Rozporządzenie Rady Ministrów z dnia 11 lutego 2013 r. w sprawie wymagań dotyczących rozruchu i eksploatacji obiektów jądrowych

Użyte w rozporządzeniu określenia oznaczają

1)

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;

2)

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;

3)

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

których przekroczenie jest niedopuszczalne i które bezpośrednio wpływają na stan barier

fizycznych powstrzymujących rozprzestrzenianie się substancji promieniotwórczych (barier

ochronnych);

4)

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;

5)

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;

6)

pierwotna obudowa bezpieczeństwa reaktora - szczelną konstrukcję zaprojektowaną na

wytrzymanie granicznych parametrów projektowych określonych dla rozpatrywanych awarii;

7)

Prezes Agencji - Prezesa Państwowej Agencji Atomistyki;

8)

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;

9)

stany eksploatacyjne - normalną eksploatację i przewidywane zdarzenia eksploatacyjne;

10)

stany obiektu jądrowego - stany eksploatacyjne i warunki awaryjne;

11)

system bezpieczeństwa - system obiektu jądrowego przeznaczony do zapobieżenia wystąpieniu

lub ograniczenia skutków przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych i warunków awaryjnych,

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

bezpiecznego wyłączenia;

12)

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;

13)

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

14)

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.

1.

Rozruch i eksploatację obiektu jądrowego prowadzi się zgodnie z limitami i warunkami

eksploatacyjnymi.

2.

Limity i warunki eksploatacyjne podlegają przeglądom w toku rozruchu i eksploatacji

obiektu jądrowego.

3.

Prezes Agencji, dokonując modyfikacji limitów lub warunków eksploatacyjnych, uwzględnia

doświadczenia eksploatacyjne, modyfikacje systemów lub elementów konstrukcji lub wyposażenia

obiektu jądrowego mających istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego

i ochrony radiologicznej, wyniki nowych analiz bezpieczeństwa oraz postęp naukowo-techniczny.

4.

Opis limitów i warunków eksploatacyjnych jest udostępniany pracownikom sterowni obiektu

jądrowego w odrębnym dokumencie (specyfikacji technicznej dla - odpowiednio - rozruchu

lub eksploatacji).

5.

Do wniosku o modyfikację limitów i warunków eksploatacyjnych jest dołączana szczegółowa

propozycja modyfikacji wraz z uzasadnieniem jej dokonania.

6.

Do wniosku o wydanie zgody na modernizację systemu lub elementu konstrukcji lub wyposażenia

obiektu jądrowego jest dołączana szczegółowa dokumentacja proponowanej modernizacji

wraz z uzasadnieniem dokonania modernizacji.

1.

Limity i warunki eksploatacyjne obejmują wszystkie tryby normalnej eksploatacji obiektu

jądrowego, w szczególności pracę na mocy, stany podkrytyczne reaktora i przeładunek

paliwa jądrowego, oraz przejścia pomiędzy tymi trybami.

2.

Limity i warunki eksploatacyjne zawierają co najmniej

1)

limity (granice) bezpieczeństwa;

2)

graniczne wartości nastaw systemów bezpieczeństwa;

3)

limity i warunki dla normalnej eksploatacji;

4)

wymagania dotyczące kontroli i nadzoru nad systemami oraz elementami konstrukcji i

wyposażenia obiektu jądrowego mającymi istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa

jądrowego i ochrony radiologicznej;

5)

minimalną wymaganą obsadę pracowników eksploatacyjnych, w tym pracowników sterowni.

1.

Limity (granice) bezpieczeństwa są ustalane z zastosowaniem zachowawczego podejścia

uwzględniającego niepewności analiz bezpieczeństwa.

2.

W przypadku przekroczenia limitów (granic) bezpieczeństwa w toku rozruchu lub eksploatacji

elektrowni jądrowej lub reaktora badawczego niezwłocznie wyłącza się reaktor.

Limity i warunki dla normalnej eksploatacji określają warunki bezpiecznej eksploatacji

obiektu jądrowego we wszystkich trybach jego normalnej eksploatacji. Obejmują one

w szczególności

1)

zakresy i szybkości dopuszczalnych zmian parametrów fizycznych i technologicznych

obiektu jądrowego;

2)

wymagania dotyczące dyspozycyjności funkcjonalnej i wydajności systemów oraz elementów

wyposażenia obiektu jądrowego mających istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa

jądrowego i ochrony radiologicznej, tak żeby mogły one wypełniać funkcje bezpieczeństwa

w określonych warunkach;

3)

działania, jakie należy podjąć na wypadek, gdy wymagania, o których mowa w pkt 2,

nie są spełnione, oraz czas w jakim należy te działania podjąć.

1.

W sytuacji, w której jednostka organizacyjna posiadająca zezwolenie na rozruch lub

eksploatację obiektu jądrowego nie jest w stanie zapewnić pracy obiektu jądrowego

zgodnej z limitami i warunkami dla normalnej eksploatacji, a także w przypadku gdy

obiekt jądrowy zachowuje się w sposób nieoczekiwany, niezwłocznie podejmuje się działania

mające na celu doprowadzenie obiektu do stanu bezpiecznego.

2.

Obiekt jądrowy nie może być ponownie uruchomiony po nieplanowanym wyłączeniu, zanim

nie zostanie wykazane, że takie uruchomienie jest bezpieczne.

Jeżeli okoliczności wymagają pracy obiektu jądrowego poza limitami i warunkami dla

normalnej eksploatacji, to eksploatację prowadzi się zgodnie z zatwierdzoną przez

Prezesa Agencji instrukcją, opracowaną przez kierownika jednostki organizacyjnej na

podstawie analizy bezpieczeństwa, obejmującą także działania mające na celu przywrócenie

stanu normalnej eksploatacji obiektu jądrowego.

W celu zapewnienia właściwego poziomu bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej

na etapie rozruchu oraz na etapie eksploatacji obiektu jądrowego, w jednostce organizacyjnej

posiadającej zezwolenie na rozruch lub eksploatację obiektu jądrowego w szczególności

1)

decyzje w sprawach bezpieczeństwa jądrowego są podejmowane po przeprowadzeniu analiz

uwzględniających wszelkie aspekty związane z bezpieczeństwem jądrowym;

2)

zapewnia się wystarczającą liczbę pracowników o kwalifikacjach i doświadczeniu zawodowym

odpowiednich do realizowanych zadań, przy czym

a)

liczba pracowników oraz ich kwalifikacje wymagane do prowadzenia bezpiecznej eksploatacji

są systematycznie weryfikowane i dokumentowane,

b)

obsady pracownikami stanowisk istotnych dla bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej

dokonuje się z uwzględnieniem długoterminowego planu,

c)

zmiany liczby pracowników, które mogłyby mieć istotne znaczenie dla bezpieczeństwa

jądrowego i ochrony radiologicznej, są planowane z wyprzedzeniem oraz oceniane po

ich wdrożeniu;

3)

wszelkie działania mające istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego

lub ochrony radiologicznej prowadzi się zgodnie z procedurami rozruchowymi lub eksploatacyjnymi;

4)

jeżeli z przeprowadzonej oceny bezpieczeństwa wynika, że jest dopuszczalne wykonanie

nierutynowych testów lub czynności uznanych za potrzebne, które nie są objęte procedurami

rozruchowymi lub eksploatacyjnymi, to wykonuje się je zgodnie z procedurą wykonywania

nierutynowych testów lub czynności zatwierdzoną przez Prezesa Agencji;

5)

zapewnia się niezbędne wyposażenie i właściwe warunki w miejscu pracy dla bezpiecznego

wykonywania zadań przez pracowników obiektu jądrowego;

6)

istnieje odpowiedni system przeglądu i oceny umożliwiający stałe monitorowanie zagadnień

bezpieczeństwa jądrowego oraz przeprowadzanie ocen okresowych bezpieczeństwa jądrowego;

7)

prowadzone są systematyczne analizy doświadczeń eksploatacyjnych, rozwoju międzynarodowych

wymagań bezpieczeństwa, postępu technologicznego i nowej wiedzy, a wnioski z tych

analiz są stosowane dla poprawy stanu bezpieczeństwa obiektu jądrowego;

8)

zarządzanie konfiguracją obiektu jądrowego zapewnia spójność pomiędzy wymaganiami

projektowymi, fizyczną konfiguracją obiektu oraz jego dokumentacją i obejmuje w szczególności

zarządzanie zmianami konfiguracji obiektu wynikającymi z prowadzonych czynności utrzymania,

prób, remontów, limitów i warunków eksploatacyjnych oraz modernizacji lub modyfikacji

systemów lub elementów konstrukcji lub wyposażenia obiektu jądrowego;

9)

wykonywane czynności oraz procesy zachodzące w obiekcie jądrowym, w tym działania

dostawców i wykonawców systemów oraz elementów konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego,

mogące mieć wpływ na bezpieczną eksploatację obiektu, są kontrolowane z wykorzystaniem

zintegrowanego systemu zarządzania;

10)

nie prowadzi się eksperymentów mogących mieć negatywny wpływ na bezpieczeństwo jądrowe

lub ochronę radiologiczną;

11)

prowadzi się systematyczne oceny w celu potwierdzenia - w szczególności poprzez odpowiednie

badania kwalifikacyjne - że systemy oraz elementy konstrukcji i wyposażenia obiektu

jądrowego mające istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony

radiologicznej są zdolne funkcjonować zgodnie z wymaganiami projektowymi w stanach

eksploatacyjnych i warunkach awaryjnych.

1.

W toku rozruchu i eksploatacji obiektu jądrowego we wszystkich stanach eksploatacyjnych

obiektu jądrowego zapewnia się spełnienie wymagań ochrony radiologicznej służących

wdrożeniu zasady optymalizacji, o której mowa w art. 9 ustawy, w szczególności poprzez

1)

podział lokalizacji miejsc pracy oraz kontrolę dostępu pracowników i ruchu substancji

promieniotwórczych oraz uzyskiwanie informacji o rzeczywistych mocach dawki i skażeniach

promieniotwórczych;

2)

określenie zasad współpracy w opracowywaniu procedur ruchowych i utrzymania dla prac

w warunkach narażenia na promieniowanie jonizujące;

3)

stosowanie aparatury pomiarowej i sprzętu do monitorowania zagrożenia;

4)

stosowanie środków ochrony indywidualnej i zbiorowej pracowników;

5)

szkolenie pracowników obiektu jądrowego i pracowników zewnętrznych w zakresie ochrony

radiologicznej;

6)

monitoring radiologiczny na terenie obiektu jądrowego;

7)

dekontaminację osób, systemów oraz elementów konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego.

2.

W całym okresie rozruchu i eksploatacji obiektu jądrowego zapewnia się, że inspektor

ochrony radiologicznej oraz wyodrębniona organizacyjnie służba ochrony radiologicznej

1)

zachowują niezależność od komórek organizacyjnych odpowiedzialnych za eksploatację

obiektu jądrowego, zwłaszcza odnośnie do proponowania środków i działań mających na

celu zapewnienie ochrony radiologicznej;

2)

posiadają wystarczające środki do realizacji swoich zadań.

3.

W toku rozruchu i eksploatacji obiektu jądrowego weryfikuje się prawidłowość wdrożenia

zintegrowanego systemu zarządzania w zakresie ochrony radiologicznej oraz ocenia się,

czy spełnia on założone cele, i w razie potrzeby podejmuje się odpowiednie działania

korygujące i aktualizujące w zakresie jego wdrożenia, w świetle doświadczeń eksploatacyjnych.

W jednostce organizacyjnej posiadającej zezwolenie na rozruch lub eksploatację obiektu

jądrowego gromadzenie, segregowanie, przetwarzanie, przemieszczanie i przechowywanie

na terenie obiektu oraz przygotowanie do transportu poza teren obiektu jądrowego odpadów

promieniotwórczych i wypalonego paliwa jądrowego w toku rozruchu lub eksploatacji

obiektu jądrowego następuje zgodnie z programem bezpiecznej gospodarki odpadami promieniotwórczymi

i wypalonym paliwem jądrowym, stanowiącym część opisu procesów zachodzących w jednostce

organizacyjnej, o którym mowa w art. 36k ust. 2 pkt 7 ustawy.

1.

W jednostce organizacyjnej posiadającej zezwolenie na rozruch lub eksploatację obiektu

jądrowego w toku rozruchu lub eksploatacji obiektu jądrowego

1)

prowadzi się

a)

monitoring uwolnień substancji promieniotwórczych do środowiska w celu sprawdzenia,

czy roczne dawki skuteczne (efektywne) od wszystkich dróg narażenia, otrzymywane przez

osoby z ogółu ludności, są utrzymywane na minimalnym rozsądnie osiągalnym poziomie,

oraz

b)

systematyczne analizy wyników tego monitoringu;

2)

przedstawia się analizy, o których mowa w ust. 1 lit. b, na żądanie Prezesa Agencji.

2.

W jednostce organizacyjnej posiadającej zezwolenie na rozruch lub eksploatację obiektu

jądrowego w toku rozruchu i eksploatacji obiektu jądrowego prowadzi się w otoczeniu

obiektu jądrowego monitoring radiologiczny środowiska w celu oceny wpływu radiologicznego

uwolnień substancji promieniotwórczych na środowisko, zgodnie z programem opracowanym

przez kierownika jednostki organizacyjnej posiadającej zezwolenie na rozruch lub eksploatację

obiektu jądrowego.

W toku rozruchu i eksploatacji obiektu jądrowego regulację oraz kontrolę reżimu wodno-chemicznego

i radiochemicznego systemów i elementów wyposażenia obiektu jądrowego prowadzi się

zgodnie z programem opracowanym przez kierownika jednostki organizacyjnej posiadającej

zezwolenie na rozruch lub eksploatację obiektu jądrowego.

W toku rozruchu i eksploatacji obiektu jądrowego część obiektu jądrowego, w której

są prowadzone roboty budowlano-montażowe, oddziela się od pozostałej części obiektu

jądrowego poddawanego rozruchowi albo będącego w eksploatacji, w szczególności od

jądrowego bloku energetycznego, tak żeby prowadzone roboty oraz ewentualne wypadki

i awarie związane z budową nie miały negatywnego wpływu na bezpieczeństwo jądrowe

lub ochronę radiologiczną części obiektu, w której te prace nie są prowadzone.

Przez cały okres rozruchu i eksploatacji obiektu jądrowego zapewnia się środki dla

zapobiegania pożarom, wykrywania i szybkiego gaszenia pożarów oraz zapobiegania ich

rozprzestrzenianiu się i oddziaływaniu na miejsca, gdzie mogłyby one zagrozić bezpieczeństwu

jądrowemu lub ochronie radiologicznej, zgodnie z sekwencją poziomów bezpieczeństwa,

na podstawie programu ochrony przeciwpożarowej wdrożonego przed rozpoczęciem rozruchu

obiektu jądrowego.

W obiekcie jądrowym wdraża się procedury dla zapewnienia kontroli i minimalizowania

ilości materiałów palnych oraz zminimalizowania potencjalnych źródeł ognia, które

mogłyby uszkodzić w toku rozruchu lub eksploatacji obiektu jądrowego systemy, elementy

konstrukcji lub wyposażenia obiektu jądrowego mające istotne znaczenie dla zapewnienia

bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej. Wdraża się także odpowiednie procedury

stosowania środków takich, jak kontrole stanu technicznego, czynności konserwacyjno-remontowe,

testy sprawności technicznej i funkcjonalnej barier przeciwpożarowych oraz wyposażenia

do wykrywania i gaszenia pożarów.

W obiekcie jądrowym zapewnia się wymagane urządzenia przeciwpożarowe i gaśnice oraz

prowadzi się szkolenia pracowników w zakresie środków ochrony przeciwpożarowej i postępowania

na wypadek pożaru. Ponadto opracowuje się i aktualizuje procedury określające obowiązki

i działania pracowników obiektu jądrowego w razie pożaru powstałego w toku rozruchu

lub eksploatacji obiektu jądrowego.

1.

Na terenie obiektu jądrowego, na którego rozruch lub eksploatację zostało wydane zezwolenie,

tworzy się, zgodnie z przepisami o ochronie przeciwpożarowej, zakładową straż pożarną

z odpowiednią liczbą pracowników i niezbędnym wyposażeniem.

2.

Gaszenie pożarów w obiekcie jądrowym w toku jego rozruchu i eksploatacji jest objęte

planem działań ratowniczo-gaśniczych opracowanym i aktualizowanym przez kierownika

jednostki organizacyjnej, uzgodnionym z właściwym komendantem wojewódzkim Państwowej

Straży Pożarnej, uwzględniającym strategię gaszenia pożarów w obiekcie jądrowym, obejmującym

każdą ze stref, w których pożar mógłby uszkodzić systemy, elementy konstrukcji lub

wyposażenia obiektu jądrowego, mające istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa

jądrowego i ochrony radiologicznej.

1.

Przed rozpoczęciem rozruchu obiektu jądrowego przeprowadza się ćwiczenia awaryjne

w jednostce organizacyjnej wykonującej działalność polegającą na rozruchu obiektu

jądrowego w celu przetestowania zakładowego planu postępowania awaryjnego.

2.

W toku rozruchu i eksploatacji obiektu jądrowego przeprowadza się szkolenia pracowników

obiektu jądrowego w zakresie ich obowiązków na wypadek awarii oraz prowadzenia okresowych

ćwiczeń awaryjnych, opartych na realistycznych scenariuszach - uwzględniających połączenia

zagrożeń jądrowych z niejądrowymi, takich jak pożar w połączeniu ze znaczącymi poziomami

promieniowania lub skażeń promieniotwórczych, wydzielenie gazów trujących lub duszących

w połączeniu z promieniowaniem lub skażeniami.

1.

W reaktorze jest dopuszczalne w toku rozruchu i eksploatacji obiektu jądrowego stosowanie

jedynie paliwa jądrowego o konstrukcji, rodzaju i wzbogaceniu określonych w zezwoleniu

na rozruch lub eksploatację obiektu jądrowego.

2.

Gospodarkę paliwem jądrowym w rdzeniu reaktora w toku rozruchu lub eksploatacji elektrowni

jądrowej lub reaktora badawczego prowadzi się zgodnie ze specyfikacjami technicznymi

oraz procedurami zakupu, załadunku oraz przeładunku paliwa, prowadzenia kampanii paliwowej,

wyładunku, prowadzenia badań i kontroli paliwa jądrowego oraz elementów rdzenia reaktora,

w tym wykrywania degradacji elementów paliwowych lub prętów regulacyjnych, wchodzącymi

w skład odpowiednio procedur rozruchowych lub procedur eksploatacyjnych obiektu jądrowego.

3.

W elektrowni jądrowej i reaktorze badawczym określoną partię paliwa jądrowego załadowuje

się do reaktora oraz wyładowuje z niego zgodnie z programem przeładunku paliwa jądrowego

zatwierdzonym przez Prezesa Agencji.

4.

Stan rdzenia reaktora podczas przeładunku paliwa jądrowego jest stale monitorowany,

a program przeładunku paliwa jądrowego podlega w razie konieczności przeglądowi i

modyfikacjom, zatwierdzanym przez Prezesa Agencji.

5.

Po zakończeniu przeładunku paliwa jądrowego i przed uruchomieniem reaktora przeprowadza

się testy w celu sprawdzenia, czy rdzeń reaktora funkcjonuje zgodnie z założeniami

projektowymi.

1.

Poczynając od pierwszego przywiezienia paliwa jądrowego na teren obiektu jądrowego,

stosuje się w obiekcie jądrowym odpowiednie środki postępowania awaryjnego.

2.

Pełne wdrożenie procedur awaryjnych w elektrowni jądrowej i reaktorze badawczym następuje

przed rozpoczęciem pierwszego załadunku paliwa jądrowego do rdzenia reaktora.

3.

Aparatura pomiarowa, narzędzia, urządzenia, dokumentacja i środki łączności przewidziane

do użycia w sytuacjach awaryjnych są dostępne oraz utrzymywane w dobrym stanie technicznym

i przechowywane w taki sposób, żeby nie zostały one uszkodzone lub nie stały się niedostępne

na skutek awarii.

Sposoby zapewnienia minimalizacji zagrożeń niezwiązanych z promieniowaniem jonizującym

dla pracowników obiektu jądrowego, pracowników zewnętrznych oraz innych osób wchodzących

na teren obiektu jądrowego opisuje się w programie minimalizacji zagrożeń opracowanym

przez kierownika jednostki organizacyjnej posiadającej zezwolenie na rozruch lub eksploatację

obiektu jądrowego.

W programie rozruchu obiektu jądrowego, o którym mowa w art. 37a ust. 2 ustawy, określa

się

1)

organizację prac rozruchowych z podziałem na etapy rozruchu;

2)

programy poszczególnych etapów rozruchu obiektu jądrowego.

1.

Prace rozruchowe w obiekcie jądrowym prowadzi się zgodnie z procedurami rozruchowymi

opracowanymi, weryfikowanymi, zatwierdzanymi, modyfikowanymi i uchylanymi zgodnie

z zasadami określonymi w zintegrowanym systemie zarządzania. W trakcie rozruchu -

w praktycznie możliwym zakresie - podlegają sprawdzeniu także procedury eksploatacyjne

obiektu jądrowego, w szczególności dotyczące prowadzenia ruchu obiektu jądrowego.

2.

Prezes Agencji może nakazać wprowadzenie zmian w procedurach rozruchowych, jeżeli

względy bezpieczeństwa jądrowego lub ochrony radiologicznej za tym przemawiają.

1.

W procedurach rozruchowych obiektu jądrowego przewiduje się sytuacje, w których prace

rozruchowe są wstrzymywane w celu uzyskania zgody Prezesa Agencji na ich kontynuację

(punkty zatrzymania). W szczególności jeden z punktów zatrzymania poprzedza rozpoczęcie

etapu rozruchu fizycznego reaktora, o którym mowa w § 29.

2.

Program każdego etapu rozruchu obiektu jądrowego zawiera

1)

określenie celu oraz opis metodologii prowadzenia czynności na danym etapie rozruchu

obiektu jądrowego;

2)

harmonogram czynności przedstawiający związki czasowe i logiczne pomiędzy poszczególnymi

czynnościami danego etapu rozruchu obiektu jądrowego;

3)

wymagania dotyczące przygotowań technologicznych oraz zasilania w energię;

4)

kryteria akceptacji wyników oraz opis metodologii oceny ich spełnienia;

5)

opis stanu początkowego i stanu końcowego obiektu jądrowego dla danego etapu rozruchu;

6)

opis organizacji etapu rozruchu, w szczególności: określenie wymagań dotyczących pracowników

niezbędnych do wykonania czynności na danym etapie rozruchu, wskazanie pracowników

odpowiedzialnych za wykonywanie czynności, kierowanie czynnościami i ich ocenę, uprawnienia

i zakresy odpowiedzialności tych osób;

7)

określenie sposobu przejścia do następnego etapu rozruchu;

8)

programy wykonywania czynności na danym etapie rozruchu, zawierające w szczególności

a)

określenie celu oraz opis metodologii wykonania czynności,

b)

wymagania dotyczące przygotowań technologicznych oraz zasilania w energię,

c)

kryteria akceptacji wyników oraz opis metodologii oceny ich spełnienia,

d)

opis stanu początkowego i stanu końcowego obiektu jądrowego dla danej czynności.

Przed rozpoczęciem kolejnego etapu rozruchu obiektu jądrowego przeprowadza się weryfikację

przygotowania obiektu jądrowego do danego etapu rozruchu, sprawdzając w szczególności

1)

zakończenie testów wymaganych na poprzednim etapie rozruchu;

2)

wypełnienie kryteriów odbioru testów wymaganych na poprzednim etapie rozruchu;

3)

przygotowanie pracowników, posiadanie przez nich odpowiedniego wyposażenia oraz przygotowanie

odpowiednich systemów oraz elementów konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego do

rozpoczęcia danego etapu rozruchu - zgodnie z wymaganiami określonymi w programie

rozruchu obiektu jądrowego;

4)

kompletność i poprawność dokumentacji systemów oraz elementów konstrukcji i wyposażenia

obiektu jądrowego poddawanych rozruchowi na danym etapie rozruchu;

5)

spełnienie wymagań programu zapewnienia jakości dla danego etapu rozruchu;

6)

udokumentowanie spełniania wymagań i warunków uprzednio określonych przez Prezesa

Agencji lub Prezesa Urzędu Dozoru Technicznego.

1.

W razie wystąpienia w trakcie prowadzenia testów rozruchowych stanu obiektu jądrowego,

w którym istnieje możliwość powstania zagrożenia bezpieczeństwa jądrowego, niezwłocznie

wstrzymuje się prowadzone testy i doprowadza obiekt do stanu bezpiecznego oraz niezwłocznie

powiadamia Prezesa Agencji o zaistniałej sytuacji.

2.

Wznowienie wstrzymanych testów jest dopuszczalne po zbadaniu i wyjaśnieniu przyczyn

zdarzenia i po uzyskaniu zgody Prezesa Agencji.

Testy rozruchowe obiektu jądrowego, wymagane na poszczególnych etapach rozruchu, obejmują

1)

testy przedeksploatacyjne systemów oraz elementów konstrukcji i wyposażenia obiektu

jądrowego, w szczególności

a)

sprawdzenia i próby funkcjonalne poszczególnych urządzeń, konstrukcji i podsystemów,

zwłaszcza armatury, silników, generatorów, pomp, wentylatorów, dmuchaw, rurociągów,

zbiorników ciśnieniowych, aparatury kontrolno-pomiarowej i sterowania, w tym napięcia,

prądu, częstotliwości, działania wyłączników, szynoprzewodów, nastaw systemów bezpieczeństwa,

funkcjonowania blokad, kalibracji przyrządów,

b)

obiegu chłodzenia reaktora i jego urządzeń,

c)

systemu moderatora i jego urządzeń (w przypadku reaktorów kanałowych),

d)

systemu sterowania reaktywnością,

e)

systemu zabezpieczeń reaktora,

f)

systemu konwersji energii (obiegu czynnika roboczego),

g)

systemów pomocniczych obiektu jądrowego, w tym systemów wody chłodzącej,

h)

systemów elektrycznych,

i)

systemu obudowy bezpieczeństwa reaktora, w tym zwłaszcza

-

testy szczelności (cząstkowe i integralne) oraz wytrzymałości konstrukcyjnej na nadciśnienie

lub podciśnienie wewnętrzne,

-

testy funkcjonalne armatury odcinającej i systemu logicznego inicjującego odcięcie

obudowy,

-

testy systemów pomocniczych obudowy bezpieczeństwa reaktora,

j)

systemów gospodarki odpadami promieniotwórczymi i wypalonym paliwem jądrowym, z włączeniem

systemów automatycznego odcinania i zabezpieczających, oraz aparatury kontrolno-pomiarowej

i sygnalizacyjnej,

k)

systemów pomiarów i sterowania, w tym zwłaszcza

-

testy obejmujące funkcje sterowania podczas normalnej eksploatacji oraz aparaturę

sygnalizacji odchyleń od normalnej eksploatacji, przeprowadzane dla pełnego projektowego

zakresu warunków eksploatacyjnych,

-

symulację granicznych niesprawności i uszkodzeń systemów pomiarów i sterowania,

-

testy obejmujące środki ochronne dla zapewnienia integralności systemu pomiarów i

sterowania,

l)

systemów przeciwpożarowych,

m)

systemów bezpieczeństwa, w tym zwłaszcza

-

systemów awaryjnego chłodzenia rdzenia reaktora wraz z systemami pomocniczymi zapewniającymi

ich funkcjonowanie, w szczególności takimi jak: chłodzenie, zasilanie elektryczne,

smarowanie,

-

systemu automatycznej redukcji ciśnienia w obiegu chłodzenia reaktora,

-

systemów poawaryjnego chłodzenia obudowy bezpieczeństwa reaktora, zraszania i wentylacji

recyrkulacyjnej, redukcji i kontroli stężenia gazów palnych w obudowie bezpieczeństwa

reaktora,

-

innych systemów, w zależności od rozwiązań projektowych obiektu, w szczególności awaryjnego

systemu wody zasilającej,

n)

wstępne uruchomienie systemów zawierających płyny i systemów pomocniczych, a zwłaszcza

wykonanie prób ciśnieniowych obiegu chłodzenia reaktora i obiegu czynnika roboczego,

wraz z ich systemami pomocniczymi (próby funkcjonalne na zimno),

o)

symulację warunków eksploatacyjnych obiektu jądrowego w praktycznie możliwym zakresie,

łącznie z przewidywanymi zdarzeniami eksploatacyjnymi, przy typowych temperaturach,

ciśnieniach i natężeniach przepływu (próby funkcjonalne na gorąco);

2)

testy na etapie rozruchu fizycznego reaktora, obejmujące

a)

testy załadunku paliwa i podkrytyczności,

b)

początkowe testy krytyczności i pracy na niskiej mocy;

3)

testy mocy na etapie rozruchu energetycznego reaktora, podczas których stopniowo podwyższa

się moc reaktora do 10, 25, 50, 75, 90 i 100% mocy nominalnej, aż po ruch próbny obiektu

jądrowego przy mocy nominalnej.

1.

Podczas testów przedeksploatacyjnych systemów oraz elementów konstrukcji i wyposażenia

obiektu jądrowego w szczególności sprawdza się

1)

efektywność izolacji cieplnej oraz funkcjonowania systemów odprowadzających ciepło;

2)

wielkości natężenia przepływu, drgania, luzy oraz inne środki kompensacji rozszerzalności

cieplnej, a także działanie aparatury pomiarowej i innego wyposażenia w wysokich temperaturach;

3)

poprawność instrukcji i procedur ruchowych.

2.

Próby funkcjonalne na gorąco prowadzi się tak długo, aż zostanie osiągnięty stan ustalony,

w którym jest możliwe sprawdzenie, czy systemy oraz elementy konstrukcji i wyposażenia

obiektu jądrowego działają zgodnie ze specyfikacjami technicznymi (warunkami projektowymi).

1.

Początkiem etapu rozruchu fizycznego reaktora jest rozpoczęcie załadunku paliwa jądrowego

do rdzenia reaktora.

2.

Testy prowadzone na etapie rozruchu fizycznego reaktora mają wykazać prawidłowość

załadunku paliwa jądrowego i charakterystyk neutronowo-fizycznych rdzenia reaktora

oraz realizację określonych funkcji bezpieczeństwa zależnych od charakterystyk neutronowo-fizycznych.

3.

Po zakończeniu załadunku paliwa jądrowego do rdzenia reaktora i w stanie podkrytycznym

reaktora, dla upewnienia się, że paliwo jądrowe zostało załadowane zgodnie z zaprojektowanym

układem rdzenia reaktora, dla którego wykonano odpowiednie analizy bezpieczeństwa,

dla potwierdzenia, że reaktor jest w stanie odpowiednim do uruchomienia oraz że zostały

spełnione warunki pozwalające na wprowadzenie reaktora w stan krytyczny, prowadzi

się testy i pomiary obejmujące w szczególności sprawdzenie

1)

przepływów chłodziwa,

2)

aparatury pomiarowej;

3)

napędów prętów regulacyjnych i prętów bezpieczeństwa;

4)

automatycznego wprowadzania i wyprowadzania prętów regulacyjnych i prętów bezpieczeństwa

do i z rdzenia reaktora;

5)

systemu zabezpieczeń reaktora;

6)

systemu pomiarów wewnątrzreaktorowych.

4.

Początkowe testy krytyczności i pracy na niskiej mocy wykonuje się dla potwierdzenia,

że funkcjonowanie rdzenia reaktora jest zgodne z projektem, rdzeń reaktora jest w

stanie odpowiednim do pracy na wyższych poziomach mocy, charakterystyki obiegu chłodzenia

reaktora, systemów sterowania reaktywnością oraz skuteczność osłon są właściwe z punktu

widzenia bezpieczeństwa jądrowego, a charakterystyki neutronowo-fizyczne rdzenia reaktora

są zgodne z przewidzianymi w projekcie. Testy te obejmują w szczególności

1)

zachowanie się i charakterystyki rdzenia reaktora;

2)

parametry fizyczne reaktora - w tym współczynniki reaktywności;

3)

funkcjonowanie obiegu chłodzenia reaktora, systemu sterowania reaktywnością oraz skuteczność

osłon.

5.

Podczas prowadzenia testów, o których mowa w ust. 4, nastawy zadziałania systemu zabezpieczeń

reaktora przed niepożądanymi zmianami strumienia neutronów ustawia się na poziomie

zachowawczym.

1.

Na etapie rozruchu energetycznego na każdym poziomie mocy, o którym mowa w § 27 pkt

3, i podczas ruchu próbnego jądrowego bloku energetycznego lub reaktora badawczego

wykonuje się testy i pomiary mające wykazać, że jądrowy blok energetyczny lub reaktor

badawczy może być bezpiecznie eksploatowany i będzie pracował zgodnie z projektem

zarówno w warunkach normalnej eksploatacji, jak też podczas przewidywanych zdarzeń

eksploatacyjnych i po przewidywanych zdarzeniach eksploatacyjnych, w tym w szczególności

przeprowadza się automatyczne wyłączenia reaktora przez system zabezpieczeń i zrzuty

obciążenia przy różnych poziomach mocy.

2.

Pod koniec rozruchu energetycznego jądrowego bloku energetycznego lub reaktora badawczego

przeprowadza się ocenę uzyskanych wyników dla potwierdzenia, czy limity i warunki

eksploatacyjne są właściwe i możliwe do stosowania w praktyce, oraz dla określenia

ewentualnych ograniczeń dla eksploatacji, których konieczność wprowadzenia wykazały

testy i pomiary rozruchowe.

1.

Dokumentacja rozruchowa obiektu jądrowego zawiera w szczególności

1)

program rozruchu obiektu jądrowego;

2)

protokoły testów przeprowadzonych na poszczególnych etapach rozruchu obiektu jądrowego

- potwierdzające ich wykonanie zgodnie z procedurami rozruchowymi albo określające

ewentualne odstępstwa lub ograniczenia w odniesieniu do tych procedur, uwagi lub zastrzeżenia;

3)

protokoły zakończenia poszczególnych etapów rozruchu obiektu jądrowego - zawierające

wyniki testów i pomiarów, ze wskazaniem ewentualnych niezgodności, uwag lub zastrzeżeń,

a także zawierające wykaz przeprowadzonych testów i pomiarów;

4)

protokoły zatwierdzenia poszczególnych etapów rozruchu obiektu jądrowego sporządzone

przez kierownika jednostki organizacyjnej;

5)

raporty z poszczególnych etapów rozruchu obiektu jądrowego oraz z poszczególnych czynności

i prac rozruchowych, w szczególności testów i pomiarów, sporządzone przez pracowników

odpowiedzialnych za poszczególne czynności prowadzone na etapie rozruchu obiektu jądrowego

i zatwierdzane przez osobę kierującą rozruchem obiektu jądrowego.

2.

Do protokołów, o których mowa w ust. 1 pkt 2-4, dołącza się robocze sprawozdania z

wykonanych prac, zawierające uzyskane wyniki testów i pomiarów, oraz oceny tych wyników.

3.

Raporty, o których mowa w ust. 1 pkt 5, zawierają co najmniej

1)

określenie celu testu lub pomiaru;

2

wskazanie procedur prowadzenia testów lub pomiarów;

3)

opis wykonania testu lub pomiaru, w szczególności: stanu początkowego i końcowego

obiektu jądrowego, rzeczywistych zaistniałych ograniczeń oraz napotkanych trudności

i działań podjętych w celu ich przezwyciężenia, łącznie z wszelkimi modyfikacjami

wprowadzonymi w obiekcie jądrowym lub procedurach rozruchowych;

4)

opis i specyfikację sprzętu zastosowanego przy wykonywaniu testu lub pomiaru;

5)

podsumowanie uzyskanych danych i ich analizę;

6)

ocenę wyników testu lub pomiaru, łącznie ze stwierdzeniami o spełnieniu kryteriów

akceptacji (odbioru);

7)

wnioski;

8)

oznaczenie identyfikacyjne raportu;

9)

podpis osoby, która sporządziła raport.

1.

Po zakończeniu ostatniego etapu rozruchu obiektu jądrowego na podstawie dokumentacji

rozruchowej, o której mowa w § 31, sporządza się raport z rozruchu obiektu jądrowego,

który zawiera

1)

zbiorczy opis etapów rozruchu obiektu jądrowego z wyspecyfikowaniem rodzajów wykonanych

testów i pomiarów;

2)

oświadczenie o zakończeniu rozruchu i wykonaniu wszystkich czynności i prac przewidzianych

w programie rozruchu, w tym testów i pomiarów;

3)

zestawienie wyników testów i pomiarów mających istotne znaczenie dla oceny prawidłowości

przeprowadzenia rozruchu obiektu jądrowego, wraz z ich ocenami i wnioskami, obejmujące,

jeżeli jest to właściwe, w szczególności

a)

charakterystyki neutronowo-fizyczne i cieplno-przepływowe rdzenia reaktora oraz systemów

sterowania reaktywnością,

b)

charakterystyki obiegu chłodzenia reaktora,

c)

charakterystyki systemów bezpieczeństwa: systemu awaryjnego chłodzenia reaktora, systemu

obudowy bezpieczeństwa reaktora oraz innych systemów i urządzeń (zależnie od rozwiązań

projektowych);

4)

wskazanie limitów i warunków eksploatacyjnych obiektu jądrowego, zweryfikowanych na

podstawie wyników testów rozruchowych, wraz z ich opisem;

5)

podsumowanie i wnioski końcowe.

2.

Do raportu z rozruchu mogą być załączone raporty, o których mowa w § 31 ust. 1 pkt

5.

1.

Eksploatację obiektu jądrowego prowadzi się zgodnie z procedurami eksploatacyjnymi

opracowanymi, weryfikowanymi, zatwierdzanymi, modyfikowanymi i uchylanymi zgodnie

z zasadami określonymi w zintegrowanym systemie zarządzania.

2.

Procedury eksploatacyjne obiektu jądrowego opracowuje się na podstawie dokumentacji

projektowej, w szczególności raportu bezpieczeństwa, a także w oparciu o limity i

warunki eksploatacyjne oraz wyniki rozruchu obiektu jądrowego.

3.

Procedury eksploatacyjne obiektu jądrowego opracowuje się dla poszczególnych stanów

obiektu jądrowego.

4.

Procedury eksploatacyjne obiektu jądrowego są na stałe udostępnione pracownikom obiektu

jądrowego, a organom dozoru jądrowego na żądanie.

5.

Prezes Agencji może nakazać wprowadzenie zmian w procedurach eksploatacyjnych, jeżeli

względy bezpieczeństwa jądrowego lub ochrony radiologicznej za tym przemawiają.

1.

W ramach opisu odpowiedzialności, obowiązków, uprawnień i wzajemnych oddziaływań w

dziedzinach zarządzania, realizacji i ocen, o którym mowa w art. 36k ust. 2 pkt 5

ustawy, określa się w szczególności

1)

pracowników sterowni oraz pracowników dozoru ruchu kierujących wyłączeniem reaktora

ze względów bezpieczeństwa, a także zakresy ich odpowiedzialności i uprawnień;

2)

pracowników uprawnionych do ponownego uruchomienia reaktora po zaistnieniu odchyleń

od normalnej eksploatacji, które doprowadziły do jego wyłączenia lub dłuższego okresu

postoju w celu dokonania napraw, a także zakresy ich odpowiedzialności i uprawnień.

2.

Sposób postępowania w sytuacji, gdy pracownicy eksploatacji stwierdzą, że stan lub

warunki działania systemów lub elementów konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego

nie są zgodne z procedurami eksploatacyjnymi, określa się na piśmie.

Procedury eksploatacyjne obowiązujące w jednostce organizacyjnej przewidują rozwiązania

wykluczające możliwość zaistnienia niekontrolowanej reakcji łańcuchowej rozszczepienia,

degradacji paliwa jądrowego oraz niekontrolowanych uwolnień substancji promieniotwórczych

do środowiska.

1.

Rozpoczęcie uruchomienia obiektu jądrowego po przeładunku paliwa do stanu krytycznego

reaktora jest dopuszczalne, jeżeli systemy oraz elementy konstrukcji i wyposażenia

obiektu jądrowego niezbędne do eksploatacji obiektu jądrowego są w stanie sprawności

funkcjonalnej wystarczającej dla zapewnienia niezawodnej i bezpiecznej pracy obiektu

jądrowego zgodnie z projektem, raportem bezpieczeństwa, limitami i warunkami eksploatacyjnymi,

a także innymi wymaganiami wynikającymi z zezwolenia na eksploatację obiektu jądrowego

i obowiązujących przepisów.

2.

Przed rozpoczęciem uruchomienia obiektu jądrowego do stanu krytycznego reaktora sprawdza

się

1)

czy zostały zakończone czynności i testy związane z przeładunkiem paliwa oraz czynności

utrzymania i remontów;

2)

czy zostały spełnione kryteria odbioru czynności i testów, o których mowa w pkt 1;

3)

gotowość obiektu jądrowego i jego pracowników do uruchomienia reaktora do stanu krytycznego

i dalszej pracy na mocy.

3.

Przed uruchomieniem obiektu jądrowego do stanu krytycznego reaktora po przeładunku

paliwa przedkłada się Prezesowi Agencji, w terminie określonym w zezwoleniu na eksploatację

obiektu jądrowego

1)

charakterystyki neutronowo-fizyczne rdzenia reaktora;

2)

dokumenty poświadczające gotowość obiektu jądrowego do uruchomienia po przeładunku

paliwa, obejmujące

a)

proponowane uzupełnienia i poprawki do raportu bezpieczeństwa,

b)

propozycje zmian limitów i warunków eksploatacyjnych, a także procedur eksploatacyjnych,

c)

dokumentację testów i gotowości eksploatacyjnej elementów wyposażenia obiektu jądrowego

mających istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej,

a także dokumentację z kontroli tych elementów,

d)

dokument podsumowujący sprawdzenie gotowości obiektu jądrowego i pracowników do dalszej

eksploatacji obiektu jądrowego;

3)

harmonogram dalszej eksploatacji obiektu jądrowego, z włączeniem programu uruchomienia

po przeładunku paliwa, obejmujący rozruch fizyczny i energetyczny.

1.

Czynności utrzymania i remontów, badań, nadzoru i kontroli systemów oraz elementów

konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego mających istotne znaczenie dla zapewnienia

bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej wykonuje się zgodnie z programem

opracowanym i wdrożonym przez kierownika jednostki organizacyjnej posiadającej zezwolenie

na eksploatację obiektu jądrowego.

2.

Program, o którym mowa w ust. 1, w szczególności

1)

uwzględnia limity i warunki eksploatacyjne, jak również inne wymagania zawarte w zezwoleniu

na eksploatację obiektu jądrowego;

2)

obejmuje

a)

systematyczne oceny w celu potwierdzenia, że systemy oraz elementy konstrukcji i wyposażenia

obiektu mające istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony

radiologicznej są w stanie wykonywać swoje funkcje w stanach eksploatacyjnych i w

warunkach awaryjnych,

b)

zarządzanie procesami starzenia obejmujące określenie skutków starzenia oraz działania

w celu zapewnienia niezawodnego wykonywania wymaganych funkcji bezpieczeństwa przez

systemy oraz elementy konstrukcji i wyposażenia w całym okresie eksploatacji obiektu

jądrowego, z uwzględnieniem w szczególności długookresowych procesów ich degradacji

zachodzących na skutek warunków eksploatacyjnych i środowiskowych.

3.

Program, o którym mowa w ust. 1, podlega okresowym przeglądom w oparciu o doświadczenia

eksploatacyjne.

1.

Czynności utrzymania i remontów, badań, nadzoru i kontroli urządzeń, systemów oraz

elementów konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego mających istotne znaczenie dla

bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej prowadzi się zgodnie z procedurami

stanowiącymi część programu, o którym mowa w § 37 ust. 1, z częstotliwością zapewniającą

niezawodność i funkcjonowanie wymaganej liczby tych systemów i elementów, zgodnie

z założeniami projektowymi oraz raportem bezpieczeństwa obiektu jądrowego.

2.

Przy określeniu częstotliwości czynności, o których mowa w ust. 1, uwzględnia się

1)

znaczenie określonych systemów oraz elementów konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego

dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej;

2)

typowy poziom niezawodności systemów oraz elementów konstrukcji i wyposażenia obiektu

jądrowego;

3)

szacowaną możliwość degradacji systemów oraz elementów konstrukcji i wyposażenia obiektu

jądrowego podczas pracy oraz charakterystyki ich starzenia;

4)

doświadczenie z eksploatacji obiektu jądrowego.

3.

Systemy oraz elementy wyposażenia obiektu jądrowego

1)

są odłączane w celu wykonania czynności utrzymania, remontów, badań, prób lub kontroli

jedynie za zgodą upoważnionych pracowników ruchu oraz zgodnie z limitami i warunkami

eksploatacyjnymi;

2)

po wykonaniu czynności utrzymania, remontów, modernizacji, modyfikacji, badań, prób

lub kontroli, nie są ponownie wprowadzane do pracy bez dokonania udokumentowanego

sprawdzenia ich konfiguracji, a gdy jest to uzasadnione - bez przeprowadzenia próby

funkcjonalnej.

1.

Po wystąpieniu jakiegokolwiek odchylenia od normalnej eksploatacji możliwości wypełniania

funkcji bezpieczeństwa i integralność konstrukcyjna wszystkich systemów oraz elementów

konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego, które zostały narażone na uszkodzenie

w wyniku tego zdarzenia, są ponownie oceniane, a w razie konieczności są dokonywane

naprawy tych systemów lub elementów.

2.

Przed wznowieniem pracy po każdym postoju reaktora, podczas którego obieg chłodzenia

reaktora był rozszczelniany albo gdy jego szczelność mogła zostać utracona przeprowadza

się próby szczelności granicy ciśnieniowej tego obiegu.

3.

Pod koniec każdego cyklu kontrolnego wynikającego z programu, o którym mowa w § 37,

poddaje się próbie ciśnieniowej granicę ciśnieniową obiegu chłodzenia reaktora.

W przypadku wprowadzenia modyfikacji organizacyjnych mających znaczenie dla bezpiecznej

eksploatacji obiektu jądrowego przedkłada się Prezesowi Agencji opisy tych modyfikacji.

1.

Projektowanie, ocena, kontrolowanie i wdrażanie wszelkich modernizacji i modyfikacji

wprowadzanych w obiekcie jądrowym w trakcie jego eksploatacji odbywa się zgodnie z

procedurą stanowiącą element zintegrowanego systemu zarządzania.

2.

Projektowane modernizacje i modyfikacje w trakcie eksploatacji obiektu jądrowego są

poddawane wszechstronnym analizom bezpieczeństwa przez podmioty niezależne od podmiotów

odpowiedzialnych za zaprojektowanie i wprowadzenie określonej zmiany.

3.

Modyfikacje tymczasowe, w tym usunięcie blokad, montaż zworek i przewodów wyprowadzających,

oznakowuje się w sposób wyraźny w miejscu ich wprowadzenia oraz w miejscu sterowania

obiektem jądrowym.

4.

Pracownicy ruchu obiektu jądrowego są niezwłocznie informowani o tymczasowych modyfikacjach

oraz o ich skutkach dla prowadzenia ruchu obiektu jądrowego.

5.

Przed ponownym uruchomieniem obiektu jądrowego po dokonaniu modernizacji lub modyfikacji

dokumenty mające istotne znaczenie dla prowadzenia ruchu obiektu jądrowego, w szczególności

procedury ruchowe dla operatorów, podlegają aktualizacji, a pracownicy obiektu jądrowego

podlegają przeszkoleniu w zakresie związanym z dokonaną modernizacją lub modyfikacją.

W jednostce organizacyjnej posiadającej zezwolenie na eksploatację obiektu jądrowego

zapewnia się utrzymanie

1)

pomieszczeń sterowni oraz aparatury kontrolno-pomiarowej i sterowania obiektu jądrowego

we właściwym stanie, w szczególności poprzez

a)

odpowiednie warunki pracy w sterowniach oraz łączności sterowni głównej z miejscowymi

punktami sterowania w obiekcie jądrowym,

b)

zdatność ruchową sterowni rezerwowej oraz paneli wyłączenia reaktora i innych paneli

bezpieczeństwa znajdujących się poza sterownią główną obiektu jądrowego,

c)

zminimalizowanie liczby sygnałów ostrzegawczych w sterowniach;

2)

należytego porządku i czystości we wszystkich miejscach pracy w obiekcie jądrowym,

w szczególności przez usuwanie przedmiotów obcych, zbędnych materiałów i niesprawnego

wyposażenia oraz czytelne i dokładne znakowanie pomieszczeń, urządzeń, systemów i

elementów konstrukcji lub wyposażenia obiektu jądrowego mających istotne znaczenie

dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego lub ochrony radiologicznej.

1.

W skład dokumentacji eksploatacyjnej obiektu jądrowego wchodzą w szczególności

1)

specyfikacje projektowe;

2)

analizy bezpieczeństwa i oceny zagrożenia pożarowego;

3)

dane o dostawach urządzeń i materiałów;

4)

dokumentacja pomontażowa;

5)

dokumentacja elementów konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego dostarczona przez

producentów lub dostawców;

6)

dokumentacja rozruchowa;

7)

procedury eksploatacyjne;

8)

dane z eksploatacji obiektu (raporty ruchowe);

9)

raporty dotyczące zdarzeń i incydentów w obiekcie jądrowym;

10)

rejestry ilości i przemieszczeń: materiałów rozszczepialnych i paliworodnych, substancji

promieniotwórczych oraz innych specjalnych materiałów i substancji;

11)

dokumenty z utrzymania i remontów, badań, nadzoru i kontroli;

12)

historia i dokumentacja modernizacji i modyfikacji obiektu jądrowego;

13)

dokumentacja zapewnienia jakości;

14)

dane o kwalifikacjach pracowników, obsadzie stanowisk, badaniach lekarskich i szkoleniu;

15)

raporty dotyczące reżimu wodno-chemicznego;

16)

rejestry dawek otrzymanych przez pracowników;

17)

dane z nadzoru zagrożeń radiologicznych w pomieszczeniach i na terenie obiektu;

18)

rejestry uwolnień substancji promieniotwórczych do środowiska;

19)

dane z monitoringu radiologicznego środowiska;

20)

dane dotyczące przechowywania i transportu odpadów promieniotwórczych;

21)

okresowe analizy bezpieczeństwa.

2.

Dokumenty wymienione w ust. 1 pkt 1-4, 7, 9, 12 i 16, a także ich kopie, przechowuje

się w dwóch fizycznie oddzielonych od siebie pomieszczeniach, zabezpieczonych przed

ogniem i zalaniem.

1.

Doświadczenia z eksploatacji obiektu jądrowego podlegają systematycznej ocenie. Dotyczy

to w szczególności zdarzeń nadzwyczajnych w obiekcie jądrowym, w celu ustalenia ich

przyczyn.

2.

Tam gdzie jest to zasadne, podejmuje się niezwłocznie odpowiednie działania korygujące

na podstawie wniosków z oceny, o której mowa w ust. 1.

3.

Informacje wynikające z badań zdarzeń istotnych z punktu widzenia bezpieczeństwa jądrowego

lub ochrony radiologicznej, a także wnioski wyciągnięte z takich badań, są przekazywane

pracownikom obiektu jądrowego.

4.

W celu wyciągnięcia wniosków dotyczących eksploatacji obiektu jądrowego pozyskuje

się i ocenia informacje o doświadczeniach eksploatacyjnych innych obiektów jądrowych

w kraju i za granicą, zwłaszcza podobnego typu.

5.

W celu wykrycia stanów, sytuacji lub niedociągnięć mogących potencjalnie prowadzić

do odchyleń od normalnej eksploatacji wyznaczeni pracownicy obiektu jądrowego prowadzą

analizy doświadczeń eksploatacyjnych tak, żeby można było podjąć konieczne działania

zaradcze w celu zapobieżenia takim zdarzeniom.

6.

Procedury wewnętrzne obowiązujące w obiekcie jądrowym zobowiązują pracowników obiektu

do zgłaszania kierownikowi jednostki organizacyjnej wszelkich zdarzeń mających związek

z bezpieczeństwem jądrowym lub ochroną radiologiczną oraz zachęcają do informowania

także o zdarzeniach, które potencjalnie mogą doprowadzić do skutków niekorzystnych

z punktu widzenia bezpieczeństwa jądrowego lub ochrony radiologicznej.

7.

Dane o doświadczeniach eksploatacyjnych są gromadzone, dokumentowane i przechowywane

w sposób umożliwiający ich łatwe odszukanie i uzyskanie oraz przeprowadzenie oceny

przez wyznaczonych pracowników obiektu jądrowego.

1.

Podczas postojów remontowych, modernizacyjnych i modyfikacyjnych obiektu jądrowego

stosuje się procedury wdrożone w celu zapewnienia właściwego planowania oraz efektywnego

prowadzenia i kontrolowania wykonywanych prac.

2.

Procedury, o których mowa w ust. 1, uwzględniają w szczególności konieczność

1)

pisemnego określania zadań oraz zakresów uprawnień decyzyjnych i odpowiedzialności

poszczególnych pracowników, w tym także pracowników wykonawców zewnętrznych;

2)

przejrzystego określenia powiązań pomiędzy pracownikami odpowiadającymi za remonty,

modernizacje i modyfikacje a innymi pracownikami, tak na terenie, jak i poza terenem

obiektu oraz informowania na bieżąco pracowników ruchu obiektu o działaniach związanych

z prowadzonymi remontami, modernizacjami i modyfikacjami;

3)

optymalizacji ochrony radiologicznej oraz kwestii bezpieczeństwa i higieny pracy,

a także ograniczania ilości odpadów i odpadów promieniotwórczych oraz zagrożeń chemicznych;

4)

prowadzenia kompleksowych ocen w celu wyciągnięcia wniosków i doświadczeń do wykorzystania

przy przyszłych remontach, modernizacjach i modyfikacjach.

1.

Do dnia 31 marca 2015 r. do obiektów jądrowych eksploatowanych w dniu wejścia w życie

rozporządzenia nie stosuje się przepisów § 2-5, § 8 pkt 9, § 10, § 34, § 36 ust. 3,

§ 37, § 38, § 39 ust. 3 i § 41 ust. 2 rozporządzenia.

2.

Do dnia 31 marca 2015 r. do obiektów jądrowych eksploatowanych w dniu wejścia w życie

rozporządzenia przepis § 36 ust. 1 stosuje się odpowiednio.

3.

Przepisu § 17 ust. 1 rozporządzenia nie stosuje się do obiektów jądrowych eksploatowanych

w dniu jego wejścia w życie.

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