Rozporządzenie Rady Ministrówz dnia 31 sierpnia 2012 r.w sprawie zakresu i sposobu przeprowadzania analiz bezpieczeństwa przeprowadzanych przed wystąpieniem z wnioskiem o wydanie zezwolenia na budowę obiektu jądrowego, oraz zakresu wstępnego raportu bezpieczeństwa dla obiektu jądrowego 1)Niniejsze rozporządzenie dokonuje w zakresie swojej regulacji wdrożenia dyrektywy Rady 2009/71/Euratom z dnia 25 czerwca 2009 r. ustanawiającej wspólnotowe ramy bezpieczeństwa jądrowego obiektów jądrowych (Dz. Urz. UE L 172 z 02.07.2009, str. 18 oraz Dz. Urz. UE L 260 z 03.10.2009, str. 40). Spis treści Treść rozporządzenia Rozdział 1 - Przepisy ogólne Rozdział 2 - Wymagania ogólne dla analiz bezpieczeństwa Rozdział 3 - Wymagania szczegółowe dla analizy deterministycznej bezpieczeństwa Rozdział 4 - Wymagania szczegółowe dla analizy probabilistycznej bezpieczeństwa Rozdział 5 - Wymagania dotyczące zawartości wstępnego raportu bezpieczeństwa Rozdział 6 - Przepisy przejściowe i końcowe Załącznik nr 1 - Kryteria grupowania Postulowanych Zdarzeń Inicjujących (PZI) prowadzących do określonych stanów elektrowni jądrowej, według szacunkowego prawdopodobieństwa występowania PZI Załącznik nr 2 - Zakres wstępnego raportu bezpieczeństwa obiektu jądrowego Treść rozporządzenia 2)Niniejsze rozporządzenie zostało notyfikowane Komisji Europejskiej w dniu 30 kwietnia 2012 r., pod numerem 2012/278/PL, zgodnie z § 4 rozporządzenia Rady Ministrów z dnia 23 grudnia 2002 r. w sprawie sposobu funkcjonowania krajowego systemu notyfikacji norm i aktów prawnych (Dz. U. Nr 239, poz. 2039 oraz z 2004 r. Nr 65, poz. 597), które wdraża postanowienia dyrektywy 98/34/WE Parlamentu Europejskiego i Rady z dnia 22 czerwca 1998 r. ustanawiającej procedurę udzielania informacji w dziedzinie norm i przepisów technicznych oraz zasad dotyczących usług społeczeństwa informacyjnego (Dz. Urz. WE L 204 z 21.07.1998, str. 37, z późn. zm.; Dz. Urz. UE Polskie wydanie specjalne, rozdz. 13, t. 20, str. 337, z późn. zm.). Na podstawie art. 36d ust. 3 ustawy z dnia 29 listopada 2000 r. - Prawo atomowe (Dz. U. z 2012 r. poz. 264 i 908) zarządza się, co następuje: Rozdział 1 Przepisy ogólne § 1. W rozumieniu niniejszego rozporządzenia użyte określenia oznaczają: 1) analiza (metodologia) oparta na najlepszym oszacowaniu - analizę techniczną przeprowadzaną na podstawie najlepszego istniejącego stanu wiedzy o zjawiskach zachodzących w systemach i procesach technologicznych, w której, tam gdzie istnieją niepewności, unika się założeń nadmiernie zachowawczych, a niemających uzasadnienia technicznego, dającą najbardziej prawdopodobne wartości; 2) awarie projektowe kategorii 1 - awarie elektrowni jądrowej lub reaktora badawczego, o prawdopodobieństwie wystąpienia mniejszym niż raz na 100 lat pracy reaktora, lecz równym lub większym niż raz na 1000 lat pracy reaktora; 3) awarie projektowe kategorii 2 - awarie elektrowni jądrowej lub reaktora badawczego, o prawdopodobieństwie wystąpienia mniejszym niż raz na 1000 lat pracy reaktora, lecz równym lub większym niż raz na 10 000 lat pracy reaktora; 4) bariera ochronna - barierę fizyczną powstrzymującą rozprzestrze nianie się substancji promieniotwórczych; 5) fundamentalne funkcje bezpieczeństwa - funkcje bezpieczeństwa mające zasadnicze znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego obiektu jądrowego, obejmujące: a) sterowanie reaktywnością, b) odprowadzanie ciepła z reaktora, przechowalnika wypalonego paliwa jądrowego oraz magazynu świeżego paliwa jądrowego, c) osłanianie przed promieniowaniem jonizującym, zatrzymywanie substancji promieniotwórczych, ograniczanie i kontrolowanie ich uwolnień do środowiska, a także ograniczanie uwolnień awaryjnych; 6) granica ciśnieniowa obiegu chłodzenia reaktora: a) w przypadku reaktora ciśnieniowego - system fizycznie połączonych elementów ciśnieniowych wyposażenia utrzymujących chłodziwo reaktora o określonych parametrach roboczych, w szczególności zbiornik ciśnieniowy lub kanały ciśnieniowe reaktora, rurociągi lub ich elementy, oraz pompy i armatura, które tworzą obieg chłodzenia reaktora lub są połączone z obiegiem chłodzenia reaktora do następującej armatury włącznie: - najbardziej zewnętrzny zawór odcinający na rurociągu systemu przechodzącego przez pierwotną obudowę bezpieczeństwa reaktora, - drugi z dwóch zaworów na rurociągu systemu nieprzechodzącego przez pierwotną obudowę bezpieczeństwa reaktora, które podczas normalnej pracy reaktora są zamknięte, - osprzęt zabezpieczający zamontowany na elementach obiegu chłodzenia reaktora, b) w przypadku reaktora wrzącego - elementy ciśnieniowe wyposażenia od reaktora do najbardziej zewnętrznych zaworów odcinających obudowę bezpieczeństwa reaktora, zamontowanych na rurociągach pary świeżej i wody zasilającej włącznie; 7) graniczne parametry projektowe - wartości parametrów procesu technologicznego lub parametrów systemów, elementów konstrukcji lub wyposażenia obiektu jądrowego mających istotne znaczenie dla bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej, określone dla stanów eksploatacyjnych i rozpatrywanych awarii, których nieprzekroczenie zapewnia wypełnienie funkcji bezpieczeństwa oraz spełnienie kryteriów ograniczonego oddziaływania radiologicznego obiektu jądrowego, ustalonych w art. 36f ust. 2 ustawy z dnia 29 listopada 2000 r. - Prawo atomowe i § 9 rozporządzenia projektowego, potwierdzone analizami bezpieczeństwa; 8) grupa bezpieczeństwa - zestaw elementów wyposażenia przeznaczonych do wykonania działań wymaganych w przypadku wystąpienia postulowanego zdarzenia inicjującego, zwanego dalej „PZI”, w celu zapewnienia nie przekroczenia granicznych parametrów projektowych dla przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych i awarii projektowych; 9) jądrowy blok energetyczny - zespół składający się w szczególności z: jądrowego reaktora energetycznego, obiegu chłodzenia reaktora, obiegu czynnika roboczego, jednego lub większej liczby turbozespołów, tworzący wraz z systemami pomocniczymi skoordynowany system konwersji energii cieplnej paliwa jądrowego w energię elektryczną; 10) kryterium pojedynczego uszkodzenia - kryterium wymagań projektowych, którego spełnienie zapewnia, że uszkodzenie jakiegokolwiek elementu systemu, a także uszkodzenia wtórne powstałe na skutek tego uszkodzenia, nie skutkuje utratą zdolności systemu do wypełniania jego funkcji bezpieczeństwa; 11) limity (granice) bezpieczeństwa - wartości tych parametrów fizycznych i technologicznych, których przekroczenie jest niedopuszczalne i które bezpośrednio wpływają na stan barier ochronnych; 12) nastawy systemów bezpieczeństwa - wartości parametrów, przy których systemy bezpieczeństwa są automatycznie uruchamiane w razie wystąpienia przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych lub warunków awaryjnych, w celu zapobieżenia przekroczeniu limitów (granic) bezpieczeństwa; 13) obudowa bezpieczeństwa reaktora: a) w przypadku elektrowni jądrowej - pierwotną obudowę bezpieczeństwa reaktora oraz wtórną obudowę bezpieczeństwa reaktora łącznie, b) w przypadku reaktora badawczego - pierwotną obudowę bezpieczeństwa reaktora; 14) pierwotna obudowa bezpieczeństwa reaktora - szczelną konstrukcję zaprojektowaną na wytrzymanie granicznych parametrów projektowych określonych dla rozpatrywanych awarii; 15) pojedyncze uszkodzenie - uszkodzenie, które powoduje utratę zdolności systemu lub elementu wyposażenia obiektu jądrowego do wypełniania jego funkcji bezpieczeństwa, a także uszkodzenie wtórne, będące jego skutkiem; 16) rozpatrywane awarie - awarie projektowe i rozszerzone warunki projektowe; 17) rozporządzenie lokalizacyjne - rozporządzenie wydane na podstawie art. 35b ust. 4 ustawy z dnia 29 listopada 2000 r. - Prawo atomowe; 18) rozporządzenie projektowe - rozporządzenie wydane na podstawie art. 36c ust. 3 ustawy z dnia 29 listopada 2000 r. - Prawo atomowe; 19) rozszerzone warunki projektowe - zbiór sekwencji awarii poważniejszych niż awarie projektowe, przy których uwolnienia substancji promieniotwórczych mieszczą się w akceptowalnych granicach, uwzględniony w projekcie obiektu jądrowego z zastosowaniem analizy (metodologii) opartej na najlepszym oszacowaniu, obejmujący sekwencje złożone oraz ciężkie awarie bez uszkodzenia obudowy bezpieczeństwa reaktora; 20) sekwencje złożone - sekwencje zdarzeń wykraczające poza sekwencje przyjęte w deterministycznych założeniach projektowych obiektu jądrowego - w kategoriach uszkodzeń elementów wyposażenia lub błędów operatora, mogące potencjalnie prowadzić do znaczących uwolnień substancji promieniotwórczych do środowiska, które nie prowadzą do stopienia rdzenia reaktora; 21) separacja fizyczna - separację przestrzenną lub za pomocą odpowiednich barier fizycznych, albo przez połączenie obu tych metod; 22) stan bezpiecznego wyłączenia - stan obiektu jądrowego po wystąpieniu przewidywanego zdarzenia eksploatacyjnego lub warunków awaryjnych, w którym fundamentalne funkcje bezpieczeństwa są wypełniane i stabilnie utrzymywane w długim czasie, a w przypadku elektrowni jądrowej i reaktora badawczego dodatkowo reaktor jest w stanie podkrytycznym; 23) stany eksploatacyjne - normalną eksploatację i przewidywane zdarzenia eksploatacyjne; 24) stan kontrolowany - stan obiektu jądrowego po wystąpieniu przewidywanego zdarzenia eksploatacyjnego lub warunków awaryjnych, w którym jest zapewnione wypełnianie i utrzymanie fundamentalnych funkcji bezpieczeństwa przez okres dostatecznie długi dla zastosowania środków celem osiągnięcia stanu bezpiecznego wyłączenia; 25) system bezpieczeństwa - system obiektu jądrowego przeznaczony do zapobieżenia wystąpieniu lub do ograniczenia skutków przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych i warunków awaryjnych, a w przypadku elektrowni jądrowej lub reaktora badawczego także do osiągnięcia stanu bezpiecznego wyłączenia; 26) system zabezpieczeń - system monitorujący pracę obiektu jądrowego, który po wykryciu odchyleń od normalnej eksploatacji automatycznie uruchamia działania celem zapobieżenia wystąpieniu przewidywanego zdarzenia eksploatacyjnego i warunków awaryjnych; 27) ustawa - ustawę z dnia 29 listopada 2000 r. - Prawo atomowe; 28) uszkodzenie ze wspólnej przyczyny - uszkodzenie dwóch lub więcej zwielokrotnionych systemów lub elementów konstrukcji lub wyposażenia obiektu jądrowego spowodowane tym samym zdarzeniem lub tą samą przyczyną; 29) wtórna obudowa bezpieczeństwa reaktora - zewnętrzną powłokę ograniczającą przestrzeń, gdzie znajdują się lub mogą znajdować się po awarii promieniotwórcze produkty rozszczepienia, otaczającą całkowicie przepusty i armaturę odcinającą pierwotnej obudowy bezpieczeństwa reaktora, oraz przynajmniej częściowo: a) pierwotną obudowę bezpieczeństwa reaktora, b) część systemów i elementów wyposażenia obiektu jądrowego połączonych z granicą ciśnieniową obiegu chłodzenia reaktora lub z przestrzenią pierwotnej obudowy bezpieczeństwa reaktora, które w razie awarii mogą przenosić skażone płyny poza pierwotną obudowę bezpieczeństwa reaktora; 30) zwielokrotnienie (redundancja) - zastosowanie większej liczby systemów lub elementów wyposażenia niż wymaga tego funkcjonowanie obiektu jądrowego, w szczególności jego systemów bezpieczeństwa, tak, żeby uszkodzenie jakiegokolwiek z nich nie skutkowało niewypełnieniem funkcji bezpieczeństwa. Rozdział 2 Wymagania ogólne dla analiz bezpieczeństwa § 2. 1. Analizy bezpieczeństwa obejmują funkcjonowanie obiektu jądrowego w stanach eksploatacyjnych i warunkach awaryjnych. 2. Zakres analiz bezpieczeństwa pozwala na wykazanie, że zostały spełnione wymagania bezpieczeństwa ustalone w art. 36f ust. 2 ustawy oraz w § 9 i 10 rozporządzenia projektowego. 3. W analizach bezpieczeństwa obiektu jądrowego ocenia się w szczególności, czy: 1) rozwiązania projektowe obiektu jądrowego zapewniają właściwą sekwencję poziomów bezpieczeństwa; 2) obiekt jądrowy jest zdolny wytrzymać warunki fizyczne i środowiskowe, na działanie których może on zostać wystawiony, w szczególności skrajne warunki środowiska i zagrożenia zewnętrzne - naturalne i spowodowane działalnością człowieka; 3) w projekcie obiektu jądrowego zostały właściwie uwzględnione czynniki ludzkie; 4) w projekcie obiektu jądrowego zostały zidentyfikowane długookresowe mechanizmy starzenia obiektu jądrowego mogące skutkować zmniejszeniem jego niezawodności, a także czy zapewniono ich monitorowanie i przewidziano odpowiednie środki zaradcze; 5) systemy, elementy konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego zastosowane dla zapobieżenia eskalacji przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych w warunki awaryjne oraz ograniczania ich skutków, jak również awaryjne procedury eksploatacyjne i środki reagowania awaryjnego, są skuteczne w zmniejszaniu do poziomów akceptowalnych ryzyka związanego z eksploatacją obiektu jądrowego. § 3. Analizy bezpieczeństwa obejmują analizy deterministyczne oraz analizy probabilistyczne. § 4. W analizach deterministycznych określa się zachowanie się obiektu jądrowego we wstępnie założonych określonych stanach eksploatacyjnych i w warunkach awaryjnych oraz ocenia odpowiedniość jego rozwiązań projektowych - przez sprawdzenie spełnienia kryteriów i wymagań technicznych zawartych w przepisach prawa i normach technicznych. § 5. 1. Analizy deterministyczne obiektu jądrowego dla warunków projektowych opierają się na podejściu zachowawczym. 2. W analizach awarii poważniejszych niż awarie projektowe może być stosowana analiza (metodologia) oparta na najlepszym oszacowaniu. § 6. 1. Przed rozpoczęciem wykonywania analiz bezpieczeństwa dla konkretnego projektu obiektu jądrowego w określonej lokalizacji ustala się wykaz PZI. 2. Wykaz PZI przyjęty do analiz bezpieczeństwa dla konkretnego projektu obiektu jądrowego w określonej lokalizacji obejmuje PZI wewnętrzne oraz zewnętrzne i określa się go tak, żeby obejmował wszystkie prawdopodobne uszkodzenia systemów, konstrukcji obiektu oraz elementów wyposażenia obiektu jądrowego oraz błędy ludzkie, jakie mogłyby powstać podczas normalnej eksploatacji obiektu jądrowego. § 7. 1. Przy identyfikacji wewnętrznych PZI uwzględnia się: 1) różne rodzaje uszkodzeń systemów bezpieczeństwa i ich elementów oraz uszkodzenia innych systemów oraz elementów konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego, które mogą mieć wpływ na fundamentalną funkcję bezpieczeństwa lub system bezpieczeństwa; 2) różne rodzaje uszkodzeń granicy ciśnieniowej obiegu chłodzenia reaktora, w szczególności rozerwania rurociągów we wszystkich możliwych miejscach, w tym takie, które mogą wystąpić poza obudową bezpieczeństwa reaktora; 3) różne rodzaje uszkodzeń i zdarzeń mogących wystąpić podczas wszystkich trybów prowadzenia eksploatacji obiektu jądrowego; 4) zdarzenia spowodowane błędami ludzkimi, mogące doprowadzić do powstania uszkodzeń ze wspólnej przyczyny, w szczególności: nieprawidłowe lub niekompletne czynności utrzymywania i remontów, niewłaściwe nastawy aparatury sterowania i zabezpieczeń oraz błędy pracowników. 2. Przy ustalaniu zestawu wewnętrznych PZI przyjmowanych do analiz bezpieczeństwa uwzględnia się i analizuje odpowiedniość dla określonego projektu obiektu jądrowego w szczególności następujących rodzajów wewnętrznych zdarzeń inicjujących oraz wewnętrznych zdarzeń wtórnych zaistniałych na skutek tych postulowanych zdarzeń inicjujących: 1) pożary; 2) wybuchy; 3) zalania na skutek awarii systemów, elementów konstrukcji lub wyposażenia obiektu jądrowego; 4) uszkodzenia elementów ciśnieniowych, podpór lub innych elementów konstrukcji lub wyposażenia obiektu jądrowego; 5) powstawanie odłamków, w tym na skutek rozerwania wirujących elementów wyposażenia obiektu jądrowego; 6) uwolnienia płynów technologicznych z uszkodzonych systemów lub elementów wyposażenia obiektu jądrowego - w tym substancji trujących lub smarów; 7) drgania; 8) uderzenia oderwanym z jednej strony elementem rurociągu; 9) oddziaływanie strumienia wypływającego płynu, w tym efekty odrzutu; 10) zawalenie się konstrukcji obiektu jądrowego lub jej elementu, a także upadek takiego elementu konstrukcji lub wyposażenia obiektu; 11) zakłócenia elektromagnetyczne. § 8. Przy ustalaniu zestawu zewnętrznych PZI przyjmowanych do analiz bezpieczeństwa uwzględnia się i analizuje odpowiedniość dla określonego projektu obiektu jądrowego w szczególności następujących rodzajów zewnętrznych zdarzeń inicjujących oraz zdarzeń wtórnych zaistniałych na skutek tych postulowanych zdarzeń inicjujących: 1) naturalnych: a) wstrząsy sejsmiczne i aktywność uskokową, b) zagrożenia geologiczno-inżynierskie i hydrogeologiczne, w tym: - niestabilność zboczy lub skarp, - ryzyko wystąpienia w gruntach procesów niekorzystnych dla posadawiania obiektu jądrowego, w szczególności upłynnienia, pęcznienia i zapadowości, - zmiany warunków gruntowych przy obciążeniach statycznych i dynamicznych, z uwzględnieniem zjawisk sejsmicznych, - stan i właściwości chemiczne wód podziemnych (ewentualna agresywność w stosunku do materiałów konstrukcyjnych, w szczególności betonu i stali zbrojeniowej), c) zagrożenia hydrologiczne i meteorologiczne, w tym: - skrajne wartości parametrów meteorologicznych, w szczególności maksymalna prędkość wiatru, maksymalne dobowe wartości opadów atmosferycznych (deszczu, śniegu), skrajne temperatury powietrza, - niebezpieczne zjawiska meteorologiczne, w tym wyładowania atmosferyczne i trąby powietrzne, - zagrożenia powodziowe lub podtopienia terenu obiektu spowodowane opadami i innymi naturalnymi przyczynami, d) inne zdarzenia zewnętrzne, w szczególności skrajne temperatury wody chłodzącej, zubożenie zasobów wodnych akwenu chłodzącego z przyczyn naturalnych, susza, zablokowanie przepływu w rzece, nadmierny rozrost organizmów wodnych, zjawiska lodowe mogące spowodować zablokowanie ujęcia wody lub zakłócenie funkcjonowania zamkniętego obiegu chłodzenia obiektu jądrowego; 2) będących skutkiem działalności człowieka: a) uderzenia w obiekt jądrowy samolotów, włączając, w przypadku elektrowni jądrowej, duże samoloty cywilne, w tym - skutki bezpośredniego uderzenia samolotu w obiekt jądrowy w postaci pożaru i wybuchu, b) akty terrorystyczne i sabotażu, c) wybuchy chemiczne przy przetwarzaniu, transporcie, przeładunku i magazynowaniu chemikaliów mogących wybuchnąć lub wytworzyć chmury gazów, które mogą ulegać gwałtownemu spalaniu lub detonacji, d) uszkodzenia urządzeń wodnych w rozumieniu prawa wodnego, i ich części, lub zagrożenia wywołane ich nieprawidłową eksploatacją, e) inne zdarzenia, w szczególności: - uwolnienie substancji palnych, wybuchowych, duszących, trujących, korozyjnych lub radioaktywnych, - wybuchy instalacji przemysłowych mogące generować odłamki, - pożary, w szczególności lasów, torfowisk, roślinności, składów węgla i paliw węglowodorowych o małej lotności, drewna, tworzyw sztucznych, - uderzenie statku jako potencjalne zagrożenie dla konstrukcji ujęcia wody, - zakłócenia elektromagnetyczne i prądy wirowe, - zatkanie wlotów i wylotów powietrza lub zablokowanie ujęć i zrzutów wody przez rumosz, - rozlewy i pożary oleju, - zubożenie zasobów wodnych akwenu chłodzącego, - wstrząsy sejsmiczne indukowane działalnością górniczą. § 9. 1. Zestaw PZI wybranych do analiz bezpieczeństwa dla konkretnego projektu 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 jądrowych; 3) analizę doświadczeń eksploatacyjnych z podobnych obiektów. 2. Dla wszystkich PZI określa się oczekiwaną częstość ich występowania. § 10. PZI dla konkretnego projektu obiektu jądrowego w określonej lokalizacji grupuje się według ich rodzajów i dla każdej z grup wybiera się do szczegółowych analiz awarii przypadki graniczne, które powodują największe zagrożenie dla fundamentalnych funkcji bezpieczeństwa. Prawidłowość pogrupowania i wyboru granicznych zdarzeń inicjujących potwierdza się poprzez analizę bezpieczeństwa. § 11. 1. Zestaw PZI wstępnie przyjęty do analiz bezpieczeństwa dla konkretnego projektu obiektu jądrowego w określonej lokalizacji w szczególności: 1) uwz