Source: http://docplayer.pl/3646484-Issn-2353-9062-bezpieczenstwo-j-drowe-i-ochrona-radiologiczna.html
Timestamp: 2018-04-24 08:57:18
Legal References Found: Art. 24
 art. 25
 art. 26
 art. 100
 art. 26
 Art. 30
 art. 30

Document Content:
ISSN BEZPIECZEÑSTWO J DROWE I OCHRONA RADIOLOGICZNA - PDF
1 ISSN ( 97) BEZPIECZEÑSTWO J DROWE I OCHRONA RADIOLOGICZNA
2 Wydawca: Redakcja: UL. Krucza 36, Warszawa TEL , FAX WWW. paa.gov.pl Maciej JURKOWSKI, Przewodnicz¹cy Rady Programowej Marek WOŹNIAK, Redaktor naczelny ISSN (publikacja elektroniczna)
3 BEZPIECZEÑSTWO J DROWE I OCHRONA RADIOLOGICZNA BIULETYN INFORMACYJNY PAÑSTWOWEJ AGENCJI ATOMISTYKI Nr 3 (97) 2014 Warszawa Spis treœci Bart³omiej Abramowicz, Mateusz W³ostowski Analiza krajowego systemu zbierania doœwiadczeñ eksploatacyjnych Marcin D¹browski Dozorowe analizy bezpieczeñstwa dla reaktora MARIA Iwona Matujewicz Kontrola dozorowa wymagania nowej Dyrektywy BSS W³adys³aw Kie³basa Bezpieczeñstwo elektrowni j¹drowych z reaktorami lekkowodnymi generacji III+ oferowanych Polsce Iga Reszke Aktualny plan pracy ENSREG (European Nuclear Safety Regulators Group)
4 BEZPIECZEÑSTWO J DROWE I OCHRONA RADIOLOGICZNA Biuletyn informacyjny Pañstwowej Agencji Atomistyki 3/2014 Szanowni Pañstwo Artykuły zawarte w trzecim tegorocznym numerze Biuletynu w większości nawiązują do tematów poruszanych w poprzednich numerach, rozszerzając i uzupełniając przekazane wcześniej informacje dotyczące problematyki bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej oraz dozoru PAA nad jego zapewnieniem przez operatorów obiektów i użytkowników źródeł promieniowania. Numer zawiera także informacje o działaniach w zakresie dozoru bez pieczeństwa podejmowanych w szerszym kontekście na poziomie wspólnoty Euratom Unii Europejskiej. Bieżący numer otwiera artykuł autorstwa panów Bartłomieja Abramowicza i Mateusza Włostowskiego nawiązujący do ich publikacji w poprzednim numerze Biuletynu (nr 2(96)2014), dotyczącej baz danych o zdarzeniach w elektrowniach jądrowych. Autorzy charakteryzują w nim systemy zbierania i wykorzystywania informacji o doświadczeniach z eksploatacji obiektów jądrowych i ich znaczenie dla bezpieczeństwa, a także dla zapewnienia transparentności procesów wykorzystania energii atomowej wobec zainteresowanych podmiotów i ogółu społeczeństwa. Kolejny artykuł, autorstwa pana Marcina Dąbrowskiego, ukazuje, w jaki sposób Państwowa Agencja Atomistyki, jako polski urząd dozoru jądrowego, realizuje ważną funkcję dozorowej analizy i oceny bezpieczeństwa w odniesieniu do reaktora badawczego Maria eksploatowanego w Narodowym Centrum Badań Jądrowych. Publikacja dotyczy analiz i ocen, prowadzonych w PAA z użyciem nowoczesnych narzędzi obliczeniowych (kodu RELAP-5 uzyskanego w ramach umowy o współpracy PAA z amerykańską komisją dozoru jądrowego US NRC), dotyczących modernizacji układu pompowego w obiegu chłodzenia kanałów tego reaktora dokonanej w związku z konwersją rdzenia reaktora na nowe, nisko wzbo ga - cone paliwo (LEU). Innej ważnej funkcji PAA dozorowej kontroli działalności związanej z narażeniem na promieniowanie jonizujące poświęcony jest artykuł pani Iwony Matujewicz. Autorka omawia w nim nowe wymagania w tym zakresie, wynikające z nowej dyrektywy BSS, która będzie musiała zostać transponowana do polskich przepisów i wdrożona w ciągu naj - bliższych 3 lat. W cyklu artykułów na temat bezpieczeństwa obiektów energetyki jądrowej, publikowanych w dwóch poprzednich numerach Biuletynu, w bieżącym numerze pan Władysław Kiełbasa omawia podstawowe cechy bezpieczeństwa naj - nowocześniejszych aktualnie oferowanych na rynku światowym reaktorów energetycznych wodnych ciśnieniowych i wrzących generacji III+ (projektów posiadających certyfikaty US NRC), których zakupem w związku z realizacją programu PEJ, przyjętego przez Rząd w lutym br., zainteresowana jest m.in. Polska. O tym, jakie działania w zakresie dozoru bezpieczeństwa jądrowego podejmowane są w skali międzynarodowej w Europie, traktuje ostatnia pozycja bieżącego numeru Biuletynu. Zawiera ona opis aktualnego Planu Pracy grupy wysokiego szczebla ENSREG, skupiającej wysokich rangą członków kierownictwa europejskich urzędów dozoru jądrowego, opracowany na podstawie oryginału angielskiego przez panią Igę Reszke. Tekst ten zawiera opis zadań i planów realizacji w latach prac 4 grup roboczych ENSREG nad ciągłą poprawą w zakresie bezpieczeństwa jądrowego (w szczególności europejskich elektrowni jądrowych w świetle lekcji Fukushimy), gospodarki odpadami promieniotwórczymi i wypalonym paliwem jądrowym, oraz doskonaleniem państwowego dozoru i promowaniem transparentności oraz międzynarodowej współpracy w tych dziedzinach. Życzymy Państwu owocnej lektury, Przewodniczący Rady Programowej Maciej Jurkowski 4
5 Bart³omiej Abramowicz, Mateusz BEZPIECZEÑSTWO W³ostowski J DROWE I OCHRONA RADIOLOGICZNA Analiza krajowego systemu zbierania Biuletyn doœwiadczeñ informacyjny eksploatacyjnych Pañstwowej Agencji Atomistyki 3/2014 Analiza krajowego systemu zbierania doœwiadczeñ eksploatacyjnych Bart³omiej Abramowicz, Mateusz W³ostowski Pañstwowa Agencja Atomistyki Wprowadzenie Artykuł jest analizą dokumentów, opublikowanych przez Międzynarodową Agencję Energii Atomowej (ang. Inter - national Atomic Energy Agency IAEA), dotyczących syste mu zbierania doświadczeń eksploatacyjnych. Charak - teryzuje on elementy krajowego systemu i przed stawia ich znaczenie dla bezpieczeństwa elektrowni jądro wych. W arty kule określono rolę wszystkich użytkowników systemu, relacje między nimi oraz obowiązki, jakie na nich spoczywają. 1. Wstêp Zapisy zawarte w dokumencie opublikowanym przez IAEA pod nazwą NS-R-2 określają, iż system zbierania doświadczeń eksploatacyjnych tworzony jest w celu zgła - szania, badania, oceny, badania trendów, dokonywania korekt oraz wykorzystywania informacji, związanych z nie - typowymi zdarzeniami, które wystąpiły w elek trow niach jądrowych. Służy również rozpowszechnianiu tych infor - macji między właściwymi organami rządowymi, krajowymi i międzynarodowymi organizacjami oraz społeczeństwem. Ponadto także, zapisy w dokumencie opublikowanym przez IAEA pod nazwą GS-R-1 ustalają, iż dozór jądrowy jest odpowiedzialny za udostępnianie infor macji nt. incydentów oraz nietypowych zdarzeń dozorom jądrowym innych państw, krajowym i między narodowym orga niza - cjom oraz społeczeństwu. Charak te ry zuje on również odpowiedzialność dozoru jądrowego w zakresie tworzenia krajowych regulacji prawnych dotyczących zbierania doświadczeń eksploatacyjnych. Powinny one zapewnić, aby doświadczenia eksploatacyjne były we właściwy sposób analizowane, wyciągnięte wnioski odpowiednio roz - powszech niane, a informacje dotyczące bezpieczeństwa obiektów były przechowywane i dostępne dla wszystkich zainteresowanych stron. Znaczenie systemu zbierania doświadczeń eksplo ata cyj - nych, jako narzędzia o dużej wadze dla bezpieczeństwa eksploatacji elektrowni jądrowych, oraz potrzeba jego dal - szego doskonalenia, są ujęte w Konwencji Bezpieczeństwa Jądrowego, która weszła w życie w lipcu 1996 roku. Arty - kuł 19 tejże Konwencji, dotyczący eksploatacji, stanowi, że ( ) każda ze stron będących sygnatariuszem podejmie odpowiednie kroki w celu zapewnienia, aby (vi) zdarzenia mające znaczenie dla bezpieczeństwa były systematycznie raportowane przez posiadacza odpowied niego zezwolenia do dozoru jądrowego; (vii) programy służące zbieraniu i analizowaniu doświadczeń eksplo ata cyjnych zostały utworzone, wyniki oraz wnioski z nich uzys kane były roz - patrzone, a istniejące mechanizmy były wykorzystane do wymiany istotnych doświadczeń z organizacjami między - narodowymi oraz innymi orga ni za cjami eksplo atują cymi obiekty jądrowe i dozorami jądrowymi. 2. Znaczenie korzystania z doœwiadczeñ eksploatacyjnych dla bezpieczeñstwa elektrowni j¹drowych Jednym z głównych kryteriów bezpieczeństwa jądrowego obiektów jądrowych jest to, iż zainteresowane organizacje muszą zapewnić, aby doświadczenia eksploatacyjne oraz wyniki badań, związanych z bezpieczeństwem, były roz - powszechniane, przeglądane oraz analizowane. Wnioski, które są wynikiem tego procesu, powinny być wdrażane niezwłocznie po ich określeniu. Głównym celem systemu zbierania doświadczeń eksploatacyjnych jest zapewnienie, aby żadne zdarzenie, mające wpływ na bezpieczeństwo, nie pozostało nierozpoznane i nieprzeanalizowane. Kolejnym, równie ważnym kryterium jest, aby działania naprawcze były realizowane w celu zapobiegania nawrotom zdarzeń, wpływających na bezpieczeństwo, poprzez poprawianie projektu oraz usprawnianie eksploatacji obiektu. Od zwier - 5
6 Bart³omiej Abramowicz, Mateusz W³ostowski cied la ono pogląd, iż dowolnej wagi incydent może się stać najbardziej prawdopodobną przyczyną zdarzenia eksplo - atacyjnego. Jest on określany w takiej sytuacji mia nem prekursora zdarzenia. W tym rozumieniu może on być wcześniej przewidziany i w konsekwencji działań pre wen - cyjnych uniknięty. System zbierania doświadczeń eksplo - atacyjnych zwiększa również wiedzę na temat charak te - rystyk eksploatacyjnych urządzeń pracujących w obiekcie oraz trendów parametrów ich pracy. Dostarcza on danych dla ilościowej i jakościowej analizy bezpieczeństwa. Badanie oraz raportowanie zdarzeń eksploatacyjnych przyczynia się do poprawy bezpieczeństwa w obiektach jądrowych, jeżeli prowadzą one do realizacji ustalonych założeń. Pierwszym z nich jest identyfikacja oraz zliczanie zdarzeń i warunków, które są prekursorami dla znaczącego pogorszenia stanu obiektu. W zakres tych zliczeń wchodzą prekursory zdarzeń mające potencjał, aby spowodować wypadek prowadzący do uszkodzenia obiektu jądrowego bądź uwolnień materiału promieniotwórczego. Analiza ilościowa pozwala na ustalenie priorytetów dla posz czegól - nych zdarzeń i określenie, które z nich stanowią największe potencjalnie zagrożenie. Taki sposób pozwala na rozsądne rozdzielenie środków, jakimi dysponuje operator, koniecz - nych do analizy zdarzenia oraz implementacji dzia łań napraw czych, będących jej wynikiem. Proces opty ma li zacji zaangażowanych środków wymaga identyfikacji zdarzeń istot nych z punktu widzenia bezpieczeństwa. Określenia wymagają również związane z nimi przyczyny oraz właści - we działania naprawcze, podejmowane w celu rozwiązania problemów związanych z bezpieczeństwem obiektu. Pod - czas eksploatacji obiektu jądrowego rejest rowanych jest wiele parametrów określających jego pracę. W modelo - wym przypadku analizy bezpieczeństwa określają spodzie - wane trendy wartości tych parametrów, w zależności od stanu obiektu. Jednym z założeń badania zdarzeń jest od - kry wanie nowych trendów. Część z nich może być wykorzystana w procesie optymalizacji procesu eksplo ata - cji obiektu. Pozostałe mogą prowadzić do usta lenia wzor - ców określających stan zagrożenia dla obiektu. Taki wzo - rzec może być zaimplementowany do układu auto matyki zabezpieczeń lub systemu wczesnego ostrze gania, co bezpośrednio wpływa na podniesienie bez pie czeństwa jądrowego. Ważnym punktem raportu doty czą cego zdarzenia eksploatacyjnego jest ocena tego, jak ta sytuacja mogła powstać. Należy wziąć pod uwagę, iż istnieją przyczyny powodowane błędami technicznymi, ale również natury ludzkiej. Wymaga to zaangażowania w proces oceny personelu specjalizującego się zarówno w obszarze techniki, jak też zachowania człowieka. Każdy raport dotyczący zdarzenia eksploatacyjnego powinien zawierać stopień jego przydatności dla działań operatora, dozoru jądrowego lub też innych zainteresowanych organizacji. Jest to pomocne szczególnie w procesie roz pow szech - niania informacji dotyczących zdarzenia eks plo atacyjnego. Ostatnim z założeń całego procesu raporto wania jest zapobieganie powtarzaniu się zdarzeń, które już zaistniały. Połączenie krajowego i między narodowego systemu zbierania doświadczeń eksploatacyjnych pozwala na to, żeby wyciągać wnioski nie tylko z błędów po peł nio nych w swoim kraju. Ważne jest korzystanie z doświadczeń innych organizacji i poszukiwanie wniosków, które mają charakter uniwersalny. Operator eksploatujący obiekt jądrowy powinien utrzy - mywać system zbierania oraz analizowania doświadczeń eksploatacyjnych na możliwie najwyższym poziomie. Należy wziąć pod uwagę, iż utrzymanie systemu nie jest równoznaczne z jego posiadaniem. Personel biorący udział w procesie badania i analizowania zdarzeń powinien stale zwiększać swoje kompetencje. System informatyczny oraz procedury z nim związane powinny być stale udos ko na - lane. Wspomniane procedury powinny zapewniać, aby informacje mające istotne znaczenie dla bezpieczeństwa były niezwłocznie kierowane do własnych pracowników, jak i rozpowszechniane między innymi zainteresowanymi organizacjami. Przyczyny wszystkich zdarzeń, mających zna czenie dla bezpieczeństwa jądrowego, powinny być określone i przeanalizowane. W przeciwnym wypadku istnieje ryzyko, że sytuacja, która raz się zdarzyła, powtórzy się, a jej konsekwencje mogą być poważniejsze. Zdarzenia, które można uznać za prekursory wypadków, powinny być również zidentyfikowane i powinny zostać podjęte działania, które zapobiegną ich ponownemu wystąpieniu. Ważne jest tutaj monitorowanie i weryfikacja zdarzeń, gdyż prawidłowa diagnoza zdarzenia może przyspieszyć proces jego badania oraz analizy. W identyfikacji istotnych prekursorów przydatne jest badanie sekwencji pre kur so - rów wypadku (ang. accident sequence precursor ASP), stanowiące podstawę probabilistycznej oceny bez pie czeń - stwa ang. probabilistic safety assessment PSA). Jest to proces odwrotny do analizy wykonywanej na etapie projekto wania. Na podstawie wiedzy, jakie zdarzenie wystąpiło, weryfikowane są wszystkie czynniki mające na nie wpływ. Każda organizacja powinna korzystać z doświad czeń innych organizacji, a dzielenie się informa - cjami powinno być koordynowane przez dozór jądrowy na szczeblu krajowym i międzynarodowym. Elektrownie jądrowe projektowane są tak, aby bez pie - czeństwo było zapewnione we wszystkich aspektach, które wpływają na zdrowie personelu i społeczeństwa. Sys te ma - tycz na analiza wielu potencjalnych sekwencji awarii, z założeniem określonych kryteriów (np. kryterium pojedyn czego uszkodzenia), pomaga w osiągnięciu ogólnie pojmowanego wysokiego poziomu bezpieczeństwa. Aby ocenić możliwość potencjalnego wystąpienia awarii któregokolwiek z elementów instalacji, mającego wpływ na jej bezpieczeństwo, na etapie projektowania elektrowni wykorzystywana jest koncepcja obrony w głąb, zwana również sekwencją poziomów zabezpieczeń. Dzięki dobremu projektowi obiektu oraz zastosowaniu owej koncepcji większość nieplanowanych zdarzeń, jakie 6
7 Analiza krajowego systemu zbierania doœwiadczeñ eksploatacyjnych występują w instalacjach jądrowych, nie ma poważnych konsekwencji. Incydenty w obiektach jądrowych są wskaźnikiem sła - bości lub awaryjności jednej lub więcej barier, będących składowymi obrony w głąb. Niestety kompletne i sys te ma - tyczne wykrywanie wszystkich słabości poziomów zabez - pieczeń jest niemożliwe. W wielu wypadkach zdarzenia mogą także wskazywać na brak odpowiedniego nadzoru nad eksploatacją obiektu lub niedostatki w zarządzaniu jego bezpieczeństwem. Z tego punktu widzenia zdarzenie zawsze powinno być traktowane jako okazja do nauki i zwiększania niezawodności obiektu. Wnioski mogą mieć charakter jednostkowy lub uniwersalny (np. dotyczące wy - branego modelu pompy lub wszystkich systemów chło dze - nia). Mogą być też użyteczne zarówno dla samego opera - tora, jak również dla innych organizacji jak dozór jądrowy, organizacje wsparcia technicznego czy instytuty badawcze. Kompleksowość i wiarygodność informacji dotyczących zdarzenia, które są dostarczane dozorowi jądrowemu, jest wskaźnikiem poziomu kultury bezpieczeństwa w obiekcie. 3. G³ówne elementy krajowego systemu zbierania doœwiadczeñ eksploatacyjnych Systemy zbierania doświadczeń eksploatacyjnych posz - czegól nych krajów różnią się między sobą w różnym stop - niu, jednakże każdy skuteczny system obejmuje następu - jące elementy. Raportowanie zdarzeń w obiektach. Ze względu na okres, w którym dostarczany jest raport, można go po - dzie lić na wstępny, końcowy oraz uzupełniający. Wstęp - ny raport powinien zostać stworzony niezwłocznie po doko naniu wstępnej analizy. Przyczyny, które będą w nim zawarte, niekoniecznie muszą być przyczynami źródłowymi. Raport końcowy powinien określać, czy jest on kompletny, czy też prowadzone będą w dalszym ciągu analizy dotyczące danego zdarzenia, które zosta - ną opisane w raporcie uzupełniającym. Ponadto raport uzupełniający tworzony jest w przypadku, gdy działania naprawcze, określone w głównym raporcie, nie spełnią swojej roli lub pojawią się nowe okoliczności wcześniej nie uwzględnione. Ciągły monitoring zdarzeń. Proces powinien polegać na śledzeniu i weryfikowaniu wszystkich zdarzeń w obiekcie jądrowym. Śledzenie pozwala na wy eli mi no - wanie możliwości, w której zdarzenie zostanie uznane za nieistotne z punktu widzenia bezpieczeństwa (system zakłada, że każde zdarzenie może mieć potencjalny wpływ na bezpieczeństwo obiektu). Weryfikacja zda - rzeń polega na ich podziale na prekursory zdarzeń oraz zdarzenia mające istotne znaczenie dla bez pie czeń stwa jądrowego. W procesie tym nadawane są priorytety, które pozwalają na zoptymalizowanie procesu badania i analizy zdarzeń. Analiza sekwencji poziomów zabezpieczenia. W za - leżności od typu zdarzenia oraz rodzaju raportu, w któ - rym zostanie wykorzystana taka analiza, można podzie - lić je na dwa rodzaje. Doraźne analizy zdarzeń dotyczących bezpieczeństwa wykonywane są na potrze - by wstępnego raportu, jak również w przypadku oceny prekursorów zdarzeń. Wnikliwe analizy pro wa dzo ne są na potrzeby głównego raportu oraz w przypadku oceny sekwencji prekursorów zdarzeń (taka sekwencja trak to - wana jest jako zdarzenie mające istotne znaczenie dla bezpieczeństwa obiektu). Zalecane działania wynikające z oceny zdarzenia. Wnioski, będące wynikiem badania i analizy zdarzenia, mogą być kierowane bezpośrednio do wybranych osób lub organizacji. Mogą one mieć również charakter uniwersalny, co ważne jest przy publikowaniu raportu na forum międzynarodowym. Należy określić czas, po jakim nastąpi weryfikacja skuteczności działań na praw - czych lub też innych zaleceń, oraz formę w jakiej będzie ona przeprowadzona. Pozwala to na ocenę jakości badania i analizy zdarzenia eksploatacyjnego. Uwzględnianie trendów. Jednym ze sposobów opty - malizacji procesów jest eliminowanie czynników, które mają największy udział we wszystkich zd arze niach. Bada nie trendów jest procesem stosowanym do iden ty - fikacji czynników przyczynowych w analizie przyczyn zdarzeń w elektrowni. Czynniki przyczynowe trendu zda rzeń w elektrowni pochodzą z analizy bezpośrednich przyczyn lub przyczyn źródłowych. Doświadczenia, które wynikają z przemysłu, wskazują, że tworzenie tren dów pozwala w pełni wykorzystać informacje z ba - dania nad zdarzeniem i może dostarczyć przy dat nych wskazówek dotyczących kultury bez pie czeństwa w da - nym obiekcie. Rozpowszechnianie i wymiana informacji. Roz pow - szechnianie informacji na temat zdarzeń ułatwia ope ra - torom zwiększanie bezpieczeństwa elektrowni jądro - wych poprzez wskazanie im możliwych do zastosowania działań naprawczych, pochodzących z doświadczenia eksplo atacyjnego innych użytkowników. Polepsza zro - zu mienie przez personel warunków eksplo ata cyj nych oraz charakteru odpowiedzi urządzenia na określone bodźce. Wymiana informacji umożliwia dostawcom podnoszenie jakości swoich produktów. Pozwala zakła - dom, dostarczającym usługi dotyczące serwi so wa nia, na lepsze przygotowanie do realizacji zleconych zadań i przewidywanie potencjalnych pro ble mów. Umożliwia placówkom badawczym łatwiejsze określanie prio ry te - tów swoim badaniom. Ciągłe monitorowanie efektywności działania i dos konalenie programów służących zbieraniu doświadczeń eksploatacyjnych. Pierwsze systemy zbierania doświadczeń eksploatacyjnych opierały się na korespondencyjnym przekazywaniu informacji doty - czą cych awarii i usterek. Wraz z postępem techniki 7
8 Bart³omiej Abramowicz, Mateusz W³ostowski wprowadzono systemy cyfrowe (informacje zapisywane na płytach CD i rozsyłane do użytkowników systemu), a w dalszej kolejności internetowe bazy danych. Uzyskiwanie, przechowywanie i dokumentowanie infor macji w systemie. Dzisiejsze bazy danych pozwa - la ją na łatwą interakcję użytkownika z systemem. Dzięki powszechnemu dostępowi do internetu infor macje doty czące zdarzeń eksploatacyjnych mogą być wpro wa - dzane do systemu niezwłocznie po ich otrzy maniu. W ten sam sposób mogą być też uzyskiwane. Powyższe elementy opisują najważniejsze składowe pro cesu, które powinny być uwzględnione podczas roz - wijania i wdrażania systemu zbierania doświadczeń eksplo - atacyjnych. Operator powinien okresowo dokonywać prze - glądu skuteczności tego procesu. Celem takiego przeglądu jest ocena efektywności całego procesu. Poniższy schemat (rys. 1) przedstawia przykład głównych elementów krajo - wego systemu zbierania doświadczeń eksplo ata cyjnych. Kierownictwo wielu organizacji (m.in. operator, dozór jądrowy) powinno wspólnie zaangażować się w opisany proces, w celu zapewnienia efektywności jego działania. System wykorzystujący zbieranie doświadczeń eksplo - ata cyjnych jest strukturą dwudrogową, tj. zarówno dostar - cza, jak i pobiera informacje. Wewnętrzne doświadczenia eksploatacyjne odnoszą się do procesu, w którym użytkow - nicy obiektu jądrowego uczą się na własnych doświad cze - niach. Jego integralną częścią jest dzielenie się z użytkow - nikami innych obiektów. Zewnętrzne doświad czenia eksploatacyjne odnoszą się do informacji pocho dzących z innych obiektów, które mogą prowadzić do rozwoju działań naprawczych lub prewencyjnych, które zapobiegną ponownemu wystąpieniu zdarzeń. Zaletą wykorzystywania zewnętrznych doświadczeń jest to, że mogą one dostarczać informacji, które nie zostały uwzględnione w procesie analizy bezpieczeństwa. 4. Zaanga owanie dozoru j¹drowego, operatorów oraz innych organizacji w proces zbierania i wymiany doœwiadczeñ eksploatacyjnych Proces tworzenia informacji dotyczących zdarzeń, ano - malii, nietypowych sytuacji i warunków ma swój początek w obiekcie, w którym zostały one zarejestrowane. Zgodnie z procedurami informacje powinny zostać usys te ma ty zo - wane. Jeżeli wstępna analiza wskazuje, że istnieje potrzeba zaangażowania dozoru jądrowego oraz innych organizacji eksploatujących obiekty jądrowe, bądź też instytutów naukowych, projektantów i wykonawców w ten proces, to działania takie powinny zostać podjęte. Jeżeli informacje są wartościowe dla organizacji z innych krajów, powinny zostać przekazane do odpowiednich instytucji między naro - dowych (IAEA, OECD/NEA 1, WANO/INPO 2 ) w celu ich dalszej dystrybucji. Przepływ informacji dotyczących doświadczeń eksploatacyjnych powinien być koordynowa - ny przez instytucje do tego po wołane. Weryfikowanie oraz analizowanie informacji do tyczących zdarzeń to dwa najistotniejsze elementy w prze pływie informacji. Każdy etap procesu roz pow szech niania informacji powinien uwzględniać te elementy. Sposób ten zapewnia, że od - biorcy końcowi otrzymają tylko te informacje, które będą dla nich użyteczne. Szczegółowa procedura rozpowszechniania informacji powinna być opracowywana przez operatora na podstawie wymagań krajowego systemu, stworzonego przez dozór jądrowy. Procedura ta powinna definiować szczegółowo sposób postępowania ze wszystkimi wewnętrznymi i ze - wnętrznymi informacjami na temat zdarzeń eksplo ata cyj - nych w obiektach jądrowych. Powinna również dokładnie określać strukturę systemu zbierania doświadczeń eks plo - atacyjnych, rodzaje wymaganych informacji, sposoby komunikacji, stopień odpowiedzialności grup i organizacji zaangażowanych w proces oraz cele realizacji posz czegól - nych jej elementów. Organizacje zaangażowane w krajowy system zbierania doświadczeń eksploatacyjnych pełnią w nim różne funkcje. Aby system został uznany za efek - tywny, wszyscy uczestnicy muszą znać swoje kom pe tencje i uprawnienia w jego zakresie. Procedura, która to ustanawia, powinna być udostępniona do wglądu dozorowi jądrowemu i, jeżeli przepisy tego wymagają, przez niego zatwierdzana. 5. Relacje miêdzy krajowym i miêdzynarodowym systemem raportowania Skuteczność krajowego systemu zbierania doświadczeń eksploatacyjnych może być znacząco wzmocniona przez powiązanie go z systemami międzynarodowymi. Połącze - nia między krajowym i międzynarodowymi systemami doświadczeń eksploatacyjnych poszerzają bazę źródłową informacji nt. zdarzeń mających znaczenie dla bez pie czeń - stwa, dostarczają wniosków z tych zdarzeń oraz informują o działaniach naprawczych podejmowanych w innych elektrowniach lub innych organizacjach. Członkowie takich międzynarodowych baz danych mogą wzajemnie czerpać korzyści poprzez wymianę doświadczeń, zmniej - szając ryzyko powielania tych samych informacji oraz optymalizując wykorzystanie zasobów. Zwiększenie ilości materiału źródłowego pozwala na uruchamianie różnych programów w dziedzinie doświadczeń eksploatacyjnych, służących do analiz wybranych przypadków (ang. case study). 1 Agencja Energii Jądrowej przy OECD. 2 WANO World Association of Nuclear Operators światowe stowarzyszenie organizacji eksploatujących elektrownie jądrowe; INPO Institute of Nuclear Power Operation. 8
9 Analiza krajowego systemu zbierania doœwiadczeñ eksploatacyjnych Rys. 1. Przyk³adowe elementy krajowego systemu zbierania doœwiadczeñ eksploatacyjnych; Ÿród³o: opracowanie w³asne na podstawie IAEA Safety Standards Series No. NS-R Udział w międzynarodowych systemach zbierania doświadczeń eksploatacyjnych niesie za sobą konieczność opracowania i harmonizacji odpowiednich części krajo - wego systemu. Krajowy system powinien zawierać dokład - ne procedury, które będą wskazywały, jak zarządzać informac jami od momentu ich otrzymania do czasu ich rozpowszechnienia na skalę międzynarodową. Standar do - wy format i zawartość raportów międzynarodowego sys - temu zgłaszania zdarzeń, stworzonego przez IAEA i NEA (ang. Nuclear Energy Agency), mogą być za adap to wane bezpośrednio do krajowego systemu doświadczeń eks plo - atacyjnych. Zabieg taki pozwala na zwiększenie wydajności wymiany informacji między systemem krajowym i między - narodowym. System krajowy powinien uwzględniać możliwość rozważania pewnej formy rankingu zdarzeń ze względu na wartość informacji, jakie są dostarczane do bazy, oraz zasobów niezbędnych do ich oceny. Pozwala to na efek - tywne wykorzystanie środków, jakie mogą być przezna - czone na badanie i analizowanie zdarzenia. Jeżeli ze wstęp nej analizy wynika, iż zasoby krajowe nie są wystar - czające do szczegółowego zbadania zdarzenia, istnieje możliwość wykorzystania środków, jakie daje system międzynarodowy. Raporty wstępnie weryfikowane przez operatora powinny być również przeglądane przez dozór 9
10 Bart³omiej Abramowicz, Mateusz W³ostowski jądrowy, w celu oceny zasadności sięgania po dodatkowe środki. Weryfikacja powinna się składać z oceny kon kret - nego obszaru zastosowania i potencjalnych skutków wpływających na bezpieczeństwo jądrowe oraz oszaco wa - nia potencjału występowania takich zdarzeń w innych obiektach jądrowych. Międzynarodowy system raportowania zdarzeń (IRS) 3 jest zarządzany wspólnie przez IAEA oraz OECD/NEA. Służy on wymianie informacji dotyczących zdarzeń ma - jących znaczenie dla bezpieczeństwa jądrowego, które wystąpiły w obiektach jądrowych. Korzyści z doświadczeń wszystkich krajów mających program jądrowy czerpią wszyscy użytkownicy systemu. IRS został stworzony do tego, aby był skuteczną platformą wymiany ważnych wniosków wyciągniętych z doświadczeń eksploatacyjnych. Są one dostarczane przez wszystkie kraje członkowskie IAEA oraz OECD/NEA. System zgłaszania zdarzeń funkcjonuje na podstawie dobrowolnych zobowiązań państw członkowskich oraz jest zależny od krajowych systemów raportowania, które razem tworzą między naro - dową platformę wymiany informacji. System zgłaszania zda rzeń dostarcza informacji dozorowi jądrowemu i orga - nizacjom wsparcia technicznego, które są wy korzystywane w trakcie prowadzenia kontroli, a także w procesie wyda - wania zezwolenia. Organizacje eksploatujące obiekty jądrowe mają własny system raportowania zdarzeń, zwany systemem raporto wa - nia WANO (ang. World Association of Nuclear Operators). Program doświadczeń eksploatacyjnych WANO stanowi forum dla organizacji zarządzających komercjalnymi obiektami jądrowymi. Jego celem jest wymiana informacji dotyczących zdarzeń, które podobnie jak w innych syste - mach służą zwiększeniu zarówno bezpieczeństwa jądro - wego, jak i niezawodności instalacji. Kryteria raportowania zdarzeń w WANO są zbieżne z kryteriami IRS, jednakże są ukierunkowane ściśle na potrzeby organizacji eksplo - atujących. Dlatego baza zdarzeń WANO może zawierać zdarzenia o profilu różnym od tych, które znajdują się w bazie systemu IRS. IAEA/NEA oraz WANO zobowiązały się do współ pra - cy w niektórych obszarach, w celu zmi ni ma li zo wania możliwości powielania tych samych informacji prze ka zy - wa nych operatorom. Porozumienie pomaga zapewnić powszechne zrozumienie poszczególnych tematów w za - kre sie współpracy przy analizowaniu danych. Obszary te obejmują strukturę kodowania bazy IRS oraz WANO, a tak że wspólne obszary wytycznych i narzędzi wy korzysty - wanych do badania zdarzenia. Literatura 1. International Atomic Energy Agency, Safety Standards Series No. GS-R-1, Legal and governmental infrastructure for nuclear, radia - tion, radioactive waste and transport safety, Vienna International Atomic Energy Agency, Safety Standards Series No. NS-G-2.11, A System for the Feedback od Experience from Events in Nuclear Installations, Vienna International Atomic Energy Agency, Safety Standards Series No. NS-R-2, Safety of Nuclear Power Plants: Operation, Vienna Notka o autorach Bartłomiej Abramowicz Wydział Kontroli Obiektów Jądrowych Departamentu Bezpieczeństwa Jądrowego Państwowej Agencji Atomistyki ( Mateusz Włostowski Wydział Analiz Obiektów Jądrowych Departamentu Bezpieczeństwa Jądrowego Państwowej Agencji Atomistyki ( 3 Incident Reporting System. 10
11 Marcin D¹browski BEZPIECZEÑSTWO J DROWE I OCHRONA RADIOLOGICZNA Dozorowe analizy bezpieczeñstwa Biuletyn dla reaktora informacyjny MARIA Pañstwowej Agencji Atomistyki 3/2014 Dozorowe analizy bezpieczeñstwa dla reaktora MARIA Marcin D¹browski Pañstwowa Agencja Atomistyki Abstrakt Artykuł opisuje niezależne analizy bezpieczeństwa wyko - nane przez Państwową Agencję Atomistyki dla reaktora badawczego MARIA. Celem analiz było sprawdzenie przesłanych przez NCBJ wyników obliczeń w procesie uzyskiwania zgody na eksploatację reaktora z nowym rodza jem paliwa i rozpoczęcie konwersji rdzenia oraz po przeprowadzeniu modernizacji układu pompowego. Dodat kowo dozór jądrowy przeprowadził analizy bez pie - czeństwa najmniej prawdopodobnych awarii dla reaktorów badawczych. 1. Analizy bezpieczeñstwa dla reaktorów badawczych Obecnie analizy bezpieczeństwa dla obiektów jądrowych wykonywane są za pomocą zaawansowanych i spraw dzo - nych kodów komputerowych oraz danych z prze pro wa dzo - nych eksperymentów. Pierwszym etapem przygo to wu - jącym do właściwych obliczeń jest określenie prze wi dy - wanych zdarzeń inicjujących (PZI) awarię, określenie możliwych zjawisk, które mogą zaistnieć podczas awarii i dobranie odpowiedniego kodu obliczeniowego. Drugim etapem jest przygotowanie danych niezbędnych do obli - czeń, tworzenie modeli obliczeniowych i same obliczenia, które często wykonywane są za pomocą więcej niż jednego kodu. Ostatnim etapem jest analiza danych otrzymanych z obliczeń i wyciąganie odpowiednich wniosków. Koń co - wym wynikiem analizy bezpieczeństwa powinny być informacje, czy PZI prowadzi do przekroczenia limitów projektowych albo bezpieczeństwa, następnie, czy pro wa - dzi do uwolnienia izotopów z obiegu pierwotnego i jakie są konsekwencje radiologiczne (dawki) dla obsługi eksplo - atacyjnej reaktora oraz ewentualnie ludności znajdującej się poza obszarem elektrowni jądrowej. Szczegółowa lista PZI, jakie powinny być wzięte pod uwagę przy analizach bezpieczeństwa dla reaktorów badawczych określona jest w dokumentach MAEA, m.in. w Safety of Resaearch Reactors NS-R-4: a) utrata zasilania elektrycznego, b) awarie reaktywnościowe, c) utrata przepływu, d) utrata chłodziwa (ang. Loss of Coolant Accident LOCA), e) błędna obsługa albo awaria sprzętu i komponentów, f) zdarzenia wewnętrzne (tj. zalanie, pożary itp.), g) zdarzenia zewnętrzne (tj. trzęsienia ziemi, zalania, tor - nada itp.), h) błędy ludzkie. 2. Analizy bezpieczeñstwa dla reaktora badawczego MARIA W 2012 roku po zgodzie uzyskanej od Prezesa Państwowej Agencji Atomistyki (PAA) Narodowe Centrum Badań Jądrowych (NCBJ) rozpoczęło konwersję rdzenia reaktora MARIA na paliwo niskowzbogacone. Zgodnie z za twier - dzonym planem paliwo wysokowzbogacone HEU (ang. High Enriched Uranium) o zawartości masowej uranu-235 równej 36% stopniowo wymieniano na paliwo nisko wzbo - ga cone LEU (ang. Low Enriched Uranium) o zawartości masowej uranu-235 mniejszej niż 20%. Nowe paliwo LEU jest podobnej rurowej konstrukcji, ale poprzez zmianę ilości rur paliwowych oraz długości części aktywnej elementów paliwowych zmieniła się powierzchnia wymiany ciepła. Aby odebrać ciepło i zachować podobną tem pe ra - turę wylotową z elementu paliwowego, niezbędne było zwięk szenie przepływu wody przez kanał o 20% do 30 m 3 /h. Ze względu na wymóg większego przepływu przez kanały paliwowe zawierające elementy paliwowe LEU w pewnym momencie konwersji była konieczna wymiana układu pompowego obiegu chłodzenia kanałów paliwo - 11
12 Marcin D¹browski wych na nowy układ pompowy, który umożliwiłby wyższy przepływ wody przez kanały paliwowe. Podczas pracy na mocy reaktora i podczas chłodzenia powyłączeniowego reaktora przy wykorzystaniu starego układu pompowego przepływ w obiegu chłodzenia kanałów paliwowych za pew - niały dwie z czterech pomp głównych (pozostałe dwie stano wiły rezerwę). W skład nowego układu pompowego wchodzą cztery pompy główne i trzy powyłączeniowe. Pod - czas normalnej pracy chłodzenie kanałów paliwowych zapewniane jest przez dwie pompy główne, a dwie pompy powyłączeniowe pracują w bajpasie i w przypadkach wyłą cze nia pomp głównych i reaktora zapewniają chło dze - nie powyłączeniowe. Ze względu na zastosowanie nowego typu paliwa oraz wymianę układu pompowego podczas procesu uzyskiwania zgody od Prezesa PAA na eksploatację reaktora niezbędne było między innymi przeprowadzenie nowych i zak tu ali - zowanie istniejących analiz bezpieczeństwa wchodzących w skład Eksploatacyjnego Raportu Bezpieczeństwa (ERB). Analizy miały na celu udowodnienie, że w stanach eksploatacyjnych i awaryjnych paliwo LEU oraz nowy układ pompowy nie będą stwarzać zagrożenia dla perso - nelu reaktora oraz ludności zamieszkałej w otoczeniu ośrod ka jądrowego Świerk. W związku z konwersją rdzenia na paliwo LEU jednym z wymogów było przeprowadzenie przez NCBJ ponownych analiz awarii wprowadzenia nadmiaru reaktywności oraz utraty przepływu, a dodatkowo dla nowego układu pom po - wego analiz awarii utraty przepływu oraz utraty chłodziwa. W przypadku awarii utraty zasilania elektrycznego reaktor automatycznie wyłącza się, a chłodzenie powyłączeniowe zapewnione jest przez pompy powyłączeniowe powiązane z zasilaniem rezerwowym reaktora, czyli bateriami aku - mulatorów oraz silnikami Diesla i przetwornicami prądu. W przypadku pozostałych zdarzeń inicjujących wpro wa - dzone zostały tylko drobne zmiany. -prze pływowy RELAP5 mod3.3, który otrzymał w ramach programu badawczego CAMP (ang. Code Applications and Maintenance Program) od US.NRC. Kod RELAP5 jest kodem stosowanym początkowo od lat 70. ubiegłego wieku w USA, a obecnie na całym świecie do analiz bez pie - czeństwa dla elektrowni jądrowych oraz reaktorów badaw - czych. Wersja kodu została znacznie ulepszona i obec ne wersje kodu uwzględniają wszystkie za awan so wa ne zjawiska zachodzące w obiegach, w których stosowana jest jedno- albo dwufazowa mieszanina płynów. Dokładniejsze informacje o kodzie RELAP5 zostały opublikowane w biuletynie Bezpieczeństwo Jądrowe i Ochro na Radiologiczna nr 4(90)/2012. Analizy bezpieczeństwa dla reaktora MARIA z pa li - wem LEU składały się z następujących etapów: 1) zebrania szczegółowych danych technicznych do ty - czą cych paliwa LEU, takich jak rysunki techniczne i dokumenty, opisujących specyfikację elementu pali - wowego, w tym właściwości cieplne paliwa i ko szulki (rury) paliwowej, danych dotyczących rozkładu gene - racji ciepła, danych dotyczących charakterystyki neutro nowej elementu oraz współczynników oporu przepływu; 2) stworzenia modelu obliczeniowego w kodzie RELAP5 i wykonania obliczeń dla stanu ustalonego, czyli dla parametrów eksploatacyjnych, a następnie porównania otrzymanych wyników z danymi z systemów moni to ru - jących temperaturę i przepływ w kanałach paliwowych; 3) przeprowadzania i porównania pesymistycznych obli - czeń dla takich przewidywanych zdarzeń inicjujących, jak wprowadzenie nadmiaru reaktywności oraz utrata przepływu Konwersja rdzenia W celu sprawdzenia wyników analiz bezpieczeństwa dostarczonych przez operatora reaktora badawczego NCBJ (pierwszy raz przed rozpoczęciem testowania paliwa LEU w rdzeniu reaktora MARIA oraz drugi przed uru - cho mieniem reaktora po przerwie na modernizację związaną z wyminą układu pompowego) dozór jądrowy poza kontrolą dokumentacji dotyczącej założeń, warun - ków początkowych i brzegowych oraz wyników prze pro wa - dził swoje własne niezależne analizy. Dla reaktora MARIA operator przeważnie używał do obliczeń stworzonego przez niego kodu cieplno -prze pły - wo wego SN oraz w mniejszej mierze kodów ORIGEN do wyznaczania składu izotopowego wypalonego paliwa, kodów REBUS oraz MCNP do wyznaczenia parametrów neutroniki. Dozór jądrowy do przeprowadzenia niezależnych analiz bezpieczeństwa wykorzystał amerykański kod cieplno - Rys. 1. Uproszczony schemat kana³u paliwowego wraz z elementem paliwowym i zaznaczonymi kierunkami przep³ywu podczas normalnej eksploatacji reaktora; Ÿród³o: opracowanie w³asne. 12
13 Dozorowe analizy bezpieczeñstwa dla reaktora MARIA Stworzony model cieplno-przepływowy kanału pali wo - wego dla paliwa LEU w kodzie RELAP5 obejmował roz - dzielenie wody między szczeliny pomiędzy rurami pali wo - wymi, odebranie ciepła od rur paliwowych, wy mie szanie wody w dolnej komorze mieszania kanału, ponowne roz - dzielnie wody i odebranie ciepła od wewnętrznych rur pali - wowych oraz wymianę ciepła pomiędzy podgrzaną wodą a zimną wodą wpływającą do kanału paliwowego. Awaria wprowadzenia nadmiaru reaktywnoœci Dozór jądrowy wykonał obliczenia porównawcze dla wszyst kich możliwych awarii reaktywności, w tym awarii uważanej za najbardziej niebezpieczną przypadku prze - palenia się pręta kontrolnego podczas eksploatacji re ak - tora i spadek pręta poniżej części aktywnej rdzenia re - aktora. Sytuacja ta doprowadzi do krótkotrwałego nagłego wzrostu reaktywności rdzenia. Wzrost reaktywności spowoduje wzrost mocy elementów paliwowych, co do - prowadzi do podniesienia temperatury koszulek pali wo - wych, które na skutek wysokich temperatur mogłyby ulec rozszczelnieniu albo przepaleniu, powodując uwolnienie produktów rozszczepienia znajdujących się w paliwie. Obliczenia porównawcze dozoru potwierdziły, że wzrost mocy zostanie zahamowany przez negatywny tem pe ra tu - rowy współczynnik reaktywności paliwa prowadzący do spadku reaktywności i zmniejszenia mocy. Reaktor zosta - nie wyłączony od sygnału przekroczenia mocy o 120% poprzez wprowadzenie do rdzenia prętów bezpieczeństwa (rys. 2). Na skutek wysokiego ciśnienia panującego w ele - mencie paliwowym (ok. 15 bar) chwilowy wzrost tem pe - ratury (rys. 3) nie spowoduje wystąpienia wrzenia wody pomiędzy rurami elementu paliwowego i awaria ta nie doprowadzi w żadnym stopniu do uszkodzenia koszulki paliwowej i uwolnienia produktów rozszczepienia do obiegu chłodzącego. Rys. 2. Wykres zmian reaktywnoœci dla kodu RELAP5 oraz SN. Zmiana oznacza ca³kowit¹ zmianê re aktyw noœci po wprowadzeniu dodatniej reaktywnoœci i uwzglêd nie niu negatywnej reaktywnoœci od temperatury paliwa ( paliwo ) oraz temperatury wody ( woda ); Ÿród³o: opracowanie w³asne. Rys. 3. Wykres zmian temperatury najcieplejszego punktu koszulki paliwowej, wody na wylocie z elementu paliwo wego ( woda I ) oraz wody na wylocie z kana³u paliwo wego ( woda II ); Ÿród³o: opracowanie w³asne. 13
14 Marcin D¹browski 2.2. Modernizacja uk³adu pompowego Do analiz związanych z modernizacją układu pom po - wego w obiegu chłodzenia kanałów paliwowych re - aktora MARIA stworzony został model obliczeniowy obejmujący: obieg pierwotny chłodzenia kanałów paliwowych (wraz ze wszystkimi siedmioma pompami oraz stabilizatorem ciśnienia), częściowo obieg pierwotny chłodzenia basenu reaktora, tak aby modelować odbiór ciepła do basenu z kanałów paliwowych, bloków berylowych i grafitowych oraz mo - delować zmianę poziomu wody w basenie i działanie zaworów awaryjnego zalewania rdzenia reaktora wodą z basenu 1z100A/B, częściowo obieg wtórny odbierający poprzez wy mien - niki ciepło od obiegów pierwotnych. Ze względu na bardzo szczegółowy model pojedynczego elementu paliwowego oraz ograniczenia programu RELAP5 niemożliwe było stworzenie modelu reaktora pozwalającego prowadzić obliczenia dla każdego z ok. 25 kanałów paliwowych z paliwem LEU. Dlatego też kanały paliwowe z elementami paliwowymi zostały podzielone na cztery grupy względem mocy i przepływu. Podczas po - działu na grupy założono, że najbardziej obciążony ele - ment paliwowy powinien pracować z maksymalną dopusz - czalną mocą równą 1,8 MW, a reszta elementów pali wo - wych powinna pracować z uśrednioną mocą, tak aby całko - wita moc reaktora odpowiadała rzeczywistym warunkom pracy reaktora. Model ten pozwalał na przeprowadzenie analiz dla za - awansowanych awarii, takich jak LOCA i obserwowania zachowania parametrów cieplnych paliwa oraz zachowania systemów bezpieczeństwa dla długich przedziałów czaso - wych. Awaria utraty przep³ywu Utratę przepływu w obiegu pierwotnym chłodzenia ka na - łów paliwowych może spowodować awaria układu pom - powego, kompletna utrata zasilania elektrycznego prowa - dząca do wyłączenia pomp albo zablokowanie przepływu. W przypadku utraty zasilania zewnętrznego reaktor wyłączy się, chłodzenie powyłączeniowe będzie zapew nia - ne przez pompy powyłączeniowe pracujące na zasilaniu z baterii akumulatorów, a następnie jeśli trzeba po - przez generatory prądu z silnikami Diesla. Przy nowo czes - nym systemie sterownia równoczesne wyłączenie wszyst - kich pomp jest bardzo mało prawdopodobnym zdarze - niem, a ze względu na duże średnice rurociągów w obiegu chłodzenia kanałów paliwowych całkowite zablokowanie przepływu jest niemożliwe. Pomimo wyjątkowo małego prawdo podobieństwa tej awarii został przeanalizowany przez dozór jądrowy przypadek, gdy reaktor na skutek połączonych awarii zasilania utracił równocześnie zasilanie zewnętrzne z sieci elektroenergetycznej oraz wewnętrzne z baterii akumulatorów i generatorów prądu. W tym przypadku utrata zasilania spowoduje między innymi zanik napięcia na elektromagnesach pod trzy mu - jących pręty bezpieczeństwa reaktora i automatyczne wyłącze nie reaktora. Ze względu na utratę zasilania wyłączą się wszystkie pompy, co w związku ze stopniowo zanikającym przepływem spowoduje wzrost temperatur wody w szczelinach paliwowych prowadzący do powsta - wania pary. Na skutek generacji ciepła oraz powstawania pary nastąpi konwekcja swobodna, czyli ruch płynu wy - wołany zmianami gęstości. Stopniowo z upływem czasu ciepło powyłączeniowe będzie maleć i proces parowania ustanie, a chłodzenie powyłączeniowe będzie się odbywać na podstawie kon - wekcji swobodnej przy przepływie jednofazowym. Awaria ta nie powinna prowadzić do rozszczelnienia koszulek paliwowych i wydostania się produktów roz szcze pienia, ale ze względu na ograniczenia modelu i kodu obliczeniowego Rys. 4. Wykres zmian temperatury najcieplejszego punktu koszulki paliwowej w przedziale czasu do 25 minut po zaniku przep³ywu. Linia czerwona dla 100% ciep³a po wy³¹czeniowego, a czarna dla 120%; Ÿród³o: opracowanie w³asne. 14
15 Dozorowe analizy bezpieczeñstwa dla reaktora MARIA powinno się bardziej szczegółowo w miarę możliwości badać zachowanie przepływów dwufazowych w elemen - tach paliwowych po wyłączeniu reaktora podczas konwek - cji swobodnej. Wpływ na wyniki i powstanie konwekcji swobodnej mają między innymi ciepło po wyłącze niowe, ilość i rozmieszczenie kanałów paliwowych oraz odbiór ciepła przez basen reaktora. Awaria utraty ch³odziwa (LOCA) Rozerwanie rurociągów doprowadzających wodę do zbiornika ciśnieniowego reaktora w energetyce jądrowej od lat 60. ubiegłego wieku było uważane za jedną z naj - poważniejszych awarii prowadzących do uszkodzenia pali - wa i wydostania się radioaktywnych izotopów do obu dowy bezpieczeństwa. Na podstawie szczegółowych i długo trwa - łych badań oszacowano prawdopodobieństwo naj poważ - niejszej awarii typu LOCA, czyli podwójnego nagłego rozerwania rurociągów prowadzących wodę do rdzenia reaktora w zależności od technologii reaktora na ok do 10 5 reaktorolat. Dla reaktorów badawczych, gdzie występują znacznie mniejsze ciśnienia w rurociągach (dla reaktora jądrowego ok. 155 bar, a dla reaktora badaw - czego MARIA maksymalnie ok. 20 bar), prawdo podo - bieństwo to jest znacznie mniejsze i może wynosić ok reaktorolat. Pomimo tak niskich prawdopodobieństw tej nia pompy 1u6 na skutek sygnałów z obniżenia poziomu wody w zbiorniku stabilizatora ciśnienia, reaktor wyłączy się, a następnie wyłączą się pompy główne. Sytuacja ta doprowadzi do zmniejszenia przepływu oraz ciśnienia w obiegu, a ilość wody tracona przez uszczelnienie znacz - nie zmaleje. Następnie, gdy ciśnie nie w obiegu pierwotnym spadnie poniżej ciśnienia wody w basenie reaktora, otwo - rzą się pasywne zawory bez pieczeństwa 1z100A oraz 1z100B, które umożliwią uzu peł nianie wody w obiegu pierwotnym wodą z basenu re aktora. Pomimo bardzo małego prawdopodobieństwa awarii, dozór jądrowy przy okazji analiz bezpieczeństwa związa - nych z modernizacją układu pompowego prze pro wadził analizy rozerwania rurociągów doprowadzających wodę chłodzącą do kanałów paliwowych. W pierwszej kolejności wykonano obliczenia dla małego rozszczelnienia rurociągu, którego pole powierzchni było większe niż pole przekroju rozszczelnienia dla naj więk - szych uszczelnień w celu zidentyfikowania najbardziej niekorzystnej lokalizacji awarii. Zbadanych zostało pięć lokalizacji oznaczonych na rysunku 5, w tym dwie na ruro - ciągach prowadzących wodę do kanałów paliwowych (nr 1 i 2), dwie prowadzących wodę do pomp (nr 3 i 4) oraz jedna znajdująca się w bajpasie pomp powyłączeniowych (nr 5). Rys. 5. Uproszczony schemat obiegu pierwotnego uk³adu ch³odzenia kana³ów paliwowych reaktora MARIA; Ÿród³o: opracowanie w³asne. awarii zarówno reaktory jądrowe, jak i badawcze są wy - posażone w szereg niezależnych i zwielokrotnionych sys - tem ów bezpieczeństwa, które powinny zapewnić awa ryj ne chłodzenie podczas tej awarii. Dla reaktora MARIA najpoważniejszą rozważaną awarią typu LOCA w Eksploatacyjnym Raporcie Bez pie - czeństwa jest utrata chłodziwa przez uszczelnienia na ruro - ciągach. Dla takich przypadków woda tracona z obiegu pierwotnego chłodzenia kanałów paliwowych uzupełniana jest wodą ze zbiorników zapasu przez dodatkową pompę (oznaczoną jako 1u6). Jeśli wydatek przepływu przez rozszczelnienie będzie większy niż możliwości uzu peł nia - Niezbadane zostały przypadki rozerwania kolektorów znajdujących się w basenie reaktora, ponieważ różnica ciśnień między wodą w basenie a rurociągami jest mniejsza niż 10 bar oraz ewentualna utrata chłodziwa prowadziłaby do wydostania się wody do basenu, z którego po otwarciu zaworów bezpieczeństwa wracałaby do obiegu kanałów paliwowych. Obecnie na świecie analizy bezpieczeństwa wykonuje się metodą konserwatywną z założeniem najbardziej pesymistycznych warunków początkowych i brzegowych oraz metodą najlepszego szacowania z wykorzystaniem, tam gdzie to możliwe, rzeczywistych parametrów eks plo - 15
16 Marcin D¹browski atacyjnych. Awarie typu LOCA dla reaktora MARIA wy - ko nano z konserwatywnymi parametrami, między innymi zakładając: moc reaktora z rozszczepień 18 MW dla rdzenia skła da - jącego się 24 kanałów paliwowych z elementami paliwo - wymi LEU MC, w tym jednego pracującego z maksy - malną dozwoloną mocą z rozszczepień równą 1,8 MW, brak akcji operatorów reaktora w pierwszych mo men - tach awarii, w tym brak uruchomienia jednego z za - worów bezpieczeństwa zalewających kanały paliwowe (1z100), niedziałającą pompę 1u6 uzupełniającą wodę w obiegu chłodzenia kanałów paliwowych, minimalne dozwolone przepływy w kanałach pali wo - wych równe 30 m 3 /h Ma³a awaria LOCA (2,8% powierzchni przekroju ruroci¹gu) Na skutek małego rozszczelnienia rurociągu obiegu chło - dzenia kanałów paliwowych w zależności od lokalizacji reaktor wyłączy się szybko od sygnału niskiego ciśnienia albo od sygnału niskiego poziomu wody w stabilizatorze ciśnienia (sygnał +6.44). Na skutek spadku ciśnienia zosta - nie aktywowany sygnał LOCA, który spowoduje wyłącze - Tabela 1. Sekwencja zdarzeñ dla ma³ej awarii LOCA, wartoœci poda - ne w sekundach. Przypadek Rozszczelnienie Sygna³ wy³¹czenia reaktora 0,1 0,1 0,2 12,9 12,1 Sygna³ ,5 8,0 11,3 12,9 12,1 Sygna³ ,5 132,4 138,9 140,3 127,0 Otwarcie zaworów bezpieczeñstwa 143,8 167,9 175,3 176,8 156,8 nie dwóch pomp głównych i funkcję chłodzenia po wyłącze - niowego przejmą pompy powyłączeniowe pracujące podczas normalnej eksploatacji w bajpasie. Przełączenie pomp na powyłączeniowe spowoduje chwi lowy wzrost temperatury widoczny w pierwszych 20 sekundach oraz równoczesne zmniejszenie ucieczki wody przez roz szczel - nienie. Na skutek ucieczki wody z obiegu poziom wody w stabilizatorze ciśnienia obniży się do poziomu +5,1 metra, co spowoduje wyłączenie jednej z dwóch pomp powyłączeniowych (ok. 130 sekund). Następnie gdy ciśnienie w kolektorach doprowadzających wodę do kanałów paliwowych dostatecznie spadnie, otworzą się automatycznie pasywne zawory bez pie czeństwa 1z100A i 1z100B (ok. 160 s). Po otwarciu zawo rów bezpieczeństwa ucieczka wody z obiegu będzie wynosić w zależności od lokalizacji rozszczelnienia od 10 do 14 kg/s (rys. 5). Wartość ta może być bezpiecznie uzupełniania przez pozos tałe systemy bezpieczeństwa, a woda uciekająca z rozszczelnienia będzie spływała do systemu studzienek i istnieje możliwość wpompowania jej do basenu reaktora. Maksymalna obliczona temperatura aluminiowej koszulki paliwowej wyniesie 163 C (rys. 6) i nie grozi uszkodzenie żadnego z modelowanych ele men tów paliwowych oraz uwolnienie substancji promienio twórczych zawartych w paliwie. Obliczone skoki temperatury w najcieplejszym miejscu koszulki paliwowej dla pięciu zbadanych lokalizacji przed - sta wiono na poniższym wykresie Œrednia awaria LOCA (11,1% powierzchni przekroju ruroci¹gu) Na skutek większego przekroju rozszczelnienia szybkość spadku ciśnienia oraz wydatek ucieczki z obiegu chło dze - nia kanałów paliwowych będzie znacznie większy. Początkowy wydatek ucieczki dla najgorszego przy pad - ku równy 163 kg/s spowoduje znaczne zaburzenie prze - pływu w szczelinach kanałów paliwowych, co przeszkodzi Rys. 6. Wykres zmian wydatku przep³ywu przez rozszczelnienie dla ma³ej awarii LOCA. Cyfry 1 5 oznaczaj¹ lokalizacje z rys. 5; Ÿród³o: opracowanie w³asne. 16
17 Dozorowe analizy bezpieczeñstwa dla reaktora MARIA Rys. 7. Wykres zmian temperatury najcieplejszego punktu koszulki paliwowej dla ma³ej awarii LOCA. Cyfry 1 5 oznaczaj¹ lokalizacje z rys. 5; Ÿród³o: opracowanie w³asne. w odbiorze ciepła powyłączeniowego z rur paliwowych. Dla przypadków rozerwania rurociągu prowadzącego chłodziwo do kolektorów dolotowych do kanałów paliwowych awaria ta spowoduje wystąpienie krytycznego strumienia ciepła na najbardziej obciążonych cieplnie rurach paliwowych elementu paliwowego pracującego z maksymalną mocą. Skok temperatury znacznie prze kro - czy temperaturę topnienia materiału koszulek paliwowych przez około 40 sekund, co spowoduje uszkodzenie koszulek i prawdopodobne częściowe wydostanie się ewentualnych produktów rozszczepienia do obiegu chło - dzenia, a w dalszej kolejności części z nich wraz z wodą przez miejsce rozszczelnienia do pomieszczeń w budynku reaktora. Dla przypadków 3 i 4 wyniki obliczeń były podobne jak dla awarii przy małej powierzchni przepływu i nie wskazywały żadnego zagrożenia. Na skutek otwarcia pasywnych zaworów bez pie czeń stwa 1z100A i 1z100B w ok. 30 sekundzie zostanie przy wrócony normalny przepływ w elementach paliwowych, co doprowadzi do obniżenia temperatur i schłodzenia koszu - lek. Po otwarciu zaworów bezpieczeństwa i wyłącze niu jednej pompy powyłączeniowej przepływ przez roz sz czel - nienie będzie wynosił od 18 do 27 kg/s i nie spo wo duje dalszego zagrożenia dla reaktora i obniżenia się pozio mu wody w basenie reaktora. Dla większych rozmiarów rozszczelnienia czas skoku temperatury koszulki paliwowej powyżej temperatury topnie nia byłby prawdopodobnie dłuższy od 10 s oraz uszkodzeniu uległby nie tylko element paliwowy 1,8 MW, ale również elementy paliwowe pracujące z mocą ok. 1 MW. Jednakże dla wszystkich badanych możliwości na skutek otwarcia zaworów bezpieczeństwa temperatura po ich otwarciu byłaby obniżona i elementy paliwowe po awarii znalazłyby się pod wodą. Izotopy, które wydostałyby się wraz z wodą do obudowy bezpieczeństwa, zostałyby z niej usunięte przez system wentylacji, kierujący powietrze Rys. 8. Wykres zmian temperatury najcieplejszego punktu koszulki paliwowej dla œredniej awarii LOCA. Cyfry 1 4 oznaczaj¹ lokalizacje z rys. 5; Ÿród³o: opracowanie w³asne. 17
18 Marcin D¹browski Tabela 2. Sekwencja zdarzeñ dla œredniej awarii LOCA, wartoœci podane w sekundach. Przypadek Rozszczelnienie Sygna³ wy³¹czenia reaktora 0,002 0,002 0,506 0,505 Sygna³ ,0 5,2 5,04 5,02 Otwarcie zaworów bezpieczeñstwa Maksymalna temperatura koszulki paliwowej Sch³odzenie koszulki paliwowej na filtry wysokiej sprawności, a następnie przez komin do otoczenia. Zgodnie z danymi z Eksploatacyjnego Raportu Bezpieczeństwa dotyczącymi uwolnień, nawet dla tak po - ważnej awarii z uszkodzeniem elementów paliwowych przy pracujących filtrach uwolnienia izotopów nie spowo do - wały by przekroczenia dopuszczalnych dawek dla ludności oraz ludzi pracujących na terenie ośrodka Świerk. 3. Podsumowanie 25,7 30,3 58,5 58,0 36,2 35,0 62,4 53,3 Sygna³ ,8 67,8 58,3 57,8 Przeprowadzone niezależne analizy porównawcze dozoru jądrowego dla przypadków awarii z wprowadzeniem do - dat niej reaktywności potwierdziły bezpieczeństwo re akto - ra na wypadek tych awarii. Dodatkowo zgodnie z zasadą, że powinno się zbadać, jeśli to możliwe, awarie nawet o znikomym prawdopodobieństwie, dozór jądrowy przeprowadził analizy bezpieczeństwa awarii o bardzo małych prawdopodobieństwach. Pomimo różnic w tech no - logii między reaktorami badawczymi a jądrowymi, zdobyta wiedza i doświadczenie podczas obliczeń dla reaktora badawczego MARIA z pewnością będą wykorzystane w przyszłości podczas przeprowadzania niezależnych dozorowych analiz bezpieczeństwa w procesie licen cjo no - wania reaktora jądrowego w Polsce. Literatura Dokładny opis modelu komputerowego, założeń awarii oraz szczegółowych wniosków i wyników został opub li ko - wany w dwóch dokumentach US. NRC: 1. NUREG/IA-0422 Transient Analysis of the Research Reactor MARIA MC Fuel Elements Using RELAP5 Mod 3.3 dotyczący analiz awarii wprowadzenia dodatniej reaktywności oraz zaniku przepływu dla starego układu pompowego ia0422/. 2. NUREG/IA-0443 Research Reactor MARIA Primary Cooling Loop Transient Analysis Using RELAP5 Mod 3.3 dotyczący analiz zaniku przepływu dla nowego układu pompowego, LOCA i utraty źródła odbioru ciepła (heat sink) ia0443/. Notka o autorze Mgr inż. Marcin Dąbrowski starszy specjalista w Wydziale Kontroli Obiektów Jądrowych Departamentu Bezpieczeństwa Jądrowego PAA, odpowiedzialny za kontrole w obiektach jądrowych oraz analizy bezpieczeństwa dla reaktora MARIA. 18
19 Iwona Matujewicz BEZPIECZEÑSTWO J DROWE I OCHRONA RADIOLOGICZNA Kontrola dozorowa wymagania Biuletyn nowej Dyrektywy informacyjny BSS Pañstwowej Agencji Atomistyki 3/2014 Kontrola dozorowa wymagania nowej Dyrektywy BSS Iwona Matujewicz Pañstwowa Agencja Atomistyki Przedstawiany tekst stanowi kontynuację artykułu z Biu le - tynu 2/2014 i traktuje o wymaganiach stawianych kontroli dozorowej zawartych w nowej Dyrektywie Rady 2013/59/EURATOM z dnia 5 grudnia 2013 r. Dyrektywa ta ustanawia podstawowe normy bezpieczeństwa w celu ochrony przed zagrożeniami wynikającymi z narażenia na działanie promieniowania jonizującego (tzw. Dyrektywa BSS, ang. Basic Safety Standards) oraz uchyla dyrektywy 89/618/EURATOM, 90/641/EURATOM, 97/143/EURATOM, 96/29/EURATOM i 2003/122/ EURATOM. Jak już wspomniano w poprzednim artykule, jednym z istotniejszych elementów przepisów Dyrektywy jest wpro wadzenie zgodnie z publikacją ICRP nr 103 nowego podejścia w ochronie radiologicznej, roz róż nia - jącego trzy różne typy sytuacji narażenia: istniejącego sytuacja, która już istnieje w momencie podjęcia decyzji dotyczącej jej kontroli i która nie wymaga lub przestała wymagać podjęcia nagłych działań; wynika z miejsca przebywania, a nie z prowadzonej działal - ności; planowanego planowana eksploatacja źródła (w tym narażenie załóg samolotów); wyjątkowego (awaryjnego) sytuacja wymagająca pod - ję cia pilnych działań w celu jej kontroli. W sytuacjach narażenia istniejącego i wyjątkowego nowa Dyrektywa BSS wprowadza tzw. poziomy refe ren - cyjne (odniesienia) (ang. reference level), dzięki którym możliwe jest zapewnienie ochrony osób potencjalnie na ra - żonych w taki sam sposób, jak w przypadku sytuacji nara - że nia planowanego, gdzie stosuje się dawki graniczne i ogra niczniki dawek w celu optymalizacji narażenia. System kontroli dozorowej został oparty na tzw. stop - niowanym podejściu (ang. graded approach), pro por cjo nal - nym do skali i prawdopodobieństwa narażenia. Poza tym, oprócz zgłoszenia i zezwolenia na działalność związaną z wykorzystaniem promieniowania jonizującego, wpro wa - dza się rejestrację, która stanowi nową formę upraw nie - nia dla działalności związanych z umiarkowanym nara - żeniem. Stopniowane podejœcie Art. 24 nowych BSS zobowiązuje państwa członkowskie do objęcia działalności związanych z wykorzystaniem pro mie - niowania jonizującego kontrolą dozorową proporcjonalną do stopnia i prawdopodobieństwa narażenia, a także współ mierną do jej wpływu na zmniejszenie narażenia lub poprawę bezpieczeństwa radiologicznego. Kontrola dozorowa może się ograniczać jedynie do zgłoszenia (ang. notification) i związanych z nim od po - wiednio częstych inspekcji. W tym celu państwa człon - kowskie mogą ustalić kryteria wyłączeń (ang. exemption) danej działalności z uprawnień (ang. authorization), opie - rając się na ogólnych wytycznych zawartych w Załączniku VII; w przypadku umiarkowanej ilości materiału usta - lo nej przez państwa członkowskie wartości stężenia pro - mieniotwórczego zawarte w Załączniku VII, Tabeli B, kolum nie 2 mogą posłużyć do wyznaczenia tych kryteriów. Natomiast zgłoszone działalności, które nie spełniają wy - mo gów wyłączeń z uprawnień, podlegają rejestracji (ang. registration) lub obowiązkowi uzyskania zezwolenia (ang. licensing), adekwatnie do stopnia i prawdo podo bieństwa narażenia. Zg³oszenie Zgodnie z definicją zawartą w nowych BSS, zgłoszenie jest to przedłożenie organowi kompetentnemu informacji o za miarze wykonywania działalności objętej wymogami Dyrektywy. Według art. 25 nowej Dyrektywy państwa członkowskie zapewniają objęcie zgłoszeniem wszystkich uzasadnionych działalności, włączając działalności z naturalnie występu - 19
20 Iwona Matujewicz jącym materiałem promieniotwórczym (ang. Naturally Occurring Radioactive Material, NORM), określonymi w Załączniku VI, a w szczególności: produkcja ropy nafto - wej i gazu ziemnego, energii geotermalnej, nawozów fos fo - rowych, kwasu fosforowego, surówki żelaza, cementu, przemysł cyrkonu, filtrowanie wód gruntowych, elektrow - nie węglowe, kopalnictwo rud innych niż ruda uranu. Zgło - szenia danej działalności należy dokonać przed jej roz - poczęciem, a w przypadku już istniejących działalności niezwłocznie po wejściu w życie niniejszego wymogu. Działalności z wykorzystaniem promieniowania joni zu - jącego mogą być zwolnione z wymogu ich zgłaszania zgod - nie z art. 26 Dyrektywy, o czym będzie mowa w dalszej części artykułu poświęconej wyłączeniom z kontroli dozo - rowej. Obowiązkiem państw członkowskich jest również objęcie zgłoszeniem miejsc pracy, w których średnie roczne stężenie radonu przekracza poziom referencyjny (300 Bq/m 3 ) oraz sytuacji narażenia istniejącego, które zarządzane są jako sytuacje narażenia planowanego na podstawie art. 100 ust. 3 Dyrektywy. Chodzi tu głównie o narażenie na promieniowanie jonizujące, którego nie można pominąć z punktu widzenia ochrony radiologicznej, a wynikające ze skażenia terenu, zaistniałego wskutek pro - wa dzenia na nim w przeszłości działalności z wy korzys ta - niem promieniowania jonizującego lub zdarzenia radia - cyjnego oraz występowania naturalnych źródeł promie nio - wania (radon, promieniowanie gamma od materiałów budowlanych). W przypadku działalności z NORM, gdy mimo speł nie - nia warunków wyłączeń z kontroli dozorowej ist nie je prawdopodobieństwo, że dana działalność może pro wadzić do obecności naturalnie występujących izo to pów pro mie - niotwórczych w wodzie w ilościach mogących wpły nąć na jakość wody pitnej lub na wszelkie inne drogi nara żenia w stopniu, którego nie można pominąć z punktu widzenia ochrony radiologicznej, organ dozorowy może objąć taką działalność obowiązkiem zgłoszenia, biorąc pod uwagę wymagania tzw. dyrektywy wodnej (2013/51/EURATOM). Wy³¹czenia z kontroli dozorowej Nowe przepisy BSS wprowadzają bardziej zaostrzone niż dotychczas jeżeli chodzi o aktywność i stężenie pro mie - niotwórcze poziomy wyłączeń (ang. exemption levels) z kontroli dozorowej, zgodne z zaleceniami MAEA. Zgodnie z art. 26 nowej Dyrektywy działalności z pro - mieniowaniem jonizującym nie podlegają obowiązkowi zgłaszania, jeżeli: aktywność całkowita materiału promieniotwórczego nie przekracza wartości wyłączeń zawartych w Załączniku VII, Tabeli B, kolumnie 3 (wartości dotychczasowe) lub wartości wyższych, ustalonych przez urząd dozorowy dla szczególnych zastosowań lub stężenie promieniotwórcze nie przekracza wartości wy - łączeń z Załącznika VII, Tabeli A (nowe wartości, niż - sze od dotychczasowych). Pozostałe obowiązujące wymagania dotyczące wyłączeń nie zostały zmienione zapisami nowej Dyrektywy. Zwolnienia z kontroli dozorowej Poziomy zwolnień (ang. clearance levels), stanowiące wartości stężenia promieniotwórczego, są to poziomy, poniżej których materiały powstające w wyniku pro wa - dzenia działalności objętej zgłoszeniem lub uprawnieniem (rejestracja lub zezwolenie) mogą być wyjęte spod wy - magań Dyrektywy. W przeciwieństwie do obowiązującej Dyrektywy 96/29/EURATOM, w której pozostawiono państwom członkowskim ustalenie wartości poziomów zwolnień, nowa Dyrektywa BSS wprowadza ścisłe wartości dla tych poziomów w przypadku materiałów stałych. Art. 30 nowych BSS stanowi, że materiały pro mie nio - twórcze, które mają być unieszkodliwione, przeznaczone do recyklingu lub ponownego wykorzystania, mogą być zwolnione z kontroli dozorowej, jeżeli wartości stężenia promieniotwórczego: w materiałach stałych nie przekraczają wartości zwol - nień określonych w Załączniku VII, Tabeli A lub są zgodne z określonymi w prawodawstwie krajowym poziomami zwolnienia, wyznaczonymi na podstawie ogól nych wymagań dotyczących wyłączeń i zwolnień zawartych w Załączniku VII. W pozostałych przypadkach zgodnie z art. 30 uniesz - kodliwienie, recykling lub ponowne wykorzystanie mate - ria łów promieniotwórczych powstałych w wyniku wszel - kich uprawnionych działalności podlegają upraw nie - niom. W przypadku zwolnień z kontroli dozorowej ma te ria - łów zawierających naturalnie występujące izotopy pro mie - niotwórcze, powstałe w wyniku uprawnionej działal - ności, w której naturalne materiały pro mie nio twór cze były przetwarzane ze względu na ich promie nio twór cze, roz - szczepialne lub paliworodne właściwości, poziom zwol - nienia odpowiada kryteriom dawek od materiałów zawie - rających sztuczne radioizotopy, tzn. musi być ustalony tak, by dawka efektywna od zwolnionego materiału, którą może otrzymać osoba z ogółu ludności, nie przekroczyła wartości 10 mikrosiwertów na rok. Uprawnienia rejestracja i zezwolenie Rejestracja (ang. registration) jest formą uprawnienia udzie lo ną przez właściwy organ lub udzieloną na mocy prawo dawstwa krajowego na prowadzenie działalności 20
ROZPORZĄDZENIE RADY MINISTRÓW z dnia.. 2011 r. Projekt z dnia 1 września 2011 r. w sprawie zakresu i sposobu przeprowadzania analiz bezpieczeństwa przeprowadzanych przed wystąpieniem z wnioskiem o wydanie
PLO100824 ANALIZA TERMODYNAMICZNA PRZEBIEGU AWARII ROZSZCZELNIENIOWE J W UKŁADZIE Z REAKTOREM WODNYM CIŚNIENIOWYM
PLO00824 ANALIZA TERMODYNAMICZNA PRZEBIEGU AWARII ROZSZCZELNIENIOWE J W UKŁADZIE Z REAKTOREM WODNYM CIŚNIENIOWYM Adam Fic, Jan Składzień, Janusz Skórek Instytut Techniki Cieplnej, Politechnika Śląska,