DZIAŁ I
Przepisy ogólne
§ 1. Definicje pojęć dotyczących bezpieczeństwa jądrowego
W rozumieniu niniejszego rozporządzenia użyte określenia oznaczają:
1) analiza (metodologia) oparta na najlepszym oszacowaniu – analizę techniczną przeprowadzaną na podstawie najlepsze go 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 bezpie czeństwa 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 kon trolowanie 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 utrzy mujących chłodziwo reaktora o określonych parametrach roboczych, w szczególności zbiornik ciśnieniowy lub kana ły 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 bezpie czeństwa reaktora,
drugi z dwóch zaworów na rurociągu systemu nieprzechodzącego przez pierwotną obudowę bezpieczeństwa reak tora, 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 zawo rów odcinających obudowę bezpieczeństwa reaktora, zamontowanych na rurociągach pary świeżej i wody zasilającej włącznie;
8) graniczne parametry projektowe – wartości parametrów procesu technologicznego lub parametrów systemów, elemen tów konstrukcji lub wyposażenia obiektu jądrowego mających istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa jądro wego i ochrony radiologicznej, określone dla stanów eksploatacyjnych i rozpatrywanych awarii, których nieprzekrocze nie zapewnia wypełnienie funkcji bezpieczeństwa oraz spełnienie kryteriów ograniczonego oddziaływania radiologicz nego obiektu jądrowego, ustalonych w art. 36f ust. 2 ustawy z dnia 29 listopada 2000 r. – Prawo atomowe i w § 9, po twierdzone analizami bezpieczeństwa;
9) grupa bezpieczeństwa – zestaw elementów wyposażenia przeznaczonych do wykonania działań wymaganych w przy padku wystąpienia postulowanego zdarzenia inicjującego, w celu zapewnienia nieprzekroczenia granicznych parame trów projektowych podczas przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych i awarii projektowych;
10) jądrowy blok energetyczny – zespół składający się w szczególności z: jądrowego reaktora energetycznego, obiegu chło dzenia 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 uszkodze nie 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 zapo bieżenia 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 powodowa ło uszkodzenia innego systemu lub elementu wyposażenia obiektu jądrowego;
15) obudowa bezpieczeństwa reaktora:
a) w przypadku elektrowni jądrowej – pierwotną obudowę bezpieczeństwa reaktora oraz wtórną obudowę bezpieczeń stwa 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 po zostałe środki usuwania ciepła zostały utracone lub są niewystarczające;
17) pierwotna obudowa bezpieczeństwa reaktora – szczelną konstrukcję zaprojektowaną na wytrzymanie granicznych para metrów 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, mogą cą 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 bezpie czeństwa;
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 uwolnie nia substancji promieniotwórczych mieszczą się w akceptowalnych granicach, uwzględniony w projekcie obiektu jądro wego 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 wyposa żenia obiektu jądrowego wyraźnie różniących się między sobą;
24) sekwencje złożone – sekwencje zdarzeń wykraczające poza sekwencje przyjęte w deterministycznych założeniach pro jektowych obiektu jądrowego, w kategoriach uszkodzeń elementów wyposażenia lub błędów operatora, mogące poten cjalnie prowadzić do znaczących uwolnień substancji promieniotwórczych do środowiska, lecz nieprowadzące do sto pienia 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 podkry tycznym;
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 warun ków 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 mo gącej spowodować powstanie zagrożenia radiacyjnego na zewnątrz obiektu jądrowego, w celu uniknięcia lub znaczące go 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 eks ploatacji automatycznie uruchamia działania w celu zapobieżenia wystąpieniu przewidywanego zdarzenia eksploatacyj nego 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 promienio twórczych;
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 kon strukcji 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 da wek 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 odcina jącą 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 skażo ne 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 jakiegokol wiek z nich nie skutkowało niewypełnieniem funkcji bezpieczeństwa.
Pełna treść aktu: w sprawie wymagań bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej, jakie ma uwzględniać projekt obiektu jądrowego.