Comunica experienta
MonitorulJuridic.ro
Email RSS Trimite prin Yahoo Messenger pagina:   GHID din 4 iulie 2017  privind formatul-cadru şi conţinutul raportului final de securitate nucleară pentru reactoarele de cercetare    Twitter Facebook

 GHID din 4 iulie 2017 privind formatul-cadru şi conţinutul raportului final de securitate nucleară pentru reactoarele de cercetare

EMITENT: Comisia Naţională pentru Controlul Activităţilor Nucleare
PUBLICAT: Monitorul Oficial nr. 561 din 14 iulie 2017


──────────
    Aprobat prin Ordinul nr. 143 din 4 iulie 2017, publicat în Monitorul Oficial, Partea I, nr. 561 din 14 iulie 2017.
──────────

    CAP. I
    Domeniu, scop, definiţii
    SECŢIUNEA 1
    Domeniu şi scop
    ART. 1
    (1) Prezentul ghid este emis în conformitate cu prevederile Legii nr. 111/1996 privind desfăşurarea în siguranţă, reglementarea, autorizarea şi controlul activităţilor nucleare, republicată, cu modificările şi completările ulterioare.
    (2) Prin prezentul ghid se stabilesc recomandările Comisiei Naţionale pentru Controlul Activităţilor Nucleare, denumită în continuare CNCAN, privind formatul-cadru şi conţinutul raportului final de securitate nucleară pentru fazele de punere în funcţiune şi exploatare ale unui reactor de cercetare.

    ART. 2
    (1) Recomandările din prezentul ghid se aplică atât titularilor, cât şi solicitanţilor de autorizaţie pentru fazele de punere în funcţiune şi exploatare ale unui reactor de cercetare.
    (2) Recomandările din prezentul ghid se pot aplica şi fazelor de amplasare şi construcţie ale unui reactor de cercetare, după caz, conform cerinţelor stabilite de CNCAN în procesul de autorizare.
    (3) Recomandările din prezentul ghid se aplică şi reactoarelor de putere zero, ansamblurilor subcritice, dispozitivelor experimentale şi instalaţiilor de testare care conţin materiale nucleare, utilizate în scopuri de cercetare, după caz, conform cerinţelor stabilite de CNCAN în procesul de autorizare.

    SECŢIUNEA a 2-a
    Definiţii şi abrevieri
    ART. 3
    (1) Termenii utilizaţi în prezentul ghid sunt definiţi în normele de securitate nucleară emise de CNCAN.
    (2) Reactorul de cercetare este denumit în continuare prin abrevierea RC.
    (3) Raportul final de securitate nucleară este denumit în continuare prin abrevierea RFS.
    (4) Sistemul primar de transport al căldurii este denumit prin abrevierea SPTC.
    (5) Abrevierea SSCE se utilizează pentru a face referire în mod generic la sistemele, structurile, componentele şi echipamentele unei instalaţii nucleare, inclusiv software-ul pentru sistemele de instrumentaţie şi control.

    CAP. II
    Recomandări generale privind formatul-cadru şi conţinutul RFS
    ART. 4
    (1) Formatul-cadru şi conţinutul RFS pentru reactoarele de cercetare, recomandat de CNCAN, se regăsesc în anexa nr. 1 la prezentul ghid, împreună cu liniile directoare privind conţinutul diferitelor capitole ale RFS.
    (2) Fiecare capitol al RFS va conţine o listă completă a tuturor documentelor menţionate ca referinţe bibliografice în cadrul capitolului respectiv.
    (3) RFS va conţine schemele, diagramele şi desenele tehnologice necesare pentru înţelegerea funcţionării RC şi a SSCE aferente acestuia.
    (4) Titularul de autorizaţie poate să utilizeze un format de RFS diferit de cel recomandat prin prezentul ghid, cu condiţia să identifice clar corespondenţa între capitolele din RFS şi cele recomandate în ghid şi să demonstreze că RFS conţine toate informaţiile relevante.

    ART. 5
    (1) RFS se elaborează pentru fiecare RC în parte, ca un document de sine stătător.
    (2) Anumite capitole din RFS, cum ar fi capitolele 1, 2, 3, 4, 11, 12, 13, 14, 18, 19 şi 20, pot să fie comune pentru RC aflate pe acelaşi amplasament şi sub controlul aceluiaşi titular de autorizaţie. Atunci când se elaborează capitole de RFS comune pentru mai multe instalaţii nucleare, se vor evidenţia orice diferenţe relevante între proiectele RC şi/sau între modurile de exploatare a acestora; dacă este necesar se vor aloca subcapitole dedicate pentru fiecare RC în parte.
    (3) SSCE cu funcţii de securitate nucleară utilizate în comun de două sau mai multe RC vor fi tratate în RFS al fiecărui RC în parte, cu specificarea clară a părţilor comune.

    CAP. III
    Recomandări privind analizele de securitate nucleară pentru RC
    ART. 6
    În cazul analizelor de securitate, RFS va conţine şi analiza interacţiunii dintre RC aflate pe acelaşi amplasament, inclusiv a impactului pe care îl poate avea un accident survenit la un RC asupra unui alt RC sau asupra altor instalaţii nucleare de pe amplasament, inclusiv pentru situaţii de accident iniţiate de o cauză comună; această prevedere este valabilă şi pentru analiza consecinţelor accidentelor care se pot produce la alte instalaţii nucleare sau unităţi de servicii din afara instalaţiilor RC, care se găsesc pe acelaşi amplasament.

    ART. 7
    Datele de intrare specifice utilizate în evaluarea caracteristicilor amplasamentului, precum şi cele utilizate în analizele de hazard vor fi evaluate periodic şi reactualizate, după caz, în funcţie de specificul, amploarea şi dinamica modificărilor care afectează fiecare categorie de date în parte.

    ART. 8
    (1) Anexa nr. 2 la prezentul ghid conţine exemple tipice de evenimente luate în considerare în analizele de securitate nucleară.
    (2) Excluderea din analizele de securitate nucleară pentru RC a anumitor evenimente sau tipuri de evenimente de genul celor enumerate în anexa nr. 2 la prezentul ghid este acceptabilă în baza unei justificări adecvate. Justificările acceptabile includ demonstraţii ale imposibilităţii fizice de producere a unor astfel de evenimente sau analize cantitative de risc care să arate că excluderea acestor evenimente din bazele de proiectare are un efect neglijabil asupra securităţii nucleare.

    ART. 9
    Se recomandă ca scopul, domeniul, amploarea şi gradul de detaliu al analizelor de securitate nucleară să reflecte o abordare gradată, ţinând cont de următorii factori:
    a) puterea RC;
    b) tipul de combustibil nuclear şi compoziţia chimică a acestuia;
    c) cantitatea şi gradul de îmbogăţire a materialelor fisile şi fisionabile;
    d) inventarul/cantitatea de materiale radioactive/produşi de fisiune din RC şi dispozitivele experimentale aferente, compoziţia izotopică şi activitatea totală;
    e) instalaţiile de stocare a combustibilului nuclear uzat aferente RC, sistemele care conţin fluide sub presiune, sistemele de încălzire şi sistemele de depozitare a substanţelor inflamabile, care pot afecta securitatea nucleară a RC;
    f) tipul şi masa moderatorului, a reflectorului şi a agentului primar de răcire a RC;
    g) cantitatea de reactivitate care poate fi introdusă şi rata de inserţie a reactivităţii, controlul reactivităţii şi caracteristicile de securitate nucleară, atât cele intrinseci, cât şi cele special prevăzute prin proiect;
    h) proiectul anvelopei de protecţie a RC sau alte structuri/măsuri de reţinere a produşilor de fisiune care ar putea fi eliberaţi în condiţii de accident în clădirea RC;
    i) utilizarea RC, pentru teste şi experimente şi/sau pentru producţia de radioizotopi;
    j) localizarea amplasamentului, potenţialele evenimente externe extreme de origine naturală sau datorate altor instalaţii şi activităţi umane din vecinătatea amplasamentului şi caracteristicile emisiilor gazoase şi lichide de materiale radioactive în condiţii de accident;
    k) proximitatea aşezărilor umane şi fezabilitatea implementării planurilor de răspuns la situaţii de urgenţă.


    ART. 10
    Se recomandă ca revizuirea şi actualizarea RFS să se facă cel puţin o dată la 10 ani, cu ocazia revizuirii periodice a securităţii nucleare.

    ART. 11
    Documentele de referinţă menţionate în anexa nr. 3 la prezentul ghid reprezintă standarde şi ghiduri privind bune practici recunoscute pe plan internaţional şi se recomandă ca acestea, precum şi orice nouă revizie a acestora să fie luate în considerare de către titularul de autorizaţie, în vederea elaborării, actualizării şi îmbunătăţirii RFS pentru RC.

    CAP. IV
    Prevederi generale privind utilizarea ghidului
    ART. 12
    Aplicarea recomandărilor din prezentul ghid se verifică de către CNCAN în cadrul procesului de autorizare pentru fazele de punere în funcţiune şi exploatare, respectiv în cadrul procesului de reînnoire a unei autorizaţii de exploatare.

    ART. 13
    Se recomandă ca în termen de un an de la intrarea în vigoare a prezentului ghid, titularii de autorizaţie pentru RC aflate în faza de exploatare să stabilească un plan de acţiuni cu măsurile necesare pentru alinierea la noile recomandări privind formatul-cadru şi conţinutul RFS.

    ART. 14
    Anexele nr. 1, 2 şi 3 fac parte integrantă din prezentul ghid.

    ANEXA NR. 1
    la ghid
    Formatul-cadru şi conţinutul raportului final de securitate nucleară pentru reactoarele de cercetare
    CAP. 1
    Introducere şi descrierea generală a reactorului de cercetare
    Acest capitol include următoarele informaţii:
    a) sumarul informaţiei conţinute în RFS şi în principalele documente de referinţă care stau la baza elaborării RFS;
    b) descrierea generală a RC, principalele caracteristici tehnice şi moduri de operare, precum şi domeniul avut în vedere pentru utilizarea RC;
    c) programul de experimente;
    d) o scurtă prezentare a etapelor de realizare a RC, de la obţinerea autorizaţiei de amplasare şi până în prezent; istoricul operării RC; pentru reactoarele existente este recomandată prezentarea pe scurt a experienţei de operare a RC, precum şi a modificărilor majore de proiect realizate în timp;
    e) comparaţia cu proiectele similare de reactoare aflate în operare în România sau în alte ţări;
    f) informaţii despre deţinătorul/titularul de autorizaţie al RC, descrierea organizaţiei responsabile pentru punerea în funcţiune, respectiv pentru exploatarea RC, precum şi a organizaţiilor principalilor contractori;
    g) o scurtă prezentare a principiilor de securitate adoptate pentru proiectarea, construcţia şi operarea RC şi criteriile de acceptare utilizate în analizele de securitate nucleară;
    h) lista completă a tuturor standardelor, codurilor, normelor, reglementărilor şi ghidurilor tehnice utilizate la proiectarea, construcţia, punerea în funcţiune şi, respectiv, exploatarea RC, cu precizarea ediţiei aplicabile;
    i) analiza conformităţii cu legislaţia şi actele normative naţionale relevante aflate în vigoare, cu identificarea secţiunilor din RFS care conţin evaluările SSCE ale RC şi articolele aplicabile din normele de securitate nucleară emise de CNCAN;
    j) identificarea diferenţelor semnificative între ediţia precedentă a RFS şi ediţia curentă;
    k) lista modificărilor de proiect cu implicaţii de securitate nucleară implementate de la ediţia precedentă a RFS transmisă la CNCAN şi secţiunile din ediţia curentă a RFS care conţin actualizările aferente;
    l) stadiul implementării acţiunilor corective rezultate din cea mai recentă revizuire periodică a securităţii nucleare şi/sau din alte evaluări majore de securitate nucleară finalizate de la ediţia precedentă a RFS, inclusiv lista modificărilor de proiect cu implicaţii de securitate nucleară propuse sau planificate pentru implementare.

    CAP. 2
    Obiective de securitate şi cerinţe inginereşti de proiectare
    Acest capitol al RFS identifică, prezintă şi descrie următoarele:
    a) filozofia de securitate nucleară care stă la baza proiectului RC;
    b) obiectivele de securitate nucleară şi cerinţele inginereşti de proiectare ale SSCE cu funcţii de securitate nucleară;
    c) modul în care se implementează conceptul de protecţie în adâncime; conformitatea cu criteriile generale de proiectare pentru RC;
    d) clasificarea SSCE, în scopul analizei sau proiectării, precum calificarea seismică sau securitatea nucleară, bazele clasificării şi lista claselor; încadrarea SSCE cu funcţii de securitate nucleară în categorii şi/sau clase de securitate nucleară;
    e) criteriile de proiectare pentru protecţia SSCE cu funcţii de securitate nucleară la evenimente externe;
    f) metodele de proiectare şi analiză a structurilor, sistemelor şi componentelor, inclusiv a programelor de calcul şi experimentelor de testare şi analiză utilizate, după caz;
    g) cerinţele de proiectare pentru protecţia la incendiu în clădirea RC;
    h) calificarea componentelor pentru a rezista la factori de mediu precum vibraţii, dilatarea termică, radiaţii ionizante, coroziune, efecte dinamice, încărcări mecanice şi din presiune, temperatură, umiditate, abur, apă, substanţe chimice; testele şi analizele de calificare sunt de asemenea descrise în acest capitol;
    i) analizele de pericol/hazard ca suport pentru proiectare;
    j) metodologia, codurile de calcul şi ghidurile folosite pentru efectuarea analizelor; concluziile şi rezultatele analizelor şi cerinţele derivate din acestea, pentru:
    - pericolul de incendiu;
    – pericolul de explozii;
    – hazardul seismic;
    – pericolul de inundaţii externe;
    – pericolul de inundaţii interne;
    – impactul ruperii conductelor care transportă fluide sub presiune;
    – protecţia împotriva efectelor tip proiectil, după caz;
    – impactul fenomenelor meteorologice extreme;
    – impactul evenimentelor cauzate de activităţi umane/activităţi industriale din vecinătatea amplasamentului, cum ar fi: nori de gaz; explozii; interferenţe electromagnetice; căderi de avioane de diferite categorii.


    CAP. 3
    Caracteristicile amplasamentului
    Acest capitol include informaţii referitoare la:
    a) geografia şi demografia amplasamentului; descrierea amplasamentului şi a limitelor acestuia;
    b) graniţele pentru stabilirea limitelor evacuărilor de efluenţi; definirea zonei de excludere şi controlul acesteia; definirea şi monitorizarea zonei de populaţie redusă;
    c) condiţiile meteorologice regionale şi locale, monitorizarea acestora şi modul în care sunt acestea reflectate în analizele de securitate nucleară pentru RC;
    d) caracterizarea hidrologică a amplasamentului;
    e) caracterizarea geologică, seismologică şi geotehnică a amplasamentului;
    f) obiectivele economice, instalaţiile industriale, depozite, căile de transport terestru, naval şi aerian, obiectivele militare aflate în apropierea amplasamentului şi impactul potenţial al acestora asupra funcţionării RC în condiţii de siguranţă;
    g) evaluarea riscului asociat pericolelor externe specifice pentru amplasamentul RC, inclusiv a riscului asociat potenţialelor evenimente externe extreme, care depăşesc bazele de proiectare definite; informaţiile privind rezultatele acestei evaluări se pot prezenta în cap. 4, în subcapitolul dedicat analizelor de hazard/pericol;
    h) aspectele radiologice ale amplasamentului, în particular aspectele biologice legate de transferul de materiale radioactive la populaţie;
    i) dispersia materialului radioactiv în aer, în apa de suprafaţă şi subterană;
    j) caracteristicile luate în considerare în planurile de răspuns la situaţii de urgenţă, inclusiv pentru situaţiile care ar necesita evacuarea populaţiei din vecinătatea RC;
    k) descrierea programului de monitorizare a caracteristicilor amplasamentului pentru fazele de punere în funcţiune şi exploatare;
    l) strategia de monitorizare a parametrilor amplasamentului consideraţi în analizele de amplasament, ce pot fi afectaţi de evenimente externe, pentru prevenirea şi atenuarea efectelor evenimentelor externe asupra amplasamentului.
    Caracteristicile amplasamentului descrise şi analizate în acest capitol cuprind atât caracteristicile actuale, cât şi cele estimate pentru toată durata de viaţă iniţială şi extinsă a CR, după caz.


    CAP. 4
    Proiectarea clădirilor şi structurilor importante pentru securitatea nucleară
    Acest capitol include informaţii referitoare la:
    a) proiectarea clădirilor, structurilor şi sistemelor interne ale RC, precum piscina reactorului, sistemele interne, structurile-suport, macarale, sistemele de ventilaţie; standardele şi codurile utilizate la proiectare;
    b) punerea în evidenţă a acelor caracteristici ale clădirii RC care contribuie la menţinerea expunerii la radiaţii ionizante pe amplasament şi în afara acestuia la un nivel acceptabil pentru toate stările de operare;
    c) proiectarea şi operarea sistemelor de ventilaţie şi cerinţele pentru performanţa clădirii reactorului în reţinerea materialelor radioactive eliberate în caz de tranzienţi anticipaţi în exploatare şi accidente, inclusiv ratele de schimb al aerului pentru diferite moduri de funcţionare ale sistemelor de ventilaţie;
    d) definirea bazei de proiectare a clădirilor şi structurilor interne, împreună cu bazele proiectării penetraţiilor prin clădire, cum ar fi ecluzele, uşile, penetraţiile pentru cabluri etc., având în vedere rezistenţa lor la evenimente interne şi externe;
    e) protecţia clădirilor şi structurilor interne ale RC împotriva efectelor datorate fenomenelor externe naturale, inclusiv proiectarea antiseismică;
    f) protecţia clădirilor şi structurilor interne ale RC împotriva efectelor de tip proiectil;
    g) protecţia clădirilor şi structurilor interne ale RC împotriva incendiilor interne;
    h) protecţia clădirilor şi structurilor interne ale RC împotriva inundaţiilor din surse interne şi externe;
    i) protecţia clădirilor şi structurilor interne ale RC împotriva condiţiilor de mediu ce pot apărea în timpul operării normale sau în situaţii de accident;
    j) protecţia clădirilor şi structurilor interne ale RC împotriva efectelor dinamice şi a forţelor de jet care pot fi produse ori cauzate indirect de ruperea conductelor de energie ridicată;
    k) protecţia clădirilor şi structurilor interne ale RC împotriva evenimentelor externe ce pot fi cauzate de activităţi umane;
    l) criteriile, metodologiile şi procedurile de calificare la seism, la condiţii de mediu şi la interferenţe electromagnetice, pentru clădirile şi structurile interne ale RC importante pentru securitatea nucleară;
    m) mecanismele de îmbătrânire a clădirilor şi structurilor interne ale RC cu funcţii de securitate nucleară şi modul în care acestea au fost luate în considerare în proiectare;
    n) durata de viaţă estimată în instalaţie a structurilor cu funcţii de securitate nucleară care nu pot fi înlocuite sau a căror înlocuire se poate face doar cu reactorul în stare oprită, în procesul de retehnologizare;
    o) integritatea şi performanţa operaţională a clădirilor şi structurilor interne ale RC importante pentru securitatea nucleară şi procesele prin care se asigură conformitatea cu intenţia şi cerinţele de proiectare;
    p) experienţa de exploatare relevantă şi modul în care aceasta a fost utilizată în proiectarea clădirilor şi structurilor interne ale RC, cu precizarea acţiunilor corective sau de îmbunătăţire implementate.

    CAP. 5
    Reactorul nuclear
    Acest capitol include cerinţele de proiectare şi modul de îndeplinire a acestora referitoare la:
    a) bazele generale de proiectare a reactorului;
    b) bazele de proiectare şi asigurarea calităţii combustibilului nuclear din zona activă a reactorului;
    - materialul combustibilului nuclear, îmbogăţirea, compoziţia şi starea metalurgică - oxid, aliaj etc.;
    – materialele - tip, compoziţie etc. a altor părţi componente sau legate de combustibil, cum ar fi tecile combustibilului, elemente de spaţiere, fitinguri etc.;
    – geometria combustibilului, dimensiuni, toleranţe etc., cu desene tehnice reprezentative;
    – proprietăţile materialelor;
    – temperatura maximă la care elementele combustibile pot fi supuse, fără apariţia de defecte de combustibil sau deformaţii;
    – instrumentaţia elementului combustibil, dacă există;

    c) proiectarea funcţională a sistemelor de control al reactivităţii, astfel încât să asigure îndeplinirea funcţiilor de securitate nucleară în toate condiţiile de operare considerate;
    d) proiectarea nucleară a reactorului; prezentarea analizei care să demonstreze că în zona activă a reactorului condiţiile nucleare sunt acceptabile în toate ciclurile anticipate ale zonei; analiza include regimul staţionar şi caracteristicile termice şi nucleare dinamice ale zonei active;
    e) caracteristicile şi parametrii de securitate nucleară;
    f) proiectarea termică şi hidraulică a reactorului;
    g) proiectarea mecanică a reactorului; componente structurale;
    h) materialele structurale ale reactorului şi mecanismelor de control al reactivităţii;
    i) descrierea modului în care se asigură protecţia împotriva pericolelor relevante descrise în cap. 2;
    j) experienţa de exploatare relevantă.

    CAP. 6
    Sistemele de răcire ale reactorului şi sistemele conexe
    Acest capitol include cerinţele de proiectare şi modul de îndeplinire a acestora referitoare la:
    a) bazele de proiectare a sistemului primar de transport al căldurii (SPTC) şi definirea limitei incintei sub presiune a agentului primar de răcire, acolo unde este cazul;
    b) caracteristicile principale de proiectare şi caracteristicile de performanţă, ilustrate cu desene schematice ale sistemelor de răcire;
    c) proiectarea subsistemelor, structurilor, componentelor şi echipamentelor SPTC;
    d) asigurarea integrităţii structurale a componentelor SPTC şi protecţia la suprapresiune;
    e) măsurile implementate prin proiect pentru detectarea scurgerilor de agent primar de răcire;
    f) materialele utilizate la fabricarea componentelor SPTC;
    g) proiectarea termohidraulică a SPTC;
    h) proiectarea vasului reactorului; materiale; date de proiectare; asigurarea calităţii, procedee speciale de fabricare şi inspecţie;
    i) proiectarea componentelor SPTC: pompe, schimbătoare de căldură, conducte, armături şi suporţi, după caz;
    j) sistemele auxiliare şi conexe SPTC, cum ar fi sistemele de colectare a agentului primar de răcire şi sistemul de purificare a agentului primar de răcire;
    k) proiectarea şi operarea sistemului secundar de răcire; includerea unei diagrame de flux, cu instrumentaţia şi componentele principale ale sistemului;
    l) sursa finală de răcire şi sistemele care asigură transferul căldurii din sistemul primar de răcire a reactorului către sursa finală de răcire, în condiţii normale sau de accident;
    m) sistemul de răcire de urgenţă;
    n) sistemul moderator şi sistemele auxiliare, pentru reactoarele la care moderatorul este separat de agentul primar de răcire;
    o) sistemul de refacere a inventarului de agent de răcire primar;
    p) protecţia împotriva pericolelor relevante descrise în cap. 2;
    q) cerinţele de calificare, întreţinere, supraveghere, inspecţie şi testare; programul de inspecţii în funcţionare;
    r) experienţa de exploatare relevantă şi fiabilitatea SPTC şi a sistemelor auxiliare şi conexe.

    CAP. 7
    Sistemele de securitate
    Acest capitol include:
    a) descrierea, bazele de proiectare pentru diferite moduri de operare ale sistemelor de securitate, cerinţele de calificare, întreţinere, supraveghere, inspecţie şi testare şi îndeplinirea acestora pentru:
    - sistemele sau mecanismele de oprire a reactorului nuclear;
    – sistemele de răcire la avarie a zonei active;
    – sistemul anvelopei reactorului, acolo unde este cazul, sau sistemul de reţinere a produşilor de fisiune în caz de accident nuclear pentru prevenirea eliberării acestora în mediul înconjurător;
    – sistemele-suport de securitate;

    b) descrierea modului în care sunt respectate cerinţele de proiectare, precum: fiabilitatea componentelor, independenţa sistemelor, redundanţa, diversitatea şi caracteristica de stare sigură la defectare, precum şi separarea fizică şi redundanţa sistemelor;
    c) descrierea modului în care se asigură protecţia împotriva pericolelor relevante descrise în cap. 2;
    d) descrierea şi evaluarea efectelor îmbătrânirii asupra sistemelor de securitate;
    d) informaţii privind experienţa de exploatare relevantă şi fiabilitatea sistemelor de securitate;
    e) referinţele la capitolele relevante din RFS sau alte documente în care sunt descrise sistemele de securitate într-un mod mai detaliat.

    CAP. 8
    Sistemele de instrumentaţie şi control
    Acest capitol include informaţii referitoare la:
    a) arhitectura generală a sistemului de instrumentaţie şi control al RC; bazele de proiectare;
    b) controlul parametrilor de proces; sistemul de reglare automată a puterii reactorului; alte sisteme de control/comandă;
    c) sistemele de protecţie; logica de protecţie/logica de declanşare;
    d) camerele de comandă principală şi secundară, acolo unde este cazul;
    e) sistemele de monitorizare şi alarmele asociate parametrilor importanţi pentru securitatea nucleară;
    f) sistemele de comunicaţie şi instrumentaţia aferentă, inclusiv pentru asigurarea comunicaţiilor între camerele de comandă şi centrele de răspuns la urgenţă;
    g) asigurarea securităţii cibernetice pentru sistemele de instrumentaţie şi control, inclusiv pentru sistemele de comunicaţii;
    h) cerinţele de calificare, întreţinere, inspecţie, supraveghere şi testare pentru aceste sisteme;
    i) experienţa de exploatare relevantă şi fiabilitatea sistemelor de instrumentaţie şi control.

    CAP. 9
    Sistemele electrice
    Acest capitol descrie alimentarea cu energie electrică din surse de curent alternativ şi continuu a sistemelor şi componentelor active ale RC, importanţa acestora şi impactul pierderii alimentării din aceste surse asupra securităţii nucleare şi include informaţii referitoare la:
    a) sistemul extern de alimentare cu energie electrică, inclusiv bazele de proiectare;
    b) sistemul intern de alimentare cu energie electrică, inclusiv bazele de proiectare;
    c) sistemul de alimentare la avarie cu energie electrică;
    d) surse neîntreruptibile de alimentare cu energie electrică;
    e) proiectarea instalaţiilor electrice; descrierea modului în care se asigură protecţia împotriva pericolelor relevante descrise în cap. 2;
    f) cerinţele de calificare, întreţinere, supraveghere, inspecţie şi testare;
    g) experienţa de exploatare şi fiabilitatea sistemelor electrice;
    h) efectele îmbătrânirii asupra sistemelor electrice şi a capacităţii lor de a asigura în mod adecvat suportul pentru funcţionarea sistemelor de securitate.
    Se recomandă ca descrierile să fie însoţite de diagrame relevante.


    CAP. 10
    Sistemele auxiliare
    Acest capitol include informaţii referitoare la:
    a) sistemele de manipulare şi depozitare a combustibilului nuclear proaspăt şi uzat;
    b) sistemele tehnologice de apă;
    c) sistemele de aer comprimat;
    d) sistemele de încălzire, ventilare şi condiţionare a aerului;
    e) sistemul de detecţie şi protecţie la incendiu;
    f) alte sisteme auxiliare importante pentru securitatea nucleară, după caz, cum ar fi: sistemul de control chimic al agentului primar, sistemul de ventilare, încălzire, răcire şi condiţionare a aerului, sistemul de iluminat etc.;
    g) bazele de proiectare pentru sistemele auxiliare;
    h) descrierea modului în care se asigură protecţia împotriva pericolelor relevante descrise în cap. 2;
    i) cerinţele de calificare, întreţinere, supraveghere, inspecţie şi testare;
    j) experienţa de exploatare relevantă.

    CAP. 11
    Utilizarea reactorului de cercetare
    Acest capitol descrie utilizarea aşteptată a RC şi furnizează informaţii care să demonstreze că s-au luat măsuri prin proiectare pentru a se asigura că instalaţiile experimentale şi experimentele nu conduc la reducerea securităţii nucleare a RC, a protecţiei lucrătorilor sau publicului. Acest capitol include informaţii referitoare la:
    a) dispozitivele experimentale, proiectarea şi utilizarea acestora; analizele şi rapoartele de securitate nucleară şi/sau radiologică pentru dispozitivele experimentale; procedurile pentru efectuarea experimentelor;
    b) planurile strategice pentru efectuarea experimentelor;
    c) planurile strategice pentru producţia de radioizotopi.
    Informaţiile referitoare la analizele de securitate nucleară şi/sau radiologică pentru dispozitivele experimentale pot fi prezentate prin referinţă la rapoartele de securitate nucleară aferente acestor dispozitive.


    CAP. 12
    Protecţia împotriva radiaţiilor ionizante
    Acest capitol include informaţii referitoare la:
    a) programul de protecţie împotriva radiaţiilor ionizante, inclusiv politicile şi obiectivele organizaţiei de operare privind protecţia împotriva radiaţiilor:
    - organizare, personal şi responsabilităţi;
    – instalaţii, echipamente şi instrumentaţie;
    – proceduri şi calificare;
    – programul de monitorizare a efluenţilor;
    – programe de audit şi evaluare;

    b) sursele de radiaţii ionizante la RC;
    c) proiectarea reactorului de cercetare pentru respectarea protecţiei împotriva radiaţiilor ionizante:
    - zonarea radiologică şi controlul accesului;
    – măsuri protective şi de ecranare;
    – ventilaţia pentru protecţia împotriva radiaţiilor ionizante;
    – sisteme de monitorizare a radiaţiilor ionizante;

    d) sistemele de management al deşeurilor radioactive solide, lichide şi gazoase;
    e) evaluarea dozelor în operare normală, pentru public şi pentru personalul expus profesional;
    f) protecţia populaţiei şi mediului înconjurător;
    g) experienţa de exploatare relevantă.

    CAP. 13
    Conducerea activităţilor de operare a RC
    Acest capitol include informaţii referitoare la:
    a) structura organizaţiei de exploatare, rolurile şi responsabilităţile entităţilor organizatorice, nivelurile de autoritate şi interfeţele interne şi externe; turele de exploatare;
    b) asigurarea resurselor de personal calificat şi a resurselor financiare pentru exploatarea în condiţii de securitate şi siguranţă nucleară a RC şi instalaţiilor aferente;
    c) modul de control al modificărilor structurii şi resurselor organizaţiei de exploatare cu posibil impact asupra securităţii nucleare;
    d) selectarea, încadrarea, pregătirea şi calificarea personalului;
    e) factorul uman; factorii care influenţează performanţa umană, cum ar fi: timpul disponibil pentru luarea unor acţiuni, nivelul de stres, complexitatea acţiunii, pregătirea etc.; modul în care capacităţile şi limitele performanţelor umane sunt luate în considerare în proiectarea şi în exploatarea RC; interfaţa om -- maşină în instalaţie; programul de verificare şi validare a procedurilor din punctul de vedere al performanţelor umane; programul de management al performanţelor umane;
    f) prevederile legate de numărul de ore de lucru, starea de sănătate a personalului şi regulile privind interzicerea consumului de alcool, droguri sau substanţe halucinogene;
    g) măsurile prin care se asigură menţinerea şi creşterea nivelului culturii de securitate şi siguranţă nucleară, pentru toate categoriile de personal;
    h) managementul configuraţiei RC; controlul modificărilor permanente şi temporare;
    i) programele de întreţinere, inspecţie periodică, verificare, supraveghere, testare şi calibrare pentru SSCE importante pentru securitatea nucleară şi radiologică;
    j) managementul îmbătrânirii SSCE importante pentru securitatea nucleară şi radiologică;
    k) utilizarea experienţei de exploatare interne şi externe;
    l) procedurile RC pentru operare normală şi procedurile pentru răspunsul la tranzienţi şi situaţii de accident;
    m) asigurarea protecţiei fizice a instalaţiilor şi materialelor nucleare de pe amplasament;
    n) asigurarea protecţiei împotriva ameninţărilor cibernetice;
    o) interfaţa dintre securitatea nucleară şi protecţia fizică;
    p) planificarea şi pregătirea opririlor periodice necesare pentru efectuarea inspecţiilor, testelor şi reparaţiilor care nu se pot efectua cu reactorul la putere;
    q) managementul opririlor neplanificate;
    r) evaluarea integrată a performanţelor de securitate nucleară de la începerea exploatării;
    s) realizarea de evaluări şi audituri;
    ş) rapoarte şi înregistrări pentru toate activităţile de mai sus.
    În situaţia în care RC se pregăteşte pentru sau se află în proces de retehnologizare, acest capitol va include informaţii suplimentare referitoare la:

    t) programul de retehnologizare, cu identificarea activităţilor planificate sau implementate, cum ar fi, de exemplu, înlocuirea sau repararea SSCE;
    ţ) utilizarea experienţei dobândite la retehnologizarea altor RC similare;
    u) sistemul de management al organizaţiei responsabile pentru efectuarea activităţilor de construcţie-montaj;
    v) procedurile pentru faza de construcţie-montaj;
    w) pregătirea personalului implicat în realizarea activităţilor de construcţie-montaj;
    x) interfaţa dintre organizaţia responsabilă pentru efectuarea activităţilor de construcţie-montaj şi organizaţia responsabilă pentru punerea în funcţiune şi exploatare;
    y) programul de asigurare a conformităţii cu proiectul; programele de verificare a SSCE instalate, inclusiv testarea preoperaţională.

    CAP. 14
    Analize de mediu
    Acest capitol include informaţii generale referitoare la:
    a) rezumatul documentaţiei de mediu pentru RC;
    b) impactul funcţionării RC asupra mediului înconjurător;
    c) o analiză care să furnizeze informaţii privind efectele asupra mediului ale acţiunilor autorizate, precum şi un rezumat al beneficiilor economice, sociale, tehnice şi altele derivate din funcţionarea RC;
    d) monitorizarea radioactivităţii mediului înconjurător;
    e) dispersia atmosferică a materialelor radioactive.

    CAP. 15
    Programul de punere în funcţiune
    Acest capitol include informaţii referitoare la:
    a) programul de punere în funcţiune a SSCE şi principalele etape ale acestuia; programul descrie diferitele etape, care urmează în general următoarea secvenţă:
    - etapa A: teste înainte de încărcarea combustibilului;
    – etapa B: teste la încărcarea combustibilului, teste de criticitate iniţială, teste la putere redusă şi teste care dovedesc capacitatea de oprire a reactorului;
    – etapa C: teste la creşterea de putere şi teste la putere.
    Pentru un RC în construcţie, acest capitol descrie programul de punere în funcţiune cu suficiente detalii pentru a arăta că îndeplinirea cerinţelor privind funcţionarea SSCE va fi verificată în mod adecvat; informaţiile furnizate în acest capitol, pentru un RC în construcţie, includ:


    b) structura organizaţiei responsabile pentru efectuarea activităţilor de punere în funcţiune; interfaţa cu organizaţia responsabilă pentru efectuarea activităţilor de construcţie-montaj şi interfaţa cu organizaţia responsabilă pentru desfăşurarea activităţilor de operare;
    c) un rezumat al limitelor şi condiţiilor tehnice de operare pentru punerea în funcţiune şi al procedurilor pentru punerea în funcţiune;
    d) o descriere a modului în care sunt utilizate informaţiile provenite de la punerea în funcţiune a altor instalaţii similare;
    e) planurile de urgenţă pentru faza de punere în funcţiune;
    f) asigurarea protecţiei fizice a instalaţiilor şi materialelor nucleare de pe amplasament;
    g) o descriere a metodei de actualizare a analizelor de securitate, dacă este necesar, utilizând rezultatele obţinute la testele din faza de punere în funcţiune. După finalizarea etapelor de punere în funcţiune, acest capitol este actualizat astfel încât să conţină:
    h) un rezumat al programului de punere în funcţiune;
    i) un rezumat al rezultatelor obţinute la punerea în funcţiune;
    j) un rezumat al neconformităţilor acceptate şi, acolo unde a fost cazul, al acţiunilor corective considerate;
    k) un rezumat al modificărilor posibile ale SSCE, analizelor de securitate nucleară, RFS, procedurilor etc., ca rezultat al testelor din timpul punerii în funcţiune.
    În situaţia în care pentru RC s-a finalizat procesul de retehnologizare şi urmează repunerea în funcţiune, acest capitol va include informaţii referitoare la programul de repunere în funcţiune şi conformitatea cu prevederile specifice din normele CNCAN aplicabile.
    Pentru reactoarele de cercetare existente, în operare, acest capitol va include următoarele informaţii:

    l) un rezumat al programului de punere în funcţiune;
    m) un rezumat al rezultatelor obţinute la punerea în funcţiune;
    n) un rezumat al neconformităţilor acceptate şi, acolo unde a fost cazul, al acţiunilor corective considerate;
    o) metoda de actualizare a RFS, dacă a fost necesară, pentru a include modificările realizate ca urmare a rezultatelor testelor de la punerea în funcţiune.
    Pentru un RC aflat în operare, care a fost repus în funcţiune după o retehnologizare, acest capitol va include informaţii privind atât punerea iniţială în funcţiune, înaintea începerii fazei de operare, cât şi informaţii privind repunerea în funcţiune după retehnologizare.


    CAP. 16
    Analizele de securitate nucleară
    În acest capitol sunt descrise efectele anomaliilor de proces anticipate şi ale defectărilor de componente postulate, precum şi ale erorilor umane, respectiv ale evenimentelor de iniţiere postulate, inclusiv consecinţele acestora, pentru a evalua capacitatea RC de a controla sau de a face faţă acestor situaţii şi defectări.
    Acest capitol al RFS se recomandă să conţină următoarele informaţii structurate conform următoarelor secţiuni:
    1. Introducere - abordarea generală şi metodele utilizate în analizele de securitate;
    2. Caracteristicile RC - parametrii RC şi condiţii iniţiale în analizele de securitate;
    3. Selectarea evenimentelor de iniţiere - spectrul de evenimente de iniţiere considerat în analizele de securitate nucleară;
    4. Evaluarea secvenţelor de evenimente individuale - rezultatele analizelor de securitate;
    5. Rezumat - un rezumat al rezultatelor semnificative şi concluziile privind acceptabilitatea acestor rezultate.

    Conţinutul fiecărei structuri este detaliat în cele ce urmează:
    1. Introducere. Această secţiune include informaţii referitoare la:
    a) metodele de identificare şi selecţie a evenimentelor de iniţiere şi justificarea selecţiei;
    b) metodele de analiză, care includ, după caz:
    - analiza secvenţei de evenimente;
    – analiza tranzienţilor;
    – evaluarea evenimentelor interne şi externe;
    – analiza calitativă;
    – analiza consecinţelor radiologice;

    c) criteriile de acceptare.

    2. Caracteristicile RC. Această secţiune rezumă parametrii RC şi condiţiile iniţiale utilizate în analiza tranzienţilor. Aceşti parametri şi anvelopa de operare autorizată vor forma baza pentru limitele şi condiţiile tehnice de operare prezentate în cap. 17.
    a) Sunt incluse informaţii referitoare la parametrii RC şi domeniile condiţiilor de operare specificate considerate în analizele de securitate; prezentarea acestor parametri în această secţiune se face pentru a facilita verificarea/revizuirea analizei de securitate şi vor include date precum:
    - puterea zonei active a reactorului;
    – temperatura la intrarea în zona activă;
    – temperatura tecii elementului combustibil;
    – presiunea din sistemul primar;
    – debitul de agent de răcire prin zona activă;
    – distribuţia de putere radială şi axială şi factorul de canal fierbinte;
    – factorul de vârf de putere;
    – excesul de reactivitate;
    – cinetica reactorului;
    – coeficientul de reactivitate al combustibilului şi coeficientul de reactivitate al temperaturii moderatorului;
    – coeficientul de reactivitate pe fracţia de goluri;
    – valoarea reactivităţii de oprire a reactorului disponibilă;
    – caracteristicile de inserţie a reactivităţii ale mecanismelor de securitate şi de control al reactivităţii.

    b) Se va specifica domeniul valorilor pentru parametrii RC care variază cu gradul de ardere, realimentarea cu combustibil nuclear sau alţi factori.
    c) Se recomandă ca în analiza tranzienţilor să fie utilizate condiţiile cele mai nefavorabile din anvelopa de operare pentru condiţiile iniţiale.
    d) Sunt prezentate setările pentru funcţiile sistemelor de protecţie care sunt utilizate în analizele de securitate.

    3. Selectarea evenimentelor de iniţiere. Această secţiune conţine lista evenimentelor de iniţiere postulate care sunt tratate în analizele de securitate.
    a) Se recomandă ca lista evenimentelor de iniţiere prezentată să fie cuprinzătoare, iar excluderea din listă a unor evenimente de iniţiere să fie justificată.
    b) Fiecare eveniment de iniţiere postulat este asociat uneia din următoarele categorii de evenimente sau evenimentele sunt grupate într-o altă manieră, în conformitate cu tipul de RC:
    - pierderea alimentării cu energie electrică;
    – inserţia de reactivitate în exces;
    – pierderea debitului de răcire a zonei active a reactorului;
    – pierderea inventarului de agent de răcire a zonei active a reactorului;
    – manevrarea incorectă sau defectarea echipamentelor;
    – evenimente interne speciale, incluzând incendii şi explozii interne, căderi de obiecte grele, pierderea integrităţii vaselor de presiune, defecte la experimente, reacţii chimice exoterme etc., evenimente externe;
    – eroare umană.

    c) Evenimentele de iniţiere în fiecare grup se recomandă a fi evaluate pentru a identifica evenimentele care vor fi acoperite de altele, precum şi evenimentele selectate pentru viitoarea analiză; evenimentele selectate pentru analiză trebuie să includă pe acelea care au consecinţele potenţiale ce acoperă consecinţele celorlalte evenimente din acelaşi grup.

    4 Evaluarea secvenţelor de evenimente individuale:
    a) pentru fiecare eveniment analizat vor fi furnizate următoarele informaţii:
    - identificarea cauzelor;
    – secvenţa de evenimente şi funcţionarea sistemelor;
    – analiza tranzientului;
    – clasificarea stărilor de defectare;
    – estimarea termenilor-sursă;
    – evaluarea consecinţelor radiologice.

    b) pentru fiecare eveniment evaluat se include o descriere a cauzelor care au condus la apariţia evenimentului, atât pentru evenimentele de iniţiere datorate defectării echipamentelor, cât şi pentru evenimentele de iniţiere cauzate de eroarea umană;
    c) secvenţa de evenimente este descrisă pas cu pas, de la iniţierea evenimentului până la condiţiile stabile finale; pentru fiecare secvenţă vor fi furnizate următoarele informaţii:
    - identificarea acţiunilor semnificative în timp, cum ar fi, de exemplu, începerea inserţiei barelor de control;
    – indicaţii privind funcţionarea corespunzătoare pentru condiţii normale de operare a instrumentaţiei şi controlului sau asupra eşecului lor de a-şi face funcţia;
    – indicaţii privind funcţionarea corespunzătoare a sistemelor de securitate şi protecţie a reactorului sau a eşecului lor în funcţionare;
    – indicaţii privind acţiunile cerute pentru operator;
    – evaluarea defectărilor dependente şi a erorilor umane;
    – evaluarea calitativă a probabilităţilor secvenţei;
    – justificarea excluderii secvenţelor care sunt în afara bazei de proiectare;

    d) este realizată o evaluare sistematică a defectărilor echipamentelor sistemelor de securitate care pot să apară ca urmare a unui eveniment de iniţiere;
    e) este prezentată analiza detaliată a zonei active a reactorului şi a performanţelor sistemelor descrise în această secţiune, având în vedere în principal:
    - metodologia utilizată pentru caracterizarea performanţelor zonei active a reactorului şi a sistemelor în condiţii de accident,
    – evaluarea parametrilor care pot afecta performanţele barierelor fizice care restricţionează eliberarea materialelor radioactive din combustibilul nuclear în mediu;

    f) modelele de calcul utilizate, inclusiv codurile de calcul sau simulările analogice; în acest capitol va fi prezentat numai un rezumat cu modelele matematice şi codurile de calcul utilizate, cu referinţe la descrierile detaliate din documente ce vor fi puse la dispoziţia CNCAN; descrierea fiecărui model de calcul va cuprinde următoarele:
    - scopul modelului şi aplicabilitatea;
    – modele analitice şi corelaţii empirice utilizate;
    – simplificări şi aproximaţii introduse în analiză;
    – gradul de conservatism al metodei de calcul sau corelaţiei;
    – acurateţea numerică a modelului;
    – metoda de combinare a codurilor, dacă sunt folosite mai multe coduri;

    g) este furnizată o scurtă descriere a datelor de intrare pentru fiecare model, incluzând:
    - metoda de selectare a parametrilor de intrare, inclusiv aplicabilitatea acestora şi gradul de conservatism;
    – lista datelor de intrare importante pentru fiecare model;
    – sensibilitatea modelului la anumiţi parametri de intrare;

    h) un rezumat al studiilor de validare, inclusiv faţă de rezultate experimentale;
    i) parametrii de intrare şi condiţiile iniţiale;
    j) rezultatele-cheie ale analizei vor fi prezentate grafic sau tabelar şi descrise în text; acestea includ, în funcţie de caz, următoarele:
    - reactivitatea;
    – puterea termică;
    – fluxul de căldură;
    – distribuţia de putere;
    – presiunea în sistemul de răcire a reactorului;
    – parametrii care caracterizează tranziţia de la fierberea nucleică la fierberea în film, cum ar fi raportul minim dintre fluxul critic de căldură şi fluxul de căldură actual al unui element de combustibil sau raportul dintre fluxul de căldură la care se face tranziţia de la fierberea nucleică la fierberea în film şi fluxul de căldură actual al unui element de combustibil, după caz;
    – căldura generată de combustibilul nuclear;
    – debit de agent de răcire prin zona activă;
    – condiţii ale agentului de răcire, cum ar fi temperatura de intrare, temperatura medie pe zona activă, temperatura la ieşirea din canalul fierbinte;
    – temperatura zonei active, exprimată, de exemplu, prin temperatura maximă din centrul combustibilului, temperatura maximă a tecilor combustibilului;
    – entalpia maximă a combustibilului;
    – inventarul de agent de răcire a zonei active, cu precizarea inventarului total şi a nivelului de agent de răcire în diferite locaţii în sistemul de răcire a reactorului;
    – parametrii sistemului de schimbători de căldură secundari, cum ar fi: inventar şi nivel, entalpie, temperatură, debit masic;

    k) se recomandă identificarea şi discutarea incertitudinilor din rezultate; vor fi furnizate date despre marginile dintre valorile anticipate pentru diferiţi parametri ai zonei active a reactorului şi valorile acestor parametri, care reprezintă anvelopa condiţiilor acceptabile;
    l) clasificarea stărilor de degradare; unele secvenţe de evenimente pot să conducă la diferite riscuri radiologice, inclusiv din defectarea unor experimente sau a unor instalaţii de iradiere şi defectări mecanice ale tecilor elementelor de combustibil iradiat;
    m) descrierea termenilor-sursă, dacă există, pentru fiecare secvenţă de evenimente acoperitoare considerată pentru analiză;
    n) evaluarea eliberărilor radioactive în clădirea reactorului;
    o) evaluarea eliberărilor radioactive din clădirea reactorului în mediu;
    p) evaluarea altor accidente care pot conduce la expunerea directă semnificativă a personalului RC sau a populaţiei la radiaţii ionizante, asociate cu eliberările de materiale radioactive care sunt reţinute în clădirea reactorului, precum:
    - criticitate accidentală;
    – eliberări dintr-un experiment sau din RC care sunt reţinute, dar care prezintă un risc radiologic;
    – scăpări de apă radioactivă sau alte tipuri de eliberări de materiale radioactive care sunt reţinute local;
    – pierderea ecranării/protecţiei biologice;

    q) metodele de calcul utilizate pentru a determina consecinţele radiologice posibile ale secvenţelor de accident reprezentative şi un rezumat al rezultatelor calculelor de doze;
    r) metodele utilizate pentru a analiza posibilele consecinţe radiologice care ar putea să rezulte din evenimente;
    s) rezultatele calculelor de doze care dau doza efectivă la limita amplasamentului sau a zonei de excludere şi, dacă este cazul, doza efectivă pentru public la distanţe mai mari faţă de amplasament;
    ş) expunerea externă la radiaţiile ionizante rezultate atât din eliberări lichide şi gazoase, cât şi din posibilitatea contaminării solului;
    t) sunt descrise câmpurile de radiaţii ionizante care pot să apară la RC şi care pot să determine doze de radiaţii ionizante datorită expunerii externe, împreună cu estimarea dozelor la grupurile critice;
    ţ) evaluarea eliberărilor de materiale radioactive sub formă de efluenţi lichizi şi, în funcţie de caz, dispersia în apele de suprafaţă, contaminarea florei, faunei şi a lanţului trofic, precum şi consecinţele exprimate ca doze individuale;
    u) dozele de radiaţii ionizante pentru personalul operator al RC şi pentru populaţie după o eliberare de material radioactiv sub formă de aerosoli din RC, ţinând cont de dispersia atmosferică, după caz;
    v) posibila contaminare a solului direct prin dispersia particulelor de material radioactiv sau prin depunerea din eliberările sub formă de aerosoli sau a materialului radioactiv din efluenţii lichizi.
    În acest capitol se va prezenta, de asemenea, un scurt rezumat care va avea în vedere:
    - rezultatele importante ale analizelor de securitate nucleară, având în vedere obiectivele de securitate nucleară şi criteriile de acceptare, inclusiv o scurtă descriere a secvenţelor de accident dominante;
    – termenii-sursă şi consecinţele radiologice estimate pentru condiţiile de accident analizate;
    – evaluarea efectului incertitudinilor asupra rezultatelor;
    – concluziile semnificative rezultate din analize şi evaluarea îndeplinirii criteriilor de acceptare.
    În ceea ce priveşte realizarea evaluărilor probabilistice de securitate nucleară, este necesară prezentarea metodologiei utilizate pentru efectuarea acestor evaluări, a codurilor/programelor de calcul şi ghidurilor folosite. Se vor avea, de asemenea, în vedere următoarele elemente:



    w) analizele pentru evenimente care depăşesc bazele de proiectare ale RC, inclusiv analizele de accident sever, dacă sunt practic posibile; secvenţele de accidente severe reprezentative şi criterii de selectare a acestora; evaluarea/analiza condiţiilor de extindere a bazelor de proiectare, acolo unde este cazul;
    x) conformitatea cu cerinţele relevante şi obiectivele cantitative de securitate nucleară din normele CNCAN aplicabile.


    CAP. 17
    Limitele şi condiţiile tehnice de operare
    Acest capitol conţine informaţii despre limitele şi condiţiile tehnice de operare importante pentru operarea în siguranţă a reactorului:
    a) limitele şi condiţiile tehnice de operare:
    b) limitele de securitate nucleară;
    c) pragurile de acţionare a sistemelor de securitate nucleară; aceste valori sunt furnizate pentru acele variabile de proces şi acei parametri care, dacă nu sunt controlaţi, pot conduce la depăşirea limitelor de securitate;
    d) condiţiile-limită de operare;
    e) cerinţele de supraveghere;
    f) aspecte specifice de proiectare;
    g) controlul administrativ, care conţine cerinţe administrative şi organizaţionale, structura şi responsabilităţile organizaţiei, cerinţele de personal, de revizuire şi control al procedurilor de operare a RC, de revizuire a evenimentelor în operare, de raportare şi înregistrare, precum şi de clasificare a zonelor de protecţie la radiaţii ionizante;
    h) bazele tehnice pentru limitele şi condiţiile de operare;
    i) structura documentaţiei care conţine limitele şi condiţiile de operare;
    j) conformitatea cu cerinţele relevante de securitate nucleară din normele CNCAN aplicabile.

    CAP. 18
    Sisteme de management
    Acest capitol include informaţii referitoare la:
    a) sistemul de management al calităţii implementat în faza de proiectare;
    b) sistemul de management al calităţii implementat în faza de construcţie;
    c) sistemul de management al calităţii implementat în faza de punere în funcţiune;
    d) sistemul de management implementat în faza de exploatare; structura documentaţiei sistemului de management; aplicarea gradată a cerinţelor sistemului de management; dezvoltarea şi implementarea proceselor;
    e) controlul neconformităţilor şi programul de acţiuni corective;
    f) măsurile prin care se asigură îmbunătăţirea continuă a securităţii nucleare şi protecţiei radiologice şi alinierea la standardele şi bunele practici internaţionale;
    g) modul în care sistemul de management susţine cultura de securitate nucleară.

    Pentru RC aflate în faza de exploatare, lit. a), b) şi c) reprezintă informaţii istorice. Includerea acestora în reviziile succesive ale RFS pentru RC în faza de exploatare se poate face prin referinţe.
    Informaţiile referitoare la sistemul de management pot fi prezentate şi prin referinţă la manualul sistemului de management.
    CAP. 19
    Dezafectarea
    Acest capitol conţine informaţii privind măsurile şi procedurile operaţionale prevăzute pentru a facilita procesul de scoatere din exploatare a RC. Este recomandat ca RFS să conţină dovezi ale faptului că modificările pentru scoaterea din exploatare a RC nu vor avea un impact negativ asupra securităţii nucleare.
    Acest capitol include informaţii referitoare la:
    a) conceptul şi strategia de dezafectare;
    b) planul de dezafectare;
    c) garanţii financiare şi costuri de dezafectare.

    CAP. 20
    Pregătirea şi răspunsul la situaţii de urgenţă
    Acest capitol conţine informaţii despre planul de răspuns la urgenţă, care asigură în mod rezonabil faptul că în caz de urgenţă nucleară sau radiologică, ce ar putea să apară la un RC, pot şi vor fi luate acţiuni de răspuns la urgenţă. Acţiunile pot fi luate în clădirea reactorului, pe amplasament sau în afara amplasamentului, în funcţie de urgenţa considerată şi de condiţiile din instalaţie şi de pe amplasament. Acest capitol include informaţii referitoare la:
    a) evenimentele pentru care este necesară activarea planului de răspuns la urgenţă;
    b) responsabilităţile titularului de autorizaţie în pregătirea şi răspunsul la situaţiile de urgenţă; conformitatea cu cerinţele din normele CNCAN;
    c) prezentarea generală a conţinutului planului de răspuns la urgenţă pe amplasament;
    d) dezvoltarea procedurilor de urgenţă; procedurile includ acţiunile specifice care vor fi luate pentru atenuarea consecinţelor urgenţei nucleare sau radiologice;
    e) interfaţa cu autorităţile naţionale în răspunsul la urgenţă; interfaţa cu alţi titulari de autorizaţii pentru instalaţii nucleare de pe acelaşi amplasament;
    f) programul exerciţiilor de răspuns la situaţii de urgenţă.

    ANEXA NR. 2
    la ghid
    Exemple de evenimente de iniţiere şi condiţii de accident
    Nota 1: Lista exemplelor prezentate în această anexă are rol ilustrativ şi include atât evenimente generice, cât şi evenimente care sunt specifice anumitor tipuri de reactoare de cercetare, în speţă cele care utilizează apa ca agent de răcire.
    Nota 2: În prezenta anexă, prin defectare se înţelege atât defectarea parţială, cât şi defectarea totală a respectivelor sisteme sau componente. În cazul sistemelor de răcire, defectarea include:
    a) defectarea conductelor sistemului, inclusiv ruperea;
    b) pierderea debitului;
    c) pierderea capacităţii de răcire.
    Defectările de conducte includ atât defectări circumferenţiale, cât şi longitudinale, la orice locaţie din sistem. Pentru ruperile circumferenţiale se consideră o arie de descărcare a fluidului până la inclusiv de două ori suprafaţa secţiunii conductei. De asemenea, se analizează defectările/ruperile rezultate din crăpături/fisiuni longitudinale şi se justifică dimensiunea maximă a unei fisuri postulate.

    Nota 3: Se analizează şi avaria majoră a vaselor de presiune, cu excepţia cazurilor când se demonstrează că o astfel de avarie are o probabilitate de producere extrem de scăzută pentru a nu trebui introdusă în bazele de proiectare ale RC. Pentru a susţine o astfel de demonstraţie, este necesară îndeplinirea cel puţin a următoarelor condiţii:
    a) proiectarea, fabricaţia, instalarea şi operarea în conformitate cu cerinţele din codurile şi standardele acceptate de CNCAN;
    b) numărul de penetraţii în vasul reactorului este menţinut la minimum necesar;
    c) există un program de inspecţie în funcţionare care să îndeplinească cerinţele CNCAN;
    d) lungimea critică a unei fisuri asigură că o scurgere detectabilă va apărea la presiunea normală de proiectare cu mult înainte de a se atinge lungimea critică de rupere;
    e) echipamentele de monitorizare pot detecta prezenţa unei scurgeri [în conformitate cu lit. d)] şi pot alerta operatorul, care are la dispoziţie proceduri adecvate pentru luarea de acţiuni la descoperirea scurgerii.

    Nota 4: În contextul prezentului ghid, o combinaţie credibilă de evenimente reprezintă orice combinaţie de evenimente interne şi/sau externe a cărei frecvenţă estimată de apariţie este mai mare de 1E-7/an.
    1. Evenimente interne:
    1.1. Defectări ale SSCE:
    a) inserţii accidentale de reactivitate;
    b) defectarea sistemelor de control ale reactorului;
    c) defectarea oricărui alt echipament din sistemele reactorului care, în lipsa acţiunii de oprire a reactorului, ar conduce la defectarea combustibilului din reactor;
    d) defectarea oricărei conducte sau a oricărui colector în orice sistem de răcire a combustibilului nuclear;
    e) ruperea oricărei conducte sau a oricărui colector din sistemul primar de răcire a reactorului;
    f) blocarea curgerii în sistemul primar de transport al căldurii;
    g) blocarea unei pompe principale din sistemul primar de transport al căldurii;
    h) pierderea alimentării normale cu energie electrică;
    i) pierderea alimentării cu aer comprimat;
    j) pierderea alimentării cu gaze tehnice;
    k) defectarea dispozitivelor de manevrare a combustibilului nuclear;
    l) deschiderea intempestivă a armăturilor de control al presiunii sau de descărcare ale sistemului primar de transport al căldurii sau ale sistemelor conectate la acesta;
    m) defectarea sistemului secundar de răcire;
    n) defectarea sistemelor de apă tehnică - apă brută şi apă recirculată;
    o) defectări ale dispozitivelor experimentale;
    p) defectarea sistemelor care asigură reţinerea materialelor radioactive în interiorul clădirii reactorului, inclusiv a sistemelor de ventilaţie;
    q) pierderea sau reducerea eficacităţii protecţiilor biologice.

    1.2. Erori umane:
    a) erori în implementarea procedurilor de operare;
    b) erori în efectuarea procedurilor de întreţinere, reparare, inspecţie, verificare şi testare;
    c) erori în manevrarea combustibilului;
    d) erori în manevrarea dispozitivelor experimentale;
    e) erori de diagnoză a stării SSCE cu funcţii de securitate nucleară.

    1.3. Potenţiale consecinţe ale defectărilor de echipamente sau ale erorilor umane:
    a) incendii interne;
    b) explozii interne;
    c) reacţii chimice, inclusiv reacţii exoterme;
    d) eliberări de gaze, abur, noxe etc.;
    e) scurgeri tehnologice de fluide inflamabile, toxice, corozive sau aflate la temperaturi înalte;
    f) inundaţii interne;
    g) interferenţa electromagnetică;
    h) efecte dinamice ale defectării echipamentelor sub presiune, de exemplu forţe de jet, biciuirea conductelor, sarcini reactive şi efecte termice, lovitura de berbec, presiuni şi unde de şoc, proiectile, inclusiv părţi de armături, efecte de şoc ale fluidelor descărcate etc.;
    i) efecte dinamice ale defectării suporţilor sau altor componente structurale;
    j) efecte datorate avarierii echipamentelor rotative, de exemplu efectele de tip proiectil;
    k) căderi de sarcini/obiecte grele datorate manevrării instalaţiilor şi echipamentelor de ridicat;
    l) criticitate inadvertentă, inclusiv în depozitele de combustibil nuclear;
    m) avaria mecanică a zonei active a RC sau a dispozitivelor experimentale; defectarea combustibilului nuclear.


    2. Evenimente externe:
    2.1. Evenimente naturale:
    a) evenimente geologice; alunecări, tasări şi prăbuşiri de teren;
    b) evenimente seismotectonice;
    c) evenimente meteorologice; temperaturi extreme; precipitaţii; vânt puternic; furtuni; tornade; secetă; descărcări electrice;
    d) evenimente hidrologice; inundaţii pe amplasament;
    e) incendii de vegetaţie în vecinătatea amplasamentului;
    f) fenomene biologice.

    2.2. Evenimente cauzate de activităţi umane:
    a) căderi de avioane de diferite categorii;
    b) evenimente datorate activităţilor din vecinătatea amplasamentului, de exemplu, proiectile, nori de gaz, incendii, explozii etc.;
    c) interferenţe electromagnetice;
    d) incendii pe amplasament.


    3. Combinaţii de evenimente, condiţii de extindere a bazelor de proiectare şi condiţii de accident sever:
    3.1. Combinaţii credibile de defectări de echipamente de proces
    3.2. Combinaţii credibile de defectări de echipamente şi defectări de sisteme de securitate preventive
    3.3. Combinaţii credibile de defectări ale SSCE şi defectări ale sistemelor de securitate protective, cum ar fi:
    a) tranzienţi anticipaţi fără oprirea rapidă a reactorului;
    b) avaria sistemului primar de răcire a reactorului fără intervenţia sistemului de răcire la avarie a zonei active;
    c) tranzienţi sau accidente care survin în combinaţie cu pierderea alimentării normale cu energie electrică;
    d) întreruperea totală a alimentării cu energie electrică din sursele de curent alternativ;
    e) pierderea funcţiei de transfer al căldurii către sursa finală de răcire;
    f) evenimente de by-pass al clădirii reactorului.

    3.4. Combinaţii credibile de defectări de echipamente şi erori umane în aplicarea procedurilor de răspuns pentru respectivele evenimente
    3.5. Combinaţii credibile de evenimente interne şi evenimente externe, de exemplu, un eveniment de pierdere a agentului de răcire, urmat de un seism


    ANEXA NR. 3
    la ghid
    Documente de referinţă
    1. Safety of research reactors, Specific Safety Requirements, IAEA Safety Standards Series No. SSR-3, International Atomic Energy Agency, Vienna, 2016
    2. Safety assessment for research reactors and preparation of the safety analysis report, Specific Safety Guide, IAEA Safety Standards Series No. SSG-20, International Atomic Energy Agency, Vienna, 2012
    3. Safety in the utilization and modification of research reactors, Specific Safety Guide, IAEA Safety Standards Series No. SSG-24, International Atomic Energy Agency, Vienna, 2012
    4. Use of a graded approach in the application of the safety requirements for research reactors, Specific Safety Guide, IAEA Safety Standards Series No. SSG-22, International Atomic Energy Agency, Vienna, 2012
    5. Derivation of the source term and analysis of the radiological consequences of research reactor accidents, IAEA Safety Reports Series No. 53, International Atomic Energy Agency, Vienna, 2008
    6. Safety analysis for research reactors, IAEA Safety Reports Series No. 55, International Atomic Energy Agency, Vienna, 2008

    ----


Aboneaza-te si primesti zilnic Monitorul Oficial pe email




Tags: Monitorul Oficial, Acte Monitorul Oficial, Ghid Operational, Alte Institutii,  GHID din 4 iulie 2017

Comentarii



Nume
Email
Comentariu

Maximum 3000 caractere.
Cod securitate:
Cod de securitate
Fii primul care comenteaza.
Cautare document
Club Legislatia Muncii
MonitorulJuridic.ro este un proiect:
Rentrop & Straton
Banner5