Prawdy i mity nt. Elektrowni Jądrowej Żarnowiec

Przepisy i rekomendacje krajowych organów
regulacyjnych oraz organizacji
międzynarodowych związane z wymaganiami
bezpieczeństwa i licencjonowaniem
dostaw, usług i produkcji urządzeń
dla energetyki jądrowej
„Program Polskiej Energetyki Jądrowej. Nowe perspektywy dla
wielkopolskich przedsiębiorców.”
Poznań, 2 września 2011 r.
mgr inż. Władysław Kiełbasa - Hydroenergo
Hierarchia przepisów, wymagań i norm dla
energetyki jądrowej wg. „dokumentu EUR”
•
Prawo atomowe
+ rozporządzenia
RM / MG
+ wytyczne
dozorowe
•
„Dokument EUR”
(wymagania
europejskiego
przemysłu
jądrowego)
•
Przepisy i normy
„jądrowe”
dot. procesów
technologicznych
EJ
•
Przepisy i normy
„jądrowe”
dot. wyposażenia
EJ (konstrukcje,
urządzenia, układy
i systemy)
•
Konwencjonalne
przepisy i normy
Hierarchia amerykańskich przepisów,
wymagań i norm dla energetyki jądrowej
obligatoryjne
Atomic Energy Act
US NRC
Code of Federal Regulations
(10CFR50)
US NRC
wytyczne dozorowe
Normy jądrowe
Nuclear Codes & Standards: ANSI/ANS, ASME, ASTM, IEEE
normy
konwencjonalne
Conventional standards & best practices
Przeznaczenie oraz zawartość przepisów i wymagań
dla EJ na poszczególnych poziomach
•
Ustawa Prawo atomowe i akty wykonawcze (rozporządzenia RM, MG lub MŚ)
–
–
–
–
•
Wytyczne Dozoru Jądrowego (wytyczne techniczno-organizacyjne Prezesa PAA)
–
–
•
Szczegółowe wymagania techniczne dla projektu, konstrukcji, urządzeń i systemów EJ
Źródło wymagań technicznych dla kontraktów na projektowanie, dostawy i roboty budowlano-montażowe
Jądrowe przepisy i normy projektowania, budowy i eksploatacji konstrukcji, urządzeń
i systemów EJ
–
–
•
Nie są obligatoryjne  podają zalecane przez DJ sposoby spełnienia obligatoryjnych wymagań
przepisów ustawy i odpowiednich rozporządzeń
Np. wymagania szczegółowe dla projektu EJ z reaktorem lekkowodnym (projekt)
Wymagania przemysłu jądrowego (europejskiego: „EUR”, amerykańskiego: „URD” – EPRI)
dla EJ z reaktorami lekkowodnymi generacji III i III+
–
–
•
Przepisy obligatoryjne  określają co musi być spełnione
Neutralne w stosunku do różnych technologii EJ
Ogólne wymagania techniczno-organizacyjne
Nieliczne syntetyczne kryteria bezpieczeństwa jądrowego i podstawowe wymagania projektowe
specyficzne dla określonej technologii EJ i kraju jej pochodzenia (jakkolwiek stosowane są także normy
międzynarodowe: ISO, IEC)
dotyczą elementów EJ istotnych dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego (zaklasyfikowanych do klas
bezpieczeństwa)
Konwencjonalne (ogólno-przemysłowe) normy techniczne
–
Stosowane do elementów EJ nie mających wpływu na bezpieczeństwo jądrowe
Status i rola międzynarodowych wymagań
i standardów bezpieczeństwa EJ
• Każde państwo jest suwerenne w zakresie nadzoru działalności
związanej z pokojowym wykorzystaniem energii atomowej, w tym
energetyki jądrowej
– Przy wykonywaniu tego nadzoru (w tym opracowywaniu krajowych przepisów)
może korzystać z międzynarodowych wymagań i standardów bezpieczeństwa
(MAEA, WENRA, UE – EURATOM, ISO, IEC)
• Dokumenty Międzynarodowej Agencji Energii Atomowej (MAEA):
– Nie obowiązujące wytyczne i zalecenia, stanowiące źródło wymagań bardzo
przydatnych do opracowania przepisów krajowych
• za wyjątkiem wymagań dotyczących:
– zabezpieczeń materiałów jądrowych (zobowiązania Traktatu o Nieproliferacji Broni Jądrowej)
– bezpieczeństwa transportu materiałów jądrowych i innych substancji promieniotwórczych
– zobowiązań wynikających z konwencji międzynarodowych zawartych pod auspicjami MAEA
– Normy bezpieczeństwa jądrowego (Nuclear Safety Standards) zawierają
zasadniczo (z nielicznymi wyjątkami) wymagania jakościowe
• ustanawianie konkretnych kryteriów należy do kompetencji krajowych organów
dozorowych
Wymagania i zalecenia dotyczące bezpieczeństwa EJ: normy
bezpieczeństwa MAEA (IAEA Safety Standards)
– nowa struktura dokumentów (w trakcie zmian)
Fundamentalne zasady bezpieczeństwa
Generalne wymagania bezpieczeństwa
Specyficzne wymagania bezpieczeństwa
Generalne wytyczne bezpieczeństwa
Specyficzne wytyczne bezpieczeństwa
Wymagania i zalecenia dotyczące bezpieczeństwa EJ –
normy bezpieczeństwa MAEA (IAEA Safety Standards)
Wymagania i zalecenia dotyczące bezpieczeństwa EJ –
normy bezpieczeństwa MAEA (IAEA Safety Standards)
Tu najważniejsze dla nas są normy dotyczące projektowania:
• Safety of Nuclear Power Plants: Design. Requirements. No.
NS-R-1 (2000). + ostateczna wersja (01.06.2011) projektu
nowelizacji tego dokumentu DS414 (SSR 2/1)
• Niektóre wytyczne (Specific Safety Guides)
– w szczególności dot. klasyfikacji bezpieczeństwa – projekt w
opracowaniu DS367: Safety Classification of Structures, Systems
and Components in Nuclear Power Plants (aktualnie - sierpień 2011r.
- brak międzynarodowego konsensusu, trwa dyskusja)
Ustawa Prawo atomowe - podstawowe wymagania
bezpieczeństwa (nowelizacja z 13.05.2011r., Dz. U. Nr 132, poz. 766)
•
Art. 4 ust. 1, pkt 2 i 3: Wymóg uzyskiwania zezwoleń Prezesa PAA na:
– budowę, rozruch, eksploatację i likwidację obiektów jądrowych
– budowę, eksploatację, zamknięcie i likwidację składowisk odpadów promieniotwórczych
•
Art. 36c ust. 2: W przypadku awarii ze stopniem rdzenia reaktora rozwiązanie
projektowe obiektu jądrowego muszą „z max prawdopodobieństwem” zapobiec
sekwencjom zdarzeń prowadzącym do
– wczesnych uwolnień substancji promieniotwórczych
– dużych uwolnień substancji promieniotwórczych
•
Art. 36f ust. 2: Roczne dawki skuteczne promieniowania poza granicą terenu
ograniczonego użytkowania wokół obiektu jądrowego nie mogą przekroczyć:
– w stanach eksploatacyjnych: 0,3 mSv
– w razie awarii bez stopienia rdzenia: 10 mSv
•
Art. 36j: Wymóg dokonania klasyfikacji bezpieczeństwa systemów oraz elementów
konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego mających istotne znaczenie dla
bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej
 dokumentację dot. klasyfikacji bezpieczeństwa przedkłada się Prezesowi PAA
wraz z wnioskiem o wydanie zezwolenia na budowę obiektu jądrowego
Najważniejsze akty wykonawcze do Prawa atomowego,
określające wymagania bezpieczeństwa:
projekty rozporządzeń RM lub MG „w sprawie…”
•
„Lokalizacyjne” (RM): zakresu przeprowadzania oceny terenu przeznaczonego pod
lokalizację obiektu jądrowego, oraz w sprawie wymagań dotyczących raportu lokalizacyjnego
dla obiektu jądrowego
•
„Projektowe” (RM): wymagań bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej jakie ma
uwzględniać projekt obiektu jądrowego
•
„Analiz bezpieczeństwa” (RM): 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
•
„Eksploatacyjne” (RM): wymagań dotyczących rozruchu i eksploatacji obiektów jądrowych
•
„Likwidacyjne” (RM): wymagań bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej dla etapu
likwidacji obiektów jądrowych oraz zawartości raportu z likwidacji obiektu jądrowego
•
„UDT - zakres” (RM): rodzajów urządzeń technicznych lub urządzeń mogących stwarzać inne
niż określone w art. 4 pkt 1 ustawy o dozorze technicznym zagrożenia dla życia lub zdrowia
ludzkiego oraz mienia i środowiska, podlegające dozorowi technicznemu w elektrowni jądrowej
•
„UDT - warunki dozoru” (MG): warunków technicznych dozoru technicznego, jakim powinny
odpowiadać urządzenia ciśnieniowe i bezciśnieniowe oraz zbiorniki płynów i ich instalacje w
elektrowni jądrowej
Najważniejsze wymagania bezpieczeństwa w projekcie
rozporządzenia „projektowego” (spójne z MAEA i EUR)
•
Stany obiektu jądrowego uwzględniane w założeniach projektowych:
– Warunki projektowe (wymagane zachowawcze podejście):
• Normalna eksploatacja
• Przewidywane zdarzenia eksploatacyjne
• Awarie projektowe (kategorii 1 i 2)
– Rozszerzone warunki projektowe (dopuszcza się „najlepsze oszacowanie”)
• Sekwencje złożone
• Ciężkie awarie (ze stopieniem rdzenia reaktora, lecz bez uszkodzenia obudowy bezpieczeństwa)
•
Warunki projektowe: warunki występujące przy normalnej eksploatacji obiektu jądrowego,
•
Przewidywane zdarzenia eksploatacyjne (zakłócenie / incydent): proces
przewidywanych zdarzeniach eksploatacyjnych i podczas awarii projektowych, uwzględnione w
projekcie obiektu jądrowego, zgodnie z ustalonymi kryteriami projektowania i przy
zachowawczym podejściu
eksploatacyjny odbiegający od normalnej eksploatacji, którego wystąpienie jest przewidywane
co najmniej jeden raz podczas okresu eksploatacji obiektu jądrowego, ale który – dzięki
zastosowaniu odpowiednich rozwiązań projektowych – nie spowoduje znaczącego uszkodzenia
systemów lub elementów konstrukcji lub wyposażenia ważnych dla bezpieczeństwa obiektu
jądrowego, a także nie doprowadzi do powstania warunków awaryjnych
Najważniejsze wymagania bezpieczeństwa w projekcie
rozporządzenia „projektowego” c.d. (spójne z MAEA i EUR)
•
Awaria projektowa: warunki awaryjne obiektu jądrowego uwzględnione w projekcie obiektu
•
Rozszerzone warunki projektowe: zbiór sekwencji awarii poważniejszych niż awarie
jądrowego zgodnie z ustalonymi wymaganiami projektowania, w których uszkodzenie paliwa
oraz uwolnienia substancji promieniotwórczych są utrzymywane w ustalonych granicach
projektowe, przy których uwolnienia substancji promieniotwórczych mieszczą się w
akceptowalnych granicach, uwzględniony w projekcie obiektu jądrowego z zastosowaniem
analizy opartej na najlepszym oszacowaniu
– Sekwencje złożone: sekwencje zdarzeń wykraczające poza sekwencje przyjęte w
deterministycznych założeniach projektowych – w kategoriach uszkodzeń urządzeń lub błędów
operatora, mogące potencjalnie prowadzić do znaczących uwolnień substancji promieniotwórczych do
środowiska, które nie muszą doprowadzać do stopienia rdzenia reaktora
– Ciężka awaria: warunki awaryjne obiektu jądrowego, poważniejsze niż awarie projektowe,
prowadzące do znaczącej degradacji rdzenia reaktora (włączając całkowite stopienie rdzenia)
 Opanowanie oraz łagodzenie i ograniczenie skutków awarii poza-projektowych, tzw.
„rozszerzonych warunków projektowych”, włączając ciężkie awarie z całkowitym
stopieniem rdzenia reaktora  charakterystyczny wymóg dla reaktorów generacji III i III+
Najważniejsze wymagania bezpieczeństwa w projekcie
rozporządzenia „projektowego” c.d. (spójne z EUR)
 Kryteria ograniczenia oddziaływania radiologicznego obiektu
jądrowego na środowisko w stanach awaryjnych
 wymóg ograniczenia uwolnień substancji promieniotwórczych poza obudowę
bezpieczeństwa w takim stopniu, aby:
•
W razie wystąpienia awarii projektowych: nie było konieczne podejmowanie
jakichkolwiek działań interwencyjnych poza obszarem ograniczonego
użytkowania
•
W razie wystąpienia rozszerzonych warunków projektowych: nie było
konieczne podejmowanie:
– wczesnych działań interwencyjnych (podczas trwania uwolnień substancji
promieniotwórczych z obudowy bezpieczeństwa) poza obszarem ograniczonego
użytkowania
– średnioterminowych działań interwencyjnych w jakimkolwiek czasie poza strefą
planowania awaryjnego
– długookresowych działań interwencyjnych poza obszarem ograniczonego
użytkowania
Strefy działań interwencyjnych dla EJ z reaktorami generacji III
i III+ spełniającymi wymagania „dokumentu EUR”
•
W razie awarii projektowych
 brak konieczności jakichkolwiek
działań interwencyjnych >800 m
od reaktora
•
W razie „rozszerzonych
warunków projektowych”:
–
–
Poważniejsze skutki radiologiczne
ograniczone do strefy o promieniu
800 m od reaktora
(wczesne i długoterminowe
działania interwencyjne)
Średnioterminowe działania
interwencyjne ograniczone do
strefy o promieniu 3 km od
reaktora
•
Obszar ograniczonego
użytkowania terenu  800 m od
reaktora
•
Strefa planowania awaryjnego
 3 km od reaktora
Najważniejsze wymagania bezpieczeństwa w projekcie
rozporządzenia „projektowego” c.d. (spójne z EUR)

Probabilistyczne cele bezpieczeństwa:
•
Częstość uszkodzeń rdzenia reaktora < 10-5 / Reaktor-Rok (R-R)
•
Częstość uwolnień substancji promieniotwórczych
przekraczających „kryteria ograniczenia oddziaływania
radiologicznego” < 10-6 / R-R
•
Częstość sekwencji awaryjnych mogących potencjalnie
prowadzić do uszkodzenia obudowy bezpieczeństwa lub bardzo
dużych uwolnień substancji promieniotwórczych << 10-6 / R-R
Reaktory generacji III+ z dużym zapasem spełniają
probabilistyczne kryteria bezpieczeństwa
Częstość uszkodzeń rdzenia na reaktor-rok
Najważniejsze wymagania bezpieczeństwa w projekcie
rozporządzenia „projektowego” c.d. (spójne z MAEA i EUR)

Fundamentalne funkcje bezpieczeństwa:
I.
Sterowanie reaktywnością
II.
Odprowadzanie ciepła z reaktora, przechowalnika
wypalonego paliwa jądrowego lub magazynu
świeżego paliwa jądrowego
III.
Osłanianie przed promieniowaniem jonizującym,
zatrzymywanie substancji promieniotwórczych,
ograniczanie i kontrolowanie ich uwolnień do
środowiska, ograniczanie uwolnień awaryjnych
Najważniejsze wymagania bezpieczeństwa w projekcie
rozporządzenia „projektowego” c.d. (spójne z EUR)
• Praktyczne wykluczenie:
– Ciężkich awarii mogących prowadzić do uszkodzenia obudowy
bezpieczeństwa
– Sekwencji awaryjnych z ominięciem obudowy bezpieczeństwa
• Zapewnienie m.in.:
– Odporności na zagrożenia zewnętrzne:
• wstrząsy sejsmiczne
• zagrożenia powodziowe
• uderzenie samolotu (włączając duży pasażerski - reprezentatywny)
– Wysokiej niezawodności:
• zasilania elektrycznego
• odprowadzania ciepła powyłączeniowego
– Niezależności funkcjonalnej systemów zabezpieczeń
• Zastosowanie podwójnej obudowy bezpieczeństwa reaktora:
– Obudowa pierwotna
– Obudowa wtórna
Wymagania dla EJ z reaktorami generacji III i III+
– „dokument EUR”
Dokument „EUR”: European Utility Requirements
for LWR Nuclear Power Plants, Rev. C, 2001
• Wymagania dla EJ z
reaktorami lekkowodnymi
III generacji oparte na
rozległym doświadczeniu
europejskiego przemysłu
jądrowego
• 4 bardzo obszerne tomy:
– tomy 1, 2 i 4: łącznie
39 rozdziałów, ok. 5000
ogólnych i szczegółowych
wymagań, > 1800 stron
– tom 3: opisy 5
standardowych projektów
EJ spełniających
wymagania „EUR” (BWR90,
EPR, EPP-AP1000, ABWR,
SWR1000)
Zawartość „dokumentu EUR”
1.
Tom 1: Główne założenia i cele
(Volume 1. Main Policies and Objectives)
2.
Tom 2: Uogólnione wymagania dla części jądrowej
(Volume 2. Generic Nuclear Island Requirements)
– najważniejsza część „EUR”
3.
Tom 3: Zastosowanie EUR do konkretnych projektów
(Volume 3. Application of EUR to Specific Designs)
4.
Tom 4: Wymagania dotyczące elektrowni
(Volume 4. Power Generation Plant Requirements).
„Dokument EUR” – baza wymagań technicznych dla kontraktów na usługi (w tym
projektowanie) i dostawy dla EJ z reaktorami lekkowodnymi generacji III i III+
• Jeden z 39 rozdziałów
„dokumentu EUR”:
– T. 2, Rozdz. 7 (2.7):
„Wymagania funkcjonalne
dla urządzeń”
• Podstawowe wymagania
funkcjonalne i projektowe
dla urządzeń mechanicznych
i elektrycznych
Zawartość „dokumentu EUR”
Tom 2: Uogólnione wymagania dla części jądrowej
(Volume 2: Generic Nuclear Island Requirements)
2.0. Wprowadzenie do Tomu 2 EUR (Introduction to the EUR Volume 2)
2.1. Wymagania bezpieczeństwa (Safety requirements)
2.2. Wymagania odnośnie osiągów (Performance requirements)
2.3. Wymagania sieciowe (Grid requirements)
2.4. Założenia projektowe (Design basis)
2.5. Zbiory przepisów i normy (Codes and Standards)
2.6. Wymagania odnośnie materiałów (Material related requirements)
2.7. Wymagania funkcjonalne: urządzenia (Functional requirements: components)
2.8. Wymagania funkcjonalne: układy i procesy (Functional requirements: systems and processes)
2.9. System obudowy bezpieczeństwa (Containment system)
2.10. AKPiA oraz interfejs człowiek-maszyna (Instrumentation and control and Man-Machine
Interface)
2.11. Reguły rozplanowania przestrzennego (Layout rules)
2.12. Proces projektowania i dokumentacja (Design process and documentation)
2.13. Technologiczność robót budowlanych i rozruch (Constructability and commissioning)
2.14. Ruch, utrzymanie i procedury (Operation, maintenance and procedures)
2.15. Zapewnienie jakości (Quality assurance)
2.16. Likwidacja (Decommissioning)
2.17. Metodologia probabilistycznych analiz bezpieczeństwa (PSA methodology)
2.18. Metodologia oceny wskaźników eksploatacyjnych (Performance assessment methodology)
2.19. Informacje wymagane dla oceny kosztów (Costs assessment information Requirements)
Podstawa różnicowania wymagań projektowych i jakościowych
dla EJ – klasyfikacja bezpieczeństwa
•
Wymagania projektowe i jakościowe dla konstrukcji, urządzeń i układów EJ różnicuje się w
zależności od ich znaczenia dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego
•
Definiuje się funkcje bezpieczeństwa EJ wymagane do (wg. „EUR”):
–
–
osiągnięcia stanu kontrolowanego (po awarii), oraz
osiągnięcia i utrzymania stanu bezpiecznego wyłączenia
 stabilne wypełnianie 3-ch fundamentalnych funkcji bezpieczeństwa w długim okresie czasu
•
W dokumentach MAEA (NS-R-1, DS367) wymienia się 19 szczegółowych funkcji
bezpieczeństwa – w różnym stopniu wpływających na wypełnienie fundamentalnych funkcji
bezpieczeństwa
•
Analizuje się funkcje bezpieczeństwa wypełniane przez poszczególne konstrukcje, urządzenia i
układy EJ
–
•
Kategoryzuje się te funkcje ze względu na znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego
(wypełnianie fundamentalnych funkcji bezpieczeństwa)  przypisując określoną klasę (kategorię)
bezpieczeństwa
Brak międzynarodowego konsensusu ws. klasyfikacji bezpieczeństwa
–
–
–
–
–
Wytyczne MAEA No. 50-SG-D1 (1979) wycofano w 2000 r. (4 klasy bezpieczeństwa), projekt nowych
wytycznych DS367 (3 klasy bezpieczeństwa + „not safety classified”) nie uzyskał dotąd akceptacji
„Dokument EUR” - 3 kategorie bezpieczeństwa: I, II i NS (Non-Safety)
USA (ASME Code): 3 klasy + klasa MC (Metallic Containment – metalowa obudowa bezpieczeństwa)
Francja (RCC-M): 3 klasy + NC (Not Classified)
Finlandia: 4 klasy bezpieczeństwa + klasa niejądrowa (non-nuclear, EYT)
Wymagania projektowe i jakościowe dla konstrukcji,
urządzeń i systemów EJ – dokument „EUR”
•
Poziomy ważności funkcji bezpieczeństwa:
– F1 (F1A i F1B) – najwyższy
– F2
– Non-safety (NS)
•
Określa się poziom ważności funkcji bezpieczeństwa wypełnianych przez
poszczególne konstrukcje, urządzenia i systemy
•
W zależności od poziomu funkcji bezpieczeństwa danej konstrukcji, urządzeniu lub
systemowi przypisuje się odpowiednią kategorię bezpieczeństwa:
– I. – najwyższa (funkcje F1A i F1B)
– II. (funkcje F2)
– Non-safety (NS)
•
Z klasyfikacją bezpieczeństwa powiązana jest klasyfikacja sejsmiczna
 zazwyczaj 2 klasy
•
I kategoria bezpieczeństwa:
– Elementy ciśnieniowe obiegu chłodzenia reaktora (w niektórych krajach: + paliwo
i elementy wewnątrz-reaktorowe)
– Systemy zabezpieczeń i wyłączenia reaktora (w niektórych krajach)
Wymagania dla urządzeń i konstrukcji EJ zależnie
od kategorii bezpieczeństwa – „dokument EUR”
Zależnie od kategorii bezpieczeństwa określa się klasę przepisów
i norm jądrowych oraz zakres wymagań technicznych dla danego urządzenia lub konstrukcji
Wymaganie
Kategoria bezpieczeństwa
I
II
NS
Zapewnienie jakości
tak
tak
nie
Stosowanie przepisów i norm jądrowych
tak
nie
nie
Kwalifikacja urządzenia / konstrukcji
tak
nie
nie
Kontrola eksploatacyjna / okresowe próby
tak
nie
nie
Kwalifikacja sejsmiczna
tak
nie
nie
Dane niezawodnościowe
tak
tak
tak
Przykładowe szczegółowe przepisy i normy „jądrowe”
– „dokument EUR”
Przykładowe przepisy i normy jądrowe dla elementów EJ I. kategorii bezpieczeństwa:
międzynarodowe oraz obowiązujące w USA, Francji, RFN, Wielkiej Brytanii i Hiszpanii
RCC-M
Klasyfikacja bezpieczeństwa i klasyfikacja jakości a normy
techniczne stosowane dla EJ Olkiluoto 3 (EPR) w Finlandii
YVL – wytyczne fińskiego Dozoru Jądrowego – STUK (YVL 2.1)
PSAR –
Preliminary Safety Analysis Report – Wstępny Raport Bezpieczeństwa
RCC-M – francuska norma projektowania, budowy i eksploatacji urządzeń ciśnieniowych EJ
PED – Pressure Equipment Directive
Wymagania dla urządzeń i konstrukcji EJ
• Szczególną wagę przywiązuje się do tzw. „kwalifikacji”
urządzeń i konstrukcji I. kategorii bezpieczeństwa na
obciążenia i warunki środowiska
– w tym występujące w stanach awaryjnych i przy wstrząsach
sejsmicznych
• kwalifikacja sejsmiczna  „EUR” wymaga odporności na wstrząsy o
max poziomym przyśpieszeniu gruntu = 0,25g, standardowe projekty
EPR, AP1000 i ESBWR są obliczone na 0,3g)
– to badania i próby mające wykazać, że przetrwają one te obciążenia
i warunki pracy i nadal spełniać będą przypisane im funkcje
bezpieczeństwa
• Każdy producent musi przeprowadzić takie badania lub
próby i udokumentować je zgodnie ze stosownymi
przepisami / normami jądrowymi
Wymagania dla przedsiębiorstw uczestniczących w
realizacji EJ
• Realizacja EJ w Polsce będzie odbywała się w systemie „pod klucz”
• Polskie przedsiębiorstwa realizujące dostawy, roboty budowlanomontażowe lub usługi dla EJ będą musiały wypełnić wymagania
dotyczące:
– systemu zarządzania jakością: zgodnie z normami ISO + specjalne normy
zapewnienia jakości dla EJ dostawcy technologii
– odpowiednich jądrowych lub konwencjonalnych przepisów i norm
przyjętych w dokumentacji projektowej EJ (tzn. głównie dostawcy
technologii)
• tj. rozwiązania konstrukcyjne, technologie wykonania i procedury kontroli jakości
(warunki techniczne wykonania i odbioru – „technical specifications”)
• Kwalifikacja dostawców / wykonawców przez głównego realizatora
(dostawcę technologii EJ)
– możliwa jest kwalifikacja „kaskadowa”: poddostawców / podwykonawców
przez akredytowanego wykonawcę
Przykładowy schemat procesu kwalifikacji nowych
dostawców – AREVA (EPR)
Wymagania zapewnienia jakości dla EJ
• Podstawowy standard - normy ISO:
– PN-EN ISO 9001:2001. „Systemy zarządzania jakością. Wymagania”
– Zestaw 6-ciu norm PN-EN ISO 3834:2007 określających
wymagania jakości dotyczące spawania, w szczególności:
• PN-EN ISO 3834-2:2007. „Wymagania jakości dotyczące spawania materiałów
metalowych - Część 2: Pełne wymagania jakości
• Normy ISO nie są jednak wystarczające, stosuje się specjalne normy
zapewnienia jakości dla EJ, jak:
– Niemiecka norma KTA 1401 (06/96): „General Requirements Regarding
Quality Assurance” (stosowana na budowie EJ Olkiluoto 3 w Finlandii)
– Amerykańskie:
• Federalne przepisy 10CFR50 App. B: „Quality Assurance Criteria for Nuclear Power
Plants and Fuel Reprocessing Plants”
• Norma ANSI/ASME NQA-1-2008 „Quality Assurance Requirements for Nuclear
Facility Applications, Includes Addenda A (2009) and Addenda B (2011)”
– Standard MAEA GS-R-3: The Management System for Facilities and
Activities. Safety Requirements (2006)
Normy zapewnienia jakości dla EJ: KTA 1401 (06/96)
Normy zapewnienia jakości dla EJ: ANSI / ASME NQA-1-2008
Normy projektowania, budowy i eksploatacji
urządzeń i konstrukcji EJ
•
Amerykańskie:
–
ASME Boiler and Pressure Vessel Code:
• Section III: Rules for Construction of Nuclear Facility Components
• Section VIII: Pressure Vessels
• Section IX: Welding and Brazing Qualifications
• Section XI: Rules for Inservice Inspection of Nuclear Power Plant Components
– IEEE Nuclear Engineering Standards - ok. 200 norm elektrycznych, np:
• 308-2001 - IEEE Standard Criteria for Class 1E Power Systems for Nuclear Power Generating
Stations
• 323-2003 - IEEE Standard for Qualifying Class 1E Equipment for Nuclear Power Generating
Stations
• 344-2004 - IEEE Recommended Practice for Seismic Qualification of Class 1E Equipment for
Nuclear Power Generating Stations
•
Francuskie:
–
–
–
–
RCC-M: Règles de Conception et de Construction des Matériels Mécaniques des Ilots Nucléaires REP
(Design and Construction Rules for Mechanical Components of PWR Nuclear Islands)
RCC-G: Règles de Conception et de Construction du Génie Civil des Ilots Nucléaires REP (Design and
Construction Rules for Civil Works of PWR Nuclear Islands)
RCC-E: Règles de Conception et de Construction des Matériels Electriques des Centrales Nucléaires
(Design and Construction Rules for Electrical Components of Nuclear Islands)
RSE-M: Règles de Surveillance en Exploitation des Matériels Mécaniques des Ilots Nucléaires REP
(In Service Inspection Rules for the Mechanical Components of PWR Nuclear Power Island)
Normy projektowania, budowy i eksploatacji
urządzeń i konstrukcji EJ
• Niemieckie:
– KTA 3201: Components of the Reactor Coolant Pressure Boundary
of Light Water Reactors
– KTA 3211: Pressure and Activity Retaining Components of Systems
Outside the Primary Circuit
• Dyrektywa 97/23/WE (PED – Pressure Equipment Directive):
w sprawie zbliżenia ustawodawstw Państw Członkowskich
dotyczących urządzeń ciśnieniowych
– europejskie normy zharmonizowane wymienione w tej dyrektywie, np.:
• PN-EN 13445: Nieogrzewane płomieniem zbiorniki ciśnieniowe
• PN-EN 13480: Rurociągi przemysłowe metalowe
• Norma PN-EN ISO 14001: System Zarządzania Środowiskiem
(EMS – Environmental Management System)
Amerykańska norma dla urządzeń ciśnieniowych EJ:
ASME Boiler and Pressure Vessel Code
Section III: Rules for Construction of Nuclear Facility Components
Francuska norma dla urządzeń ciśnieniowych EJ:
RCC-M: Design and Construction Rules for Mechanical Components of PWR Nuclear Islands
•
SECTION I: NUCLEAR ISLAND
COMPONENTS
– Subsection A: General rules
– Subsection Z: Technical appendices
– Subsection B: Class 1 components
– Subsection C: Class 2 components
– Subsection D: Class 3 components
– Subsection E: Small components
– Subsection G: Reactor internals
– Subsection H: Supports
– Subsection J: Low pressure or
atmospheric storage tanks
– Subsection P: Containment
penetrations
•
SECTION II : MATERIALS
•
SECTION III: EXAMINATION
METHODS
•
SECTION IV: WELDING
•
SECTION V: FABRICATION
Stosowanie norm technicznych w zależności od klasy
bezpieczeństwa – przykład EPR
Dziękuję Państwu za
uwagę!