Dział IV. Szczegółowe wymagania bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej dotyczące projektowania poszczególnych systemów oraz elementów konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego istotnych dla bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej
DZIAŁ IV
Szczegółowe wymagania bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej dotyczące projektowania poszczególnych systemów oraz elementów konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego istotnych dla bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej
Rozdział 1 Reaktor
1. Reaktor i związane z nim systemy projektuje się w taki sposób, żeby:
1) nie posiadały właściwości, które mogłyby spowodować znaczny wzrost reaktywności podczas przewidywanych zda rzeń eksploatacyjnych lub w warunkach awaryjnych;
2) była zapewniona stabilność i samoregulacja reaktora, tak żeby łączny efekt fizycznych sprzężeń zwrotnych ograniczał wzrost mocy reaktora;
3) wahania mocy reaktora mogące prowadzić do przekroczenia określonych granicznych parametrów projektowych pali wa jądrowego były wykluczone albo mogły być niezawodnie oraz niezwłocznie wykryte i stłumione.
2. Rdzeń reaktora i związane z nim systemy chłodzenia oraz sterowania i zabezpieczeń projektuje się:
1) z zachowaniem odpowiednich zapasów bezpieczeństwa w celu zapewnienia, że określone graniczne parametry projek towe, zwłaszcza paliwa jądrowego, nie zostaną przekroczone, a we wszystkich stanach eksploatacyjnych i przy awa riach projektowych będą zachowane wymagania bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej, z uwzględnie niem istniejących niepewności, w sposób umożliwiający prowadzenie odpowiedniej ich kontroli, badań i testów przez cały okres eksploatacji obiektu jądrowego;
2) tak żeby była zapewniona możliwość usuwania substancji, które mogłyby zagrozić bezpieczeństwu reaktora, w szcze gólności przez zatkanie kanałów chłodziwa, w tym produktów korozji.
3. Rdzeń reaktora i związane z nim konstrukcje znajdujące się wewnątrz zbiornika reaktora projektuje się tak, żeby wytrzymały obciążenia statyczne i dynamiczne oczekiwane w stanach eksploatacyjnych, awariach projektowych i przy ze wnętrznych postulowanych zdarzeniach inicjujących, w zakresie koniecznym dla zapewnienia bezpiecznego wyłączenia reaktora, utrzymania reaktora w stanie podkrytycznym i zapewnienia chłodzenia rdzenia reaktora.
4. Rozwiązania projektowe reaktora:
1) minimalizują prawdopodobieństwo spontanicznego zaistnienia ponownej krytyczności po wyłączeniu reaktora lub na głego wzrostu reaktywności w następstwie postulowanego zdarzenia inicjującego;
2) zapewniają, że maksymalna wielkość dodatniej reaktywności oraz maksymalna szybkość jej wprowadzania w stanach eksploatacyjnych i podczas awarii projektowych będą ograniczone tak, żeby nie doszło do uszkodzenia granicy ciśnie niowej obiegu chłodzenia reaktora oraz żeby utrzymana była zdolność chłodzenia i nie doszło do znaczącej degradacji rdzenia reaktora.
1. Elementy paliwowe i zestawy paliwowe oraz konstrukcje wsporcze rdzenia reaktora projektuje się tak, żeby:
1) w wystarczającym stopniu wytrzymywały przewidywane warunki napromieniania i środowiskowe w rdzeniu reaktora, w połączeniu z procesami zużycia, jakie mogą wystąpić podczas normalnej eksploatacji i przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych, a także obciążenia występujące przy manipulacjach paliwem jądrowym;
2) w stanach eksploatacyjnych i warunkach awaryjnych innych niż ciężkie awarie zapewniały utrzymanie geometrii rdze nia reaktora umożliwiającej wystarczające chłodzenie oraz nieutrudniającej wprowadzania prętów regulacyjnych i prę tów bezpieczeństwa.
2. Projekt rdzenia reaktora uwzględnia degradację elementów paliwowych wynikającą:
1) z różnic rozszerzania oraz deformacji materiału paliwa jądrowego i koszulek elementów paliwowych;
2) z zewnętrznego ciśnienia chłodziwa;
3) z dodatkowego wewnętrznego ciśnienia spowodowanego przez produkty rozszczepienia w elemencie paliwowym;
4) z napromienienia materiału paliwa, koszulek elementów paliwowych i innych materiałów w zestawie paliwowym;
5) ze zmian ciśnienia i temperatury na skutek zmian mocy;
6) z reakcji chemicznych;
7) z obciążeń statycznych i dynamicznych, w tym drgań wywoływanych przez przepływ i innych drgań;
8) ze zmian w procesie wymiany ciepła, które mogą wynikać z odkształceń lub efektów reakcji chemicznych.
3. Reaktor projektuje się tak, żeby zapewnić, że:
1) podczas przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych nie dojdzie do znaczącej degradacji elementów paliwowych;
2) podczas awarii projektowych elementy paliwowe pozostają na swoim miejscu i nie ulegną odkształceniom, które pro wadziłyby do utraty możliwości skutecznego poawaryjnego chłodzenia rdzenia reaktora.
4. W projekcie rdzenia reaktora chłodzonego wodą warunki chłodzenia elementów paliwowych należy określić tak, żeby dawały wysoki stopień pewności, że w stanach eksploatacyjnych strumień cieplny na powierzchni koszulki elementu paliwowego będzie mniejszy od strumienia, przy którym występuje kryzys wymiany ciepła.
§ 53. Uwzględnianie zmian strategii gospodarki paliwem
Projekt reaktora zapewnia możliwość spełnienia wymagań określonych w § 51 i § 52 także w razie zmian w stra tegii gospodarki paliwem przez cały okres eksploatacji elektrowni jądrowej lub reaktora badawczego.
§ 54. Stabilność rozkładu strumienia neutronów w rdzeniu
Rdzeń reaktora projektuje się w taki sposób, żeby było ułatwione utrzymanie we wszystkich stanach eksploatacyj nych oraz w warunkach awarii bez degradacji rdzenia reaktora stabilnego kształtu rozkładu i poziomu strumienia neutronów w zakresie granicznych parametrów projektowych.
1. W projekcie elektrowni jądrowej oraz reaktora badawczego przewiduje się środki techniczne zapewniające możliwość wyłączenia reaktora we wszystkich stanach eksploatacyjnych i w warunkach awaryjnych, nawet w warunkach najbardziej reaktywnego rdzenia reaktora, oraz utrzymanie go w stanie wyłączenia.
2. Środki wyłączenia reaktora mają zapewniać wydajność, szybkość zadziałania i zapas wyłączenia, wystarczające do tego, żeby nie doszło do przekroczenia wartości limitów (granic) bezpieczeństwa.
1. Do zapewnienia zróżnicowania środki techniczne służące do wyłączania reaktora składają się z co najmniej dwóch różnych systemów.
2. Co najmniej jeden z systemów, o których mowa w ust. 1, jest zdolny do samodzielnego, szybkiego wprowadzenia reaktora w stan podkrytyczny ze stanów eksploatacyjnych i w warunkach awaryjnych, nawet w warunkach najbardziej reaktywnego rdzenia reaktora, a także do utrzymywania reaktora w stanie podkrytycznym z odpowiednim zapasem i z dużą niezawodnością, przy założeniu pojedynczego uszkodzenia.
3. W projekcie elektrowni jądrowej oraz reaktora badawczego można wyjątkowo dopuścić do przejściowej ponownej krytyczności, pod warunkiem że graniczne parametry projektowe dla paliwa jądrowego oraz dla systemów i elementów wyposażenia elektrowni jądrowej lub reaktora badawczego nie zostaną przekroczone.
1. Środki techniczne służące do sterowania reaktywnością i wyłączania reaktora zapewniają utrzymanie podkry tyczności reaktora także podczas i po ciężkiej awarii.
2. Przy doborze środków, o których mowa w ust. 1, służących do wyłączania reaktora uwzględnia się uszkodzenia poja wiające się gdziekolwiek w elektrowni jądrowej lub reaktorze badawczym, które mogłyby:
1) spowodować, że część tych środków nie będzie realizować swoich funkcji, lub
2) doprowadzić do ich uszkodzenia ze wspólnej przyczyny.
3. W projekcie elektrowni jądrowej oraz reaktora badawczego przewiduje się:
1) środki techniczne służące do wyłączania reaktora, odpowiednie dla zapobieżenia powstaniu lub dla skompensowania niezamierzonych wzrostów reaktywności podczas stanu wyłączenia, w tym – podczas przeładunku paliwa w tym stanie;
2) aparaturę kontrolno-pomiarową i możliwość prowadzenia prób w celu zapewnienia, że środki techniczne służące do wyłączania reaktora będą utrzymywane w stanie ustalonym dla określonych warunków elektrowni jądrowej lub reakto ra badawczego.
Rozdział 2 Obieg chłodzenia reaktora
1. Obieg chłodzenia reaktora, związane z nim systemy pomocnicze oraz systemy sterowania i zabezpieczeń pro jektuje się z uwzględnieniem zapasów bezpieczeństwa odpowiednich do zapewnienia, że w stanach eksploatacyjnych nie nastąpi przekroczenie granicznych parametrów projektowych dla granicy ciśnieniowej obiegu chłodzenia reaktora, w szcze gólności takich jak: maksymalne ciśnienie, maksymalna temperatura, dopuszczalne zmiany ciśnienia i temperatury w sta nach przejściowych oraz dopuszczalne naprężenia.
2. Zastosowane rozwiązania projektowe zapewniają, że działanie osprzętu zabezpieczającego zabezpiecza granicę ciś nieniową obiegu chłodzenia reaktora przed nadmiernym ciśnieniem oraz, nawet podczas awarii projektowych, nie doprowa dza do nieakceptowanych uwolnień substancji promieniotwórczych do środowiska, w szczególności do uwolnień z ominię ciem obudowy bezpieczeństwa reaktora.
1. Elementy składowe obiegu chłodzenia reaktora zawierające chłodziwo reaktora, takie jak: zbiornik ciśnieniowy reaktora lub kanały ciśnieniowe, rurociągi, armatura, osprzęt, pompy, dmuchawy i wymienniki ciepła, wraz z ich elementa mi mocującymi i konstrukcjami wsporczymi, projektuje się w taki sposób, żeby wytrzymywały one obciążenia statyczne i dynamiczne oczekiwane we wszystkich stanach eksploatacyjnych i podczas awarii projektowych. Materiały stosowane do wytwarzania tych elementów składowych dobiera się tak, żeby zminimalizować aktywację materiału.
2. Zbiornik ciśnieniowy reaktora oraz przewody ciśnieniowe projektuje się i buduje z zastosowaniem najwyższej jako ści w odniesieniu do:
1) materiałów;
2) wymagań określonych i sprawdzonych w praktyce projektowania obiektów jądrowych;
3) zapewnienia możliwości prowadzenia kontroli, badań i prób;
4) technologii wytwarzania;
5) kwalifikacji personelu wytwarzającego i badawczego.
3. Rurociągi połączone z granicą ciśnieniową obiegu chłodzenia reaktora wyposaża się w odpowiednią armaturę odci nającą, w celu ograniczenia wszelkich ubytków chłodziwa reaktora oraz wykluczenia ubytku chłodziwa reaktora poprzez przyłączone systemy pomocnicze.
4. Granicę ciśnieniową obiegu chłodzenia reaktora projektuje się tak, żeby:
1) zapoczątkowanie jej uszkodzenia było bardzo mało prawdopodobne;
2) było możliwe wykrycie uszkodzeń we właściwym czasie;
3) jakiekolwiek powstałe uszkodzenia nie przekształcały się w niestabilne szybko rozszerzające się pęknięcia.
5. Rozwiązania projektowe zapewniają uniknięcie stanów elektrowni jądrowej lub reaktora badawczego, w których elementy składowe granicy ciśnieniowej obiegu chłodzenia reaktora mogłyby przejść w stan kruchy, powodując zagrożenie dla bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej.
6. Elementy znajdujące się wewnątrz granicy ciśnieniowej obiegu chłodzenia reaktora, takie jak wirniki pomp i części armatury, projektuje się w sposób minimalizujący prawdopodobieństwo ich uszkodzenia i powstania wtórnych uszkodzeń innych elementów obiegu chłodzenia istotnych dla bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej, w stanach eksploatacyjnych i przy awariach projektowych, z należytym uwzględnieniem degradacji, jaka może powstać podczas ich użyt kowania.
1. Granicę ciśnieniową obiegu chłodzenia reaktora projektuje się w sposób umożliwiający przez cały okres eksplo atacji elektrowni jądrowej lub reaktora badawczego prowadzenie, w odpowiednich odstępach czasu, bezpośrednich lub po średnich kontroli i prób stanu technicznego elementów składowych tej granicy – odpowiednio do realizowanych przez nie funkcji bezpieczeństwa, w celu wykazania braku niedopuszczalnych wad materiałowych lub niedopuszczalnej degradacji stanu technicznego tych elementów, z punktu widzenia zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej.
2. W projekcie elektrowni jądrowej oraz reaktora badawczego zapewnia się, że wskaźniki integralności granicy ciśnie niowej obiegu chłodzenia reaktora, takie jak przecieki, podlegają monitorowaniu, którego wynik uwzględnia się przy określaniu rodzaju i zakresu kontroli niezbędnych dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego. Obieg chłodzenia reaktora wypo saża się w system wykrywania i pomiaru wielkości przecieków, ułatwiający niezwłoczne ich zlokalizowanie.
3. W projekcie elektrowni jądrowej oraz reaktora badawczego zapewnia się możliwość przeprowadzania okresowej kontroli stanu technicznego odpowiednich części systemów chłodzenia wtórnych w stosunku do obiegu chłodzenia reakto ra, w szczególności systemu chłodzenia powyłączeniowego.
1. W elektrowni jądrowej oraz w reaktorze badawczym stosuje się system dla regulacji ilości i ciśnienia chłodziwa w obiegu chłodzenia reaktora, zapewniający, że w stanach eksploatacyjnych nie dojdzie do przekroczenia granicznych pa rametrów projektowych, z uwzględnieniem zmian objętościowych i wycieków chłodziwa.
2. Stosuje się odpowiednie wyposażenie do usuwania substancji promieniotwórczych z chłodziwa reaktora, włącznie z aktywowanymi produktami korozji i produktami rozszczepienia przenikającymi z paliwa jądrowego.
3. Wydajność wyposażenia, o którym mowa w ust. 2, określa się na podstawie granicznych parametrów projektowych paliwa jądrowego dotyczących akceptowalnych nieszczelności koszulek elementów paliwowych z określonym zapasem zapewniającym, że obiekt jądrowy może być eksploatowany przy poziomie aktywności w obiegu chłodzenia reaktora tak niskim, jaki w praktyce można rozsądnie osiągnąć, a także, że uwolnienia substancji promieniotwórczych są najniższe, jakie można rozsądnie osiągnąć, i mieszczą się w dopuszczalnych granicach.
1. W elektrowni jądrowej oraz w reaktorze badawczym stosuje się system zapewniający odprowadzanie ciepła powyłączeniowego, wypełniający swoje funkcje bezpieczeństwa z wystarczającą wydajnością, żeby nie dochodziło do przekroczenia granicznych parametrów projektowych dla paliwa jądrowego oraz dla granicy ciśnieniowej obiegu chłodze nia reaktora.
2. Rozwiązania projektowe systemu odprowadzenia ciepła powyłączeniowego zapewniają w szczególności możliwość wzajemnych połączeń i odcinania podsystemów.
1. W projekcie elektrowni jądrowej oraz reaktora badawczego przewiduje się stosowanie systemów awaryjnego chłodzenia rdzenia reaktora w celu przywrócenia i utrzymania chłodzenia paliwa jądrowego w stanach awaryjnych, nawet w razie utraty integralności granicy ciśnieniowej obiegu chłodzenia reaktora.
2. W przypadku awarii z utratą chłodziwa, włączając natychmiastowe rozerwanie rurociągu obiegu chłodzenia reaktora o największej średnicy, chłodzenie rdzenia reaktora jest prowadzone tak, żeby zminimalizować uszkodzenia paliwa jądro wego i ograniczyć uwolnienie produktów rozszczepienia z paliwa jądrowego, zapewniając, że:
1) nie zostaną przekroczone graniczne parametry projektowe paliwa jądrowego;
2) możliwe reakcje chemiczne są ograniczone do poziomu akceptowalnego z punktu widzenia bezpieczeństwa jądrowego;
3) zmiany w paliwie jądrowym i w konstrukcjach wewnętrznych reaktora nie zmniejszą w znaczący sposób skuteczności awaryjnego chłodzenia rdzenia reaktora;
4) chłodzenie rdzenia reaktora będzie zapewnione przez wystarczająco długi czas.
§ 64. Projektowe zabezpieczenia awaryjnego chłodzenia rdzenia
W celu spełnienia przez system awaryjnego chłodzenia rdzenia reaktora wymagań, o których mowa w § 63 ust. 2, dla każdego postulowanego zdarzenia inicjującego i przy założeniu wystąpienia pojedynczego uszkodzenia:
1) stosuje się odpowiednie rozwiązania projektowe, takie jak: wykrywanie przecieków, odpowiednie połączenia wzajemne i możliwości odcinania, przy odpowiednim zwielokrotnieniu, zróżnicowaniu i rozdzieleniu elementów składowych systemu, a także
2) zapewnia się zasilanie elektryczne tego systemu ze źródeł wewnętrznych w razie zaniku zasilania elektrycznego z sieci zewnętrznej.
§ 65. Celowe obniżanie ciśnienia w obiegu chłodzenia
Rozwiązania projektowe zapewniają możliwość celowego obniżania ciśnienia w obiegu chłodzenia reaktora w ra zie ciężkiej awarii, tak żeby zwiększyć możliwość odprowadzania ciepła z rdzenia reaktora.
§ 66. Kontrole i próby okresowe systemu awaryjnego chłodzenia
System awaryjnego chłodzenia rdzenia reaktora projektuje się tak, żeby możliwe było prowadzenie kontroli okre sowych jego elementów oraz wykonywanie prób okresowych w celu potwierdzenia:
1) integralności konstrukcyjnej i szczelności elementów systemu;
2) zdolności do działania z odpowiednią wydajnością czynnych elementów systemu podczas normalnej eksploatacji;
3) zdolności systemu do działania w stanach określonych w założeniach projektowych elektrowni jądrowej lub reaktora badawczego.
Rozdział 3 System obudowy bezpieczeństwa reaktora
1. W elektrowni jądrowej oraz w reaktorze badawczym stosuje się system obudowy bezpieczeństwa reaktora za pewniający:
1) zatrzymywanie substancji promieniotwórczych w stanach eksploatacyjnych i w warunkach awaryjnych;
2) ochronę reaktora przed zewnętrznymi zagrożeniami naturalnymi lub powodowanymi przez człowieka;
3) osłonę przed promieniowaniem jonizującym w stanach eksploatacyjnych i w warunkach awaryjnych.
2. W elektrowni jądrowej system obudowy bezpieczeństwa reaktora obejmuje pierwotną obudowę bezpieczeństwa reaktora i wtórną obudowę bezpieczeństwa reaktora oraz, w zależności od przyjętej koncepcji projektowej, systemy pomoc nicze, w szczególności takie jak: systemy ograniczające wielkości ciśnienia i temperatur wewnątrz obudowy bezpieczeń stwa reaktora oraz elementy wyposażenia służące do odcinania (izolowania od otoczenia) obudowy bezpieczeństwa reakto ra, ograniczania stężenia lub usuwania z przestrzeni obudowy bezpieczeństwa reaktora produktów rozszczepienia, wodoru, tlenu i innych substancji, które mogą zostać do niej uwolnione.
3. Do reaktora badawczego ust. 2 stosuje się odpowiednio, z wyjątkiem wymogu posiadania wtórnej obudowy bezpie czeństwa reaktora.
1. System obudowy bezpieczeństwa reaktora projektuje się z zastosowaniem odpowiednich współczynników bez pieczeństwa, na podstawie wielkości potencjalnych wewnętrznych nadciśnień, podciśnień, temperatur oraz oddziaływań dynamicznych, takich jak uderzenia odłamków i działanie sił reakcji oczekiwanych na skutek rozpatrywanych awarii, uwzględniając w szczególności:
1) niepewności: analiz zjawisk zachodzących podczas awarii, określenia właściwości materiałów, wielkości naprężeń oraz wielkości wad materiałowych;
2) skutki wydzielenia energii z innych potencjalnych źródeł, w szczególności energii zakumulowanej w wytwornicach pary, oraz w wyniku reakcji chemicznych – w tym przewidywanych zjawisk spalania gazów palnych wewnątrz obudo wy bezpieczeństwa reaktora, a także radiolizy;
3) zagrożenia naturalne i zewnętrzne postulowane zdarzenia inicjujące będące skutkiem działalności człowieka.
2. Projekt obudowy bezpieczeństwa reaktora uwzględnia rozwiązania umożliwiające monitorowanie stanu obudowy bezpieczeństwa reaktora oraz związanych z nią systemów i elementów wyposażenia.
§ 69. Wymagania dotyczące integralności i przepustów obudowy bezpieczeństwa
System obudowy bezpieczeństwa reaktora projektuje się tak, żeby:
1) zapewnić, że w stanach eksploatacyjnych, a w szczególności podczas wykonywania czynności utrzymania, remontów i prób oraz podczas i po rozpatrywanych awariach, jej stale ferrytyczne nie będą wykazywały skłonności do kruchego pękania, a możliwość powstania szybko rozszerzającego się pęknięcia będzie zminimalizowana;
2) możliwe było wykonywanie prób ciśnieniowych w celu:
a) wykazania strukturalnej integralności obudowy bezpieczeństwa reaktora przed rozpoczęciem oraz w okresie eksplo atacji elektrowni jądrowej lub reaktora badawczego;
b) oszacowania natężenia przecieków z systemu obudowy bezpieczeństwa reaktora przez cały okres eksploatacji elek trowni jądrowej lub reaktora badawczego przy ciśnieniu projektowym w obudowie bezpieczeństwa reaktora lub przy obniżonych wartościach ciśnienia pozwalających na oszacowanie wielkości przecieków przy ciśnieniu projektowym;
3) podczas i po rozpatrywanych awariach nie dochodziło do przekroczenia ustalonej maksymalnej wielkości przecieków;
4) liczba przepustów przez obudowę bezpieczeństwa reaktora była minimalna;
5) zapewnione było, że:
a) przepusty przez obudowę bezpieczeństwa reaktora spełniają te same wymagania projektowe co sama konstrukcja obudowy bezpieczeństwa reaktora,
b) będzie możliwość wykrywania przecieków przez poszczególne przepusty;
6) funkcjonalność przepustów przez obudowę bezpieczeństwa reaktora była zachowana w przypadku ciężkiej awarii.
1. W projekcie elektrowni jądrowej oraz reaktora badawczego stosuje się rozwiązania umożliwiające w razie roz patrywanej awarii automatyczne, niezwłoczne i niezawodne odcięcie każdego przechodzącego przez obudowę bezpieczeń stwa reaktora rurociągu stanowiącego część granicy ciśnieniowej obiegu chłodzenia reaktora lub bezpośrednio połączonego z przestrzenią obudowy bezpieczeństwa reaktora. Stosuje się przy tym odpowiednie rozwiązania projektowe dla zapobieże nia awariom związanym z ominięciem obudowy bezpieczeństwa reaktora.
2. Rurociąg, o którym mowa w ust. 1, wyposaża się w co najmniej dwa zawory odcinające obudowę bezpieczeństwa reaktora lub zawory zwrotne, ustawione szeregowo, umieszczone jak najbliżej obudowy bezpieczeństwa reaktora, zdolne do niezawodnego i niezależnego od siebie uruchomienia. Projekt odcięcia (odizolowania) od otoczenia obudowy bezpie czeństwa reaktora uwzględnia kryterium pojedynczego uszkodzenia.
3. Odstępstwa od wymagań określonych w ust. 1 i 2 dopuszcza się jedynie w odniesieniu do specyficznych typów ele mentów, takich jak rurki impulsowe w systemach pomiarowych, lub wówczas, gdy niezastosowanie tych odstępstw pogor szyłoby niezawodność systemu bezpieczeństwa, w skład którego wchodzi rurociąg przechodzący przez obudowę bezpie czeństwa reaktora.
§ 71. Zawór odcinający rurociągu obudowy bezpieczeństwa
Rurociąg przechodzący przez pierwotną obudowę bezpieczeństwa reaktora, który nie stanowi części granicy ciśnieniowej obiegu chłodzenia reaktora ani nie jest bezpośrednio połączony z przestrzenią obudowy bezpieczeństwa reak tora, posiada co najmniej jeden zawór odcinający obudowę bezpieczeństwa reaktora, znajdujący się na zewnątrz obudowy bezpieczeństwa reaktora i umieszczony jak najbliżej tej obudowy.
§ 72. Próby funkcjonalności i szczelności armatury odcinającej
Rozwiązania projektowe elektrowni jądrowej oraz reaktora badawczego zapewniają możliwość prowadzenia okre sowych prób zdolności armatury odcinającej obudowy bezpieczeństwa reaktora i związanych z nią systemów do realizacji ich funkcji oraz sprawdzania, czy wielkości przecieków przez armaturę mieszczą się w dopuszczalnych granicach. Zapew nia się przy tym możliwość niezawodnego i niezależnego uruchamiania napędu każdego zaworu.
1. W projekcie elektrowni jądrowej oraz reaktora badawczego zapewnia się, że dostęp pracowników obiektu jądrowego do obudowy bezpieczeństwa reaktora odbywa się poprzez śluzy powietrzne, których drzwi są wzajemnie bloko wane w celu zapewnienia, że przynajmniej jedne drzwi są zawsze zamknięte.
2. Otwory dostępowe w obudowie bezpieczeństwa reaktora dla potrzeb ruchu wyposażenia i materiałów przez obudowę projektuje się tak, żeby było możliwe ich szybkie i niezawodne zamykanie, w razie gdy wymagane jest odizolowanie (od cięcie) obudowy bezpieczeństwa reaktora.
3. Rozwiązania projektowe zapewniają zdolność elementów izolujących (odcinających) śluz powietrznych i otworów dostępowych w obudowie bezpieczeństwa reaktora do utrzymania ich funkcjonalności w razie rozpatrywanych awarii.
1. Rozwiązania projektowe obudowy bezpieczeństwa reaktora przewidują odpowiednie przekroje tras przepływu pomiędzy odrębnymi przedziałami wewnątrz pierwotnej obudowy bezpieczeństwa reaktora. Przekroje te projektuje się tak, żeby zapewnić, że różnice ciśnień występujące w czasie wyrównywania się ciśnienia w obudowie bezpieczeństwa reaktora podczas rozpatrywanych awarii nie spowodują uszkodzenia konstrukcji wewnątrz obudowy bezpieczeństwa reaktora lub systemów ograniczających skutki awarii.
2. Rozwiązania projektowe zapewniają zdolność konstrukcji wewnątrz obudowy bezpieczeństwa reaktora do wytrzy mania skutków ciężkich awarii.
1. Zapewnia się możliwość odprowadzania ciepła z obudowy bezpieczeństwa reaktora w stanach eksploatacyj nych oraz w czasie i po rozpatrywanych awariach.
2. Po każdym uwolnieniu płynów o wysokiej energii w trakcie rozpatrywanej awarii zapewnia się możliwie szybkie obniżanie ciśnienia i temperatury w obudowie bezpieczeństwa reaktora oraz utrzymywanie ich na akceptowalnie niskim poziomie.
3. System odprowadzania ciepła z obudowy bezpieczeństwa reaktora ma być niezawodny, co realizuje się poprzez od powiednie zwielokrotnienie zastosowanych podsystemów i elementów wyposażenia oraz poprzez odpowiednie ich wzajem ne połączenia, przy zasilaniu elektrycznym ze źródeł wewnętrznych obiektu lub z sieci zewnętrznej, zakładając wystąpienie pojedynczego uszkodzenia.
4. Rozwiązania projektowe systemu, o którym mowa w ust. 3, zapewniają możliwość przeprowadzania okresowych kontroli, prób ciśnieniowych i funkcjonalnych w czasie eksploatacji.
1. W projekcie systemu obudowy bezpieczeństwa reaktora przewiduje się – stosownie do potrzeb – systemy słu żące do ograniczania, zmniejszania i kontrolowania ilości produktów rozszczepienia, wodoru, tlenu i innych substancji, które mogą być uwolnione do obudowy bezpieczeństwa reaktora.
2. Systemy, o których mowa w ust. 1, projektuje się z należytym stopniem zwielokrotnienia (redundancji) oraz z odpo wiednimi wzajemnymi połączeniami, w celu zapewnienia, że każda grupa bezpieczeństwa może wypełniać niezbędną funk cję bezpieczeństwa, przy zasilaniu elektrycznym ze źródeł wewnętrznych obiektu bądź z sieci zewnętrznej, zakładając wy stąpienie pojedynczego uszkodzenia. Do zmniejszania stężenia palnych gazów w obudowie bezpieczeństwa reaktora stosu je się systemy lub elementy wyposażenia niewymagające zasilania elektrycznego.
3. Rozwiązania projektowe systemów oczyszczania przestrzeni obudowy bezpieczeństwa reaktora zapewniają możli wość prowadzenia okresowej kontroli elementów wyposażenia oraz wykonywania prób ciśnieniowych i funkcjonalnych tych systemów.
§ 77. Dobór materiałów pokryć, izolacji i powłok
Materiały pokryć, izolacji cieplnej i powłok elementów wyposażenia oraz konstrukcji wewnątrz obudowy bezpie czeństwa reaktora dobiera się tak, żeby zapewnić wypełnianie ich funkcji bezpieczeństwa i zminimalizować niekorzystny wpływ na inne funkcje bezpieczeństwa w razie degradacji tych pokryć, izolacji lub powłok.
Rozdział 4 Systemy pomiarów i sterowania obiektu jądrowego
1. W obiekcie jądrowym stosuje się aparaturę kontrolno-pomiarową odpowiednią dla:
1) określenia wartości parametrów procesów technologicznych, w szczególności tych, które mogą mieć wpływ na przebieg łańcuchowej reakcji rozszczepienia, integralność rdzenia reaktora, systemów zawierających chłodziwo reaktora lub obudowy bezpieczeństwa reaktora;
2) pozyskania informacji o obiekcie jądrowym koniecznych do prowadzenia jego niezawodnej i bezpiecznej eksploatacji;
3) określenia stanu obiektu w warunkach awaryjnych oraz podejmowania decyzji związanych z reagowaniem awaryjnym.
2. Wprowadza się rozwiązania zapewniające określanie i automatyczne rejestrowanie wszelkich parametrów pochod nych istotnych dla bezpieczeństwa jądrowego w reaktorze wodnociśnieniowym, w szczególności zapasu do stanu nasycenia chłodziwa.
3. Aparatura kontrolno-pomiarowa obiektu, o której mowa w ust. 1, posiada – stosownie do swojego przeznaczenia – zakresy pomiarowe odpowiednie do monitorowania parametrów w stanach eksploatacyjnych i warunkach awaryjnych.
4. Aparaturę kontrolno-pomiarową, o której mowa w ust. 1, kwalifikuje się na warunki środowiskowe mogące występo wać w określonych stanach obiektu jądrowego, zapewniając, że jest ona odpowiednia do pomiarów parametrów obiektu jądrowego w warunkach awaryjnych, żeby umożliwić operatorowi obiektu jądrowego rozpoznanie sytuacji w obiekcie i klasyfikowanie zdarzeń dla celów reagowania awaryjnego.
§ 79. Środki sterowania procesami technologicznymi
W obiekcie jądrowym stosuje się środki sterowania procesami technologicznymi, w szczególności służące do utrzymywania w granicach limitów i warunków eksploatacyjnych parametrów, o których mowa w § 78 ust. 1 pkt 1.
1. Obiekt jądrowy wyposaża się w sterownię główną, z której może być on bezpiecznie sterowany we wszystkich stanach eksploatacyjnych i z której można podejmować działania w celu utrzymania obiektu jądrowego w stanie bezpiecz nym lub w celu wprowadzenia go w stan bezpiecznego wyłączenia po wystąpieniu przewidywanych zdarzeń eksploatacyj nych lub rozpatrywanej awarii.
2. Rozwiązania projektowe sterowni głównej zapewniają dostarczanie adekwatnych informacji w celu ochrony osób przebywających w sterowni przed zagrożeniami, takimi jak:
1) podwyższone poziomy promieniowania;
2) substancje wybuchowe lub toksyczne.
§ 81. Ochrona radiologiczna sterowni głównej w awariach
Projekt sterowni głównej obiektu jądrowego przewiduje zastosowanie środków ochrony radiologicznej zapewnia jących dostęp i możliwość przebywania pracowników w tej sterowni w warunkach awaryjnych, bez otrzymania podczas trwania awarii dawek skutecznych (efektywnych) przekraczających 50 mSv.
§ 82. Identyfikacja zagrożeń sterowni głównej i minimalizacja skutków
Identyfikuje się takie zdarzenia wewnętrzne i zewnętrzne względem sterowni głównej obiektu jądrowego, które mogą stanowić bezpośrednie zagrożenie dla jej funkcjonowania, a w projekcie uwzględnia się rozsądnie osiągalne środki minimalizowania skutków takich zdarzeń.
1. Rozmieszczenie aparatury kontrolno-pomiarowej i sposób prezentowania informacji w sterowni głównej obiek tu jądrowego projektuje się, z uwzględnieniem zasad ergonomii, tak żeby pracownicy eksploatacji uzyskiwali adekwatny, całościowy obraz stanu i funkcjonowania obiektu jądrowego.
2. W sterowni głównej obiektu jądrowego przewiduje się elementy wyposażenia przekazujące w efektywny sposób wizualne, a tam gdzie jest to właściwe, również dźwiękowe wskazania dotyczące stanów eksploatacyjnych i procesów, które odbiegają od normy i mogą niekorzystnie wpłynąć na bezpieczeństwo jądrowe.
§ 84. Sterownia rezerwowa jądrowego bloku energetycznego
Jądrowy blok energetyczny wyposaża się w sterownię rezerwową, oddzieloną fizycznie i elektrycznie od sterowni głównej jądrowego bloku energetycznego, ze sprzętem i elementami sterującymi wystarczającymi, żeby można było szybko wyłączyć reaktor i utrzymywać go w stanie wyłączonym, odprowadzać ciepło powyłączeniowe i monitorować najważniej sze parametry bloku, w razie niemożności wykonywania tych kluczowych dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego czynności ze sterowni głównej jądrowego bloku energetycznego. Do sterowni rezerwowej wymagania określone w § 80–83 stosuje się odpowiednio.
1. W przypadku rozwiązań projektowych obiektu jądrowego, w których prawidłowe działanie systemu obiektu jądrowego mającego istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej zależy od nie zawodnego funkcjonowania systemu teleinformatycznego, przy opracowywaniu i testowaniu sprzętu komputerowego oraz oprogramowania wdraża się odpowiednie standardy i metody postępowania stosowane przez cały okres użytkowania syste mu, a w szczególności w cyklu opracowywania oprogramowania.
2. Poziom niezawodności sprzętu i oprogramowania komputerowego stosowanego w obiekcie jądrowym jest współ mierny do ważności określonego systemu dla wypełniania funkcji bezpieczeństwa.
3. W projekcie obiektu jądrowego zakłada się poziom niezawodności systemu teleinformatycznego, który uwzględnia odpowiednie zapasy bezpieczeństwa, żeby skompensować niepewności analizy wynikające ze złożoności systemu teleinformatycznego.
1. W projekcie obiektu jądrowego zapewnia się automatyzację działań w zakresie zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego, w stopniu gwarantującym, że działanie operatora obiektu jądrowego nie będzie konieczne przez określony czas po wystąpieniu przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych lub rozpatrywanych awarii. Operatorowi zapewnia się dostęp do informacji niezbędnych do monitorowania skutków działań automatycznych.
2. Automatyzuje się lub realizuje z użyciem elementów biernych uruchamianie i sterowanie systemami lub elementami wyposażenia obiektu jądrowego wypełniającymi funkcje bezpieczeństwa tak, żeby nie było konieczne podejmowanie czyn ności przez operatora w czasie do 30 minut po wystąpieniu postulowanego zdarzenia inicjującego. Jakiekolwiek czynności operatora obiektu jądrowego konieczne do wykonania zgodnie z projektem w czasie do 30 minut po wystąpieniu postulowa nego zdarzenia inicjującego wymagają wyczerpującego uzasadnienia w projekcie obiektu jądrowego.
1. W obiekcie jądrowym stosuje się system zabezpieczeń zdolny wykryć zagrożenie dla bezpieczeństwa jądrowe go lub ochrony radiologicznej, a także automatycznie uruchomić systemy wymagane do osiągnięcia i utrzymania stanu bezpiecznego wyłączenia.
2. System zabezpieczeń projektuje się tak, żeby:
1) był on zdolny do przełamywania niebezpiecznych działań systemu sterowania;
2) osiągał stan bezpieczny po uszkodzeniu;
3) zapobiegał czynnościom operatora obiektu jądrowego, które mogłyby zniweczyć skuteczność systemu zabezpieczeń w stanach eksploatacyjnych i warunkach awaryjnych, ale nie uniemożliwiał prawidłowych działań operatora obiektu jądrowego w warunkach awaryjnych;
4) zapewniał, że w wyniku przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych nie dojdzie do przekroczenia granicznych parametrów projektowych; w szczególności system zabezpieczeń zapewnia nieprzekroczenie granicznych parametrów pro jektowych paliwa jądrowego w razie jakiegokolwiek pojedynczego wadliwego działania systemów sterowania reaktyw nością, jak przypadkowe wyprowadzenie prętów regulacyjnych z rdzenia reaktora, z wyjątkiem wyrzucenia lub upadku prętów z lub do rdzenia.
1. Aparaturę kontrolno-pomiarową i systemy sterowania elementów wyposażenia lub systemów mających istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej projektuje się tak, żeby zapewnić ich nieza wodność i możliwość okresowego testowania – odpowiednio do funkcji bezpieczeństwa, jakie mają wykonywać.
2. Systemy bezpieczeństwa, w tym w szczególności system zabezpieczeń, projektuje się w sposób umożliwiający okre sowe testowanie ich funkcjonalności podczas pracy reaktora, z uwzględnieniem niezależnego testowania kanałów w celu wykrycia uszkodzeń i ewentualnej utraty redundancji.
§ 89. Redundancja i niezależność systemu zabezpieczeń
Wbudowane w system zabezpieczeń obiektu jądrowego zwielokrotnienie (redundancja) i niezależność funkcjonal na zapewniają co najmniej, że:
1) żadne pojedyncze uszkodzenie nie spowoduje utraty funkcji bezpieczeństwa;
2) wyłączenie z pracy dowolnego elementu nie spowoduje utraty niezbędnego minimum zwielokrotnienia (redundancji), chyba że można wykazać wystarczającą niezawodność działania systemu zabezpieczeń w takiej sytuacji.
§ 90. Wymagania dla teleinformatycznych systemów bezpieczeństwa
Jeżeli przewiduje się zastosowanie systemu teleinformatycznego w systemach bezpieczeństwa, w szczególności w systemie zabezpieczeń obiektu jądrowego, to oprócz wymagań określonych w § 85 należy spełnić następujące wymagania:
1) w odniesieniu do sprzętu komputerowego i oprogramowania stosuje się wysokie wymagania jakościowe współmierne do znaczenia danego systemu dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego;
2) proces opracowania, włącznie z kontrolą, testowaniem i przyjęciem zmian projektowych, jest systematycznie dokumen towany i poddawany przeglądowi;
3) potwierdzenie przez specjalistę niezależnego od projektanta systemu teleinformatycznego i jego dostawcy wysokiej niezawodności sprzętu i oprogramowania systemu teleinformatycznego;
4) tam, gdzie wypełniane funkcje bezpieczeństwa mają zasadnicze znaczenie dla osiągnięcia i utrzymania stanu bezpiecz nego wyłączenia, wprowadza się zróżnicowane rozwiązania techniczne zapewniające wypełnienie tych funkcji bezpie czeństwa;
5) uwzględnia się uszkodzenia ze wspólnej przyczyny powodowane błędami w oprogramowaniu;
6) wprowadza się zabezpieczenia przed przypadkową lub rozmyślną ingerencją w działanie systemu.
1. Rozwiązania projektowe stosowane w obiekcie jądrowym zapobiegają przenoszeniu się zakłóceń pomiędzy systemem zabezpieczeń i systemem sterowania przez unikanie wzajemnych połączeń lub poprzez odpowiednie rozdzielenie funkcjonalne tych systemów.
2. Jeżeli te same sygnały są wykorzystywane zarówno przez system zabezpieczeń, jak też przez system sterowania, to zapewnia się odpowiednie ich rozdzielenie, w szczególności przez odpowiednią izolację galwaniczną.
1. Na terenie obiektu jądrowego projektuje się awaryjny ośrodek zarządzania, oddzielony od sterowni głównych i sterowni rezerwowych, służący jako miejsce zbiórki i pracy pracowników reagowania awaryjnego.
2. W awaryjnym ośrodku zarządzania zapewnia się:
1) dostęp do informacji o istotnych parametrach obiektu jądrowego oraz o warunkach radiologicznych w obiekcie jądro wym i w jego bezpośrednim otoczeniu;
2) łączność ze sterowniami głównymi i sterowniami rezerwowymi oraz z innymi ważnymi miejscami w obiekcie jądro wym, a także z zespołami reagowania awaryjnego na terenie obiektu jądrowego i poza nim;
3) środki ochrony osób przebywających w awaryjnym ośrodku zarządzania przed zagrożeniami wynikającymi z warun ków awaryjnych, włączając ciężkie awarie.
Rozdział 5 Systemy zasilania elektrycznego obiektu jądrowego
1. Dla niezawodnego funkcjonowania systemów oraz elementów konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego mających istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej zapewnia się zasilanie elektryczne ze źródeł wewnętrznych obiektu jądrowego i z zewnętrznej sieci elektroenergetycznej.
2. System zasilania elektrycznego ze źródeł wewnętrznych obiektu jądrowego, włączając system awaryjnego zasilania obiektu jądrowego oraz system zasilania elektrycznego z zewnętrznej sieci elektroenergetycznej obiektu jądrowego – w sy tuacji, gdy jakikolwiek z nich nie działa – dostarcza wystarczającą moc i ilość energii dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego w stanach eksploatacyjnych, a także podczas i po rozpatrywanej awarii.
§ 94. Niezależność, redundancja i testowanie źródeł zasilania
Wewnętrzne źródła zasilania elektrycznego obiektu jądrowego, włączając baterie akumulatorów oraz elektryczną sieć rozdzielczą wewnątrz obiektu jądrowego, projektuje się tak, żeby posiadały one wystarczającą niezależność, zwielo krotnienie (redundancję) i możliwość testowania oraz żeby zapewnić wypełnienie ich funkcji bezpieczeństwa przy założe niu pojedynczego uszkodzenia.
§ 95. Dwa niezależne obwody zasilania zewnętrznego
Dostarczanie energii elektrycznej z zewnętrznej sieci elektroenergetycznej do sieci rozdzielczej wewnątrz obiektu jądrowego realizuje się za pomocą dwóch fizycznie niezależnych obwodów, zaprojektowanych i zlokalizowanych tak, żeby zminimalizować w praktycznie osiągalnym stopniu prawdopodobieństwo ich jednoczesnego uszkodzenia w stanach eksplo atacyjnych oraz w warunkach rozpatrywanych awarii i w przewidywanych warunkach środowiskowych.
§ 96. Minimalizacja ryzyka jednoczesnej utraty zasilania
Rozwiązania projektowe systemów zasilania elektrycznego obiektu jądrowego minimalizują prawdopodobień stwo, że w sytuacji utraty zasilania elektrycznego energią wytwarzaną przez jądrowy blok energetyczny, utraty zasilania z innych źródeł energii elektrycznej na terenie obiektu albo utraty zasilania z zewnętrznej sieci elektroenergetycznej nastąpi w wyniku tego zdarzenia lub jednocześnie z nim utrata zasilania elektrycznego z jakiegokolwiek z pozostałych źródeł zasi lania elektrycznego.
§ 97. Okresowe kontrole i próby systemów zasilania
Istotne dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego obiektu jądrowego systemy zasilania elektrycznego projektuje się tak, żeby możliwe było prowadzenie ich okresowych kontroli i prób w celu sprawdzenia dyspozycyjności i wydajności tych systemów oraz stanu technicznego ich elementów.
§ 98. Zrzut obciążenia i zasilanie potrzeb własnych bloku
Jądrowy blok energetyczny projektuje się tak, żeby po odłączeniu od sieci przesyłowej był on zdolny do zrzutu obciążenia z dowolnego punktu pracy pomiędzy obciążeniem minimalnym a znamionowym oraz do stabilnego zasilania potrzeb własnych jądrowego bloku energetycznego przez co najmniej 2 godziny.
1. Źródła awaryjnego zasilania elektrycznego obiektu jądrowego oraz warunki zasilania systemów i elementów wyposażenia istotnych dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej obiektu jądrowego, w szcze gólności liczbę zasilanych odbiorów i charakterystyki ich zasilania, takie jak: niezawodność, moc, czas trwania i ciągłość zasilania, dobiera się tak, żeby zapewnić niezawodne działanie po wystąpieniu przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych systemów i elementów wyposażenia istotnych dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej.
2. W razie utraty zasilania zewnętrznego prądem przemiennym wewnętrzne źródła zasilania elektrycznego obiektu ją drowego prądem przemiennym, z wyjątkiem źródeł zasilania, o których mowa w ust. 4, zapewniają zasilanie systemów i elementów wyposażenia istotnych dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej przez co najmniej 7 dób w stanach eksploatacyjnych oraz podczas i po rozpatrywanych awariach.
3. Baterie akumulatorów zasilających systemy i elementy wyposażenia wypełniające najważniejsze funkcje bezpieczeń stwa mają pojemność wystarczającą na co najmniej 4 godziny pracy bez doładowania.
4. W projekcie obiektu jądrowego przewiduje się alternatywne źródła zasilania obiektu prądem przemiennym do wyko rzystania w razie niedyspozycyjności wewnętrznych źródeł zasilania, o których mowa w ust. 2, w szczególności przewoźne lub przenośne agregaty prądotwórcze lub kombinowane systemy awaryjnego zasilania elektrycznego obiektu jądrowego.
1. Jeżeli przewiduje się zastosowanie kombinowanych systemów awaryjnego zasilania elektrycznego obiektu jądrowego, w szczególności z wykorzystaniem hydrozespołów, turbozespołów parowych lub gazowych, agregatów dies lowskich lub baterii akumulatorów, to projektuje się je tak, żeby:
1) posiadały niezawodność i rozwiązania spójne z wymaganiami ze strony systemów bezpieczeństwa, które mają być zasilane;
2) wykonywały swoje funkcje przy założeniu wystąpienia pojedynczego uszkodzenia.
2. Rozwiązania przyjęte w projekcie obiektu jądrowego zapewniają możliwość testowania sprawności funkcjonalnej systemów awaryjnego zasilania obiektu jądrowego energią elektryczną.
§ 101. Założenia projektowe silników diesla i urządzeń napędzających
Założenia projektowe dla silników diesla oraz innych urządzeń poruszających, które zasilają w energię elektrycz ną lub napędzają systemy lub elementy wyposażenia mające istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej, obejmują określenie:
1) pojemności zbiorników magazynowych oleju napędowego i wydajności systemów zasilających w paliwo, wystarczają cych do zapewnienia pracy przez określony czas;
2) zdolności urządzenia poruszającego do uruchomienia i skutecznego działania w określonych warunkach i przez wyma gany czas;
3) rodzajów systemów pomocniczych wymaganych dla ich działania.
Rozdział 6 Systemy gospodarki odpadami promieniotwórczymi i paliwem jądrowym obiektu jądrowego
§ 102. Systemy przetwarzania i kontroli uwolnień odpadów promieniotwórczych
W obiekcie jądrowym projektuje się:
1) systemy do przetwarzania odpadów promieniotwórczych ciekłych i gazowych tak, żeby w stanach eksploatacyjnych utrzymywać uwolnienia substancji promieniotwórczych w ustalonych granicach co do ich ilości i stężenia;
2) systemy lub wyposażenie do kontroli i ograniczania uwolnień substancji promieniotwórczych.
§ 103. Transport i bezpieczne przechowywanie odpadów promieniotwórczych
W projekcie obiektu jądrowego przewiduje się systemy lub elementy wyposażenia obiektu jądrowego do trans portu odpadów promieniotwórczych i ich bezpiecznego przechowywania na terenie obiektu jądrowego, w tym także syste my i elementy wyposażenia obiektu jądrowego służące do przechowywania gazowych i ciekłych odpadów promieniotwór czych, zwłaszcza jeżeli przewiduje się, że niekorzystne warunki środowiskowe w rejonie lokalizacji obiektu jądrowego mogą okresowo narzucać nadzwyczajne ograniczenia dla ich kontrolowanego odprowadzania do środowiska.
§ 104. Współczynniki zatrzymania i testowanie systemów filtrów
Systemy filtrów w obiekcie jądrowym projektuje się tak, żeby:
1) w oczekiwanych dominujących warunkach pracy zostały osiągnięte niezbędne współczynniki zatrzymania;
2) było możliwe testowanie ich skuteczności.
§ 105. Przemieszczanie i przechowywanie świeżego paliwa jądrowego
Obiekty i elementy wyposażenia obiektu jądrowego służące do przemieszczania lub do przechowywania nienapromieniowanego (świeżego) paliwa jądrowego w obiekcie jądrowym projektuje się tak, żeby:
1) zapobiec powstaniu warunków krytyczności, za pomocą środków lub procesów fizycznych, w szczególności dzięki stosowaniu geometrycznie bezpiecznych konfiguracji, tak żeby przy założeniu przechowywania paliwa jądrowego o maksymalnej przewidzianej w projekcie obiektu jądrowego zawartości materiałów rozszczepialnych, podczas zakła danych w projekcie obiektu jądrowego sytuacji awaryjnych, włączając zalanie wodą niezawierającą absorbera neutro nów, efektywny współczynnik mnożenia neutronów nie przekraczał wartości 0,95;
2) umożliwić kontrolę stanu paliwa jądrowego;
3) umożliwić prowadzenie czynności utrzymania w zakresie eksploatacji, napraw i modernizacji oraz kontroli okresowych i prób elementów wyposażenia do przemieszczania lub przechowywania nienapromieniowanego (świeżego) paliwa ją drowego w obiekcie jądrowym;
4) zminimalizować prawdopodobieństwo degradacji elementów paliwowych;
5) zapobiec upuszczeniu paliwa jądrowego podczas jego przemieszczania;
6) zapewnić identyfikację poszczególnych zestawów paliwowych;
7) zapewnić możliwość wdrożenia procedur eksploatacyjnych oraz systemu ewidencji i kontroli w celu zapobieżenia utra cie paliwa jądrowego.
§ 106. Przemieszczanie i przechowywanie napromieniowanego paliwa jądrowego
Obiekty i elementy wyposażenia służące do przechowywania napromieniowanego paliwa jądrowego w obiekcie jądrowym, a także elementy wyposażenia służące do przemieszczania napromieniowanego paliwa jądrowego w obiekcie jądrowym projektuje się tak, żeby:
1) zapobiec powstaniu krytyczności, za pomocą środków lub procesów fizycznych, w szczególności dzięki stosowaniu geometrycznie bezpiecznych konfiguracji, tak żeby przy założeniu przechowywania paliwa jądrowego o maksymalnej przewidzianej w projekcie zawartości materiałów rozszczepialnych:
a) w obiektach i elementach wyposażenia obiektu jądrowego służących do przechowywania paliwa napromieniowanego oraz w elementach wyposażenia obiektu jądrowego służących do przemieszczania paliwa jądrowego, w których nie zakłada się wykorzystania wody zawierającej absorber neutronów, efektywny współczynnik mnożenia neutronów podczas zakładanych w projekcie obiektu jądrowego sytuacji awaryjnych, włączając zalanie wodą niezawierającą absorbera neutronów, nie przekraczał wartości 0,95,
b) w obiektach i elementach wyposażenia obiektu jądrowego służących do przechowywania paliwa napromieniowane go oraz w elementach wyposażenia obiektu jądrowego służących do przemieszczania paliwa napromieniowanego, w których zakłada się wykorzystanie wody zawierającej absorber neutronów, efektywny współczynnik mnożenia neutronów nie przekraczał wartości 0,95 – przy zalaniu wodą zawierającą absorber neutronów, a wartości 0,98 – w razie awaryjnego zalania wodą niezawierającą absorbera neutronów;
2) umożliwić odpowiedni odbiór ciepła od paliwa jądrowego w stanach eksploatacyjnych i warunkach awaryjnych;
3) umożliwić kontrolę paliwa napromieniowanego;
4) umożliwić prowadzenie okresowych kontroli i prób elementów wyposażenia istotnych dla bezpieczeństwa jądrowego;
5) zapobiec upuszczeniu paliwa jądrowego podczas jego przemieszczania;
6) zapobiec powstawaniu niedopuszczalnych naprężeń w elementach paliwowych lub zestawach paliwowych, związanych z ich przemieszczaniem;
7) zapobiegać nieumyślnemu upuszczeniu na zestawy paliwowe ciężkich przedmiotów, w szczególności takich jak: po jemniki wypalonego paliwa jądrowego, elementy wyposażenia do przemieszczania napromieniowanego paliwa jądro wego lub inne przedmioty, które potencjalnie mogłyby uszkodzić paliwo jądrowe;
8) umożliwić bezpieczne przechowywanie elementów paliwowych lub zestawów paliwowych uszkodzonych lub takich, których uszkodzenie przypuszcza się;
9) zapewnić odpowiednią ochronę przed promieniowaniem jonizującym;
10) kontrolować stężenie rozpuszczalnych absorberów, jeżeli są one stosowane dla zapewnienia bezpieczeństwa w zakresie utrzymania podkrytyczności;
11) ułatwiać naprawy i likwidację elementów wyposażenia obiektu jądrowego służących do przemieszczania lub przecho wywania paliwa jądrowego;
12) ułatwiać w razie potrzeby dezaktywację miejsc i elementów wyposażenia obiektu jądrowego służących do przemiesz czania lub przechowywania paliwa jądrowego;
13) zapewnić identyfikację poszczególnych zestawów paliwowych;
14) zapewnić możliwość wdrożenia procedur eksploatacyjnych oraz systemu ewidencji i kontroli w celu zapobieżenia utra cie paliwa jądrowego.
§ 107. Rozwiązania techniczne basenów wodnych paliwa napromieniowanego
W przypadku obiektów jądrowych, w których napromieniowane paliwo jądrowe przechowuje się w basenach wodnych, rozwiązania projektowe obiektu jądrowego uwzględniają dodatkowo rozwiązania techniczne:
1) do kontrolowania składu chemicznego i aktywności wody, w której napromieniowane paliwo jądrowe jest przechowy wane lub przemieszczane;
2) do monitorowania i kontrolowania poziomu wody w basenie do przechowywania paliwa jądrowego oraz wykrywania przecieków;
3) zapobiegające spadkowi poziomu wody w basenie służącym do przechowywania paliwa jądrowego;
4) środki techniczne do pomiaru i rejestracji temperatury w basenie służącym do przechowywania paliwa jądrowego.
Rozdział 7 Zewnętrzne systemy chłodzenia obiektu jądrowego istotne dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej
1. Dla obiektu jądrowego projektuje się zewnętrzne systemy chłodzenia do odprowadzania ciepła, w szczególno ści ciepła powyłączeniowego, od systemów oraz elementów konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego mających istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej do ostatecznego ujścia ciepła, z niezawod nością odpowiednią do wypełnianych funkcji bezpieczeństwa w stanach eksploatacyjnych i w warunkach awaryjnych.
2. W rozwiązaniach projektowych zewnętrznych systemów chłodzenia, o których mowa w ust. 1, wymaganą niezawod ność ich funkcjonowania zapewnia się przez:
1) odpowiednie zwielokrotnienie (redundancję) elementów składowych,
2) odpowiednie wzajemne połączenia elementów składowych systemów,
3) wykrywanie przecieków oraz możliwości odcinania,
4) odporność na zablokowanie dopływu chłodziwa
tak żeby systemy te mogły wypełnić swoje funkcje bezpieczeństwa przy zasilaniu elektrycznym ze źródeł wewnętrznych obiektu jądrowego lub z zewnętrznej sieci elektroenergetycznej, zakładając wystąpienie pojedynczego uszkodzenia.
3. W projekcie obiektu jądrowego przewiduje się rozwiązania zapewniające alternatywny sposób lub drogę odprowa dzania ciepła do wykorzystania w razie niedyspozycyjności zewnętrznych systemów chłodzenia, o których mowa w ust. 1.
§ 109. Kontrole i próby zewnętrznych systemów chłodzenia
Zewnętrzne systemy chłodzenia obiektu jądrowego projektuje się w sposób umożliwiający prowadzenie okreso wych kontroli stanu technicznego ich elementów wyposażenia oraz okresowych prób ciśnieniowych i funkcjonalnych ca łych systemów.
Rozdział 8 Wymagania w zakresie ochrony przeciwpożarowej i zapobiegania wybuchom
1. Systemy oraz elementy konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego mające istotne znaczenie dla zapewnie nia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej projektuje się i rozmieszcza tak, żeby zminimalizować prawdopo dobieństwo zaistnienia i skutki pożarów lub wybuchów spowodowanych przez zdarzenia zewnętrzne lub wewnętrzne oraz utrzymać zdolność do wyłączenia reaktora, odprowadzania ciepła powyłączeniowego, zatrzymania substancji promienio twórczych, a także monitorowania stanu obiektu jądrowego.
2. Wymagania, o których mowa w ust. 1, spełnia się przez odpowiednie zwielokrotnienie (redundancję) i różnorodność systemów oraz elementów wyposażenia, ich separację fizyczną oraz zaprojektowanie w taki sposób, żeby przyjmowały one stan bezpieczny po uszkodzeniu, żeby zapewnić zapobieganie powstawaniu pożarów, ich wykrywanie i szybkie gaszenie oraz zapobieganie rozprzestrzenianiu się pożarów.
§ 111. Projektowanie barier i systemów ochrony przeciwpożarowej
Bariery przeciwpożarowe oraz systemy wykrywania pożarów i sygnalizacji pożarowej oraz gaszenia pożarów w obiekcie jądrowym projektuje się na podstawie analizy zagrożenia pożarowego obiektu jądrowego wskazującej odpo wiednio ich wymaganą odporność ogniową, konieczność zastosowania i wydajność.
§ 112. Wymagania dla systemów gaszenia pożarów
Systemy gaszenia pożarów w obiekcie jądrowym projektuje się tak, żeby:
1) tam, gdzie to konieczne, były one uruchamiane automatycznie;
2) ich rozerwanie lub nieuprawnione albo nieumyślne uruchomienie nie spowodowało znaczącego pogorszenia zdolności wypełniania przewidzianych w projekcie funkcji przez systemy oraz elementy konstrukcji i wyposażenia obiektu jądro wego mające istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej oraz nie doprowa dziło do uszkodzenia zwielokrotnionych systemów bezpieczeństwa, czyniąc nieskutecznymi rozwiązania techniczne zastosowane w projekcie obiektu w celu spełnienia kryterium pojedynczego uszkodzenia.
§ 113. Stosowanie materiałów niepalnych i niezapalnych
W obiekcie jądrowym, tam gdzie to możliwe, zwłaszcza w miejscach takich jak obudowa bezpieczeństwa reak tora i sterownie, stosuje się materiały niepalne lub niezapalne.
Rozdział 9 Wymagania dla pozostałych systemów pomocniczych obiektu jądrowego
§ 114. Systemy poboru próbek i oznaczania radionuklidów
W obiekcie jądrowym wprowadza się systemy poboru próbek z systemów technologicznych, pomieszczeń i śro dowiska oraz systemy poawaryjnego poboru próbek w celu określenia w odpowiednim czasie stężenia wybranych radionuklidów w systemach technologicznych zawierających płyny oraz w próbkach gazów i cieczy pobranych z pomieszczeń systemów technologicznych lub środowiska, w stanach eksploatacyjnych i w warunkach awaryjnych.
§ 115. Jakość i natężenie przepływu sprężonego powietrza
W założeniach projektowych dla systemu sprężonego powietrza zasilającego w obiekcie jądrowym system lub element wyposażenia mający istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej określa się jakość i natężenie przepływu dostarczanego powietrza.
§ 116. Systemy oświetlenia na potrzeby bezpiecznej eksploatacji
W obiekcie jądrowym stosuje się odpowiednie systemy oświetlenia w celu ułatwienia bezpiecznej eksploatacji we wszystkich strefach, z których prowadzi się ruch obiektu w stanach eksploatacyjnych i w warunkach awaryjnych, dzia łające także w razie awarii normalnego zasilania elektrycznego.
1. W obiekcie jądrowym wprowadza się odpowiednie systemy klimatyzacyjne, grzewcze, chłodzenia i wentylacji w pomieszczeniach i strefach obiektu jądrowego w celu:
1) utrzymania wymaganych warunków środowiska dla systemów oraz elementów wyposażenia mających istotne znacze nie dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej we wszystkich stanach obiektu;
2) zapewnienia właściwych warunków środowiska w miejscach pracy pracowników.
2. W budynkach obiektu jądrowego wprowadza się systemy wentylacji wyposażone w odpowiednie filtry w celu:
1) zapobiegania rozprzestrzenianiu się w obrębie obiektu jądrowego substancji promieniotwórczych zawartych w powietrzu;
2) obniżenia stężenia substancji promieniotwórczych w powietrzu do poziomów zgodnych z potrzebą dostępu do konkret nego miejsca;
3) utrzymania poziomu stężeń substancji promieniotwórczych znajdujących się w powietrzu na terenie obiektu jądrowego poniżej ustalonych granic, żeby spełniać wymóg utrzymania tych stężeń na najniższym rozsądnie osiągalnym poziomie w stanach eksploatacyjnych oraz podczas i po rozpatrywanych awariach;
4) wentylowania pomieszczeń zawierających gazy obojętne lub szkodliwe.
3. W strefach obiektu jądrowego o prawdopodobnych wyższych skażeniach promieniotwórczych utrzymuje się niższe ciśnienie w stosunku do stref o prawdopodobnych niższych skażeniach promieniotwórczych.
1. W projekcie obiektu jądrowego przewiduje się odpowiednie wyposażenie do przemieszczania ludzi lub ładun ków.
2. Projektując wyposażenie, o którym mowa w ust. 1, uwzględnia się:
1) rozwiązania techniczne zapobiegające podnoszeniu niedopuszczalnych lub nadmiernych ładunków;
2) rozwiązania techniczne zapobiegające niekontrolowanemu upuszczeniu ładunku;
3) bezpieczne przemieszczanie się tego wyposażenia, uwzględniając układ przestrzenny obiektu;
4) możliwość używania tego wyposażenia dzięki zastosowanym blokadom tylko w określonych stanach obiektu;
5) obciążenia sejsmiczne, jeżeli wyposażenie to jest używane w strefach obiektu jądrowego, w których znajdują się syste my lub elementy konstrukcji lub wyposażenia istotne dla bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej.
1. W elektrowni jądrowej systemy czynnika roboczego (pary świeżej i wody zasilającej lub gazu) i turbozespoły projektuje się tak, żeby zapewnione było nieprzekroczenie granicznych parametrów projektowych granicy ciśnieniowej obiegu chłodzenia reaktora w stanach eksploatacyjnych i w razie rozpatrywanej awarii.
2. W projekcie systemu pary świeżej lub gazowego czynnika roboczego o wysokich parametrach wprowadza się arma turę odcinającą o odpowiednich charakterystykach i kwalifikowaną na warunki pracy, zdolną do niezwłocznego zamknięcia w określonych warunkach w stanach eksploatacyjnych i w razie rozpatrywanych awarii.
3. Systemy czynnika roboczego w obiekcie jądrowym projektuje się tak, żeby posiadały odpowiednią wydajność i zapo biegały eskalacji przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych w stany awaryjne.
4. W projekcie jądrowego bloku energetycznego z reaktorem innym niż reaktor wrzący określa się graniczne parametry projektowe dla ochrony elementów ciśnieniowych obiegu wtórnego w stosunku do obiegu chłodzenia reaktora (obiegu czynnika roboczego lub innego) istotnych dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej, takie jak: maksymalne ciśnienie, maksymalna temperatura, zmiany ciśnienia i temperatury w stanach przejściowych oraz dopuszczal ne naprężenia.
5. Turbozespół w elektrowni jądrowej wyposaża się w:
1) zabezpieczenia, takie jak regulator bezpieczeństwa (ogranicznik maksymalnej prędkości obrotowej) i zabezpieczenie przed nadmiernymi drganiami;
2) rozwiązania techniczne minimalizujące ewentualne skutki dezintegracji turbozespołu dla systemów lub elementów kon strukcji lub wyposażenia obiektu jądrowego mających istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej.
Pełna treść aktu: w sprawie wymagań bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej, jakie ma uwzględniać projekt obiektu jądrowego.