Rządowy projekt ustawy o zmianie ustawy - Prawo atomowe oraz o zmianie niektórych innych ustaw

oczekiwanych zdarzeń eksploatacyjnych w awarie projektowe lub ciężkie awarie,
oraz ograniczania ich skutków, jak również awaryjne procedury eksploatacyjne
i środki zarządzania awaryjnego, są skuteczne w zmniejszaniu ryzyka do
poziomów akceptowalnych.
§ 7. Analizy
bezpieczeństwa obejmują podejście deterministyczne jak i
probabilistyczne.
§ 8.
Analizy deterministyczne określają zachowanie się obiektu we wstępnie
założonych określonych stanach eksploatacyjnych i w warunkach awaryjnych,
oraz oceniają odpowiedniość jego rozwiązań projektowych – przez sprawdzenie
spełnienia kryteriów i wymagań technicznych zawartych w przepisach prawa i
normach technicznych.
§ 9. 1. Analizy deterministyczne dla celów projektowych opierają się na podejściu
zachowawczym, z zastrzeżeniem ust. 2.
2. W analizach awarii pozaprojektowych może być również stosowana metodologia
oparta na najlepszym oszacowaniu.
§ 10. Przed rozpoczęciem wykonywania analiz bezpieczeństwa dla konkretnego
projektu obiektu jądrowego i określonej jego lokalizacji ustala się zestaw
postulowanych zdarzeń inicjujących (PZI).
§ 11. Zestaw PZI przyjęty do analiz bezpieczeństwa obiektu jądrowego w
określonej lokalizacji jest kompleksowy i określa się go tak, aby obejmował
wszystkie prawdopodobne uszkodzenia systemów i urządzeń obiektu oraz błędy
ludzkie, jakie mogłyby powstać podczas wszelkich stanów normalnej eksploatacji
obiektu. Zestaw PZI przyjęty do analiz bezpieczeństwa obejmuje zarówno
zdarzenia wewnętrzne jak i zewnętrzne.
§ 12. 1. Przy identyfikacji wewnętrznych PZI uwzględnia się w szczególności:
1) rożne rodzaje uszkodzeń systemów i urządzeń bezpieczeństwa oraz
uszkodzenia innych systemów i urządzeń, które mogą mieć wpływ na
fundamentalną funkcję bezpieczeństwa lub system bezpieczeństwa;
2) rożne rodzaje uszkodzeń granicy ciśnieniowej systemu chłodzenia reaktora, w
szczególności: rozerwania rurociągów o różnej średnicy i we wszystkich
możliwych miejscach, w tym takie, które mogą wystąpić poza obudową
bezpieczeństwa;
3) rożne rodzaje uszkodzeń i zdarzeń mogących powstać podczas wszystkich
trybów prowadzenia eksploatacji obiektu;
4) zdarzenia spowodowane błędami ludzkimi, mogące spowodować powstanie
uszkodzeń ze wspólnej przyczyny, takie jak w szczególności: nieprawidłowe
lub niekompletne czynności utrzymywania i remontów, niewłaściwe nastawy
aparatury sterowania i zabezpieczeń oraz błędy operatorów;
5) zdarzenia pochodzenia wewnętrznego, takie jak w szczególności: pożary,
wybuchy, uderzenia odłamków turbozespołu oraz zalania, które mogą
wpływać na bezpieczeństwo reaktora i spowodować uszkodzenia niektórych
urządzeń systemu bezpieczeństwa zabezpieczającego przed skutkami
określonego zdarzenia inicjującego.

5
2.
Przy ustalaniu zestawu wewnętrznych PZI przyjmowanych do analiz
bezpieczeństwa uwzględnia się i analizuje odpowiedniość dla określonego
projektu obiektu jądrowego, rodzajów wewnętrznych PZI wyszczególnionych w
§16 rozporządzenia projektowego.
§ 13. 1. Zestaw PZI wybranych do analiz bezpieczeństwa obiektu jądrowego w
określonej lokalizacji ustala się na drodze systematycznych analiz, przez:
1) zastosowanie odpowiednich metod analitycznych;
2) porównania z zestawami PZI opracowanymi dla analiz bezpieczeństwa
podobnych obiektów;
3) analizy doświadczeń eksploatacyjnych z podobnych obiektów.
2. W zestawie zewnętrznych PZI przyjętym do analiz bezpieczeństwa uwzględnia
się wszystkie zdarzenia lub zagrożenia naturalne i wywołane przez człowieka,
które mogą zagrozić bezpieczeństwu jądrowemu oraz są prawdopodobne dla
określonej lokalizacji obiektu jądrowego, wybrane spośród zewnętrznych PZI
wyszczególnionych w §18 i §19 rozporządzenia projektowego.
3. Dla wszystkich PZI określa się oczekiwaną częstość ich występowania.
§ 14. PZI zidentyfikowane w wyniku systematycznych analiz, przeprowadzonych
zgodnie z wymaganiami § 12 i 13, grupuje się według ich rodzajów i dla każdej z
grup wybiera się przypadki graniczne do szczegółowych analiz awarii, które
powodują największe zagrożenie dla fundamentalnych funkcji bezpieczeństwa.
§ 15. Zestaw PZI wstępnie przyjęty do analiz bezpieczeństwa obiektu jądrowego w
szczególności:
1) uwzględnia częściowe uszkodzenia urządzeń i systemów, jeśli dają one istotny
wkład do ryzyka;
2) uwzględnia zdarzenia o bardzo małych częstościach występowania lub bardzo
małych konsekwencjach;
3) określa zdarzenia odrzucone z zestawu przyjętego do analiz wraz z
uzasadnieniem i udokumentowaniem powodów odrzucenia;
4) podlega przeglądowi i odpowiednim zmianom w miarę postępu projektowania
i ocen bezpieczeństwa (w procesie iteracyjnym).

Rozdział 3
Wymagania dla deterministycznej analizy bezpieczeństwa

§ 16. W deterministycznej analizie bezpieczeństwa obiektu jądrowego uwzględnia
się postulowane zdarzenia inicjujące (PZI) i ich odpowiednie kombinacje,
ustalone dla określonego projektu i lokalizacji obiektu jądrowego, prowadzące do
określonych stanów obiektu – od przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych,
poprzez awarie projektowe, do awarii poza-projektowych, wg szacowanej
częstości ich występowania, zgodnie z Załącznikiem nr 1.
§17. 1. Analizy mające na celu wykazanie, że spełnione są kryteria akceptacji
określone w Załączniku nr 1, prowadzi się dla przewidywanych zdarzeń
eksploatacyjnych i stanów awaryjnych obiektu jądrowego zapoczątkowanych przez
poszczególne PZI, uwzględniając przy tym wszelkie uszkodzenia wtórne wynikłe
bezpośrednio z postulowanego zdarzenia inicjującego, oraz stosując kryterium
pojedynczego uszkodzenia do systemów bezpieczeństwa wypełniających
fundamentalne funkcje bezpieczeństwa.

6
2. W analizie bezpieczeństwa zakłada się zanik zewnętrznego zasilania elektrycznego
prądem przemiennym, następujący po wystąpieniu postulowanego zdarzenia
inicjującego, wybierając przy tym najbardziej niekorzystny przypadek.
§ 18. Przez analizę bezpieczeństwa przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych
i awarii projektowych obiektu jądrowego sprawdza się, czy:
1) systemy bezpieczeństwa są w stanie wypełnić stawiane im wymagania, a w
szczególności:
a) wyłączyć reaktor i utrzymać go stanie bezpiecznego wyłączenia podczas i
po awariach projektowych,
b) odprowadzić ciepło powyłączeniowe z rdzenia po wyłączeniu reaktora ze
wszystkich stanów ruchowych i we wszelkich warunkach awarii
projektowych,
c) zmniejszyć potencjalne możliwości uwolnień do środowiska substancji
promieniotwórczych oraz zapewnić, że wszelkie uwolnienia będą poniżej
ustalonych limitów podczas stanów eksploatacyjnych oraz poniżej
dopuszczalnych wielkości podczas awarii projektowych;
2) utrzymana zostanie integralność barier ochronnych.

§ 19. 1. W analizie bezpieczeństwa przyjmuje się okresy czasowe dla
analizowanych zdarzeń, odpowiednie dla dokonania oceny wszystkich skutków
awarii projektowych.
2. Obliczenia stanów przejściowych obejmują moment osiągnięcia długookresowego
stanu stabilnego.
§ 20. Nie jest konieczne uwzględnianie jednoczesnego wystąpienia kilku
postulowanych zdarzeń zewnętrznych lub jednoczesnego wystąpienia
wewnętrznego zdarzenia inicjującego i zagrożenia zewnętrznego, o ile nie ma
między nimi związku przyczynowego. Jednakże wykonuje się ocenę możliwych
uszkodzeń lub niesprawności jakie mogłyby wystąpić podczas długookresowego
dochodzenia do bezpiecznego, stabilnego stanu obiektu po awarii i podczas
utrzymywania tego stanu.
§ 21. Jeśli analiza przewidywanego zdarzenia eksploatacyjnego wykaże iż zostaną
przekroczone limity parametrów obiektu i paliwa tak, że co najmniej jedna bariera
ochronna zostanie naruszona, to przeprowadza się analizy skutków
radiologicznych.
§ 22. W analizie deterministycznej uwzględnia się kombinacje obciążeń powstałych
na skutek połączenia postulowanych zdarzeń inicjujących, zagrożeń zewnętrznych
i wewnętrznych oraz warunków eksploatacyjnych obiektu jądrowego.
§ 23. W analizach bezpieczeństwa obiektu jądrowego uwzględnia się wszystkie
źródła substancji promieniotwórczych istniejące w obiekcie, w szczególności:
1) rdzeń reaktora;
2) obieg chłodzenia reaktora z systemami pomocniczymi;
3) napromieniowane paliwo w trakcie jego przemieszczania;
4) wypalone paliwo przechowywane na terenie obiektu;
5) systemy przetwarzania i przechowywania odpadów promieniotwórczych.

7
§ 24. Programy komputerowe stosowane do analiz przewidywanych zdarzeń
eksploatacyjnych i awarii projektowych obiektu jądrowego powinny być
właściwie zweryfikowane i walidowane.
§ 25. Wykonywanie analiz bezpieczeństwa obiektu jądrowego obejmuje się
odpowiednim programem zapewnienia jakości. W szczególności, podaje się
i dokumentuje źródła pochodzenia wszystkich danych, oraz dokumentuje się
i archiwizuje cały proces analiz w taki sposób, aby możliwe było jego niezależne
sprawdzenie.
§ 26. 1. Dla analiz awarii projektowych obiektu jądrowego przyjmuje się, że:
1) zdarzenie inicjujące następuje w niekorzystnym momencie;
2) funkcjonowanie wszelkich systemów sterowania pogarsza skutki zdarzenia
inicjującego, przy czym nie bierze się pod uwagę żadnego działania systemów
sterowania w kierunku ograniczenia skutków zdarzenia inicjującego;
3) wszystkie systemy oraz elementy konstrukcji i wyposażenia obiektu, które nie
są zaklasyfikowane do klas bezpieczeństwa, ulegną uszkodzeniu w sposób
powodujący najcięższe skutki w odniesieniu do analizowanego PZI;
4) wystąpi najgorsze pojedyncze uszkodzenie przy pracy grup bezpieczeństwa,
których działanie wymagane jest po zaistnieniu danego PZI; w przypadku
systemów zwielokrotnionych zakłada się, że uruchomiona zostaje i pracuje ich
minimalna liczba, przy której jest możliwa realizacja funkcji bezpieczeństwa;
5) systemy bezpieczeństwa pracują z minimalnymi wydajnościami, przy których
jest możliwa realizacja funkcji bezpieczeństwa;
6) niezdatne do pracy są wszelkie systemy lub elementy konstrukcji i
wyposażenia, których nie można uznać za w pełni zdatne do pracy, lub które
podczas awarii osiągają parametry graniczne, przy których projektant nie
dowiódł ich pełnej zdatności do pracy.
2. Czynności pracowników obiektu celem zapobieżenia lub łagodzenia awarii
uwzględnia się w analizach jedynie wówczas jeśli można wykazać, że:
pracownicy mają dostatecznie dużo czasu na wykonanie wymaganych czynności,
dostępna jest obszerna informacja dla potrzeb diagnostyki zdarzenia
(uwzględniając skutki zdarzenia inicjującego i kryterium pojedynczego
uszkodzenia), dostępne są odpowiednie pisemne procedury, oraz pracownicy
zostali wystarczająco wyszkoleni.
3. W analizie bezpieczeństwa można dodatkowo przyjąć inne niż określone w ust.
1 i 2 założenia zachowawcze.
4. Przy określaniu zachowawczych założeń do analiz bezpieczeństwa obiektu
jądrowego uwzględnia się niepewności stanu początkowego reaktora, w tym
nastaw systemów bezpieczeństwa.
§ 27. 1. W analizach awarii projektowych obiektu jądrowego uwzględnia się
wszelkie uszkodzenia wtórne jakie mogą powstać na skutek zdarzenia
inicjującego.
2. Jeśli zdarzeniem inicjującym jest uszkodzenie części systemu rozdzielczego
zasilania elektrycznego potrzeb własnych, to w analizie awarii projektowej

8
zakłada się niedyspozycyjność wszystkich urządzeń zasilanych z tej części
systemu potrzeb własnych.
3. Jeśli zdarzeniem inicjującym jest zdarzenie energetyczne, takie jak uszkodzenie
systemu ciśnieniowego, prowadzące do uwolnienia gorącej wody lub chłostania
rurą, to przy określaniu warunków awarii projektowej uwzględnia się uszkodzenia
urządzeń, które mogłyby zostać poddane takim oddziaływaniom.
4. W przypadku zdarzeń wewnętrznych takich jak pożar lub zalanie, albo zdarzeń
zewnętrznych takich jak trzęsienia ziemi, przy określaniu awarii projektowej
zakłada się uszkodzenie wszystkich urządzeń, które ani nie zostały
zaprojektowane na wytrzymanie takich zjawisk ani nie są przed nimi chronione.

§ 28. 1. Analizy bezpieczeństwa przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych

zachowawczych założeniach przyjmowanych przy analizach deterministycznych
awarii projektowych.
2. W analizach, o których mowa w ust. 1, nie jest konieczne zakładanie, że
wszystkie systemy i urządzenia nie należące do klas bezpieczeństwa będą
niedyspozycyjne, oraz że nie można polegać na łagodzeniu skutków zdarzenia
inicjującego przez działanie systemów sterowania, o ile określone PZI nie
spowoduje ich niedyspozycyjności.
§ 29. Dla analiz awarii projektowych obiektów jądrowych stosuje się kryteria
akceptacji ich wyników na dwóch poziomach:
1) kryteria globalne odnoszące się do dawek dla osób z ogółu ludności;
2) kryteria szczegółowe określane przez projektanta lub analityka, w
szczególności następujące:
a) PZI nie może prowadzić do poważniejszego stanu obiektu bez wystąpienia
dalszego, niezależnego uszkodzenia,
b) nie dochodzi do wtórnej (na skutek zdarzenia inicjującego) utraty żadnej
funkcji systemów bezpieczeństwa potrzebnej do ograniczenia skutków
awarii,
c) projektowane systemy przeznaczone do ograniczania skutków awarii są
zdolne wytrzymać maksymalne obciążenia, naprężenia i warunki
środowiska występujące przy analizowanych awariach,
d) ciśnienia w obiegach pierwotnym i wtórnym nie przekraczają granicznych
wartości projektowych,
e) w przypadku awarii związanych z ucieczką chłodziwa, podczas których
dochodzi do odsłonięcia rdzenia reaktora i przegrzania paliwa, utrzymana
jest geometria rdzenia zapewniająca efektywne chłodzenie, oraz
utrzymana jest integralność elementów paliwowych,
f) żadne zdarzenie nie powoduje powstania temperatur, ciśnień lub różnic
ciśnień w obudowie bezpieczeństwa reaktora przekraczających wartości
przyjęte w założeniach projektowych dla obudowy.
§ 30. Analizy bezpieczeństwa awarii pozaprojektowych dotyczą zapasów
bezpieczeństwa obiektu jądrowego, oraz wykazują, czy dla zdarzeń tej kategorii w
projekcie obiektu została właściwe zrealizowana zasada sekwencji poziomów
bezpieczeństwa.

9