Rozporządzenie Ministra Rozwojuz dnia 20 maja 2016 r.w sprawie warunków technicznych dozoru technicznego dla urządzeń technicznych lub urządzeń podlegających dozorowi technicznemu w elektrowni jądrowej 1)Minister Rozwoju kieruje działem administracji rządowej - gospodarka, na podstawie § 1 ust. 2 pkt 1 rozporządzenia Prezesa Rady Ministrów z dnia 17 listopada 2015 r. w sprawie szczegółowego zakresu działania Ministra Rozwoju (Dz. U. poz. 1895). Spis treści Treść rozporządzenia Rozdział 1 - Przepisy ogólne Rozdział 2 - Ogólne wymagania techniczne Rozdział 3 - Materiały i elementy stosowane do wytwarzania, naprawy lub modernizacji urządzeń Ej Rozdział 4 - Projektowanie Rozdział 5 - wytwarzanie Rozdział 6 - Osprzęt Rozdział 7 - Oznaczenia Rozdział 8 - Dokumentacja techniczna Rozdział 9 - Eksploatacja, naprawy i modernizacje Rozdział 10 - Likwidacja Rozdział 11 - Zakres i rodzaje czynności dozoru technicznego Rozdział 12 - Przepis końcowy Załącznik nr 1 - Minimalny wymagany zakres badań, nadzoru i kontroli stanu technicznego urządzeń EJ Załącznik nr 2 - Dopuszczalne poziomy zanieczyszczeń w materiałach niemetalowych przeznaczonych do stosowania w urządzeniach EJ i wewnątrz systemu obudów bezpieczeństwa reaktorów Treść rozporządzenia 2)Niniejsze rozporządzenie zostało notyfikowane Komisji Europejskiej w dniu 6 sierpnia 2015 r. pod numerem 2015/0467/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. poz. 2039 oraz z 2004 r. poz. 597), które wdraża dyrektywę UE 2015/1535 Parlamentu Europejskiego i Rady z dnia 9 września 2015 r. ustanawiającą procedurę udzielania informacji w dziedzinie przepisów technicznych oraz zasad dotyczących usług społeczeństwa informacyjnego (ujednolicenie) (Dz. Urz. UE L 241 z 17.09.2015, str. 1). Na podstawie art. 8 ust. 5a ustawy z dnia 21 grudnia 2000 r. o dozorze technicznym (Dz. U. z 2015 r. poz. 1125) zarządza się, co następuje: Rozdział 1 Przepisy ogólne § 1. Rozporządzenie określa warunki techniczne dozoru technicznego w zakresie: 1) projektowania, 2) materiałów i elementów stosowanych do wytwarzania, naprawy lub modernizacji, 3) wytwarzania, 4) eksploatacji, 5) naprawy i modernizacji, 6) likwidacji - dla urządzeń technicznych lub urządzeń, o których mowa w przepisach wydanych na podstawie art. 5 ust. 4 ustawy z dnia 21 grudnia 2000 r. o dozorze technicznym, podlegających dozorowi technicznemu w elektrowni jądrowej, zwanych dalej „urządzeniami EJ”. § 2. Użyte w rozporządzeniu określenia oznaczają: 1) dokumenty odniesienia - akty prawne, dokumenty normalizacyjne, specyfikacje techniczne oraz procedury i instrukcje techniczne dotyczące bezpiecznego funkcjonowania urządzeń EJ; 2) obieg chłodzenia reaktora - system urządzeń i elementów ciśnieniowych połączonych bezpośrednio ze zbiornikiem ciśnieniowym reaktora lub z kanałami ciśnieniowymi reaktora wraz ze zbiornikiem ciśnieniowym reaktora lub kanałami ciśnieniowymi reaktora oraz odcinkami rurociągów przyłączonych systemów pomocniczych, o średnicy wewnętrznej nie mniejszej niż 25 mm, do drugiego zaworu odcinającego włącznie oraz z osprzętem zabezpieczającym, przeznaczony do odprowadzania ciepła z reaktora; 3) osprzęt ciśnieniowy - urządzenia posiadające powłoki ciśnieniowe wraz z elementami ruchomymi, napędami i systemami sterowania, wykonujące funkcje eksploatacyjne; 4) osprzęt zabezpieczający - urządzenia przeznaczone do zabezpieczenia przed przekroczeniem parametrów dopuszczalnych dla urządzeń ciśnieniowych, niskociśnieniowych i bezciśnieniowych; 5) połączenia nierozłączne - połączenia, które można rozłączyć tylko przy zastosowaniu metod niszczących; 6) układ zabezpieczający - układ zawierający urządzenia i obwody, w szczególności czujniki, przetworniki, elementy logiczne, wykonawczy osprzęt zabezpieczający oraz urządzenia sygnalizacyjne i alarmowe, niezbędne do realizacji przypisanych mu funkcji zabezpieczających urządzenie ciśnieniowe, niskociśnieniowe lub bezciśnieniowe przed przekroczeniem dopuszczalnych parametrów; 7) urządzenia ciśnieniowe - zbiorniki ciśnieniowe, rurociągi, osprzęt zabezpieczający i osprzęt ciśnieniowy, których najwyższe dopuszczalne nadciśnienie bez uwzględnienia ciśnienia hydrostatycznego przekracza 0,5 bara, wraz z elementami zamocowanymi do części ciśnieniowej, w szczególności podpory, uchwyty transportowe; 8) UTB - urządzenia transportu bliskiego, o których mowa w przepisach rozporządzenia wydanego na podstawie art. 5 ust. 4 ustawy z dnia 21 grudnia 2000 r. o dozorze technicznym; 9) zbiornik bezciśnieniowy - zbiornik w rozumieniu przepisów wydanych na podstawie art. 8 ust. 4 ustawy z dnia 21 grudnia 2000 r. o dozorze technicznym; 10) zbiornik ciśnieniowy - zbiornik podlegający nadciśnieniu wewnętrznemu większemu niż 0,5 bara; 11) zbiornik niskociśnieniowy - zbiornik w rozumieniu przepisów wydanych na podstawie art. 8 ust. 4 ustawy z dnia 21 grudnia 2000 r. o dozorze technicznym. Rozdział 2 Ogólne wymagania techniczne § 3. Podstawą zróżnicowania warunków technicznych, o których mowa w § 1, dla urządzeń EJ jest klasyfikacja bezpieczeństwa, o której mowa w art. 36j ustawy z dnia 29 listopada 2000 r. - Prawo atomowe (Dz. U. z 2014 r. poz. 1512, z 2015 r. poz. 1505 i 1893 oraz z 2016 r. poz. 266), zwanej dalej „ustawą - Prawo atomowe”. § 4. 1. Do urządzeń EJ należących do odpowiedniej klasy bezpieczeństwa stosuje się wymagania techniczne określone w dokumentach odniesienia mających zastosowanie do tych urządzeń, o ile przepisy rozporządzenia nie stanowią inaczej. 2. Do urządzeń EJ, dla których nie określono klasy bezpieczeństwa, stosuje się wymagania zawarte w normach technicznych właściwych dla danych urządzeń oraz w innych specyfikacjach technicznych dotyczących wymagań projektowych, o ile przepisy niniejszego rozporządzenia nie stanowią inaczej. § 5. 1. Podmiot wykonujący działalność, polegającą na projektowaniu, wytwarzaniu, budowie, rozruchu, eksploatacji, naprawie, modernizacji lub likwidacji urządzeń EJ w ramach dokumentacji niezbędnej do objęcia dozorem technicznym urządzeń EJ, sporządza plan zapewnienia bezpiecznego funkcjonowania urządzeń EJ. 2. Plan zapewnienia bezpiecznego funkcjonowania urządzeń EJ zawiera informacje o sposobie, w jaki podmiot, o którym mowa w ust. 1, realizuje swoje działania, biorąc pod uwagę zapewnienie odpowiedniego poziomu bezpiecznego funkcjonowania urządzeń EJ, oraz zawiera, w zależności od rodzaju działalności, w szczególności: 1) proponowany zakres dozoru technicznego nad poszczególnymi urządzeniami EJ, zgodnie z parametrami pracy, warunkami eksploatacji oraz innymi wymaganiami, które są odpowiednie dla zapewnienia bezpiecznego funkcjonowania urządzeń EJ; 2) plan kontroli i badań technicznych urządzeń EJ, który: a) określa terminy okresowych kontroli i badań technicznych w okresie eksploatacji elektrowni jądrowej, przeprowadzanych w regularnych odstępach czasu, jednak nie dłuższych niż 10 lat, b) przewiduje krótsze terminy przeprowadzenia okresowych kontroli i badań technicznych w początkowych latach eksploatacji elektrowni jądrowej, zależne od prawdopodobieństwa wystąpienia i charakterystyki określonych uszkodzeń lub awarii urządzeń EJ, z możliwością ich wydłużania przy uwzględnieniu doświadczeń eksploatacyjnych; 3) określenie zastosowanych dokumentów odniesienia, z którymi powinna być zapewniona zgodność poprzez wdrożenie odpowiednich procedur; 4) wskazanie trybu przekazywania Prezesowi Urzędu Dozoru Technicznego, zwanego dalej „Prezesem UDT”, informacji, o których mowa w art. 37c ust. 1 pkt 4 ustawy - Prawo atomowe; 5) określenie częstotliwości i zakresu konserwacji urządzeń EJ; 6) program utrzymania i remontów urządzeń EJ; 7) określenie rodzajów urządzeń ciśnieniowych, dla których jest wymagane prowadzenie rejestracji parametrów pracy; 8) wskazanie miejsc lub punktów, dla których są wymagane kontrole; 9) określenie wymagań w zakresie pozyskiwania informacji dotyczących warunków eksploatacji urządzeń EJ; 10) odniesienia do innych dokumentów właściwych dla programu jakości; 11) szczegółowe wytyczne w zakresie przeprowadzania kontroli stanu technicznego urządzeń EJ, w tym terminy czynności wykonywanych w obecności inspektora Urzędu Dozoru Technicznego, zwanego dalej „inspektorem UDT”. § 6. Do urządzeń technicznych zainstalowanych i eksploatowanych w elektrowni jądrowej, ale niemających znaczenia dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej, stosuje się warunki techniczne określone w przepisach wydanych na podstawie art. 8 ust. 4 ustawy z dnia 21 grudnia 2000 r. o dozorze technicznym lub ustalone z Prezesem UDT w trybie art. 8 ust. 6 tej ustawy. Rozdział 3 Materiały i elementy stosowane do wytwarzania, naprawy lub modernizacji urządzeń Ej § 7. 1. Materiały i elementy stosowane do wytwarzania, naprawy lub modernizacji urządzeń EJ przyporządkowanych do odpowiednich klas bezpieczeństwa dobiera się, wytwarza i bada w szczególności zgodnie z wymaganiami określonymi w rozporządzeniu Rady Ministrów z dnia 31 sierpnia 2012 r. w sprawie wymagań bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej, jakie ma uwzględniać projekt obiektu jądrowego (Dz. U. poz. 1048), zwanym dalej „rozporządzeniem projektowym”, oraz z wymaganiami określonymi w innych dokumentach odniesienia, wskazanych przez projektanta w dokumentacji projektowej. 2. Stosowanie rozwiązań odmiennych od rozwiązań opartych na szczegółowych wymaganiach określonych w dokumentach odniesienia, innych niż obowiązujące akty prawne, jest dopuszczalne pod warunkiem wykazania w dokumentacji projektowej, że zostanie zapewniony ten sam lub wyższy poziom bezpiecznego funkcjonowania urządzeń EJ. § 8. 1. Specyfikacja techniczna materiału lub elementu zawiera w szczególności informacje dotyczące: 1) metody wytwarzania ze wskazaniem procesu metalurgicznego i rodzaju półwyrobu; 2) stanu obróbki cieplnej wyrobu hutniczego; 3) stanu powierzchni wyrobu; 4) składu chemicznego z podaniem wyników analizy wytopowej i wartości odchyłki dla analizy kontrolnej; 5) właściwości mechanicznych i technologicznych dotyczących w szczególności: a) właściwości wytrzymałościowych określonych metodami statycznymi i dynamicznymi w temperaturze otoczenia, b) udarności w określonych temperaturach, c) właściwości wytrzymałościowych określonych metodami statycznymi i dynamicznymi w podwyższonych temperaturach, d) właściwości technologicznych, w powiązaniu z docelowym zastosowaniem wyrobu, z podaniem wyników odpowiednich prób, w szczególności próby zginania, próby pierścieniowej i próby rozciągania w kierunku poprzecznym; 6) innych właściwości wymaganych dla przyszłego zastosowania, w szczególności wyników badań: a) odporności na korozję międzykrystaliczną, b) udarności po sztucznym starzeniu, c) szczelności rur, odlewów i odkuwek; 7) kryteriów akceptacji dla niezgodności powierzchniowych i wewnętrznych; 8) wymiarów, kształtu, masy i odnośnych odchyłek; 9) kontroli i badań, zawartych w zestawieniu obejmującym wymagania dla badań, określających w szczególności: a) rodzaje i liczbę elementów próbnych, b) liczbę próbek reprezentatywnych, pobieranych z elementów próbnych i wykonywanych z nich próbek do badań, c) położenie i ukierunkowanie próbek do badań w próbkach reprezentatywnych, d) numery referencyjnych norm badania, e) kryteria akceptacji, f) przesłanki przeprowadzenia i zakres badań powtórnych, g) ewentualne dodatkowe wymagania w zakresie warunków badań; 10) znakowania zapewniającego identyfikowalność wyrobów z dokumentami kontroli; 11) wymaganych dokumentów kontroli i ich zawartości; 12) zaleceń dotyczących przeróbki plastycznej i spawania z późniejszą obróbką cieplną. 2. Materiały i elementy zastosowane w urządzeniach EJ dostarcza się wraz z dokumentami kontroli wskazanymi w: 1) dokumentach odniesienia; 2) dokumentacji konstrukcyjno-technicznej urządzenia EJ; 3) dokumentacji projektowej elektrowni jądrowej. § 9. 1. Do wytwarzania, naprawy lub modernizacji urządzeń EJ stosuje się materiały sprawdzone w praktyce w elektrowniach jądrowych takiego samego lub podobnego typu lub za pomocą prób, badań oraz analiz. 2. Za materiały odpowiadające materiałom sprawdzonym w praktyce uważa się materiały o tym samym nominalnym składzie chemicznym i fazowym, poddane takim samym kolejnym operacjom wytwarzania jak materiały sprawdzone w praktyce. 3. Zastosowanie nowego materiału, opracowanego specjalnie w celu wykorzystania do wytworzenia urządzenia EJ, dopuszcza się w przypadku, gdy: 1) jest to uzasadnione koniecznością rozwiązania zaistniałego problemu wiążącego się ze stosowaniem dotychczas znanych materiałów; 2) jego zastosowanie przyniesie korzyści, w szczególności zmniejszy narażenie pracowników na promieniowanie jonizujące lub zwiększy odporność na przewidywane procesy degradacyjne; 3) nowy materiał został poddany badaniom kwalifikacyjnym w warunkach odpowiadających specyficznym warunkom zastosowania w określonej elektrowni jądrowej, w szczególności sprawdzającym wielkości maksymalnych naprężeń i odkształceń, warunki miejscowego reżimu wodno-chemicznego, odporność na korozję oraz warunki radiacyjne i termiczne środowiska pracy. § 10. 1. Rodzaje i gatunki materiałów metalowych, stosowanych do wytwarzania, naprawy lub modernizacji urządzeń EJ, dobiera się w zależności od warunków projektowych, z uwzględnieniem realizowanych funkcji bezpieczeństwa. 2. Przy doborze materiałów, o których mowa w ust. 1, uwzględnia się w szczególności ich: 1) własności mechaniczne, w tym parametry wytrzymałościowe, odporność na pękanie, ciągliwość, odporność na pełzanie i zmęczenie; 2) właściwości technologiczne, w szczególności kowalność i spawalność; 3) odporność na degradację materiału w procesach erozji, korozji i starzenia oraz podatność na dekontaminację. 3. Przy doborze materiałów, o których mowa w ust. 1, ogranicza się stosowanie: 1) różnych materiałów w tym samym urządzeniu EJ; 2) staliw w urządzeniach EJ narażonych na proces zmęczenia wskutek zmian temperatury; 3) stali stopowych o wysokiej wytrzymałości w urządzeniach EJ składających się na system obudowy bezpieczeństwa reaktora i w konstrukcjach wsporczych. 4. Do wytwarzania, naprawy lub modernizacji urządzeń EJ jest niedopuszczalne stosowanie: 1) stali węglowych przeznaczonych do wytworzenia elementów urządzeń EJ mających kontakt z silnie skażonymi promieniotwórczo czynnikami roboczymi lub z substancjami promieniotwórczymi; 2) materiałów, dla których nie istnieje sprawdzony w praktyce eksploatacyjnej proces dekontaminacji. 5. Przy doborze materiałów, o których mowa w ust. 1, przeznaczonych do wytwarzania, naprawy lub modernizacji urządzeń EJ składających się na obieg chłodzenia reaktora, jest niedopuszczalne stosowanie staliw austenityczno-ferrytycznych, chyba że jest to technicznie uzasadnione. § 11. Do wytwarzania, naprawy lub modernizacji urządzeń EJ mających styczność z płynami promieniotwórczymi stosuje się materiały metalowe o wysokiej odporności na: 1) korozję w warunkach eksploatacyjnych; 2) szkodliwe działanie chemiczne płynu; 3) działanie ścierne zawiesin w warunkach eksploatacyjnych. § 12. 1. Do wytwarzania, naprawy lub modernizacji urządzeń EJ mających styczność z chłodziwem reaktora stosuje się materiały metalowe spełniające wymagania określone w § 11 oraz: 1) wykazujące wysoką odporność na procesy degradacji, w szczególności starzenie termiczne, wzrost kruchości i zmęczenie materiału - w przypadku przeznaczenia do wytworzenia elementów składowych reaktora i elementów wewnątrzzbiornikowych reaktora; 2) niezawierające kobaltu; 3) o ograniczonej zawartości niklu. 2. Przepisu ust. 1 pkt 2 nie stosuje się w przypadku, gdy zastosowanie materiałów metalowych zawierających kobalt: 1) następuje w ograniczonym zakresie oraz 2) jest rozwiązaniem koniecznym, sprawdzonym i odpowiednim. 3. Do wytwarzania, naprawy lub modernizacji urządzeń EJ mających styczność z chłodziwem reaktora jest niedopuszczalne stosowanie materiałów metalowych, które podczas eksploatacji mogłyby uwolnić do chłodziwa reaktora: ołów, rtęć, fosfor, cynk, kadm, cynę, antymon, bizmut, arsen, miedź, srebro lub metale ziem rzadkich. § 13. 1. Do wytwarzania, naprawy lub modernizacji urządzeń EJ, składających się na granicę ciśnieniową obiegu chłodzenia reaktora, stosuje się materiały metalowe spełniające wymagania określone w § 11 i § 12 oraz wykazujące: 1) akceptowalnie niski spadek ciągliwości pod wpływem napromieniowania oraz w wyniku oddziaływania wodoru rozpuszczonego w chłodziwie reaktora w warunkach eksploatacyjnych, 2) odporność na zmęczenie wskutek cyklicznych zmian temperatury i ciśnienia - określone w dokumentach odniesienia. 2. Przez granicę ciśnieniową obiegu chłodzenia reaktora, o której mowa w ust. 1, rozumie się: 1) 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, osprzęt zabezpieczający i osprzęt ciśnieniowy, które tworzą obieg chłodzenia reaktora lub są połączone z obiegiem chłodzenia reaktora do następującego osprzętu ciśnieniowego włącznie: a) najbardziej zewnętrzny zawór odcinający na rurociągu systemu przechodzącego przez pierwotną obudowę bezpieczeństwa reaktora, b) drugi z dwóch zaworów odcinających na rurociągu systemu nieprzechodzącego przez pierwotną obudowę bezpieczeństwa reaktora, które są zamknięte podczas normalnej pracy reaktora; 2) 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. 3. W przypadku materiałów metalowych wytworzonych ze staliw austenitycznych nierdzewnych, przeznaczonych do wykonywania połączeń nierozłącznych, kontroluje się zawartość ferrytu delta. 4. Odlewy materiałów metalowych wytworzonych ze staliw nierdzewnych, których badania ultradźwiękowe są utrudnione, poddaje się ocenie odporności na kruchość termiczną. 5. Obieg chłodzenia reaktora projektuje się z zastosowaniem zasady „przeciek przed rozerwaniem”, stosując materiały metalowe spełniające wymagania wynikające z kryterium wykluczenia katastroficznych rozerwań tego obiegu. § 14. 1. Przy doborze materiałów metalowych przeznaczonych do wytwarzania, naprawy lub modernizacji elementów reaktora podlegających napromieniowaniu wysokim strumieniem neutronów uwzględnia się: 1) wzrost kruchości metalu, w tym pękanie korozyjne naprężeniowe intensyfikowane napromieniowaniem; 2) „puchnięcie” metalu; 3) aktywację materiału neutronami; 4) pełzanie materiału. 2. W przypadku elementów reaktora, o których mowa w ust. 1, zawartość fosforu, miedzi, niklu, siarki i wanadu w stosowanej stali określają dokumenty odniesienia. § 15. 1. W przypadku materiałów przeznaczonych do wytwarzania, naprawy lub modernizacji urządzeń EJ mających styczność z wodą zasilającą, parą lub z kondensatem: 1) nie stosuje się stopów miedzi; 2) do ich wykonania używa się stali niskostopowych o zawartości chromu wynoszącej nie mniej niż 0,5%. 2. W przypadku systemów wody zasilającej i pary świeżej, projektowanych z zastosowaniem zasady „przeciek przed rozerwaniem”, stosuje się wymagania określone w ust. 1, przy czym materiały dobiera się z uwzględnieniem zasad mechaniki pękania, w sposób zapewniający, że wykonane z nich rurociągi spełniają wymagania wynikające z kryterium zapobieżenia ich nagłym rozerwaniom. § 16. Do wytwarzania, naprawy lub modernizacji urządzeń EJ stosowanych w warunkach środowiska pracy, w którym występuje promieniowanie jonizujące, stosuje się materiały metalowe: 1) zachowujące określoną charakterystykę przez cały okres eksploatacji urządzenia EJ; 2) odporne na skrajne warunki otoczenia, przewidywane w czasie eksploatacji, w szczególności wilgotność, temperaturę, występowanie pary lub wody; 3) o zmniejszonej podatności na kontaminację i zwiększonej podatności