Legalize / Polska / Rozporządzenie

Rozporządzenie Rady Ministrów z dnia 31 sierpnia 2012 r. w sprawie wymagań bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej, jakie ma uwzględniać projekt obiektu jądrowego

Typ Rozporządzenie

Ogłoszono 2012-08-31

Status Obowiązujący

Wydawca RADA MINISTRÓW

Źródło Dziennik Ustaw

artykuły 126

Historia nowelizacji JSON API

będzie możliwość wykrywania przecieków przez poszczególne przepusty;

6) funkcjonalność przepustów przez obudowę bezpieczeństwa reaktora była zachowana w przypadku ciężkiej awarii.

§ 70.

W projekcie elektrowni jądrowej oraz reaktora badawczego stosuje się rozwiązania umożliwiające w razie rozpatrywanej awarii automatyczne, niezwłoczne i niezawodne odcięcie każdego przechodzącego przez obudowę bezpieczeństwa 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 zapobieżenia awariom związanym z ominięciem obudowy bezpieczeństwa reaktora.

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 bezpieczeństwa reaktora uwzględnia kryterium pojedynczego uszkodzenia.

Odstępstwa od wymagań określonych w ust. 1 i 2 dopuszcza się jedynie w odniesieniu do specyficznych typów elementów, takich jak rurki impulsowe w systemach pomiarowych, lub wówczas, gdy niezastosowanie tych odstępstw pogorszyłoby niezawodność systemu bezpieczeństwa, w skład którego wchodzi rurociąg przechodzący przez obudowę bezpieczeństwa reaktora.

§ 71.

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 reaktora, posiada co najmniej jeden zawór odcinający obudowę bezpieczeństwa reaktora, znajdujący się na zewnątrz obudowy bezpieczeństwa reaktora i umieszczony jak najbliżej tej obudowy.

§ 72.

Rozwiązania projektowe elektrowni jądrowej oraz reaktora badawczego zapewniają możliwość prowadzenia okresowych 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. Zapewnia się przy tym możliwość niezawodnego i niezależnego uruchamiania napędu każdego zaworu.

§ 73.

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 blokowane w celu zapewnienia, że przynajmniej jedne drzwi są zawsze zamknięte.

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 (odcięcie) obudowy bezpieczeństwa reaktora.

Rozwiązania projektowe zapewniają zdolność elementów izolujących (odcinających) śluz powietrznych i otworów dostępowych w obudowie bezpieczeństwa reaktora do utrzymania ich funkcjonalności w razie rozpatrywanych awarii.

§ 74.

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.

Rozwiązania projektowe zapewniają zdolność konstrukcji wewnątrz obudowy bezpieczeństwa reaktora do wytrzymania skutków ciężkich awarii.

§ 75.

Zapewnia się możliwość odprowadzania ciepła z obudowy bezpieczeństwa reaktora w stanach eksploatacyjnych oraz w czasie i po rozpatrywanych awariach.

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.

System odprowadzania ciepła z obudowy bezpieczeństwa reaktora ma być niezawodny, co realizuje się poprzez odpowiednie zwielokrotnienie zastosowanych podsystemów i elementów wyposażenia oraz poprzez odpowiednie ich wzajemne połączenia, przy zasilaniu elektrycznym ze źródeł wewnętrznych obiektu lub z sieci zewnętrznej, zakładając wystąpienie pojedynczego uszkodzenia.

Rozwiązania projektowe systemu, o którym mowa w ust. 3, zapewniają możliwość przeprowadzania okresowych kontroli, prób ciśnieniowych i funkcjonalnych w czasie eksploatacji.

§ 76.

W projekcie systemu obudowy bezpieczeństwa reaktora przewiduje się - stosownie do potrzeb - systemy służące do ograniczania, zmniejszania i kontrolowania ilości produktów rozszczepienia, wodoru, tlenu i innych substancji, które mogą być uwolnione do obudowy bezpieczeństwa reaktora.

Systemy, o których mowa w ust. 1, projektuje się z należytym stopniem zwielokrotnienia (redundancji) oraz z odpowiednimi wzajemnymi połączeniami, w celu zapewnienia, że każda grupa bezpieczeństwa może wypełniać niezbędną funkcję bezpieczeństwa, przy zasilaniu elektrycznym ze źródeł wewnętrznych obiektu bądź z sieci zewnętrznej, zakładając wystąpienie pojedynczego uszkodzenia. Do zmniejszania stężenia palnych gazów w obudowie bezpieczeństwa reaktora stosuje się systemy lub elementy wyposażenia niewymagające zasilania elektrycznego.

Rozwiązania projektowe systemów oczyszczania przestrzeni obudowy bezpieczeństwa reaktora zapewniają możliwość prowadzenia okresowej kontroli elementów wyposażenia oraz wykonywania prób ciśnieniowych i funkcjonalnych tych systemów.

§ 77.

Materiały pokryć, izolacji cieplnej i powłok elementów wyposażenia oraz konstrukcji wewnątrz obudowy bezpieczeństwa 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

§ 78.

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.

Wprowadza się rozwiązania zapewniające określanie i automatyczne rejestrowanie wszelkich parametrów pochodnych istotnych dla bezpieczeństwa jądrowego w reaktorze wodnociśnieniowym, w szczególności zapasu do stanu nasycenia chłodziwa.

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.

Aparaturę kontrolno-pomiarową, o której mowa w ust. 1, kwalifikuje się na warunki środowiskowe mogące występować 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.

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.

§ 80.

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 bezpiecznym lub w celu wprowadzenia go w stan bezpiecznego wyłączenia po wystąpieniu przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych lub rozpatrywanej awarii.

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.

Projekt sterowni głównej obiektu jądrowego przewiduje zastosowanie środków ochrony radiologicznej zapewniających dostęp i możliwość przebywania pracowników w tej sterowni w warunkach awaryjnych, bez otrzymania podczas trwania awarii dawek skutecznych (efektywnych) przekraczających 50 mSv.

§ 82.

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.

§ 83.

Rozmieszczenie aparatury kontrolno-pomiarowej i sposób prezentowania informacji w sterowni głównej obiektu jądrowego projektuje się, z uwzględnieniem zasad ergonomii, tak żeby pracownicy eksploatacji uzyskiwali adekwatny, całościowy obraz stanu i funkcjonowania obiektu jądrowego.

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.

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 najważniejsze 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.

§ 85.

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 niezawodnego funkcjonowania systemu teleinformatycznego, przy opracowywaniu i testowaniu sprzętu komputerowego oraz oprogramowania wdraża się odpowiednie standardy i metody postępowania stosowane przez cały okres użytkowania systemu, a w szczególności w cyklu opracowywania oprogramowania.

Poziom niezawodności sprzętu i oprogramowania komputerowego stosowanego w obiekcie jądrowym jest współmierny do ważności określonego systemu dla wypełniania funkcji bezpieczeństwa.

W projekcie obiektu jądrowego zakłada się poziom niezawodności systemu teleinformatycznego, który uwzględnia odpowiednie zapasy bezpieczeństwa, żeby skompensować niepewności analizy wynikające ze złożoności systemu teleinformatycznego.

§ 86.

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.

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 czynności 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 postulowanego zdarzenia inicjującego wymagają wyczerpującego uzasadnienia w projekcie obiektu jądrowego.

§ 87.

W obiekcie jądrowym stosuje się system zabezpieczeń zdolny wykryć zagrożenie dla bezpieczeństwa jądrowego lub ochrony radiologicznej, a także automatycznie uruchomić systemy wymagane do osiągnięcia i utrzymania stanu bezpiecznego wyłączenia.

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 projektowych paliwa jądrowego w razie jakiegokolwiek pojedynczego wadliwego działania systemów sterowania reaktywnością, jak przypadkowe wyprowadzenie prętów regulacyjnych z rdzenia reaktora, z wyjątkiem wyrzucenia lub upadku prętów z lub do rdzenia.

§ 88.

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 niezawodność i możliwość okresowego testowania - odpowiednio do funkcji bezpieczeństwa, jakie mają wykonywać.

Systemy bezpieczeństwa, w tym w szczególności system zabezpieczeń, projektuje się w sposób umożliwiający okresowe testowanie ich funkcjonalności podczas pracy reaktora, z uwzględnieniem niezależnego testowania kanałów w celu wykrycia uszkodzeń i ewentualnej utraty redundancji.

§ 89.

Wbudowane w system zabezpieczeń obiektu jądrowego zwielokrotnienie (redundancja) i niezależność funkcjonalna 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.

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 dokumentowany 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 bezpiecznego wyłączenia, wprowadza się zróżnicowane rozwiązania techniczne zapewniające wypełnienie tych funkcji bezpieczeństwa;

5) uwzględnia się uszkodzenia ze wspólnej przyczyny powodowane błędami w oprogramowaniu;

6) wprowadza się zabezpieczenia przed przypadkową lub rozmyślną ingerencją w działanie systemu.

§ 91.

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.

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.

§ 92.

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.

W awaryjnym ośrodku zarządzania zapewnia się:

1) dostęp do informacji o istotnych parametrach obiektu jądrowego oraz o warunkach radiologicznych w obiekcie jądrowym i w jego bezpośrednim otoczeniu;

2) łączność ze sterowniami głównymi i sterowniami rezerwowymi oraz z innymi ważnymi miejscami w obiekcie jądrowym, 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 warunków awaryjnych, włączając ciężkie awarie.

Rozdział 5. Systemy zasilania elektrycznego obiektu jądrowego

§ 93.

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.

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 sytuacji, 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.

Wewnętrzne źródła zasilania elektrycznego obiektu jądrowego, włączając baterie akumulatorów oraz elektryczną sieć rozdzielczą wewnątrz obiektu jądrowego, projektuje się tak, żeby posiadały one wystarczającą niezależność, zwielokrotnienie (redundancję) i możliwość testowania oraz żeby zapewnić wypełnienie ich funkcji bezpieczeństwa przy założeniu pojedynczego uszkodzenia.

§ 95.

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 eksploatacyjnych oraz w warunkach rozpatrywanych awarii i w przewidywanych warunkach środowiskowych.

§ 96.

Rozwiązania projektowe systemów zasilania elektrycznego obiektu jądrowego minimalizują prawdopodobieństwo, 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 zasilania elektrycznego.

§ 97.

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.

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.

§ 99.

Źródła awaryjnego zasilania elektrycznego obiektu jądrowego oraz warunki zasilania systemów i elementów wyposażenia istotnych dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej obiektu jądrowego, w szczególności 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.

W razie utraty zasilania zewnętrznego prądem przemiennym wewnętrzne źródła zasilania elektrycznego obiektu jądrowego 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.

Baterie akumulatorów zasilających systemy i elementy wyposażenia wypełniające najważniejsze funkcje bezpieczeństwa mają pojemność wystarczającą na co najmniej 4 godziny pracy bez doładowania.

W projekcie obiektu jądrowego przewiduje się alternatywne źródła zasilania obiektu prądem przemiennym do wykorzystania 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.

§ 100.

Jeżeli przewiduje się zastosowanie kombinowanych systemów awaryjnego zasilania elektrycznego obiektu jądrowego, w szczególności z wykorzystaniem hydrozespołów, turbozespołów parowych lub gazowych, agregatów dieslowskich 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.

Rozwiązania przyjęte w projekcie obiektu jądrowego zapewniają możliwość testowania sprawności funkcjonalnej systemów awaryjnego zasilania obiektu jądrowego energią elektryczną.

§ 101.

Założenia projektowe dla silników diesla oraz innych urządzeń poruszających, które zasilają w energię elektryczną 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, wystarczających do zapewnienia pracy przez określony czas;

2) zdolności urządzenia poruszającego do uruchomienia i skutecznego działania w określonych warunkach i przez wymagany czas;

3) rodzajów systemów pomocniczych wymaganych dla ich działania.

Rozdział 6. Systemy gospodarki odpadami promieniotwórczymi i paliwem jądrowym obiektu jądrowego

§ 102.

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.

W projekcie obiektu jądrowego przewiduje się systemy lub elementy wyposażenia obiektu jądrowego do transportu odpadów promieniotwórczych i ich bezpiecznego przechowywania na terenie obiektu jądrowego, w tym także systemy i elementy wyposażenia obiektu jądrowego służące do przechowywania gazowych i ciekłych odpadów promieniotwórczych, 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.

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.

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 zakładanych w projekcie obiektu jądrowego sytuacji awaryjnych, włączając zalanie wodą niezawierającą absorbera neutronów, 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 jądrowego 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 utracie paliwa jądrowego.

§ 106.

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:

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,

w obiektach i elementach wyposażenia obiektu jądrowego służących do przechowywania paliwa napromieniowanego 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: pojemniki wypalonego paliwa jądrowego, elementy wyposażenia do przemieszczania napromieniowanego paliwa jądrowego 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 przechowywania paliwa jądrowego;

12) ułatwiać w razie potrzeby dezaktywację miejsc i elementów wyposażenia obiektu jądrowego służących do przemieszczania lub przechowywania paliwa jądrowego;

13) zapewnić identyfikację poszczególnych zestawów paliwowych;

14) zapewnić możliwość wdrożenia procedur eksploatacyjnych oraz systemu ewidencji i kontroli w celu zapobieżenia utracie paliwa jądrowego.

§ 107.

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 przechowywane 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

§ 108.

Dla obiektu jądrowego projektuje się zewnętrzne systemy chłodzenia do odprowadzania ciepła, w szczególności 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 niezawodnością odpowiednią do wypełnianych funkcji bezpieczeństwa w stanach eksploatacyjnych i w warunkach awaryjnych.

W rozwiązaniach projektowych zewnętrznych systemów chłodzenia, o których mowa w ust. 1, wymaganą niezawodność 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.

W projekcie obiektu jądrowego przewiduje się rozwiązania zapewniające alternatywny sposób lub drogę odprowadzania ciepła do wykorzystania w razie niedyspozycyjności zewnętrznych systemów chłodzenia, o których mowa w ust. 1.

§ 109.

Zewnętrzne systemy chłodzenia obiektu jądrowego projektuje się w sposób umożliwiający prowadzenie okresowych kontroli stanu technicznego ich elementów wyposażenia oraz okresowych prób ciśnieniowych i funkcjonalnych całych systemów.

Rozdział 8. Wymagania w zakresie ochrony przeciwpożarowej i zapobiegania wybuchom

§ 110.

Systemy oraz elementy konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego mające istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej projektuje się i rozmieszcza tak, żeby zminimalizować prawdopodobieństwo zaistnienia i skutki pożarów lub wybuchów spowodowanych przez zdarzenia zewnętrzne lub wewnętrzne oraz utrzymać zdolność do wyłączenia reaktora, odprowadzania ciepła powyłączeniowego, zatrzymania substancji promieniotwórczych, a także monitorowania stanu obiektu jądrowego.

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.

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 odpowiednio ich wymaganą odporność ogniową, konieczność zastosowania i wydajność.

§ 112.

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 jądrowego mające istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej oraz nie doprowadziło do uszkodzenia zwielokrotnionych systemów bezpieczeństwa, czyniąc nieskutecznymi rozwiązania techniczne zastosowane w projekcie obiektu w celu spełnienia kryterium pojedynczego uszkodzenia.

§ 113.

W obiekcie jądrowym, tam gdzie to możliwe, zwłaszcza w miejscach takich jak obudowa bezpieczeństwa reaktora i sterownie, stosuje się materiały niepalne lub niezapalne.

Rozdział 9. Wymagania dla pozostałych systemów pomocniczych obiektu jądrowego

§ 114.

W obiekcie jądrowym wprowadza się systemy poboru próbek z systemów technologicznych, pomieszczeń i środowiska 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.

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.

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, działające także w razie awarii normalnego zasilania elektrycznego.

§ 117.

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 znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej we wszystkich stanach obiektu;

2) zapewnienia właściwych warunków środowiska w miejscach pracy pracowników.

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 konkretnego 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.

W strefach obiektu jądrowego o prawdopodobnych wyższych skażeniach promieniotwórczych utrzymuje się niższe ciśnienie w stosunku do stref o prawdopodobnych niższych skażeniach promieniotwórczych.

§ 118.

W projekcie obiektu jądrowego przewiduje się odpowiednie wyposażenie do przemieszczania ludzi lub ładunków.

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 systemy lub elementy konstrukcji lub wyposażenia istotne dla bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej.

§ 119.

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.

W projekcie systemu pary świeżej lub gazowego czynnika roboczego o wysokich parametrach wprowadza się armaturę odcinającą o odpowiednich charakterystykach i kwalifikowaną na warunki pracy, zdolną do niezwłocznego zamknięcia w określonych warunkach w stanach eksploatacyjnych i w razie rozpatrywanych awarii.

Systemy czynnika roboczego w obiekcie jądrowym projektuje się tak, żeby posiadały odpowiednią wydajność i zapobiegały eskalacji przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych w stany awaryjne.

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 dopuszczalne naprężenia.

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 konstrukcji lub wyposażenia obiektu jądrowego mających istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej.

§ 120.

Projekt obiektu jądrowego przewiduje rozwiązania zapewniające:

1) kompleksową identyfikację źródeł promieniowania jonizującego występujących w obiekcie jądrowym i zapewnienie utrzymania narażenia na promieniowanie od tych źródeł na najniższym rozsądnie osiągalnym poziomie;

2) odpowiedni układ przestrzenny, stosowanie osłon konstrukcji, systemów i elementów wyposażenia obiektu jądrowego zawierających substancje promieniotwórcze oraz systemów wentylacji, a także wydzielenie w obiekcie jądrowym stref narażenia na promieniowanie jonizujące - stosownie do oczekiwanych czasów przebywania pracowników oraz poziomów promieniowania i skażeń w stanach eksploatacyjnych, a także poziomów promieniowania i skażeń, jakie potencjalnie mogą wystąpić w warunkach awaryjnych, w tym wyznaczenie terenów kontrolowanych i nadzorowanych;

3) minimalizację liczby i czasu trwania czynności pracowników w miejscach występowania narażenia na promieniowanie jonizujące oraz zmniejszenie prawdopodobieństwa skażenia pracowników obiektu jądrowego, w szczególności poprzez lokalizację elementów wyposażenia wymagających częstych napraw lub ręcznego sterowania w strefach o niskich mocach dawki promieniowania jonizującego;

4) zmniejszanie ilości, aktywności i stężenia substancji promieniotwórczych wytwarzanych i rozpraszanych w obrębie obiektu jądrowego oraz uwalnianych do środowiska.

§ 121.

Przy projektowaniu środków ochrony radiologicznej w obiekcie jądrowym uwzględnia się potencjalne narastanie poziomów promieniowania z upływem czasu eksploatacji obiektu w miejscach przebywania pracowników, a także potrzebę minimalizowania wytwarzania odpadów promieniotwórczych.

§ 122.

W obiekcie jądrowym wprowadza się elementy wyposażenia służące do dekontaminacji pracowników i wyposażenia technologicznego oraz do przemieszczania odpadów promieniotwórczych powstających przy dezaktywacji.

§ 123.

W projekcie obiektu jądrowego przewiduje się elementy wyposażenia służące do monitorowania promieniowania jonizującego w stanach eksploatacyjnych oraz podczas i po rozpatrywanych awariach, w szczególności:

1) stacjonarne mierniki mocy dawki do:

miejscowego monitorowania mocy dawki w miejscach rutynowego przebywania personelu eksploatacyjnego, gdzie zmiany poziomów promieniowania jonizującego w stanach eksploatacyjnych mogą wymagać ograniczenia czasu przebywania pracowników,

pomiaru ogólnego poziomu promieniowania jonizującego w określonych miejscach w razie rozpatrywanych awarii

podające w głównej sterowni i sterowni rezerwowej lub w innym odpowiednim miejscu kontroli informacje wystarczające do zainicjowania przez personel obiektu jądrowego, w razie potrzeby, właściwych działań korygujących lub interwencyjnych;

2) wyposażenie monitorujące mierzące stężenie substancji promieniotwórczych w powietrzu w miejscach rutynowego przebywania pracowników oraz tam, gdzie poziom stężenia substancji promieniotwórczych zawartych w powietrzu może sporadycznie wymagać wprowadzenia środków ochronnych, zapewniające wykrywanie wysokiego stężenia substancji promieniotwórczych oraz sygnalizację w głównej sterowni i sterowni rezerwowej lub w innych stosownych miejscach;

3) wyposażenie stacjonarne oraz laboratoryjne do wyznaczania we właściwym czasie stężeń wybranych radionuklidów w systemach przetwarzania płynów, a także w próbkach gazów i cieczy pobranych z systemów obiektu jądrowego i ze środowiska, w stanach eksploatacyjnych i w warunkach awaryjnych;

4) stacjonarne wyposażenie do monitorowania ścieków przed ich odprowadzeniem do środowiska;

5) przyrządy pomiarowe do pomiaru powierzchniowych skażeń promieniotwórczych;

6) przyrządy do monitorowania dawek indywidualnych i skażeń pracowników.

§ 124.

Niezależnie od monitorowania w obrębie obiektu jądrowego, o którym mowa w § 123, stosuje się rozwiązania techniczne dla oceny ewentualnego wpływu radiologicznego tego obiektu na otoczenie, ze szczególnym uwzględnieniem:

1) dróg przenoszenia radionuklidów do osób z ogółu ludności, włączając łańcuch pokarmowy;

2) ewentualnych skutków radiologicznych dla lokalnych ekosystemów;

3) potencjalnej akumulacji substancji promieniotwórczych w środowisku;

4) możliwości istnienia nieakceptowalnych dróg uwolnień substancji promieniotwórczych do środowiska.

§ 125.

Przepisów niniejszego rozporządzenia nie stosuje się do obiektów jądrowych eksploatowanych na terytorium Rzeczypospolitej Polskiej w dniu jego wejścia w życie.

Do reaktora badawczego:

1) nie stosuje się § 86 ust. 2;

2) § 43 ust. 3 pkt 3 i § 44 stosuje się odpowiednio.

Do zakładu wzbogacania izotopowego, zakładu wytwarzania paliwa jądrowego, zakładu przerobu wypalonego paliwa jądrowego oraz do przechowalnika wypalonego paliwa jądrowego:

1) nie stosuje się § 2 pkt 2, § 25 ust. 2, § 28 ust. 1, § 29 ust. 2, § 92, § 99 ust. 2-4 i § 100;

2) § 43 ust. 3 pkt 3, § 44, § 78-91, § 101, § 105-107, § 114-116 stosuje się odpowiednio.

§ 126.

Rozporządzenie wchodzi w życie po upływie 14 dni od dnia ogłoszenia.

Niniejszy dokument nie zastępuje oficjalnej publikacji w Dzienniku Ustaw Rzeczypospolitej Polskiej. Nie ponosimy odpowiedzialności za ewentualne nieścisłości wynikające z transkrypcji oryginału do tego formatu.

Ten tekst jest publikowany na własnych warunkach ponownego wykorzystania określonych przez Dziennik Ustaw, a nie na licencji Legalize ani na licencji domeny publicznej. Dziennik Ustaw
domena publiczna (urzędowe publikacje rządowe)