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

§ 31. 1. Analizy ciężkich awarii obejmują zestaw reprezentatywnych sekwencji, w
których zakłada się nieprawidłowe działanie systemów bezpieczeństwa
oraz uszkodzenie niektórych barier ochronnych lub ich ominięcie.
Wyboru tych sekwencji dokonuje się dodając do sekwencji awarii
projektowych, lub do dominujących sekwencji określonych w
probabilistycznej ocenie bezpieczeństwa (POB), dodatkowe uszkodzenia
w obiekcie lub nieprawidłowe reakcje operatora.
2. Analizy ciężkich awarii obejmują w szczególności:
1) ocenę zdolności obiektu jądrowego o określonych rozwiązaniach
projektowych do wytrzymania ciężkich awarii i zidentyfikowanie szczególnych
słabości tych rozwiązań;
2) ocenę potrzeby zastosowania w projekcie obiektu rozwiązań, które
zapewnią ograniczenie i łagodzenie skutków ciężkich awarii;
3) określenie środków przeciwawaryjnych, które mogą zostać zastosowane
celem ograniczenia skutków awarii;
4) określenie danych wyjściowych dla potrzeb planowania awaryjnego na
terenie i poza terenem obiektu, takich jak w szczególności wielkości i
charakterystyki uwolnień substancji promieniotwórczych do obudowy
bezpieczeństwa.
3. Znaczące sekwencje zdarzeń mogących prowadzić do ciężkich awarii
identyfikuje się przez połączenie metod probabilistycznych i deterministycznych
oraz osądu inżynierskiego opartego na mocnych podstawach.
4. Sekwencje ciężkich awarii określa się na podstawie wyników probabilistycznej
oceny bezpieczeństwa, o której mowa w § 47 ust. 2 i 3.
5. Reprezentatywne lub graniczne sekwencje ciężkich awarii można także
określać na podstawie analiz deterministycznych: rozumienia zjawisk fizycznych
zachodzących podczas ciężkich awarii, oraz znajomości istniejących w projekcie
obiektu zapasów bezpieczeństwa i pozostałej redundancji systemów podczas
awarii projektowych.
6. W analizach ciężkich awarii bierze się pod uwagę w szczególności następujące
zdarzenia inicjujące ciężkie awarie:
1) całkowita utrata możliwości odprowadzania ciepła powyłączeniowego z
rdzenia reaktora;
2) awaria ucieczki chłodziwa reaktora w połączeniu z całkowitą utratą
możliwości awaryjnego chłodzenia rdzenia;
3) całkowita utrata zasilania elektrycznego trwająca przez długi okres czasu.
§ 32. Zestaw sekwencji awaryjnych definiujących rozszerzone warunki
projektowe dla obiektu jądrowego wybiera się przez łączne zastosowanie analiz
deterministycznych i POB tak, aby spełnione były probabilistyczne cele
projektowe i probabilistyczne kryteria bezpieczeństwa określone w § 9 i §10
rozporządzenia projektowego. Uwzględnia się przy tym sekwencje awaryjne, o
których mowa w § 28 i § 30 rozporządzenia projektowego.
§ 33. 1. Przy ocenie przebiegu ciężkich awarii uwzględnia się pełne możliwości
projektowe obiektu jądrowego, w tym wykorzystanie niektórych systemów
bezpieczeństwa i systemów obiektu nie będących systemami bezpieczeństwa w
stopniu wykraczającym poza ich funkcje projektowe celem doprowadzenia
potencjalnej ciężkiej awarii do stanu kontrolowanego lub ograniczenia jej

10
skutków. Jednakże tam gdzie polega się na nadzwyczajnym wykorzystaniu
systemów obiektu uzasadnia się, że istnieją rozsądne podstawy do założenia iż
mogą one być wykorzystane w sposób przyjęty w analizie.
2. W
szczególności analizuje się efektywność środków technicznych
ograniczających skutki ciężkich awarii, o których mowa w § 31 ust. 2
rozporządzenia projektowego.
§ 34. Analizy ciężkich awarii prowadzi się stosując założenia, dane, metody i
kryteria decyzyjne oparte na najlepszym oszacowaniu. Tam gdzie nie jest to
możliwe, przyjmuje się rozsądnie zachowawcze założenia, uwzględniając
niepewności w rozumieniu modelowanych procesów fizycznych.
§ 35. 1. W analizach awarii pozaprojektowych modeluje się szeroką gamę procesów
fizycznych, które mogą wystąpić po uszkodzeniu rdzenia oraz tych, które mogą
prowadzić do uwolnień substancji promieniotwórczych do środowiska. Do
procesów tych należą w szczególności:
1) procesy degradacji rdzenia i topienia się paliwa;
2) interakcje paliwo-chłodziwo (włączając wybuchy parowe);
3) utrzymanie materiału stopionego rdzenia w zbiorniku reaktora;
4) przetopienie zbiornika reaktora przez stopiony rdzeń;
5) rozkład źródeł ciepła w obiegu pierwotnym;
6) wytrysk stopionego materiału rdzenia pod wysokim ciśnieniem lub
bezpośrednie grzanie obudowy bezpieczeństwa;
7) wytwarzanie się i spalanie wodoru;
8) uszkodzenie lub ominięcie obudowy bezpieczeństwa;
9) interakcja materiału stopionego rdzenia z betonem;
10) uwolnienie i przenoszenie produktów rozszczepienia;
11) zdolność do chłodzenia stopionego rdzenia wewnątrz i na zewnątrz zbiornika
reaktora.
2.
Przy wykonywaniu analiz bezpieczeństwa wymagane jest dokładne
modelowanie zachowania się rdzenia reaktora, obiegu pierwotnego i obudowy
bezpieczeństwa.
§ 36. Kryteriami akceptacji wyników analiz bezpieczeństwa awarii
pozaprojektowych są:
1) wymagania dla obiektu jądrowego ustalone w art. 36c ust. 2 ustawy z dnia 29
listopada 2000 r. – Prawo atomowe;
2) dla rozszerzonych warunków projektowych:
a) cele projektowe dotyczące limitów uwolnień do środowiska substancji
promieniotwórczych ustalone w §9 pkt 2 rozporządzenia projektowego,
b) probabilistyczne kryteria bezpieczeństwa ustalone w §10 rozporządzenia
projektowego.
§ 37. W analizach bezpieczeństwa dla stanów normalnej eksploatacji obiektu
jądrowego ocenia się czy eksploatacja obiektu może być prowadzona bezpiecznie,
co pozwala na potwierdzenie, że:

11
1) dawki promieniowania dla pracowników i osób z ogółu ludności są w
granicach dopuszczalnych;
2) planowane uwolnienia substancji promieniotwórczych z obiektu są w
granicach dopuszczalnych.
§ 38. Analizy bezpieczeństwa dla normalnej eksploatacji obiektu jądrowego
obejmują wszystkie:
1) warunki obiektu jądrowego, w których systemy i urządzenia eksploatowane w
oczekiwanych stanach i zakresach, bez żadnych wewnętrznych i zewnętrznych
zagrożeń;
2) tryby pracy na jakie obiekt został zaprojektowany, tj. prowadzenie
normalnego ruchu oraz czynności utrzymania i remontów, zarówno przy pracy
na mocy jak i w stanie odstawienia.
§ 39. Analizy bezpieczeństwa dla stanów normalnej eksploatacji obiektu jądrowego
zawierają ocenę narażenia pracowników obiektu i ludności na promieniowanie
jonizujące związane z jego eksploatacją, a w szczególności:
1) predykcję dawek promieniowania jakie potencjalnie mogą otrzymać
pracownicy obiektu oraz osoby z ogółu ludności;
2) ocenę czy dawki te mieszczą się w dopuszczanych granicach, oraz czy
spełniona jest zasada, że są one na najniższym rozsądnie osiągalnym
poziomie.
§ 40. Przy wykonywaniu predykcji dawek:
1) tam gdzie występują niepewności przyjmuje się zachowawcze założenia;
2) tam gdzie predykcje dawek zależą od mocy dawek wynikających z
narastających z upływem czasu ilości substancji promieniotwórczych lub
poziomów skażeń, przyjmuje się ich wartości maksymalne jakie mogą
wystąpić w okresie rozruchu i eksploatacji obiektu jądrowego;
3) uwzględnia się doświadczenia eksploatacyjne z obiektów podobnego typu.
§ 41. Wyniki oszacowania dawek ocenia się celem zidentyfikowania wszelkich
słabych elementów projektu obiektu jądrowego lub sposobu prowadzenia jego
eksploatacji i wprowadzenia odpowiednich ulepszeń tam gdzie jest to rozsądnie
wykonalne.
§ 42. Analiza bezpieczeństwa dla stanów normalnej eksploatacji obiektu jądrowego
zawiera także oszacowanie planowanych uwolnień do środowiska substancji
promieniotwórczych. Ocenia się czy planowane uwolnienia substancji
promieniotwórczych są najmniejsze jak to jest rozsądnie osiągalne.

Rozdział 4
Wymagania dla probabilistycznej oceny bezpieczeństwa

§ 43. Probabilistyczna ocena bezpieczeństwa (zwana dalej „POB”) obiektu
jądrowego obejmuje określenie wszystkich sekwencji zdarzeń o istotnym
wkładzie w ryzyko powodowane przez obiekt, ocenę zbalansowania całościowego
projektu konfiguracji obiektu, ocenę występowania wyodrębnionych obszarów
ryzyka, oraz ocenę spełniania przez projekt obiektu podstawowych
probabilistycznych kryteriów bezpieczeństwa określonych w §10 rozporządzenia
projektowego.

12

§ 44. Przy wykonywaniu POB obiektu jądrowego:
1) uwzględnia się wkład wszystkich systemów oraz elementów
konstrukcji i wyposażenia do całościowej niezawodności określonych
funkcji bezpieczeństwa;
2) przyjmowane wielkości niezawodności systemów oraz elementów
konstrukcji i wyposażenia uzasadnia się ocenami niezawodności, w
oparciu o dane niezawodnościowe z eksploatacji elektrowni jądrowych
lub z innych odpowiednich źródeł, analizowanych w sposób
umożliwiający ich weryfikację;
3) uwzględnia się możliwe błędy pracowników, zarówno diagnostyczne
jak i przy wykonywaniu czynności sterowania.
§ 45. Metody POB stosuje się w szczególności do sprawdzenia odpowiedniości
przyjmowanego w projekcie obiektu jądrowego zwielokrotnienia (redundancji)
urządzeń i systemów, oraz określenia potrzeby zastosowania środków
bezpieczeństwa przed uszkodzeniami zwielokrotnionych systemów ze wspólnej
przyczyny.
§ 46. 1. Jako punkt wyjścia do POB obiektu jądrowego należy przyjąć kompletny
zestaw PZI, obejmujących zarówno zdarzenia wewnętrzne jak i zewnętrzne,
mogące wystąpić we wszystkich trybach eksploatacji obiektu i prowadzić do
uwolnienia substancji promieniotwórczych z jakiegokolwiek źródła na terenie
obiektu.
2. Następnie wykonuje się analizę celem zidentyfikowania wszystkich sekwencji
uszkodzeń i błędów, które mogą dawać wkład do ryzyka.
3. Sekwencje, o których mowa w ust. 2, obejmują:
1) uszkodzenia urządzeń;
2) niedyspozycyjność podczas wykonywania czynności utrzymania i remontów
lub prób;
3) błędy pracowników;
4) uszkodzenia ze wspólnej przyczyny;
5) starzenie się konstrukcji, systemów i urządzeń obiektu.
4. Uszkodzenia wtórne, które są włączone do analizy deterministycznej, w POB są
uwzględnianie w analizie sekwencji zdarzeń oraz w analizie systemów.
§ 47. 1. Probabilistyczne oceny bezpieczeństwa obiektu jądrowego prowadzi się na
trzech poziomach.
2. Na poziomie 1 POB określa się sekwencje zdarzeń mogących prowadzić do
uszkodzenia rdzenia reaktora, szacuje się częstość uszkodzeń rdzenia, oraz ocenia się
mocne i słabe strony systemów bezpieczeństwa, a także procedur mających na celu
zapobieżeniu uszkodzeniu rdzenia. W wyniku analiz tego poziomu określa się w
szczególności:
1) sekwencje uszkodzeń wyposażenia technologicznego obiektu i błędów
dających największy wkład w częstość uszkodzeń rdzenia;

13
2) systemy bezpieczeństwa, które są najważniejsze dla zapobieżenia
uszkodzeniu rdzenia;
3) czy można wprowadzić zmiany w projekcie lub eksploatacji obiektu celem
zmniejszenia poziomu ryzyka.
3. Poziom 1 POB obejmuje następujące elementy:
1) określenie dla każdego PZI funkcji bezpieczeństwa jakie muszą być
wypełniane dla zapobieżenia uszkodzeniu rdzenia, oraz wyszczególnienie
systemów bezpieczeństwa potrzebnych do wypełniania tych funkcji
bezpieczeństwa;
2) analizę sekwencji zdarzeń – w celu zidentyfikowania sekwencji uszkodzeń lub
błędów prowadzących do możliwego uszkodzenia rdzenia - obejmującą
wszystkie kombinacje systemów bezpieczeństwa, jakie mogą działać celem
wypełnienia wymaganej funkcji bezpieczeństwa;
3) analizę uszkodzeń i niesprawności w systemach bezpieczeństwa, z
uwzględnieniem współzależności wynikającej z ich wspólnego wykorzystania
przez więcej niż jeden system bezpieczeństwa;
4) analizę potencjalnych uszkodzeń ze wspólnej przyczyny zwielokrotnionych
elementów w systemach bezpieczeństwa;
5) Analizę błędów pracowników;
6) określenie całkowitej częstości uszkodzenia rdzenia oraz wkładów do tej
częstości od poszczególnych grup zdarzeń inicjujących.
4. Na poziomie 2 POB określa się drogi możliwych uwolnień substancji
promieniotwórczych z obiektu jądrowego do środowiska oraz szacuje się wielkości
tych uwolnień i ich częstość. Analiza ta zapewnia dodatkowy wgląd we względne
znaczenie zastosowanych środków zapobiegania awariom i ich opanowania, a w
szczególności obudowy bezpieczeństwa. Na tym poziomie analiz rozpatruje się
rozwój awarii poczynając od zapoczątkowania uszkodzenia rdzenia, rozważając
zjawiska które mogą wystąpić i doprowadzić do uszkodzenia obudowy
bezpieczeństwa oraz uwolnienia substancji promieniotwórczych do środowiska.
Rozpatruje się skuteczność rozwiązań projektowych obiektu jądrowego
zastosowanych celem ograniczenia skutków uszkodzeń rdzenia reaktora i szacuje
częstość dużych uwolnień substancji promieniotwórczych do środowiska.
5. Poziom 2 POB obejmuje następujące elementy:
1) zdefiniowanie stanów uszkodzenia obiektu jądrowego;
2) modelowanie przebiegu ciężkich awarii;
3) analizę funkcjonowania obudowy bezpieczeństwa przy obciążeniach będących
skutkiem uszkodzenia rdzenia, oraz określenie rodzaju jej potencjalnego
uszkodzenia lub niesprawności, obejmującą lub uwzględniającą w
szczególności:
a) bezpośrednie ominięcie obudowy bezpieczeństwa oraz uszkodzenie
lub niesprawność systemu odcinania obudowy od otoczenia,
b) analizę konstrukcyjną – w celu określenia zachowania się obudowy
bezpieczeństwa pod działaniem ciśnień i temperatur, jakie mogą
powstać w wyniku wybuchu parowego, generacji niekondensujących

14