter vének 2013
41
ban befejezõdõ felülvizsgálatának eredményeivel együtt fogjuk figyelembe venni. A paksi atomerõmû leszerelése – mint a törvényben nevesített feladatok idõben legkésõbb esedékes mozzanata – érdemi összefüggésben áll a következõ hulladékkezelési feladatokkal: l Az erõmû leszerelésébõl jelentõs mennyiségû különbözõ aktivitású hulladék származik, így a különféle tárolók kapacitásának ter ve-
42
zésekor ezt figyelembe kell venni, ugyanakkor a tárolók zárásának idõzítését szintén a leszereléséhez kell igazítani. l A KKÁT leszerelését az erõmû leszerelése során – annak részeként – kell megvalósítani. Az erõmû leszereléséhez hozzá kell igazítani a KKÁT felügyeletét, és a kiégett kazetták KKÁT-ból történõ kirakását és kiszállítását is.
7.
A nemzeti program és a nukleárisüzemanyag-ciklus lezárási stratégia kidolgozása
7.1.
Elõzmények Az RHK Kft. elkészítette a „Megalapozás a hazai radioaktív hulladék és kiégett fûtõelemek kezelésének és elhelyezésének új programjához (2010. január)” címû dokumentumot, melynek „Nr. 3. Hazai közvetlen elhelyezés, rövid leszerelés (PRK VM 20 év)” változata alapján készült a 13. Közép és hosszú távú terv is. Ez a dokumentum – ahogy erre a címe is utal – kell, hogy megalapozza a radioaktív hulladék és kiégett fûtõelemek kezelésének és elhelyezésének nemzeti programját (továbbiakban Nemzeti Program). Az Európai Tanács 2011/70 Euratom Irányelve (a kiégett fûtõelemek és a radioaktív hulladék felelõsségteljes és biztonságos kezelését szolgáló közösségi keret létrehozásáról, a továbbiakban Direktíva) a 11. cikkében elõírja, hogy minden országnak rendelkeznie kell Nemzeti Programmal, és azt naprakészen kell tar tania. A Direktíva 12. cikke írja elõ a Nemzeti Program tar talmi követelményeit. Eszerint a Nemzeti Programnak tartalmaznia kell: l a kiégett fûtõelemek és a radioaktív hulladék kezelésére vonatkozó nemzeti politika általános célkitûzéseit; l a kivitelezés szakaszának jelentõs mér földköveit és e mér földkövek teljesítésének egyér telmû idõbeli ütemezését a nemzeti program átfogó céljainak fényében; l valamennyi meglévõ kiégett fûtõelem és radioaktív hulladék leltárát, továbbá a jövõben keletkezõ mennyiségek becslését, ideértve a leszerelésbõl származó radioaktív hulladékot is. A leltárban a radioaktív hulladék megfelelõ osztályozásával összhangban egyér telmûen fel kell tüntetni a radioaktív hulladék és a kiégett fûtõelemek helyét és mennyiségét; l a kiégett fûtõelemek és a radioaktív hulladék kezelésére vonatkozó koncepciókat vagy
ter veket és mûszaki megoldásokat, a keletkezéstõl a végleges elhelyezésig; l a végleges elhelyezésre szolgáló létesítmény fennállásának a lezárás utáni idõszakára vonatkozó koncepciókat vagy ter veket, ideértve azt az idõtar tamot is, amíg a megfelelõ ellenõr zéseket fenn kell tar tani, illetve azokat az eszközöket, amelyek segítségével, a létesítménnyel kapcsolatos tudást hosszú távon meg lehet õrizni; l azon kutatási, fejlesztési és demonstrációs tevékenységek leírását, amelyek révén a kiégett fûtõelemek és a radioaktív hulladék kezelésével kapcsolatos megoldások kivitelezhetõk; l a nemzeti program végrehajtását illetõ felelõsségi körök és az elõrehaladás nyomon követésére szolgáló fõ teljesítménymutatókat; l a Nemzeti Program költségeinek felmérését és a felmérés alapját és feltételezéseit, ideértve a költségek idõbeli alakulását is; l az ér vényben lévõ finanszírozási rendszer(eke)t; l a Direktíva 10. cikkében említett, az átláthatóságot szolgáló politikát vagy folyamatot; l a tagállamokkal vagy harmadik országokkal kötött, a kiégett fûtõelemek és a radioaktív hulladék kezelésérõl, többek között a végleges elhelyezésre szolgáló létesítmények használatáról szóló esetleges megállapodás(oka)t. A Direktíva 14. cikke elõírja a tagállamok számára, hogy rendszeresen, de legalább tízévente megszer vezzék Nemzeti Programjuknak és végrehajtásának önellenõr zését, továbbá azt „peer review”-nak (nemzetközi szakértõi felülvizsgálatnak) vessék alá.
43
A Nemzeti Programot legkésõbb 2015. augusztus 23-ig kell a tagállamoknak az Európai Bizottság felé benyújtaniuk. A nukleárisüzemanyag-ciklus lezárása – több egyéb stratégiai kérdéssel együtt – a Nemzeti Program szerves részét képezi, ezért Társaságunk álláspontja szerint azt a Nemzeti Program kidolgozása során kell megalapozni.
A Nemzeti Programra hatást gyakorolhat az RHK Kft. kezdeményezése a nagyon kis aktivitású radioaktív hulladék kategória hazai bevezetésével kapcsolatban. A Nemzeti Programban ezt majd akkor lehet figyelembe venni, ha a szükséges módosítások a nemzeti jogrendbe beépültek.
7.2. A végrehajtandó feladatok Döntés született arról, hogy a Direktíva szerinti Nemzeti Politika, és az az alapján készítendõ Nemzeti Program két különálló dokumentum lesz. 2013-ban véglegesíteni kell a Nemzeti Politikát. Ez alapján 2013-ban meg kell kezdeni a Nemzeti Program kidolgozását. Elsõ lépésként meg kell határozni a Nemzeti Program azon elemeit (pl.: nukleárisüzemanyag-ciklus lezárás), ahol alternatív megoldások lehetségesek, melyek összehasonlító elemzését irányozzuk elõ. A nukleárisüzemanyag-ciklus lezárásának területén intenzív kutatás-fejlesztési, valamint demonstrációs tevékenység zajlik. Ennek a te-
44
rületnek a Nemzeti Programban széles szakmai konszenzus alapján történõ figyelembe vétele érdekében el kell végezni a nukleárisüzemanyag-ciklus lezárás mûszaki megalapozását. 2014-ben össze kell állítani a Nemzeti Program tervezetét, és le kell folytatni annak a nukleáris szakmán belüli szakmai vitáját. Hosszabb távon fel kell készülni a Direktíva hazai alkalmazásáról és a Nemzeti Program megvalósításáról készítendõ jelentés Európai Bizottságnak történõ háromévenkénti benyújtására, valamint az önellenõrzés mellett a tízévente lefolytatandó nemzetközi szakér tõi felülvizsgálatokra is.
8.
Egyéb feladatok
8.1.
Bevezetés Az atomtörvényben és végrehajtási jogszabályaiban megfogalmazott fõ szakmai feladatokkal összefüggõ terveket az elõzõ fejezetek tar talmazzák. Ebben a fejezetben azok a tevékenységek szerepelnek, amelyek a fõ feladatok
8.2.
Az RHK Kft. mûködtetése Az RHK Kft. 1998. július 1-jén alakult meg. A Társaság mûködését és így finanszírozását a hosszú távú tervben foglalt utolsó feladat végrehajtásáig - 2083-ig - kell figyelembe venni. A Társaság éves mûködési költsége 2014. júliusi árszinten 4985,7 M Ft. Magába foglalja a
8.3.
Társaság mûködési kiadásait, a püspökszilágyi RHFT üzemeltetési költségeit, a KKÁT üzemeltetését, a hatósági felügyeleti díjat, a bátaapáti Nemzeti Radioaktívhulladék-tároló (NRHT) mûködési költségét beleértve az elhelyezési költségeket is.
Az Alapkezelõ költségei A KNPA mûködésérõl és eljárásrendjérõl szóló 14/2005. (VII. 25.) IM rendelet 3. § (3) bekezdése szerint a KNPA kezelésével kapcsolatban az OAH által ellátott feladatokat, valamint a szakértõk és szakértõi csoportok igénybevételét a KNPA terhére kell finanszírozni. Továbbra is fennáll a nukleáris üzemanyag-ciklus lezárásával kapcsolatos alapkezelõi feladatokra való felkészülés és az alapke-
8.4.
ellátásához szükségesek és a hosszú távú ter vekbe pénzügyileg is beépülnek. Ide tartozik az RHK Kft. mûködtetése, az Alapkezelõ finanszírozása, a hatósági felügyeleti díj és a lakosság támogatása.
zelést támogató projektkövetési adatbázis mûködtetése. Ennek megfelelõen 2014. évben az Alapkezelõ mûködési célra 219,9 M Ft-ot használ fel, mely az elõzõ évhez képest csak az inflációval növekszik. Ezzel a mûködési költséggel az Alapból finanszírozott utolsó feladattal bezárólag – 2083-ig – számolni kell. Az Alapkezelõ mûködési költségeinek felülvizsgálata évenként indokolt.
A lakossági támogatás rendszere Az atomtörvény 10/A. § (2) bekezdése lehetõséget biztosít az önkormányzati társulások támogatására. Az Atomtörvény 67. § o) pontja pedig felhatalmazást ad a Kormánynak, hogy rendeletben szabályozza a támogatás mér tékét, a támogatás felhasználásának ellenõrzését és az elszámolás rendjét. A fenti kormányrendelet megjelenéséig az ellenõrzési és információs célú önkormányzati társulások támogatása a kialakult gyakorlathoz igazodik, mértéke – középtávon, 2014. évi árszinten – 1171,6 M Ft. Hosszú távon azonban a „Megalapozás a hazai radioaktív hulladékok és
kiégett fûtõelemek kezelésének és elhelyezésének új programjához (2010. január)” címû dokumentumban leírtakat figyelembe véve a lakossági elfogadhatóságot jelentõsen befolyásoló események idõpontjában a lakossági támogatás éves mértékét – az esemény jellegének megfelelõen – növeltük illetve csökkentettük. Ilyen eseményt jelent egy hulladék-, illetve kiégett üzemanyag kezelési, vagy elhelyezési létesítmény megvalósítása, vagy jelentõs bõvítése, üzemidõ-hosszabbítása, vagy éppen leállítása.
45
9. A KNPA-ba való 2014. évi befizetések számítása 9.1.
A számítások módszere A számítások az OAB Szakbizottságának 2000. január 18-i ülésén elfogadott „A Központi Nukleáris Pénzügyi Alapból finanszírozandó tevékenységek hosszú távú ter veinek és a vonatko-
9.2.
zó költ ség becs lés ki ala kí tá sá nak sza bályai”-ban leír t számítási algoritmus szerint készültek.
Lényegesebb változások a tizenkettedik közép- és hosszú távú tervben foglalt számításokhoz képest A Magyar Nemzeti Bank 2013. márciusi inflációs jelentése alapján a 2013. június – 2014. júniusi inflációs ráta várható ér tékét 2,72%-nak tekintjük. Az RHK Kft. az elmúlt években átvizsgálva a szerzõdéses struktúráit, megpróbálta az egyes létesítmények hasonló típusú feladatait összehangoltan kezelni. Ezen kívül bizonyos tevékenységek – a koordinációs feladatok RHK Kft. általi átvétele mellett – szétválasztásra kerültek. Fenti módszerek eredményeként több területen (pl. telefon, karbantartás, monitoring) sikerült költségcsökkentést elérni, melyek 2083-ig az RHK Kft. mûködési költségeinek csökkenését eredményezik. A KNPA Szakbizottság 2012. december 20-i ülésén kapott felhatalmazás alapján az NRHT vonatkozásában az új – hatékonyabb térkihasználást biztosító, költséghatékony – radioaktív
hulladékelhelyezési koncepció került bevezetésre. A paksi atomerõmû által adott adatszolgáltatás alapján az üzemidõ végéig képzõdõ kiégett fûtõelemek mennyisége a C15-ös kampány 2016-tól történõ figyelembe vétele miatt csökken, így a KKÁT-ban összesen csak 36 kamra kialakítására lesz szükség, valamint a kiégett fûtõelemek mennyiségével arányos felügyeleti díj kis mértékben csökkent is. A nukleárisüzemanyag-ciklus lezárásával kapcsolatban szükség van olyan mûszaki megalapozó tevékenységek elvégzésére, melyek alapján a kiégett fûtõelemek kezelésére vonatkozó döntés meghozható. Fenti változások hatását az MVM Paksi Atomerõmû Zrt. Alapba tör ténõ befizetésére a 9.2-1. táblázat mutatja.
9.2-1. sz. táblázat Az MVM Paksi Atomerõmû Zrt. KNPA befizetésére hatást gyakorló változások Kiindulási alap és módosító tényezõk Az MVM Paksi Atomerõmû Zrt. 2014. évi befizetése alap (a 12. KHTT inflálva)
46
Értéke/hatás (M Ft) 22 654,0
RHK Kft. mûködési költségek csökkentése
– 426,9
NRHT új, költséghatékony elhelyezési koncepció bevezetése
– 899,7
C15-ös kampány bevezetése 2016-tól
– 146,6
Nukleárisüzemanyag-ciklus lezárás mûszaki megalapozása
+ 43,0
Radioaktív hulladéktárolók lezárási koncepciójának felülvizsgálata
+ 70,3
Az MVM Paksi Atomerõmû Zrt. 2014. évi befizetése (13. KHTT)
21 294,1
47
48
9.2-3. sz. táblázat KNPA-ból finanszírozott tevékenységek költségeinek összefoglaló táblázata Millió Ft-ban 2014. évi bázisáron ÁFA-val Nemzeti Radioaktívhulladék-tároló (NRHT) Létesítés, bõvítés Üzemeltetés 1, 2 Pihentetés Lezárás, intézményes felügyelet
79 813,4 20 613,3 32 236,6 7 152,2 19 811,3
Kutatás Létesítés Üzemeltetés 1, 2 Pihentetés Szállítás 1,2 Lezárás, intézményes felügyelet
743 770,7 65 105,6 289 943,8 322 137,5 0,0 0,0 66 583,9
Nagy aktivitású hulladék végleges elhelyezése
Kiégett kazetták átmeneti tárolása Létesítés, bõvítés Felújítás KKÁT üzemeltetés Püspökszilágyi RHFT Biztonságnövelés Lezárás, intézményes felügyelet Üzemeltetés PAE és KKÁT leszerelése
45 988,7 1 660,6 13 616,3 30 711,9 381 953,6
Egyéb költségek Önkormányzatok támogatása Alapkezelõ Felügyeleti díj RHK Kft. mûködési költsége Mindösszesen
A számításokat a 9.2-2. táblázat tar talmazza. A KNPA-ból finanszírozott tevékenységek költségeinek összefoglalását a 9.2-3. táblázat
9.3.
125 795,9 64 378,5 911,3 60 506,1
278 594,2 98 207,1 15 393,0 60 622,1 104 372,0 1 655 916,6
tar talmazza, a pénzkiáramlás idõbeli eloszlását szemlélteti a 4. ábra.
A KNPA-ba történõ befizetés mértéke A számítás szerint 2014-ben a MVM Paksi Atomerõmû Zrt. 21 294,1 M Ft befizetést teljesít a KNPA-ba. A diszkontráta felülvizsgálata 2014-ben esedékes. A 9.3-1. táblázat tartalmazza a KNPA-ba történõ 2014. évi be- és kifizetésekre vonatkozó szakmai javaslatot. Az MTA EK nagy dúsítású kiégett fûtõelemeinek oroszországi visszaszállításának költségeit az Amerikai Egyesült Államok Kormánya fedezi. A magyar félnek azt az opciót kell finanszí-
roznia, hogy a kiégett fûtõelemek feldolgozása során képzõdõ másodlagos hulladék is Oroszországban maradjon. Az MTA EK költségvetési intézmény, ezért ennek a tevékenységnek a forrását az Alapba tör ténõ befizetéssel a központi költségvetés biztosítja a költség felmerülésének évében. Ez a költségtétel, valamint az ellentételezésére szolgáló költségvetési befizetés is megjelenik a 9.3-1. táblázatban.
49
50
9.3-1. táblázat – Tervezet a 2014. évi költségvetésrõl szóló törvényben megjelenõ adatokról: Központi Nukleáris Pénzügyi Alap* Kifizetés Befizetés Állomány MFt MFt vált. MFt Kis és közepes aktivitású radioaktívhulladék-tárolók beruházása, fejlesztése Bátaapáti Nemzeti Radioaktívhulladék-tároló (NRHT) beruházása, fejlesztése Püspökszilágyi Radioaktív Hulladék Feldolgozó és Tároló (RHFT) beruházási munkái és biztonságnövelõ programja
4 461,6 550,0
Nagy aktivitású radioaktívhulladék-tároló telephely kiválasztása
3 595,9
Kiégett Kazetták Átmeneti Tárolójának bõvítése,felújítása Kiégett Kazetták Átmeneti Tárolójának bõvítése
4 021,1
Nukleáris létesítmények leszerelésének elõkészítése Paksi Atomerõmû leszerelésének elõkészítése
130,0
RHK Kft. mûködése, radioaktívhulladék-tárolók és a KKÁT üzemeltetési kiadásai
4 985,7
Nemzeti Program elkészítése és a nukleárisüzemanyag-ciklus lezárása
276,3
Alapkezelõnek mûködési célra
219,9
MTA EK kutatóreaktor kiégett üzemanyag visszaszállításához kapcsolódó költség Ellenõrzési és információs célú önkormányzati társulások támogatása
450,0 1 171,6
Nukleáris létesítmények befizetései 21 294,1
MVM Paksi Atomerõmû Zrt. Radioaktív hulladékok végleges, eseti elhelyezése
6,5
Egyéb bevétel
1,1
Költségvetési befizetés MTA EK kutatóreaktor kiégett üzemanyag visszaszállítás Költségvetési támogatás Összesen
450,0 11 560,0 19 862,1 33 311,7
13 449,7
* Az RHK Kft. Szakbizottsága a fenti táblázatot hagyta jóvá. A KNPA-val rendelkezõ miniszter ettõl eltérõen az 53. oldalon szereplõ 2014. évi költségvetés-tervezetét hagyta jóvá.
9.4.
A költségvetési intézmények várható kiadásai és azok idõzítése A 9.4-1. táblázat összefoglalja a költségvetési intézmények kiégett üzemanyag kezeléssel és leszereléssel kapcsolatos költségeit és a költségek felmerülésének várható idõpontját. Mint azt az 1. fejezetben leírtuk, ezeket a kiadásokat a költségvetés a felmerülés évében
fizeti. A költségek itt is 2014. évi áron jelennek meg. A táblázattal kapcsolatban megjegyzendõ, hogy az ott bemutatott költségeket az oroszországi visszaszállítások után ténylegesen hazánkban maradó kiégett üzemanyag mennyiségre pontosítani kell.
51
9.4-1. táblázat – A költségvetési intézmények várható kiadásai a kiégett nukleáris üzemanyag kezelésével és a létesítmények leszerelésével kapcsolatban 2014. évi áron
MTA EK
BME NTI
Kiégett üzemanyag hazai elhelyezésének megalapozása
Esedékes: oroszországi visszaszállítás meghiúsulása esetén (2014 után) Költség: 13,62 MFt
Kiégett üzemanyag hazai elhelyezése
Esedékes: oroszországi visszaszállítás meghiúsulása esetén (2064 után) Költség: 6288,86 MFt
Kutatóreaktor lebontása
Esedékes: 2023 után Költség: 1043,94 MFt
A kiégett üzemanyag kiszállításának megalapozása
Esedékes: 2014 Költség: 19,72 MFt
Kiégett üzemanyag hazai elhelyezése
Esedékes: 2064 után Költség: 569,32 MFt
Oktatóreaktor lebontása
Esedékes: 2027 után Költség és módszer: 2014-ben kerül meghatározásra
Megjegyzés: A fenti táblázat nem veszi figyelembe a kiégett üzemanyag-kazetták esetleges oroszországi visszaszállítását, illetve annak költségeit.
9.5.
A következõkben felülvizsgálatra kerülõ tételek Az 1. fejezetben szó esik a 3 %-os diszkonttényezõ jövõbeni felülvizsgálatáról. A diszkonttényezõ érdemi felülvizsgálatát 2014-ben ter vezzük. Az RHK Kft. 2013-2014-ben megvizsgálja, hogy a biztonság azonos szintjén lehetséges-e a KKÁT egy kamrára jutó tárolási kapacitását tovább növelni (KKÁT kapacitásnövelés). En-
52
nek a felülvizsgálatnak az eredményét várhatóan 2015-tõl vehetjük figyelembe (lásd 4.3 fejezet). A Direktíva által elõírt Nemzeti Program elsõ változata 2014 év végére készülhet el. Ez fogja képezni a Közép- és hosszú távú terv 2015-ben esedékes felülvizsgálatának alapját.
1. számú melléklet: A KNPA-val rendelkezõ miniszter által 2013. szeptember 18-án jóváhagyott 2014. évi költségvetés-tervezet IV. 2014-ben javasolt költségvetési bevételek és kiadások jogcímenként Megnevezés
Kiadás
Bevétel
Költségvetési bevételek összesen:
32 172,9
Nukleáris létesítmények befizetései MVM Paksi Atomerõmû Zrt. befizetése*
21 294,1 6,5
Radioaktív hulladékok végleges, eseti elhelyezése
10 030,3
Költségvetési támogatás Egyéb bevételek
392,0
Költségvetési befizetés MTA EK kutatóreaktor kiégett üzemanyag visszaszállítás fedezetére**
450,0
Költségek, kiadások összesen: Kis és közepes aktivitású radioaktívhulladék tárolók beruházása, fejlesztése Bátaapáti Nemzeti Radioaktívhulladék-tároló (NRHT) beruházása Püspökszilágyi Radioaktív Hulladék Feldolgozó és Tároló (RHFT) beruházási munkái és biztonságnövelõ programja Nagy aktivitású radioaktívhulladék-tároló telephely kiválasztása Kiégett Kazetták Átmeneti Tárolójának bõvítése, felújítása Nukleáris létesítmények leszerelésének elõkészítése* paksi atomerõmû leszerelésének az elõkészítése*
12 545,0 2 581,7 300,0 401,0 2339,0 130,0
RHK Kft. mûködése, radioaktívhulladék-tárolók és a KKÁT üzemeltetési kiadásai
4985,7
Ellenõrzési és információs célú önkormányzati társulások támogatása*
1171,6
Alakpezelõnek mûködési célra
141,0
Nemzeti Program elõkészítése és a nukleárisüzemanyag-ciklus lezárása**
45,0
MTA EK kutatóreaktor kiégett üzemanyag visszaszállításához kapcsolódó költség**
450,0
Egyenleg * módosult címsorok ** új címsorok
Budapest, 2013. július 25.
19 627,9
54
