PAKSI ATOMERŐMŰ ZRT. KÖRNYEZETVÉDELMI JELENTÉS 2006.
Nyilvántartási szám: KIR/63(1)/2005-50(1)
PAKSI ATOMERŐMŰ ZRT. KÖRNYEZETVÉDELMI JELENTÉS 2006.
Paksi Atomerőmű Zrt.
A Paksi Atomerőmű Zrt. környezetvédelmi jelentése 2006. évről
Összeállította:
Egyeztette:
Pécsi Zsolt környezetvédelmi csoportvezető
Környezetvédelmi jelentés • 2006
Baranyi Krisztián Demeter Károly Feil Ferenc Fink Gábor Göttli Józsefné Pálmai István Ranga Tibor
A környezetvédelmi jelentés összeállításában közreműködtek
Volent Gábor ipari biztonsági főosztályvezető
Bujtás Tibor sugárvédelmi osztályvezető
Dr. Schunk János vegyészeti főosztályvezető / h
Feil Ferenc radioaktív hulladékkezelési osztályvezető
Demeter Károly üzemviteli osztályvezető
Radnóti István biztonsági igazgató
Jóváhagyta:
2
Kovács József vezérigazgató
Kiadja a Paksi Atomerőmű Zrt. Felelős kiadó: Kovács József vezérigazgató Szerkesztette: Pécsi Zsolt környezetvédelmi csoportvezető Fotók: Göttli Józsefné • Pach Ferenc Vinirzai Ferenc • Schubert Miklós Tipográfia, grafika: Schubert Grafikai Stúdió Nyomtatás: Páskum Nyomda • Szekszárd Felelős vezető: Farkas János ügyvezető
3
Paksi Atomerőmű Zrt.
Tartalomjegyzék
1. Bevezetés�������������������������������������������������������������������������������������������������������� 5 2. A Részvénytársaság tevékenységének bemutatása��������������������������� 5 3. Nukleáris környezetvédelem�������������������������������������������������������������������� 8 3.1 Radioaktív anyagok kibocsátása������������������������������������������������������� 8 3.2 Környezet-ellenőrzés������������������������������������������������������������������������� 12 4. Radioaktív hulladékok kezelése������������������������������������������������������������� 15 4.1 Kis és közepes aktivitású szilárd radioaktív hulladékok����������� 15 4.2 Nagy aktivitású szilárd radioaktív hulladékok����������������������������� 17 4.3 Folyékony radioaktív hulladékok���������������������������������������������������� 17 5. A Paksi Atomerőmű Zrt. hagyományos (nem nukleáris) környezetvédelmi tevékenységének értékelése������������������������������ 18 5.1 Vízminőség-védelem�������������������������������������������������������������������������� 18 5.1.1 Felszíni vizek védelme������������������������������������������������������������� 18 5.1.2 Felszín alatti vizek védelme���������������������������������������������������� 21 5.2 Levegőtisztaság-védelem������������������������������������������������������������������ 22 5.3 Inaktív hulladékokkal való gazdálkodás���������������������������������������� 23 5.3.1 Veszélyes hulladékok��������������������������������������������������������������� 23 5.3.2 Ipari, termelési hulladékok����������������������������������������������������� 26 6. A Paksi Atomerőmű Zrt. 2. blokk 1. sz. aknájában 2003 áprilisában történt üzemzavar következményeinek felszámolása, a sérült fűtőelemek eltávolítása���������������������������������� 27 7. A paksi atomerőmű üzemidő hosszabbítása�������������������������������������� 29
Környezetvédelmi jelentés • 2006 A Paksi Atomerőmű Zártkörűen Működő Részvénytársaság (PA Zrt.) Magyarország meghatározó villamosenergia-termelő társasága. Környezetpolitikánk a jövőképünk szerint meghatározott alapcél, azaz a biztonságos és gazdaságos villamosenergia-termelés megvalósítását szolgálja. A 2006. évről szóló környezetvédelmi jelentésünk a Zrt. környezeti teljesítményéről, környezeti politikánk megvalósításáról számol be immár hatodik alkalommal. A jelentésben szereplő adatok méréseken és nyilvántartásokon alapulnak.
1. Bevezetés
A társaság alaptevékenysége a villamosenergia-termelés. Az elmúlt évben az atomerőmű a hazai villamosenergia-termelés 37,6%-át biztosította, 13460,8 GWh villamos energiát állított elő (1 GWh = 1.000.000 kWh). Az erőmű 4 blokkja által megtermelt villamos energia mennyiségének alakulása a 4. blokk indulását követő évtől (1988) 13400 és 14180 GWh között változott. Ez alól kivétel a 2003. és a 2004. év, amikor – a 2003-ban a 2. blokkon bekövetkezett üzemzavart követően – az év nagyobb részében 3 blokkos üzemmel működött az atomerőmű.
2. A Részvénytársaság tevékenységének bemutatása
100
% 93,12%
90,77%
83,68%
8. Környezetvédelmi menedzsment rendszer��������������������������������������� 33 8.1 A Paksi Atomerőmű Zrt. stratégiája���������������������������������������������� 33 8.2 Környezetközpontú célok, programok����������������������������������������� 33
80
9. Rövidítések és fogalmak magyarázata������������������������������������������������� 36
60
62,01%
40
20
0
4
1. 2. 3. 4. blokk blokk blokk blokk
2006 –ban a blokkok teljesítmény-kihasználási tényezői a mellékelt grafikonon láthatóak
5
Paksi Atomerőmű Zrt.
13,460
11,915
11,013
Az erőmű 4 blokkját 1982 és 1987 között helyezték üzembe. A blokkok műszaki adatait az alábbi táblázat foglalja össze. Blokkok típusa
nyomottvizes, vízhűtésű, víz moderátorú VVER-440 V-213 energetikai reaktor
A primerköri hurkok száma
6
Hőteljesítmény
1375 MW
Turbinák száma
2
7,425
9
13,833
13,953
14,126
14,179
14,096
13,949
13,968
14,180
14,026
14,049
13,796
13,726
13,731
10,985
12
13,891
13,445
1000 GWh 15
13,964
Az atomerőmű villamosenergia-termelését az erőmű indulásától az 1. ábra mutatja be.
Környezetvédelmi jelentés • 2006
6,479
6
2,473
3,766
3
Blokkok névleges villamos teljesítménye:
egyéb hazai termelés 22,33 TWh
2006
2005
2004
2003
2002
2001
2000
1999
1998
1997
1996
1995
1994
1993
Az aktív zóna töltete
2. blokk:
468 MW
3. blokk:
470 MW
4. blokk:
471 MW
42 tonna urándioxid
atom 13,46 TWh
1000 GWh
import
50
Év
467 MW
Magyarország villamosenergia-felhasználását teljes mértékben nem biztosítja a hazai termelés, importra is szükség van. A hazai termelés és az import viszonyát szemlélteti a 2. ábra.
1. ábra Az atomerőmű villamosenergia-termelése
import 7,2 TWh
1992
1991
1990
1989
1988
1987
1986
1985
1984
1983
0
1. blokk:
1. táblázat A Paksi Atomerőmű Zrt. blokkjainak legfontosabb műszaki adatai
egyéb hazai termelés
40
30
20
2. ábra Magyarország villamosenergia-felhasználása
6
2006
2005
2004
2003
2002
2001
2000
1999
1998
1997
1996
1995
1994
1993
1992
1991
1990
1989
1988
1987
1986
1985
1984
0
1983
atom
10
Az ábrán egyéb hazai termelés alatt a szén-, olaj-, gáztüzelésű erőművek, valamint a megújuló energiaforrások villamosenergia-termelését értjük.
7
Paksi Atomerőmű Zrt.
3. Nukleáris környezetvédelem
3.1 Radioaktív anyagok kibocsátása
8
A Paksi Atomerőmű működésének megítélésében a nukleáris biztonságra és az energiatermelés hatékonyságára vonatkozó mutatók mellett meghatározó szerepet játszanak a környezeti hatások is. Alapvető elvárás, hogy az atomerőmű nukleáris környezeti hatásairól részletes információk álljanak rendelkezésre, továbbá, hogy e hatások mértéke ne lépje túl a hatósági szabályozásban engedélyezett szinteket. Az atomerőműben folyó sugárvédelmi tevékenységnek ezért 2006-ban is az volt az egyik legfontosabb feladata, hogy a kibocsátások és a környezet sugárzási jellemzőinek széles körű ellenőrzésével, közvetlen mérési adatokkal bizonyítsa a származtatott kibocsátási korlátok és – ezen keresztül is – az atomerőmű működésére vonatkozó elsődleges dóziskorlát biztonságos betartását. A fentiekben megfogalmazott célok elérése érdekében a Sugárvédelmi Osztály a nukleáris környezetvédelem területén széles körű ellenőrzési és felügyeleti programot hajtott végre, illetve szükség szerint intézkedéseket hozott. A nukleáris környezetvédelmet – az elmúlt évekhez hasonlóan – 2006-ban is a kétszintű, azaz a távmérőrendszerek és a mintavételes ellenőrzés jellemezte.
2004-től életbe lépett a 15/2001. (VI. 8.) KöM rendelet által előírt új kibocsátási korlátozási rendszer, amely az atomerőműre meghatározott dózismegszorításból (90 μSv/év) származtatott izotópspecifikus kibocsátási korlátokhoz hasonlítja mind a folyékony, mind a légnemű kibocsátásokat. A 2. táblázatban csoportokba foglalva szerepelnek az összesített kibocsátási adatok és az azokhoz tartozó kibocsátási határérték kritériumok. Összességében elmondható, hogy a PA Zrt. 2006. évben 0,22 %-ban használta ki a kibocsátási korlátot (kibocsátási határérték kritérium: 2,23 x 10-3), ebből 0,16%-kal a folyékony, míg 0,06%-kal a légnemű kibocsátások részesedtek. Az atomerőmű 2005-ben 0,22%-ban használta ki a kibocsátási korlátot, tehát a korlátkihasználásunk szinte teljesen megegyezett az előző évivel.
Környezetvédelmi jelentés • 2006 Kibocsátási hatáÖsszes kirérték bocsátás [Bq] kritérium
Izotóp-csoportok
Légnemű kibocsátások Korróziós és hasadási termékek
7,86 × 108
6,69 × 10-5
Radioaktív nemesgázok
1,89 × 1013
1,80 × 10-4
Radiojódok
3,24 × 107
3,50 × 10-6
Trícium
2,98 × 1012
1,72 × 10-5
Radiokarbon
6,12 × 1011
3,59 × 10-4
Összes:
2. táblázat A paksi atomerőműből kibocsátott radioaktív anyagok mennyisége az UNSCEAR világadatok tükrében
6,26 × 10-4 Folyékony kibocsátások
Korróziós és hasadási termékek
1,16 × 109
7,80 × 10-4
Trícium
2,38 × 1013
8,20 × 10-4
Alfa-sugárzók
2,40 × 105
3,41 × 10-7
Összes:
1,60 × 10-3
A paksi atomerőmű kibocsátásainak nemzetközi adatokkal történő összevetésére az 3. táblázat ad lehetőséget, amely a paksival azonos elven működő úgynevezett nyomottvizes atomerőműi blokkok (PWR típusú blokkok) energiatermelésre normált kibocsátási adatait mutatja be a paksi hasonló adatok tükrében. Nemzetközi adatok csak az 1995. és 1997. közötti időszakra állnak rendelkezésre, az UNSCEAR 2000. évi jelentésében ezeket az adatokat publikálta (kivéve a radiokarbon-kibocsátásra vonatkozó adatok, melyek csak 1990-1994. közötti időszakra állnak rendelkezésre). Sajnos az UNSCEAR 2000-ben adott ki utoljára UNSCEAR Reportot (www.unscear.org), így újabb adatok nem állnak rendelkezésre. A légnemű radiokarbon kibocsátása kétszerese a világátlagnak, de a világadat itt túl régi (1990 –1994) ahhoz, hogy reális összevetést tegyünk. A folyékony kibocsátásban mind a korróziós és a hasadási termékeknél, mind a tríciumnál a paksi adatok a nemzetközi átlag alatt vannak.
9
Paksi Atomerőmű Zrt. Paks [GBqGWe-1év-1]
Radionuklid 2006
1983-2006
PWR [GBqGWe-1év-1]
Környezetvédelmi jelentés • 2006 Radionuklid / izotóp soportok 2001
2002
2003
2004
2005
2006
1995-1997
Légnemű kibocsátások Légnemű kibocsátások Összes aeroszol
5,3 x 10-1
6,0 x 10-1
1,3 x 10-1
131I egyenérték
2,3 x 10-2
1,1 x 10-1
1,7 x 10-1
Összes nemesgáz
1,3 x 104
1,2 x 105
1,3 x 104
Összes trícium
2,1 x 103
2,3 x 103*
2,4 x 103
Összes radiokarbon
4,2 x 102
7,0 x 102**
2,2 x 102***
Összes aeroszol
0,33
0,14
4,4
0,97
0,73
0,53
I egyenérték
0,24
0,054
260
0,14
0,18
0,023
58 000
35 000
310 000
25 000
9 400
13 000
3 700
3 900
5 000
2 400
1 300
2 100
500
460
430
510
410
420
131
Összes nemesgáz Összes trícium Összes radiokarbon
Folyékony kibocsátások
Folyékony kibocsátások Korróziós és hasadási termékek
8,0 x 10-1
1,5 x 100
8,1 x 100
Korróziós és hasadási termékek
Trícium
1,6 x 104
1,1 x 104
1,9 x 104
Trícium
3. táblázat A paksi atomerőműböl kibocsátott radioaktív anyagok mennyisége az UNSCEAR világadatok tükrében
Megjegyzés: A nemzetközi adatok a Paksi Atomerőművel azonos elven működő nyomottvizes erőműi blokkokra vonatkoznak (UNSCEAR Report 2000) * : 1985–2006 átlaga ** : 1988–2006 átlaga *** : 1990–1994 átlaga
0,74
0,78
0,58
1,2
1
0,8
12 000
14 000
10 000
12 000
12 000
16 000
4. táblázat A Paksi Atomerőmű légnemű és folyékony radioaktív kibocsátásai [GBqGWe-1év-1]
Az energiatermelésre normált kibocsátási adatokat tartalmazó 4. táblázat a korróziós és hasadási termékek látszólagos növekedését mutatja. Ennek oka, hogy az új szabályozás szerint a kibocsátási adatokat izotópszelektív mérésekből határozzuk meg, és a nem mért izotópokat a kimutatási határértékkel vesszük figyelembe. A korábbi évek gyakorlatában ezen adatok összes béta-sugárzás mérésével lettek meghatározva.
10
11
Paksi Atomerőmű Zrt.
3.2 Környezet-ellenőrzés
12
Az atomerőmű Üzemi Környezeti Sugárvédelmi Ellenőrző Rendszerének (ÜKSER) feladata, hogy közvetlen környezeti mérésekkel is bizonyítsa, az erőmű normál üzemben nincs kedvezőtlen hatással a környezetre. Az erőmű környezetének sugárvédelmi ellenőrzése részben távmérő (telemetrikus) rendszereken, részben mintavételes, laboratóriumi vizsgálatokon alapul. A Paksi Atomerőmű 30 km-es környezetében a mintavevő és távmérő állomások elhelyezkedését a 3. ábra mutatja be. A laboratóriumi vizsgálatok kiterjednek mind a környezeti közegekre, mind a tápláléklánc elemeire. Ez éves szinten körülbelül 4000 minta feldolgozását és mérését jelenti. A kibocsátott radioaktív izotópok közvetlen környezeti megjelenésével kapcsolatban azt tapasztaltuk, hogy azok – még az igen érzékeny vizsgálati módszerek mellett is – kimutathatatlanok, vagy csak nagyon kicsi koncentrációban, esetenként voltak mérhetők. A Dunába kibocsátott radioaktív anyagok által a Duna vizében létrehozott évi átlagos növekmény becsült értéke – a teljes elkeveredés után – trícium esetében 1 Bq/dm3-nél, az összes többi radionuklidra pedig együttvéve 0,1 mBq/dm3-nél kisebb volt. Az atomerőmű környezetében – az „A” típusú állomásokon – a telepített mintavevőkkel vett aeroszolmintákban az év során egyetlen esetben tudtunk kimutatni az erőműtől származó radioaktív izotópot, 60Co-at 3,3 mBq/m3 aktivitáskoncentrációban. Az aeroszolok mellett a levegőben 1–10 mBq/m3 nagyságrendben mérni lehetett az 1 TBq körüli aktivitással kibocsátott radiokarbont és tríciumot is. A nemesgázok környezeti aktivitás koncentrációja ugyanitt 100 mBq/m3 körülire becsülhető. A fall-out (kihullás) mintákban egyetlen esetben lehetett kimutatni atomerőműtől származó radioaktív izotópot 60 Co-at 0,44 Bq/m2xhó értékben, kimutatási határ közeli aktivitásban. A talajminták közül egyetlen esetben sem találtunk az erőműtől származó radionuklidot. A dunai iszapminták közül csak közvetlen a melegvíz-csatorna kiömlésénél vett mintákban találtunk erőműtől származó radionuklidot (54Mn-et, 58Co-at 60 Co-at, 134Cs-et és 137Cs-et 0,1–30 Bq/kg közötti értékben). Az állomások környezetében vett fűminták közül egy esetben tudtuk kimutatni az erőművi eredetű 60Co-at 0,9 Bq/kg aktivitáskoncentrációban. A halastavak víz- és iszapmintáiban, továbbá a tej- és a halmintákban kibocsátásból származó radioaktív izotópot a mérések kimutatási határ felett nem jeleztek. A Sugárvédelmi Osztály a kibocsátási és a meteorológiai adatok, illetve terjedési modell felhasználásával 2006-ra is elvégez-
Környezetvédelmi jelentés • 2006 te a lakossági többlet sugárterhelés számítását. E számítás szerint a légköri és folyékony kibocsátásokból származó, a kritikus lakossági csoportra vonatkozó többlet lakossági sugárterhelés 52 nSv, ami közel megegyezik az előző év többlet sugárterhelésével (53 nSv).
TávmérŒ és mintavevŒ állomás (A típusú) MintavevŒ állomás (B és C típusú) VízmérŒ és mintavevŒ állomás Meteorológiai mérŒtorony Az ÜKSER központja (KAR) Környezet-ellenŒrzŒ Laboratórium
3. ábra Mintavevő és távmérő állomások elhelyezkedése a Paksi Atomerőmű környezetében
24
Dunaföldvár 22 km
Paks Géderlak
17
11 15
Dunaszentbenedek 1
Földespuszta 14
23
2
16
7
3
6 5
Úzd 30 km
8
9
4
21
10
Uszód
6
19
13
KiskŒrös 33 km
20
3 km sugarú kör
12
18
Kalocsa 12 km FoktŒ
Tengelic 10 km
Dunaszentgyörgy 22
Szekszárd 28 km
13
Paksi Atomerőmű Zrt.
4. ábra A környezeti gammasugárzás havi átlagos környezeti dózisegyenérték teljesítménye 2006-ban a távmérő és a mintavevő állomásokon ALNOR TLD-vel mérve
Az ALNOR TL dózismérőkkel állomásonként kapott 2006. évi átlagos dózisteljesítmény értékek (4. ábra) a mért fizikai mennyiség változásából adódó korrekció figyelembevételével megfelelnek a korábbi évek és az alapszinti időszak adatainak. Megállapítható, hogy a 2006. évi környezeti dózismérési adatokból nem lehet az atomerőmű járulékára következtetni. Ez összhangban van a radioaktív anyagok légköri kibocsátásából származtatható képpel, amely szerint az erőműtől származó járulék nagyságrendekkel kisebb a természetes háttérsugárzás értékénél illetve ingadozásánál, s így közvetlen dózismérési módszerekkel nem mutatható ki. Összegezve a nukleáris környezet-ellenőrzés 2006. évi mérési eredményeit, kijelenthető, hogy az atomerőmű hatása a környezetre sugárvédelmi szempontból elhanyagolható volt.
Dózisteljesítmény [nSv/h] 90
80
70
60
Környezetvédelmi jelentés • 2006 A radioaktív hulladékok kezelése az a tevékenység, amely az atomerőműben keletkező radioaktív hulladékok gyűjtését, ideiglenes tárolását, térfogatcsökkentését, kondicionálását, a hulladékminősítést és az atomerőmű telephelyén történő átmeneti tárolását jelenti a végleges tároló létesítménybe történő szállítást megelőzően. A tevékenységsor bonyolultságából kitűnik, hogy az ezzel kapcsolatos fejlesztések fontos feladatot jelentenek az atomerőműben. Az 1996 vége óta hatályban lévő „Atomtörvény” és az erre alapuló kormányrendeletek, kormányhatározatok alapján létrejött a Radioaktív Hulladékokat Kezelő Közhasznú Társaság, amelynek feladata – többek között – a radioaktív hulladékok végleges tárolásának a megoldása is. A radioaktív hulladékok végleges elhelyezésével, a kiégett nukleáris üzemanyag kazetták átmeneti tárolásával és végleges elhelyezésével, valamint az erőmű leszerelésével összefüggő feladatok finanszírozására a Paksi Atomerőmű Zrt. évente befizetést teljesít a Központi Nukleáris Pénzügyi Alapba. Az atomerőmű feladata a radioaktív hulladékok kezelése és telephelyi átmeneti tárolása.
4. Radioaktív hulladékok kezelése
2006-ban 653 darab kis és közepes aktivitású szilárd hulladékot tartalmazó hordó keletkezett, melynek mennyisége 178 hordóval kevesebb az előző évinél.
4.1 Kis és közepes aktivitású szilárd radioaktív hulladékok
Negyedév
50
I. II. III. IV.
40
Mennyiség (db hordó) 142 236 146 129
Egység (liter)
Aktivitás (MBq)
200 200 200 200
59 177 168 909 106 712 30 866
A 2006-ban keletkezett kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok mennyisége
30
20
10
0
A1 A2 A3 A4 A5 A6 A7 A8 A9 C10 C11 C12 C13 C14 C15 C16 C17 C18 C19 C20 C21 C22 C23 B24 L25
14
Mintavevő állomás
15
Paksi Atomerőmű Zrt.
Szilárd radioaktív hulladék elhelyezése
1000
Az 1996. évi utolsó – a püspökszilágyi végleges tárolóba történő – kiszállítást követően keletkezett hordós szilárd radioaktív hulladékok elhelyezése az erőmű ellenőrzött zónájában kialakított átmeneti tárolóhelyiségekben és ideiglenes gyűjtőhelyeken történik a végleges tároló üzembe helyezéséig. A keletkezett és feldolgozás utáni szilárd radioaktív hulladékok mennyiségének alakulását az alábbi táblázat mutatja be a 2000– 2006 közötti időszakra:
m³
920,3 800
749,1
738,3 683,7
600
633,2
606,0
604,1
400
200
218,6
220,4
0
2000
Keletkezett hulladék m3
151,8
132,0
128,8 2001
Feldolgozás utáni hulladék m3
2002
2003
2004
166,2
2005
Környezetvédelmi jelentés • 2006 2006-ban a paksi atomerőműben 2,1 m3 nagy aktivitású szilárd radioaktív hulladék keletkezett, ami az elhelyezés során mintegy 4 m3 tárolókapacitást vesz igénybe. A 2006. évben a 2005. évihez képest kb. 1,4 m3-rel több nagy aktivitású szilárd radioaktív hulladék képződött. (A keletkezett mennyiség közel 90%-át közbenső rudak adták.) A nagy aktivitású szilárd radioaktív hulladékok erőművön belüli átmeneti tárolása az ellenőrzött zónában kialakított tároló kutakban történik. A tároló kutakban méretük miatt nem elhelyezhető nagy aktivitású hulladékok tárolása tartalék helyiségekben elhelyezett ólom gyűjtőkonténerekben valósul meg.
4.2 Nagy aktivitású szilárd radioaktív hulladékok
A blokkok üzemeltetése során 2006-ban az alábbi folyékony hul ladékok keletkeztek: Bepárlási maradékból (sűrítmény) 350 m3 keletkezett: 240 m3 (ebből kb. 195 m3 a 2. blokki, alfa-sugárzókat tartalmazó) az I., míg 110 m3 a II. kiépítésen. Ez a mennyiség 80 m3-rel több az előző évihez képest. Evaporátor savazó oldat nem keletkezett, elhasznált ioncserélő gyantákból 4,6 m3 képződött. A folyékony radioaktív hulladékok erőművön belüli átmeneti tárolására a segédépületekben található tartályok szolgálnak. A folyékony radioaktív hulladékok keletkezett és tárolt mennyiségeit az alábbi táblázat és az 5. ábra mutatja be.
4.3 Folyékony radioaktív hulladékok
130,6 2006
Az előző évekből áthozott mennyiséggel együtt 2006. december 31-én az atomerőműben tárolt mennyiség 7556 db 200 literes hordó.
2004
2005
2006
190
270
350
20
45
45
125
150
195
45
75
110
Bepárlási maradék tárolt összes mennyiség
4645
4831
5181
Kimerült ioncserélő gyanta
21,1
16,8
4,6
Bepárlási maradék (erőmű összes) Bepárlási maradék forrásai: I. kiépítés (1–2. blokk) I. Kiépítés (alfa-sugárzó izotóp tartalmú maradék az 1–2. blokkból) II. Kiépítés (3–4. blokk)
Kimerült ioncserélő gyanta tárolt összes mennyiség Evaporátor savazó oldat Evaporátor savazó oldat tárolt összes mennyiség
16
114,1 130,9 135,5 20
0
0
250
250
250
17
Paksi Atomerőmű Zrt. 5. ábra: A folyékony radioaktív hulladékok keletkezett mennyiségei
m³ 350
A kibocsátott hűtővíz a befogadó Duna hőszennyezését nem, csak hőterhelését okozza, mivel a felmelegedés mértéke az ökológiai egyensúlyt nem bontja meg. Ennek érdekében hatósági engedélyeink a hőlépcső maximális mértékét és a Duna vízhőmérsékletének maximumát határozzák meg, ezeket a korlátokat 2006-ban is betartottuk. A szociális vízhasználatokból az üzemi területen keletkező szennyvíz az erőmű kommunális szennyvíztisztító rendszerén keresztül kerül kibocsátásra. 2006 évben 200,9 ezer m3 kommunális szennyvíz keletkezett A szennyvíztisztítás hatásfokát a környezetvédelmi hatóság által jóváhagyott mérési program szerint rendszeresen ellenőrizzük.
350
Bepárlási maradék Kimerült ioncserélő gyanta
300
Evaporátor savazó oldat
270
250
200
190 150
100
50
21,1 0
5. A Paksi Atomerőmű Zrt. hagyományos (nem nukleáris) környezetvédelmi tevékenységének értékelése
20
16,8 0
2004
2005
Környezetvédelmi jelentés • 2006
4,6
0
2006
Az atomerőmű, mint az ország legnagyobb nyersvízfelhasználó üzeme különös gondot fordít a víz minőségének védelmére. A felszíni vízkivételből biztosított hűtő és technológiai vizek mennyisége 2006-ban 2,36 milliárd m3 volt. A villamosenergiatermelésre vetített hűtővíz-felhasználásunkat az alábbi ábra mutatja be.
Az érvényes monitoring program keretében a vízjogi engedélyben határértékkel meghatározott valamennyi paraméter ellenőrzésre kerül az alábbi mintavételi helyeken: j a hidegvíz-csatorna (V1 mintavételi hely); j a melegvíz-csatorna (V2 mintavételi hely); j a tisztított kommunális szennyvíz (V3 mintavételi hely); j a meszes hulladékvíz-medencék; j a vegyszeres hulladékvíz-medence; j a bővítési területen keletkező szennyvizek.
5.1 Vízminőség-védelem 5.1.1 Felszíni vizek védelme
6. ábra Fajlagos hűtővíz-felhasználás (m3/kWh)
18
19
Paksi Atomerőmű Zrt. 5. táblázat A melegvíz-csatorna mérési eredményei
Komponens
átlagérték mért max. érték [mg/dm3]
Hatósági korlát [mg/dm3]
pH
8,40
8,1*–8,90
6–9,5
Összes lebegőanyag
28,93
38,20
200
Olajtartalom (SZOE)
< 0,3
< 0,3
10
2,9
4,3
55
11,93
14,80
150
Összes nitrogén Kémiai oxigénigény * minimum érték 6. táblázat A tisztított kommunális szennyvíz mérési eredményei
Komponens
átlagérték mért max. érték [mg/dm3]
Hatósági korlát [mg/dm3]
pH
7,8
7,5*–7,9
6–9,5
Összes lebegőanyag
16,1
19
200
Olajtartalom (SZOE)
2,7
4,7
10
Összes nitrogén
19,9
31
55
Biológiai oxigénigény
16,3
27
50
Környezetvédelmi jelentés • 2006 További vízátadás történik a 75 hektáros területű halastavak vízpótlásához, mely a nyári meleg időszakban friss, szűrt Dunavizes betáplálással kerül megoldásra, míg az őszi, téli és tavaszi időszakban a kondenzátorok használt hűtővizéből történik a vízpótlás. A hűtővíz-visszavezetésnek a Duna vízminőségére gyakorolt hatásának ellenőrzésére céljából környezetvédelmi monitoring rendszer üzemel a folyam mentén, mely az érintett Duna-szakaszon üzemelő és távlati jelentőségű parti szűrésű vízbázisok védelmét szolgálja. A monitoring rendszer létesítményeiben helyszíni műszeres mérések és laboratóriumi elemzésekkel általános vízkémiai, radiológiai, mikroszkópos biológiai, toxikológiai és biológiai vizsgálatok történnek. A melegvíz-csatorna Dunába való bevezetésénél lévő energiatörő torkolati műtárgyban vízmintavételi hely került kialakításra a 2006-os évben, mely mind a hatósági, mind az önkontroll mintázást biztosítja. Ezen mintavételi helyen vett vízminta a Dunába vezetett összes használt víz és a tisztított szennyvíz együttesének minőségét reprezentálja, 2007-től ezen mintavételi pontra vonatkoznak és az itt vett mintákból kerülnek ellenőrzésre a kibocsátott használt vizekre jellemző határértékek.
* minimum érték
Kibocsátás-ellenőrzésünk eredményei alapján kijelenthetjük, hogy a hatósági korlátokat betartottuk. Az inaktív ipari hulladékvizek túlnyomó részét a sótalanvízelőállítás során keletkező savas és lúgos szennyezettségű vizek alkotják. A hulladékvíz semlegesítése a 10.000 m3-es zagymedencékben történik. A medencék vízminőségét és kibocsátását rendszeres üzemi kontroll ellenőrzi. Az éves szinten 146,2 ezer m3, semlegesítés és ülepítés után kibocsátott hulladékvíz minősége megfelelő volt, a szennyező anyagok koncentrációja a melegvíz-csatornában a határértékeket nem haladta meg. Az erőmű a Faddi Holt-Duna-ágba a nyári időszakban vízpótlást biztosít a Paks–Faddi főcsatorna megtáplálásával. Ezzel biztosítva a holtág megfelelő vízszintjét, így lehetővé téve a vízi sportokat, és a fürdőzést. Az erőmű a hűtőgépházi klíma-berendezések hűtővizéből biztosítja az igényelt vízmennyiséget. A 2006-os évben átadott víz mennyisége 2,38 millió m3 volt.
20
A felszín alatti vizek megfigyelésére az erőmű területén 153 db vízszintellenőrző és/vagy mintavételi kút üzemel hidrogeológiai és monitoring céllal. A kúthálózat kútjai részint a hidrogeológiai környezet vizsgálatára, részint a talajvíz minőség-ellenőrzésére szolgálnak.
5.1.2 Felszín alatti vizek védelme
21
Paksi Atomerőmű Zrt. A talajvízmozgások jellemzése érdekében heti gyakorisággal 98 db kút talajvízszintjét mérjük, 15 kútban folyamatos vízszintregisztráló berendezés működik. A monitoring rendszerben 62 db talajvízfigyelő kutat vizsgálunk különböző – az ellenőrzött technológiától függő – paraméterre. A talajvíz minőségi ellenőrzésének célja a különböző létesítményekből, technológiákból esetlegesen kikerülő szennyező anyagok észlelése, ill. az esetleges szennyeződés talajvízzel történő mozgásának figyelése. Így történik például az ipari zagytér területének, a veszélyes és ipari hulladék üzemi gyűjtőhely környezetének, a föld alatti olajtartályok környezetének, a rekultivált építési törmelék lerakó környezetének, a fekáliás csatorna környezetének talajvíz-ellenőrzése.
A megfigyelő kutakból a mintavételezést és a vizsgálatokat akkreditált laboratórium végzi. A vizsgálandó komponensek az adott területhez igazodva eltérőek, így többek között az olajtartalom, a toxikus fémtartalom és a nitrogénvegyületek kerülnek mérésre. A PA Zrt. szociális vízellátását a Csámpai Vízmű mélyfúrású kútjai biztosítják. A rétegvízkutakból biztosított szociális jellegű ivóvíz-felhasználás 253.484 m3 volt.
5.2 Levegőtisztaságvédelem
22
Az atomerőműnek technológiájából adódóan igen kicsi a légköri emissziója. A Paksi Atomerőmű Zrt. telephelyén három hagyományos, inaktív levegőterheléssel üzemelő technológia található: – szükségáramforrásként üzemelő biztonsági dízel-generátorok (12 darab pontforrás); – dízelhajtású tűzivíz-szivattyú (2 darab pontforrás); – festés technológia: festőműhely festőkabinjai (2 darab pontforrás).
Környezetvédelmi jelentés • 2006 A fenti technológiák üzemeltetésére a Paksi Atomerőmű Zrt. környezetvédelmi hatósági engedéllyel rendelkezik. A biztonsági dízelgenerátorokból éves szinten – a rövid próbaüzemekből – adódó összesen kb. 180 órás üzemidő miatt a kibocsátott bruttó szennyezés igen kicsi, az immissziót alig befolyásolja. A festőműhely 2006-ban technikai okok miatt nem üzemelt. Az előírt határértékeket, valamint a dízelgenerátorokra, mint szükségáramforrásokra előírt levegőtisztaság-védelmi követelményeket 2006-ban is betartottuk.
2006-ban 188 458 kg veszélyes hulladék keletkezett az erőműben (elsősorban olajjal szennyezett hulladék, fáradt olaj, veszélyes anyaggal szennyezett csomagolási hulladékok és göngyölegek – pl. festékes, vegyszeres, olajos göngyölegek –, elektronikai hulladék, selejtezett technológiai vegyszerek, fénycsövek). 2006-ban – engedéllyel rendelkező vállalkozóknak átadva – 215 170 kg veszélyes hulladék hasznosításáról ill. ártalmatlanításáról gondoskodtunk.
5.3 Inaktív hulladékokkal való gazdálkodás 5.3.1 Veszélyes hulladékok
A 2006-ban nagyobb mennyiségben keletkezett veszélyes hulladékokat a 7. ábra szemlélteti.
23
Paksi Atomerőmű Zrt.
Környezetvédelmi jelentés • 2006 Az egyéb kategóriába olyan veszélyes hulladékok kerültek, amelyeknek 2006. évben keletkezett mennyisége hulladékfajtánként nem érte el a 3000 kg-ot (pl. bontott tetőszigetelés, selejt szerelőanyagok, finomvegyszerek, fotóvegyszerek, nyomdai hulladék, olajos föld, szárazelem, irodatechnikai hulladék).
10%
% 17
800000
2%
kg
3%
700000
3%
600000 500000
13%
12%
400000 300000 200000 100000
10
%
4%
0
12
% 7. ábra A legnagyobb mennyiségben előforduló veszélyes hulladékok 2006-ban
3%
4%
7% fénycső
olajos rongy
selejt techn. vegyszer
egyéb
festékes göngyöleg
trafóolaj
kommunális szennyvíz iszap
vegyszeres göngyöleg
fáradt olaj
1996
1997
1998
1999
2000
2001
2002
2006-ban az előző évekhez képest kevesebb veszélyes hulladék keletkezett, elsősorban az épületbontásból származó tetőszigetelési hulladék és a transzformátor kőágyazat felújításokból származó hulladék mennyisége csökkent. A veszélyes hulladékok előírásoknak megfelelő gyűjtését és tárolását a Paksi Atomerőmű Zrt. az 1990-ben létesített és működési engedéllyel rendelkező Veszélyes Hulladék Üzemi Gyűjtőhelyen biztosítja. A Veszélyes Hulladék Üzemi Gyűjtőhelyen 2006. december 31-én mintegy 24 t veszélyes hulladékot tároltunk. Az erőmű területén lévő veszélyes hulladék nagyobb részét a kb. 134 t kommunális szennyvíziszap teszi ki, amelyet a kommunális szennyvíztelep iszapszikkasztó ágyán kezelünk.
2003
2004
2005
2006
8. ábra 1996–2006. között keletkezett veszélyes hulladékok mennyisége (kg)
akkumulátor (savas, lúgos, zselés)
24
fúróemulzió olajos iszap (kocsimosó) elektronikai hulladék
25
Paksi Atomerőmű Zrt.
9. ábra Ipari hulladékok kezelésének alakulása 2006-ban
26
A termelési hulladékokat a kommunális hulladékoktól elkülönítetten, kijelölt és a szelektív gyűjtés céljára kialakított gyűjtőhelyen ill. az erre kijelölt raktárban gyűjtjük. 2006. év végén a Paksi Atomerőmű Zrt. területén lévő nem veszélyes ipari hulladékok mennyisége 70 t volt. Tavaly a Paksi Atomerőmű Zrt. tevékenysége során összesen 1055 t nem veszélyes ipari hulladék keletkezett. A 2005. évről a Paksi Atomerőmű Zrt. területén maradt és a 2006-ban keletkezett összesen 1132 t nem veszélyes ipari hulladék mennyiségéből a Paksi Atomerőmű Zrt. további hasznosításra 1017 t nem veszélyes hulladékot értékesített, továbbá 45 t nem hasznosítható hulladékot ipari hulladéklerakóban helyezett el.
Hasznosított.......89,9%
Telephelyen tárolt.......6%
Lerakóban elhelyezett .....4%
5.3.2 Ipari, termelési hulladékok
Környezetvédelmi jelentés • 2006 Az atomerőmű 2. blokki 1. számú aknájában lévő tisztítótartályban 2003. április 10-én bekövetkezett üzemanyag-sérülés következményeinek felszámolására létrejött Helyreállítási Projekt 2003. május 1-jén kezdte meg tevékenységét. A projekt alapfeladata a biztonságos állapot fenntartása, a sérült fűtőelemek eltávolítása és az 1. sz. akna teljes helyreállítása volt. A helyreállítás előkészítése, tekintettel a feladat összetettségére, egyediségére, viszonylag hosszú ideig tartott. A munka során a fő szerződéses partnerrel, az orosz TVEL céggel és alvállalkozóival igen jó volt az együttműködés, az orosz fél mindenben alkalmazkodott a magyar előírásokhoz. A 2. blokk leállítását és a sérült fűtőelemek eltávolítási feltételeinek ellenőrzését követően 2006. október 15-én – három év, hat hónap és öt nap előkészítési tevékenység után – megkezdődött a sérült fűtőelemek eltávolítása az 1. sz. aknában lévő tisztító tartályból. Első lépésben eltávolították a tisztítótartály felső távtartó lemezén lévő kazettafejeket és megtisztították a lemezt a fűtőelemrészektől. Ezt követően a tartály felső lemezének vágása következett. A tisztítótartály középső szekciójában lévő kazettákat kiemelték, a rajtuk lévő kazetta lábrészeket levágták, majd tokokba helyezték a kazetták üzemanyagot tartalmazó részét. A nagyobb kazettadarabokat is eltávolították a tisztítótartály középső szekciójából, végül szétvágták és eltávolították a tartály alsó távtartó lemezét, hogy ezáltal hozzáférhető legyen a tartályfenéken összegyűlt törmelékhalom. Az eltávolítás során a kazettadarabokat és törmelékeket tokokba és tartályokba helyezték. 2006. december 21-én az orosz személyzet befejezte a sérült fűtőelemek eltávolítását, a tartályfenéken lévő maradék törmelék kivételével. Ezzel az aknában lévő tisztítótartály nukleáris biztonsági szempontból további kockázatot már nem jelentett, így lehetőség nyílt a 2. blokk ismételt indítására. A maradék törmelék összegyűjtésére és betokozására 2007 januárjában került sor. A tisztítótartály hasadóanyag-mentességét az Országos Atomenergia Hivatal képviselőinek jelenlétében végrehajtott vizsgálat igazolta. Az akna üzemszerű használata érdekében magát az aknát is dekontaminálni kellett. A sérült fűtőelemek eltávolítása és az 1. sz. akna helyreállítása során – az előzetesen konzervatív módon számoltakkal szemben – igen kis mennyiségű folyékony és szi-
6. A Paksi Atomerőmű Zrt. 2. blokk 1. sz. aknájában 2003 áprilisában történt üzemzavar következményeinek felszámolása, a sérült fűtőelemek eltávolítása
Az összeszerelt szerelőplatform
27
Paksi Atomerőmű Zrt.
Környezetvédelmi jelentés • 2006
lárd nagy aktivitású hulladék keletkezett, ezek a nagy aktivitású hulladékok az atomerőműi technológiákkal megnyugtatóan kezelhetők.
A Paksi Atomerőmű Zrt. (PA Zrt.) 2001-ben megfogalmazott stratégiai céljai között szerepel a jelenleg üzemelő atomerőművi blokkok tervezési üzemidőn (azaz 30 éven) túli működtetése.
A betokozott sérült fűtőelemek pihentető medencében való elhelyezésével a helyreállítás egy új szakaszába lépett, amelynek célja az 1. sz. akna mentesítése a sérült fűtőelemektől származó radioaktív szennyezéstől, azaz az eredeti üzemállapot visszaállítása. Az akna szennyezésmentesítésének előkészítése 2006. évben az eltávolítással párhuzamosan folyt. A VUJE szlovák cég a sikeres gyártóművi próbát követően leszállította az aknafal radioaktív szennyeződés mentesítésére készített eszközét, amelyet a felhasználásig az atomerőmű telephelyén tároltak. 2007 első felében került sor az akna, sérült fűtőelem-eltávolítást követő, radioaktív szennyeződés mentesítésére. A helyreállítási folyamat során nem tervezett eseményre nem került sor, a munkákhoz kötött egyedi nukleáris, sugárvédelmi és munkavédelmi követelmények teljes mértékben teljesültek, a berendezések megfelelően működtek, a szakemberek begyakorlottan tevékenykedtek, minden szempontból biztonságos és hatékony volt a munkavégzés. A 2. blokki 1. sz. akna helyreállításának előkészítése és sikeres végrehajtása a Helyreállítási Projekt négyéves kiváló működését bizonyítja. A sikerhez szükség volt a Helyreállítási Projekt következetes munkájára, hazai és orosz szakértőkre és mindenekelőtt az atomerőmű munkavállalóinak összefogására, a karbantartó és üzemviteli személyzet eredményes munkájára.
A tervezett üzemidő-hosszabbítás engedélyköteles tevékenység. A Nukleáris Biztonsági Szabályzatok (NBSZ) szerint ahhoz, hogy az atomerőmű blokkjai az előzetesen tervezett üzemidőn túl is működtethetők legyenek, meg kell újítani az üzemeltetési engedélyt. A tervezett üzemidő meghosszabbítására irányuló szándékot 4 évvel a tervezett üzemidő lejárta előtt kell bejelenteni az Országos Atomenergia Hivatal Nukleáris Biztonsági Igazgatóságának (OAH NBI), mellyel egyidejűleg be kell nyújtani a tervezett üzemidőn túli üzemeltethetőség feltételeinek megteremtésére előirányzott programot. A továbbüzemelésre vonatkozó engedélykérelmet pedig blokkonként kell benyújtani az OAH NBI-hez, legkésőbb a tervezett üzemidőre érvényes üzemeltetési engedély lejárta előtt 1 évvel. Ehhez a műszaki dokumentáción túl szükséges mellékelni az atomenergiáról szóló 1996. évi CXVI. törvény előírása szerinti egyéb hatósági engedélyeket, amelyek közül kiemelt jelentőséggel bír a környezetvédelmi engedély. Az üzemidő-hosszabbítás nukleáris engedélye csak érvényes környezetvédelmi engedély birtokában adható ki.
7. A paksi atomerőmű üzemidő-hosszabbítása
Az üzemidő-hosszabbítás környezetvédelmi engedélyezési eljáráshoz kapcsolódóan elkészült „A Paksi Atomerőmű 1-4. blokk, A paksi atomerőmű üzemidő-hosszabbítása Környezeti Hatástanulmány” c. dokumentum. A PA Zrt. 2006. március 13án – az erőmű blokkjainak 20 éves üzemidő-hosszabbítására vonatkozóan – benyújtotta a környezetvédelmi engedélykérelmet az Alsó-Duna-völgyi Környezetvédelmi, Természetvédelmi és Vízügyi Igazgatósághoz. A környezeti hatástanulmány részletesen elemzi és értékeli az atomerőmű környezetének állapotát, az atomerőmű jelenlegi és az üzemidő-hosszabbítás időszakára vonatkozó környezeti hatásait. A hatástanulmány megállapításait összegezve elmondható, hogy a jelenlegi környezeti hatásokhoz képest a meghosszabbított
28
29
Paksi Atomerőmű Zrt. üzemidejű erőmű működése időszakában sem volumenben, sem erősségben, sem terheléstípusban nem várhatók lényegi, meghatározó változások. A hatásfolyamatok részletes elemzése, a szakterületi becslések, számítások elvégzése után az előzetes környezeti tanulmányban meghatározott hatásterületet a környezeti hatástanulmányban pontosították, azaz meghatározták a tevékenységgel érintett területet, az ún. végső hatásterületet. Ez a következő térségekre terjed ki: ∞ Az erőmű normál működésének radiológiai hatásai a telephelyen kívül semlegestől eltérő minősítésű hatásokat nem okoznak, ezért a normál üzem radiológiai hatásterületének határa az erőmű telekhatárával egyezik. ∞ A levegőre, a zajra és a rezgésre vonatkozó hatásterület normál üzem esetén a közlekedési terhelésből és az üzemi forrásokból adódik. A közlekedési hatásterület csak a 6-os úttól bevezető szakaszok 25 m-es környezetére terjed ki. Üzemi forrásokból gyakorlatilag nem kell a telephelyen túlmutató hatásterülettel számolnunk. A dízelgenerátorok próbájából adódó hatásterület e motorok telepítési helye köré írt 590 m-es körrel jellemezhető az elvégzett terjedésszámítás szerint. ∞ A felszíni vizekhez tartozó hatásterület elsősorban a hőterhelést figyelembe véve a Sió torkolatáig terjedhet. (Itt az áramlási viszonyok megváltozása, a keveredés stb. miatt – a már amúgy is kimutathatósági szint határán lévő hőmérséklettöbblet – vizsgálataink szerint már belesimul a természetes háttérbe.) A hatásviselőket (lásd pl. vízi élővilág) is érő hatások azonban e területen jóval belül maradnak, méréseink szerint csak a melegvíz-csatorna alatti néhány km-es folyószakaszon ismerhetők fel. ∞ A talajhoz, talajvízhez köthető hatásterületek az esetleges rendkívüli szennyezésekből adódhatnak. Ezek hatása várhatóan a telephelyen belül marad. Biztonság kedvéért azonban a telephelyen kívül néhány száz méterrel kibővített hatásterületet vettek figyelembe. ∞ Szárazföldi élővilághoz kötődő közvetlen hatásterületet a vizsgálataink nem mutattak ki. ∞ Települési környezet szempontjából vizsgálataink szerint a hatásterület elsősorban Paks közigazgatási területével azo-
30
Környezetvédelmi jelentés • 2006 nos. A kedvező hatások azonban a Pakssal közigazgatásilag szomszédos településekre, valamint a Fadd-Dombori Dunaholtágra is kiterjednek. Sőt bizonyos szempontból a hatásterület az ország egészére, mint ellátási körzetre kiterjed. ∞ Tájhasználati szempontból hatásterületnek az erőmű 3 kmes biztonsági övezetét tekinthetjük. Tájképi szempontból a hatásterület ennél kiterjedtebb, de csak bizonyos rálátási irányokból (pl. délről). Itt 8–10 km-es környezet jelölhető ki.
Az atomerőműben alkalmazott technológiák meghibásodásából, a technológiákban használt veszélyes anyagokból, a keletkezett veszélyes hulladékokból stb. adódóan az erőműben nem nukleáris (hagyományos) környezeti hatással (légszennyezéssel) járó üzemzavarok (pl. jelentős tűz) hatásterülete legfeljebb az atomerőmű 3 km-es biztonsági övezetére, a Duna esetében folyásirányában 10–20 km-re terjed ki. A lakosság megítélésében a nukleáris üzemzavarok, balesetek környezeti következményei kapják a legnagyobb figyelmet, ezek válthatnak ki általában az atomerőművekkel szembeni félelmet. Az üzemzavarok környezeti hatásainak értékelése igen összetett, a környezeti terjedési viszonyoktól erősen függő feladat. Ezt az értékelést az atomerőműveknek – számítással, becsléssel – el kell készíteni. Az atomerőmű Végleges Biztonsági Jelentésében vizsgálta a tervezési üzemzavarok során várható kibocsátásokat, azok bekövetkezési valószínűségét, valamint az üzemi épületekben és a környezetben várható becsült dózisokat. A tervezési üzemzavarokhoz köthető radiológiai hatásterület a számításaink szerint a blokkok középpontjától számított 6,3 kmes körzeten belül az aktuális széliránynak megfelelő körcikkek összessége, ami így körként ábrázolható. A 20 éves továbbüzemelés alatt (a megfelelő karbantartási, biztonsági gyakorlat megőrzésével, fejlesztésével) nem várható az üzemzavarok gyakoriságában, súlyosságában és nagyságrendjében változás. 2006 folyamán hazai és az espoo-i egyezmény alapján nem-
31
Paksi Atomerőmű Zrt. zetközi környezeti hatásvizsgálati engedélyezési eljárás zajlott. Hatósági, ill. önkormányzati szervezésű közmeghallgatás Pakson és Kalocsán történt. A nemzetközi eljárásban Ausztria, Románia és Horvátország kívánt részt venni. Így közmeghallgatásra és hatósági konzultációra került sor Mattersburg, Oradea (Nagyvárad) és Osijek (Eszék) helyszínekkel. Az espoo-i eljárás lezárultát mindhárom ország írásban elfogadta. A szakhatósági állásfoglalások, a szakértői vélemények, a közmeghallgatásokon felmerült kérdések és válaszok figyelembevételével a környezetvédelmi felügyelőség 2006. október 25-én kiadta az üzemidő-hosszabbítás környezetvédelmi engedélyét. Az Energia Klub Környezetvédelmi Egyesület a határozat ellen fellebbezést nyújtott be. A fellebbezést az Országos Környezetvédelmi, Természetvédelmi és Vízügyi Felügyelőség nem találta megalapozottnak és 2007. február 12-én határozatában környezetvédelmi engedélyt adott az üzemidő hosszabbításra.
Környezetvédelmi jelentés • 2006 A Paksi Atomerőmű Zrt. 2007–2014 évekre elfogadott stratégiája a környezetbiztonság területén az alábbiakat rögzíti: Jövőkép „Az atomerőművet az ésszerűen elérhető legalacsonyabb környezetterheléssel üzemeltetjük.” Stratégiai célok · A környezetben élő lakosság sugárterhelését az ésszerűen elérhető legalacsonyabb szinten tartjuk · Az erőmű környezetbiztonságát magas szinten tartjuk Mutatószámok
8. Környezetvédelmi menedzsment rendszer 8.1 A Paksi Atomerőmű Zrt. stratégiája
A stratégiai mutatók megnevezése
A mutatók célértéke
Folyékony és légnemű radioaktív kibocsátások
< 1%/év*
Kritikus lakossági csoport többlet sugárterhelés
< 0,5 mSv/év**
* A kibocsátási határérték kritérium értéke: a folyékony és légnemű kibocsátások és a hozzá tartozó határértékek által képzett hányadosok összege. **A folyékony és légnemű kibocsátások alapján, terjedésszámítási programmal számolt érték.
Stratégiai akciók · Környezetközpontú Irányítási Rendszer működtetése. · Radioaktív Hulladékok Kezelése Projektben megfogalmazott és jóváhagyott intézkedések megvalósítása: o Radioaktív hulladékkezelési koncepció felülvizsgálata. o Térfogat csökkentő technológiák megvalósítása. o Átmeneti tárolókapacitások bővítése. o Radioaktív hulladékok végleges tárolásra alkalmas formába hozásához szükséges technológiák megvalósítása. o Abnormális hulladékok kezelésének, átmeneti tárolásának megoldása. o A földrengésvédelmi program lezárásához kapcsolódó feladatok, átalakítások végrehajtása. A Környezetközpontú Irányítási Rendszer egyik alapvető jellemzője a környezetvédelmi tevékenység folyamatos fejlesztése. A környezetvédelmi tevékenység fejlesztésének fő alappillére a környezetvédelmi célok kitűzése és az ezek eléréséhez meghatározott programok végrehajtása biztosítja, amelyek egyben a környezetpolitika eszközét is jelentik. A környezetvédelmi tevékenység fejlesztése nem feltétlenül valósul meg egyszerre a társasági tevékenység minden területén. A környezetvédelmi célok köre az igények szerint dinamikusan
32
8.2 Környezetközpontú célok, programok
33
Paksi Atomerőmű Zrt. változik, egyrészt évente előterjesztés készül az új célok kitűzésére, másrészt a célok elérésre kerülnek, teljesülnek. A célokat ill. azok teljesítését szolgáló programok végrehajtását a Paksi Atomerőmű Zrt. a vezetőségi átvizsgálás keretében értékeli. Minden egyes cél hátterében egy program áll. Évente újabb és újabb célok kerülnek kitűzésre. A célok egy része rövid távú, így a korábban kitűzött célok egy része már megvalósult; másik része hosszabb távú cél, amelyek végrehajtása elindult, az elfogadott programoknak megfelelően folyamatban van. A fentiek szellemében 2006-ban is kerültek új célok meghatározásra. A Paksi Atomerőmű Zrt. jelenlegi környezetvédelmi céljait és azok értékelését a következőkben foglaljuk össze.
Környezetvédelmi jelentés • 2006
Környezetközpontú cél
Értékelés
A 2. blokki 1. sz. aknában lévő sérült fűtőelemek eltávolítása, az 1. sz. akna helyreállítása a nukleáris biztonsági és a környezetvédelmi előírások messzemenő betartásával
A sérült fűtőelemek eltávolítása és az 1. akna helyreállítása 2007 áprilisában sikeresen befejeződött.
A PA Zrt-nél keletkező irodai és csomagolási papírhulladék szelektív gyűjtésének fejlesztése.
A Paksi Atomerőmű Zrt. üzemi területén található, meghibásodásuk esetén a környezetet veszélyeztető, ciklikus felülvizsgálati körbe nem sorolt, ABOS 4 osztályú rendszerek. Acél és egyéb csővezetékek állapotvizsgálati program végrehajtása.
A papírhulladék szelektív gyűjtési rendszere kialakításra került. A szelektív gyűjtés továbbfejlesztése, ill. hatékonyságának objektívebb mérése érdekében – szakcég közreműködésével – felmérettük a kommunális hulladékba kerülő, de szelektíven gyűjthető hulladékok mennyiségét, arányát, a szelektív gyűjtés hatékonyságát. A feladat végrehajtása 2006 végére befejeződött.
A transzformátorok olajrendszerének meghibásodása során bekövetkező esetleges környezetszennyezés megelőzése Transzformátorok kármentővel való elláérdekében szükséges kármentők kialakítására az üzemidőtásának vizsgálata. hosszabbításhoz kapcsolódó rekonstrukciókkal egy időben fog sor kerülni.
Környezetközpontú cél
Értékelés
Föld alatti olajtartályok átalakítása a legjobb elérhető technika alkalmazásával.
A TMBF hatáskörbe tartozó tartályok átalakítása (duplafalusítása) 2007 áprilisában befejeződött.
Pótvíz-előkészítő hulladékvíz rendszerének teljes terjedelmű rekonstrukciója.
A pótvízelőkészítő hulladékvízrendszer rekonstrukciójára vonatkozó fejlesztési javaslat 2004-ben került elfogadásra. A rekonstrukció kiviteli tervei elkészültek és elfogadásra kerültek. A rekonstrukció 2006-ban megkezdődött várható befejezési ideje 2007. november vége.
A jelenleg használt karbantartási segédanyagok számának, veszélyességének, a segédanyagokból keletkező hulladék mennyiségének csökkentése
A karbantartási segédanyagok kiválasztásának követelményrendszere elkészült. A tipizált segédanyagok beszerzésére vonatkozó ajánlatok beérkeztek. Várhatóan 2007. június 1jétől áttérünk a racionalizált segédanyag-felhasználásra.
Az erőmű üzemidejének 20 évvel történő meghosszabbítására vonatkozó jogerős környezetvédelmi engedélyt 2007. február 12-én a PA Zrt. megkapta.
PRISE folyamat kezelés átalakítás megvalósítása
A tervezési üzemzavarok közül a legkedvezőtlenebb környezeti következményekre jelenleg a primerköri kollektor fedél gőzfejlesztőn belüli felnyílásakor kell számolni, mivel ebben az esetben a hermetikus tér védőhatása nem érvényesül. Az átalakítás tervezése folyamatban van, a jelenlegi ütemterv szerint az átalakítás várhatóan 2008-ban megvalósul. Az átalakítás után a PRISE üzemzavarra számított kibocsátási értékek egy nagyságrenddel alacsonyabbak lesznek az összes, egyéb – tervezési üzemzavarként figyelembe vett – csőtöréses eset kibocsátási értékeinél.
Az erőmű tervezett élettartamon túli üzemeltetésének környezeti hatásvizsgálata és a környezetvédelmi engedély megszerzése.
Olajos szennyvízmedence felszámolása.
34
Az olajos medence olajleválasztó műtárggyal történő kiváltására 2006-ban olajleválasztó műtárgyat létesítettünk. Az olajleválasztó műtárgy próbaüzeme során felmerült működési problémák miatt a leválasztó rendszer terveinek felülvizsgálata és módosítása vált szükségessé.. Az olajos medence felszámolására a leválasztó műtárgy sikeres próbaüzeme után kerülhet sor.
35
Paksi Atomerőmű Zrt.
9. Rövidítések és fogalmak magyarázata
SZOE
=
szerves oldószer extrakt (olaj-zsír)
KOICr
=
dikromátos oxigénfogyasztás (kémiai oxigén igény)
Összes nitrogén
=
A szerves és szervetlen nitrogénformák összes mennyisége nitrogén 10-3 kg/m3-ben
UNSCEAR
=
UN‘s Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation (az ENSZ ionizáló sugárzással foglalkozó tudományos bizottsága)
RHK KHT
=
mSv/év
=
Radioaktív Hulladékokat Kezelő Közhasznú Társaság millisievert/év (millisievert = a sievert ezredrésze)
μg
=
mikrogramm, amely a gramm milliomodrésze
Kibocsátási határérték kritérium
=
Egy adott izotópra és a kibocsátási módra vonatkozóan a kibocsátási határérték és a kibocsátott mennyiség hányadosa melynek számítása: ahol: Elij = az i radionuklid j kibocsátási módra vonatkozó kibocsátási határértéke (Bq/év), Rij = az i radionuklid j kibocsátási módra vonatkozó éves kibocsátása (Bq/év).
∑ ElR ≤1 ij
ij
36
ij
PAKSI ATOMERŐMŰ ZRT. KÖRNYEZETVÉDELMI JELENTÉS 2006.
Nyilvántartási szám: KIR/63(1)/2005-50(1)