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

Dział IV
Szczegółowe wymagania bezpieczeństwa j drowego i ochrony radiologicznej
dotycz ce projektowania systemów oraz elementów konstrukcji i wyposażenia
obiektu j drowego istotnych dla bezpieczeństwa
Rozdział 1
Reaktor
§ 57. 1. Reaktor i związane z nim systemy projektuje się w taki sposób, aby:
1) nie posiadały właściwości , które mogłyby spowodować znaczny wzrost
reaktywności podczas przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych lub w stanach
awaryjnych;
2) była zapewniona stabilność i samoregulacja reaktora, tak, żeby łączny efekt
fizycznych sprzężeń zwrotnych ograniczał wzrost mocy reaktora;
3) wahania mocy reaktora mogące prowadzić do przekroczenia określonych
granicznych parametrów (limitów) paliwa były wykluczone, albo mogły być
niezawodnie oraz szybko wykryte i stłumione.
2. Rdzeń reaktora i związane z nim systemy chłodzenia oraz sterowania
i zabezpieczeń, projektuje się:
1) z zachowaniem odpowiednich zapasów celem zapewnienia, że określone
ograniczenia projektowe, zwłaszcza dla paliwa, nie zostaną przekroczone, a we
wszystkich stanach eksploatacyjnych i przy awariach projektowych zachowane
będą normy bezpieczeństwa radiacyjnego, z uwzględnieniem istniejących
niepewności;
2) w sposób umożliwiający prowadzenie odpowiedniej ich kontroli, badań i testów
przez cały okres eksploatacji obiektu jądrowego;
3) tak, żeby była zapewniona możliwość usuwania substancji, które mogłyby
zagrozić bezpieczeństwu systemu, w szczególności przez zatkanie kanałów
chłodziwa, w tym produktów korozji.
3. Rdzeń reaktora i związane z nim konstrukcje znajdujące się wewnątrz zbiornika
reaktora projektuje się tak, żeby wytrzymały obciążenia statyczne i dynamiczne
oczekiwane w stanach eksploatacyjnych, awariach projektowych i zdarzeniach
zewnętrznych, w zakresie koniecznym dla zapewnienia bezpiecznego wyłączenia
reaktora, utrzymania reaktora w stanie podkrytycznym i zapewnienia chłodzenia
rdzenia.
4. Rozwiązania projektowe reaktora:
1) minimalizują prawdopodobieństwo spontanicznego zaistnienia ponownej
krytyczności po wyłączeniu reaktora lub nagłego wzrostu reaktywności w
następstwie postulowanego zdarzenia inicjującego;
2) zapewniają, że maksymalna wielkość dodatniej reaktywności oraz maksymalna
szybkość jej wprowadzania w stanach eksploatacyjnych i podczas awarii
projektowych będą ograniczone tak, by nie doszło do uszkodzenia ciśnieniowej
granicy reaktora oraz by utrzymana była zdolność chłodzenia i nie doszło do
znaczącego uszkodzenia rdzenia reaktora.
§ 58. 1. Elementy paliwowe i zestawy paliwowe oraz konstrukcje wsporcze rdzenia
reaktora projektuje się tak, aby:
1) w zadowalający sposób wytrzymywały przewidywane warunki napromieniania
i środowiskowe w rdzeniu reaktora, w połączeniu z procesami degradacji, jakie

24
mogą wystąpić podczas normalnej eksploatacji i przewidywanych zdarzeń
eksploatacyjnych, a także obciążenia występujące przy manipulacjach paliwem;
2) w stanach eksploatacyjnych i warunkach awaryjnych innych jak ciężkie awarie
zapewniały utrzymanie geometrii rdzenia reaktora umożliwiającej wystarczające
chłodzenie oraz nie utrudniającej wprowadzanie prętów sterujących
i bezpieczeństwa.
2. Projekt obiektu jądrowego uwzględnia degradację elementów paliwowych
wynikającą z:
1) różnic rozszerzania i deformacji paliwa i koszulek;
2) zewnętrznego ciśnienia chłodziwa;
3) dodatkowego wewnętrznego ciśnienia spowodowanego przez produkty
rozszczepienia w elemencie paliwowym;
4) napromienienia paliwa i innych materiałów w zestawie paliwowym;
5) zmian ciśnienia i temperatury na skutek zmian mocy;
6) reakcji chemicznych;
7) obciążeń statycznych i dynamicznych, w tym drgań wywoływanych przez
przepływ i drgań mechanicznych;
8) zmian w procesie wymiany ciepła, które mogą wynikać z odkształceń lub efektów
reakcji chemicznych.
3. Obiekt jądrowy projektuje się tak, żeby zapewnić, że:
1) podczas normalnej eksploatacji ucieczka produktów rozszczepienia pozostanie w
granicach limitów projektowych i będzie utrzymywana na minimalnym
osiągalnym poziomie, określonym limitami projektowymi;
2) podczas przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych nie dojdzie do dalszej
znaczącej degradacji paliwa;
3) podczas awarii projektowych elementy paliwowe pozostają na swoim miejscu
i nie ulegają odkształceniom, jakie prowadziłyby do utraty możliwości
skutecznego poawaryjnego chłodzenia rdzenia.
4. Warunki chłodzenia elementów paliwowych mają dawać wysoki stopień pewności,
że w warunkach normalnej eksploatacji i przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych
strumień cieplny na powierzchni koszulki paliwowej będzie mniejszy od strumienia,
przy którym występuje kryzys wymiany ciepła, co osiąga się przez zapewnienie, że
minimalna wartość stosunku strumienia krytycznego do miejscowego strumienia
cieplnego jest większa od ustalonej wartości, zależnej od korelacji stosowanej w
obliczeniach cieplno-przepływowych.
§ 59. Wymagania dla projektu rdzenia i paliwa określone w § 57 i § 58 ust. 1 - 4
należy spełniać również w razie zmian w strategii gospodarki paliwem lub w stanach
eksploatacyjnych przez cały okres użytkowania obiektu.
§ 60. 1. Wymagania określone w § 58 i § 59 należy spełniać dla wszystkich
poziomów i rozkładów strumienia neutronów, jakie mogą wystąpić we wszystkich
stanach rdzenia, włącznie ze stanami po wyłączeniu reaktora lub po przeładunku
paliwa, a także stanami wynikającymi z przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych
i awarii projektowych. Stosuje się odpowiednie środki do pomiaru rozkładów
neutronów zapewniające możliwość wykrycia stref rdzenia, w których mogłoby dojść
do naruszenia tych wymagań.
2. Rdzeń reaktora projektuje się w taki sposób, aby ułatwione było utrzymanie we
wszystkich stanach eksploatacyjnych, oraz warunkach awarii bez degradacji rdzenia,
stabilnego kształtu rozkładu i poziomu strumienia neutronów w ramach określonych
limitów.

25
§ 61. Stosuje się środki techniczne zapewniające możliwość wyłączenia reaktora we
wszystkich stanach eksploatacyjnych i w warunkach awaryjnych, oraz utrzymanie go
w stanie wyłączenia nawet przy największej reaktywności rdzenia. Efektywność,
szybkość działania i zapas wyłączenia zapewniane przez te środki wyłączenia
reaktora są wystarczające by nie doszło do przekroczenia wartości określonych
limitów bezpieczeństwa. Część środków służących do wyłączania reaktora można
wykorzystywać do sterowania reaktywnością i kształtowania rozkładu strumienia
podczas normalnej pracy na mocy, pod warunkiem, że przez cały czas zdolność do
wyłączenia reaktora będzie utrzymywana z zachowaniem wystarczającego zapasu.
§ 62. 1. Dla zapewnienia zróżnicowania środki techniczne służące do wyłączania
reaktora składają się z co najmniej dwóch różnych systemów.
2. Przynajmniej jeden z systemów, o których mowa w ust. 1, jest zdolny do
samodzielnego, szybkiego wprowadzenia reaktora w stan podkrytyczny w
przewidywanych zdarzeniach eksploatacyjnych i przy awariach projektowych, a także
do utrzymywania reaktora w stanie podkrytycznym z odpowiednim zapasem i z dużą
niezawodnością, nawet przy największej reaktywności rdzenia, przy założeniu
pojedynczego uszkodzenia.
§ 63. W projekcie obiektu jądrowego można wyjątkowo dopuścić do przejściowej
ponownej krytyczności, pod warunkiem, że określone limity dla paliwa i urządzeń nie
zostaną przekroczone.
§ 64. rodki techniczne służące do sterowania reaktywnością i wyłączania reaktora
zapewniają utrzymanie podkrytyczności reaktora także podczas i po ciężkiej awarii.
§ 65. Przy ocenie odpowiedniości środków technicznych służących do wyłączania
reaktora uwzględnia się uszkodzenia pojawiające się gdziekolwiek w obiekcie, które
mogłyby spowodować, że część tych środków nie będzie funkcjonować, lub mogłyby
doprowadzić do uszkodzenia ze wspólnej przyczyny.
§ 66.
rodki techniczne służące do wyłączania reaktora są odpowiednie dla
zapobieżenia lub skompensowania niezamierzonych wzrostów reaktywności podczas
stanu wyłączenia, w tym – podczas przeładunku paliwa w tym stanie. W związku z
tym wymogiem uwzględnia się zamierzone działania zwiększające reaktywność w
stanie wyłączenia, takie jak: ruch absorbera w związku z czynnościami utrzymania
i remontów, rozcieńczenie zawartości boru i czynności przeładunku paliwa oraz
pojedyncze uszkodzenie środków służących do wyłączania reaktora.
§ 67. Stosuje się odpowiednią aparaturę kontrolno-pomiarową i prowadzi testy celem
zapewnienia, że środki służące do wyłączania reaktora utrzymywane są zawsze w
stanie ustalonym dla danych warunków obiektu.
§ 68. Projekt urządzeń służących do sterowania reaktywnością uwzględnia zużycie
i
efekty napromieniania, takie jak: wypalenie, zmiany właściwości fizycznych
i wytwarzanie gazów.






26
Rozdział 2
Obieg chłodzenia reaktora

§ 69. 1. Obieg chłodzenia reaktora, związane z nim systemy pomocnicze oraz
systemy sterowania i zabezpieczeń, projektuje się z zapasami wystarczającymi dla
zapewnienia, że w stanach eksploatacyjnych nie dojdzie do przekroczenia parametrów
projektowych dla ciśnieniowej granicy chłodziwa reaktora. Wprowadza się
rozwiązania zapewniające, że działanie urządzeń zrzutu ciśnienia, nawet podczas
awarii projektowych, nie doprowadzi do nieakceptowanych uwolnień materiałów
promieniotwórczych z obiektu. Granicę ciśnieniową układu chłodzenia reaktora
wyposaża się w odpowiednią armaturę odcinającą celem ograniczenia wycieków
płynu promieniotwórczego.
2. Określa się kryteria dla ochrony granicy ciśnieniowej obiegu chłodzenia reaktora,
w tym: maksymalne ciśnienie, maksymalna temperaturę, zmiany ciśnienia
i temperatury w stanach przejściowych oraz naprężenia.
3. Zastosowane rozwiązania zapewniają, że działanie armatury odciążającej
zabezpiecza granicę ciśnieniową obiegu chłodzenia reaktora przed nadmiernym
ciśnieniem oraz nie doprowadza do uwolnienia substancji promieniotwórczych
bezpośrednio do środowiska.
§ 70. 1. Elementy składowe obiegu chłodzenia reaktora zawierające chłodziwo
reaktora, takie jak zbiornik ciśnieniowy reaktora oraz rury ciśnieniowe, rurociągi,
armatura, osprzęt, pompy, dmuchawy i wymienniki ciepła, wraz z urządzeniami
służącymi do mocowania takich części, projektuje się w taki sposób, by
wytrzymywały one obciążenia statyczne i dynamiczne oczekiwane we wszystkich
stanach eksploatacyjnych i podczas awarii projektowych. Materiały stosowane do
wytwarzania tych części składowych dobiera się tak, by minimalizować aktywację
materiału.
2. Zbiornik ciśnieniowy reaktora oraz kanały ciśnieniowe projektuje się i buduje z
zachowaniem najwyższej jakości w odniesieniu do zastosowanych materiałów, norm
konstruowania, możliwości prowadzenia kontroli, oraz technologii wytwarzania.
3. Rurociągi połączone z granicą ciśnieniową obiegu chłodzenia reaktora wyposaża
się w odpowiednią armaturę odcinającą, w celu ograniczenia wszelkich ucieczek
radioaktywnego płynu (chłodziwa reaktora) oraz wykluczenia ucieczki chłodziwa
reaktora poprzez przyłączone układy pomocnicze.
4. Granicę utrzymującą ciśnienie chłodziwa reaktora projektuje się tak, by
zapoczątkowanie jej uszkodzenia było bardzo mało prawdopodobne, zaś wszelkie
powstałe uszkodzenia nie przekształcały się w niestabilne szybko rozszerzające się
pęknięcia, żeby umożliwić wykrywanie uszkodzeń we właściwym czasie.
5. Unika się takich rozwiązań projektowych i stanów obiektu jądrowego, w których
elementy składowe ciśnieniowej granicy chłodziwa reaktora mogłyby wykazywać
zachowania związane z kruchością. Projekt uwzględnia warunki, jakim podlegają
materiały granicy ciśnieniowej w stanach eksploatacyjnych, włącznie z zabiegami
utrzymania i remontów i próbami, oraz w warunkach awarii projektowych, z
uwzględnieniem oczekiwanych właściwości pod koniec okresu użytkowania, na które
wpływają: erozja, pełzanie, zmęczenie, środowisko chemiczne, środowisko radiacyjne
i proces starzenia się, a także wszelkie niepewności związane z określeniem stanu
początkowego urządzeń oraz tempa możliwej degradacji.

27
6. Elementy znajdujące się wewnątrz granicy ciśnieniowej obiegu chłodzenia
reaktora, takie jak wirniki pomp i części armatury, projektuje się w sposób
minimalizujący prawdopodobieństwo ich uszkodzenia i powstania wtórnych
uszkodzeń innych elementów układu pierwotnego chłodziwa istotnych dla
bezpieczeństwa, we wszystkich stanach eksploatacyjnych i przy awariach
projektowych, z należytym uwzględnieniem degradacji, jaka może powstać podczas
użytkowania.
§ 71. 1. Elementy składowe granicy ciśnieniowej obiegu chłodzenia reaktora
projektuje się w sposób umożliwiający przez cały okres użytkowania obiektu
prowadzenie w odpowiednich odstępach czasu kontroli i prób stanu technicznego tej
granicy. w projekcie przewiduje się środki techniczne dla programu nadzoru stanu
materiału ciśnieniowej granicy chłodziwa reaktora, w szczególności w miejscach o
wysokim poziomie napromienienia, takich jak zbiornik ciśnieniowy reaktora lub rury
ciśnieniowe, a także - w razie potrzeby - dla innych ważnych elementów składowych,
w celu wyznaczania skutków metalurgicznych czynników takich, jak napromienianie,
pękanie korozyjne naprężeniowe, kruchość termiczna i starzenie się materiałów
konstrukcyjnych.
2. Rozwiązania przyjęte w projekcie zapewniają możliwość przeprowadzania
bezpośrednich lub pośrednich kontroli lub prób elementów składowych granicy
ciśnieniowej obiegu chłodzenia reaktora, zgodnie z ich znaczeniem dla
bezpieczeństwa, w celu wykazania braku niedopuszczalnych wad lub znacznego
pogorszenia bezpieczeństwa.
3. Wskaźniki stanu integralności granicy ciśnieniowej obiegu chłodzenia reaktora,
takie jak przecieki, podlegają monitorowaniu, którego wyniki bierze się pod uwagę
przy określaniu, jakie kontrole są niezbędne dla zapewnienia bezpieczeństwa. Obieg
chłodzenia reaktora wyposaża się w system wykrywania i pomiaru wielkości
przecieków, ułatwiający szybkie ich zlokalizowanie.
4. W przypadku, gdy analiza bezpieczeństwa elektrowni jądrowej wskazuje, że
określone uszkodzenia w obiegu wtórnym mogą prowadzić do poważnych skutków,
zapewnić zapewnia się możliwość przeprowadzania kontroli odpowiednich części
obiegu wtórnego.
§ 72. 1. W obiekcie jądrowym stosuje się odpowiedni system dla regulacji ilości i
ciśnienia chłodziwa w obiegu chłodzenia reaktora, zapewniający, że w żadnym stanie
eksploatacyjnym nie dojdzie do przekroczenia określonych granicznych parametrów
projektowych, z uwzględnieniem zmian objętościowych i wycieków. System ten
posiada odpowiednią wydajność, to jest natężenie przepływu i pojemności
magazynowania, do spełnienia tego wymogu.
2. Stosuje się odpowiednie urządzenia do usuwania substancji promieniotwórczych z
chłodziwa reaktora, włącznie z aktywowanymi produktami korozji i produktami
rozszczepienia przenikającymi z paliwa. Wydajności niezbędnych systemów
oczyszczania chłodziwa określa się na podstawie limitów projektowych dla paliwa
dotyczących dopuszczalnych nieszczelności z określonym zapasem, co zapewnia, że
obiekt może być eksploatowany przy poziomie aktywności w obiegu tak niskim, jaki
w praktyce można rozsądnie osiągnąć, a także, że uwolnienia promieniotwórcze są
najniższe jak to rozsądnie osiągalne i mieszczą się w wyznaczonych granicach.
§ 73. W obiekcie jądrowym stosuje się system zapewniający odprowadzanie ciepła
powyłączeniowego wypełniający funkcję bezpieczeństwa polegającą na
odprowadzaniu z rdzenia reaktora ciepła rozpadu produktów rozszczepienia i innego
ciepła powyłączeniowego z odpowiednio dużą wydajnością, aby nie dochodziło do

28