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

bezpieczeństwa, czyniąc nieskutecznymi środki techniczne zastosowane w
projekcie celem spełnienia kryterium pojedynczego uszkodzenia.
§ 149. Wszędzie tam, gdzie to praktycznie możliwe, w obiekcie jądrowym stosuje się
materiały niepalne lub ognioodporne i odporne na wysokie temperatury, zwłaszcza w
miejscach takich jak obudowa bezpieczeństwa i nastawnie (sterownie).
§ 150. W obiekcie jądrowym wprowadza się systemy poboru próbek z systemów
technologicznych oraz poawaryjnego poboru próbek, celem określenia w
odpowiednim czasie stężenia wybranych radionuklidów w systemach
technologicznych zawierających płyny, oraz w próbkach gazów i cieczy pobranych z
systemów technologicznych, pomieszczeń lub środowiska, w stanach
eksploatacyjnych i warunkach awaryjnych.
§ 151. W obiekcie jądrowym, odpowiednio do potrzeb, wprowadza się pomocnicze
systemy transportu ciepła, celem odprowadzania ciepła z systemów i urządzeń, które
są niezbędne dla utrzymania bezpiecznego stanu obiektu w stanach eksploatacyjnych
i warunkach awaryjnych. Rozwiązania projektowe umożliwiają odcięcie tych części
systemu, których działanie nie jest niezbędne.
§ 152. W założeniach projektowych dla układu sprężonego powietrza obsługującego
w obiekcie jądrowym urządzenie lub system istotny dla bezpieczeństwa określa się
jakość, natężenie przepływu i czystość dostarczanego powietrza.
§ 153. W obiekcie jądrowym stosuje się odpowiednie systemy oświetlenia celem
ułatwienia bezpiecznej eksploatacji we wszystkich strefach, w których prowadzi się
ruch obiektu, podczas normalnej eksploatacji i w warunkach awaryjnych, działające
także w razie awarii normalnego zasilania elektrycznego.
§ 154. W obiekcie jądrowym, odpowiednio do potrzeb, wprowadza się systemy
klimatyzacyjne, grzewcze, chłodzenia i wentylacji: w pomieszczeniach pomocniczych
i strefach obiektu, celem utrzymania wymaganych warunków środowiska dla
urządzeń i systemów istotnych dla bezpieczeństwa we wszystkich stanach obiektu.
§ 155. W obiekcie jądrowym zapewnia się odpowiednie urządzenia dźwignicowe dla
podnoszenia i opuszczania elementów ważnych dla bezpieczeństwa oraz manipulacji
z innymi elementami w pobliżu elementów ważnych dla bezpieczeństwa.
§ 156. Urządzenia dźwignicowe w obiekcie jądrowym projektuje się tak, żeby:
1) istniały środki zapobiegające podnoszeniu niedopuszczalnych lub nadmiernych
ciężarów;
2) istniały środki zapobiegające jakiemukolwiek niekontrolowanemu upuszczeniu
ciężaru, który mógłby uszkodzić elementy konstrukcji, urządzenia lub systemy
istotne dla bezpieczeństwa;
3) zapewnione było bezpieczne przemieszczanie się dźwignicy, uwzględniając układ
przestrzenny obiektu;
4) urządzenia dźwignicowe mogły być używane tylko w określonych stanach
obiektu (dzięki zastosowanym blokadom);
5) urządzenia dźwignicowe działające w strefach obiektu, w których znajdują się
elementy konstrukcji, urządzenia lub systemy istotne dla bezpieczeństwa, były
kwalifikowane na obciążenia sejsmiczne.
§ 157. W elektrowni jądrowej systemy pary świeżej, wody zasilającej i turbozespoły
projektuje się tak, żeby zapewnione było nieprzekroczenie odpowiednich granicznych

44
parametrów projektowych granicy ciśnieniowej obiegu chłodzenia reaktora podczas
normalnej eksploatacji, przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych oraz w stanach
awaryjnych.
§ 158. W projekcie systemu pary świeżej wprowadza się armaturę odcinającą o
odpowiednich charakterystykach i kwalifikowaną na warunki pracy, zdolną do
zamknięcia w określonych warunkach podczas normalnej eksploatacji,
przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych oraz w stanach awaryjnych.
§ 159. 1. Systemy pary świeżej i wody zasilającej w obiekcie jądrowym projektuje się
tak, żeby posiadały odpowiednią wydajność i zapobiegały eskalacji przewidywanych
zdarzeń eksploatacyjnych w stany awaryjne.
2. W projekcie określa się kryteria dla ochrony granicy ciśnieniowej obiegu wodno-
parowego, w tym maksymalne ciśnienie, maksymalną temperaturę i ich zmiany w
stanach przejściowych oraz naprężenia.
§ 160. Turbozespół w obiekcie jądrowym wyposaża się w odpowiednie
zabezpieczenia takie jak regulator bezpieczeństwa (ogranicznik maksymalnej
prędkości obrotowej) i zabezpieczenie przed nadmiernymi drganiami. Ponadto,
stosuje się środki techniczne celem minimalizacji ewentualnych skutków
dezintegracji turbozespołu dla konstrukcji, urządzeń lub systemów istotnych dla
bezpieczeństwa.
Dział V
Specyficzne wymagania w zakresie ochrony przed promieniowaniem

§ 161. Ochrona przed promieniowaniem w obiekcie jądrowym ukierunkowana jest na
zapobieganie wszelkim możliwym do uniknięcia narażeniom na promieniowanie oraz
na utrzymywanie narażenia niemożliwego do uniknięcia na najniższym rozsądnie
osiągalnym poziomie. Cel ten osiąga się w projekcie obiektu poprzez:
1) kompleksową identyfikację źródeł promieniowania jonizującego występujących w
obiekcie i zapewnienie utrzymania narażenia na promieniowanie od tych źródeł na
najniższym rozsądnie osiągalnym poziomie, a także utrzymanie integralności
koszulek paliwowych, oraz ograniczanie tworzenia i rozprzestrzeniania się
produktów korozji i aktywacji;
2) zapobieganie uwolnieniom oraz rozprzestrzenianiu się radionuklidów, odpadów
promieniotwórczych i skażeń;
3) odpowiedni układ przestrzenny, stosowanie odpowiednich osłon konstrukcji,
układów i urządzeń zawierających substancje promieniotwórcze oraz systemów
wentylacji, a także wydzielenie w obiekcie stref narażenia na promieniowanie
jonizujące - stosownie do oczekiwanych czasów przebywania personelu oraz
poziomów promieniowania i skażeń w stanach eksploatacyjnych (włączając
przeładunek paliwa, utrzymanie i remonty, oraz prowadzenie kontroli), oraz
poziomów promieniowania i skażeń, jakie potencjalnie mogą wystąpić w stanach
awaryjnych;
4) zaprojektowanie obiektu i urządzeń w taki sposób aby zminimalizować ilość
i czas trwania czynności pracowników w miejscach występowania narażenia na
promieniowanie oraz zmniejszyć prawdopodobieństwo skażenia pracowników
obiektu, w szczególności urządzenia wymagające częstych napraw lub ręcznego
sterowania należy lokalizować w strefach o niskich mocach dawki
promieniowania;

45
5) przetwarzanie substancji promieniotwórczych do odpowiedniej postaci i stanu w
celu ich unieszkodliwiania, przechowywania na terenie obiektu lub usunięcia z
terenu obiektu;
6) stosowanie rozwiązań zmniejszających ilość i stężenie substancji
promieniotwórczych wytwarzanych i rozpraszanych w obrębie obiektu oraz
uwalnianych do środowiska.
§ 162. Przy projektowaniu środków ochrony radiologicznej w obiekcie jądrowym w
pełni uwzględnia się potencjalne narastanie poziomów promieniowania z upływem
czasu w miejscach przebywania pracowników, a także potrzebę minimalizowania
wytwarzania substancji promieniotwórczych będących odpadami.
§ 163. W obiekcie jądrowym wprowadza się odpowiednie urządzenia do
dezaktywacji pracowników i wyposażenia technologicznego oraz do przemieszczania
odpadów promieniotwórczych powstających przy dezaktywacji.
§ 164. W obiekcie jądrowym stosuje się odpowiednie urządzenia do monitorowania
promieniowania w stanach eksploatacyjnych, podczas awarii projektowych, oraz – w
miarę praktycznych możliwości – ciężkich awarii, a w szczególności:
1) stacjonarne mierniki mocy dawki do:
a)
miejscowego monitorowania mocy dawki w miejscach rutynowego
przebywania personelu eksploatacyjnego, gdzie zmiany poziomów
promieniowania podczas normalnej eksploatacji lub przewidywanych
zdarzeń eksploatacyjnych mogą wymagać ograniczenia czasu
przebywania,
b) pomiaru ogólnego poziomu promieniowania w odpowiednich miejscach
w razie awarii projektowych oraz – w miarę praktycznych możliwości – w
przypadku ciężkich awarii
- podające w nastawni blokowej (sterowni) i nastawni rezerwowej lub innym
odpowiednim miejscu kontroli, informacje wystarczające do inicjowania w razie
potrzeby przez personel obiektu właściwych działań korygujących lub
interwencyjnych;
2) urządzenia monitorujące, mierzące aktywność substancji promieniotwórczych w
atmosferze w miejscach rutynowego przebywania pracowników, oraz tam gdzie
poziom aktywności substancji promieniotwórczych zawartych w powietrzu może
sporadycznie wymagać wprowadzenia środków ochronnych, zapewniające
sygnalizację w nastawni blokowej (sterowni) i nastawni rezerwowej, lub innych
stosownych miejscach, oraz wykrywanie wysokiego stężenia radionuklidów;
3) stacjonarne wyposażenie oraz urządzenia laboratoryjne do wyznaczania we
właściwym czasie stężeń wybranych radionuklidów w systemach przetwarzania
płynów, a także w próbkach gazów i cieczy pobranych z systemów obiektu i ze
środowiska, w stanach eksploatacyjnych i w warunkach awaryjnych;
4) stacjonarne urządzenia do monitorowania ścieków przed ich zrzutem do
środowiska;
5) przyrządy pomiarowe do pomiaru powierzchniowych skażeń
promieniotwórczych;
6) przyrządy do monitorowania dawek indywidualnych i skażeń pracowników.
§ 165. Niezależnie od monitorowania w obrębie obiektu jądrowego, stosuje się
odpowiednie rozwiązania dla oceny ewentualnego wpływu radiologicznego tego
obiektu na otoczenie, ze szczególnym uwzględnieniem:
1) dróg przenoszenia radionuklidów do ludności, włączając łańcuch pokarmowy;

46
2) ewentualnych skutków radiologicznych dla lokalnych ekosystemów;
3) potencjalnej akumulacji substancji promieniotwórczych w środowisku;
4) możliwości istnienia wszelkich nieuprawnionych dróg uwolnień.

Dział VI
Przepisy przejściowe i końcowe

§ 166. Przepisów niniejszego rozporządzenia nie stosuje się do obiektów jądrowych
eksploatowanych w dniu jego wejścia w życie.
§ 167. Rozporządzenie wchodzi w życie po upływie 14 dni od dnia ogłoszenia.



Prezes Rady Ministrów


47
Uzasadnienie



Przedstawiony projekt rozporządzenia jest wykonaniem upoważnienia
zawartego w art. 36c ust. 3 ustawy z dnia 29 listopada 2000 r. – Prawo atomowe (Dz.
U. z 2007 r. Nr 42, poz. 276, z późn. zm).
Nowelizacja ustawy Prawo atomowe związana z wdrożeniem do polskiego
prawa postanowień Dyrektywy Rady 2009/71/EURATOM określiła na poziomie
ustawowym podstawowe warunki, jakie powinien spełniać projekt obiektu jądrowego
z punktu widzenia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej, a także
bezpiecznego funkcjonowania urządzeń technicznych zainstalowanych i
eksploatowanych w obiekcie jądrowym. Niniejsze rozporządzenie uszczegóławia oraz
doprecyzowuje wymagania zasygnalizowane w ustawie.
§1 wprowadza szereg specjalistycznych pojęć związanych z zagadnieniami
bjior obiektów jądrowych. Materia ta nie była dotąd uregulowana w polskim prawie
w związku z tym zaistniała konieczność zbudowania siatki pojęciowej umożliwiającej
jednoznaczne sformułowanie wymagań bezpieczeństwa. Przy tworzeniu definicji
autorzy opierali się na międzynarodowych dokumentach opisujących ww. kwestie, a
w szczególności na:
− „Bezpieczeństwo elektrowni jądrowych: projektowanie – wymogi MAEA Nr
NS-R-1”∗
− „Glosariusz Bezpieczeństwa Międzynarodowej Agencji Energii Atomowej,
wersja z 2007 r.”.
W §2-§56 określone zostały ogólne wymagania bezpieczeństwa które muszą być
realizowane przez projekt obiektu jądrowego jako całości, a także wymagania dla
samego etapu projektowania obiektu jądrowego. Autorzy rozwinęli przedstawioną
w art. 36c ust. 1 pkt 2) ustawy koncepcję ochrony w głąb opisując wypełniane
funkcje oraz cechy poszczególnych poziomów bezpieczeństwa. Określone zostały
również wymogi dla niezwykle istotnych etapów projektowania obiektu jądrowego
jakimi są określenie funkcji bezpieczeństwa, które mają być realizowane przez
obiekt, a także katalogu postulowanych zdarzeń inicjujących mogących prowadzić
do postulowanych zdarzeń eksploatacyjnych lub warunków awaryjnych. Kolejny
zestaw przepisów określa ogólne wymogi związane z klasyfikacją,
projektowaniem, wyborem oraz funkcjonowaniem istotnych dla bezpieczeństwa
systemów oraz elementów konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego.
§57-§160 przedstawiają szczegółowe wymagania bezpieczeństwa dla
poszczególnych grup systemów oraz elementów konstrukcji i wyposażenia obiektu
jądrowego. Opierając się na strukturze zaproponowanej przez Międzynarodową
Agencję Energii Atomowej w dokumencie „NS-R-1 – Bezpieczeństwo elektrowni
jądrowych: projektowanie”* opisano kolejno wymagania dla: reaktora, paliwa
jądrowego, układu chłodzenia reaktora, układu obudowy bezpieczeństwa,
systemów pomiarów i sterowania, systemu zasilania, układów unieszkodliwiania
odpadów promieniotwórczych, urządzeń do transportu i magazynowania paliwa
jądrowego, ochrony przeciwpożarowej oraz układów wspomagających. Przepisy

∗ 2 Z uwzględnieniem zmian, których wprowadzenie jest planowane w 2011 r. przez
najnowszą wersję tego dokumentu DS-414

48