Rozdział 3 - Wymagania szczegółowe dla analizy deterministycznej bezpieczeństwa - Zakres i sposób przeprowadzania analiz bezpieczeństwa przeprowadzanych przed wystąpieniem z wnioskiem o wydanie zezwolenia na budowę obiektu jądrowego, oraz zakres wstępnego raportu bezpieczeństwa dla obiektu jądrowego.
Dziennik Ustaw
Dz.U.2012.1043
Akt obowiązujący Wersja od: 20 września 2012 r.
Rozdział 3
Wymagania szczegółowe dla analizy deterministycznej bezpieczeństwa
Wymagania szczegółowe dla analizy deterministycznej bezpieczeństwa
§ 13.
1.
W analizie deterministycznej bezpieczeństwa uwzględnia się PZI i ich odpowiednie kombinacje, ustalone dla określonego projektu i lokalizacji obiektu jądrowego, prowadzące do określonych stanów obiektu jądrowego, według szacowanego prawdopodobieństwa ich występowania.2.
Kryteria grupowania PZI prowadzących do określonych stanów elektrowni jądrowej, według szacowanego prawdopodobieństwa ich występowania, określono w załączniku nr 1 do rozporządzenia.§ 14.
1.
Analizy deterministyczne bezpieczeństwa mające na celu wykazanie, że spełnione są kryteria akceptacji określone w załączniku nr 1 do rozporządzenia, prowadzi się dla przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych i warunków awaryjnych elektrowni jądrowej zapoczątkowanych przez poszczególne PZI oraz stosując kryterium pojedynczego uszkodzenia do systemów bezpieczeństwa wypełniających fundamentalne funkcje bezpieczeństwa.2.
W analizach bezpieczeństwa, o których mowa w ust. 1, zakłada się zanik zewnętrznego zasilania elektrycznego prądem przemiennym następujący po wystąpieniu PZI, wybierając przy tym najbardziej niekorzystny przypadek.§ 15.
Przez analizę deterministyczną bezpieczeństwa przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych i awarii projektowych obiektu jądrowego sprawdza się, czy:1)
systemy bezpieczeństwa są w stanie wypełnić stawiane im wymagania, a w szczególności:a)
w przypadku elektrowni jądrowej oraz reaktora badawczego:-
wyłączyć reaktor i utrzymać go w stanie bezpiecznego wyłączenia podczas przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych i awarii projektowych oraz po tych zdarzeniach i awariach,-
odprowadzić ciepło powyłączeniowe z rdzenia reaktora po wyłączeniu reaktora, przy dowolnym poziomie mocy i we wszelkich warunkach przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych i awarii projektowych,b)
odprowadzić ciepło wytwarzane w przechowalniku lub magazynie paliwa jądrowego,c)
zmniejszyć potencjalne możliwości uwolnień do środowiska substancji promieniotwórczych oraz zapewnić, że wszelkie uwolnienia będą poniżej ustalonych wielkości granicznych podczas stanów eksploatacyjnych oraz poniżej dopuszczalnych wielkości podczas awarii projektowych;2)
zostanie utrzymana integralność barier ochronnych.§ 16.
1.
W analizie deterministycznej bezpieczeństwa obiektu jądrowego przyjmuje się przedziały czasowe dla analizowanych PZI, odpowiednie do dokonania oceny wszystkich skutków awarii.2.
Obliczenia stanów przejściowych wykonuje się do momentu osiągnięcia stanu bezpiecznego wyłączenia obiektu jądrowego.§ 17.
Nie jest konieczne uwzględnianie jednoczesnego wystąpienia kilku zewnętrznych PZI lub jednoczesnego wystąpienia wewnętrznego i zewnętrznego PZI, o ile nie ma między nimi związku przyczynowego, ale wykonuje się ocenę możliwych uszkodzeń lub niesprawności, jakie mogłyby wystąpić podczas długookresowego dochodzenia do stanu bezpiecznego wyłączenia.§ 18.
Jeżeli analiza przewidywanego zdarzenia eksploatacyjnego wykaże, że zostaną przekroczone graniczne parametry projektowe obiektu jądrowego lub paliwa jądrowego tak, że co najmniej jedna bariera ochronna zostanie naruszona, to przeprowadza się analizy skutków radiologicznych, żeby wykazać, że spełnione są kryteria ograniczonego oddziaływania radiologicznego określone w § 9 rozporządzenia projektowego.§ 19.
W analizie deterministycznej bezpieczeństwa:1)
uwzględnia się kombinacje obciążeń powstałych na skutek połączenia PZI, zdarzeń zewnętrznych i wewnętrznych oraz warunków eksploatacyjnych obiektu jądrowego;2)
przyjmuje się odpowiednie zapasy bezpieczeństwa, z uwzględnieniem niepewności analizy.§ 20.
W analizach deterministycznych bezpieczeństwa uwzględnia się wszystkie miejsca występowania lub źródła substancji promieniotwórczych w obiekcie jądrowym, w szczególności odpowiednio do rodzaju obiektu jądrowego:1)
rdzeń reaktora;2)
obieg chłodzenia reaktora, z systemami pomocniczymi;3)
napromieniowane paliwo jądrowe w trakcie jego przemieszczania;4)
wypalone paliwo jądrowe przechowywane na terenie obiektu jądrowego;5)
systemy przetwarzania i przechowywania odpadów promieniotwórczych.§ 21.
Oprogramowanie systemów teleinformatycznych stosowane do analiz deterministycznych należy odpowiednio weryfikować i walidować.§ 22.
1.
Przy analizach deterministycznych bezpieczeństwa awarii projektowych obiektu jądrowego przyjmuje się, że:1)
PZI następuje w najbardziej niekorzystnym momencie w odniesieniu do stanu obiektu jądrowego;2)
systemy sterowania działają w sposób pogarszający skutki PZI, przy czym nie bierze się pod uwagę żadnego działania systemów sterowania w kierunku ograniczenia skutków PZI;3)
wystąpi najgorsze pojedyncze uszkodzenie przy pracy grup bezpieczeństwa, których działanie jest wymagane po zaistnieniu danego PZI; w przypadku systemów zwielokrotnionych zakłada się, że uruchomiona zostaje i pracuje ich minimalna liczba, przy której jest możliwa realizacja funkcji bezpieczeństwa;4)
systemy bezpieczeństwa pracują z minimalnymi wydajnościami, przy których jest możliwa realizacja funkcji bezpieczeństwa;5)
niezdatne do pracy są wszelkie systemy oraz elementy konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego:a)
których nie można uznać za w pełni zdatne do pracy,b)
które podczas awarii osiągają graniczne parametry projektowe, chyba że projektant dowiódł ich pełnej zdatności do pracy w sytuacji osiągnięcia tych parametrów.2.
Czynności pracowników obiektu jądrowego podejmowane w celu zapobieżenia lub łagodzenia przebiegu awarii uwzględnia się w analizach deterministycznych bezpieczeństwa jedynie wówczas, gdy można wykazać, że:1)
pracownicy mają dostatecznie dużo czasu na wykonanie wymaganych czynności;2)
dostępna jest dostatecznie obszerna informacja dla potrzeb diagnostyki zdarzenia (uwzględniając skutki zdarzenia inicjującego i kryterium pojedynczego uszkodzenia);3)
dostępne są odpowiednie pisemne procedury;4)
pracownicy zostali wystarczająco przeszkoleni.3.
W analizie deterministycznej bezpieczeństwa można dodatkowo przyjąć inne niż określone w ust. 1 i 2 założenia zachowawcze.4.
Przy określaniu zachowawczych założeń do analiz deterministycznych bezpieczeństwa uwzględnia się niepewności stanu początkowego reaktora, w tym nastaw systemów bezpieczeństwa.§ 23.
1.
W analizach deterministycznych awarii projektowych obiektu jądrowego uwzględnia się wszelkie uszkodzenia wtórne, jakie mogą powstać na skutek PZI.2.
Jeżeli PZI jest uszkodzenie części systemu rozdzielczego zasilania elektrycznego potrzeb własnych, to w analizie awarii projektowej zakłada się niedyspozycyjność wszystkich elementów wyposażenia zasilanych z tej części systemu potrzeb własnych.3.
Jeżeli PZI jest zdarzenie związane z uwolnieniem energii, takie jak uszkodzenie systemu ciśnieniowego prowadzące do uwolnienia gorącej wody lub uderzenia oderwanym z jednej strony elementem rurociągu, to przy określaniu warunków awarii projektowej uwzględnia się uszkodzenia systemów, elementów konstrukcji lub wyposażenia obiektu jądrowego, które mogłyby zostać poddane takim oddziaływaniom.4.
W przypadku wewnętrznych PZI, takich jak pożar lub zalanie, albo zewnętrznych PZI, takich jak trzęsienia ziemi, przy określaniu awarii projektowej zakłada się uszkodzenie wszystkich elementów wyposażenia, które nie zostały zaprojektowane na wytrzymanie takich zjawisk lub nie są przed nimi chronione.§ 24.
1.
Analizy deterministyczne bezpieczeństwa przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych w obiekcie jądrowym wykonuje się przy zachowawczych założeniach analogicznych do przyjmowanych przy analizach deterministycznych awarii projektowych, w szczególności tych, które odnoszą się do utrzymania fundamentalnych funkcji bezpieczeństwa podczas procesu przejściowego, z zastrzeżeniem ust. 2.2.
W analizach, o których mowa w ust. 1, nie jest konieczne zakładanie, że wszystkie systemy i elementy wyposażenia obiektu jądrowego nienależące do klas bezpieczeństwa będą niedyspozycyjne oraz że nie można polegać na łagodzeniu skutków zdarzenia inicjującego przez działanie systemów sterowania, o ile określone PZI nie spowoduje ich niedyspozycyjności.§ 25.
Do analiz deterministycznych awarii projektowych obiektu jądrowego stosuje się kryteria akceptacji ich wyników na dwóch poziomach:1)
kryteria ogólne odnoszące się do dawek promieniowania jonizującego dla osób z ogółu ludności, w tym:
b)
deterministyczne kryteria ograniczonego oddziaływania radiologicznego obiektu jądrowego określone w § 9 pkt 1 rozporządzenia projektowego;2)
kryteria szczegółowe, w szczególności następujące:a)
PZI nie może prowadzić do poważniejszego stanu obiektu jądrowego bez wystąpienia dalszego, niezależnego uszkodzenia,b)
nie dochodzi do wtórnej (na skutek PZI) utraty żadnej funkcji systemów bezpieczeństwa potrzebnej do ograniczenia skutków awarii,c)
projektowane systemy przeznaczone do ograniczania skutków awarii są zdolne wytrzymać maksymalne obciążenia, naprężenia i warunki środowiska występujące przy analizowanych awariach,d)
ciśnienia i temperatury w obiegu chłodzenia reaktora oraz we wtórnych systemach chłodzenia nie przekraczają wartości granicznych parametrów projektowych,e)
w przypadku awarii związanych z ucieczką chłodziwa, podczas których dochodzi do odsłonięcia rdzenia reaktora i przegrzania paliwa, utrzymana jest geometria rdzenia umożliwiająca efektywne chłodzenie oraz utrzymana jest integralność elementów i zestawów paliwowych,f)
żadne PZI nie powoduje powstania temperatur, ciśnień lub różnic ciśnień w obudowie bezpieczeństwa reaktora przekraczających wartości granicznych parametrów projektowych dla obudowy bezpieczeństwa reaktora.§ 26.
1.
W analizach deterministycznych bezpieczeństwa awarii obiektów jądrowych poważniejszych niż awarie projektowe określa się zapasy bezpieczeństwa obiektu, oraz wykazuje, że dla takich zdarzeń w projekcie obiektu jądrowego została właściwie zrealizowana sekwencja poziomów bezpieczeństwa przez zastosowanie, w rozsądnie możliwym zakresie, środków techniczno-organizacyjnych mających na celu:1)
zapobieżenie eskalacji zdarzeń w ciężkie awarie oraz ograniczenie rozwoju ciężkich awarii i uwolnień do środowiska substancji promieniotwórczych - poprzez zastosowanie dodatkowych elementów wyposażenia i procedur opanowania awarii;2)
ograniczenie potencjalnych skutków radiologicznych awarii - poprzez wdrożenie planów awaryjnych na terenie i poza terenem obiektu.2.
W analizach bezpieczeństwa awarii elektrowni jądrowej oraz reaktora badawczego ze stopieniem rdzenia reaktora wykazuje się, że rozwiązania zastosowane w projekcie obiektu jądrowego spełniają wymagania ustalone w art. 36c ust. 2 ustawy.§ 27.
1.
Analizy deterministyczne awarii obiektów jądrowych poważniejszych niż awarie projektowe obejmują zestaw reprezentatywnych sekwencji PZI, w których zakłada się nieprawidłowe działanie systemów bezpieczeństwa oraz uszkodzenie barier ochronnych lub ich ominięcie. Wyboru tych sekwencji dokonuje się, dodając do sekwencji awarii projektowych lub do dominujących sekwencji określonych w analizie probabilistycznej bezpieczeństwa dodatkowe uszkodzenia w obiekcie jądrowym lub nieprawidłowe działania operatora.2.
Analizy awarii obiektu jądrowego, o których mowa w ust. 1, obejmują w szczególności:1)
ocenę zdolności rozwiązań obiektu jądrowego do wytrzymania awarii poważniejszych niż awarie projektowe i zidentyfikowanie potencjalnych słabości tych rozwiązań;2)
ocenę potrzeby zastosowania w projekcie obiektu jądrowego dodatkowych rozwiązań, które zapewnią ograniczenie i łagodzenie skutków awarii poważniejszych niż awarie projektowe;3)
określenie środków technicznych, które mogą zostać zastosowane w celu ograniczenia skutków awarii;4)
określenie danych wyjściowych przyjmowanych dla potrzeb planowania awaryjnego na terenie i poza terenem obiektu jądrowego, w szczególności takich jak wielkości i charakterystyki uwolnień substancji promieniotwórczych do środowiska.3.
PZI mogące prowadzić do awarii poważniejszych niż awarie projektowe identyfikuje się przez połączenie metod probabilistycznych i deterministycznych oraz osądu inżynierskiego opartego na uzasadnionych podstawach.4.
Sekwencje awarii obiektu jądrowego poważniejszych niż awarie projektowe określa się na podstawie wyników probabilistycznej oceny bezpieczeństwa, o której mowa w § 37-41.5.
Reprezentatywne lub graniczne sekwencje awarii obiektu jądrowego poważniejszych niż awarie projektowe można także określać na podstawie analiz deterministycznych, to jest rozumienia zjawisk fizycznych zachodzących podczas ciężkich awarii, oraz znajomości istniejących w projekcie obiektu jądrowego zapasów bezpieczeństwa i pozostałej redundancji systemów podczas awarii projektowych.6.
W analizach deterministycznych bezpieczeństwa awarii obiektu jądrowego poważniejszych niż awarie projektowe bierze się pod uwagę w szczególności PZI zapoczątkowujące następujące ciężkie awarie:1)
w przypadku elektrowni jądrowej oraz reaktora badawczego:a)
całkowitą utratę możliwości odprowadzania ciepła powyłączeniowego z rdzenia reaktora,b)
ucieczkę chłodziwa reaktora, w połączeniu z całkowitą utratą możliwości awaryjnego chłodzenia rdzenia;2)
całkowitą utratę możliwości odprowadzania ciepła z przechowalnika wypalonego paliwa jądrowego lub magazynu świeżego paliwa jądrowego;3)
długotrwałą, całkowitą utratę zasilania elektrycznego obiektu jądrowego.§ 28.
Zestaw sekwencji awaryjnych definiujących rozszerzone warunki projektowe dla obiektu jądrowego wybiera się tak, żeby były spełnione deterministyczne kryteria ograniczenia oddziaływania radiologicznego i probabilistyczne kryteria bezpieczeństwa obiektu jądrowego określone w § 9 pkt 2 i § 10 rozporządzenia projektowego. Uwzględnia się przy tym sekwencje awaryjne, o których mowa w § 30 i 32 rozporządzenia projektowego.§ 29.
Przy ocenie przebiegu ciężkich awarii obiektu jądrowego uwzględnia się pełne możliwości projektowe obiektu jądrowego, w tym wykorzystanie niektórych systemów bezpieczeństwa i systemów obiektu niebędących systemami bezpieczeństwa, w stopniu wykraczającym poza ich funkcje projektowe, w celu doprowadzenia potencjalnej ciężkiej awarii do stanu kontrolowanego lub ograniczenia jej skutków. Tam, gdzie polega się na wykorzystaniu systemów obiektu jądrowego wykraczającym poza graniczne parametry projektowe, uzasadnia się, że istnieją rozsądne podstawy do założenia, że mogą te systemy być wykorzystane w sposób przyjęty w analizie.§ 30.
Analizy deterministyczne bezpieczeństwa ciężkich awarii obiektu jądrowego prowadzi się, stosując założenia, dane, metody i kryteria decyzyjne oparte na najlepszym oszacowaniu. Tam, gdzie nie jest to możliwe, stosuje się zachowawcze podejście, uwzględniając niepewności w rozumieniu modelowanych procesów fizycznych.§ 31.
1.
W analizach deterministycznych bezpieczeństwa ciężkich awarii elektrowni jądrowej oraz reaktora badawczego modeluje się szeroką gamę procesów fizycznych, które mogą wystąpić po uszkodzeniu rdzenia reaktora oraz tych, które mogą prowadzić do uwolnień substancji promieniotwórczych do środowiska. Do procesów tych należą w szczególności:1)
procesy degradacji rdzenia reaktora i topienia się paliwa jądrowego;2)
interakcje paliwo-chłodziwo (włączając wybuchy parowe);3)
utrzymanie materiału stopionego rdzenia w zbiorniku reaktora;4)
przetopienie zbiornika reaktora przez stopiony rdzeń;5)
generowanie ciepła w obiegu chłodzenia reaktora;6)
wyrzut stopionego materiału rdzenia pod wysokim ciśnieniem, w tym także prowadzący do bezpośredniego grzania obudowy bezpieczeństwa;7)
wydzielanie, spalanie lub detonacja gazów palnych;8)
uszkodzenie lub ominięcie obudowy bezpieczeństwa;9)
interakcja materiału stopionego rdzenia z betonem;10)
uwolnienie i przenoszenie produktów rozszczepienia;11)
zdolność do chłodzenia stopionego rdzenia wewnątrz i na zewnątrz zbiornika reaktora.2.
Przy wykonywaniu analiz deterministycznych bezpieczeństwa ciężkich awarii elektrowni jądrowej oraz reaktora badawczego jest wymagane dokładne modelowanie zachowania się rdzenia reaktora, obiegu chłodzenia reaktora i obudowy bezpieczeństwa reaktora.§ 32.
Kryteriami akceptacji wyników analiz deterministycznych bezpieczeństwa awarii obiektu jądrowego poważniejszych niż awarie projektowe są:
2)
dla rozszerzonych warunków projektowych:a)
deterministyczne kryteria ograniczenia oddziaływania radiologicznego obiektu ustalone w § 9 pkt 2 rozporządzenia projektowego; dla sekwencji złożonych - także wymóg ustalony w art. 36f ust. 2 pkt 2 ustawy;b)
probabilistyczne kryteria bezpieczeństwa obiektu jądrowego ustalone w § 10 rozporządzenia projektowego.§ 33.
Analizy deterministyczne bezpieczeństwa dla normalnej eksploatacji obiektu jądrowego obejmują wszystkie:1)
warunki obiektu jądrowego, w których systemy i urządzenia są eksploatowane w przewidzianych w projekcie stanach i zakresach, bez żadnych wewnętrznych i zewnętrznych zagrożeń;2)
tryby pracy, na jakie obiekt jądrowy został zaprojektowany, to jest prowadzenie normalnego ruchu oraz czynności utrzymania i remontów - w przypadku elektrowni jądrowej oraz reaktora badawczego - zarówno przy pracy na mocy, jak i w stanie wyłączenia.§ 34.
1.
Analizy deterministyczne bezpieczeństwa dla normalnej eksploatacji obiektu jądrowego zawierają ocenę narażenia pracowników obiektu i ludności na promieniowanie jonizujące związane z jego eksploatacją, a w szczególności:1)
predykcję dawek promieniowania, jakie potencjalnie mogą otrzymać pracownicy obiektu oraz osoby z ogółu ludności;2)
ocenę, czy dawki, o których mowa w pkt 1, nie przekraczają wartości dawek granicznych oraz czy spełniona jest zasada, że są one na najniższym rozsądnie osiągalnym poziomie.2.
Przy wykonywaniu predykcji dawek, o której mowa w ust. 1 pkt 1:1)
tam, gdzie występują niepewności, przyjmuje się zachowawcze podejście;2)
tam, gdzie predykcję dawek zależą od mocy dawek wynikających z narastających z upływem czasu ilości substancji promieniotwórczych lub poziomów skażeń, przyjmuje się ich wartości maksymalne, jakie mogą wystąpić w okresie rozruchu i eksploatacji obiektu jądrowego;3)
uwzględnia się doświadczenia eksploatacyjne z obiektów podobnego typu.§ 35.
Wyniki oszacowania dawek podczas normalnej eksploatacji obiektu jądrowego ocenia się w celu zidentyfikowania wszelkich słabych elementów projektu obiektu jądrowego lub sposobu prowadzenia jego eksploatacji i wprowadzenia odpowiednich ulepszeń tam, gdzie jest to rozsądnie wykonalne.§ 36.
Analiza deterministyczna bezpieczeństwa dla normalnej eksploatacji obiektu jądrowego zawiera także oszacowanie planowanych uwolnień do środowiska substancji promieniotwórczych, ze szczególnym uwzględnieniem oceny, czy planowane uwolnienia substancji promieniotwórczych są najmniejsze, jak to jest rozsądnie osiągalne.