Załącznik

 Kryteria grupowania postulowanych zdarzeń inicjujących (PZI) prowadzących do określonych stanów elektrowni jądrowej, według szacunkowego prawdopodobieństwa występowania PZI Prawdopodobieństwo Nazwa stanu obiektu występowania PZI Większe niż raz na Przewidywane zdarzenia 100 lat pracy reaktora eksploatacyjne Mniejsze niż raz na kategorii 1 100 lat pracy reaktora, lecz równe lub większe niż raz na 1000 lat pracy reaktora Awarie projektowe Mniejsze niż raz na kategorii 2 1000 lat pracy reaktora, lecz równe lub większe niż raz na 10 000 lat pracy reaktora Mniejsze niż raz na Sekwencje Rozszerzone warunki projektowe 10 000 lat pracy reaktora, złożone lecz równe lub większe niż raz na 100 000 lat pracy reaktora Mniejsze niż raz na Ciężkie awarie 100 000 lat pracy bez uszkodzenia reaktora, lecz równe lub obudowy większe niż raz na bezpieczeństwa 1 000 000 lat pracy reaktora reaktora Mniejsze niż raz na Hipotetyczne ciężkie 1 000 000 lat pracy awarie z uszkodzeniem reaktora pierwotnej obudowy bezpieczeństwa reaktora Kryteria akceptacji – parametry procesu technologicznego w granicach do- puszczalnych przewidzianych w projekcie, – brak degradacji paliwa, – uwolnienia substancji promieniotwórczych nieprzekra- czające limitów ustalonych dla normalnej eksploatacji – uszkodzenie koszulek mniej niż 10% elementów pali- wowych, – zachowane funkcje systemów chłodzenia reaktora i obu- dowy bezpieczeństwa reaktora, – ograniczone skutki radiologiczne, nieprzekraczające kryteriów określonych w § 9 pkt 1 rozporządzenia pro- jektowego – uszkodzenie koszulek mniej niż 10% elementów pali- wowych, – parametry paliwa zawierające się w granicach dopusz- czalnych dla określonego typu reaktora, – utrzymanie geometrii rdzenia reaktora umożliwiającej efektywne chłodzenie rdzenia, – zachowane funkcje obudowy bezpieczeństwa reaktora, – ograniczone skutki radiologiczne, nieprzekraczające kryteriów określonych w § 9 pkt 1 rozporządzenia pro- jektowego – możliwe uszkodzenie co najmniej 10% koszulek elemen- tów paliwowych, lecz bez stopienia rdzenia reaktora, – możliwe znaczące uwolnienia do środowiska substancji promieniotwórczych, – skutki radiologiczne nie przekraczają kryteriów określo- nych w § 9 pkt 2 rozporządzenia projektowego – duża degradacja paliwa, w tym stopienie rdzenia reakto- ra, – możliwe duże uwolnienia do środowiska substancji pro- mieniotwórczych, – skutki radiologiczne nie przekraczają kryteriów określo- nych w § 9 pkt 2 rozporządzenia projektowego – duża degradacja paliwa, w tym stopienie rdzenia reakto- ra, – możliwe bardzo duże uwolnienia do środowiska sub- stancji promieniotwórczych, – skutki radiologiczne przekraczają kryteria dla rozsze- rzonych warunków projektowych, określone w § 9 pkt 2 rozporządzenia projektowego  Zakres wstępnego raportu bezpieczeństwa obiektu jądrowego Wstępny raport bezpieczeństwa (WRB) obiektu jądrowego zawiera: 1. Wprowadzenie i informacje ogólne o obiekcie jądrowym 1.1. Przeznaczenie WRB. 1.2. Oznaczenie inwestora, generalnego projektanta, generalnego dostawcy i generalnego wykonawcy obiektu jądrowe- go. 1.3. Oświadczenie o podobnych lub identycznych obiektach, na budowę których zostały wydane zezwolenia przez Pre- zesa Państwowej Agencji Atomistyki, oraz o specyficznych różnicach i ulepszeniach wprowadzonych w projekcie obiektu od czasu uzyskania tych zezwoleń. 1.4. Podstawowe informacje o procesie opracowania WRB. 1.5. Opis struktury WRB, przeznaczenia i zakresów jego poszczególnych części i powiązań pomiędzy nimi. 2. Ogólny opis obiektu jądrowego 2.1. Zastosowane w projekcie obiektu przepisy i normy techniczne. 2.2. Podstawowe charakterystyki techniczne obiektu. 2.2.1. Rodzaj (typ) obiektu. 2.2.2. Liczba bloków. 2.2.3. Typ reaktora jądrowego, obiegu chłodzenia reaktora i obiegu czynnika roboczego. 2.2.4. Podstawowe systemy bezpieczeństwa. 2.2.5. Typ konstrukcji obudowy bezpieczeństwa. 2.2.6. Wielkości mocy cieplnej rdzenia reaktora. 2.2.7. Wielkości mocy elektrycznej netto jądrowego bloku energetycznego odpowiadające poszczególnym pozio- mom mocy cieplnej reaktora. 2.2.8. Inne charakterystyki techniczne konieczne do zrozumienia głównych procesów technologicznych w obiekcie jądrowym. 2.3. Informacje o układzie przestrzennym obiektu jądrowego i innych aspektach techniczno-organizacyjnych. 2.3.1. Fizyczne i geograficzne położenie obiektu jądrowego. 2.3.2. Plan generalny obiektu jądrowego. 2.3.3. Połączenia obiektu jądrowego z sieciami elektroenergetycznymi – przesyłową i rozdzielczą. 2.3.4. Szlaki komunikacyjne (kolejowe, drogowe lub wodne) prowadzące do obiektu jądrowego. 2.3.5. Połączenia obiektu jądrowego z innymi sieciami infrastruktury. 2.3.6. Opis granic projektowania i współzależności pomiędzy różnymi organizacjami projektowymi, a także powią- zań i koordynacji pracy obiektu jądrowego z zewnętrznymi systemami i urządzeniami. 2.3.7. Opis lub odwołanie do poufnej informacji o środkach ochrony fizycznej obiektu jądrowego. 2.4. Tryby pracy jądrowego bloku energetycznego. 2.5. Dokumenty włączone do WRB poprzez odwołania. 3. Opis zintegrowanego systemu zarządzania 4. Ocenę lokalizacji obiektu jądrowego 4.1. Dane referencyjne o lokalizacji. 4.1.1. Położenie obiektu jądrowego. 4.1.2. Rozkład i gęstość zaludnienia w regionie lokalizacji obiektu jądrowego, położenie obiektów użyteczności publicznej i innych obiektów istotnych z punktu widzenia rozkładu zaludnienia w regionie lokalizacji obiek- tu jądrowego, zakładane granice obszaru ograniczonego użytkowania wokół obiektu jądrowego.  4.1.3. Gospodarcze wykorzystanie terenów i zasobów wodnych w regionie lokalizacji obiektu jądrowego oraz ocena możliwych interakcji działalności prowadzonych w regionie lokalizacji z obiektem jądrowym. 4.1.4. Geotechniczne parametry gruntów oraz charakterystyka hydrogeologiczna. 4.1.5. Dane wyjściowe do projektowania budynków i budowli oraz do modelowania rozprzestrzeniania się sub- stancji promieniotwórczych w wodach podziemnych. 4.2. Ocena zagrożeń specyficznych dla danej lokalizacji. 4.2.1. Szczegółowe oceny zdarzeń w regionie lokalizacji od zewnętrznych zagrożeń naturalnych i będących skut- kiem działalności człowieka. 4.2.2. Kryteria analiz przesiewowych dla każdego rodzaju zdarzeń zewnętrznych oraz opis przewidywanego od- działywania poszczególnych zdarzeń na obszar lokalizacji obiektu: źródła powstawania zagrożeń, mechaniz- my możliwej propagacji zagrożeń oraz przewidywane skutki oddziaływania na obszar lokalizacji obiektu jądrowego. 4.2.3. Projektowe cele probabilistyczne dla zdarzeń zewnętrznych i ocena zgodności projektowych celów proba- bilistycznych z granicznymi parametrami projektowymi. 4.2.4. Zagrożenia od pobliskich obiektów przemysłowych, szlaków transportowych i innych rodzajów działalności. 4.3. Działania na terenie obiektu jądrowego mogące mieć wpływ na jego bezpieczeństwo. 4.4. Sejsmologia. 4.5. Budowa geologiczna i warunki geologiczno-inżynierskie. 4.6. Hydrologia. 4.7. Hydrogeologia. 4.8. Meteorologia. 4.9. Warunki radiologiczne lokalizacji obiektu wynikające z naturalnej promieniotwórczości oraz wpływu zewnętrz- nych źródeł promieniowania jonizującego lub skażeń promieniotwórczych. 4.10. Uwarunkowania planowania awaryjnego i działań interwencyjnych związane z lokalizacją obiektu jądrowego. 4.11. Monitorowanie parametrów związanych z lokalizacją obiektu. 4.12. Dokumenty włączone do WRB poprzez odwołania. 5. Ogólne aspekty projektowe obiektu jądrowego 5.1. Cele bezpieczeństwa i zasady projektowania obiektu jądrowego. 5.1.1. Sekwencja poziomów bezpieczeństwa. 5.1.2. Funkcje bezpieczeństwa. 5.1.3. Deterministyczne zasady i kryteria projektowe. 5.1.3.1. Kryterium pojedynczego uszkodzenia. 5.1.3.2. Inne wymagania i kryteria bezpieczeństwa. 5.1.4. Probabilistyczne kryteria projektowe. 5.1.5. Ochrona radiologiczna. 5.2. Zgodność projektu obiektu jądrowego z zasadami i kryteriami projektowymi dla obiektu jądrowego. 5.3. Klasyfikacja systemów oraz elementów konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego. 5.4. Obiekty i konstrukcje budowlane obiektu jądrowego. 5.4.1. Informacje dotyczące rozwiązań projektowych obiektów i konstrukcji budowlanych. 5.4.2. Specyficzne informacje o określonych obiektach i konstrukcjach budowlanych. 5.4.3. Obudowa bezpieczeństwa reaktora. 5.5. Kwalifikacja systemów, elementów konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego istotnych dla zapewnienia bez- pieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej na obciążenia i warunki środowiska.  5.6. Uwzględnienie czynników ludzkich w projekcie obiektu jądrowego. 5.7. Ochrona obiektu jądrowego przed zagrożeniami wewnętrznymi i zewnętrznymi. 6. Szczegółowy opis systemów oraz elementów konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego 6.1. Reaktor jądrowy. 6.1.1. Zwięzły opis konstrukcji oraz charakterystyk neutronowo-fizycznych i cieplno-przepływowych różnych ele- mentów składowych reaktora, w tym: paliwa, elementów wewnątrzreaktorowych, systemów sterowania re- aktywnością oraz związanych systemów pomiarów i sterowania. 6.1.2. Opis konstrukcji elementów paliwowych, wraz z uzasadnieniem przyjętych założeń projektowych. 6.1.3. Opis układu elementów wewnątrzreaktorowych (zestawy paliwowe, wewnątrzzbiornikowe konstrukcje i ele- menty wsporcze) i ich rozwiązań konstrukcyjnych. 6.1.4. Projekt fizyczny reaktora i charakterystyki neutronowo-fizyczne rdzenia. 6.1.5. Projekt cieplno-przepływowy reaktora. 6.1.6. Materiały reaktorowe. 6.1.7. Projekt funkcjonalny systemów sterowania reaktywnością. 6.2. Obieg chłodzenia reaktora i systemy z nim związane. 6.2.1. Integralność granicy ciśnieniowej obiegu chłodzenia reaktora. 6.2.2. Zbiornik reaktora. 6.2.3. Rozwiązania projektowe obiegu chłodzenia reaktora. 6.3. Systemy bezpieczeństwa. 6.3.1. System awaryjnego chłodzenia rdzenia. 6.3.2. Obudowa bezpieczeństwa reaktora i związane z nią systemy. 6.3.3. Środki techniczne zapewniające warunki bezpiecznego przebywania i pracy pracowników. 6.3.4. Systemy usuwania i ograniczania ilości produktów rozszczepienia. 6.3.5. Inne systemy bezpieczeństwa. 6.4. Systemy pomiarów i sterowania. 6.4.1. Systemy zabezpieczeń. 6.4.1.1. System zabezpieczeń reaktora. 6.4.1.2. Systemy uruchamiania systemów bezpieczeństwa. 6.4.2. Istotne dla bezpieczeństwa systemy prezentacji parametrów technologicznych. 6.4.3. Inne systemy diagnostyczne i pomiarowe wymagane dla zapewnienia bezpieczeństwa. 6.4.4. Systemy sterowania nie wymagane dla zapewnienia bezpieczeństwa. 6.4.5. Sterownia główna. 6.4.6. Sterownia rezerwowa. 6.5. Systemy elektryczne. 6.5.1. Podział systemów elektrycznych obiektu jądrowego na grupy i kategorie, z określeniem części systemu elek- trycznego, które mają istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej. 6.5.2. Uzasadnienie odpowiedniości funkcjonalnej projektu systemów elektrycznych, które mają istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej. Opis zabezpieczeń urządzeń elektrycz- nych, w tym możliwości obejścia tych zabezpieczeń w warunkach awaryjnych. 6.5.3. Ogólny opis sieci przesyłowej i miejsca (stacji elektroenergetycznej) połączenia z nią systemu elektrycznego obiektu jądrowego. Wyniki analiz stabilności i niezawodności systemu przesyłowego z punktu widzenia bez- piecznej pracy obiektu jądrowego. Opis systemów łączności i zasad współpracy ruchowej ze służbami dys- pozycji mocy operatorów sieci przesyłowej i rozdzielczej. Ogólny opis systemów regulacji mocy czynnej i częstotliwości oraz mocy biernej i napięcia w sieci przesyłowej. Uproszczony schemat połączenia obiektu jądrowego z siecią przesyłową i lokalną siecią rozdzielczą.  6.5.4. Zewnętrzne sieci elektroenergetyczne – przesyłowa i rozdzielcza. 6.5.5. Wewnętrzne systemy elektryczne. 6.5.5.1. Systemy elektryczne prądu przemiennego. 6.5.5.1.1. System wyprowadzenia mocy. 6.5.5.1.2. Podstawowy i rezerwowy system zasilania potrzeb własnych. 6.5.5.1.3. Awaryjne źródła energii elektrycznej (z napędem dieslowskim lub turbiną gazową). 6.5.5.1.4. System zasilania potrzeb własnych ogólnych obiektu. 6.5.5.1.5. Systemy bezprzerwowego zasilania prądem przemiennym. 6.5.5.1.6. Wymagania dla zasilania poszczególnych odbiorów prądu przemiennego. 6.5.5.2. Systemy elektryczne prądu stałego. 6.5.5.2.1. Ocena przebiegu rozładowania baterii akumulatorów. 6.5.5.2.2. Główne odbiory prądu stałego. 6.5.5.2.3. Środki ochrony przeciwpożarowej w pomieszczeniach baterii akumulatorów oraz tras kab- lowych. 6.5.5.2.4. Określenie wymagań zasilania dla każdego z odbiorów prądu stałego. 6.6. Systemy pomocnicze obiektu jądrowego. 6.6.1. Systemy wody chłodzącej i wody dla potrzeb obiegów technologicznych. 6.6.1.1. System wody chłodzącej. 6.6.1.2. Pośrednie systemy chłodzenia urządzeń części jądrowej. 6.6.1.3. System wody ruchowej odpowiedzialnych odbiorów. 6.6.1.4. System wody ruchowej dla pozostałych odbiorów. 6.6.1.5. Ostateczne ujście ciepła. 6.6.1.6. Systemy uzdatniania wody dla potrzeb technologicznych (dekarbonizacji, demineralizacji). 6.6.1.7. Zbiorniki zapasu wody zdemineralizowanej i kondensatu. 6.6.2. Pomocnicze systemy technologiczne. 6.6.2.1. System regulacji chemicznej i objętości chłodziwa reaktora. 6.6.2.2. Systemy oczyszczania chłodziwa reaktora. 6.6.2.3. Systemy przygotowania i dozowania kwasu borowego. 6.6.2.4. Systemy poboru próbek: do kontroli procesu technologicznego i poawaryjne. 6.6.2.5. Systemy odwodnień urządzeń i podłóg. 6.6.2.6. Systemy sprężonego powietrza i innych gazów technicznych. 6.6.3. Systemy ogrzewania, wentylacji i klimatyzacji. 6.6.4. Inne systemy pomocnicze. 6.6.4.1. Systemy pomocnicze agregatów dieslowskich (rozruchowe, oleju smarnego, poboru powietrza i spa- lin). 6.6.4.2. Systemy łączności. 6.6.4.3. Systemy oświetlenia. 6.7. Systemy konwersji energii. 6.7.1. Wymagania dla funkcjonowania i osiągów turbozespołów w stanie normalnej pracy i w warunkach awaryj- nych. 6.7.2. Opis głównych rurociągów parowych, wraz z armaturą odcinającą i regulacyjną, skraplacza, systemu próżni skraplacza, systemu uszczelnień labiryntowych turbiny, systemu obejściowego turbiny, systemu wody ru- chowej turbozespołu, stacji oczyszczania kondensatu oraz systemu odmulania i odsalania wytwornic pary (tam, gdzie dotyczy). 6.7.3. Program korekcji reżimu wodno-chemicznego obiegu wodno-parowego.  6.8. Techniczne systemy zabezpieczeń przeciwpożarowych oraz służby ratownicze. 6.8.1. Uzasadnienie, że rozwiązania projektowe obiektu zapewniają odpowiednią ochronę przeciwpożarową. 6.8.1.1. Rozwiązania implementujące sekwencję poziomów bezpieczeństwa w razie pożaru. 6.8.1.2. Środki zapobiegania pożarom, wykrywania pożaru, sygnalizacji pożarowej, gaszenia i ograniczania zasięgu pożaru, z uwzględnieniem funkcjonowania zakładowej jednostki straży pożarnej. 6.8.1.3. Wybór odpowiednich, z uwagi na reakcję na ogień, rozprzestrzenianie ognia oraz klasę odporności ogniowej, materiałów i wyrobów budowlanych, oddzielenia i wydzie­lenia przeciwpożarowe, w szczególności zwielokrotnionych systemów, kwalifikacja przeciwpożarowa urządzeń. 6.8.2. Środki bezpieczeństwa pożarowego pracowników obiektu. 6.8.3. Wymagania sprzętowe i osobowe dla zakładowej jednostki straży pożarnej. 6.9. Obiekty i elementy wyposażenia służące do przechowywania paliwa jądrowego w obiekcie jądrowym, a także elementy wyposażenia służące do przemieszczania paliwa jądrowego. 6.9.1. Obiekty i elementy wyposażenia służące do przechowywania nienapromieniowanego (świeżego) paliwa ją- drowego w obiekcie jądrowym, a także elementy wyposażenia służące do przemieszczania takiego paliwa. 6.9.2. Obiekty i elementy wyposażenia służące do przechowywania napromieniowanego paliwa jądrowego w obiekcie jądrowym, a także elementy wyposażenia służące do przemieszczania takiego paliwa. 6.10. Systemy przetwarzania odpadów promieniotwórczych. Rozwiązania projektowe zapewniające bezpieczne kontrolowanie, gromadzenie, przemieszczanie, przetwarzanie, przechowywanie i usuwanie odpadów promieniotwórczych w postaci stałej, ciekłej i gazowej, powstających na terenie obiektu jądrowego w wyniku wszelkich procesów i czynności, przez cały okres jego użytkowania. 6.11. Inne systemy istotne dla bezpieczeństwa. 7. Analizy bezpieczeństwa obiektu jądrowego 7.1. Cele i kryteria bezpieczeństwa obiektu jądrowego. 7.1.1. Cele i kryteria globalne – dla obiektu jądrowego jako całości. 7.1.2. Cele i kryteria szczegółowe – specyficzne dla określonych konstrukcji, systemów i wyposażenia obiektu ją- drowego. 7.2. Identyfikacja i klasyfikacja zdarzeń inicjujących. 7.2.1. Opis zastosowanych metod identyfikacji postulowanych zdarzeń inicjujących (PZI). 7.2.2. Opis założeń przyjętych do klasyfikacji PZI według ich przewidywanej częstości i rodzaju, oraz sposobu przeprowadzenia tej klasyfikacji. 7.2.3. Wykaz PZI w podziale na kategorie stanów obiektu jądrowego. 7.2.3.1. Przewidywane zdarzenia eksploatacyjne. 7.2.3.2. Awarie projektowe. 7.2.3.3. Awarie poważniejsze niż awarie projektowe. 7.2.3.3.1. Rozszerzone warunki projektowe. 7.2.3.3.1.1. Sekwencje złożone. 7.2.3.3.1.2. Ciężkie awarie, bez uszkodzenia obudowy bezpieczeństwa reaktora. 7.2.3.3.2. Hipotetyczne ciężkie awarie, z uszkodzeniem obudowy bezpieczeństwa reaktora. 7.3. Działania pracowników podczas przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych i w warunkach awaryjnych obiektu. 7.4. Analizy deterministyczne bezpieczeństwa. 7.4.1. Opisy metod i wyników wszystkich deterministycznych analiz bezpieczeństwa – w celu dokonania oceny i uzasadnienia bezpieczeństwa obiektu jądrowego: w stanie normalnej eksploatacji, przy przewidywanych zdarzeniach eksploatacyjnych oraz w warun­kach awaryjnych. 7.4.2. Ogólny opis procesów weryfikacji i walidacji programów komputerowych, z odwołaniami do raportów szczegółowych.  7.4.3. Dla oprogramowania systemów teleinformatycznych: uzasadnienie zakresu stosowalności do określonego zdarzenia, z odwołaniami do dokumentacji walidacyjnej, zawierającej porównania z danymi eksperymental- nymi lub z rzeczywistymi danymi eksploatacyjnymi obiektu jądrowego (identycznego lub podobnego typu). 7.4.4. Opis walidacji modelu obiektu jądrowego (lub jądrowego bloku energetycznego). 7.4.5. Bezpieczeństwo podczas normalnej eksploatacji obiektu jądrowego – opisy metod i wyników przeprowadzo- nych analiz – celem wykazania, że eksploatacja obiektu jądrowego może być prowadzona bezpiecznie, a stąd potwierdzenie, że: 7.4.5.1. Dawki promieniowania dla pracowników i osób z ogółu ludności nie przekraczają dawek granicz- nych oraz że spełniona jest zasada, że dawki promieniowania dla pracowników i osób z ogółu ludno- ści są na najniższym rozsądnie osiągalnym poziomie. 7.4.5.2. Planowane uwolnienia substancji promieniotwórczych z obiektu są w granicach dopuszczalnych. 7.4.6. Przewidywane zdarzenia eksploatacyjne i awarie projektowe. 7.4.6.1. Opisy metod i wyników przeprowadzonych analiz – celem wykazania: 7.4.6.1.1. Tolerowania przez zastosowane rozwiązania projektowe obiektu uszkodzeń lub błędów człowieka. 7.4.6.1.2. Efektywności systemów bezpieczeństwa w zapobieganiu lub ograniczaniu skutków prze- widywanych zdarzeń eksploatacyjnych lub awarii. 7.4.6.2. Analiza poszczególnych grup PZI. 7.4.6.3. Wyniki analiz przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych – z wykazaniem, że spełniony jest wymóg art. 36f ust. 2 pkt 1 ustawy. 7.4.6.4. Wyniki analiz awarii projektowych – z wykazaniem, że spełnione są: wymóg art. 36f ust. 2 pkt 2 ustawy, oraz deterministyczne kryteria ograniczenia oddziaływania radiologicznego obiektu ustalo- ne w § 9 pkt 1 rozporządzenia projektowego. 7.4.7. Analiza zdolności obiektu jądrowego do ograniczenia skutków awarii poważniejszych niż awarie projekto- we, w szczególności rozszerzonych warunków projektowych. 7.4.7.1. Cele i specyficzne kryteria akceptacji dla analiz zdarzeń prowadzących do awarii poważniejszych niż awarie projektowe. 7.4.7.2. Opis: – dodatkowych zakładanych uszkodzeń w scenariuszach awaryjnych, wraz z uzasadnieniem podsta- wy ich wyboru, – zakresu i sposobu uwzględnienia działań operatora podejmo­wanych w celu ograniczenia i łagodze- nia skutków awarii. 7.4.7.3. Analizy bezpieczeństwa dla rozszerzonych warunków projektowych. Opis i wyniki analiz bezpieczeństwa dla rozszerzonych warunków projektowych, z wykazaniem że spełnione są deterministyczne kryteria ograniczenia oddziaływania radiologicznego obiektu ustalone w § 9 pkt 2 rozporządzenia projektowego, a dla sekwencji złożonych również wymóg art. 36f ust. 2 pkt 2 ustawy. 7.4.7.3.1. Sekwencje złożone. 7.4.7.3.2. Ciężkie awarie: wybrane sekwencje zdarzeń związane ze znacznym uszkodzeniem rdzenia reaktora (w tym jego stopienie), bez uszkodzenia obudowy bezpieczeństwa reaktora. 7.4.7.4. Wykazanie, że można z dużym poziomem ufności wykluczyć hipotetyczne sekwencje ciężkich awa- rii prowadzące do wczesnych lub dużych uwolnień do środowiska substancji promieniotwórczych – to jest że spełnione są wymagania ustalone w art. 36c ust. 2 ustawy oraz w § 32 ust. 2 rozporządzenia projektowego. 7.4.8. Wyznaczenie zakładanej granicy obszaru ograniczonego użytkowania wokół obiektu jądrowego. 7.5. Analizy probabilistyczne bezpieczeństwa. 7.5.1. Zwięzły opis zakresu analizy probabilistycznej bezpieczeństwa, zastosowanych metod i uzyskanych wyników. 7.5.2. Przywołanie probabilistycznych kryteriów bezpieczeństwa zastosowanych przy projektowaniu obiektu ją- drowego, w szcze­gólności globalnych kryteriów ustalonych w § 10 rozporządzenia projektowego.  7.5.3. Opis metod analizy probabilistycznej bezpieczeństwa. 7.5.3.1. Modelowanie sekwencji awaryjnych. 7.5.3.2. Ocena danych i estymacja parametrów. 7.5.3.3. Kwantyfikacja scenariuszy awaryjnych. 7.5.3.4. Analizy uwolnień substancji promieniotwórczych z obudowy bezpieczeństwa. 7.5.4. Opis wyników analizy probabilistycznej bezpieczeństwa i wnioski. 7.5.4.1. Opis podsumowujący wyniki analizy probabilistycznej bezpieczeństwa (z odwołaniami do komplet- nego studium analizy probabilistycznej bezpieczeństwa dla obiektu, udokumentowanego w postaci odrębnego raportu), zawierający ilościowe miary ryzyka dla tych aspektów rozwiązań projektowych i eksploatacji obiektu, które dają największy wkład do ryzyka. 7.5.4.2. Porównanie uzyskanych wyników analizy probabilistycznej bezpieczeństwa z probabilistycznymi kryteriami bezpieczeństwa ustalonymi w § 10 rozporządzenia projektowego i sformułowanie jedno- znacznych wniosków dotyczących spełnienia tych kryteriów. 7.6. Końcowe podsumowanie wyników analiz. 7.6.1. Potwierdzenie, że stosowne wymagania bezpieczeństwa zostały spełnione we wszystkich aspektach. 7.6.2. Wyszczególnienie ewentualnych zmian w stosunku do wymagań, z klarownym uzasadnieniem tam, gdzie wymagania nie zostały w całości spełnione lub zostały zmienione w wyniku dalszej analizy. 8. Aspekty rozruchu obiektu jądrowego 8.1. Opis koncepcji organizacyjnej rozruchu. 8.2. Wyszczególnienie planowanych etapów i faz prac rozruchowych, z uwzględnieniem czasu ich trwania, a także z uwzględnieniem testów rozruchowych, o których mowa w art. 37a ust. 2 ustawy. 9. Aspekty eksploatacji obiektu jądrowego 9.1. Informacje o gospodarce paliwem jądrowym w rdzeniu reaktora i manipulacjach z paliwem. Opis przedsięwzięć organizacyjno-technicznych związanych z gospodarką paliwem jądrowym w rdzeniu reaktora i przemieszczaniem paliwa, w celu zapewnienia bezpiecznego użytkowania paliwa w reaktorze oraz bezpieczeń- stwa przy jego transporcie i składowaniu na terenie obiektu jądrowego. 9.2. Zarządzanie procesami starzenia obiektu. Określenie elementów obiektu jądrowego ulegających procesom starzenia i proponowanych środków postępowa- nia w odniesieniu do tych problemów – w szczególności z uwzględnieniem wymagań określonych w § 41, 42 i 59 ust. 5 rozporządzenia projektowego. 10. Limity i warunki eksploatacyjne obiektu jądrowego 11. Informacje o ochronie radiologicznej w obiekcie jądrowym 11.1. Stosowanie zasady jak najmniejszego, rozsądnie osiągalnego narażenia pracowników obiektu na promieniowanie jonizujące. 11.2. Źródła promieniowania jonizującego w obiekcie jądrowym. 11.3. Rozwiązania projektowe obiektu jądrowego przyjęte w celu ochrony radiologicznej. 11.3.1. Zasady ochrony radiologicznej zastosowane przy projektowaniu obiektu jądrowego. 11.3.2. Cele ochrony radiologicznej w kategoriach wielkości dawek dla pracowników oraz oczekiwanych dawek dla osób z ogółu ludności w okresie użytkowania obiektu. 11.3.3. Rozwiązania projektowe obiektów, systemów oraz elementów konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowe- go z punktu widzenia zapewnienia ochrony radiologicznej. Wykazanie, że w projekcie obiektu jądrowego jako całości zostały zastosowane odpowiednie rozwiązania dotyczące konstrukcji, układu przestrzennego i użytkowania obiektu – w celu zmniejszenia dawek i uwol- nień substancji promienio­twórczych ze wszelkich źródeł. 11.4. Monitoring radiacyjny na terenie obiektu jądrowego i w jego otoczeniu. 11.5. Program ochrony radiologicznej jako wyodrębniona część programu zapewniania jakości.  12. Obiekty i wyposażenie dla potrzeb działań przeciwawaryjnych 12.1. Awaryjny ośrodek zarządzania. 12.2. Środki techniczne umożliwiające kontrolę stanu obiektu jądrowego i sterowanie niezbędnymi systemami bezpie- czeństwa ze sterowni rezerwowej. 12.3. Zewnętrzny ośrodek zarządzania awaryjnego. 12.4. Zewnętrzne systemy monitoringu radiologicznego przekazujące dane do odpowiednich służb awaryjnych w Cen- trum Zdarzeń Radiacyjnych Państwowej Agencji Atomistyki. 13. Oddziaływanie obiektu jądrowego na środowisko 13.1. Oddziaływanie radiologiczne obiektu jądrowego. 13.1.1. Dopuszczone wartości graniczne i poziomy eksploatacyjne uwolnień stałych, ciekłych i gazowych substan- cji promienio­twórczych. 13.1.2. Reżim monitorowania otoczenia obiektu jądrowego w zakresie skażeń promieniotwórczych i mocy dawki promieniowania jonizującego. 13.1.3. Program monitorowania środowiska i systemy alarmowe wymagane w razie nieplanowych uwolnień sub- stancji promieniotwórczych, oraz ewentualne automatyczne urządzenia przerywające takie uwolnienia. 13.2. Oddziaływanie nieradiologiczne obiektu jądrowego. 13.2.1. Rodzaje i właściwości fizyko-chemiczne uwolnień. 13.2.2. Dopuszczone wartości graniczne i poziomy eksploatacyjne uwolnień. 13.2.3. Reżim monitorowania zanieczyszczeń w otoczeniu obiektu. 13.2.4. Opis systemów alarmowych działających w razie wystąpienia nieplanowanych uwolnień. 14. Informacje o gospodarce odpadami promieniotwórczymi w obiekcie jądrowym 14.1. Kontrola i ograniczanie ilości odpadów promieniotwórczych wytwarzanych w obiekcie. 14.2. Przemieszczanie odpadów promieniotwórczych. 14.2.1. Bezpieczny transport odpadów promieniotwórczych z miejsc ich powstawania do określonego miejsca ich magazynowania, składowania lub przetwarzania. 14.2.2. Rozważenie ewentualnej potrzeby odzyskania w przyszłości przechowywanych odpadów, w tym podczas likwidacji obiektu jądrowego. 14.3. Minimalizacja akumulacji odpadów promieniotwórczych. 14.4. Przetwarzanie / kondycjonowanie odpadów promieniotwórczych. 14.5. Przechowywanie odpadów promieniotwórczych. 14.6. Usuwanie odpadów promieniotwórczych. 15. Aspekty likwidacji obiektu jądrowego 15.1. Opis koncepcji likwidacji. 15.2. Wybór podejścia do likwidacji. 15.3. Planowanie wstępnych prac likwidacyjnych.