Rozporządzenie Rady Ministrów z dnia 31 sierpnia 2012 r. w sprawie zakresu i sposobu przeprowadzania analiz bezpieczeństwa przeprowadzanych przed wystąpieniem z wnioskiem o wydanie zezwolenia na budowę obiektu jądrowego, oraz zakresu wstępnego raportu bezpieczeństwa dla obiektu jądrowego

W rozumieniu niniejszego rozporządzenia użyte określenia oznaczają

1)

analiza (metodologia) oparta na najlepszym oszacowaniu - analizę techniczną przeprowadzaną

na podstawie najlepszego istniejącego stanu wiedzy o zjawiskach zachodzących w systemach

i procesach technologicznych, w której, tam gdzie istnieją niepewności, unika się

założeń nadmiernie zachowawczych, a niemających uzasadnienia technicznego, dającą

najbardziej prawdopodobne wartości;

2)

awarie projektowe kategorii 1 - awarie elektrowni jądrowej lub reaktora badawczego,

o prawdopodobieństwie wystąpienia mniejszym niż raz na 100 lat pracy reaktora, lecz

równym lub większym niż raz na 1000 lat pracy reaktora;

3)

awarie projektowe kategorii 2 - awarie elektrowni jądrowej lub reaktora badawczego,

o prawdopodobieństwie wystąpienia mniejszym niż raz na 1000 lat pracy reaktora, lecz

równym lub większym niż raz na 10 000 lat pracy reaktora;

4)

bariera ochronna - barierę fizyczną powstrzymującą rozprzestrze nianie się substancji

promieniotwórczych;

5)

fundamentalne funkcje bezpieczeństwa - funkcje bezpieczeństwa mające zasadnicze znaczenie

dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego obiektu jądrowego, obejmujące

a)

sterowanie reaktywnością,

b)

odprowadzanie ciepła z reaktora, przechowalnika wypalonego paliwa jądrowego oraz magazynu

świeżego paliwa jądrowego,

c)

osłanianie przed promieniowaniem jonizującym, zatrzymywanie substancji promieniotwórczych,

ograniczanie i kontrolowanie ich uwolnień do środowiska, a także ograniczanie uwolnień

awaryjnych;

6)

granica ciśnieniowa obiegu chłodzenia reaktora

a)

w przypadku reaktora ciśnieniowego - system fizycznie połączonych elementów ciśnieniowych

wyposażenia utrzymujących chłodziwo reaktora o określonych parametrach roboczych,

w szczególności zbiornik ciśnieniowy lub kanały ciśnieniowe reaktora, rurociągi lub

ich elementy, oraz pompy i armatura, które tworzą obieg chłodzenia reaktora lub są

połączone z obiegiem chłodzenia reaktora do następującej armatury włącznie

-

najbardziej zewnętrzny zawór odcinający na rurociągu systemu przechodzącego przez

pierwotną obudowę bezpieczeństwa reaktora,

-

drugi z dwóch zaworów na rurociągu systemu nieprzechodzącego przez pierwotną obudowę

bezpieczeństwa reaktora, które podczas normalnej pracy reaktora są zamknięte,

-

osprzęt zabezpieczający zamontowany na elementach obiegu chłodzenia reaktora,

b)

w przypadku reaktora wrzącego - elementy ciśnieniowe wyposażenia od reaktora do najbardziej

zewnętrznych zaworów odcinających obudowę bezpieczeństwa reaktora, zamontowanych na

rurociągach pary świeżej i wody zasilającej włącznie;

7)

graniczne parametry projektowe - wartości parametrów procesu technologicznego lub

parametrów systemów, elementów konstrukcji lub wyposażenia obiektu jądrowego mających

istotne znaczenie dla bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej, określone

dla stanów eksploatacyjnych i rozpatrywanych awarii, których nieprzekroczenie zapewnia

wypełnienie funkcji bezpieczeństwa oraz spełnienie kryteriów ograniczonego oddziaływania

radiologicznego obiektu jądrowego, ustalonych w art. 36f ust. 2 ustawy z dnia 29 listopada 2000 r. - Prawo atomowe i § 9 rozporządzenia projektowego, potwierdzone analizami bezpieczeństwa;

8)

grupa bezpieczeństwa - zestaw elementów wyposażenia przeznaczonych do wykonania działań

wymaganych w przypadku wystąpienia postulowanego zdarzenia inicjującego, zwanego dalej

„PZI”, w celu zapewnienia nie przekroczenia granicznych parametrów projektowych dla

przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych i awarii projektowych;

9)

jądrowy blok energetyczny - zespół składający się w szczególności z: jądrowego reaktora

energetycznego, obiegu chłodzenia reaktora, obiegu czynnika roboczego, jednego lub

większej liczby turbozespołów, tworzący wraz z systemami pomocniczymi skoordynowany

system konwersji energii cieplnej paliwa jądrowego w energię elektryczną;

10)

kryterium pojedynczego uszkodzenia - kryterium wymagań projektowych, którego spełnienie

zapewnia, że uszkodzenie jakiegokolwiek elementu systemu, a także uszkodzenia wtórne

powstałe na skutek tego uszkodzenia, nie skutkuje utratą zdolności systemu do wypełniania

jego funkcji bezpieczeństwa;

11)

limity (granice) bezpieczeństwa - wartości tych parametrów fizycznych i technologicznych,

których przekroczenie jest niedopuszczalne i które bezpośrednio wpływają na stan barier

ochronnych;

12)

nastawy systemów bezpieczeństwa - wartości parametrów, przy których systemy bezpieczeństwa

są automatycznie uruchamiane w razie wystąpienia przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych

lub warunków awaryjnych, w celu zapobieżenia przekroczeniu limitów (granic) bezpieczeństwa;

13)

obudowa bezpieczeństwa reaktora

a)

w przypadku elektrowni jądrowej - pierwotną obudowę bezpieczeństwa reaktora oraz wtórną

obudowę bezpieczeństwa reaktora łącznie,

b)

w przypadku reaktora badawczego - pierwotną obudowę bezpieczeństwa reaktora;

14)

pierwotna obudowa bezpieczeństwa reaktora - szczelną konstrukcję zaprojektowaną na

wytrzymanie granicznych parametrów projektowych określonych dla rozpatrywanych awarii;

15)

pojedyncze uszkodzenie - uszkodzenie, które powoduje utratę zdolności systemu lub

elementu wyposażenia obiektu jądrowego do wypełniania jego funkcji bezpieczeństwa,

a także uszkodzenie wtórne, będące jego skutkiem;

16)

rozpatrywane awarie - awarie projektowe i rozszerzone warunki projektowe;

17)

rozporządzenie lokalizacyjne - rozporządzenie wydane na podstawie art. 35b ust. 4 ustawy z dnia 29 listopada 2000 r. - Prawo atomowe;

18)

rozporządzenie projektowe - rozporządzenie wydane na podstawie art. 36c ust. 3 ustawy z dnia 29 listopada 2000 r. - Prawo atomowe;

19)

rozszerzone warunki projektowe - zbiór sekwencji awarii poważniejszych niż awarie

projektowe, przy których uwolnienia substancji promieniotwórczych mieszczą się w akceptowalnych

granicach, uwzględniony w projekcie obiektu jądrowego z zastosowaniem analizy (metodologii)

opartej na najlepszym oszacowaniu, obejmujący sekwencje złożone oraz ciężkie awarie

bez uszkodzenia obudowy bezpieczeństwa reaktora;

20)

sekwencje złożone - sekwencje zdarzeń wykraczające poza sekwencje przyjęte w deterministycznych

założeniach projektowych obiektu jądrowego - w kategoriach uszkodzeń elementów wyposażenia

lub błędów operatora, mogące potencjalnie prowadzić do znaczących uwolnień substancji

promieniotwórczych do środowiska, które nie prowadzą do stopienia rdzenia reaktora;

21)

separacja fizyczna - separację przestrzenną lub za pomocą odpowiednich barier fizycznych,

albo przez połączenie obu tych metod;

22)

stan bezpiecznego wyłączenia - stan obiektu jądrowego po wystąpieniu przewidywanego

zdarzenia eksploatacyjnego lub warunków awaryjnych, w którym fundamentalne funkcje

bezpieczeństwa są wypełniane i stabilnie utrzymywane w długim czasie, a w przypadku

elektrowni jądrowej i reaktora badawczego dodatkowo reaktor jest w stanie podkrytycznym;

23)

stany eksploatacyjne - normalną eksploatację i przewidywane zdarzenia eksploatacyjne;

24)

stan kontrolowany - stan obiektu jądrowego po wystąpieniu przewidywanego zdarzenia

eksploatacyjnego lub warunków awaryjnych, w którym jest zapewnione wypełnianie i utrzymanie

fundamentalnych funkcji bezpieczeństwa przez okres dostatecznie długi dla zastosowania

środków celem osiągnięcia stanu bezpiecznego wyłączenia;

25)

system bezpieczeństwa - system obiektu jądrowego przeznaczony do zapobieżenia wystąpieniu

lub do ograniczenia skutków przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych i warunków awaryjnych,

a w przypadku elektrowni jądrowej lub reaktora badawczego także do osiągnięcia stanu

bezpiecznego wyłączenia;

26)

system zabezpieczeń - system monitorujący pracę obiektu jądrowego, który po wykryciu

odchyleń od normalnej eksploatacji automatycznie uruchamia działania celem zapobieżenia

wystąpieniu przewidywanego zdarzenia eksploatacyjnego i warunków awaryjnych;

27)

ustawa - ustawę z dnia 29 listopada 2000 r. - Prawo atomowe;

28)

uszkodzenie ze wspólnej przyczyny - uszkodzenie dwóch lub więcej zwielokrotnionych

systemów lub elementów konstrukcji lub wyposażenia obiektu jądrowego spowodowane tym

samym zdarzeniem lub tą samą przyczyną;

29)

wtórna obudowa bezpieczeństwa reaktora - zewnętrzną powłokę ograniczającą przestrzeń,

gdzie znajdują się lub mogą znajdować się po awarii promieniotwórcze produkty rozszczepienia,

otaczającą całkowicie przepusty i armaturę odcinającą pierwotnej obudowy bezpieczeństwa

reaktora, oraz przynajmniej częściowo

a)

pierwotną obudowę bezpieczeństwa reaktora,

b)

część systemów i elementów wyposażenia obiektu jądrowego połączonych z granicą ciśnieniową

obiegu chłodzenia reaktora lub z przestrzenią pierwotnej obudowy bezpieczeństwa reaktora,

które w razie awarii mogą przenosić skażone płyny poza pierwotną obudowę bezpieczeństwa

reaktora;

30)

zwielokrotnienie (redundancja) - zastosowanie większej liczby systemów lub elementów

wyposażenia niż wymaga tego funkcjonowanie obiektu jądrowego, w szczególności jego

systemów bezpieczeństwa, tak, żeby uszkodzenie jakiegokolwiek z nich nie skutkowało

niewypełnieniem funkcji bezpieczeństwa.

1.

Analizy bezpieczeństwa obejmują funkcjonowanie obiektu jądrowego w stanach eksploatacyjnych

i warunkach awaryjnych.

2.

Zakres analiz bezpieczeństwa pozwala na wykazanie, że zostały spełnione wymagania

bezpieczeństwa ustalone w art. 36f ust. 2 ustawy oraz w § 9 i 10 rozporządzenia projektowego.

3.

W analizach bezpieczeństwa obiektu jądrowego ocenia się w szczególności, czy

1)

rozwiązania projektowe obiektu jądrowego zapewniają właściwą sekwencję poziomów bezpieczeństwa;

2)

obiekt jądrowy jest zdolny wytrzymać warunki fizyczne i środowiskowe, na działanie

których może on zostać wystawiony, w szczególności skrajne warunki środowiska i zagrożenia

zewnętrzne - naturalne i spowodowane działalnością człowieka;

3)

w projekcie obiektu jądrowego zostały właściwie uwzględnione czynniki ludzkie;

4)

w projekcie obiektu jądrowego zostały zidentyfikowane długookresowe mechanizmy starzenia

obiektu jądrowego mogące skutkować zmniejszeniem jego niezawodności, a także czy zapewniono

ich monitorowanie i przewidziano odpowiednie środki zaradcze;

5)

systemy, elementy konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego zastosowane dla zapobieżenia

eskalacji przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych w warunki awaryjne oraz ograniczania

ich skutków, jak również awaryjne procedury eksploatacyjne i środki reagowania awaryjnego,

są skuteczne w zmniejszaniu do poziomów akceptowalnych ryzyka związanego z eksploatacją

obiektu jądrowego.

Analizy bezpieczeństwa obejmują analizy deterministyczne oraz analizy probabilistyczne.

W analizach deterministycznych określa się zachowanie się obiektu jądrowego we wstępnie

założonych określonych stanach eksploatacyjnych i w warunkach awaryjnych oraz ocenia

odpowiedniość jego rozwiązań projektowych - przez sprawdzenie spełnienia kryteriów

i wymagań technicznych zawartych w przepisach prawa i normach technicznych.

1.

Analizy deterministyczne obiektu jądrowego dla warunków projektowych opierają się

na podejściu zachowawczym.

2.

W analizach awarii poważniejszych niż awarie projektowe może być stosowana analiza

(metodologia) oparta na najlepszym oszacowaniu.

1.

Przed rozpoczęciem wykonywania analiz bezpieczeństwa dla konkretnego projektu obiektu

jądrowego w określonej lokalizacji ustala się wykaz PZI.

2.

Wykaz PZI przyjęty do analiz bezpieczeństwa dla konkretnego projektu obiektu jądrowego

w określonej lokalizacji obejmuje PZI wewnętrzne oraz zewnętrzne i określa się go

tak, żeby obejmował wszystkie prawdopodobne uszkodzenia systemów, konstrukcji obiektu

oraz elementów wyposażenia obiektu jądrowego oraz błędy ludzkie, jakie mogłyby powstać

podczas normalnej eksploatacji obiektu jądrowego.

1.

Przy identyfikacji wewnętrznych PZI uwzględnia się

1)

różne rodzaje uszkodzeń systemów bezpieczeństwa i ich elementów oraz uszkodzenia innych

systemów oraz elementów konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego, które mogą mieć

wpływ na fundamentalną funkcję bezpieczeństwa lub system bezpieczeństwa;

2)

różne rodzaje uszkodzeń granicy ciśnieniowej obiegu chłodzenia reaktora, w szczególności

rozerwania rurociągów we wszystkich możliwych miejscach, w tym takie, które mogą wystąpić

poza obudową bezpieczeństwa reaktora;

3)

różne rodzaje uszkodzeń i zdarzeń mogących wystąpić podczas wszystkich trybów prowadzenia

eksploatacji obiektu jądrowego;

4)

zdarzenia spowodowane błędami ludzkimi, mogące doprowadzić do powstania uszkodzeń

ze wspólnej przyczyny, w szczególności: nieprawidłowe lub niekompletne czynności utrzymywania

i remontów, niewłaściwe nastawy aparatury sterowania i zabezpieczeń oraz błędy pracowników.

2.

Przy ustalaniu zestawu wewnętrznych PZI przyjmowanych do analiz bezpieczeństwa uwzględnia

się i analizuje odpowiedniość dla określonego projektu obiektu jądrowego w szczególności

następujących rodzajów wewnętrznych zdarzeń inicjujących oraz wewnętrznych zdarzeń

wtórnych zaistniałych na skutek tych postulowanych zdarzeń inicjujących

1)

pożary;

2)

wybuchy;

3)

zalania na skutek awarii systemów, elementów konstrukcji lub wyposażenia obiektu jądrowego;

4)

uszkodzenia elementów ciśnieniowych, podpór lub innych elementów konstrukcji lub wyposażenia

obiektu jądrowego;

5)

powstawanie odłamków, w tym na skutek rozerwania wirujących elementów wyposażenia

obiektu jądrowego;

6)

uwolnienia płynów technologicznych z uszkodzonych systemów lub elementów wyposażenia

obiektu jądrowego - w tym substancji trujących lub smarów;

7)

drgania;

8)

uderzenia oderwanym z jednej strony elementem rurociągu;

9)

oddziaływanie strumienia wypływającego płynu, w tym efekty odrzutu;

10)

zawalenie się konstrukcji obiektu jądrowego lub jej elementu, a także upadek takiego

elementu konstrukcji lub wyposażenia obiektu;

11)

zakłócenia elektromagnetyczne.

Przy ustalaniu zestawu zewnętrznych PZI przyjmowanych do analiz bezpieczeństwa uwzględnia

się i analizuje odpowiedniość dla określonego projektu obiektu jądrowego w szczególności

następujących rodzajów zewnętrznych zdarzeń inicjujących oraz zdarzeń wtórnych zaistniałych

na skutek tych postulowanych zdarzeń inicjujących

1)

naturalnych

a)

wstrząsy sejsmiczne i aktywność uskokową,

b)

zagrożenia geologiczno-inżynierskie i hydrogeologiczne, w tym

-

niestabilność zboczy lub skarp,

-

ryzyko wystąpienia w gruntach procesów niekorzystnych dla posadawiania obiektu jądrowego,

w szczególności upłynnienia, pęcznienia i zapadowości,

-

zmiany warunków gruntowych przy obciążeniach statycznych i dynamicznych, z uwzględnieniem

zjawisk sejsmicznych,

-

stan i właściwości chemiczne wód podziemnych (ewentualna agresywność w stosunku do

materiałów konstrukcyjnych, w szczególności betonu i stali zbrojeniowej),

c)

zagrożenia hydrologiczne i meteorologiczne, w tym

-

skrajne wartości parametrów meteorologicznych, w szczególności maksymalna prędkość

wiatru, maksymalne dobowe wartości opadów atmosferycznych (deszczu, śniegu), skrajne

temperatury powietrza,

-

niebezpieczne zjawiska meteorologiczne, w tym wyładowania atmosferyczne i trąby powietrzne,

-

zagrożenia powodziowe lub podtopienia terenu obiektu spowodowane opadami i innymi

naturalnymi przyczynami,

d)

inne zdarzenia zewnętrzne, w szczególności skrajne temperatury wody chłodzącej, zubożenie

zasobów wodnych akwenu chłodzącego z przyczyn naturalnych, susza, zablokowanie przepływu

w rzece, nadmierny rozrost organizmów wodnych, zjawiska lodowe mogące spowodować zablokowanie

ujęcia wody lub zakłócenie funkcjonowania zamkniętego obiegu chłodzenia obiektu jądrowego;

2)

będących skutkiem działalności człowieka

a)

uderzenia w obiekt jądrowy samolotów, włączając, w przypadku elektrowni jądrowej,

duże samoloty cywilne, w tym - skutki bezpośredniego uderzenia samolotu w obiekt jądrowy

w postaci pożaru i wybuchu,

b)

akty terrorystyczne i sabotażu,

c)

wybuchy chemiczne przy przetwarzaniu, transporcie, przeładunku i magazynowaniu chemikaliów

mogących wybuchnąć lub wytworzyć chmury gazów, które mogą ulegać gwałtownemu spalaniu

lub detonacji,

d)

uszkodzenia urządzeń wodnych w rozumieniu prawa wodnego, i ich części, lub zagrożenia

wywołane ich nieprawidłową eksploatacją,

e)

inne zdarzenia, w szczególności

-

uwolnienie substancji palnych, wybuchowych, duszących, trujących, korozyjnych lub

radioaktywnych,

-

wybuchy instalacji przemysłowych mogące generować odłamki,

-

pożary, w szczególności lasów, torfowisk, roślinności, składów węgla i paliw węglowodorowych

o małej lotności, drewna, tworzyw sztucznych,

-

uderzenie statku jako potencjalne zagrożenie dla konstrukcji ujęcia wody,

-

zakłócenia elektromagnetyczne i prądy wirowe,

-

zatkanie wlotów i wylotów powietrza lub zablokowanie ujęć i zrzutów wody przez rumosz,

-

rozlewy i pożary oleju,

-

zubożenie zasobów wodnych akwenu chłodzącego,

-

wstrząsy sejsmiczne indukowane działalnością górniczą.

1.

Zestaw PZI wybranych do analiz bezpieczeństwa dla konkretnego projektu obiektu jądrowego

w określonej lokalizacji ustala się na drodze systematycznych analiz przez

1)

zastosowanie odpowiednich metod analitycznych;

2)

porównania z zestawami PZI opracowanymi dla analiz bezpieczeństwa podobnych obiektów

jądrowych;

3)

analizę doświadczeń eksploatacyjnych z podobnych obiektów.

2.

Dla wszystkich PZI określa się oczekiwaną częstość ich występowania.

PZI dla konkretnego projektu obiektu jądrowego w określonej lokalizacji grupuje się

według ich rodzajów i dla każdej z grup wybiera się do szczegółowych analiz awarii

przypadki graniczne, które powodują największe zagrożenie dla fundamentalnych funkcji

bezpieczeństwa. Prawidłowość pogrupowania i wyboru granicznych zdarzeń inicjujących

potwierdza się poprzez analizę bezpieczeństwa.

1.

Zestaw PZI wstępnie przyjęty do analiz bezpieczeństwa dla konkretnego projektu obiektu

jądrowego w określonej lokalizacji w szczególności

1)

uwzględnia częściowe uszkodzenia systemów oraz elementów konstrukcji i wyposażenia

obiektu jądrowego, jeżeli dają one istotny wkład do ryzyka;

2)

uwzględnia zdarzenia o bardzo małych częstościach występowania lub bardzo mało istotnych

konsekwencjach;

3)

podlega przeglądowi i odpowiednim zmianom w miarę postępu projektowania i ocen bezpieczeństwa,

w procesie iteracyjnym.

2.

Zdarzenia odrzucone z zestawu PZI przyjętego do analiz bezpieczeństwa specyfikuje

się w analizie bezpieczeństwa, wraz z uzasadnieniem powodów odrzucenia.

Wykonywanie analiz bezpieczeństwa obejmuje się programem zapewnienia jakości. W szczególności

podaje się i dokumentuje źródła pochodzenia wszystkich danych oraz dokumentuje się

i archiwizuje cały proces analiz w taki sposób, aby możliwe było jego niezależne sprawdzenie.

1.

W analizie deterministycznej bezpieczeństwa uwzględnia się PZI i ich odpowiednie kombinacje,

ustalone dla określonego projektu i lokalizacji obiektu jądrowego, prowadzące do określonych

stanów obiektu jądrowego, według szacowanego prawdopodobieństwa ich występowania.

2.

Kryteria grupowania PZI prowadzących do określonych stanów elektrowni jądrowej, według

szacowanego prawdopodobieństwa ich występowania, określono w załączniku nr 1 do rozporządzenia.

1.

Analizy deterministyczne bezpieczeństwa mające na celu wykazanie, że spełnione są

kryteria akceptacji określone w załączniku nr 1 do rozporządzenia, prowadzi się dla

przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych i warunków awaryjnych elektrowni jądrowej

zapoczątkowanych przez poszczególne PZI oraz stosując kryterium pojedynczego uszkodzenia

do systemów bezpieczeństwa wypełniających fundamentalne funkcje bezpieczeństwa.

2.

W analizach bezpieczeństwa, o których mowa w ust. 1, zakłada się zanik zewnętrznego

zasilania elektrycznego prądem przemiennym następujący po wystąpieniu PZI, wybierając

przy tym najbardziej niekorzystny przypadek.

Przez analizę deterministyczną bezpieczeństwa przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych

i awarii projektowych obiektu jądrowego sprawdza się, czy

1)

systemy bezpieczeństwa są w stanie wypełnić stawiane im wymagania, a w szczególności

a)

w przypadku elektrowni jądrowej oraz reaktora badawczego

-

wyłączyć reaktor i utrzymać go w stanie bezpiecznego wyłączenia podczas przewidywanych

zdarzeń eksploatacyjnych i awarii projektowych oraz po tych zdarzeniach i awariach,

-

odprowadzić ciepło powyłączeniowe z rdzenia reaktora po wyłączeniu reaktora, przy

dowolnym poziomie mocy i we wszelkich warunkach przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych

i awarii projektowych,

b)

odprowadzić ciepło wytwarzane w przechowalniku lub magazynie paliwa jądrowego,

c)

zmniejszyć potencjalne możliwości uwolnień do środowiska substancji promieniotwórczych

oraz zapewnić, że wszelkie uwolnienia będą poniżej ustalonych wielkości granicznych

podczas stanów eksploatacyjnych oraz poniżej dopuszczalnych wielkości podczas awarii

projektowych;

2)

zostanie utrzymana integralność barier ochronnych.

1.

W analizie deterministycznej bezpieczeństwa obiektu jądrowego przyjmuje się przedziały

czasowe dla analizowanych PZI, odpowiednie do dokonania oceny wszystkich skutków awarii.

2.

Obliczenia stanów przejściowych wykonuje się do momentu osiągnięcia stanu bezpiecznego

wyłączenia obiektu jądrowego.

Nie jest konieczne uwzględnianie jednoczesnego wystąpienia kilku zewnętrznych PZI

lub jednoczesnego wystąpienia wewnętrznego i zewnętrznego PZI, o ile nie ma między

nimi związku przyczynowego, ale wykonuje się ocenę możliwych uszkodzeń lub niesprawności,

jakie mogłyby wystąpić podczas długookresowego dochodzenia do stanu bezpiecznego wyłączenia.

Jeżeli analiza przewidywanego zdarzenia eksploatacyjnego wykaże, że zostaną przekroczone

graniczne parametry projektowe obiektu jądrowego lub paliwa jądrowego tak, że co najmniej

jedna bariera ochronna zostanie naruszona, to przeprowadza się analizy skutków radiologicznych,

żeby wykazać, że spełnione są kryteria ograniczonego oddziaływania radiologicznego

określone w § 9 rozporządzenia projektowego.

W analizie deterministycznej bezpieczeństwa

1)

uwzględnia się kombinacje obciążeń powstałych na skutek połączenia PZI, zdarzeń zewnętrznych

i wewnętrznych oraz warunków eksploatacyjnych obiektu jądrowego;

2)

przyjmuje się odpowiednie zapasy bezpieczeństwa, z uwzględ nieniem niepewności analizy.

W analizach deterministycznych bezpieczeństwa uwzględnia się wszystkie miejsca występowania

lub źródła substancji promieniotwórczych w obiekcie jądrowym, w szczególności odpowiednio

do rodzaju obiektu jądrowego

1)

rdzeń reaktora;

2)

obieg chłodzenia reaktora, z systemami pomocniczymi;

3)

napromieniowane paliwo jądrowe w trakcie jego przemieszczania;

4)

wypalone paliwo jądrowe przechowywane na terenie obiektu jądrowego;

5)

systemy przetwarzania i przechowywania odpadów promieniotwórczych.

Oprogramowanie systemów teleinformatycznych stosowane do analiz deterministycznych

należy odpowiednio weryfikować i walidować.

1.

Przy analizach deterministycznych bezpieczeństwa awarii projektowych obiektu jądrowego

przyjmuje się, że

1)

PZI następuje w najbardziej niekorzystnym momencie w odniesieniu do stanu obiektu

jądrowego;

2)

systemy sterowania działają w sposób pogarszający skutki PZI, przy czym nie bierze

się pod uwagę żadnego działania systemów sterowania w kierunku ograniczenia skutków

PZI;

3)

wystąpi najgorsze pojedyncze uszkodzenie przy pracy grup bezpieczeństwa, których działanie

jest wymagane po zaistnieniu danego PZI; w przypadku systemów zwielokrotnionych zakłada

się, że uruchomiona zostaje i pracuje ich minimalna liczba, przy której jest możliwa

realizacja funkcji bezpieczeństwa;

4)

systemy bezpieczeństwa pracują z minimalnymi wydajnościami, przy których jest możliwa

realizacja funkcji bezpieczeństwa;

5)

niezdatne do pracy są wszelkie systemy oraz elementy konstrukcji i wyposażenia obiektu

jądrowego

a)

których nie można uznać za w pełni zdatne do pracy,

b)

które podczas awarii osiągają graniczne parametry projektowe, chyba że projektant

dowiódł ich pełnej zdatności do pracy w sytuacji osiągnięcia tych parametrów.

2.

Czynności pracowników obiektu jądrowego podejmowane w celu zapobieżenia lub łagodzenia

przebiegu awarii uwzględnia się w analizach deterministycznych bezpieczeństwa jedynie

wówczas, gdy można wykazać, że

1)

pracownicy mają dostatecznie dużo czasu na wykonanie wymaganych czynności;

2)

dostępna jest dostatecznie obszerna informacja dla potrzeb diagnostyki zdarzenia (uwzględniając

skutki zdarzenia inicjującego i kryterium pojedynczego uszkodzenia);

3)

dostępne są odpowiednie pisemne procedury;

4)

pracownicy zostali wystarczająco przeszkoleni.

3.

W analizie deterministycznej bezpieczeństwa można dodatkowo przyjąć inne niż określone

w ust. 1 i 2 założenia zachowawcze.

4.

Przy określaniu zachowawczych założeń do analiz deterministycznych bezpieczeństwa

uwzględnia się niepewności stanu początkowego reaktora, w tym nastaw systemów bezpieczeństwa.

1.

W analizach deterministycznych awarii projektowych obiektu jądrowego uwzględnia się

wszelkie uszkodzenia wtórne, jakie mogą powstać na skutek PZI.

2.

Jeżeli PZI jest uszkodzenie części systemu rozdzielczego zasilania elektrycznego potrzeb

własnych, to w analizie awarii projektowej zakłada się niedyspozycyjność wszystkich

elementów wyposażenia zasilanych z tej części systemu potrzeb własnych.

3.

Jeżeli PZI jest zdarzenie związane z uwolnieniem energii, takie jak uszkodzenie systemu

ciśnieniowego prowadzące do uwolnienia gorącej wody lub uderzenia oderwanym z jednej

strony elementem rurociągu, to przy określaniu warunków awarii projektowej uwzględnia

się uszkodzenia systemów, elementów konstrukcji lub wyposażenia obiektu jądrowego,

które mogłyby zostać poddane takim oddziaływaniom.

4.

W przypadku wewnętrznych PZI, takich jak pożar lub zalanie, albo zewnętrznych PZI,

takich jak trzęsienia ziemi, przy określaniu awarii projektowej zakłada się uszkodzenie

wszystkich elementów wyposażenia, które nie zostały zaprojektowane na wytrzymanie

takich zjawisk lub nie są przed nimi chronione.

1.

Analizy deterministyczne bezpieczeństwa przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych w

obiekcie jądrowym wykonuje się przy zachowawczych założeniach analogicznych do przyjmowanych

przy analizach deterministycznych awarii projektowych, w szczególności tych, które

odnoszą się do utrzymania fundamentalnych funkcji bezpieczeństwa podczas procesu przejściowego,

z zastrzeżeniem ust. 2.

2.

W analizach, o których mowa w ust. 1, nie jest konieczne zakładanie, że wszystkie

systemy i elementy wyposażenia obiektu jądrowego nienależące do klas bezpieczeństwa

będą niedyspozycyjne oraz że nie można polegać na łagodzeniu skutków zdarzenia inicjującego

przez działanie systemów sterowania, o ile określone PZI nie spowoduje ich niedyspozycyjności.

Do analiz deterministycznych awarii projektowych obiektu jądrowego stosuje się kryteria

akceptacji ich wyników na dwóch poziomach

1)

kryteria ogólne odnoszące się do dawek promieniowania jonizującego dla osób z ogółu

ludności, w tym

a)

wymóg ustalony w art. 36f ust. 2 pkt 2 ustawy,

b)

deterministyczne kryteria ograniczonego oddziaływania radiologicznego obiektu jądrowego

określone w § 9 pkt 1 rozporządzenia projektowego;

2)

kryteria szczegółowe, w szczególności następujące

a)

PZI nie może prowadzić do poważniejszego stanu obiektu jądrowego bez wystąpienia dalszego,

niezależnego uszkodzenia,

b)

nie dochodzi do wtórnej (na skutek PZI) utraty żadnej funkcji systemów bezpieczeństwa

potrzebnej do ograniczenia skutków awarii,

c)

projektowane systemy przeznaczone do ograniczania skutków awarii są zdolne wytrzymać

maksymalne obciążenia, naprężenia i warunki środowiska występujące przy analizowanych

awariach,

d)

ciśnienia i temperatury w obiegu chłodzenia reaktora oraz we wtórnych systemach chłodzenia

nie przekraczają wartości granicznych parametrów projektowych,

e)

w przypadku awarii związanych z ucieczką chłodziwa, podczas których dochodzi do odsłonięcia

rdzenia reaktora i przegrzania paliwa, utrzymana jest geometria rdzenia umożliwiająca

efektywne chłodzenie oraz utrzymana jest integralność elementów i zestawów paliwowych,

f)

żadne PZI nie powoduje powstania temperatur, ciśnień lub różnic ciśnień w obudowie

bezpieczeństwa reaktora przekraczających wartości granicznych parametrów projektowych

dla obudowy bezpieczeństwa reaktora.

1.

W analizach deterministycznych bezpieczeństwa awarii obiektów jądrowych poważniejszych

niż awarie projektowe określa się zapasy bezpieczeństwa obiektu, oraz wykazuje, że

dla takich zdarzeń w projekcie obiektu jądrowego została właściwie zrealizowana sekwencja

poziomów bezpieczeństwa przez zastosowanie, w rozsądnie możliwym zakresie, środków

techniczno-organizacyjnych mających na celu

1)

zapobieżenie eskalacji zdarzeń w ciężkie awarie oraz ograniczenie rozwoju ciężkich

awarii i uwolnień do środowiska substancji promieniotwórczych - poprzez zastosowanie

dodatkowych elementów wyposażenia i procedur opanowania awarii;

2)

ograniczenie potencjalnych skutków radiologicznych awarii - poprzez wdrożenie planów

awaryjnych na terenie i poza terenem obiektu.

2.

W analizach bezpieczeństwa awarii elektrowni jądrowej oraz reaktora badawczego ze

stopieniem rdzenia reaktora wykazuje się, że rozwiązania zastosowane w projekcie obiektu

jądrowego spełniają wymagania ustalone w art. 36c ust. 2 ustawy.

1.

Analizy deterministyczne awarii obiektów jądrowych poważniejszych niż awarie projektowe

obejmują zestaw reprezentatywnych sekwencji PZI, w których zakłada się nieprawidłowe

działanie systemów bezpieczeństwa oraz uszkodzenie barier ochronnych lub ich ominięcie.

Wyboru tych sekwencji dokonuje się, dodając do sekwencji awarii projektowych lub do

dominujących sekwencji określonych w analizie probabilistycznej bezpieczeństwa dodatkowe

uszkodzenia w obiekcie jądrowym lub nieprawidłowe działania operatora.

2.

Analizy awarii obiektu jądrowego, o których mowa w ust. 1, obejmują w szczególności

1)

ocenę zdolności rozwiązań obiektu jądrowego do wytrzymania awarii poważniejszych niż

awarie projektowe i zidentyfiko wanie potencjalnych słabości tych rozwiązań;

2)

ocenę potrzeby zastosowania w projekcie obiektu jądrowego dodatkowych rozwiązań, które

zapewnią ograniczenie i łagodzenie skutków awarii poważniejszych niż awarie projektowe;

3)

określenie środków technicznych, które mogą zostać zastosowane w celu ograniczenia

skutków awarii;

4)

określenie danych wyjściowych przyjmowanych dla potrzeb planowania awaryjnego na terenie

i poza terenem obiektu jądrowego, w szczególności takich jak wielkości i charakterystyki

uwolnień substancji promieniotwórczych do środowiska.

3.

PZI mogące prowadzić do awarii poważniejszych niż awarie projektowe identyfikuje się

przez połączenie metod probabilistycznych i deterministycznych oraz osądu inżynierskiego

opartego na uzasadnionych podstawach.

4.

Sekwencje awarii obiektu jądrowego poważniejszych niż awarie projektowe określa się

na podstawie wyników probabilistycznej oceny bezpieczeństwa, o której mowa w § 37-41.

5.

Reprezentatywne lub graniczne sekwencje awarii obiektu jądrowego poważniejszych niż

awarie projektowe można także określać na podstawie analiz deterministycznych, to

jest rozumienia zjawisk fizycznych zachodzących podczas ciężkich awarii, oraz znajomości

istniejących w projekcie obiektu jądrowego zapasów bezpieczeństwa i pozostałej redundancji

systemów podczas awarii projektowych.

6.

W analizach deterministycznych bezpieczeństwa awarii obiektu jądrowego poważniejszych

niż awarie projektowe bierze się pod uwagę w szczególności PZI zapoczątkowujące następujące

ciężkie awarie

1)

w przypadku elektrowni jądrowej oraz reaktora badawczego

a)

całkowitą utratę możliwości odprowadzania ciepła powyłączeniowego z rdzenia reaktora,

b)

ucieczkę chłodziwa reaktora, w połączeniu z całkowitą utratą możliwości awaryjnego

chłodzenia rdzenia;

2)

całkowitą utratę możliwości odprowadzania ciepła z przechowalnika wypalonego paliwa

jądrowego lub magazynu świeżego paliwa jądrowego;

3)

długotrwałą, całkowitą utratę zasilania elektrycznego obiektu jądrowego.

Zestaw sekwencji awaryjnych definiujących rozszerzone warunki projektowe dla obiektu

jądrowego wybiera się tak, żeby były spełnione deterministyczne kryteria ograniczenia

oddziaływania radiologicznego i probabilisty czne kryteria bezpieczeństwa obiektu

jądrowego określone w § 9 pkt 2 i § 10 rozporządzenia projektowego. Uwzględnia się

przy tym sekwencje awaryjne, o których mowa w § 30 i 32 rozporządzenia projektowego.

Przy ocenie przebiegu ciężkich awarii obiektu jądrowego uwzględnia się pełne możliwości

projektowe obiektu jądrowego, w tym wykorzystanie niektórych systemów bezpieczeństwa

i systemów obiektu niebędących systemami bezpieczeństwa, w stopniu wykraczającym poza

ich funkcje projektowe, w celu doprowadzenia potencjalnej ciężkiej awarii do stanu

kontrolowanego lub ograniczenia jej skutków. Tam, gdzie polega się na wykorzystaniu

systemów obiektu jądrowego wykraczającym poza graniczne parametry projektowe, uzasadnia

się, że istnieją rozsądne podstawy do założenia, że mogą te systemy być wykorzystane

w sposób przyjęty w analizie.

Analizy deterministyczne bezpieczeństwa ciężkich awarii obiektu jądrowego prowadzi

się, stosując założenia, dane, metody i kryteria decyzyjne oparte na najlepszym oszacowaniu.

Tam, gdzie nie jest to możliwe, stosuje się zachowawcze podejście, uwzględniając niepewności

w rozumieniu modelowanych procesów fizycznych.

1.

W analizach deterministycznych bezpieczeństwa ciężkich awarii elektrowni jądrowej

oraz reaktora badawczego modeluje się szeroką gamę procesów fizycznych, które mogą

wystąpić po uszkodzeniu rdzenia reaktora oraz tych, które mogą prowadzić do uwolnień

substancji promieniotwórczych do środowiska. Do procesów tych należą w szczególności

1)

procesy degradacji rdzenia reaktora i topienia się paliwa jądrowego;

2)

interakcje paliwo-chłodziwo (włączając wybuchy parowe);

3)

utrzymanie materiału stopionego rdzenia w zbiorniku reaktora;

4)

przetopienie zbiornika reaktora przez stopiony rdzeń;

5)

generowanie ciepła w obiegu chłodzenia reaktora;

6)

wyrzut stopionego materiału rdzenia pod wysokim ciśnieniem, w tym także prowadzący

do bezpośredniego grzania obudowy bezpieczeństwa;

7)

wydzielanie, spalanie lub detonacja gazów palnych;

8)

uszkodzenie lub ominięcie obudowy bezpieczeństwa;

9)

interakcja materiału stopionego rdzenia z betonem;

10)

uwolnienie i przenoszenie produktów rozszczepienia;

11)

zdolność do chłodzenia stopionego rdzenia wewnątrz i na zewnątrz zbiornika reaktora.

2.

Przy wykonywaniu analiz deterministycznych bezpieczeństwa ciężkich awarii elektrowni

jądrowej oraz reaktora badawczego jest wymagane dokładne modelowanie zachowania się

rdzenia reaktora, obiegu chłodzenia reaktora i obudowy bezpieczeństwa reaktora.

Kryteriami akceptacji wyników analiz deterministycznych bezpieczeństwa awarii obiektu

jądrowego poważniejszych niż awarie projektowe są

1)

wymagania dla projektu obiektu jądrowego ustalone w art. 36c ust. 2 ustawy;

2)

dla rozszerzonych warunków projektowych

a)

deterministyczne kryteria ograniczenia oddziaływania radiologicznego obiektu ustalone

w § 9 pkt 2 rozporządzenia projektowego; dla sekwencji złożonych - także wymóg ustalony

w art. 36f ust. 2 pkt 2 ustawy;

b)

probabilistyczne kryteria bezpieczeństwa obiektu jądrowego ustalone w § 10 rozporządzenia

projektowego.

Analizy deterministyczne bezpieczeństwa dla normalnej eksploatacji obiektu jądrowego

obejmują wszystkie

1)

warunki obiektu jądrowego, w których systemy i urządzenia są eksploatowane w przewidzianych

w projekcie stanach i zakresach, bez żadnych wewnętrznych i zewnętrznych zagrożeń;

2)

tryby pracy, na jakie obiekt jądrowy został zaprojektowany, to jest prowadzenie normalnego

ruchu oraz czynności utrzymania i remontów - w przypadku elektrowni jądrowej oraz

reaktora badawczego - zarówno przy pracy na mocy, jak i w stanie wyłączenia.

1.

Analizy deterministyczne bezpieczeństwa dla normalnej eksploatacji obiektu jądrowego

zawierają ocenę narażenia pracowników obiektu i ludności na promieniowanie jonizujące

związane z jego eksploatacją, a w szczególności

1)

predykcję dawek promieniowania, jakie potencjalnie mogą otrzymać pracownicy obiektu

oraz osoby z ogółu ludności;

2)

ocenę, czy dawki, o których mowa w pkt 1, nie przekraczają wartości dawek granicznych

oraz czy spełniona jest zasada, że są one na najniższym rozsądnie osiągalnym poziomie.

2.

Przy wykonywaniu predykcji dawek, o której mowa w ust. 1 pkt 1

1)

tam, gdzie występują niepewności, przyjmuje się zachowawcze podejście;

2)

tam, gdzie predykcje dawek zależą od mocy dawek wynikających z narastających z upływem

czasu ilości substancji promieniotwórczych lub poziomów skażeń, przyjmuje się ich

wartości maksymalne, jakie mogą wystąpić w okresie rozruchu i eksploatacji obiektu

jądrowego;

3)

uwzględnia się doświadczenia eksploatacyjne z obiektów podobnego typu.

Wyniki oszacowania dawek podczas normalnej eksploatacji obiektu jądrowego ocenia się

w celu zidentyfikowania wszelkich słabych elementów projektu obiektu jądrowego lub

sposobu prowadzenia jego eksploatacji i wprowadzenia odpowiednich ulepszeń tam, gdzie

jest to rozsądnie wykonalne.

Analiza deterministyczna bezpieczeństwa dla normalnej eksploatacji obiektu jądrowego

zawiera także oszacowanie planowanych uwolnień do środowiska substancji promieniotwórczych,

ze szczególnym uwzględnieniem oceny, czy planowane uwolnienia substancji promieniotwórczych

są najmniejsze, jak to jest rozsądnie osiągalne.

1.

Analiza probabilistyczna bezpieczeństwa obiektu jądrowego obejmuje określenie wszystkich

sekwencji zdarzeń o istotnym wkładzie w ryzyko powodowane przez obiekt jądrowy, ocenę

zbalansowania całościowego projektu konfiguracji obiektu, ocenę występowania wyodrębnionych

obszarów ryzyka oraz ocenę spełniania przez projekt obiektu probabilistycznych kryteriów

bezpieczeństwa określonych w § 10 rozporządzenia projektowego.

2.

Analizę probabilistyczną bezpieczeństwa wykonuje się dla elektrowni jądrowej, reaktora

badawczego, zakładu wzbogacania izotopowego, zakładu wytwarzania paliwa jądrowego

oraz zakładu przerobu wypalonego paliwa jądrowego.

Przy wykonywaniu analizy probabilistycznej bezpieczeństwa obiektu jądrowego

1)

uwzględnia się wpływ wszystkich systemów oraz elementów konstrukcji i wyposażenia

obiektu jądrowego na niezawodność realizacji określonych funkcji bezpieczeństwa;

2)

przyjmowane wielkości niezawodności systemów oraz elementów konstrukcji i wyposażenia

obiektu jądrowego uzasadnia się ocenami w oparciu o dane niezawodnościowe z eksploatacji

obiektów jądrowych lub z innych źródeł danych, analizowanych w sposób umożliwiający

ich weryfikację;

3)

uwzględnia się możliwe błędy pracowników, zarówno diagnostyczne, jak i przy wykonywaniu

czynności sterowania.

Analizę probabilistyczną bezpieczeństwa stosuje się w szczególności do sprawdzenia

odpowiedniości przyjmowanego w projekcie obiektu jądrowego zwielokrotnienia (redundancji)

wyposażenia i systemów oraz określenia potrzeby zastosowania środków zabezpieczających

przed uszkodzeniami zwielokrotnionych systemów ze wspólnej przyczyny.

1.

Jako punkt wyjścia do analizy probabilistycznej bezpieczeństwa obiektu jądrowego przyjmuje

się kompletny zestaw PZI, obejmujących zarówno zdarzenia wewnętrzne jak i zewnętrzne,

mogące wystąpić przy wszystkich trybach normalnej eksploatacji obiektu i prowadzić

do uwolnienia substancji promieniotwórczych z jakiegokolwiek źródła na terenie obiektu

jądrowego.

2.

Wykonuje się analizę w celu zidentyfikowania wszystkich sekwencji uszkodzeń i błędów,

które dają wkład do ryzyka.

3.

Sekwencje, o których mowa w ust. 2, obejmują

1)

uszkodzenia elementów konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego;

2)

niedyspozycyjność elementów konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego podczas wykonywania

czynności utrzymania i remontów lub prób;

3)

błędy pracowników;

4)

uszkodzenia systemów i elementów wyposażenia obiektu jądrowego ze wspólnej przyczyny;

5)

starzenie systemów oraz elementów konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego.

4.

Uszkodzenia wtórne, które są włączone do analizy deterministycznej, w analizie probabilistycznej

bezpieczeństwa są uwzględniane w analizie sekwencji zdarzeń oraz w analizie systemów

obiektu jądrowego.

1.

Analizę probabilistyczną bezpieczeństwa obiektu jądrowego prowadzi się na poziomie

1)

pierwszym, na którym

a)

określa się sekwencje zdarzeń mogących prowadzić do uszkodzenia

-

rdzenia reaktora - w przypadku elektrowni jądrowej oraz reaktora badawczego,

-

systemów oraz elementów konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego zawierających

substancje promieniotwórcze takiego rodzaju i w takiej ilości, że ich uwolnienie do

środowiska mogłoby spowodować zagrożenie radiologiczne przekraczające kryterium określone

w art. 36f ust. 2 pkt 1 ustawy - w przypadku zakładu wzbogacania izotopowego, zakładu

wytwarzania paliwa jądrowego oraz zakładu przerobu wypalonego paliwa jądrowego,

b)

szacuje się częstość uszkodzeń, o których mowa w lit. a, oraz ocenia się mocne i słabe

strony systemów bezpieczeństwa, a także procedur mających na celu zapobieżenie tym

uszkodzeniom,

c)

określa się w szczególności

-

sekwencje uszkodzeń elementów konstrukcji i wypo sażenia obiektu jądrowego oraz błędów

pracowników dających największy wkład w częstość uszkodzeń, o których mowa w lit.

a,

-

systemy bezpieczeństwa, które są najważniejsze dla zapobieżenia uszkodzeniu, o którym

mowa w lit. a,

-

możliwość wprowadzenia zmiany w projekcie lub eksploatacji obiektu jądrowego celem

zmniejszenia poziomu ryzyka;

2)

drugim, na którym określa się drogi możliwych uwolnień substancji promieniotwórczych

z obiektu jądrowego do środowiska oraz szacuje się wielkości tych uwolnień i ich częstość.

2.

Na poziomie analizy probabilistycznej bezpieczeństwa, o którym mowa w ust. 1 pkt 2

1)

rozpatruje się rozwój awarii, poczynając od zapoczątkowania uszkodzenia, o którym

mowa w ust. 1 pkt 1 lit. a, rozważając uwolnienia substancji promieniotwórczych do

środowiska oraz zjawiska, które mogą wystąpić i doprowadzić do uszkodzenia

a)

obudowy bezpieczeństwa reaktora - w przypadku elektrowni jądrowej oraz reaktora badawczego,

b)

ostatniej bariery ochronnej - w przypadku zakładu wzbogacania izotopowego, zakładu

wytwarzania paliwa jądrowego oraz zakładu przerobu wypalonego paliwa jądrowego;

2)

rozpatruje się skuteczność rozwiązań projektowych obiektu jądrowego zastosowanych

celem ograniczenia skutków uszkodzeń, o których mowa w ust. 1 pkt 1 lit. a;

3)

szacuje się częstość dużych uwolnień substancji promieniotwórczych do środowiska.

1.

Wymagania dotyczące zakresu wstępnego raportu bezpieczeństwa elektrowni jądrowej są

określone w załączniku nr 2 do rozporządzenia.

2.

Wymagania określone w załączniku nr 2 do rozporządzenia stosuje się odpowiednio do

obiektów jądrowych innych niż elektrownia jądrowa.

Przepisów niniejszego rozporządzenia nie stosuje się do obiektów jądrowych będących

w fazie budowy, rozruchu lub eksploatacji na terytorium Rzeczypospolitej Polskiej

w dniu jego wejścia w życie.

Rozporządzenie wchodzi w życie po upływie 14 dni od dnia ogłoszenia.