mgr inż. Władysław Kiełbasa - Hydroenergo 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 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

Code of Federal Regulations (10CFR50) 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) 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 Wytyczne Dozoru Jądrowego (wytyczne techniczno-organizacyjne Prezesa PAA) 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+ 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 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)

Tu najważniejsze dla nas są normy dotyczące projektowania: 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, przewidywanych zdarzeniach eksploatacyjnych i podczas awarii projektowych, uwzględnione w projekcie obiektu jądrowego, zgodnie z ustalonymi kryteriami projektowania i przy zachowawczym podejściu Przewidywane zdarzenia eksploatacyjne (zakłócenie / incydent): proces 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 jądrowego zgodnie z ustalonymi wymaganiami projektowania, w których uszkodzenie paliwa oraz uwolnienia substancji promieniotwórczych są utrzymywane w ustalonych granicach Rozszerzone warunki projektowe: zbiór sekwencji awarii poważniejszych niż awarie projektowe, przy których uwolnienia substancji promieniotwórczych mieszczą się w akceptowalnych granicach, uwzględniony w projekcie obiektu jądrowego z zastosowaniem analizy 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

Probabilistyczne cele bezpieczeństwa: 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

Fundamentalne funkcje bezpieczeństwa: Najważniejsze wymagania bezpieczeństwa w projekcie rozporządzenia „projektowego” c.d. (spójne z MAEA i EUR) Fundamentalne funkcje bezpieczeństwa: Sterowanie reaktywnością Odprowadzanie ciepła z reaktora, przechowalnika wypalonego paliwa jądrowego lub magazynu świeżego paliwa jądrowego 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” 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) Dokument „EUR”: European Utility Requirements for LWR Nuclear Power Plants, Rev. C, 2001

Zawartość „dokumentu EUR” Tom 1: Główne założenia i cele (Volume 1. Main Policies and Objectives) Tom 2: Uogólnione wymagania dla części jądrowej (Volume 2. Generic Nuclear Island Requirements) – najważniejsza część „EUR” Tom 3: Zastosowanie EUR do konkretnych projektów (Volume 3. Application of EUR to Specific Designs) Tom 4: Wymagania dotyczące elektrowni (Volume 4. Power Generation Plant Requirements).

Jeden z 39 rozdziałów „dokumentu EUR”: „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) 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)

Kategoria bezpieczeństwa 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 nie Stosowanie przepisów i norm jądrowych Kwalifikacja urządzenia / konstrukcji Kontrola eksploatacyjna / okresowe próby Kwalifikacja sejsmiczna Dane niezawodnościowe

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 budowlano-montażowe 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!