LegalizeRozporządzenie Rady Ministrów z dnia 31 sierpnia 2012 r. w sprawie zakresu i sposobu przeprowadzania analiz bezpieczeństwa przeprowadzanych przed wystąpieniem z wnioskiem o wydanie zezwolenia na budowę obiektu jądrowego, oraz zakresu wstępnego raportu bezpieczeństwa dla obiektu jądrowego
Treść rozporządzenia
Na podstawie art. 36d ust. 3 ustawy z dnia 29 listopada 2000 r. - Prawo atomowe zarządza się, co następuje:
Rozdział 1. Przepisy ogólne
§ 1.
W rozumieniu niniejszego rozporządzenia użyte określenia oznaczają:
1) analiza (metodologia) oparta na najlepszym oszacowaniu - analizę techniczną przeprowadzaną na podstawie najlepszego istniejącego stanu wiedzy o zjawiskach zachodzących w systemach i procesach technologicznych, w której, tam gdzie istnieją niepewności, unika się założeń nadmiernie zachowawczych, a niemających uzasadnienia technicznego, dającą najbardziej prawdopodobne wartości;
2) awarie projektowe kategorii 1 - awarie elektrowni jądrowej lub reaktora badawczego, o prawdopodobieństwie wystąpienia mniejszym niż raz na 100 lat pracy reaktora, lecz równym lub większym niż raz na 1000 lat pracy reaktora;
3) awarie projektowe kategorii 2 - awarie elektrowni jądrowej lub reaktora badawczego, o prawdopodobieństwie wystąpienia mniejszym niż raz na 1000 lat pracy reaktora, lecz równym lub większym niż raz na 10 000 lat pracy reaktora;
4) bariera ochronna - barierę fizyczną powstrzymującą rozprzestrze nianie się substancji promieniotwórczych;
5) fundamentalne funkcje bezpieczeństwa - funkcje bezpieczeństwa mające zasadnicze znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego obiektu jądrowego, obejmujące:
sterowanie reaktywnością,
odprowadzanie ciepła z reaktora, przechowalnika wypalonego paliwa jądrowego oraz magazynu świeżego paliwa jądrowego,
osłanianie przed promieniowaniem jonizującym, zatrzymywanie substancji promieniotwórczych, ograniczanie i kontrolowanie ich uwolnień do środowiska, a także ograniczanie uwolnień awaryjnych;
6) granica ciśnieniowa obiegu chłodzenia reaktora:
w przypadku reaktora ciśnieniowego - system fizycznie połączonych elementów ciśnieniowych wyposażenia utrzymujących chłodziwo reaktora o określonych parametrach roboczych, w szczególności zbiornik ciśnieniowy lub kanały ciśnieniowe reaktora, rurociągi lub ich elementy, oraz pompy i armatura, które tworzą obieg chłodzenia reaktora lub są połączone z obiegiem chłodzenia reaktora do następującej armatury włącznie:
- najbardziej zewnętrzny zawór odcinający na rurociągu systemu przechodzącego przez pierwotną obudowę bezpieczeństwa reaktora,
- drugi z dwóch zaworów na rurociągu systemu nieprzechodzącego przez pierwotną obudowę bezpieczeństwa reaktora, które podczas normalnej pracy reaktora są zamknięte,
- osprzęt zabezpieczający zamontowany na elementach obiegu chłodzenia reaktora,
w przypadku reaktora wrzącego - elementy ciśnieniowe wyposażenia od reaktora do najbardziej zewnętrznych zaworów odcinających obudowę bezpieczeństwa reaktora, zamontowanych na rurociągach pary świeżej i wody zasilającej włącznie;
7) graniczne parametry projektowe - wartości parametrów procesu technologicznego lub parametrów systemów, elementów konstrukcji lub wyposażenia obiektu jądrowego mających istotne znaczenie dla bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej, określone dla stanów eksploatacyjnych i rozpatrywanych awarii, których nieprzekroczenie zapewnia wypełnienie funkcji bezpieczeństwa oraz spełnienie kryteriów ograniczonego oddziaływania radiologicznego obiektu jądrowego, ustalonych w art. 36f ust. 2 ustawy z dnia 29 listopada 2000 r. - Prawo atomowe i § 9 rozporządzenia projektowego, potwierdzone analizami bezpieczeństwa;
8) grupa bezpieczeństwa - zestaw elementów wyposażenia przeznaczonych do wykonania działań wymaganych w przypadku wystąpienia postulowanego zdarzenia inicjującego, zwanego dalej „PZI”, w celu zapewnienia nie przekroczenia granicznych parametrów projektowych dla przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych i awarii projektowych;
9) jądrowy blok energetyczny - zespół składający się w szczególności z: jądrowego reaktora energetycznego, obiegu chłodzenia reaktora, obiegu czynnika roboczego, jednego lub większej liczby turbozespołów, tworzący wraz z systemami pomocniczymi skoordynowany system konwersji energii cieplnej paliwa jądrowego w energię elektryczną;
10) kryterium pojedynczego uszkodzenia - kryterium wymagań projektowych, którego spełnienie zapewnia, że uszkodzenie jakiegokolwiek elementu systemu, a także uszkodzenia wtórne powstałe na skutek tego uszkodzenia, nie skutkuje utratą zdolności systemu do wypełniania jego funkcji bezpieczeństwa;
11) limity (granice) bezpieczeństwa - wartości tych parametrów fizycznych i technologicznych, których przekroczenie jest niedopuszczalne i które bezpośrednio wpływają na stan barier ochronnych;
12) nastawy systemów bezpieczeństwa - wartości parametrów, przy których systemy bezpieczeństwa są automatycznie uruchamiane w razie wystąpienia przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych lub warunków awaryjnych, w celu zapobieżenia przekroczeniu limitów (granic) bezpieczeństwa;
13) obudowa bezpieczeństwa reaktora:
w przypadku elektrowni jądrowej - pierwotną obudowę bezpieczeństwa reaktora oraz wtórną obudowę bezpieczeństwa reaktora łącznie,
w przypadku reaktora badawczego - pierwotną obudowę bezpieczeństwa reaktora;
14) pierwotna obudowa bezpieczeństwa reaktora - szczelną konstrukcję zaprojektowaną na wytrzymanie granicznych parametrów projektowych określonych dla rozpatrywanych awarii;
15) pojedyncze uszkodzenie - uszkodzenie, które powoduje utratę zdolności systemu lub elementu wyposażenia obiektu jądrowego do wypełniania jego funkcji bezpieczeństwa, a także uszkodzenie wtórne, będące jego skutkiem;
16) rozpatrywane awarie - awarie projektowe i rozszerzone warunki projektowe;
17) rozporządzenie lokalizacyjne - rozporządzenie wydane na podstawie art. 35b ust. 4 ustawy z dnia 29 listopada 2000 r. - Prawo atomowe;
18) rozporządzenie projektowe - rozporządzenie wydane na podstawie art. 36c ust. 3 ustawy z dnia 29 listopada 2000 r. - Prawo atomowe;
19) rozszerzone warunki projektowe - zbiór sekwencji awarii poważniejszych niż awarie projektowe, przy których uwolnienia substancji promieniotwórczych mieszczą się w akceptowalnych granicach, uwzględniony w projekcie obiektu jądrowego z zastosowaniem analizy (metodologii) opartej na najlepszym oszacowaniu, obejmujący sekwencje złożone oraz ciężkie awarie bez uszkodzenia obudowy bezpieczeństwa reaktora;
20) sekwencje złożone - sekwencje zdarzeń wykraczające poza sekwencje przyjęte w deterministycznych założeniach projektowych obiektu jądrowego - w kategoriach uszkodzeń elementów wyposażenia lub błędów operatora, mogące potencjalnie prowadzić do znaczących uwolnień substancji promieniotwórczych do środowiska, które nie prowadzą do stopienia rdzenia reaktora;
21) separacja fizyczna - separację przestrzenną lub za pomocą odpowiednich barier fizycznych, albo przez połączenie obu tych metod;
22) stan bezpiecznego wyłączenia - stan obiektu jądrowego po wystąpieniu przewidywanego zdarzenia eksploatacyjnego lub warunków awaryjnych, w którym fundamentalne funkcje bezpieczeństwa są wypełniane i stabilnie utrzymywane w długim czasie, a w przypadku elektrowni jądrowej i reaktora badawczego dodatkowo reaktor jest w stanie podkrytycznym;
23) stany eksploatacyjne - normalną eksploatację i przewidywane zdarzenia eksploatacyjne;
24) stan kontrolowany - stan obiektu jądrowego po wystąpieniu przewidywanego zdarzenia eksploatacyjnego lub warunków awaryjnych, w którym jest zapewnione wypełnianie i utrzymanie fundamentalnych funkcji bezpieczeństwa przez okres dostatecznie długi dla zastosowania środków celem osiągnięcia stanu bezpiecznego wyłączenia;
25) system bezpieczeństwa - system obiektu jądrowego przeznaczony do zapobieżenia wystąpieniu lub do ograniczenia skutków przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych i warunków awaryjnych, a w przypadku elektrowni jądrowej lub reaktora badawczego także do osiągnięcia stanu bezpiecznego wyłączenia;
26) system zabezpieczeń - system monitorujący pracę obiektu jądrowego, który po wykryciu odchyleń od normalnej eksploatacji automatycznie uruchamia działania celem zapobieżenia wystąpieniu przewidywanego zdarzenia eksploatacyjnego i warunków awaryjnych;
27) ustawa - ustawę z dnia 29 listopada 2000 r. - Prawo atomowe;
28) uszkodzenie ze wspólnej przyczyny - uszkodzenie dwóch lub więcej zwielokrotnionych systemów lub elementów konstrukcji lub wyposażenia obiektu jądrowego spowodowane tym samym zdarzeniem lub tą samą przyczyną;
29) wtórna obudowa bezpieczeństwa reaktora - zewnętrzną powłokę ograniczającą przestrzeń, gdzie znajdują się lub mogą znajdować się po awarii promieniotwórcze produkty rozszczepienia, otaczającą całkowicie przepusty i armaturę odcinającą pierwotnej obudowy bezpieczeństwa reaktora, oraz przynajmniej częściowo:
pierwotną obudowę bezpieczeństwa reaktora,
część systemów i elementów wyposażenia obiektu jądrowego połączonych z granicą ciśnieniową obiegu chłodzenia reaktora lub z przestrzenią pierwotnej obudowy bezpieczeństwa reaktora, które w razie awarii mogą przenosić skażone płyny poza pierwotną obudowę bezpieczeństwa reaktora;
30) zwielokrotnienie (redundancja) - zastosowanie większej liczby systemów lub elementów wyposażenia niż wymaga tego funkcjonowanie obiektu jądrowego, w szczególności jego systemów bezpieczeństwa, tak, żeby uszkodzenie jakiegokolwiek z nich nie skutkowało niewypełnieniem funkcji bezpieczeństwa.
Rozdział 2. Wymagania ogólne dla analiz bezpieczeństwa
§ 2.
Analizy bezpieczeństwa obejmują funkcjonowanie obiektu jądrowego w stanach eksploatacyjnych i warunkach awaryjnych.
Zakres analiz bezpieczeństwa pozwala na wykazanie, że zostały spełnione wymagania bezpieczeństwa ustalone w art. 36f ust. 2 ustawy oraz w § 9 i 10 rozporządzenia projektowego.
W analizach bezpieczeństwa obiektu jądrowego ocenia się w szczególności, czy:
1) rozwiązania projektowe obiektu jądrowego zapewniają właściwą sekwencję poziomów bezpieczeństwa;
2) obiekt jądrowy jest zdolny wytrzymać warunki fizyczne i środowiskowe, na działanie których może on zostać wystawiony, w szczególności skrajne warunki środowiska i zagrożenia zewnętrzne - naturalne i spowodowane działalnością człowieka;
3) w projekcie obiektu jądrowego zostały właściwie uwzględnione czynniki ludzkie;
4) w projekcie obiektu jądrowego zostały zidentyfikowane długookresowe mechanizmy starzenia obiektu jądrowego mogące skutkować zmniejszeniem jego niezawodności, a także czy zapewniono ich monitorowanie i przewidziano odpowiednie środki zaradcze;
5) systemy, elementy konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego zastosowane dla zapobieżenia eskalacji przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych w warunki awaryjne oraz ograniczania ich skutków, jak również awaryjne procedury eksploatacyjne i środki reagowania awaryjnego, są skuteczne w zmniejszaniu do poziomów akceptowalnych ryzyka związanego z eksploatacją obiektu jądrowego.
§ 3.
Analizy bezpieczeństwa obejmują analizy deterministyczne oraz analizy probabilistyczne.
§ 4.
W analizach deterministycznych określa się zachowanie się obiektu jądrowego we wstępnie założonych określonych stanach eksploatacyjnych i w warunkach awaryjnych oraz ocenia odpowiedniość jego rozwiązań projektowych - przez sprawdzenie spełnienia kryteriów i wymagań technicznych zawartych w przepisach prawa i normach technicznych.
§ 5.
Analizy deterministyczne obiektu jądrowego dla warunków projektowych opierają się na podejściu zachowawczym.
W analizach awarii poważniejszych niż awarie projektowe może być stosowana analiza (metodologia) oparta na najlepszym oszacowaniu.
§ 6.
Przed rozpoczęciem wykonywania analiz bezpieczeństwa dla konkretnego projektu obiektu jądrowego w określonej lokalizacji ustala się wykaz PZI.
Wykaz PZI przyjęty do analiz bezpieczeństwa dla konkretnego projektu obiektu jądrowego w określonej lokalizacji obejmuje PZI wewnętrzne oraz zewnętrzne i określa się go tak, żeby obejmował wszystkie prawdopodobne uszkodzenia systemów, konstrukcji obiektu oraz elementów wyposażenia obiektu jądrowego oraz błędy ludzkie, jakie mogłyby powstać podczas normalnej eksploatacji obiektu jądrowego.
§ 7.
Przy identyfikacji wewnętrznych PZI uwzględnia się:
1) różne rodzaje uszkodzeń systemów bezpieczeństwa i ich elementów oraz uszkodzenia innych systemów oraz elementów konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego, które mogą mieć wpływ na fundamentalną funkcję bezpieczeństwa lub system bezpieczeństwa;
2) różne rodzaje uszkodzeń granicy ciśnieniowej obiegu chłodzenia reaktora, w szczególności rozerwania rurociągów we wszystkich możliwych miejscach, w tym takie, które mogą wystąpić poza obudową bezpieczeństwa reaktora;
3) różne rodzaje uszkodzeń i zdarzeń mogących wystąpić podczas wszystkich trybów prowadzenia eksploatacji obiektu jądrowego;
4) zdarzenia spowodowane błędami ludzkimi, mogące doprowadzić do powstania uszkodzeń ze wspólnej przyczyny, w szczególności: nieprawidłowe lub niekompletne czynności utrzymywania i remontów, niewłaściwe nastawy aparatury sterowania i zabezpieczeń oraz błędy pracowników.
Przy ustalaniu zestawu wewnętrznych PZI przyjmowanych do analiz bezpieczeństwa uwzględnia się i analizuje odpowiedniość dla określonego projektu obiektu jądrowego w szczególności następujących rodzajów wewnętrznych zdarzeń inicjujących oraz wewnętrznych zdarzeń wtórnych zaistniałych na skutek tych postulowanych zdarzeń inicjujących:
1) pożary;
2) wybuchy;
3) zalania na skutek awarii systemów, elementów konstrukcji lub wyposażenia obiektu jądrowego;
4) uszkodzenia elementów ciśnieniowych, podpór lub innych elementów konstrukcji lub wyposażenia obiektu jądrowego;
5) powstawanie odłamków, w tym na skutek rozerwania wirujących elementów wyposażenia obiektu jądrowego;
6) uwolnienia płynów technologicznych z uszkodzonych systemów lub elementów wyposażenia obiektu jądrowego - w tym substancji trujących lub smarów;
7) drgania;
8) uderzenia oderwanym z jednej strony elementem rurociągu;
9) oddziaływanie strumienia wypływającego płynu, w tym efekty odrzutu;
10) zawalenie się konstrukcji obiektu jądrowego lub jej elementu, a także upadek takiego elementu konstrukcji lub wyposażenia obiektu;
11) zakłócenia elektromagnetyczne.
§ 8.
Przy ustalaniu zestawu zewnętrznych PZI przyjmowanych do analiz bezpieczeństwa uwzględnia się i analizuje odpowiedniość dla określonego projektu obiektu jądrowego w szczególności następujących rodzajów zewnętrznych zdarzeń inicjujących oraz zdarzeń wtórnych zaistniałych na skutek tych postulowanych zdarzeń inicjujących:
1) naturalnych:
wstrząsy sejsmiczne i aktywność uskokową,
zagrożenia geologiczno-inżynierskie i hydrogeologiczne, w tym:
- niestabilność zboczy lub skarp,
- ryzyko wystąpienia w gruntach procesów niekorzystnych dla posadawiania obiektu jądrowego, w szczególności upłynnienia, pęcznienia i zapadowości,
- zmiany warunków gruntowych przy obciążeniach statycznych i dynamicznych, z uwzględnieniem zjawisk sejsmicznych,
- stan i właściwości chemiczne wód podziemnych (ewentualna agresywność w stosunku do materiałów konstrukcyjnych, w szczególności betonu i stali zbrojeniowej),
zagrożenia hydrologiczne i meteorologiczne, w tym:
- skrajne wartości parametrów meteorologicznych, w szczególności maksymalna prędkość wiatru, maksymalne dobowe wartości opadów atmosferycznych (deszczu, śniegu), skrajne temperatury powietrza,
- niebezpieczne zjawiska meteorologiczne, w tym wyładowania atmosferyczne i trąby powietrzne,
- zagrożenia powodziowe lub podtopienia terenu obiektu spowodowane opadami i innymi naturalnymi przyczynami,
inne zdarzenia zewnętrzne, w szczególności skrajne temperatury wody chłodzącej, zubożenie zasobów wodnych akwenu chłodzącego z przyczyn naturalnych, susza, zablokowanie przepływu w rzece, nadmierny rozrost organizmów wodnych, zjawiska lodowe mogące spowodować zablokowanie ujęcia wody lub zakłócenie funkcjonowania zamkniętego obiegu chłodzenia obiektu jądrowego;
2) będących skutkiem działalności człowieka:
uderzenia w obiekt jądrowy samolotów, włączając, w przypadku elektrowni jądrowej, duże samoloty cywilne, w tym - skutki bezpośredniego uderzenia samolotu w obiekt jądrowy w postaci pożaru i wybuchu,
akty terrorystyczne i sabotażu,
wybuchy chemiczne przy przetwarzaniu, transporcie, przeładunku i magazynowaniu chemikaliów mogących wybuchnąć lub wytworzyć chmury gazów, które mogą ulegać gwałtownemu spalaniu lub detonacji,
uszkodzenia urządzeń wodnych w rozumieniu prawa wodnego, i ich części, lub zagrożenia wywołane ich nieprawidłową eksploatacją,
inne zdarzenia, w szczególności:
- uwolnienie substancji palnych, wybuchowych, duszących, trujących, korozyjnych lub radioaktywnych,
- wybuchy instalacji przemysłowych mogące generować odłamki,
Niniejszy dokument nie zastępuje oficjalnej publikacji w Dzienniku Ustaw Rzeczypospolitej Polskiej. Nie ponosimy odpowiedzialności za ewentualne nieścisłości wynikające z transkrypcji oryginału do tego formatu.