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

przekroczenia określonych limitów projektowych ustalonych dla paliwa oraz granicy
ciśnieniowej układu chłodzenia reaktora.
§ 74. W celu spełnienia z wystarczającą niezawodnością wymagań określonych w
§ 69, rozwiązania projektowe systemu odprowadzenia ciepła powyłączeniowego
zapewniają możliwości wzajemnych połączeń i odcinania podsystemów, oraz inne
odpowiednie elementy projektowe, w szczególności np. system wykrywania
nieszczelności, przy założeniu wystąpienia pojedynczego uszkodzenia oraz utraty
zasilania elektrycznego z sieci zewnętrznej oraz przy zastosowaniu odpowiedniego
zwielokrotnienia (redundancji), zróżnicowania i niezależności.
§ 75. 1. W obiekcie jądrowym stosuje się systemy awaryjnego chłodzenia rdzenia
reaktora w celu przywrócenia i utrzymania chłodzenia paliwa w stanach awaryjnych,
nawet w razie utraty integralności granicy ciśnieniowej chłodziwa reaktora.
2. W przypadku awarii z utratą chłodziwa – włączając natychmiastowe rozerwanie
rurociągu obiegu chłodzenia reaktora o największej średnicy, chłodzenie rdzenia jest
prowadzone tak, by zminimalizować uszkodzenia paliwa i ograniczyć ucieczkę
produktów rozszczepienia z paliwa, w sposób zapewniający, że:
1) parametry graniczne dla integralności koszulki lub paliwa nie przekroczą wartości
akceptowanej przy awariach projektowych dla stosownych projektów reaktora;
2) możliwe reakcje chemiczne są ograniczone do poziomu dopuszczalnego;
3) zmiany w paliwie i w konstrukcjach wewnętrznych nie zmniejszą w znaczący
sposób efektywności awaryjnego chłodzenia rdzenia;
4) chłodzenie rdzenia będzie zapewnione przez wystarczająco długi czas.
§ 76. W celu spełnienia wymagań, o których mowa w § 75 ust. 2, przez system
awaryjnego chłodzenia rdzenia reaktora z wystarczającą niezawodnością dla każdego
postulowanego zdarzenia inicjującego i przy założeniu wystąpienia pojedynczego
uszkodzenia, stosuje się odpowiednie rozwiązania projektowe, takie jak: wykrywanie
nieszczelności, odpowiednie połączenia wzajemne i możliwości odcinania, przy
odpowiednim zwielokrotnieniu (redundancji), zróżnicowaniu i rozdzieleniu
elementów składowych systemu, a także zapewnia się zasilanie elektryczne tego
systemu ze źródeł wewnętrznych w razie zaniku zasilania z sieci zewnętrznej.
§ 77. Rozwiązania projektowe reaktora zapewniają możliwość celowego obniżania
ciśnienia w obiegu chłodzenia w razie ciężkiej awarii, w celu rozszerzenia możliwości
odprowadzania ciepła z rdzenia reaktora.
§ 78.
System awaryjnego chłodzenia rdzenia reaktora projektuje się tak, żeby
możliwe było prowadzenie odpowiednich okresowych kontroli jego ważnych
urządzeń i elementów oraz wykonywanie okresowych prób w celu potwierdzenia:
1) integralności konstrukcyjnej i szczelności jego urządzeń lub elementów;
2) zdolności do działania i osiągów urządzeń czynnych systemu podczas normalnej
eksploatacji w wykonalnym zakresie oraz
3) zdolności do działania układu, jako całości, w stanach obiektu określonych w
założeniach projektowych w praktycznie możliwym zakresie.
§ 79. 1. W obiekcie jądrowym stosuje się systemy do przenoszenia ciepła
powyłączeniowego z konstrukcji, układów i urządzeń istotnych dla bezpieczeństwa
do ostatecznego ujścia (odbiornika) ciepła, zapewniające bardzo wysoki stopień
niezawodności w stanach eksploatacyjnych i podczas awarii projektowych. Systemy
uczestniczące w transporcie ciepła, w tym w przenoszeniu ciepła, zapewnieniu
zasilania lub dostarczaniu płynów do układów transportujących ciepło, projektuje się

29
mając na uwadze ich udział w realizacji funkcji przenoszenia ciepła, traktowanej jako
całość.
2. Wymaganą niezawodność systemów, o których mowa w ust. 1, osiąga się na
drodze odpowiedniego doboru środków technicznych takich jak: stosowanie
sprawdzonych urządzeń, zwielokrotnienie (redundancja), zróżnicowanie, separacja
fizyczna, wzajemne połączenia oraz możliwość odcinania.
§ 80. 1. W rozwiązaniach projektowych systemów, o których mowa w § 79 ust. 1,
oraz przy ewentualnym zróżnicowaniu ostatecznych odbiorników ciepła i układów
magazynowania, z których dostarczane są płyny służące do transportu ciepła,
uwzględnia się zjawiska naturalne oraz zdarzenia wywoływane przez człowieka.
2. Rozwiązania projektowe systemów, o których mowa w § 79 ust. 1, uwzględniają
rozszerzenie zdolności do przenoszenia ciepła powyłączeniowego z rdzenia do
ostatecznego ujścia (odbiornika) ciepła tak, żeby w razie ciężkiej awarii można było
utrzymać na akceptowalnym poziomie temperatury w konstrukcjach, układach i
urządzeniach ważnych dla wypełnienia funkcji bezpieczeństwa w zakresie
zatrzymywania substancji promieniotwórczych.

Rozdział 3
System obudowy bezpieczeństwa reaktora

§ 81. 1. W obiekcie jądrowym stosuje się system obudowy bezpieczeństwa reaktora,
żeby zapewnić lub przyczynić się do osiągnięcia następujących funkcji
bezpieczeństwa:
1) zatrzymywanie substancji promieniotwórczych w stanach eksploatacyjnych
i warunkach awaryjnych;
2) ochrona reaktora przed zewnętrznymi zdarzeniami naturalnymi lub
powodowanymi przez człowieka;
3) osłona przed promieniowaniem jonizującym w stanach eksploatacyjnych
i warunkach awaryjnych.
2. System obudowy bezpieczeństwa projektuje się w celu zapewnienia, że wszelkie
uwolnienia substancji promieniotwórczych do środowiska będą w stanach
eksploatacyjnych tak niskie jak to jest rozsądnie osiągalne i poniżej ustalonych
limitów, a w stanach awaryjnych poniżej akceptowalnych limitów.
3. W zależności od przyjętej koncepcji projektowej, system ten może obejmować
konstrukcje szczelne, związane z nimi układy ograniczające wielkości ciśnienia
i temperatur wewnątrz obudowy oraz urządzenia służące do: odcinania (izolowania od
otoczenia) obudowy, ograniczania stężenia lub usuwania z atmosfery obudowy
produktów rozszczepienia, wodoru, tlenu i innych substancji, które mogą zostać do
niej uwolnione.
§ 82. Projekt obudowy bezpieczeństwa uwzględnia wszystkie zidentyfikowane awarie
projektowe, a ponadto, w rozwiązaniach projektowych uwzględnia się cechy służące
do łagodzenia skutków wybranych ciężkich awarii tak, żeby ograniczyć uwolnienie
materiałów promieniotwórczych do środowiska.
§ 83. Wytrzymałość konstrukcji obudowy bezpieczeństwa, włącznie z otworami
dostępu, przepustami i armaturą odcinającą, oblicza się z wystarczającym zapasem
bezpieczeństwa:

30
1) uwzględniając w szczególności::
a) niepewności analiz zjawisk zachodzących podczas awarii, na podstawie
wielkości potencjalnych wewnętrznych nadciśnień, podciśnień i
temperatury, oraz oddziaływań dynamicznych takich jak uderzenia
odłamków i działanie sił reakcji oczekiwanych na skutek awarii
projektowych,
b) skutki działania innych potencjalnych źródeł energii, w tym w
szczególności energii zakumulowanej w wytwornicach pary, oraz
możliwych reakcji chemicznych i radiolizy,
c) zjawiska naturalne i zdarzenia wywołane przez człowieka;
2) stosując rozwiązania umożliwiające monitorowanie stanu obudowy
bezpieczeństwa oraz związanych z nią systemów i urządzeń.
§ 84. 1. Konstrukcję obudowy bezpieczeństwa projektuje się z wystarczającymi
zapasami bezpieczeństwa aby zapewnić, że podczas pracy na mocy, czynności
utrzymania i remontów, wykonywania prób i w warunkach postulowanych awarii jej
materiały ferrytyczne nie będą przejawiać kruchego zachowania, a

prawdopodobieństwo powstania szybko rozszerzającego się pęknięcia będzie
zminimalizowane.
2. Projekt obudowy bezpieczeństwa uwzględnia temperatury i inne warunki pracy
materiałów granicy ciśnieniowej obudowy bezpieczeństwa podczas pracy na mocy,
czynności utrzymania i remontów, wykonywania prób i w warunkach postulowanych
awarii, oraz niepewności w określaniu, właściwości materiałów, naprężeń
resztkowych, ustalonych i przejściowych oraz rozmiarów wad materiałowych.
§ 85.
W obiekcie jądrowym stosuje się odpowiednie środki techniczne dla
utrzymywania integralności obudowy bezpieczeństwa w razie ciężkiej awarii,
uwzględniając w szczególności skutki wszelkich przewidywanych zjawisk spalania
gazów palnych wewnątrz obudowy.
§ 86. Konstrukcję obudowy bezpieczeństwa w obiekcie jądrowym projektuje się
i buduje tak, by możliwe było wykonywanie prób ciśnieniowych przy określonej
wartości ciśnienia, celem wykazania strukturalnej integralności obudowy
bezpieczeństwa przed rozpoczęciem eksploatacji obiektu oraz w okresie jego
użytkowania.
§ 87. 1. System obudowy bezpieczeństwa w obiekcie jądrowym projektuje się tak,
aby podczas awarii projektowych nie dochodziło do przekroczenia ustalonej
maksymalnej wielkości przecieków.
2. W elektrowni jądrowej pierwotną, odporną na ciśnienie obudowę bezpieczeństwa
otacza się częściowo lub całkowicie obudową wtórną, służącą do zbierania i
kontrolowanego uwalniania lub przechowywania substancji, jakie mogą przeniknąć z
obudowy pierwotnej podczas awarii lub prowadzenia przeładunku paliwa i remontów,
oraz chroniącą pierwotną obudowę bezpieczeństwa przed skutkami zdarzeń i
zagrożeń zewnętrznych, które mogłyby zagrozić zdolności do pracy układów
obudowy i szczelności obudowy pierwotnej.
§ 88. 1. W obiekcie jądrowym konstrukcję, urządzenia i elementy składowe obudowy
bezpieczeństwa wpływające na szczelność obudowy, projektuje się i buduje tak, aby

31
możliwe było wykonywanie prób szczelności przy ciśnieniu projektowym, po
zamontowaniu wszystkich przepustów.
2. Zapewnia się możliwość okresowego wyznaczania natężenia przecieków z systemu
obudowy bezpieczeństwa przez cały okres użytkowania reaktora przy ciśnieniu
projektowym w obudowie bezpieczeństwa lub przy obniżonych wartościach ciśnienia
pozwalających na oszacowanie wielkości przecieków przy ciśnieniu projektowym.
§ 89. 1. Rozwiązania projektowe obiektu jądrowego zapewniają zdolność
ograniczania wszelkich uwolnień substancji promieniotwórczych z obudowy
bezpieczeństwa w razie ciężkiej awarii.
2. Szczelność obudowy bezpieczeństwa jest zapewniana przez rozsądnie długi czas po
ciężkiej awarii.
§ 90. 1. Obudowę bezpieczeństwa projektuje się w ten sposób, żeby liczba
przepustów przez obudowę bezpieczeństwa była tak mała jak to jest w praktyce
możliwe.
2. Zapewnia się, że wszystkie przepusty przez obudowę bezpieczeństwa spełniają te
same wymagania projektowe, co sama konstrukcja obudowy i są chronione przed
działaniem sił reakcji wywołanych przemieszczeniami rur lub obciążeniami
powstającymi podczas awarii, takich jak: oddziaływanie odłamków, sił
strumieniowych i chłostanie rurą.
3. W obrębie poszczególnych przepustów przez obudowę bezpieczeństwa zapewnia
się możliwość wykrywania przecieków.
4. Jeżeli w przepustach zastosowano uszczelnienia sprężynujące lub kompensatory
mieszkowe, to projektuje się je tak, żeby umożliwiały wykonywanie ich prób
szczelności przy projektowym ciśnieniu w obudowie bezpieczeństwa – niezależnie od
zintegrowanej próby szczelności całej obudowy – celem wykazania zachowania ich
integralności w całym okresie użytkowania obiektu.
5. Rozwiązania projektowe zapewniają zdolność utrzymania funkcjonalności
przepustów w razie ciężkiej awarii.
§ 91. 1. W projekcie obiektu jądrowego stosuje się rozwiązania umożliwiające w razie
awarii automatyczne, szybkie i niezawodne odcięcie każdego przechodzącego przez
obudowę bezpieczeństwa rurociągu stanowiącego część granicy ciśnieniowej obiegu
chłodzenia reaktora lub bezpośrednio połączonego z atmosferą obudowy
bezpieczeństwa, gdy szczelność obudowy bezpieczeństwa ma zasadnicze znaczenie
dla zapobiegania przekraczającym ustalone limity uwolnieniom promieniotwórczym
do środowiska.
2. Rurociąg, o którym mowa w ust. 1, wyposaża się w co najmniej dwa zawory
odcinające obudowę bezpieczeństwa, ustawione szeregowo, umieszczone jak
najbliżej obudowy bezpieczeństwa, zdolne do niezawodnego i niezależnego od siebie
uruchomienia. Odcięcie (odizolowanie) od otoczenia obudowy bezpieczeństwa musi
być wykonalne przy założeniu wystąpienia pojedynczego uszkodzenia.
3. Odstępstwa od wymagań określonych w ust. 1 i 2, dopuszcza się jedynie w
odniesieniu do specyficznych rodzajów rur, takich jak rurki impulsowe układów
pomiarowych, lub wówczas gdy zastosowanie tych metod odcinania obudowy
bezpieczeństwa zmniejsza niezawodność systemu bezpieczeństwa przechodzącego
przez obudowę.
§ 92. Każdy rurociąg przechodzący przez pierwotną obudowy bezpieczeństwa
reaktora, który ani nie stanowi części granicy ciśnieniowej obiegu chłodzenia
reaktora, ani nie jest bezpośrednio połączony z atmosferą obudowy bezpieczeństwa,

32
posiada co najmniej jeden zawór odcinający obudowę bezpieczeństwa znajdujący się
na zewnątrz obudowy bezpieczeństwa i umieszczony jak najbliżej obudowy
bezpieczeństwa.
§ 93. Rozwiązania projektowe obiektu jądrowego zapewniają możliwość prowadzenia
okresowych prób sprawności ruchowej armatury odcinającej obudowy
bezpieczeństwa i związanych z nią systemów i sprawdzania czy przecieki przez
armaturę są w granicach dopuszczalnych. Zapewnia się przy tym możliwość
niezawodnego i niezależnego uruchamiania napędu każdego zaworu.
§ 94. 1. Rozwiązania projektowe obiektu jądrowego zapewniają zdolność utrzymania
funkcjonalności urządzeń odcinających obudowę bezpieczeństwa w razie ciężkiej
awarii.
2. Zapewnia się środki do izolowania obudowy bezpieczeństwa w razie ciężkiej
awarii, włączając w to zapobieganie obejściu obudowy bezpieczeństwa, w
szczególności przez przeciek w wytwornicy pary lub do obiegów pomocniczych).
§ 95. 1. W projekcie obiektu jądrowego zapewnia się, że dostęp pracowników obiektu
jądrowego do obudowy bezpieczeństwa odbywa się poprzez śluzy powietrzne, które
są wzajemnie blokowane w celu zapewnienia, że podczas pracy reaktora i w czasie
awarii przynajmniej jedne drzwi są zamknięte.
2. Tam, gdzie wprowadzono rozwiązania umożliwiające wejście pracowników w celu
prowadzenia czynności kontroli, w projekcie określa się sposoby zapewnienia
bezpieczeństwa personelu podczas przeprowadzania takich czynności. Wymogi te
stosuje się również w odniesieniu do śluz powietrznych dla urządzeń, jeśli takie
zostały zastosowane.
3. Otwory dostępowe w obudowie bezpieczeństwa dla potrzeb ruchu urządzeń
i materiałów przez obudowę projektuje się tak, by możliwe było ich szybkie i
niezawodne zamykanie w razie gdy wymagane jest izolowanie (odcięcie) obudowy.
§ 96. Rozwiązania projektowe zapewniają zdolność urządzeń izolujących
(odcinających) śluz powietrznych i otworów dostępowych w obudowie
bezpieczeństwa do utrzymania ich funkcjonalności w razie ciężkiej awarii.
§ 97. Zapewnia się środki techniczne do kontrolowania i redukcji ciśnienia
i temperatury w obudowie bezpieczeństwa oraz produktów rozszczepienia i innych
substancji gazowych lub stałych, które mogą być uwolnione do obudowy i mogą
wpływać na działanie systemów istotnych dla bezpieczeństwa.
§ 98. Rozwiązania projektowe obudowy bezpieczeństwa przewidują dostatecznie
duże przekroje tras przepływu pomiędzy odrębnymi przedziałami wewnątrz
obudowy. Przekroje otworów między poszczególnymi przedziałami projektuje się na
tyle duże aby zapewnić, że różnice ciśnienia istniejące w czasie wyrównywania się
ciśnienia w obudowie podczas awarii projektowych, nie spowodują uszkodzenia
konstrukcji przenoszących ciśnienie lub innych systemów ograniczających skutki
awarii.
§ 99. Rozwiązania projektowe zapewniają zdolność konstrukcji wewnętrznych
obudowy bezpieczeństwa do wytrzymania skutków ciężkiej awarii.
§ 100. 1. Zapewnia się możliwość odprowadzania ciepła z obudowy bezpieczeństwa
reaktora.
2. Po każdym przypadkowym uwolnieniu płynów o wysokiej energii w trakcie awarii
projektowej zapewnia się realizowanie funkcji bezpieczeństwa polegającej na

33