Rozporządzenie Rady Ministrów z dnia 31 sierpnia 2012 r. w sprawie wymagań bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej, jakie ma uwzględniać projekt 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)

bariera ochronna - barierę fizyczną powstrzymującą rozprzestrzenianie się substancji

promieniotwórczych;

3)

długoterminowe działania interwencyjne - działania związane ze stałym przesiedleniem

ludności, długotrwały zakaz lub ograniczenie spożywania skażonej żywności i skażonej

wody przeznaczonej do spożycia przez ludzi, żywienia zwierząt skażonymi środkami żywienia

zwierząt i pojenia skażoną wodą oraz wypasu zwierząt na skażonym terenie;

4)

element bierny - element, którego działanie nie jest uzależnione od czynnika zewnętrznego,

takiego jak: uruchomienie, przemieszczenie mechaniczne lub dostarczenie energii;

5)

element czynny - element, którego działanie jest uzależnione od czynnika zewnętrznego,

takiego jak: uruchomienie, przemieszczenie mechaniczne lub dostarczenie energii;

6)

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;

7)

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 armaturę, 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;

8)

graniczne parametry projektowe - wartości parametrów procesu technologicznego lub

parametrów systemów, elementów konstrukcji lub wyposażenia obiektu jądrowego mających

istotne znaczenie dla zapewnienia 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 w § 9, potwierdzone analizami bezpieczeństwa;

9)

grupa bezpieczeństwa - zestaw elementów wyposażenia przeznaczonych do wykonania działań

wymaganych w przypadku wystąpienia postulowanego zdarzenia inicjującego, w celu zapewnienia

nieprzekroczenia granicznych parametrów projektowych podczas przewidywanych zdarzeń

eksploatacyjnych i awarii projektowych;

10)

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;

11)

kryterium pojedynczego uszkodzenia - kryterium wymagań projektowych, którego spełnienie

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

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

jego funkcji bezpieczeństwa;

12)

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

których przekroczenie jest niedopuszczalne i które bezpośrednio wpływają na stan barier

ochronnych;

13)

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;

14)

niezależność funkcjonalna - właściwość systemu lub elementu wyposażenia obiektu jądrowego

polegającą na takim zaprojektowaniu tego systemu lub elementu, żeby zdarzenie wewnętrzne

wywołujące jego uszkodzenie nie powodowało uszkodzenia innego systemu lub elementu

wyposażenia obiektu jądrowego;

15)

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;

16)

ostateczne ujście ciepła - ośrodek, do którego można przekazać ciepło powyłączeniowe,

także w sytuacji, w której pozostałe środki usuwania ciepła zostały utracone lub są

niewystarczające;

17)

pierwotna obudowa bezpieczeństwa reaktora - szczelną konstrukcję zaprojektowaną na

wytrzymanie granicznych parametrów projektowych określonych dla rozpatrywanych awarii;

18)

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;

19)

przewidywany stan przejściowy bez awaryjnego wyłączenia reaktora - awarię należącą

do sekwencji złożonych, mogącą zaistnieć, gdy po wystąpieniu przewidywanego zdarzenia

eksploatacyjnego nie następuje automatyczne wyłączenie reaktora i nie jest możliwe

jego awaryjne ręczne wyłączenie przez wprowadzenie do rdzenia reaktora prętów bezpieczeństwa;

20)

rozpatrywane awarie - awarie projektowe i rozszerzone warunki projektowe;

21)

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

22)

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;

23)

różnorodność - wypełnianie tej samej funkcji bezpieczeństwa przez dwa lub więcej systemów

lub elementów wyposażenia obiektu jądrowego wyraźnie różniących się między sobą;

24)

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, lecz nieprowadzące do stopienia rdzenia reaktora;

25)

separacja fizyczna - separację przestrzenną lub za pomocą odpowiednich barier fizycznych

albo przez połączenie obu tych metod;

26)

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;

27)

stan bezpieczny po uszkodzeniu - stan zgodny z wymaganiami bezpieczeństwa jądrowego

i ochrony radiologicznej, w który, w razie uszkodzenia, samoczynnie przechodzą elementy

systemu lub wyposażenia obiektu jądrowego mające istotne znaczenie dla zapewnienia

bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej obiektu jądrowego;

28)

stany eksploatacyjne - normalną eksploatację i przewidywane zdarzenia eksploatacyjne;

29)

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 w celu osiągnięcia stanu bezpiecznego wyłączenia;

30)

strefa planowania awaryjnego - obszar wokół obiektu jądrowego, w którym planuje się

i przygotowuje do podjęcia we właściwym czasie niezbędnych działań interwencyjnych,

w razie wystąpienia awarii tego obiektu powodującej lub mogącej spowodować powstanie

zagrożenia radiacyjnego na zewnątrz obiektu jądrowego, w celu uniknięcia lub znaczącego

ograniczenia skutków radiologicznych awarii dla zdrowia osób z ogółu ludności;

31)

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;

32)

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

odchyleń od normalnej eksploatacji automatycznie uruchamia działania w celu zapobieżenia

wystąpieniu przewidywanego zdarzenia eksploatacyjnego i warunków awaryjnych;

33)

średnioterminowe działania interwencyjne - działania związane z czasowym przesiedleniem

ludności, podejmowane w oparciu o projekcję dawek promieniowania od powierzchni skażonego

terenu i wtórnie zawieszonych aerozoli dla okresu do 30 dni, które mogą być wdrożone

po praktycznym zakończeniu awaryjnych uwolnień substancji promieniotwórczych;

34)

urządzenie poruszające - urządzenie, które na sygnał sterujący od urządzenia uruchamiającego

przekształca energię w pracę mechaniczną, w szczególności silnik elektryczny, siłownik

elektromagnetyczny lub pneumatyczny;

35)

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

36)

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;

37)

wczesne działania interwencyjne - działania związane z ewakuacją ludności, podejmowane

w oparciu o projekcję dawek promieniowania dla okresu do 7 dni, które mogą być wdrożone

we wczesnej fazie awarii, podczas której mogą wystąpić znaczące uwolnienia substancji

promieniotwórczych;

38)

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;

39)

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.

Obiekt jądrowy projektuje się w sposób zapewniający

1)

utrzymywanie na najniższym rozsądnie osiągalnym poziomie oraz w granicach określonych

przepisami prawa narażenia na promieniowanie jonizujące wewnątrz obiektu oraz dawek

promieniowania na skutek uwolnień substancji promieniotwórczych, podczas normalnej

eksploatacji obiektu jądrowego;

2)

ograniczenie skutków radiologicznych ewentualnych awarii bez znaczącej degradacji

rdzenia reaktora, uwzględnionych w projekcie obiektu jądrowego, tak żeby nie powodowały

one konieczności ewakuacji ludności ani długoterminowych ograniczeń w użytkowaniu

gruntów i wód wokół obiektu jądrowego.

Wymóg, o którym mowa w art. 36c ust. 1 pkt 2 ustawy, realizuje się w szczególności

przez uwzględnienie w projekcie obiektu jądrowego

1)

sekwencji następujących poziomów bezpieczeństwa

a)

pierwszego poziomu bezpieczeństwa - polegającego na zapobieganiu odchyleniom od normalnej

eksploatacji oraz uszkodzeniom systemów obiektu jądrowego, w szczególności poprzez

jego solidne i zachowawcze zaprojektowanie, z zastosowaniem zwielokrotnienia (redundancji),

niezależności funkcjonalnej i różnorodności systemów oraz elementów wyposażenia obiektu

jądrowego istotnych dla bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej, oraz wysoką

jakość budowy i eksploatacji obiektu jądrowego,

b)

drugiego poziomu bezpieczeństwa - polegającego na wykrywaniu i opanowywaniu odchyleń

od normalnej eksploatacji w celu zapobieżenia przekształceniu się przewidywanych zdarzeń

eksploatacyjnych w warunki awaryjne, w szczególności poprzez zastosowanie systemów

określonych w analizach bezpieczeństwa oraz procedur eksploatacyjnych, odpowiednich

dla zapobieżenia powstaniu lub dla ograniczenia uszkodzeń na skutek wystąpienia przewidywanych

zdarzeń inicjujących,

c)

trzeciego poziomu bezpieczeństwa - polegającego na opanowaniu awarii projektowych,

w przypadku gdy pewne przewidywane zdarzenia eksploatacyjne lub postulowane zdarzenia

inicjujące nie zostaną opanowane na drugim poziomie bezpieczeństwa, rozwijając się

w poważniejsze zdarzenie; realizuje się to poprzez wykorzystanie wbudowanych cech

bezpieczeństwa obiektu jądrowego i przewidzianych w jego projekcie systemów bezpieczeństwa

oraz procedur mających za zadanie doprowadzenie obiektu najpierw do stanu kontrolowanego,

a następnie - do stanu bezpiecznego wyłączenia, a także poprzez zapewnienie, że przynajmniej

jedna bariera ochronna pozostaje nienaruszona,

d)

czwartego poziomu bezpieczeństwa - polegającego na ograniczaniu skutków ciężkich awarii

w celu utrzymania uwolnień substancji promieniotwórczych na najniższym praktycznie

możliwym poziomie, w szczególności poprzez utrzymanie możliwie jak największej skuteczności

obudowy bezpieczeństwa reaktora w ograniczaniu uwolnień substancji promieniotwórczych

do środowiska,

e)

piątego poziomu bezpieczeństwa - polegającego na łagodzeniu radiologicznych skutków

potencjalnych uwolnień substancji promieniotwórczych do środowiska, jakie mogą wystąpić

na skutek awarii, w szczególności poprzez zapewnienie odpowiednio wyposażonego awaryjnego

ośrodka zarządzania oraz poprzez zastosowanie planów postępowania awaryjnego na wypadek

zdarzeń radiacyjnych na terenie i poza terenem obiektu;

2)

układu kolejnych barier ochronnych, zapewniających utrzymanie substancji promieniotwórczych

w określonych miejscach obiektu jądrowego oraz zapobiegających ich niekontrolowanemu

przedostawaniu się do środowiska, takich jak: materiał paliwa jądrowego (matryca paliwowa),

koszulka elementu paliwowego, granica ciśnieniowa obiegu chłodzenia reaktora oraz

obudowa bezpieczeństwa reaktora.

1.

W projekcie obiektu jądrowego zapewnia się

1)

wysoki poziom jakości obiektu jądrowego, żeby zminimalizować występowanie uszkodzeń

i odchyleń od normalnej eksploatacji oraz zapobiec awariom;

2)

rozwiązania techniczne dla opanowania zachowania się obiektu jądrowego podczas i po

wystąpieniu postulowanego zdarzenia inicjującego, z wykorzystaniem wbudowanych cech

bezpieczeństwa obiektu jądrowego oraz odpowiednich elementów wyposażenia obiektu jądrowego;

3)

sterowanie obiektem jądrowym przez zastosowanie automatycznego uruchamiania systemów

bezpieczeństwa w sposób ograniczający czynności operatora we wczesnej fazie postulowanego

zdarzenia inicjującego, a także sterowanie obiektem jądrowym przez operatora;

4)

w praktycznie możliwym stopniu wyposażenie i procedury umożliwiające kontrolowanie

przebiegu awarii i ograniczanie jej skutków;

5)

zwielokrotnione rozwiązania techniczne w celu zapewnienia wykonywania każdej z fundamentalnych

funkcji bezpieczeństwa, uzyskując w ten sposób skuteczność barier ochronnych i ograniczając

skutki postulowanych zdarzeń inicjujących.

2.

W projekcie obiektu jądrowego stosuje się w ramach sekwencji poziomów bezpieczeństwa

rozwiązania służące zapobieganiu

1)

narażaniu integralności barier ochronnych;

2)

uszkodzeniu jednej lub więcej barier ochronnych;

3)

uszkodzeniu bariery ochronnej na skutek uszkodzenia innej bariery ochronnej lub systemu,

elementu konstrukcji lub wyposażenia obiektu jądrowego;

4)

możliwym szkodliwym skutkom błędów człowieka podczas prowadzenia ruchu obiektu jądrowego

lub wykonywania czynności utrzymania w zakresie eksploatacji, w tym napraw i modernizacji

obiektu jądrowego.

1.

Obiekt jądrowy projektuje się w taki sposób, żeby w razie wystąpienia wszelkich, z

wyjątkiem najbardziej nieprawdopodobnych postulowanych zdarzeń inicjujących, co najwyżej

drugi poziom bezpieczeństwa był wystarczający, żeby zapobiec ich eskalacji do warunków

awaryjnych.

2.

Rozwiązania projektowe obiektu jądrowego przewidują możliwość niezwłocznego przeciwdziałania

sytuacji, gdy brakuje, w wyniku uszkodzenia lub niesprawności systemu, elementu konstrukcji

lub elementu wyposażenia obiektu jądrowego, chociażby jednego z poziomów bezpieczeństwa.

1.

Obiekt jądrowy projektuje się w taki sposób, żeby w stanach eksploatacyjnych oraz

podczas rozpatrywanych awarii i po takich awariach były wykonywane fundamentalne funkcje

bezpieczeństwa.

2.

W projekcie obiektu jądrowego określa się systemy oraz elementy konstrukcji i wyposażenia

obiektu jądrowego niezbędne do wypełniania określonych funkcji bezpieczeństwa w różnych

okresach po wystąpieniu postulowanego zdarzenia inicjującego.

1.

Rozwiązania projektowe obiektu jądrowego zapewniają ograniczenie do minimum podatności

obiektu jądrowego na postulowane zdarzenia inicjujące.

2.

Efekt, o którym mowa w ust. 1, osiąga się poprzez zastosowanie następujących w kolejności

środków bezpieczeństwa

1)

zapewnienie, że postulowane zdarzenie inicjujące

a)

nie powoduje znaczącego skutku dla bezpieczeństwa lub

b)

dzięki wbudowanym cechom obiektu jądrowego powoduje jedynie zmianę w stronę warunków

bezpiecznych;

2)

w przypadku niemożności zapewnienia środków, o których mowa w

a)

pkt 1 - zapewnienie, że po postulowanym zdarzeniu inicjującym obiekt jądrowy jest

sprowadzany do stanu bezpiecznego wyłączenia przez bierne systemy bezpieczeństwa lub

działanie systemów bezpieczeństwa pracujących w trybie ciągłym w stanie niezbędnym

do opanowania postulowanego zdarzenia inicjującego,

b)

lit. a i pkt 1 - zapewnienie, że po postulowanym zdarzeniu inicjującym obiekt jądrowy

jest sprowadzany do stanu bezpiecznego wyłączenia dzięki działaniu systemów bezpieczeństwa,

które należy uruchomić w reakcji na postulowane zdarzenie inicjujące,

c)

lit. a oraz b i pkt 1 - zapewnienie, że po postulowanym zdarzeniu inicjującym obiekt

jądrowy jest sprowadzany do stanu bezpiecznego wyłączenia dzięki działaniom proceduralnym.

1.

W projekcie obiektu jądrowego określa się wszelkie źródła promieniowania jonizującego

na terenie obiektu jądrowego.

2.

Rozwiązania projektowe obiektu jądrowego uwzględniają zasadę optymalizacji, o której

mowa w art. 9 ustawy.

Projekt obiektu jądrowego zapewnia ograniczenie uwolnień substancji promieniotwórczych

poza obudowę bezpieczeństwa reaktora w razie zaistnienia warunków awaryjnych, tak

żeby w przypadku wystąpienia

1)

awarii projektowych nie było konieczne podejmowanie jakichkolwiek działań interwencyjnych

poza granicami obszaru ograniczonego użytkowania;

2)

rozszerzonych warunków projektowych nie było konieczne podejmowanie

a)

wczesnych działań interwencyjnych poza granicami obszaru ograniczonego użytkowania

obiektu jądrowego podczas trwania uwolnień substancji promieniotwórczych z obiektu

jądrowego,

b)

średnioterminowych działań interwencyjnych w jakimkolwiek czasie poza granicami strefy

planowania awaryjnego,

c)

długoterminowych działań interwencyjnych poza granicami obszaru ograniczonego użytkowania

obiektu jądrowego.

Projekt elektrowni jądrowej i reaktora badawczego zapewnia osiągnięcie

1)

mniejszego niż raz na 100 000 lat pracy reaktora prawdopodobieństwa wystąpienia degradacji

rdzenia reaktora;

2)

mniejszego niż raz na 1 000 000 lat pracy reaktora prawdopodobieństwa uwolnień do

otoczenia substancji promieniotwórczych o takiej wielkości, że poza granicami obszaru

ograniczonego użytkowania mógłby zostać przekroczony którykolwiek z poziomów interwencyjnych

wymagający rozważenia podjęcia wczesnych lub długoterminowych działań interwencyjnych,

a poza granicami strefy planowania awaryjnego mógłby zostać przekroczony poziom interwencyjny

wymagający rozważenia podjęcia średnioterminowych działań interwencyjnych;

3)

znacznie mniejszego niż raz na 1 000 000 lat pracy reaktora prawdopodobieństwa sekwencji

awaryjnych potencjalnie prowadzących do wczesnego uszkodzenia obudowy bezpieczeństwa

reaktora lub bardzo dużych uwolnień substancji promieniotwórczych do otoczenia.

1.

W projekcie obiektu jądrowego wskazuje się funkcje bezpieczeństwa, jakie mają być

wypełniane przez systemy oraz elementy konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego

mające istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej,

włączając sprzęt i oprogramowanie systemów pomiarowych i sterowania.

2.

W projekcie obiektu jądrowego identyfikuje się systemy oraz elementy konstrukcji i

wyposażenia obiektu jądrowego mające istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa

jądrowego i ochrony radiologicznej oraz przypisuje się im odpowiednią klasę bezpieczeństwa,

zależnie od istotności realizowanych przez nie funkcji bezpieczeństwa.

3.

Klasyfikacji systemów oraz elementów konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego dokonuje

się na podstawie analiz deterministycznych, uzupełnianych, tam gdzie to właściwe,

analizami probabilistycznymi.

4.

Systemy oraz elementy konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego wypełniające wielorakie

funkcje bezpieczeństwa należy klasyfikować według najistotniejszej realizowanej przez

nie funkcji bezpieczeństwa.

5.

Powiązania pomiędzy systemami oraz elementami konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego

należącymi do różnych klas bezpieczeństwa, włączając oprogramowanie i elektryczną

aparaturę łączeniową, projektuje się tak, żeby uszkodzenie w systemie zaliczonym do

klasy niższej nie powodowało uszkodzenia systemu zaliczonego do klasy wyższej.

6.

Uszkodzenie w systemie obiektu jądrowego niebędącym systemem bezpieczeństwa nie może

wpływać na realizację funkcji bezpieczeństwa przez inne systemy lub elementy konstrukcji

lub wyposażenia obiektu jądrowego.

7.

Systemom oraz elementom konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego zaklasyfikowanym

do klasy wyższej bezpieczeństwa stawia się wyższe wymagania jakościowe i niezawodnościowe

niż systemom oraz elementom konstrukcji i wyposażenia zaliczonym do klasy niższej

bezpieczeństwa.

Przy określaniu warunków projektowych

1)

stosuje się zachowawcze podejście, przyjmując w szczególności warunki początkowe i

brzegowe z wystarczającym zapasem bezpieczeństwa, oraz sprawdzone metody, tak żeby

uzyskać wysoki stopień pewności, że nie dojdzie do znaczącej degradacji rdzenia reaktora

oraz że dawki promieniowania otrzymywane przez pracowników i osoby z ogółu ludności

pozostaną w ustalonych granicach i będą na najniższym rozsądnie osiągalnym poziomie;

2)

nie bierze się pod uwagę udziału systemów obiektu jądrowego niezakwalifikowanych jako

systemy bezpieczeństwa w łagodzeniu przebiegu i ograniczaniu skutków awarii, ale uwzględnia

się ich potencjalne uszkodzenia, które mogłyby mieć niekorzystny wpływ na systemy

bezpieczeństwa;

3)

uwzględnia się wszelkie uszkodzenia wtórne, jakie mogą wystąpić wskutek postulowanego

zdarzenia inicjującego.

Projekt obiektu jądrowego uwzględnia także zachowanie się obiektu przy rozszerzonych

warunkach projektowych. Do oceny zachowania się obiektu jądrowego w rozszerzonych

warunkach projektowych dopuszcza się stosowanie analizy (metodologii) opartej na najlepszym

oszacowaniu.

W projekcie obiektu jądrowego identyfikuje się stany obiektu jądrowego i w zależności

od prawdopodobieństwa ich wystąpienia i konsekwencji związanych z ich wystąpieniem

zalicza się je do kategorii stanów obiektu jądrowego w podziale na

1)

normalną eksploatację;

2)

przewidywane zdarzenia eksploatacyjne;

3)

awarie projektowe;

4)

rozszerzone warunki projektowe.

Kategoriom stanu elektrowni jądrowej lub reaktora badawczego są przypisywane kryteria

akceptacji określone w przepisach wydanych na podstawie art. 36d ust. 3 ustawy, z

uwzględnieniem wymagania, że częste postulowane zdarzenia inicjujące nie wywołują

lub wywołują nieznaczne skutki radiologiczne oraz że zdarzenia prowadzące do poważnych

skutków radiologicznych są bardzo mało prawdopodobne.

1.

W projekcie obiektu jądrowego uwzględnia się postulowane zdarzenia inicjujące przyjęte

do analiz bezpieczeństwa obiektu jądrowego, o których mowa w przepisach wydanych na

podstawie art. 36d ust. 3 ustawy. Charakterystyki zewnętrznych postulowanych zdarzeń

inicjujących stanowią część założeń projektowych obiektu jądrowego będących wyodrębnioną

częścią projektu obiektu jądrowego.

2.

Rozwiązania projektowe obiektu jądrowego zapewniają, że systemy oraz elementy konstrukcji

i wyposażenia obiektu jądrowego mające istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa

jądrowego i ochrony radiologicznej są zdolne wytrzymać oddziaływanie zewnętrznych

postulowanych zdarzeń inicjujących uwzględnionych w projekcie, lub przewidują zastosowanie

innych rozwiązań - takich jak bariery fizyczne - w celu ochrony obiektu jądrowego

przed skutkami tych zdarzeń oraz zapewnienia, że wymagane funkcje bezpieczeństwa zostaną

wypełnione.

3.

W rozwiązaniach projektowych obiektu jądrowego przewiduje się rozwiązania techniczne

w celu zminimalizowania wszelkich wynikających z zewnętrznych postulowanych zdarzeń

inicjujących uwzględnionych w projekcie obiektu jądrowego interakcji pomiędzy budynkami,

w których znajdują się systemy oraz elementy konstrukcji lub wyposażenia obiektu jądrowego

mające istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej,

włączając kable zasilające i sterownicze, oraz interakcji pomiędzy tymi budynkami

a innymi konstrukcjami na terenie obiektu jądrowego.

1.

Przy określaniu założeń projektowych dla obiektu jądrowego uwzględnia się oddziaływania

pomiędzy obiektem jądrowym i środowiskiem oraz charakterystyki planowanego miejsca

usytuowania obiektu jądrowego i rejonu lokalizacji obiektu jądrowego determinujące

wpływ obiektu jądrowego na środowisko, w szczególności

1)

określające przenoszenie substancji promieniotwórczych na osoby z ogółu ludności i

do środowiska, w tym rozprzestrzenianie się substancji promieniotwórczych w powietrzu

oraz wodach powierzchniowych i podziemnych;

2)

mogące mieć wpływ na działania interwencyjne i ocenę ryzyka dla poszczególnych osób

z ogółu ludności i populacji jako całości w razie awarii, takie jak

a)

rozkład zaludnienia wokół obiektu jądrowego,

b)

wykorzystanie terenów i wód,

c)

szlaki komunikacyjne.

2.

Przy określaniu założeń projektowych dla obiektu jądrowego uwzględnia się także dostępność

rezerwowego zasilania obiektu jądrowego z zewnętrznych sieci elektroenergetycznych

oraz istnienie wewnętrznych i zewnętrznych straży pożarnych, które mogą mieć wpływ

na zapewnienie bezpieczeństwa jądrowego obiektu jądrowego i ochronę ludności.

W przypadkach gdy koincydencje określonych zdarzeń występujących losowo mogłyby prowadzić

do przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych lub warunków awaryjnych, zdarzenia takie

uwzględnia się w projekcie obiektu jądrowego. Zdarzenia mogące być skutkiem wtórnym

innych zdarzeń, takie jak powódź następująca po trzęsieniu ziemi, należy traktować

jako elementy pierwotnego postulowanego zdarzenia inicjującego.

1.

Systemy oraz elementy konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego mające istotne znaczenie

dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej projektuje się w

oparciu o reprezentatywne sekwencje zdarzeń, grupujące postulowane zdarzenia inicjujące,

tak żeby te systemy oraz elementy mogły wytrzymać z wystarczającą niezawodnością postulowane

zdarzenia inicjujące.

2.

W projekcie obiektu jądrowego wykazuje się postulowane zdarzenia inicjujące nieuwzględnione

w założeniach projektowych, a także podaje się uzasadnienie techniczne ich nieuwzględnienia.

3.

W projekcie wieloblokowej elektrowni jądrowej uwzględnia się możliwość jednoczesnego

oddziaływania określonych zdarzeń i zagrożeń zewnętrznych na więcej niż jeden blok

energetyczny.

Obiekt jądrowy projektuje się tak, żeby zapobiec wzajemnym oddziaływaniom pomiędzy

systemami bezpieczeństwa obiektu jądrowego lub pomiędzy zwielokrotnionymi (redundantnymi)

elementami tych systemów poprzez stosowanie odpowiednich środków technicznych, w szczególności

takich jak: separacja fizyczna, izolacja elektryczna, niezależność funkcjonalna oraz

niezależność komunikacyjna przesyłu danych.

1.

Obiekt jądrowy projektuje się tak, żeby zapewnić jego bezpieczeństwo jądrowe w przypadku

wystąpienia zdarzeń sejsmicznych i ich skutków.

2.

Przy projektowaniu obiektu jądrowego na zdarzenia sejsmiczne uwzględnia się odpowiednio

czynniki, o których mowa w § 2 pkt 1-3 i 9, oraz kryteria, o których mowa w § 5 pkt

1-7 rozporządzenia lokalizacyjnego.

3.

Projektując obiekt jądrowy, uwzględnia się projektowe zdarzenie sejsmiczne ze wstrząsem

o powtarzalności raz na 10 000 lat, który generuje najwyższe poziome spektra przyspieszeń

gruntu. Dla projektowego zdarzenia sejsmicznego określa się: rodzaj i mechanizm wstrząsu,

jego lokalizację, magnitudę, czas trwania, parametry spektralne, pionowe i poziome

spektra przyspieszeń podłoża oraz tensor momentu sejsmicznego.

4.

W przypadku gdy obiekt jądrowy jest narażony na wystąpienie wstrząsu indukowanego,

przy określaniu projektowego zdarzenia sejsmicznego uwzględnia się scenariusze wstrząsów

naturalnych i indukowanych.

5.

Rozwiązania projektowe obiektu jądrowego zapewniają, że w przypadku wystąpienia projektowego

zdarzenia sejsmicznego, o którym mowa w ust. 3, systemy oraz elementy konstrukcji

i wyposażenia obiektu jądrowego mające istotne znaczenie dla wypełniania fundamentalnych

funkcji bezpieczeństwa wytrzymają obciążenia powstałe na skutek tego zdarzenia, tak

że obiekt jądrowy będzie mógł być doprowadzony do stanu bezpiecznego wyłączenia.

6.

Wymaganie określone w ust. 5 realizuje się w szczególności przez klasyfikację sejsmiczną

systemów oraz elementów konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego w zależności od

ich wymaganej odporności na obciążenia sejsmiczne, z uwzględnieniem realizowanych

funkcji bezpieczeństwa, oraz przez określenie odpowiednich wymagań technicznych w

zależności od klasy sejsmiczności.

1.

W projekcie obiektu jądrowego uwzględnia się zdolność jego systemów oraz elementów

konstrukcji i wyposażenia mających istotne znaczenie dla wypełniania fundamentalnych

funkcji bezpieczeństwa do wytrzymania skutków zdarzeń sejsmicznych poważniejszych

od projektowego zdarzenia sejsmicznego, żeby wykazać, że nie nastąpi ich nagłe uszkodzenie,

także w razie niewielkiego przekroczenia obciążeń projektowych.

2.

Projektując obiekt na zdarzenia sejsmiczne, zakłada się utratę zasilania elektrycznego

obiektu jądrowego z zewnętrznych sieci elektroenergetycznych na skutek wstrząsów sejsmicznych,

uwzględnia się przy tym wstrząsy wyprzedzające oraz wstrząsy wtórne.

1.

W przypadku posadowienia obiektu jądrowego na obszarach, o których mowa w art. 88d ust. 2 ustawy z dnia 18 lipca 2001 r. - Prawo wodne

(Dz. U. z 2012 r. poz. 145 i 951), lub na obszarach, na których prawdopodobieństwo wystąpienia powodzi wynosi raz na

1000 lat lub więcej niż raz na 1000 lat, obiekt jądrowy projektuje się tak, żeby zapobiec

negatywnym skutkom wywołanym przez wystąpienie powodzi lub podtopienia.

2.

Przy projektowaniu obiektu jądrowego w odniesieniu do zagrożenia powodziowego uwzględnia

się czynniki, o których mowa w § 2 pkt 3 lit. d i pkt 4 rozporządzenia lokalizacyjnego,

oraz kryterium, o którym mowa w § 5 pkt 6 rozporządzenia lokalizacyjnego.

3.

Przy projektowaniu zabezpieczeń przeciwpowodziowych obiektu jądrowego uwzględnia się

maksymalne rzędne zwierciadła wody o prawdopodobieństwie wystąpienia raz na 1000 lat.

Dla systemów oraz elementów konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego mających istotne

znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej określa

się w projekcie obiektu jądrowego graniczne parametry projektowe.

1.

Obiekt jądrowy projektuje się tak, żeby był eksploatowany bez przekroczenia granicznych

parametrów projektowych, oraz przy założeniu minimalnej dopuszczalnej dyspozycyjności

lub wydajności określonych systemów bezpieczeństwa.

2.

Projekt obiektu jądrowego uwzględnia, poprzez określenie ograniczeń dotyczących dopuszczalnej

niedyspozycyjności systemów bezpieczeństwa, możliwość wystąpienia awarii w stanach

pracy z niską mocą i przy wyłączeniu reaktora, w szczególności takich jak: uruchamianie,

przeładunek paliwa, naprawy i modernizacja.

3.

W projekcie obiektu jądrowego określa się zbiór wymagań i ograniczeń dla bezpiecznej

eksploatacji obiektu jądrowego, obejmujący

1)

limity (granice) bezpieczeństwa;

2)

graniczne nastawy systemów bezpieczeństwa;

3)

ograniczenia i warunki dla stanów eksploatacyjnych;

4)

ograniczenia wprowadzane w systemach sterowania obiektu jądrowego oraz ograniczenia

proceduralne dotyczące zakresu parametrów technologicznych i innych ważnych parametrów;

5)

wymagania dotyczące utrzymania w zakresie eksploatacji, napraw, modernizacji, prób

i kontroli systemów oraz elementów konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego, w

celu zapewnienia, że funkcjonują one zgodnie z założeniami projektowymi, z uwzględnieniem

zasady optymalizacji narażenia na promieniowanie jonizujące;

6)

jednoznacznie określone konfiguracje ruchowe obiektu jądrowego, włącznie z ograniczeniami

w przypadku wyłączeń niektórych systemów bezpieczeństwa obiektu jądrowego;

7)

czasy zadziałania systemów zabezpieczeń i innych systemów bezpieczeństwa obiektu jądrowego

w przypadku odchyleń od określonych ograniczeń i warunków eksploatacji obiektu jądrowego.

W projekcie obiektu jądrowego określa się, na podstawie katalogu postulowanych zdarzeń

inicjujących dla obiektu jądrowego i jego lokalizacji, zbiór awarii projektowych,

w celu określenia granicznych parametrów projektowych, które obiekt ma wytrzymać bez

przekroczenia dawek granicznych dla osób z ogółu ludności.

Projekt obiektu jądrowego przewiduje

1)

automatyczne uruchamianie systemów bezpieczeństwa niezbędnych do tego, żeby zapobiec

eskalacji postulowanego zdarzenia inicjującego do poważniejszego stanu, w szczególności

mogącego zagrozić kolejnej barierze ochronnej;

2)

nieautomatyczne uruchamianie tych systemów bezpieczeństwa, których uruchamianie automatyczne

nie jest konieczne dla zapobieżenia eskalacji postulowanego zdarzenia inicjującego;

3)

aparaturę monitorującą stan obiektu jądrowego oraz aparaturę do sterowania ręcznego

umożliwiającą operatorowi obiektu jądrowego prawidłowe zdiagnozowanie stanu obiektu

i doprowadzenie go we właściwym czasie do stanu bezpiecznego wyłączenia.

1.

Obiekt jądrowy projektuje się tak, żeby w razie wystąpienia rozszerzonych warunków

projektowych mógł on zostać doprowadzony do stanu kontrolowanego przy zachowaniu realizacji

funkcji bezpieczeństwa systemu obudowy bezpieczeństwa reaktora.

2.

Przy projektowaniu środków zapobiegawczych oraz łagodzących, zwiększających zdolność

obiektu jądrowego do wytrzymania rozszerzonych warunków projektowych, nie jest konieczne

stosowanie zachowawczego podejścia.

1.

W projekcie obiektu jądrowego

1)

wykazuje się zdolność systemów oraz elementów konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego

mających istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej

do wykonywania wymaganych funkcji bezpieczeństwa podczas rozszerzonych warunków projektowych;

2)

zapewnia się, że systemy i elementy wyposażenia obiektu jądrowego potrzebne do zapobieżenia

powstaniu lub łagodzenia skutków rozszerzonych warunków projektowych są, w praktycznie

możliwym stopniu, niezależne od systemów i elementów wyposażenia obiektu jądrowego

wykorzystywanych przy awariach bardziej prawdopodobnych niż rozszerzone warunki projektowe.

2.

Rozwiązania projektowe obudowy bezpieczeństwa reaktora wraz z jej systemami bezpieczeństwa

w szczególności gwarantują sprostanie scenariuszom awaryjnym obejmującym stopienie

rdzenia reaktora, wybranym na podstawie osądu inżynierskiego i probabilistycznych

analiz bezpieczeństwa.

1.

W rozszerzonych warunkach projektowych, odpowiednio dla elektrowni jądrowej oraz dla

reaktora badawczego, uwzględnia się co najmniej następujące sekwencje złożone

1)

przewidywane stany przejściowe bez awaryjnego wyłączenia reaktora mogące prowadzić

do uwolnień substancji promieniotwórczych poza pierwotną obudowę bezpieczeństwa reaktora;

2)

całkowity zanik zasilania elektrycznego prądem przemiennym;

3)

awarie związane z ominięciem obudowy bezpieczeństwa reaktora;

4)

całkowitą utratę funkcji systemu wody zasilającej;

5)

rozerwanie rurociągu obiegu chłodzenia reaktora z jednoczesną utratą jednego ciągu

systemu awaryjnego chłodzenia rdzenia reaktora;

6)

niekontrolowany spadek poziomu wody podczas eksploatacji obiektu jądrowego z obniżonym

poziomem wody, w szczególności w czasie naprawy, modernizacji lub przeładunku paliwa

w reaktorze;

7)

całkowitą utratę funkcji systemu pośredniego chłodzenia elementów wyposażenia mających

istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej

wymagających pośredniego chłodzenia;

8)

utratę możliwości odprowadzania ciepła do ostatecznego ujścia ciepła.

2.

W rozszerzonych warunkach projektowych w przypadku reaktora wodnociśnieniowego uwzględnia

się dodatkowo

1)

niekontrolowane rozcieńczenie kwasu borowego w reaktorze;

2)

rozerwanie rurek wymiany ciepła w wytwornicy pary.

Rozwiązania projektowe reaktora przez odpowiednie połączenie cech jego samoregulacji

i zastosowanie zróżnicowanych systemów mają

1)

zapewniać zmniejszenie prawdopodobieństwa wystąpienia przewidywanych stanów przejściowych

bez awaryjnego wyłączenia reaktora;

2)

ograniczać możliwość degradacji rdzenia reaktora i zapobiegać utracie integralności

granicy ciśnieniowej obiegu chłodzenia reaktora, w przypadku wystąpienia przewidywanych

stanów przejściowych bez awaryjnego wyłączenia reaktora.

1.

Projekt elektrowni jądrowej oraz reaktora badawczego uwzględnia sekwencje awaryjne

z ominięciem obudowy bezpieczeństwa reaktora, nawet bez stopienia paliwa, lecz mogące

prowadzić do bezpośredniego uwolnienia substancji promieniotwórczych poza pierwotną

obudowę bezpieczeństwa, poprzez zastosowanie następujących rozwiązań

1)

odpowiednich zapasów bezpieczeństwa przy projektowaniu systemów połączonych z obiegiem

chłodzenia reaktora;

2)

minimalizację liczby przepustów przez pierwotną obudowę bezpieczeństwa reaktora;

3)

armatury odcinającej o odpowiedniej niezawodności i zwielokrotnieniu na rurociągach

połączonych z obiegiem chłodzenia reaktora, przechodzących przez pierwotną obudowę

bezpieczeństwa;

4)

w przypadku reaktora wodnociśnieniowego - środków bezpieczeństwa w celu zminimalizowania

utraty chłodziwa reaktora i uwolnień substancji promieniotwórczych poza obudowę bezpieczeństwa

reaktora w razie rozerwań rurek w wytwornicy pary.

2.

Elektrownię jądrową oraz reaktor badawczy projektuje się tak, żeby zapobiec ciężkim

awariom, które mogłyby prowadzić do wczesnego uszkodzenia pierwotnej obudowy bezpieczeństwa

reaktora, albo wykazuje się, iż prawdopodobieństwo ich wystąpienia jest na tyle małe,

że nie jest konieczne uwzględnienie ich w projekcie.

3.

Awarie, o których mowa w ust. 2, obejmują w szczególności

1)

wybuch wodoru;

2)

uszkodzenie zbiornika reaktora przy ciśnieniu mogącym prowadzić do

a)

wyrzutu materiału stopionego rdzenia oraz bezpośredniego grzania pierwotnej obudowy

bezpieczeństwa reaktora lub

b)

powstania odłamków o wysokiej energii mogących zagrozić integralności pierwotnej obudowy

bezpieczeństwa reaktora;

3)

wybuch parowy, który mógłby zagrozić integralności pierwotnej obudowy bezpieczeństwa

reaktora;

4)

awarie reaktywnościowe, w tym - w reaktorze wodnociśnieniowym - heterogeniczne rozcieńczenie

kwasu borowego.

4.

W projekcie elektrowni jądrowej oraz reaktora badawczego przewiduje się rozwiązania

zapewniające ograniczenie przez system obudowy bezpieczeństwa reaktora skutków ciężkich

awarii związanych z degradacją rdzenia reaktora, w szczególności przez

1)

zatrzymanie i chłodzenie stopionego rdzenia reaktora;

2)

ograniczenie skutków oddziaływania stopionego rdzenia reaktora z betonem;

3)

ograniczenie przecieków z obudowy bezpieczeństwa reaktora, uwzględniając obciążenia

związane z utlenianiem koszulek elementów paliwowych i spalaniem wodoru oraz inne

obciążenia mogące wystąpić podczas ciężkich awarii;

4)

wydłużenie czasu, po którego upływie potrzebne będą jakiekolwiek interwencje operatora

lub działania w celu opanowania awarii.

W projekcie elektrowni jądrowej przewiduje się rozwiązania projektowe zapewniające

jej bezpieczeństwo na wypadek uderzenia dużego samolotu cywilnego, takie że, w razie

uderzenia samolotu, przy ograniczonych działaniach operatora

1)

rdzeń reaktora pozostaje chłodzony lub pierwotna obudowa bezpieczeństwa reaktora pozostaje

nienaruszona;

2)

utrzymuje się chłodzenie wypalonego paliwa jądrowego lub integralność basenu wypalonego

paliwa jądrowego.

1.

Przy projektowaniu systemów obiektu jądrowego odpowiedzialnych za wypełnienie fundamentalnych

funkcji bezpieczeństwa stosuje się rozwiązania zapewniające wykonywanie przez te systemy

funkcji bezpieczeństwa, nawet w razie uszkodzenia lub nieprawidłowego działania, takie

jak: zwielokrotnienie, separacja fizyczna, niezależność funkcjonalna oraz różnorodność.

2.

System bezpieczeństwa konieczny do doprowadzenia obiektu jądrowego do stanu bezpiecznego

wyłączenia i utrzymania go w tym stanie projektuje się tak, żeby był on zdolny do

wypełnienia swoich funkcji przy spełnieniu kryterium pojedynczego uszkodzenia i nawet

wówczas, gdy jakikolwiek inny element tego systemu lub systemu pomocniczego koniecznego

do jego pracy jest wyłączony z eksploatacji.

3.

Dla zapewnienia wypełniania funkcji bezpieczeństwa w rozwiązaniach projektowych obiektu

jądrowego wykorzystuje się, tam gdzie to możliwe, wbudowane cechy bezpieczeństwa systemów

oraz elementów konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego mających istotne znaczenie

dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej. Tam, gdzie zapewnienie

wypełniania funkcji bezpieczeństwa nie jest możliwe przez wykorzystanie wbudowanych

cech bezpieczeństwa, w pierwszej kolejności stosuje się systemy i elementy wyposażenia

obiektu jądrowego niewymagające zasilania elektrycznego ze źródeł zewnętrznych spoza

obiektu jądrowego lub takie, które w razie utraty zasilania będą przyjmować stan preferowany

z punktu widzenia bezpieczeństwa jądrowego.

4.

Obiekt jądrowy wyposaża się w systemy zasilania elektrycznego ze źródeł wewnętrznych

i zewnętrznych spoza obiektu jądrowego, przy czym wypełnienie funkcji bezpieczeństwa

powinno być możliwe przy wykorzystaniu któregokolwiek z tych dwóch źródeł zasilania

elektrycznego.

W projekcie obiektu jądrowego należy zastosować różnorodność i niezależność funkcjonalną

systemów oraz elementów konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego mających istotne

znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej dla uzyskania

wymaganego poziomu ich niezawodności, tam gdzie na konieczność zastosowania różnorodności

i niezależności funkcjonalnej wskazały analizy niezawodnościowe przeprowadzone w oparciu

o kryterium możliwości wystąpienia uszkodzeń ze wspólnej przyczyny.

Systemy oraz elementy wyposażenia obiektu jądrowego mające istotne znaczenie dla zapewnienia

bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej projektuje się tak, żeby w razie

uszkodzenia przechodziły one samoczynnie w stan bezpieczny po uszkodzeniu.

1.

Do każdej grupy bezpieczeństwa włączonej do projektu obiektu jądrowego stosuje się

kryterium pojedynczego uszkodzenia.

2.

Wymaganą niezawodność określonej grupy bezpieczeństwa dla każdego postulowanego zdarzenia

inicjującego, przy założeniu, że wystąpi pojedyncze uszkodzenie, zapewnia się przez

odpowiedni dobór rozwiązań technicznych obejmujących stosowanie elementów sprawdzonych,

zwielokrotnienie (redundancję), różnorodność, rozdzielenie fizyczne i funkcjonalne

oraz odizolowanie elementów.

1.

Systemy pomocnicze wspomagające systemy lub wyposażenie istotne dla zapewnienia bezpieczeństwa

jądrowego i ochrony radiologicznej traktuje się jak część tych systemów lub wyposażenia

i klasyfikuje się je zgodnie z zasadami określonymi w § 11.

2.

Niezawodność, zwielokrotnienie (redundancja), różnorodność i niezależność funkcjonalna

systemów pomocniczych, o których mowa w ust. 1, a także rozwiązania techniczne zastosowane

w celu odcięcia tych systemów i prowadzenia ich prób funkcjonalnych, są współmierne

do niezawodności wspomaganego przez nie systemu lub wyposażenia.

3.

Systemy pomocnicze, o których mowa w ust. 1, obejmują w szczególności zasilanie w

energię elektryczną, dostarczanie wody chłodzącej i sprężonego powietrza lub innych

gazów oraz środków smarnych.

4.

Systemy pomocnicze, o których mowa w ust. 1, projektuje się w taki sposób, żeby uszkodzenie

jakiegokolwiek z nich nie powodowało jednoczesnej niesprawności zwielokrotnionych

systemów bezpieczeństwa.

Projekt obiektu jądrowego zapewnia, dzięki zastosowaniu rozwiązań takich jak zwiększony

stopień zwielokrotnienia (redundancji), możliwość prowadzenia w rozsądnym zakresie

czynności utrzymania i prób systemów istotnych dla bezpieczeństwa, bez konieczności

wyłączania obiektu jądrowego z ruchu. Uwzględnia się przy tym wyłączenia z ruchu,

włącznie z niedyspozycyjnością systemów lub wyposażenia obiektu jądrowego na skutek

uszkodzenia, a także wpływ przewidywanych czynności utrzymania w zakresie eksploatacji,

w tym napraw i modernizacji, oraz prób na niezawodność poszczególnych systemów bezpieczeństwa

w celu zapewnienia, że funkcja bezpieczeństwa nadal może być wypełniana z konieczną

niezawodnością.

1.

Rozwiązania projektowe obiektu jądrowego, z zastrzeżeniem ust. 2, zapewniają możliwość

bezpiecznego wykonywania

1)

podczas pracy obiektu jądrowego na mocy - kalibracji i prób lub czynności utrzymania

w zakresie eksploatacji,

2)

w warunkach wyłączenia obiektu - także czynności utrzymania w zakresie napraw, modernizacji

i kontroli

- na systemach oraz elementach konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego mających

istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej,

bez istotnego zmniejszenia możliwości wypełniania funkcji bezpieczeństwa, a w sytuacji,

o której mowa w pkt 1, także bez konieczności wyłączania obiektu jądrowego.

2.

Jeżeli obiektu jądrowego nie można zaprojektować w sposób wymagany w ust. 1, to w

projekcie obiektu jądrowego stosuje się inne rozwiązania zapewniające możliwość uzyskania

informacji o stanie i funkcjonowaniu systemów oraz elementów konstrukcji i wyposażenia

obiektu jądrowego mających istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego

i ochrony radiologicznej, polegające na zastosowaniu zwiększonych zapasów bezpieczeństwa

lub innych środków zapobiegawczych służących zrównoważeniu skutków potencjalnych uszkodzeń.

W projekcie obiektu jądrowego wskazuje się systemy oraz elementy konstrukcji i wyposażenia

obiektu jądrowego mające istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego

i ochrony radiologicznej, co do których inwestor ma obowiązek wykazać, iż zostały

poddane badaniom kwalifikacyjnym przeprowadzanym w celu potwierdzenia, że przez cały

przewidziany w projekcie obiektu jądrowego okres ich użytkowania będą one zdolne do

wykonywania swoich funkcji, podlegając starzeniu w szczególności na skutek działania

warunków środowiskowych, w szczególności takich jak: drgania, temperatura, ciśnienie,

uderzenie strumienia płynu lub odłamków, zakłócenia elektromagnetyczne, napromienienie,

zalanie, wilgotność oraz wszelkich możliwych kombinacji tych czynników, występujących

w czasie, gdy działanie tych systemów oraz elementów konstrukcji i wyposażenia będzie

niezbędne.

Przy projektowaniu systemów oraz elementów konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego

mających istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej

1)

przewiduje się odpowiednie zapasy bezpieczeństwa uwzględniające mechanizmy zużycia

tych systemów i elementów oraz ich potencjalną degradację techniczną związaną ze starzeniem,

tak żeby zapewnić zdolność systemów i elementów konstrukcji i wyposażenia obiektu

jądrowego do wykonywania funkcji bezpieczeństwa przez cały przewidziany w projekcie

obiektu okres ich użytkowania;

2)

uwzględnia się efekty ich starzenia i zużycia w warunkach normalnej eksploatacji,

przy wykonywaniu prób oraz czynności utrzymania w zakresie eksploatacji, napraw i

modernizacji, a także w stanach obiektu podczas i po wystąpieniu postulowanych zdarzeń

inicjujących.

1.

Obiekt jądrowy projektuje się w taki sposób, żeby zminimalizować możliwość zaistnienia

oraz ograniczyć skutki ewentualnych błędów człowieka, ze szczególnym uwzględnieniem

aspektów właściwego układu przestrzennego obiektu jądrowego i ergonomii.

2.

Rozwiązania projektowe obiektu jądrowego zapewniają warunki dla prawidłowych działań

operatora obiektu jądrowego, uwzględniając przy tym dostępny czas na te działania,

przewidywane środowisko pracy oraz obciążenie psychologiczne operatora obiektu jądrowego.

3.

Rozwiązania projektowe obiektu jądrowego minimalizują prawdopodobieństwo wystąpienia

sytuacji wymagających interwencji operatora obiektu jądrowego w krótkim czasie, a

jeżeli podejmowanie przez niego takich interwencji jest konieczne, zapewniają, że

1)

dysponuje on czasem wystarczającym na podjęcie prawidłowej decyzji i prawidłowych

działań;

2)

informacja niezbędna dla podjęcia przez operatora prawidłowej decyzji jest przedstawiona

w prosty i jednoznaczny sposób;

3)

po zaistnieniu awarii w sterowni głównej lub w sterowni rezerwowej oraz na trasie

dojścia do sterowni rezerwowej jest środowisko pracy akceptowalne ze względu na wymagania

ochrony radiologicznej oraz bezpieczeństwa i higieny pracy.

Projektując sterownię główną i sterownię rezerwową obiektu jądrowego

1)

analizuje się i odpowiednio uwzględnia czynniki ludzkie, zwłaszcza aspekty współdziałania

człowieka z maszyną, żeby zapewnić właściwe i przejrzyste rozdzielenie realizowanych

funkcji kontroli i sterowania pomiędzy operatorami obiektu jądrowego a zastosowanymi

w obiekcie jądrowym systemami automatycznymi; ponadto w projekcie obiektu jądrowego

określa się minimalną liczbę personelu ruchowego wymaganą do jednoczesnego wykonywania

czynności koniecznych do doprowadzenia obiektu jądrowego do stanu bezpiecznego wyłączenia;

2)

stosuje się rozwiązania zapewniające dostarczanie operatorom obiektu jądrowego informacji

kompleksowych, lecz łatwych do zrozumienia, oraz właściwych ze względu na czas podejmowania

koniecznych decyzji i wykonania czynności, w szczególności informacji

a)

umożliwiających niezwłoczną ocenę stanu obiektu jądrowego we wszelkich jego stanach

eksploatacyjnych oraz podczas i po awariach, a także potwierdzenie, że są realizowane

funkcje automatycznie wykonywane przez systemy bezpieczeństwa,

b)

umożliwiających określenie prawidłowych inicjowanych przez operatora obiektu jądrowego

działań, które należy podjąć dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej,

c)

o parametrach poszczególnych systemów oraz elementów konstrukcji i wyposażenia obiektu

jądrowego, w celu potwierdzenia, że czynności konieczne dla zapewnienia bezpieczeństwa

mogą zostać bezpiecznie wykonane.

W wieloblokowych elektrowniach jądrowych systemy oraz elementy konstrukcji i wyposażenia

mające istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej

nie mogą być wspólne dla dwóch lub więcej reaktorów, chyba że zostanie wykazane, że

dla wszystkich reaktorów w stanach eksploatacyjnych, włączając czynności utrzymania

w zakresie eksploatacji, napraw i modernizacji, oraz podczas rozpatrywanych awarii

będą spełnione wymagania bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej, a w razie

wystąpienia ciężkiej awarii jednego z reaktorów dla pozostałych reaktorów będzie zapewniona

możliwość ich uporządkowanego wyłączenia, wychłodzenia i odprowadzania ciepła powyłączeniowego.

Elektrownie jądrowe połączone z sieciami ciepłowniczymi lub instalacjami przemysłowymi

wykorzystującymi ciepło wytwarzane w reaktorze w procesach fizykochemicznych projektuje

się w sposób zapobiegający przenoszeniu substancji promieniotwórczych z obiektu jądrowego

do tych sieci ciepłowniczych lub instalacji przemysłowych w stanach eksploatacyjnych

i podczas rozpatrywanych awarii.

1.

Projekt obiektu jądrowego przewiduje wyposażenie obiektu jądrowego w

1)

drogi ewakuacyjne oznakowane w sposób wyraźny i trwały, z oświetleniem, wentylacją

i innymi udogodnieniami istotnymi dla bezpiecznego korzystania z tych dróg;

2)

systemy alarmowe i środki komunikacji umożliwiające, także w warunkach awaryjnych,

przekazywanie ostrzeżeń i instrukcji osobom obecnym na terenie obiektu jądrowego oraz

informowanie osób i podmiotów spoza obiektu jądrowego zgodnie z zakładowym planem

postępowania awaryjnego.

2.

Układ przestrzenny obiektu jądrowego i rozwiązania projektowe budynków obiektu jądrowego

umożliwiają skuteczną kontrolę dostępu i ruchu osób oraz wyposażenia i materiałów

na teren obiektu jądrowego, włączając pracowników i pojazdy służb awaryjnych, ze szczególnym

uwzględnieniem ochrony przed nieuprawnionym wstępem osób i nieuprawnionym wprowadzaniem

przedmiotów.

1.

W przypadku gdy istnieje znaczne prawdopodobieństwo, że konieczne będzie jednoczesne

działanie w obiekcie jądrowym dwóch lub więcej systemów mających istotne znaczenie

dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej, projektując te

systemy, należy uwzględnić ocenę ich możliwych oddziaływań obejmującą nie tylko wzajemne

połączenia fizyczne, ale także możliwe skutki działania i wpływ nieprawidłowego działania

lub uszkodzenia jednego systemu na fizyczne środowisko pracy pozostałych systemów

obiektu jądrowego mających istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego

i ochrony radiologicznej.

2.

W przypadku gdy dwa systemy płynów pracujące przy różnych ciśnieniach są ze sobą połączone,

projektuje się je tak, żeby wytrzymywały ciśnienie wymagane dla systemu pracującego

przy wyższym ciśnieniu, albo wprowadza się rozwiązania uniemożliwiające przekroczenie

ciśnienia projektowego w systemie pracującym przy niższym ciśnieniu, przy założeniu

wystąpienia pojedynczego uszkodzenia.

Projekt elektrowni jądrowej uwzględnia jej wzajemne oddziaływanie z siecią elektroenergetyczną,

włączając niezależność i liczbę linii zasilających doprowadzonych do elektrowni jądrowej,

możliwe wahania i przewidywane zakłócenia napięć i częstotliwości sieci zasilającej

oraz awarie systemowe, z punktu widzenia zapewnienia niezbędnej niezawodności zasilania

elektrycznego systemów elektrowni jądrowej istotnych dla bezpieczeństwa jądrowego

i ochrony radiologicznej.

Projekt obiektu jądrowego uwzględnia rozwiązania ułatwiające likwidację obiektu jądrowego,

w szczególności

1)

taki dobór materiałów, żeby możliwie zminimalizować ilości odpadów promieniotwórczych

i ułatwić dezaktywację zdemontowanych elementów;

2)

możliwości dostępu do miejsc, do których dostęp jest konieczny;

3)

konieczność minimalizacji narażenia pracowników na promieniowanie jonizujące oraz

zapobieżenia skażeniom środowiska substancjami promieniotwórczymi przy demontażu obiektu

jądrowego;

4)

obiekty konieczne do przechowywania odpadów promieniotwórczych powstałych zarówno

podczas eksploatacji, jak i likwidacji obiektu jądrowego.

1.

Reaktor i związane z nim systemy projektuje się w taki sposób, żeby

1)

nie posiadały właściwości, które mogłyby spowodować znaczny wzrost reaktywności podczas

przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych lub w warunkach awaryjnych;

2)

była zapewniona stabilność i samoregulacja reaktora, tak żeby łączny efekt fizycznych

sprzężeń zwrotnych ograniczał wzrost mocy reaktora;

3)

wahania mocy reaktora mogące prowadzić do przekroczenia określonych granicznych parametrów

projektowych paliwa jądrowego były wykluczone albo mogły być niezawodnie oraz niezwłocznie

wykryte i stłumione.

2.

Rdzeń reaktora i związane z nim systemy chłodzenia oraz sterowania i zabezpieczeń

projektuje się

1)

z zachowaniem odpowiednich zapasów bezpieczeństwa w celu zapewnienia, że określone

graniczne parametry projektowe, zwłaszcza paliwa jądrowego, nie zostaną przekroczone,

a we wszystkich stanach eksploatacyjnych i przy awariach projektowych będą zachowane

wymagania bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej, z uwzględnieniem istniejących

niepewności, w sposób umożliwiający prowadzenie odpowiedniej ich kontroli, badań i

testów przez cały okres eksploatacji obiektu jądrowego;

2)

tak żeby była zapewniona możliwość usuwania substancji, które mogłyby zagrozić bezpieczeństwu

reaktora, w szczególności przez zatkanie kanałów chłodziwa, w tym produktów korozji.

3.

Rdzeń reaktora i związane z nim konstrukcje znajdujące się wewnątrz zbiornika reaktora

projektuje się tak, żeby wytrzymały obciążenia statyczne i dynamiczne oczekiwane w

stanach eksploatacyjnych, awariach projektowych i przy zewnętrznych postulowanych

zdarzeniach inicjujących, w zakresie koniecznym dla zapewnienia bezpiecznego wyłączenia

reaktora, utrzymania reaktora w stanie podkrytycznym i zapewnienia chłodzenia rdzenia

reaktora.

4.

Rozwiązania projektowe reaktora

1)

minimalizują prawdopodobieństwo spontanicznego zaistnienia ponownej krytyczności po

wyłączeniu reaktora lub nagłego wzrostu reaktywności w następstwie postulowanego zdarzenia

inicjującego;

2)

zapewniają, że maksymalna wielkość dodatniej reaktywności oraz maksymalna szybkość

jej wprowadzania w stanach eksploatacyjnych i podczas awarii projektowych będą ograniczone

tak, żeby nie doszło do uszkodzenia granicy ciśnieniowej obiegu chłodzenia reaktora

oraz żeby utrzymana była zdolność chłodzenia i nie doszło do znaczącej degradacji

rdzenia reaktora.

1.

Elementy paliwowe i zestawy paliwowe oraz konstrukcje wsporcze rdzenia reaktora projektuje

się tak, żeby

1)

w wystarczającym stopniu wytrzymywały przewidywane warunki napromieniania i środowiskowe

w rdzeniu reaktora, w połączeniu z procesami zużycia, jakie mogą wystąpić podczas

normalnej eksploatacji i przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych, a także obciążenia

występujące przy manipulacjach paliwem jądrowym;

2)

w stanach eksploatacyjnych i warunkach awaryjnych innych niż ciężkie awarie zapewniały

utrzymanie geometrii rdzenia reaktora umożliwiającej wystarczające chłodzenie oraz

nieutrudniającej wprowadzania prętów regulacyjnych i prętów bezpieczeństwa.

2.

Projekt rdzenia reaktora uwzględnia degradację elementów paliwowych wynikającą

1)

z różnic rozszerzania oraz deformacji materiału paliwa jądrowego i koszulek elementów

paliwowych;

2)

z zewnętrznego ciśnienia chłodziwa;

3)

z dodatkowego wewnętrznego ciśnienia spowodowanego przez produkty rozszczepienia w

elemencie paliwowym;

4)

z napromienienia materiału paliwa, koszulek elementów paliwowych i innych materiałów

w zestawie paliwowym;

5)

ze zmian ciśnienia i temperatury na skutek zmian mocy;

6)

z reakcji chemicznych;

7)

z obciążeń statycznych i dynamicznych, w tym drgań wywoływanych przez przepływ i innych

drgań;

8)

ze zmian w procesie wymiany ciepła, które mogą wynikać z odkształceń lub efektów reakcji

chemicznych.

3.

Reaktor projektuje się tak, żeby zapewnić, że

1)

podczas przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych nie dojdzie do znaczącej degradacji

elementów paliwowych;

2)

podczas awarii projektowych elementy paliwowe pozostają na swoim miejscu i nie ulegną

odkształceniom, które prowadziłyby do utraty możliwości skutecznego poawaryjnego chłodzenia

rdzenia reaktora.

4.

W projekcie rdzenia reaktora chłodzonego wodą warunki chłodzenia elementów paliwowych

należy określić tak, żeby dawały wysoki stopień pewności, że w stanach eksploatacyjnych

strumień cieplny na powierzchni koszulki elementu paliwowego będzie mniejszy od strumienia,

przy którym występuje kryzys wymiany ciepła.

Projekt reaktora zapewnia możliwość spełnienia wymagań określonych w § 51 i § 52 także

w razie zmian w strategii gospodarki paliwem przez cały okres eksploatacji elektrowni

jądrowej lub reaktora badawczego.

Rdzeń reaktora projektuje się w taki sposób, żeby było ułatwione utrzymanie we wszystkich

stanach eksploatacyjnych oraz w warunkach awarii bez degradacji rdzenia reaktora stabilnego

kształtu rozkładu i poziomu strumienia neutronów w zakresie granicznych parametrów

projektowych.

1.

W projekcie elektrowni jądrowej oraz reaktora badawczego przewiduje się środki techniczne

zapewniające możliwość wyłączenia reaktora we wszystkich stanach eksploatacyjnych

i w warunkach awaryjnych, nawet w warunkach najbardziej reaktywnego rdzenia reaktora,

oraz utrzymanie go w stanie wyłączenia.

2.

Środki wyłączenia reaktora mają zapewniać wydajność, szybkość zadziałania i zapas

wyłączenia, wystarczające do tego, żeby nie doszło do przekroczenia wartości limitów

(granic) bezpieczeństwa.

1.

Do zapewnienia zróżnicowania środki techniczne służące do wyłączania reaktora składają

się z co najmniej dwóch różnych systemów.

2.

Co najmniej jeden z systemów, o których mowa w ust. 1, jest zdolny do samodzielnego,

szybkiego wprowadzenia reaktora w stan podkrytyczny ze stanów eksploatacyjnych i w

warunkach awaryjnych, nawet w warunkach najbardziej reaktywnego rdzenia reaktora,

a także do utrzymywania reaktora w stanie podkrytycznym z odpowiednim zapasem i z

dużą niezawodnością, przy założeniu pojedynczego uszkodzenia.

3.

W projekcie elektrowni jądrowej oraz reaktora badawczego można wyjątkowo dopuścić

do przejściowej ponownej krytyczności, pod warunkiem że graniczne parametry projektowe

dla paliwa jądrowego oraz dla systemów i elementów wyposażenia elektrowni jądrowej

lub reaktora badawczego nie zostaną przekroczone.

1.

Środki techniczne służące do sterowania reaktywnością i wyłączania reaktora zapewniają

utrzymanie podkrytyczności reaktora także podczas i po ciężkiej awarii.

2.

Przy doborze środków, o których mowa w ust. 1, służących do wyłączania reaktora uwzględnia

się uszkodzenia pojawiające się gdziekolwiek w elektrowni jądrowej lub reaktorze badawczym,

które mogłyby

1)

spowodować, że część tych środków nie będzie realizować swoich funkcji, lub

2)

doprowadzić do ich uszkodzenia ze wspólnej przyczyny.

3.

W projekcie elektrowni jądrowej oraz reaktora badawczego przewiduje się

1)

środki techniczne służące do wyłączania reaktora, odpowiednie dla zapobieżenia powstaniu

lub dla skompensowania niezamierzonych wzrostów reaktywności podczas stanu wyłączenia,

w tym - podczas przeładunku paliwa w tym stanie;

2)

aparaturę kontrolno-pomiarową i możliwość prowadzenia prób w celu zapewnienia, że

środki techniczne służące do wyłączania reaktora będą utrzymywane w stanie ustalonym

dla określonych warunków elektrowni jądrowej lub reaktora badawczego.

1.

Obieg chłodzenia reaktora, związane z nim systemy pomocnicze oraz systemy sterowania

i zabezpieczeń projektuje się z uwzględnieniem zapasów bezpieczeństwa odpowiednich

do zapewnienia, że w stanach eksploatacyjnych nie nastąpi przekroczenie granicznych

parametrów projektowych dla granicy ciśnieniowej obiegu chłodzenia reaktora, w szczególności

takich jak: maksymalne ciśnienie, maksymalna temperatura, dopuszczalne zmiany ciśnienia

i temperatury w stanach przejściowych oraz dopuszczalne naprężenia.

2.

Zastosowane rozwiązania projektowe zapewniają, że działanie osprzętu zabezpieczającego

zabezpiecza granicę ciśnieniową obiegu chłodzenia reaktora przed nadmiernym ciśnieniem

oraz, nawet podczas awarii projektowych, nie doprowadza do nieakceptowanych uwolnień

substancji promieniotwórczych do środowiska, w szczególności do uwolnień z ominięciem

obudowy bezpieczeństwa reaktora.

1.

Elementy składowe obiegu chłodzenia reaktora zawierające chłodziwo reaktora, takie

jak: zbiornik ciśnieniowy reaktora lub kanały ciśnieniowe, rurociągi, armatura, osprzęt,

pompy, dmuchawy i wymienniki ciepła, wraz z ich elementami mocującymi i konstrukcjami

wsporczymi, projektuje się w taki sposób, żeby wytrzymywały one obciążenia statyczne

i dynamiczne oczekiwane we wszystkich stanach eksploatacyjnych i podczas awarii projektowych.

Materiały stosowane do wytwarzania tych elementów składowych dobiera się tak, żeby

zminimalizować aktywację materiału.

2.

Zbiornik ciśnieniowy reaktora oraz przewody ciśnieniowe projektuje się i buduje z

zastosowaniem najwyższej jakości w odniesieniu do

1)

materiałów;

2)

wymagań określonych i sprawdzonych w praktyce projektowania obiektów jądrowych;

3)

zapewnienia możliwości prowadzenia kontroli, badań i prób;

4)

technologii wytwarzania;

5)

kwalifikacji personelu wytwarzającego i badawczego.

3.

Rurociągi połączone z granicą ciśnieniową obiegu chłodzenia reaktora wyposaża się

w odpowiednią armaturę odcinającą, w celu ograniczenia wszelkich ubytków chłodziwa

reaktora oraz wykluczenia ubytku chłodziwa reaktora poprzez przyłączone systemy pomocnicze.

4.

Granicę ciśnieniową obiegu chłodzenia reaktora projektuje się tak, żeby

1)

zapoczątkowanie jej uszkodzenia było bardzo mało prawdopodobne;

2)

było możliwe wykrycie uszkodzeń we właściwym czasie;

3)

jakiekolwiek powstałe uszkodzenia nie przekształcały się w niestabilne szybko rozszerzające

się pęknięcia.

5.

Rozwiązania projektowe zapewniają uniknięcie stanów elektrowni jądrowej lub reaktora

badawczego, w których elementy składowe granicy ciśnieniowej obiegu chłodzenia reaktora

mogłyby przejść w stan kruchy, powodując zagrożenie dla bezpieczeństwa jądrowego i

ochrony radiologicznej.

6.

Elementy znajdujące się wewnątrz granicy ciśnieniowej obiegu chłodzenia reaktora,

takie jak wirniki pomp i części armatury, projektuje się w sposób minimalizujący prawdopodobieństwo

ich uszkodzenia i powstania wtórnych uszkodzeń innych elementów obiegu chłodzenia

istotnych dla bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej, w stanach eksploatacyjnych

i przy awariach projektowych, z należytym uwzględnieniem degradacji, jaka może powstać

podczas ich użytkowania.

1.

Granicę ciśnieniową obiegu chłodzenia reaktora projektuje się w sposób umożliwiający

przez cały okres eksploatacji elektrowni jądrowej lub reaktora badawczego prowadzenie,

w odpowiednich odstępach czasu, bezpośrednich lub pośrednich kontroli i prób stanu

technicznego elementów składowych tej granicy - odpowiednio do realizowanych przez

nie funkcji bezpieczeństwa, w celu wykazania braku niedopuszczalnych wad materiałowych

lub niedopuszczalnej degradacji stanu technicznego tych elementów, z punktu widzenia

zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej.

2.

W projekcie elektrowni jądrowej oraz reaktora badawczego zapewnia się, że wskaźniki

integralności granicy ciśnieniowej obiegu chłodzenia reaktora, takie jak przecieki,

podlegają monitorowaniu, którego wynik uwzględnia się przy określaniu rodzaju i zakresu

kontroli niezbędnych dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego. Obieg chłodzenia reaktora

wyposaża się w system wykrywania i pomiaru wielkości przecieków, ułatwiający niezwłoczne

ich zlokalizowanie.

3.

W projekcie elektrowni jądrowej oraz reaktora badawczego zapewnia się możliwość przeprowadzania

okresowej kontroli stanu technicznego odpowiednich części systemów chłodzenia wtórnych

w stosunku do obiegu chłodzenia reaktora, w szczególności systemu chłodzenia powyłączeniowego.

1.

W elektrowni jądrowej oraz w reaktorze badawczym stosuje się system dla regulacji

ilości i ciśnienia chłodziwa w obiegu chłodzenia reaktora, zapewniający, że w stanach

eksploatacyjnych nie dojdzie do przekroczenia granicznych parametrów projektowych,

z uwzględnieniem zmian objętościowych i wycieków chłodziwa.

2.

Stosuje się odpowiednie wyposażenie do usuwania substancji promieniotwórczych z chłodziwa

reaktora, włącznie z aktywowanymi produktami korozji i produktami rozszczepienia przenikającymi

z paliwa jądrowego.

3.

Wydajność wyposażenia, o którym mowa w ust. 2, określa się na podstawie granicznych

parametrów projektowych paliwa jądrowego dotyczących akceptowalnych nieszczelności

koszulek elementów paliwowych z określonym zapasem zapewniającym, że obiekt jądrowy

może być eksploatowany przy poziomie aktywności w obiegu chłodzenia reaktora tak niskim,

jaki w praktyce można rozsądnie osiągnąć, a także, że uwolnienia substancji promieniotwórczych

są najniższe, jakie można rozsądnie osiągnąć, i mieszczą się w dopuszczalnych granicach.

1.

W elektrowni jądrowej oraz w reaktorze badawczym stosuje się system zapewniający odprowadzanie

ciepła powyłączeniowego, wypełniający swoje funkcje bezpieczeństwa z wystarczającą

wydajnością, żeby nie dochodziło do przekroczenia granicznych parametrów projektowych

dla paliwa jądrowego oraz dla granicy ciśnieniowej obiegu chłodzenia reaktora.

2.

Rozwiązania projektowe systemu odprowadzenia ciepła powyłączeniowego zapewniają w

szczególności możliwość wzajemnych połączeń i odcinania podsystemów.

1.

W projekcie elektrowni jądrowej oraz reaktora badawczego przewiduje się stosowanie

systemów awaryjnego chłodzenia rdzenia reaktora w celu przywrócenia i utrzymania chłodzenia

paliwa jądrowego w stanach awaryjnych, nawet w razie utraty integralności granicy

ciśnieniowej obiegu chłodzenia reaktora.

2.

W przypadku awarii z utratą chłodziwa, włączając natychmiastowe rozerwanie rurociągu

obiegu chłodzenia reaktora o największej średnicy, chłodzenie rdzenia reaktora jest

prowadzone tak, żeby zminimalizować uszkodzenia paliwa jądrowego i ograniczyć uwolnienie

produktów rozszczepienia z paliwa jądrowego, zapewniając, że

1)

nie zostaną przekroczone graniczne parametry projektowe paliwa jądrowego;

2)

możliwe reakcje chemiczne są ograniczone do poziomu akceptowalnego z punktu widzenia

bezpieczeństwa jądrowego;

3)

zmiany w paliwie jądrowym i w konstrukcjach wewnętrznych reaktora nie zmniejszą w

znaczący sposób skuteczności awaryjnego chłodzenia rdzenia reaktora;

4)

chłodzenie rdzenia reaktora będzie zapewnione przez wystarczająco długi czas.

W celu spełnienia przez system awaryjnego chłodzenia rdzenia reaktora wymagań, o których

mowa w § 63 ust. 2, dla każdego postulowanego zdarzenia inicjującego i przy założeniu

wystąpienia pojedynczego uszkodzenia

1)

stosuje się odpowiednie rozwiązania projektowe, takie jak: wykrywanie przecieków,

odpowiednie połączenia wzajemne i możliwości odcinania, przy odpowiednim zwielokrotnieniu,

zróżnicowaniu i rozdzieleniu elementów składowych systemu, a także

2)

zapewnia się zasilanie elektryczne tego systemu ze źródeł wewnętrznych w razie zaniku

zasilania elektrycznego z sieci zewnętrznej.

Rozwiązania projektowe zapewniają możliwość celowego obniżania ciśnienia w obiegu

chłodzenia reaktora w razie ciężkiej awarii, tak żeby zwiększyć możliwość odprowadzania

ciepła z rdzenia reaktora.

System awaryjnego chłodzenia rdzenia reaktora projektuje się tak, żeby możliwe było

prowadzenie kontroli okresowych jego elementów oraz wykonywanie prób okresowych w

celu potwierdzenia

1)

integralności konstrukcyjnej i szczelności elementów systemu;

2)

zdolności do działania z odpowiednią wydajnością czynnych elementów systemu podczas

normalnej eksploatacji;

3)

zdolności systemu do działania w stanach określonych w założeniach projektowych elektrowni

jądrowej lub reaktora badawczego.

1.

W elektrowni jądrowej oraz w reaktorze badawczym stosuje się system obudowy bezpieczeństwa

reaktora zapewniający

1)

zatrzymywanie substancji promieniotwórczych w stanach eksploatacyjnych i w warunkach

awaryjnych;

2)

ochronę reaktora przed zewnętrznymi zagrożeniami naturalnymi lub powodowanymi przez

człowieka;

3)

osłonę przed promieniowaniem jonizującym w stanach eksploatacyjnych i w warunkach

awaryjnych.

2.

W elektrowni jądrowej system obudowy bezpieczeństwa reaktora obejmuje pierwotną obudowę

bezpieczeństwa reaktora i wtórną obudowę bezpieczeństwa reaktora oraz, w zależności

od przyjętej koncepcji projektowej, systemy pomocnicze, w szczególności takie jak

systemy ograniczające wielkości ciśnienia i temperatur wewnątrz obudowy bezpieczeństwa

reaktora oraz elementy wyposażenia służące do odcinania (izolowania od otoczenia)

obudowy bezpieczeństwa reaktora, ograniczania stężenia lub usuwania z przestrzeni

obudowy bezpieczeństwa reaktora produktów rozszczepienia, wodoru, tlenu i innych substancji,

które mogą zostać do niej uwolnione.

3.

Do reaktora badawczego ust. 2 stosuje się odpowiednio, z wyjątkiem wymogu posiadania

wtórnej obudowy bezpieczeństwa reaktora.

1.

System obudowy bezpieczeństwa reaktora projektuje się z zastosowaniem odpowiednich

współczynników bezpieczeństwa, na podstawie wielkości potencjalnych wewnętrznych nadciśnień,

podciśnień, temperatur oraz oddziaływań dynamicznych, takich jak uderzenia odłamków

i działanie sił reakcji oczekiwanych na skutek rozpatrywanych awarii, uwzględniając

w szczególności

1)

niepewności: analiz zjawisk zachodzących podczas awarii, określenia właściwości materiałów,

wielkości naprężeń oraz wielkości wad materiałowych;

2)

skutki wydzielenia energii z innych potencjalnych źródeł, w szczególności energii

zakumulowanej w wytwornicach pary, oraz w wyniku reakcji chemicznych - w tym przewidywanych

zjawisk spalania gazów palnych wewnątrz obudowy bezpieczeństwa reaktora, a także radiolizy;

3)

zagrożenia naturalne i zewnętrzne postulowane zdarzenia inicjujące będące skutkiem

działalności człowieka.

2.

Projekt obudowy bezpieczeństwa reaktora uwzględnia rozwiązania umożliwiające monitorowanie

stanu obudowy bezpieczeństwa reaktora oraz związanych z nią systemów i elementów wyposażenia.

System obudowy bezpieczeństwa reaktora projektuje się tak, żeby

1)

zapewnić, że w stanach eksploatacyjnych, a w szczególności podczas wykonywania czynności

utrzymania, remontów i prób oraz podczas i po rozpatrywanych awariach, jej stale ferrytyczne

nie będą wykazywały skłonności do kruchego pękania, a możliwość powstania szybko rozszerzającego

się pęknięcia będzie zminimalizowana;

2)

możliwe było wykonywanie prób ciśnieniowych w celu

a)

wykazania strukturalnej integralności obudowy bezpieczeństwa reaktora przed rozpoczęciem

oraz w okresie eksploatacji elektrowni jądrowej lub reaktora badawczego;

b)

oszacowania natężenia przecieków z systemu obudowy bezpieczeństwa reaktora przez cały

okres eksploatacji elektrowni jądrowej lub reaktora badawczego przy ciśnieniu projektowym

w obudowie bezpieczeństwa reaktora lub przy obniżonych wartościach ciśnienia pozwalających

na oszacowanie wielkości przecieków przy ciśnieniu projektowym;

3)

podczas i po rozpatrywanych awariach nie dochodziło do przekroczenia ustalonej maksymalnej

wielkości przecieków;

4)

liczba przepustów przez obudowę bezpieczeństwa reaktora była minimalna;

5)

zapewnione było, że

a)

przepusty przez obudowę bezpieczeństwa reaktora spełniają te same wymagania projektowe

co sama konstrukcja obudowy bezpieczeństwa reaktora,

b)

będzie możliwość wykrywania przecieków przez poszczególne przepusty;

6)

funkcjonalność przepustów przez obudowę bezpieczeństwa reaktora była zachowana w przypadku

ciężkiej awarii.

1.

W projekcie elektrowni jądrowej oraz reaktora badawczego stosuje się rozwiązania umożliwiające

w razie rozpatrywanej awarii automatyczne, niezwłoczne i niezawodne odcięcie każdego

przechodzącego przez obudowę bezpieczeństwa reaktora rurociągu stanowiącego część

granicy ciśnieniowej obiegu chłodzenia reaktora lub bezpośrednio połączonego z przestrzenią

obudowy bezpieczeństwa reaktora. Stosuje się przy tym odpowiednie rozwiązania projektowe

dla zapobieżenia awariom związanym z ominięciem obudowy bezpieczeństwa reaktora.

2.

Rurociąg, o którym mowa w ust. 1, wyposaża się w co najmniej dwa zawory odcinające

obudowę bezpieczeństwa reaktora lub zawory zwrotne, ustawione szeregowo, umieszczone

jak najbliżej obudowy bezpieczeństwa reaktora, zdolne do niezawodnego i niezależnego

od siebie uruchomienia. Projekt odcięcia (odizolowania) od otoczenia obudowy bezpieczeństwa

reaktora uwzględnia kryterium pojedynczego uszkodzenia.

3.

Odstępstwa od wymagań określonych w ust. 1 i 2 dopuszcza się jedynie w odniesieniu

do specyficznych typów elementów, takich jak rurki impulsowe w systemach pomiarowych,

lub wówczas, gdy niezastosowanie tych odstępstw pogorszyłoby niezawodność systemu

bezpieczeństwa, w skład którego wchodzi rurociąg przechodzący przez obudowę bezpieczeństwa

reaktora.

Rurociąg przechodzący przez pierwotną obudowę bezpieczeństwa reaktora, który nie stanowi

części granicy ciśnieniowej obiegu chłodzenia reaktora ani nie jest bezpośrednio połączony

z przestrzenią obudowy bezpieczeństwa reaktora, posiada co najmniej jeden zawór odcinający

obudowę bezpieczeństwa reaktora, znajdujący się na zewnątrz obudowy bezpieczeństwa

reaktora i umieszczony jak najbliżej tej obudowy.

Rozwiązania projektowe elektrowni jądrowej oraz reaktora badawczego zapewniają możliwość

prowadzenia okresowych prób zdolności armatury odcinającej obudowy bezpieczeństwa

reaktora i związanych z nią systemów do realizacji ich funkcji oraz sprawdzania, czy

wielkości przecieków przez armaturę mieszczą się w dopuszczalnych granicach. Zapewnia

się przy tym możliwość niezawodnego i niezależnego uruchamiania napędu każdego zaworu.

1.

W projekcie elektrowni jądrowej oraz reaktora badawczego zapewnia się, że dostęp pracowników

obiektu jądrowego do obudowy bezpieczeństwa reaktora odbywa się poprzez śluzy powietrzne,

których drzwi są wzajemnie blokowane w celu zapewnienia, że przynajmniej jedne drzwi

są zawsze zamknięte.

2.

Otwory dostępowe w obudowie bezpieczeństwa reaktora dla potrzeb ruchu wyposażenia

i materiałów przez obudowę projektuje się tak, żeby było możliwe ich szybkie i niezawodne

zamykanie, w razie gdy wymagane jest odizolowanie (odcięcie) obudowy bezpieczeństwa

reaktora.

3.

Rozwiązania projektowe zapewniają zdolność elementów izolujących (odcinających) śluz

powietrznych i otworów dostępowych w obudowie bezpieczeństwa reaktora do utrzymania

ich funkcjonalności w razie rozpatrywanych awarii.

1.

Rozwiązania projektowe obudowy bezpieczeństwa reaktora przewidują odpowiednie przekroje

tras przepływu pomiędzy odrębnymi przedziałami wewnątrz pierwotnej obudowy bezpieczeństwa

reaktora. Przekroje te projektuje się tak, żeby zapewnić, że różnice ciśnień występujące

w czasie wyrównywania się ciśnienia w obudowie bezpieczeństwa reaktora podczas rozpatrywanych

awarii nie spowodują uszkodzenia konstrukcji wewnątrz obudowy bezpieczeństwa reaktora

lub systemów ograniczających skutki awarii.

2.

Rozwiązania projektowe zapewniają zdolność konstrukcji wewnątrz obudowy bezpieczeństwa

reaktora do wytrzymania skutków ciężkich awarii.

1.

Zapewnia się możliwość odprowadzania ciepła z obudowy bezpieczeństwa reaktora w stanach

eksploatacyjnych oraz w czasie i po rozpatrywanych awariach.

2.

Po każdym uwolnieniu płynów o wysokiej energii w trakcie rozpatrywanej awarii zapewnia

się możliwie szybkie obniżanie ciśnienia i temperatury w obudowie bezpieczeństwa reaktora

oraz utrzymywanie ich na akceptowalnie niskim poziomie.

3.

System odprowadzania ciepła z obudowy bezpieczeństwa reaktora ma być niezawodny, co

realizuje się poprzez odpowiednie zwielokrotnienie zastosowanych podsystemów i elementów

wyposażenia oraz poprzez odpowiednie ich wzajemne połączenia, przy zasilaniu elektrycznym

ze źródeł wewnętrznych obiektu lub z sieci zewnętrznej, zakładając wystąpienie pojedynczego

uszkodzenia.

4.

Rozwiązania projektowe systemu, o którym mowa w ust. 3, zapewniają możliwość przeprowadzania

okresowych kontroli, prób ciśnieniowych i funkcjonalnych w czasie eksploatacji.

1.

W projekcie systemu obudowy bezpieczeństwa reaktora przewiduje się - stosownie do

potrzeb - systemy służące do ograniczania, zmniejszania i kontrolowania ilości produktów

rozszczepienia, wodoru, tlenu i innych substancji, które mogą być uwolnione do obudowy

bezpieczeństwa reaktora.

2.

Systemy, o których mowa w ust. 1, projektuje się z należytym stopniem zwielokrotnienia

(redundancji) oraz z odpowiednimi wzajemnymi połączeniami, w celu zapewnienia, że

każda grupa bezpieczeństwa może wypełniać niezbędną funkcję bezpieczeństwa, przy zasilaniu

elektrycznym ze źródeł wewnętrznych obiektu bądź z sieci zewnętrznej, zakładając wystąpienie

pojedynczego uszkodzenia. Do zmniejszania stężenia palnych gazów w obudowie bezpieczeństwa

reaktora stosuje się systemy lub elementy wyposażenia niewymagające zasilania elektrycznego.

3.

Rozwiązania projektowe systemów oczyszczania przestrzeni obudowy bezpieczeństwa reaktora

zapewniają możliwość prowadzenia okresowej kontroli elementów wyposażenia oraz wykonywania

prób ciśnieniowych i funkcjonalnych tych systemów.

Materiały pokryć, izolacji cieplnej i powłok elementów wyposażenia oraz konstrukcji

wewnątrz obudowy bezpieczeństwa reaktora dobiera się tak, żeby zapewnić wypełnianie

ich funkcji bezpieczeństwa i zminimalizować niekorzystny wpływ na inne funkcje bezpieczeństwa

w razie degradacji tych pokryć, izolacji lub powłok.

1.

W obiekcie jądrowym stosuje się aparaturę kontrolno-pomiarową odpowiednią dla

1)

określenia wartości parametrów procesów technologicznych, w szczególności tych, które

mogą mieć wpływ na przebieg łańcuchowej reakcji rozszczepienia, integralność rdzenia

reaktora, systemów zawierających chłodziwo reaktora lub obudowy bezpieczeństwa reaktora;

2)

pozyskania informacji o obiekcie jądrowym koniecznych do prowadzenia jego niezawodnej

i bezpiecznej eksploatacji;

3)

określenia stanu obiektu w warunkach awaryjnych oraz podejmowania decyzji związanych

z reagowaniem awaryjnym.

2.

Wprowadza się rozwiązania zapewniające określanie i automatyczne rejestrowanie wszelkich

parametrów pochodnych istotnych dla bezpieczeństwa jądrowego w reaktorze wodnociśnieniowym,

w szczególności zapasu do stanu nasycenia chłodziwa.

3.

Aparatura kontrolno-pomiarowa obiektu, o której mowa w ust. 1, posiada - stosownie

do swojego przeznaczenia - zakresy pomiarowe odpowiednie do monitorowania parametrów

w stanach eksploatacyjnych i warunkach awaryjnych.

4.

Aparaturę kontrolno-pomiarową, o której mowa w ust. 1, kwalifikuje się na warunki

środowiskowe mogące występować w określonych stanach obiektu jądrowego, zapewniając,

że jest ona odpowiednia do pomiarów parametrów obiektu jądrowego w warunkach awaryjnych,

żeby umożliwić operatorowi obiektu jądrowego rozpoznanie sytuacji w obiekcie i klasyfikowanie

zdarzeń dla celów reagowania awaryjnego.

W obiekcie jądrowym stosuje się środki sterowania procesami technologicznymi, w szczególności

służące do utrzymywania w granicach limitów i warunków eksploatacyjnych parametrów,

o których mowa w § 78 ust. 1 pkt 1.

1.

Obiekt jądrowy wyposaża się w sterownię główną, z której może być on bezpiecznie sterowany

we wszystkich stanach eksploatacyjnych i z której można podejmować działania w celu

utrzymania obiektu jądrowego w stanie bezpiecznym lub w celu wprowadzenia go w stan

bezpiecznego wyłączenia po wystąpieniu przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych lub

rozpatrywanej awarii.

2.

Rozwiązania projektowe sterowni głównej zapewniają dostarczanie adekwatnych informacji

w celu ochrony osób przebywających w sterowni przed zagrożeniami, takimi jak

1)

podwyższone poziomy promieniowania;

2)

substancje wybuchowe lub toksyczne.

Projekt sterowni głównej obiektu jądrowego przewiduje zastosowanie środków ochrony

radiologicznej zapewniających dostęp i możliwość przebywania pracowników w tej sterowni

w warunkach awaryjnych, bez otrzymania podczas trwania awarii dawek skutecznych (efektywnych)

przekraczających 50 mSv.

Identyfikuje się takie zdarzenia wewnętrzne i zewnętrzne względem sterowni głównej

obiektu jądrowego, które mogą stanowić bezpośrednie zagrożenie dla jej funkcjonowania,

a w projekcie uwzględnia się rozsądnie osiągalne środki minimalizowania skutków takich

zdarzeń.

1.

Rozmieszczenie aparatury kontrolno-pomiarowej i sposób prezentowania informacji w

sterowni głównej obiektu jądrowego projektuje się, z uwzględnieniem zasad ergonomii,

tak żeby pracownicy eksploatacji uzyskiwali adekwatny, całościowy obraz stanu i funkcjonowania

obiektu jądrowego.

2.

W sterowni głównej obiektu jądrowego przewiduje się elementy wyposażenia przekazujące

w efektywny sposób wizualne, a tam gdzie jest to właściwe, również dźwiękowe wskazania

dotyczące stanów eksploatacyjnych i procesów, które odbiegają od normy i mogą niekorzystnie

wpłynąć na bezpieczeństwo jądrowe.

Jądrowy blok energetyczny wyposaża się w sterownię rezerwową, oddzieloną fizycznie

i elektrycznie od sterowni głównej jądrowego bloku energetycznego, ze sprzętem i elementami

sterującymi wystarczającymi, żeby można było szybko wyłączyć reaktor i utrzymywać

go w stanie wyłączonym, odprowadzać ciepło powyłączeniowe i monitorować najważniejsze

parametry bloku, w razie niemożności wykonywania tych kluczowych dla zapewnienia bezpieczeństwa

jądrowego czynności ze sterowni głównej jądrowego bloku energetycznego. Do sterowni

rezerwowej wymagania określone w § 80-83 stosuje się odpowiednio.

1.

W przypadku rozwiązań projektowych obiektu jądrowego, w których prawidłowe działanie

systemu obiektu jądrowego mającego istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa

jądrowego i ochrony radiologicznej zależy od niezawodnego funkcjonowania systemu teleinformatycznego,

przy opracowywaniu i testowaniu sprzętu komputerowego oraz oprogramowania wdraża się

odpowiednie standardy i metody postępowania stosowane przez cały okres użytkowania

systemu, a w szczególności w cyklu opracowywania oprogramowania.

2.

Poziom niezawodności sprzętu i oprogramowania komputerowego stosowanego w obiekcie

jądrowym jest współmierny do ważności określonego systemu dla wypełniania funkcji

bezpieczeństwa.

3.

W projekcie obiektu jądrowego zakłada się poziom niezawodności systemu teleinformatycznego,

który uwzględnia odpowiednie zapasy bezpieczeństwa, żeby skompensować niepewności

analizy wynikające ze złożoności systemu teleinformatycznego.

1.

W projekcie obiektu jądrowego zapewnia się automatyzację działań w zakresie zapewnienia

bezpieczeństwa jądrowego, w stopniu gwarantującym, że działanie operatora obiektu

jądrowego nie będzie konieczne przez określony czas po wystąpieniu przewidywanych

zdarzeń eksploatacyjnych lub rozpatrywanych awarii. Operatorowi zapewnia się dostęp

do informacji niezbędnych do monitorowania skutków działań automatycznych.

2.

Automatyzuje się lub realizuje z użyciem elementów biernych uruchamianie i sterowanie

systemami lub elementami wyposażenia obiektu jądrowego wypełniającymi funkcje bezpieczeństwa

tak, żeby nie było konieczne podejmowanie czynności przez operatora w czasie do 30

minut po wystąpieniu postulowanego zdarzenia inicjującego. Jakiekolwiek czynności

operatora obiektu jądrowego konieczne do wykonania zgodnie z projektem w czasie do

30 minut po wystąpieniu postulowanego zdarzenia inicjującego wymagają wyczerpującego

uzasadnienia w projekcie obiektu jądrowego.

1.

W obiekcie jądrowym stosuje się system zabezpieczeń zdolny wykryć zagrożenie dla bezpieczeństwa

jądrowego lub ochrony radiologicznej, a także automatycznie uruchomić systemy wymagane

do osiągnięcia i utrzymania stanu bezpiecznego wyłączenia.

2.

System zabezpieczeń projektuje się tak, żeby

1)

był on zdolny do przełamywania niebezpiecznych działań systemu sterowania;

2)

osiągał stan bezpieczny po uszkodzeniu;

3)

zapobiegał czynnościom operatora obiektu jądrowego, które mogłyby zniweczyć skuteczność

systemu zabezpieczeń w stanach eksploatacyjnych i warunkach awaryjnych, ale nie uniemożliwiał

prawidłowych działań operatora obiektu jądrowego w warunkach awaryjnych;

4)

zapewniał, że w wyniku przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych nie dojdzie do przekroczenia

granicznych parametrów projektowych; w szczególności system zabezpieczeń zapewnia

nieprzekroczenie granicznych parametrów projektowych paliwa jądrowego w razie jakiegokolwiek

pojedynczego wadliwego działania systemów sterowania reaktywnością, jak przypadkowe

wyprowadzenie prętów regulacyjnych z rdzenia reaktora, z wyjątkiem wyrzucenia lub

upadku prętów z lub do rdzenia.

1.

Aparaturę kontrolno-pomiarową i systemy sterowania elementów wyposażenia lub systemów

mających istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej

projektuje się tak, żeby zapewnić ich niezawodność i możliwość okresowego testowania

- odpowiednio do funkcji bezpieczeństwa, jakie mają wykonywać.

2.

Systemy bezpieczeństwa, w tym w szczególności system zabezpieczeń, projektuje się

w sposób umożliwiający okresowe testowanie ich funkcjonalności podczas pracy reaktora,

z uwzględnieniem niezależnego testowania kanałów w celu wykrycia uszkodzeń i ewentualnej

utraty redundancji.

Wbudowane w system zabezpieczeń obiektu jądrowego zwielokrotnienie (redundancja) i

niezależność funkcjonalna zapewniają co najmniej, że

1)

żadne pojedyncze uszkodzenie nie spowoduje utraty funkcji bezpieczeństwa;

2)

wyłączenie z pracy dowolnego elementu nie spowoduje utraty niezbędnego minimum zwielokrotnienia

(redundancji), chyba że można wykazać wystarczającą niezawodność działania systemu

zabezpieczeń w takiej sytuacji.

Jeżeli przewiduje się zastosowanie systemu teleinformatycznego w systemach bezpieczeństwa,

w szczególności w systemie zabezpieczeń obiektu jądrowego, to oprócz wymagań określonych

w § 85 należy spełnić następujące wymagania

1)

w odniesieniu do sprzętu komputerowego i oprogramowania stosuje się wysokie wymagania

jakościowe współmierne do znaczenia danego systemu dla zapewnienia bezpieczeństwa

jądrowego;

2)

proces opracowania, włącznie z kontrolą, testowaniem i przyjęciem zmian projektowych,

jest systematycznie dokumentowany i poddawany przeglądowi;

3)

potwierdzenie przez specjalistę niezależnego od projektanta systemu teleinformatycznego

i jego dostawcy wysokiej niezawodności sprzętu i oprogramowania systemu teleinformatycznego;

4)

tam, gdzie wypełniane funkcje bezpieczeństwa mają zasadnicze znaczenie dla osiągnięcia

i utrzymania stanu bezpiecznego wyłączenia, wprowadza się zróżnicowane rozwiązania

techniczne zapewniające wypełnienie tych funkcji bezpieczeństwa;

5)

uwzględnia się uszkodzenia ze wspólnej przyczyny powodowane błędami w oprogramowaniu;

6)

wprowadza się zabezpieczenia przed przypadkową lub rozmyślną ingerencją w działanie

systemu.

1.

Rozwiązania projektowe stosowane w obiekcie jądrowym zapobiegają przenoszeniu się

zakłóceń pomiędzy systemem zabezpieczeń i systemem sterowania przez unikanie wzajemnych

połączeń lub poprzez odpowiednie rozdzielenie funkcjonalne tych systemów.

2.

Jeżeli te same sygnały są wykorzystywane zarówno przez system zabezpieczeń, jak też

przez system sterowania, to zapewnia się odpowiednie ich rozdzielenie, w szczególności

przez odpowiednią izolację galwaniczną.

1.

Na terenie obiektu jądrowego projektuje się awaryjny ośrodek zarządzania, oddzielony

od sterowni głównych i sterowni rezerwowych, służący jako miejsce zbiórki i pracy

pracowników reagowania awaryjnego.

2.

W awaryjnym ośrodku zarządzania zapewnia się

1)

dostęp do informacji o istotnych parametrach obiektu jądrowego oraz o warunkach radiologicznych

w obiekcie jądrowym i w jego bezpośrednim otoczeniu;

2)

łączność ze sterowniami głównymi i sterowniami rezerwowymi oraz z innymi ważnymi miejscami

w obiekcie jądrowym, a także z zespołami reagowania awaryjnego na terenie obiektu

jądrowego i poza nim;

3)

środki ochrony osób przebywających w awaryjnym ośrodku zarządzania przed zagrożeniami

wynikającymi z warunków awaryjnych, włączając ciężkie awarie.

1.

Dla niezawodnego funkcjonowania systemów oraz elementów konstrukcji i wyposażenia

obiektu jądrowego mających istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego

i ochrony radiologicznej zapewnia się zasilanie elektryczne ze źródeł wewnętrznych

obiektu jądrowego i z zewnętrznej sieci elektroenergetycznej.

2.

System zasilania elektrycznego ze źródeł wewnętrznych obiektu jądrowego, włączając

system awaryjnego zasilania obiektu jądrowego oraz system zasilania elektrycznego

z zewnętrznej sieci elektroenergetycznej obiektu jądrowego - w sytuacji, gdy jakikolwiek

z nich nie działa - dostarcza wystarczającą moc i ilość energii dla zapewnienia bezpieczeństwa

jądrowego w stanach eksploatacyjnych, a także podczas i po rozpatrywanej awarii.

Wewnętrzne źródła zasilania elektrycznego obiektu jądrowego, włączając baterie akumulatorów

oraz elektryczną sieć rozdzielczą wewnątrz obiektu jądrowego, projektuje się tak,

żeby posiadały one wystarczającą niezależność, zwielokrotnienie (redundancję) i możliwość

testowania oraz żeby zapewnić wypełnienie ich funkcji bezpieczeństwa przy założeniu

pojedynczego uszkodzenia.

Dostarczanie energii elektrycznej z zewnętrznej sieci elektroenergetycznej do sieci

rozdzielczej wewnątrz obiektu jądrowego realizuje się za pomocą dwóch fizycznie niezależnych

obwodów, zaprojektowanych i zlokalizowanych tak, żeby zminimalizować w praktycznie

osiągalnym stopniu prawdopodobieństwo ich jednoczesnego uszkodzenia w stanach eksploatacyjnych

oraz w warunkach rozpatrywanych awarii i w przewidywanych warunkach środowiskowych.

Rozwiązania projektowe systemów zasilania elektrycznego obiektu jądrowego minimalizują

prawdopodobieństwo, że w sytuacji utraty zasilania elektrycznego energią wytwarzaną

przez jądrowy blok energetyczny, utraty zasilania z innych źródeł energii elektrycznej

na terenie obiektu albo utraty zasilania z zewnętrznej sieci elektroenergetycznej

nastąpi w wyniku tego zdarzenia lub jednocześnie z nim utrata zasilania elektrycznego

z jakiegokolwiek z pozostałych źródeł zasilania elektrycznego.

Istotne dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego obiektu jądrowego systemy zasilania

elektrycznego projektuje się tak, żeby możliwe było prowadzenie ich okresowych kontroli

i prób w celu sprawdzenia dyspozycyjności i wydajności tych systemów oraz stanu technicznego

ich elementów.

Jądrowy blok energetyczny projektuje się tak, żeby po odłączeniu od sieci przesyłowej

był on zdolny do zrzutu obciążenia z dowolnego punktu pracy pomiędzy obciążeniem minimalnym

a znamionowym oraz do stabilnego zasilania potrzeb własnych jądrowego bloku energetycznego

przez co najmniej 2 godziny.

1.

Źródła awaryjnego zasilania elektrycznego obiektu jądrowego oraz warunki zasilania

systemów i elementów wyposażenia istotnych dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego

i ochrony radiologicznej obiektu jądrowego, w szczególności liczbę zasilanych odbiorów

i charakterystyki ich zasilania, takie jak: niezawodność, moc, czas trwania i ciągłość

zasilania, dobiera się tak, żeby zapewnić niezawodne działanie po wystąpieniu przewidywanych

zdarzeń eksploatacyjnych systemów i elementów wyposażenia istotnych dla zapewnienia

bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej.

2.

W razie utraty zasilania zewnętrznego prądem przemiennym wewnętrzne źródła zasilania

elektrycznego obiektu jądrowego prądem przemiennym, z wyjątkiem źródeł zasilania,

o których mowa w ust. 4, zapewniają zasilanie systemów i elementów wyposażenia istotnych

dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej przez co najmniej

7 dób w stanach eksploatacyjnych oraz podczas i po rozpatrywanych awariach.

3.

Baterie akumulatorów zasilających systemy i elementy wyposażenia wypełniające najważniejsze

funkcje bezpieczeństwa mają pojemność wystarczającą na co najmniej 4 godziny pracy

bez doładowania.

4.

W projekcie obiektu jądrowego przewiduje się alternatywne źródła zasilania obiektu

prądem przemiennym do wykorzystania w razie niedyspozycyjności wewnętrznych źródeł

zasilania, o których mowa w ust. 2, w szczególności przewoźne lub przenośne agregaty

prądotwórcze lub kombinowane systemy awaryjnego zasilania elektrycznego obiektu jądrowego.

1.

Jeżeli przewiduje się zastosowanie kombinowanych systemów awaryjnego zasilania elektrycznego

obiektu jądrowego, w szczególności z wykorzystaniem hydrozespołów, turbozespołów parowych

lub gazowych, agregatów dieslowskich lub baterii akumulatorów, to projektuje się je

tak, żeby

1)

posiadały niezawodność i rozwiązania spójne z wymaganiami ze strony systemów bezpieczeństwa,

które mają być zasilane;

2)

wykonywały swoje funkcje przy założeniu wystąpienia pojedynczego uszkodzenia.

2.

Rozwiązania przyjęte w projekcie obiektu jądrowego zapewniają możliwość testowania

sprawności funkcjonalnej systemów awaryjnego zasilania obiektu jądrowego energią elektryczną.

Założenia projektowe dla silników diesla oraz innych urządzeń poruszających, które

zasilają w energię elektryczną lub napędzają systemy lub elementy wyposażenia mające

istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej,

obejmują określenie

1)

pojemności zbiorników magazynowych oleju napędowego i wydajności systemów zasilających

w paliwo, wystarczających do zapewnienia pracy przez określony czas;

2)

zdolności urządzenia poruszającego do uruchomienia i skutecznego działania w określonych

warunkach i przez wymagany czas;

3)

rodzajów systemów pomocniczych wymaganych dla ich działania.

W obiekcie jądrowym projektuje się

1)

systemy do przetwarzania odpadów promieniotwórczych ciekłych i gazowych tak, żeby

w stanach eksploatacyjnych utrzymywać uwolnienia substancji promieniotwórczych w ustalonych

granicach co do ich ilości i stężenia;

2)

systemy lub wyposażenie do kontroli i ograniczania uwolnień substancji promieniotwórczych.

W projekcie obiektu jądrowego przewiduje się systemy lub elementy wyposażenia obiektu

jądrowego do transportu odpadów promieniotwórczych i ich bezpiecznego przechowywania

na terenie obiektu jądrowego, w tym także systemy i elementy wyposażenia obiektu jądrowego

służące do przechowywania gazowych i ciekłych odpadów promieniotwórczych, zwłaszcza

jeżeli przewiduje się, że niekorzystne warunki środowiskowe w rejonie lokalizacji

obiektu jądrowego mogą okresowo narzucać nadzwyczajne ograniczenia dla ich kontrolowanego

odprowadzania do środowiska.

Systemy filtrów w obiekcie jądrowym projektuje się tak, żeby

1)

w oczekiwanych dominujących warunkach pracy zostały osiągnięte niezbędne współczynniki

zatrzymania;

2)

było możliwe testowanie ich skuteczności.

Obiekty i elementy wyposażenia obiektu jądrowego służące do przemieszczania lub do

przechowywania nienapromieniowanego (świeżego) paliwa jądrowego w obiekcie jądrowym

projektuje się tak, żeby

1)

zapobiec powstaniu warunków krytyczności, za pomocą środków lub procesów fizycznych,

w szczególności dzięki stosowaniu geometrycznie bezpiecznych konfiguracji, tak żeby

przy założeniu przechowywania paliwa jądrowego o maksymalnej przewidzianej w projekcie

obiektu jądrowego zawartości materiałów rozszczepialnych, podczas zakładanych w projekcie

obiektu jądrowego sytuacji awaryjnych, włączając zalanie wodą niezawierającą absorbera

neutronów, efektywny współczynnik mnożenia neutronów nie przekraczał wartości 0,95;

2)

umożliwić kontrolę stanu paliwa jądrowego;

3)

umożliwić prowadzenie czynności utrzymania w zakresie eksploatacji, napraw i modernizacji

oraz kontroli okresowych i prób elementów wyposażenia do przemieszczania lub przechowywania

nienapromieniowanego (świeżego) paliwa jądrowego w obiekcie jądrowym;

4)

zminimalizować prawdopodobieństwo degradacji elementów paliwowych;

5)

zapobiec upuszczeniu paliwa jądrowego podczas jego przemieszczania;

6)

zapewnić identyfikację poszczególnych zestawów paliwowych;

7)

zapewnić możliwość wdrożenia procedur eksploatacyjnych oraz systemu ewidencji i kontroli

w celu zapobieżenia utracie paliwa jądrowego.

Obiekty i elementy wyposażenia służące do przechowywania napromieniowanego paliwa

jądrowego w obiekcie jądrowym, a także elementy wyposażenia służące do przemieszczania

napromieniowanego paliwa jądrowego w obiekcie jądrowym projektuje się tak, żeby

1)

zapobiec powstaniu krytyczności, za pomocą środków lub procesów fizycznych, w szczególności

dzięki stosowaniu geometrycznie bezpiecznych konfiguracji, tak żeby przy założeniu

przechowywania paliwa jądrowego o maksymalnej przewidzianej w projekcie zawartości

materiałów rozszczepialnych

a)

w obiektach i elementach wyposażenia obiektu jądrowego służących do przechowywania

paliwa napromieniowanego oraz w elementach wyposażenia obiektu jądrowego służących

do przemieszczania paliwa jądrowego, w których nie zakłada się wykorzystania wody

zawierającej absorber neutronów, efektywny współczynnik mnożenia neutronów podczas

zakładanych w projekcie obiektu jądrowego sytuacji awaryjnych, włączając zalanie wodą

niezawierającą absorbera neutronów, nie przekraczał wartości 0,95,

b)

w obiektach i elementach wyposażenia obiektu jądrowego służących do przechowywania

paliwa napromieniowanego oraz w elementach wyposażenia obiektu jądrowego służących

do przemieszczania paliwa napromieniowanego, w których zakłada się wykorzystanie wody

zawierającej absorber neutronów, efektywny współczynnik mnożenia neutronów nie przekraczał

wartości 0,95 - przy zalaniu wodą zawierającą absorber neutronów, a wartości 0,98

- w razie awaryjnego zalania wodą niezawierającą absorbera neutronów;

2)

umożliwić odpowiedni odbiór ciepła od paliwa jądrowego w stanach eksploatacyjnych

i warunkach awaryjnych;

3)

umożliwić kontrolę paliwa napromieniowanego;

4)

umożliwić prowadzenie okresowych kontroli i prób elementów wyposażenia istotnych dla

bezpieczeństwa jądrowego;

5)

zapobiec upuszczeniu paliwa jądrowego podczas jego przemieszczania;

6)

zapobiec powstawaniu niedopuszczalnych naprężeń w elementach paliwowych lub zestawach

paliwowych, związanych z ich przemieszczaniem;

7)

zapobiegać nieumyślnemu upuszczeniu na zestawy paliwowe ciężkich przedmiotów, w szczególności

takich jak: pojemniki wypalonego paliwa jądrowego, elementy wyposażenia do przemieszczania

napromieniowanego paliwa jądrowego lub inne przedmioty, które potencjalnie mogłyby

uszkodzić paliwo jądrowe;

8)

umożliwić bezpieczne przechowywanie elementów paliwowych lub zestawów paliwowych uszkodzonych

lub takich, których uszkodzenie przypuszcza się;

9)

zapewnić odpowiednią ochronę przed promieniowaniem jonizującym;

10)

kontrolować stężenie rozpuszczalnych absorberów, jeżeli są one stosowane dla zapewnienia

bezpieczeństwa w zakresie utrzymania podkrytyczności;

11)

ułatwiać naprawy i likwidację elementów wyposażenia obiektu jądrowego służących do

przemieszczania lub przechowywania paliwa jądrowego;

12)

ułatwiać w razie potrzeby dezaktywację miejsc i elementów wyposażenia obiektu jądrowego

służących do przemieszczania lub przechowywania paliwa jądrowego;

13)

zapewnić identyfikację poszczególnych zestawów paliwowych;

14)

zapewnić możliwość wdrożenia procedur eksploatacyjnych oraz systemu ewidencji i kontroli

w celu zapobieżenia utracie paliwa jądrowego.

W przypadku obiektów jądrowych, w których napromieniowane paliwo jądrowe przechowuje

się w basenach wodnych, rozwiązania projektowe obiektu jądrowego uwzględniają dodatkowo

rozwiązania techniczne

1)

do kontrolowania składu chemicznego i aktywności wody, w której napromieniowane paliwo

jądrowe jest przechowywane lub przemieszczane;

2)

do monitorowania i kontrolowania poziomu wody w basenie do przechowywania paliwa jądrowego

oraz wykrywania przecieków;

3)

zapobiegające spadkowi poziomu wody w basenie służącym do przechowywania paliwa jądrowego;

4)

środki techniczne do pomiaru i rejestracji temperatury w basenie służącym do przechowywania

paliwa jądrowego.

1.

Dla obiektu jądrowego projektuje się zewnętrzne systemy chłodzenia do odprowadzania

ciepła, w szczególności ciepła powyłączeniowego, od systemów oraz elementów konstrukcji

i wyposażenia obiektu jądrowego mających istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa

jądrowego i ochrony radiologicznej do ostatecznego ujścia ciepła, z niezawodnością

odpowiednią do wypełnianych funkcji bezpieczeństwa w stanach eksploatacyjnych i w

warunkach awaryjnych.

2.

W rozwiązaniach projektowych zewnętrznych systemów chłodzenia, o których mowa w ust.

1, wymaganą niezawodność ich funkcjonowania zapewnia się przez

1)

odpowiednie zwielokrotnienie (redundancję) elementów składowych,

2)

odpowiednie wzajemne połączenia elementów składowych systemów,

3)

wykrywanie przecieków oraz możliwości odcinania,

4)

odporność na zablokowanie dopływu chłodziwa

- tak żeby systemy te mogły wypełnić swoje funkcje bezpieczeństwa przy zasilaniu elektrycznym

ze źródeł wewnętrznych obiektu jądrowego lub z zewnętrznej sieci elektroenergetycznej,

zakładając wystąpienie pojedynczego uszkodzenia.

3.

W projekcie obiektu jądrowego przewiduje się rozwiązania zapewniające alternatywny

sposób lub drogę odprowadzania ciepła do wykorzystania w razie niedyspozycyjności

zewnętrznych systemów chłodzenia, o których mowa w ust. 1.

Zewnętrzne systemy chłodzenia obiektu jądrowego projektuje się w sposób umożliwiający

prowadzenie okresowych kontroli stanu technicznego ich elementów wyposażenia oraz

okresowych prób ciśnieniowych i funkcjonalnych całych systemów.

1.

Systemy oraz elementy konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego mające istotne znaczenie

dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej projektuje się i

rozmieszcza tak, żeby zminimalizować prawdopodobieństwo zaistnienia i skutki pożarów

lub wybuchów spowodowanych przez zdarzenia zewnętrzne lub wewnętrzne oraz utrzymać

zdolność do wyłączenia reaktora, odprowadzania ciepła powyłączeniowego, zatrzymania

substancji promieniotwórczych, a także monitorowania stanu obiektu jądrowego.

2.

Wymagania, o których mowa w ust. 1, spełnia się przez odpowiednie zwielokrotnienie

(redundancję) i różnorodność systemów oraz elementów wyposażenia, ich separację fizyczną

oraz zaprojektowanie w taki sposób, żeby przyjmowały one stan bezpieczny po uszkodzeniu,

żeby zapewnić zapobieganie powstawaniu pożarów, ich wykrywanie i szybkie gaszenie

oraz zapobieganie rozprzestrzenianiu się pożarów.

Bariery przeciwpożarowe oraz systemy wykrywania pożarów i sygnalizacji pożarowej oraz

gaszenia pożarów w obiekcie jądrowym projektuje się na podstawie analizy zagrożenia

pożarowego obiektu jądrowego wskazującej odpowiednio ich wymaganą odporność ogniową,

konieczność zastosowania i wydajność.

Systemy gaszenia pożarów w obiekcie jądrowym projektuje się tak, żeby

1)

tam, gdzie to konieczne, były one uruchamiane automatycznie;

2)

ich rozerwanie lub nieuprawnione albo nieumyślne uruchomienie nie spowodowało znaczącego

pogorszenia zdolności wypełniania przewidzianych w projekcie funkcji przez systemy

oraz elementy konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego mające istotne znaczenie

dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej oraz nie doprowadziło

do uszkodzenia zwielokrotnionych systemów bezpieczeństwa, czyniąc nieskutecznymi rozwiązania

techniczne zastosowane w projekcie obiektu w celu spełnienia kryterium pojedynczego

uszkodzenia.

W obiekcie jądrowym, tam gdzie to możliwe, zwłaszcza w miejscach takich jak obudowa

bezpieczeństwa reaktora i sterownie, stosuje się materiały niepalne lub niezapalne.

W obiekcie jądrowym wprowadza się systemy poboru próbek z systemów technologicznych,

pomieszczeń i środowiska oraz systemy poawaryjnego poboru próbek w celu określenia

w odpowiednim czasie stężenia wybranych radionuklidów w systemach technologicznych

zawierających płyny oraz w próbkach gazów i cieczy pobranych z pomieszczeń systemów

technologicznych lub środowiska, w stanach eksploatacyjnych i w warunkach awaryjnych.

W założeniach projektowych dla systemu sprężonego powietrza zasilającego w obiekcie

jądrowym system lub element wyposażenia mający istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa

jądrowego i ochrony radiologicznej określa się jakość i natężenie przepływu dostarczanego

powietrza.

W obiekcie jądrowym stosuje się odpowiednie systemy oświetlenia w celu ułatwienia

bezpiecznej eksploatacji we wszystkich strefach, z których prowadzi się ruch obiektu

w stanach eksploatacyjnych i w warunkach awaryjnych, działające także w razie awarii

normalnego zasilania elektrycznego.

1.

W obiekcie jądrowym wprowadza się odpowiednie systemy klimatyzacyjne, grzewcze, chłodzenia

i wentylacji w pomieszczeniach i strefach obiektu jądrowego w celu

1)

utrzymania wymaganych warunków środowiska dla systemów oraz elementów wyposażenia

mających istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej

we wszystkich stanach obiektu;

2)

zapewnienia właściwych warunków środowiska w miejscach pracy pracowników.

2.

W budynkach obiektu jądrowego wprowadza się systemy wentylacji wyposażone w odpowiednie

filtry w celu

1)

zapobiegania rozprzestrzenianiu się w obrębie obiektu jądrowego substancji promieniotwórczych

zawartych w powietrzu;

2)

obniżenia stężenia substancji promieniotwórczych w powietrzu do poziomów zgodnych

z potrzebą dostępu do konkretnego miejsca;

3)

utrzymania poziomu stężeń substancji promieniotwórczych znajdujących się w powietrzu

na terenie obiektu jądrowego poniżej ustalonych granic, żeby spełniać wymóg utrzymania

tych stężeń na najniższym rozsądnie osiągalnym poziomie w stanach eksploatacyjnych

oraz podczas i po rozpatrywanych awariach;

4)

wentylowania pomieszczeń zawierających gazy obojętne lub szkodliwe.

3.

W strefach obiektu jądrowego o prawdopodobnych wyższych skażeniach promieniotwórczych

utrzymuje się niższe ciśnienie w stosunku do stref o prawdopodobnych niższych skażeniach

promieniotwórczych.

1.

W projekcie obiektu jądrowego przewiduje się odpowiednie wyposażenie do przemieszczania

ludzi lub ładunków.

2.

Projektując wyposażenie, o którym mowa w ust. 1, uwzględnia się

1)

rozwiązania techniczne zapobiegające podnoszeniu niedopuszczalnych lub nadmiernych

ładunków;

2)

rozwiązania techniczne zapobiegające niekontrolowanemu upuszczeniu ładunku;

3)

bezpieczne przemieszczanie się tego wyposażenia, uwzględniając układ przestrzenny

obiektu;

4)

możliwość używania tego wyposażenia dzięki zastosowanym blokadom tylko w określonych

stanach obiektu;

5)

obciążenia sejsmiczne, jeżeli wyposażenie to jest używane w strefach obiektu jądrowego,

w których znajdują się systemy lub elementy konstrukcji lub wyposażenia istotne dla

bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej.

1.

W elektrowni jądrowej systemy czynnika roboczego (pary świeżej i wody zasilającej

lub gazu) i turbozespoły projektuje się tak, żeby zapewnione było nieprzekroczenie

granicznych parametrów projektowych granicy ciśnieniowej obiegu chłodzenia reaktora

w stanach eksploatacyjnych i w razie rozpatrywanej awarii.

2.

W projekcie systemu pary świeżej lub gazowego czynnika roboczego o wysokich parametrach

wprowadza się armaturę odcinającą o odpowiednich charakterystykach i kwalifikowaną

na warunki pracy, zdolną do niezwłocznego zamknięcia w określonych warunkach w stanach

eksploatacyjnych i w razie rozpatrywanych awarii.

3.

Systemy czynnika roboczego w obiekcie jądrowym projektuje się tak, żeby posiadały

odpowiednią wydajność i zapobiegały eskalacji przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych

w stany awaryjne.

4.

W projekcie jądrowego bloku energetycznego z reaktorem innym niż reaktor wrzący określa

się graniczne parametry projektowe dla ochrony elementów ciśnieniowych obiegu wtórnego

w stosunku do obiegu chłodzenia reaktora (obiegu czynnika roboczego lub innego) istotnych

dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej, takie jak: maksymalne

ciśnienie, maksymalna temperatura, zmiany ciśnienia i temperatury w stanach przejściowych

oraz dopuszczalne naprężenia.

5.

Turbozespół w elektrowni jądrowej wyposaża się w

1)

zabezpieczenia, takie jak regulator bezpieczeństwa (ogranicznik maksymalnej prędkości

obrotowej) i zabezpieczenie przed nadmiernymi drganiami;

2)

rozwiązania techniczne minimalizujące ewentualne skutki dezintegracji turbozespołu

dla systemów lub elementów konstrukcji lub wyposażenia obiektu jądrowego mających

istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej.

Projekt obiektu jądrowego przewiduje rozwiązania zapewniające

1)

kompleksową identyfikację źródeł promieniowania jonizującego występujących w obiekcie

jądrowym i zapewnienie utrzymania narażenia na promieniowanie od tych źródeł na najniższym

rozsądnie osiągalnym poziomie;

2)

odpowiedni układ przestrzenny, stosowanie osłon konstrukcji, systemów i elementów

wyposażenia obiektu jądrowego zawierających substancje promieniotwórcze oraz systemów

wentylacji, a także wydzielenie w obiekcie jądrowym stref narażenia na promieniowanie

jonizujące - stosownie do oczekiwanych czasów przebywania pracowników oraz poziomów

promieniowania i skażeń w stanach eksploatacyjnych, a także poziomów promieniowania

i skażeń, jakie potencjalnie mogą wystąpić w warunkach awaryjnych, w tym wyznaczenie

terenów kontrolowanych i nadzorowanych;

3)

minimalizację liczby i czasu trwania czynności pracowników w miejscach występowania

narażenia na promieniowanie jonizujące oraz zmniejszenie prawdopodobieństwa skażenia

pracowników obiektu jądrowego, w szczególności poprzez lokalizację elementów wyposażenia

wymagających częstych napraw lub ręcznego sterowania w strefach o niskich mocach dawki

promieniowania jonizującego;

4)

zmniejszanie ilości, aktywności i stężenia substancji promieniotwórczych wytwarzanych

i rozpraszanych w obrębie obiektu jądrowego oraz uwalnianych do środowiska.

Przy projektowaniu środków ochrony radiologicznej w obiekcie jądrowym uwzględnia się

potencjalne narastanie poziomów promieniowania z upływem czasu eksploatacji obiektu

w miejscach przebywania pracowników, a także potrzebę minimalizowania wytwarzania

odpadów promieniotwórczych.

W obiekcie jądrowym wprowadza się elementy wyposażenia służące do dekontaminacji pracowników

i wyposażenia technologicznego oraz do przemieszczania odpadów promieniotwórczych

powstających przy dezaktywacji.

W projekcie obiektu jądrowego przewiduje się elementy wyposażenia służące do monitorowania

promieniowania jonizującego w stanach eksploatacyjnych oraz podczas i po rozpatrywanych

awariach, w szczególności

1)

stacjonarne mierniki mocy dawki do

a)

miejscowego monitorowania mocy dawki w miejscach rutynowego przebywania personelu

eksploatacyjnego, gdzie zmiany poziomów promieniowania jonizującego w stanach eksploatacyjnych

mogą wymagać ograniczenia czasu przebywania pracowników,

b)

pomiaru ogólnego poziomu promieniowania jonizującego w określonych miejscach w razie

rozpatrywanych awarii

- podające w głównej sterowni i sterowni rezerwowej lub w innym odpowiednim miejscu

kontroli informacje wystarczające do zainicjowania przez personel obiektu jądrowego,

w razie potrzeby, właściwych działań korygujących lub interwencyjnych;

2)

wyposażenie monitorujące mierzące stężenie substancji promieniotwórczych w powietrzu

w miejscach rutynowego przebywania pracowników oraz tam, gdzie poziom stężenia substancji

promieniotwórczych zawartych w powietrzu może sporadycznie wymagać wprowadzenia środków

ochronnych, zapewniające wykrywanie wysokiego stężenia substancji promieniotwórczych

oraz sygnalizację w głównej sterowni i sterowni rezerwowej lub w innych stosownych

miejscach;

3)

wyposażenie stacjonarne oraz laboratoryjne do wyznaczania we właściwym czasie stężeń

wybranych radionuklidów w systemach przetwarzania płynów, a także w próbkach gazów

i cieczy pobranych z systemów obiektu jądrowego i ze środowiska, w stanach eksploatacyjnych

i w warunkach awaryjnych;

4)

stacjonarne wyposażenie do monitorowania ścieków przed ich odprowadzeniem do środowiska;

5)

przyrządy pomiarowe do pomiaru powierzchniowych skażeń promieniotwórczych;

6)

przyrządy do monitorowania dawek indywidualnych i skażeń pracowników.

Niezależnie od monitorowania w obrębie obiektu jądrowego, o którym mowa w § 123, stosuje

się rozwiązania techniczne dla oceny ewentualnego wpływu radiologicznego tego obiektu

na otoczenie, ze szczególnym uwzględnieniem

1)

dróg przenoszenia radionuklidów do osób z ogółu ludności, włączając łańcuch pokarmowy;

2)

ewentualnych skutków radiologicznych dla lokalnych ekosystemów;

3)

potencjalnej akumulacji substancji promieniotwórczych w środowisku;

4)

możliwości istnienia nieakceptowalnych dróg uwolnień substancji promieniotwórczych

do środowiska.

1.

Przepisów niniejszego rozporządzenia nie stosuje się do obiektów jądrowych eksploatowanych

na terytorium Rzeczypospolitej Polskiej w dniu jego wejścia w życie.

2.

Do reaktora badawczego

1)

nie stosuje się § 86 ust. 2;

2)

§ 43 ust. 3 pkt 3 i § 44 stosuje się odpowiednio.

3.

Do zakładu wzbogacania izotopowego, zakładu wytwarzania paliwa jądrowego, zakładu

przerobu wypalonego paliwa jądrowego oraz do przechowalnika wypalonego paliwa jądrowego

1)

nie stosuje się § 2 pkt 2, § 25 ust. 2, § 28 ust. 1, § 29 ust. 2, § 92, § 99 ust.

2-4 i § 100;

2)

§ 43 ust. 3 pkt 3, § 44, § 78-91, § 101, § 105-107, § 114-116 stosuje się odpowiednio.

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