Доклад за екологична оценка на

6.18. Оценка на възможните екологични въздействия при различни аварийни сценарии в ЗПЗМ и прогноза за кумулативно въздействие при реализиране на инвестиционни предложения за нови съоръжения, които ще бъдат разположени на площадката на АЕЦ „Козлодуй”

Към момента на изготвянето на настоящата екологична оценка се изпълняват дейности по подготовка и извеждане от експлоатация на блокове -4 на АЕЦ „Козлодуй”, което има пряко отношение към разглежданата ЗПЗМ При изпълнение на различните дейности при извеждането от експлоатация на 1-4 блокове са възможни определени аварии като в случая се разглеждат лимитиращите аварии от гледна точка на риска за персонала и населението. За пресмятанията се използват редица методики и допускания, например:

• 
  Методология за пресмятане на разсейването на емитираните от АЕЦ “Козлодуй” радионуклиди и полетата на замърсяване в приземния въздушен слой;
  
• 
  Методика за пресмятане облъчването на персонала и населението при аварийни ситуации;
  
• 
  Модели за пресмятане на дозовото натоварване за населението;
  
• 
  Модел за пресмятания на изхвърляния през вентилационната тръба – дисперсионен;
  
• 
  Модел за пресмятане на приземни изхвърляния
  

• 
  Метод за оценка на дозовото натоварване вследствие на външно облъчване – Microshield 6.20
  
• 
  Метод за оценка на дозовото натоварване в следствие на гама облъчване –VISIPLAN код;
  
• 
  Метод за оценка на дозовото натоварване по време на демонтаж и фрагментация на демонтираното оборудване (метод на Аргонската национална лаборатория (ANL));
  
• 
  Метод за оценка на дозовото натоварване за населението – COSYMA код и др.
  

Въз основа на резултатите от анализите на изходните събития в ОАБ при извеждане от експлоатация на 1 и 2 блокове на АЕЦ „Козлодуй” като лимитиращо събитие се разглежда скъсване на аерозолен филтър.

Скъсването на аерозолен филтър може да се дължи на твърде голям пад на налягане през филтъра. Падът на налягане през филтъра е контролиран параметър, като при Δp ≥ 1500 Pa се генерира сигнал за смяна на филтъра.

Допуска се, че по някаква причина филтърът не е бил подменен (грешна сигнализация, операторска грешка).

Начални и гранични условия, допускания

За анализа на този сценарий се приема, че:

- скъсването се случва към края на експлоатационния живот на филтъра, когато товарът от аерозоли е максимален;

- цялата съдържаща се във филтъра активност се изхвърля в околната среда.

Анализът е изпълнен с кода COSYMA.

Съдържание на активност в HEPA филтъра

При консервативен подход, активността на скъсания филтър се приема да бъде равна на тази, измерена в съответния отработен филтър след замяната му по време на работа на мощност.

Такова количество ще надвишава вероятно с един или два порядъка активността, която може да се акумулира по време на експлоатацията на БС, поради по-високата специфична активност на потока от филтриран въздух при работата на АЕЦ на мощност, като резултат на изтичане от системи/оборудване, образуване на аерозоли по време на спирането за презареждане, поради, например, дейности по поддръжка и ремонт в радиоактивно замърсените среди (колектори на ПГ, манипулиране с материали за топлоизолация при проверка на заварките, дейности по дезактивация/почистване и др.)

Резултатите от анализа показват, че максималната индивидуална ефективна доза при най-консервативно развитие на съответната авария (с отчитане на розата на ветровете за района на Козлодуй и респективно съответните метеорологични данни) възлиза на 7.73.10-6 mSv на 100m от източника и е много под границите на приемливост, определени в Наредбата за радиационна защита ОНРЗ.

Тази част представя анализите на различните изходни събития.

Изтичане на течност от контейнер с отработили филтри от дезактивацията на БОК се приема за изходно събитие.

Сценарият се отнася за случаи на разливане на вода от БОК, тъй като специфичната активност на водата в контейнера е значително по-висока от тази на водата в БОК, а количеството вода (13 l) е много по-голямо от това, което може да се разлее извън БОК, когато обект падне в него.

Филтрите, използвани за дезактивацията на БОК, се събират в специален подводен контейнер, който е стабилно закрепен в БОК под слой вода с дълбочина не по-малко от 1 m. След натоварването на контейнера филтрите се транспортират под вода в специално защитен транспортен контейнер. Контейнерът се затваря със защитен капак, повдига се с кран, отцежда се и се пренася извън БОК за транспортиране. В транспортния контейнер се поставят четири филтъра. Преди транспортирането, контейнерът се отцежда над БОК чрез специален дренажен канал, на който се поставя спирателен кран.

Дейностите по поставяне и закрепване на капака, както и по отваряне и затваряне на дренажния канал се изпълняват ръчно от обучен за целта персонал. Приема се, че в следствие на грешка на оператор контейнерът се транспортира извън БОК преди да бъде напълно дрениран и с незатворен спирателен кран.

Изчисляването на полученото натоварване от външно облъчване се прави чрез код Microshield, по метода посочен по горе.

Анализът се прави при допускане за специфична активност на утайката, типична за БОК 1 и 2. След като данните за блокове 3 и 4 бъдат получени, оценката ще бъде актуализирана.

- Приема, че специфична активност на утайката на дъното на БОК е 3Е+6 Bq/g и че е в следствие основно на ⁶⁰Co;

- Количество вода в контейнера: Приема се, че контейнерът е транспортиран, без да бъде дрениран, т.е. количеството вода в него е максималното и се равнява на 13 l (количеството е изчислено на база на чертежи на контейнера за транспортиране на филтърни касети, представени в OAБ);

- Специфична активност на филтърната касета: В ОАБ се посочва, че филтърната касета може да поеме максимум 1kg утайка от БОК; следователно, максималната активност в една филтърна касета е 3Е+9 Bq, основно дължаща се на ⁶⁰Cо.

- За целите на изчислението приемаме консервативно, че активността на филтърната касета се разпределя равномерно във водата в контейнера. Така получаваме специфична активност на водата 9.23Е+5 Bq/g;

- Натоварването от външно облъчване се изчислява за четири точки: В центъра и в периферията на повърхността, и в същите две точки на височина 1.5m от повърхността.

Анализът на събитието за оценка на дозовото натоварване от вътрешно облъчване (поглъщане или вдишване) се прави при следните допускания:

- DCFi – коефициент на трансформация на натоварването при вдишване на 60Co - е 3.4E-09 Sv/Bq според ОАБ.

- BR – вдишаното количество е равно на 1.2 m³/h според ОАБ;

- ARR – скоростта на изпарение е равна на 4Е-7 /h според точка 3.2.4.5 на ОАБ;

- IR – скоростта на поглъщане на прах е равна на 2.08Е-3 g/h, както се препоръчва в ОАБ;

- T- продължителност на облъчването – приема се мощността на дозата да се определя за 1 час;

- DU – концентрацията на прах е равна на 6.25Е-4 g/m3, както е определено в ОАБ.

Максималната пресметната доза за персонала е 5.634 mSv/h. Радиологични последствия извън Реакторна зала не се очакват. Няма последствия за за населението.

Загубата на електрозахранване на крана по време на изваждане на стелаж от БОК се определя като изходно събитие.

Според процедурата за дезактивация на стелажите, дейностите по тяхното измиване се извършват под вода, а транспортирането им се извършва след измерване. Анализът се извършва при допускането, че в резултат на грешка на оператор, стелажът се вдига преди да бъде дезактивиран.

Входни данни

По време на изваждане на стелажите от БОК на блокове 3 и 4, отчетената мощност на дозата на повърхността на стелажа е 3 mSv/h.

При направените допускания, годишното допустимо дозово натоварване може да се надхвърли, ако престоят на персонала близо до стелажите е около 16 часа.

Мощността на дозата е контролиран параметър. Активностите се извършват в Реакторното отделение, което е полу-обслужвано помещение. При загуба на електрозахранване и превишаване на мощността на дозата, работниците трябва да напуснат помещението. По-нататъшните действия са в съответствие с аварийните инструкции.

След възстановяване на електрозахранването, грешката на оператора може да се поправи много бързо, като погрешно вдигнатият стелаж се спусне надолу за дезактивация под вода.

Във вентилационната система B-2 се използват аерозолни филтри от типа HEPA-23, произведени от негорим филтриращ материал от немската фирма Binzer. Предназначението на филтрите е да пречистват поетия въздух от твърди или течни аерозоли с диаметър от порядъка на 0.1 μm. Нивото на задържане на частици с по-голям диаметър във филтриращия материал (приема се, че частиците са сферични и имат диаметър 0.15÷0.20 μm) е не по-малко от 99.97%.

Скъсването на аерозолен филтър може да бъде причинено от прекалено голям спад на налягането през филтъра. Спадът на налягането през филтъра е контролиран параметър и при Δp ≥ 1500 Pa се задейства предупредителен сигнал за смяна на филтъра. Предполага се, че поради определена причина филтърът не е сменен (погрешна сигнализация, грешка на оператор).

При анализа на този сценарий се приема, че:

- Скъсването става в края на операционния живот на филтъра, когато съдържанието на аерозоли е най-голямо.

- Цялата активност, съдържаща се във филтъра, се изхвърля в околната среда.

Анализът се прави като се използва код COSYMA при следните допускания:

Входни данни и допускания за анализа

При консервативен подход, активността на скъсания филтър се приема да бъде равна на измерената в съответния отработил филтър след подмяната му при експлоатация на мощност.

Такова количество най-вероятно би надвишило с една-две степени активността, която може да се акумулира по време на експлоатацията на БС, поради по-високата специфична активност на потока филтриран въздух, когато АЕЦ работи на мощност, когато са възможни течове от системите/оборудването, поява на аерозоли по време на спирането за зареждане с гориво, поради например дейности по поддръжка и ремонт в радиоактивно замърсена среда (колектори на ПГ, работа с изолационни материали по време на проверката на заварките, дейности по дезактивация/почистване и др.)

Общата β – γ активност, измерена в отработилите филтри Петрянов по време на нормална работа на блоковете ВВЕР-440, варира от 0.4 до 7.4 MBq (основни изотопи ⁵⁴Mn, ⁶⁰Co, ¹³⁴Cs и ¹³⁷Cs).

Поради липсата на данни за активността на филтрите, използвани в периода след окончателното спиране на блока (промени не са правени), се очаква, че максималната активност, измерена в предишните отработили филтри, определя радиоактивното изхвърляне за определената авария. Отчитайки неопределеността, консервативно се приемат 10 MBq.

Количествата на радиологично значимите радионуклиди (⁹⁰Sr, TRU изотопи), които не са измервани регулярно, се получават чрез използване на мащабиращите фактори за охладителя на Първи контур, отчитайки 40-годишния полуразпад.

Това събитие е свързано с изхвърляне на активност извън блоковете. КЕД на член от населението е 7.73Е-9 Sv/year на 100m от източника и 1 6.03Е-10 Sv на1km от източника.

Изходното събитие е дефинирано при изпускане на аерозолен филтър по време на неговата подмяна, причинено от грешка на оператор.

Отработилите филтри тип HEPA23 са произведени от негорим филтриращ материал от немската фирма Binzer и представляват касети с размери 610 х 610 х 292mm. Теглото на нова касета е 18kg.

Ако филтърна касета бъде изпусната, е възможна структурна повреда и изхвърляне на голямо количество прах.

Входни данни и допускания за анализа

Приема се, че концентрацията на прах около филтъра се увеличава двойно над допустимата стойност за смесен прах, според ОАБ и достига 1.25Е-3 g/m³.

Активността, акумулирана във филтъра,се приема за максимална, според данните, представени в таблица 1.14.2.1-3. Допуска се, че при изпускането на филтъра половината от неговото съдържание се изхвърля.

Анализът на събитието за оценка на получената доза от външно облъчване се прави чрез код Microshield. Източникът се определя като точков. Дозата от външно облъчване се изчислява за разстояние 50 cm от източника при следните допускания:

- ARR – приема се, че цялата активност от филтъра се разпространява във въздуха и е възможно да бъде вдишана, т.е. ARR=1;

- IR – скоростта на поглъщане на праха е равна на 2.08Е-3 g/h, препоръчано в ОАБ;

- T- продължителност на облъчването – приема се мощността на дозата да се определя за 1 час.

- DU – концентрацията на прах се равнява на 1.25Е-3 g/m³. Приема се, че концентрацията на прах около филтъра превишава двойно пределно допустимата стойност за смесен прах, според ОАБ.

Резултати от анализа

Полученото дозово натоварване на персонала може да се оцени като сума от дозите от външно и вътрешно облъчване:

- Дозово натоварване в резултат на поглъщане 0.146 mSv/h

- Дозово натоварване в резултат на вдишване 0.557 mSv/h

- Дозово натоварване в резултат на външно облъчване 1.81E-03 mSv/h

Общото дозово натоварване е оценено на 0.705 mSv/h.

Това означава, че един работник без предпазни средства може да работи до 70 часа по време на почистването на мястото на аварията преди да се превишат критериите, определени в националното законодателство.

С цел предотвратяване на ненужно облъчване по време на аварии, свързани с манипулиране с отработили филтри, е достатъчно да се следват инструкциите за безопасност, както и операциите да се извършват при използване на лични предпазни средства.

Обобщение на резултатите от проведените анализи на различни изходни събития при извеждане от експлоатация на 3 и 4 блокове, представени в ОАБ са дадени в таблица 6.18-1.

Въздействието на процесите и дейностите по извеждане от експлоатация на 1-4 блокове на АЕЦ “Козлодуй” върху здравето на населението ще бъде незначително, тъй като опасните и радиоактивните материали няма да излизат извън територията на площадката на блоковете (както при планово спиране на блоковете в периода на тяхната нормална експлоатация). В АЕЦ основното въздействие върху населението се получава от ядреното гориво при нормална експлоатация на централата. Преди започване на дейностите по ИЕ на блоковете ядреното гориво се изважда от блоковете и се транспортира до хранилищата за съхраняване на ОЯГ, следователно в този случай не са необходими мерки за намаляване на въздействието върху здравето на населението.

Резултатите от проведените анализи показват, че даже при най-консервативно развитие на съответните аварии (с отчитане на розата на ветровете за района на Козлодуй и респективно съответните метеорологични данни) дозовото натоварване върху персонала и населението са значително под лимитиращите стойности, определени в ОНРЗ.

Следователно при изпълнение на дейностите по ИЕ на 1-4 блокове на АЕЦ “Козлодуй” въздействието върху населението ще бъде незначително дори при възможна сериозна авария.

В заключение може да се обобщи също, че дозовото натоварване за населението в 30km зона на АЕЦ “Козлодуй” включително и на Румънска територия в случаи на лимитиращи аварии при извеждането от експлоатация на блокове 1-4 на АЕЦ “Козлодуй” ще бъде многократно по-ниско от изискванията на Международните документи IСPR103 и на изискванията на ОНРЗ и ще удовлетвори целите на ЗПЗМ.

Въздействието на процесите и дейностите по експлоатация на 5 и 6 блокове на АЕЦ “Козлодуй” върху здравето на населението ще бъде незначително, тъй като опасните и радиоактивните материали няма да излизат извън територията на площадката на блоковете (както при планово спиране на блоковете в периода на тяхната нормална експлоатация). Тези въздействия не се детайлно описвани, тъй като са включени в пресмятанията като базови и върху тях са насложени въздействията от извеждането на 1-4 блок.

Съгласно нормата на член 104 на ЗБИЯЕ, около всяко ядрено съоръжение и обект с ИЙЛ се създават зони с особен статут при условия и ред, определени в "Наредбата за условията и реда за определяне на ЗОС около ядрени съоръжения и обекти с ИЙЛ". Реда предвиден в нормативната уредба за създаване на зони с особен статут е относим и ще бъде приложен при проектиране и изграждане на новата ядрена мощност.

Б. Прогноза за кумулативно въздействие върху околната среда и човешкото здраве при отчитане на съществуващите съоръженията и инвестиционни предложения на площадката на АЕЦ „Козлодуй”

За целите на настоящия доклад за екологична оценка, вследствие на допълнителните консултации, проведени с МЗ и МОСВ, в настоящата подточка Б е направена прогноза на очакваното кумулативно въздействие върху околната среда и здравето на хората, при реализиране на инвестиционното предложение за “Изграждане на нова ядрена мощност от най - ново поколение на площадката на АЕЦ „Козлодуй“ и други известни към момента инвестиционни предложения

За оценка на кумулативното въздействие на новата ядрена мощност, която ще бъде разположена на площадката на АЕЦ “Козлодуй”, е ползван изготвения Доклад за ОВОС на инвестиционно предложение “Изграждане на нова ядрена мощност от най - ново поколение на площадката на АЕЦ „Козлодуй“, версия 03, август, 2013 г., за който е получена положителна оценка за качеството от МОСВ.

Направените изводи в доклада по отношение на прогнозата и оценката за кумулативното въздействие от съществуващите мощности и инвестиционни предложения по компоненти и фактори на околната среда са както следват:

• 
  По отношение на качеството на атмосферния въздух: кумулативно въздействие се очаква за периода на строителство - от газови емисии от транспортните дейности, свързани с проекта по националната и общинска пътна мрежа. Нивата на очакваните емисии са много ниски, което прави очакваното кумулативно натоварване по второкласния път от републиканската пътна мрежа да е пренебрежимо малко;
  
• 
  По отношение на повърхностните води: по отношение качеството на водите на р. Дунав, на база на наличната информация за текущото състояние на водите на реката (собственият и контролен мониторинг на отпадъчните води от АЕЦ не индикира замърсяване) и при реализацията на инвестиционните предложения отчитайки качественото и количественото състояние на приемника се очаква пренебрежимо малък ефект,;
  
• 
  По отношение на подземните води: Не се очаква кумулативен ефект по отношение на миграцията на радионуклиди по пътя на подземните води;
  
• 
  По отношение на геоложката основа: При кумулативното въздействие не се очаква изменение на геоложките и хидроложките условия в района;
  
• 
  По отношение на земи и почви: по време на строителството на новата мощност се очаква временно въздействие, свързано със задълбочаване на вторичното уплътняване на почвите, ерозията, техногенно замърсяване с нефтопродукти, замърсяване със строителни и битови отпадъци. При нормална експлоатация на съоръженията не се очакват значими изменения на радиационния статус на почвите;
  
• 
  По отношение на ландшафта и културното наследство: С реализацията на новото инвенстиционно предложение не се очаква изменение;
  
• 
  По отношение на биоразнообразието: като най-значимо въздействие върху безгръбначните животни и рибите се очаква повишаването на температурата на р. Дунав от заустването на охладителния канал по време на експлоатацията на новата ядрена мощност. Непосредствено неблагоприятно въздействие ще има върху по-студенолюбивите видове. Въздействие се очаква и по отношение на инвазивните видове – развитие на съществуващите и навлизане на нови такива видове в резултат на топлинното замърсяване; засилването на водния трафик при строителството може да доведе до безпокойство при водните безгръбначни животни и рибите или до по-силно въздействие по отношение на ларвите и ювенилните екземпляри на рибите;
  
• 
  По отношение на отпадъците: Очаква се увеличаване на количеството на нерадиоактивните отпадъци на площадката на АЕЦ „Козлодуй” по време на строителството на новото съоръжение. Основен източник на радиоактивни отпадъци се явява извеждането от експлоатация на блокове 1-4;
  
• 
  По отношение на шума: очаква се кумулативен ефект от шума по време на строителните дейности, както и промяна на шумовия режим на площадката при експлоатацията на съоръженията. Очакваното максимално повишение на нивото на шума е до 3 dBA;
  
• 
  По отношение на нейонизиращите лъчения: няма данни за изменение при кумулативното въздействие на свръхнискочестотните електрически и магнитни полета върху здравето на човека. Изложен на такива полета ще бъде персонала, обслужващ съоръженията. Не се очаква изменение при кумулативното въздействието на различните електромагнитни полета с промишлена честота, радиочестотни и други върху населението .
  

По отношение на радиационния риск за населението изводите за кумулативното въздействие на всички съществуващи и бъдещи инвестиционни предложения (процедирани към момента) са:

• 
  газо-аерозолни изхвърляния: максималната годишна ефективна доза на населението в 30 km зона на АЕЦ "Козлодуй", дължаща се само на аерозолни емисии при всички експлоатационни състояния на съществуващите и новата ядрена мощност, е оценена на 1.94 µSv/a. Това е едва 0.08 % от облъчването от естествения радиационен фон за страната (2.33 mSv/a) и 0.2 % от нормата за населението (1 mSv/a) ОНРЗ-2012;
  
• 
  течни емисии: максималната годишна ефективна доза на населението в рамките на 30 km зона на АЕЦ "Козлодуй", дължаща се само на течни емисии при всички експлоатационни състояния на съществуващите и новата ядрена мощност, е оценена на 1.63 µSv/a. Въздействието е пренебрежимо ниско и представлява под 0.16% от годишната граница на ефективната доза от 1 mSv (ОНРЗ-2012) и стотици пъти по-ниско от облъчването от естествения радиационен фон (2.33 mSv/a).
  

Съгласно указания на АЯР с писмо № 47-00-171/12.02.2013г при всички експлоатационни състояния на АЕЦ Козлодуй годишната индивидуална ефективна доза от вътрешно и външно облъчване на населението, предизвикана от въздействието на течните и газообразните изхвърляния в околната среда за всички блокове и съоръжения, които са разположени и ще бъдат разположени на площадката на АЕЦ "Козлодуй", не трябва да бъде по-висока от 0.25 mSv. Максималната годишна ефективна доза на населението в 30 km зона на АЕЦ "Козлодуй" (кумулативен ефект), вследствие на течните и газоаерозолните емисии в околната среда, е оценена на 3.56 µSv/a, което е много по-ниско от квотата 250 [iSv/a и нормата за населението 1 mSv/a (ОНРЗ-2012) и което е под нивото за освобождаване от контрол 10 µSv/a (ОНРЗ-2012). Полученото допълнително дозово натоварване е около 500 пъти по-ниско от това на естествения радиационен фон (2.33 mSv).

По отношение на радиобиологичните ефекти и радиационния риск за референтен индивид получените оценки за кумулативното дозово въздействие от съществуващите и новата ядрена мощност са напълно съпоставими със световната практика по официални данни на ООН (UNSCEAR-2000, 2008).

Детерминистични ефекти: отсъства риск от развитие на детерминистични ефекти за населението в 30-км зона на АЕЦ "Козлодуй". Индивидуалните дози от газо-аерозолни изхвърляния в кумулация с всички ядрени съоръжения и новата ядрена мощност /НЯМ/ са в границите на 1.35.10^-6 ÷ 1.94.10^-6 Sv. Тези дози са много по-ниски от прага, определен съгласно чл. 10 на ОНРЗ за граница на годишна ефективна доза, който е 1 mSv за населението. На това основание се твърди, че отсъства риск от развитие на детерминистични ефекти за населението в 30 km зона на АЕЦ.

Стохастични ефекти: рискът за стохастични ефекти е пренебрежимо малък. Вероятността от появата на радиационно индуциран рак за цялата популация е съответно: 1.06х10^-7 за съществуващите ядрени мощности + AP-1000; 7.43х10^-8 за съществуващите ядрени мощности + AES ВВЕР-1000/В466 и 1.07х10^-7 за съществуващите ядрени мощности + EUR граници на изхвърляния, а вероятността от появата на наследствени заболявания е съответно: 3.86х10^-9 за съществуващите ядрени мощности + AP-1000; 2.7х10^-9 за съществуващите ядрени мощности + AES ВВЕР-1000/В466 и 3.88х10^-9 за съществуващите ядрени мощности + EUR граници на изхвърляния.

Въз основа на изложените по-горе изводи за очаквано кумулативно въздействие и очакванията на специалистите и проектантите, участващи в определяне границите на ЗПЗМ, на база на наличната информация и степента на готовност на инвестиционните предложения, предвидени за площадката на АЕЦ “Козлодуй”, са че експлоатацията на бъдещите съоръжения, в т.ч. нова ядрена мощност, няма да доведат до необходимост от увеличаване на обхвата на ЗПЗМ, съответно няма да доведат до риск за населението и негативни последици за човешкото здраве. С това ще се изпълни и целта на ЗПЗМ за осигуряване защита на населението.

С уточнението, че тези изводи са напълно индикативни, предвид липсата на работни проекти за инвестиционните предложения, преизчисление и актуализиране при необходимост на предлаганата с настоящия проект на СПУП зона за превантивни защитни мерки, ще бъде извършено на съответния етап, на който са налични необходимите данни за това. До етапа на въвеждане в експлоатация на всяко ново ядрено съоръжение на площадката на АЕЦ “Козлодуй”, попадащо в обхвата на изискванията на нормативната уредба за безопасно използване на ядрената енергия, ЗПЗМ ще бъде своевременно актуализирана/ при необходимост / , съответно ще бъдат направени необходимите изменения и на СПУП за ЗПЗМ.