357/2014. (XII. 29.) Korm. rendelet
357/2014. (XII. 29.) Korm. rendelet
a nukleáris létesítmények nukleáris biztonsági követelményeiről és az ezzel összefüggő hatósági tevékenységről szóló 118/2011. (VII. 11.) Korm. rendelet és az atomenergia alkalmazása körében a fizikai védelemről és a kapcsolódó engedélyezési, jelentési és ellenőrzési rendszerről szóló 190/2011. (IX. 19.) Korm. rendelet módosításáról1
2015.01.01.
A Kormány
az atomenergiáról szóló 1996. évi CXVI. törvény 67. § d), e) és n) pontjában,
a 2. alcím tekintetében az atomenergiáról szóló 1996. évi CXVI. törvény 67. § q) és r) pontjában,
az 1. melléklet tekintetében – részben – az épített környezet alakításáról és védelméről szóló 1997. évi LXXVIII. törvény 62. § (1) bekezdés 19. pontjában,
a 10. melléklet tekintetében – részben – az épített környezet alakításáról és védelméről szóló 1997. évi LXXVIII. törvény 62. § (1) bekezdés 13. pont 13.2. alpontjában
kapott felhatalmazás alapján, az Alaptörvény 15. cikk (1) bekezdésében meghatározott feladatkörében eljárva a következőket rendeli el:
1. A nukleáris létesítmények nukleáris biztonsági követelményeiről és az ezzel összefüggő hatósági tevékenységről szóló 118/2011. (VII. 11.) Korm. rendelet módosítása
1. § (1) A nukleáris létesítmények nukleáris biztonsági követelményeiről és az ezzel összefüggő hatósági tevékenységről szóló 118/2011. (VII. 11.) Korm. rendelet (a továbbiakban: NBSZ) 7. §-a a következő (4a) bekezdéssel egészül ki:
„(4a) A mélységben tagolt védelem szintjeinek függetlenségét az ésszerűen megvalósítható mértékig biztosítani kell.”
(2) Az NBSZ 11. § (3) bekezdése helyébe a következő rendelkezés lép:
„(3) A nukleáris létesítményen vagy annak rendszerein, rendszerelemein végzett átalakítások, valamint a kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény továbbépítésének megalapozása során az engedélyes a biztonsági elemzéseket, az üzemeltetési feltételeket és korlátokat, továbbá az átalakítással összefüggő dokumentumokat felülvizsgálja, az engedélyezés időpontjában érvényes tervezési alapot szükség szerint aktualizálja, és ha szükséges, azokat jóváhagyásra benyújtja.”
(3) Az NBSZ 11. §-a a következő (4) bekezdéssel egészül ki:
„(4) Kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény esetében a továbbépítés során biztosítani kell az üzemeltetés nukleáris biztonságának elsődlegességét a létesítési tevékenységekkel szemben.”
(4) Az NBSZ 24. § (3) bekezdése helyébe a következő rendelkezés lép:
„(3) A nukleáris biztonsági hatóság minden esetben kötelezi az engedélyest az azonosított eltérések kezelésére és a szükséges intézkedések megtételére, a feltárt eltérések felszámolására, hogy események bekövetkezését megelőzzék vagy az ismételt bekövetkezését megakadályozzák.”
(5) Az NBSZ 26. § (1) bekezdése helyébe a következő rendelkezés lép:
„(1) A nukleáris biztonsági hatóság a nukleáris létesítmény életciklusának valamennyi szakaszára kiterjedően értékeli a vizsgálat alá vont nukleáris létesítményt és annak tevékenységét.”
(6) Az NBSZ 31. § (4) bekezdése helyébe a következő rendelkezés lép:
„(4) A Végleges Biztonsági Jelentésnek tartalmaznia kell az elvégzett átalakítások bemutatását, az új hatósági és szabályozási követelményeket és minden olyan új információt, amely a biztonsági elemzéseket érintheti. Az aktualizálást az ésszerűen legrövidebb időn belül el kell végezni, amint az új információk rendelkezésre állnak és a Végleges Biztonsági Jelentésbe illeszthetők. Az engedélyes a nukleáris létesítmény Végleges Biztonsági Jelentését a nukleáris létesítmény változásainak megfelelően évente egységes szerkezetbe foglalja.”
(7) Az NBSZ 34. §-a a következő (1a) bekezdéssel egészül ki:
„(1a) Kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény esetében az (1) bekezdésben meghatározottakon felül az Időszakos Biztonsági Felülvizsgálat további célja a bővítést megalapozó Előzetes Biztonsági Jelentés megfelelőségének értékelése.”
(8) Az NBSZ 34. § (5) bekezdése helyébe a következő rendelkezés lép:
„(5) A nukleáris biztonsági hatóság az engedélyes Időszakos Biztonsági Jelentése és az Időszakos Biztonsági Jelentés hatósági felülvizsgálatának megállapításai alapján az üzemeltetési engedélyt, kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény esetén a létesítési engedélyt visszavonhatja vagy hatályát korlátozhatja, ha az annak megadásához alapul szolgáló körülmények megváltozását, vagy a kockázat mértékének növekedését állapította meg. A határozatban a nukleáris biztonsági hatóság a további üzemeltetéshez, kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény esetén a bővítéshez a korábbiakon kívül újabb, azoktól eltérő feltételeket is megszabhat, az engedélyes számára kötelezettségeket írhat elő, beleértve a (3) bekezdés szerinti biztonságnövelő intézkedések végrehajtását.”
(9) Az NBSZ 36. §-a helyébe a következő rendelkezés lép:
„36. § A nukleáris létesítmény létesítésének megkezdése előtt a telephelyre vonatkozó létesítményi Nukleárisbaleset-elhárítási Intézkedési Tervet kell kidolgozni, majd a továbbiakban folyamatosan felülvizsgálni. A nukleárisbaleset-elhárítási intézkedéseket úgy kell megtervezni és megvalósítani, hogy több előnnyel járjanak, mint amennyi kárt okoznak. A bevezetendő intézkedés formáját, mértékét és időtartamát optimalizálni kell, kiválasztásánál az intézkedés által elérhető védelem maximalizálására kell törekedni.”
(10) Az NBSZ 37. § (5) bekezdése helyébe a következő rendelkezés lép:
„(5) Ha nukleáris veszélyhelyzet alakult ki, a baleset-elhárítási szervezet (3) bekezdés szerinti vezetője – jogszabályban meghatározott nukleárisbaleset-elhárítási intézkedések végrehajtása mellett – a nukleáris biztonsági hatóság baleset-elhárítási szervezetének egyidejű értesítésével élhet a (4) bekezdés szerinti jogosítványokkal, egyben a nukleárisbaleset-elhárítási intézkedési tervekben foglaltaknak megfelelően biztosítja a nukleáris biztonsági hatóság baleset-elhárítási szervezetének folyamatos tájékoztatását. Ennek során figyelembe veszi a (4) bekezdés szerinti elveken kívül az (1) bekezdés szerinti Nukleárisbaleset-elhárítási Intézkedési Tervben foglalt elveket.”
(11) Az NBSZ 1. melléklete az 1. melléklet szerint módosul.
(12) Az NBSZ 2. melléklete a 2. melléklet szerint módosul.
(13) Az NBSZ 3. melléklete a 3. melléklet szerint módosul.
(14) Az NBSZ a 4. melléklet szerinti 3/A. melléklettel egészül ki.
(15) Az NBSZ 4. melléklete az 5. melléklet szerint módosul.
(16) Az NBSZ 5. melléklete a 6. melléklet szerint módosul.
(17) Az NBSZ 6. melléklete a 7. melléklet szerint módosul.
(18) Az NBSZ 7. melléklete a 8. melléklet szerint módosul.
(19) Az NBSZ 8. melléklete a 9. melléklet szerint módosul.
(20) Az NBSZ 9. melléklete a 10. melléklet szerint módosul.
(21) Az NBSZ 10. melléklete a 11. melléklet szerint módosul.
2. § Az NBSZ
1. 6. § (6) bekezdésében a „bezárást” szövegrész helyébe a „megszüntetést” szöveg,
2. 7. § (1) bekezdésében a „sugárkárosodással” szövegrész helyébe a „radioaktívanyag- kibocsátással” szöveg,
3. 7. § (3) bekezdés d) pontjában az „a tervezésen túli” szövegrész helyébe az „az” szöveg,
4. 7. § (4) bekezdés e) pontjában a „balesetelhárítási” szövegrész helyébe a „nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg,
5. 9. § (1) bekezdésében az „a 3. és az 5-6. melléklet” szövegrész helyébe az „a 3., a 3/A., az 5. és a 6. melléklet” szöveg,
6. 9. § (6) bekezdésében a „baleset-elhárítási” szövegrész helyébe a „nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg,
7. 10. alcímének címében az „Üzemeltetés” szövegrész helyébe az „Üzembe helyezés és üzemeltetés” szöveg,
8. 17. § (2) bekezdésben az „az üzembe helyezési” szövegrész helyébe az „a létesítési” szöveg,
9. 17. § (6) bekezdésében az „i) pontja” szövegrész helyébe a „j) pontja” szöveg, a „különös” szövegrész helyébe a „sajátos” szöveg,
10. 26. § (2) bekezdés c) pontjában az „a változtatások, módosítások” szövegrész helyébe az „az átalakítások” szöveg,
11. 30. § (1) bekezdésében a „2–9. melléklet” szövegrész helyébe a „2–10. melléklet” szöveg,
12. 30. § (2) bekezdésében a „2. melléklet” szövegrész helyébe a „2. és 9. melléklet” szöveg,
13. 31. § (1) bekezdésében az „a 3.,” szövegrész helyébe az „a 3., a 3/A.,” szöveg,
14. 34. § (1) bekezdésében az „A felülvizsgálatot a hatóság” szövegrész helyébe az „Az Időszakos Biztonsági Felülvizsgálatot a nukleáris biztonsági hatóság” szöveg,
15. 34. § (6) bekezdésében a „Jelentéssel” szövegrész helyébe a „Felülvizsgálattal” szöveg,
16. 37. § (1) bekezdésében a „Baleset-elhárítási Intézkedési Tervet” szövegrész helyébe a „Nukleárisbaleset-elhárítási Intézkedési Tervet” szöveg
lép.
3. § Hatályát veszti az NBSZ
b) 26. § (2) bekezdés nyitó szövegrészében a „felülvizsgálata és” szövegrész,
c) 37. § (2) bekezdésében az „a veszélyhelyzeti tevékenységet tervezni kell, amelynek során” szövegrész.
2. Az atomenergia alkalmazása körében a fizikai védelemről és a kapcsolódó engedélyezési, jelentési és ellenőrzési rendszerről szóló 190/2011. (IX. 19.) Korm. rendelet módosítása
4. § (1) Az atomenergia alkalmazása körében a fizikai védelemről és a kapcsolódó engedélyezési, jelentési és ellenőrzési rendszerről szóló 190/2011. (IX. 19.) Korm. rendelet (a továbbiakban: R.) 2. § (1) bekezdése a következő 4a. ponttal égészül ki:
(E rendelet alkalmazásában:)
„4a. diverzitás: olyan rendszerek vagy rendszerelemek alkalmazása, amelyek ugyanazon funkció teljesítését látják el, azonban e szempontból valamely fontos paraméter, így különösen működési elv, kialakítás, elrendezés, gyártó tekintetében eltérnek egymástól, csökkentve ezzel a közös okú vagy azonos módon történő meghibásodások előfordulásának valószínűségét;”
(2) Az R. 2. § (1) bekezdése a következő 17a. ponttal egészül ki:
(E rendelet alkalmazásában)
„17a. programozható rendszer: olyan funkcionális eszköz vagy struktúra, amely alkalmas számítási, kommunikációs, automatizálási, vezérlési, ellenőrzési feladatok ellátására, ezen belül:
a) a létesítmény technológiájához kapcsolódó irányítástechnikai rendszerek,
b) a fizikai védelmi rendszerek,
c) a nukleáris biztosítéki rendszerek,
d) a radioaktív anyag nyilvántartási rendszerek, valamint
e) a létesítmény technológiájához közvetlenül nem csatlakozó olyan nukleáris biztonsági, fizikai védelmi, nukleáris biztosítéki és radioaktív anyag nyilvántartási rendszerek, amelyekhez, valamint az azokban tárolt, kezelt adatokhoz, információkhoz engedélyesi felelősség kapcsolódik;”
(3) Az R. 2. § (1) bekezdése a következő 22a. és 22b. pontokkal egészül ki:
(E rendelet alkalmazásában)
„22a. validálás: annak ellenőrző vizsgálata, hogy a rendszer, rendszerelem, szolgáltatás, módszer, számítási eszköz, számítógép program megfelel-e a funkcionális, a teljesítmény- és interfész követelményeknek az előre meghatározott és írásban rögzített feltételek mellett;
22b. verifikálás: ellenőrző folyamat, mely során megvizsgálják, hogy a rendszer, rendszerelem szolgáltatás, módszer, számítási eszköz, számítógép program, fejlesztési-, gyártási folyamat minden egyes fázisának terméke kielégíti-e az előző fázis által meghatározott összes követelményt;”
(4) Az R. 3. § (2) bekezdés c) és d) pontja helyébe a következő rendelkezések lépnek:
[Az OAH az (1) bekezdés b)–d) pontjában meghatározott kérdésekben a következő szervekkel történő egyeztetés alapján, a kötelezett intézkedését megalapozó határozatot hoz:]
„c) Alkotmányvédelmi Hivatal,
d) Terrorelhárítási Központ, és”
(5) Az R. 3. § (2) bekezdése a következő e) ponttal egészül ki:
[Az OAH az (1) bekezdés b)–d) pontjában meghatározott kérdésekben a következő szervekkel történő egyeztetés alapján, a kötelezett intézkedését megalapozó határozatot hoz:]
„e) Nemzeti Biztonsági Felügyelet.”
(6) Az R. 19. §-a a következő (5) bekezdéssel egészül ki:
„(5) A programozható rendszerek védelmi működése nem befolyásolhatja a nukleáris biztonsági, fizikai védelmi, nukleáris biztosítéki vagy radioaktív anyag nyilvántartási funkciók működőképességét. A programozható rendszerek védelmének
a) a nukleáris biztonsági, fizikai védelmi, nukleáris biztosítéki vagy radioaktív anyag nyilvántartási funkciók vonatkozásában visszahatás-mentesnek kell lennie, és
b) ki kell zárnia, hogy a programozható rendszer védelmének működése, vagy a védelem meghibásodása a nukleáris biztonsági, fizikai védelmi, nukleáris biztosítéki funkciók vagy radioaktív anyag nyilvántartási funkciók működésképtelenségét okozzák.”
(7) Az R. 20. alcímének címe helyébe a következő rendelkezés lép:
„20. A programozható rendszer védelmi követelményei”
(8) Az R. 20. §-a helyébe a következő rendelkezés lép:
„20. § (1) A 7. § (4) és (5) bekezdésében meghatározott nukleáris anyag, radioaktív sugárforrás vagy radioaktív hulladék birtokosa, valamint az 1. melléklet 2. táblázat 1. sorában meghatározott radioaktív sugárforrások birtokosa kivételével a kötelezett biztosítja:
a) a programozható rendszerekben tárolt, kezelt adatok és információk bizalmasságát, sértetlenségét és rendelkezésre állását, valamint
b) a programozható rendszer sértetlensége és rendelkezésre állása kockázatokkal arányos védelmét.
(2) A 7. § (4) és (5) bekezdésében meghatározott nukleáris anyag, radioaktív sugárforrás vagy radioaktív hulladék birtokosa, valamint az 1. melléklet 2. táblázat 1. sorában meghatározott radioaktív sugárforrások birtokosa kivételével a kötelezett a fizikai védelmi terv részeként, a programozható rendszerek védelmének felépítését és működését leíró védelmi tervet készít a 4. melléklet 3. pontjában foglaltaknak megfelelően.
(3) A nukleáris létesítmény engedélyesének – az 1 MW hőteljesítmény alatti reaktorral szerelt nukleáris létesítményt kivéve – a programozható rendszerek védelmének felügyeletére a létesítmény legfelső vezetésének közvetlenül alárendelt szervezetet kell létrehoznia vagy kijelölnie.
(4) A (3) bekezdés alapján létrehozott vagy kijelölt szervezet vezetője felelős a programozható rendszerek védelmének felügyeletéért.
(5) A (3) bekezdés alapján létrehozott vagy kijelölt szervezet a programozható rendszerek védelmével összefüggésben érintett szervezeti egységek delegáltjaiból vagy a kijelölt szervezeti egység beosztottjaiból áll.
(6) A nukleáris létesítmény engedélyesének – az 1 MW hőteljesítmény alatti reaktorral szerelt nukleáris létesítményt kivéve – a programozható rendszerek tervezése, létesítése és módosítása során a 6. melléklet alapján kell eljárnia.”
(9) Az R. 26. alcíme a következő 32/B. §-sal egészül ki:
„32/B. § (1) A fizikai védelmi rendszerre vonatkozó követelmények teljesítésének módszerére vonatkozó ajánlásokat az OAH által kiadott útmutatók tartalmazzák. Az útmutatókat az OAH a honlapján közzéteszi.
(2) Ha a kötelezett a 32. § (1) bekezdés a)–c) pontja szerinti engedély iránti kérelmét az útmutatókban foglaltak szerint terjeszti elő, továbbá, ha a kötelezett a fizikai védelemmel összefüggő tevékenységét az útmutatókban foglaltak szerint végzi, akkor az OAH és a rendőrség a választott módszert a fizikai védelmi rendszerre vonatkozó követelmények teljesítésének igazolására alkalmasnak tekinti, és az alkalmazott módszer megfelelőségét nem vizsgálja.
(3) Az útmutatókban foglaltaktól eltérő módszerek alkalmazása esetén az OAH és a rendőrség az alkalmazott módszer helyességét, megfelelőségét és teljeskörűségét részleteiben vizsgálja.”
(10) Az R. 35 §-a a következő (6) bekezdéssel egészül ki:
„(6) A fix és mobil telepítésű ionizáló sugárzást létrehozó, de radioaktív anyagot nem tartalmazó berendezés birtokosa, ha üzemeltetésre jogosító engedélye nincs vagy lejárt, és azt megszerezni, illetve megújítani nem kívánja, az üzemeltetésre jogosító engedély lejártát követő 30 napon belül az OAH által rendszeresített űrlapon köteles a berendezést bejelenteni és bemutatni a (2)–(3) bekezdésben foglalt követelmények megvalósításának módját.”
(11) Az R. a következő 37/B. §-sal egészül ki:
„37/B. § (1) A nukleáris létesítmények nukleáris biztonsági követelményeiről és az ezzel összefüggő hatósági tevékenységről szóló 118/2011. (VII. 11.) Korm. rendelet és az atomenergia alkalmazása körében a fizikai védelemről és a kapcsolódó engedélyezési, jelentési és ellenőrzési rendszerről szóló 190/2011. (IX. 19.) Korm. rendelet módosításáról szóló 357/2014. (XII. 29.) Korm. rendelet (a továbbiakban: Mód. r.) hatálybalépését követő 6 hónapon belül az OAH
a) elvégzi a 3. § (1) bekezdés a) pontjában meghatározott, a programozható rendszerek fenyegetettségét is figyelembe vevő felülvizsgálatot, valamint
b) meghatározza a 3. § (1) bekezdés c) pontjában meghatározott tervezési alapfenyegetettséget és megküldi a 3. § (3) bekezdésében meghatározottak részére.
(2) A Mód. r. hatálybalépésekor engedélyezett fizikai védelmi tervvel rendelkező kötelezett – a 7. § (4) és (5) bekezdésében meghatározott nukleáris anyag, radioaktív sugárforrás vagy radioaktív hulladék birtokosa, valamint az 1. melléklet 2. számú táblázat 1. sorában meghatározott radioaktív sugárforrások birtokosa kivételével, valamint a (3) bekezdésben foglalt kivétellel – köteles a 20. § (2) bekezdésében meghatározott védelmi tervet a Mód. r. hatálybalépését követő 1 éven belül a 32. § (1) bekezdés d) pontja szerinti kérelemként az OAH-hoz benyújtani.
(3) A Mód. r. hatálybalépésekor engedélyezett fizikai védelmi tervvel rendelkező nukleáris létesítmény engedélyese, kivéve az 1 MW hőteljesítmény alatti reaktorral szerelt nukleáris létesítményt, a 20. § (2) bekezdésben meghatározott védelmi tervet az (1) bekezdés b) pontjában meghatározott határozat közlésétől számított 1 éven belül köteles a 32. § (1) bekezdés d) pontja szerinti kérelemként az OAH-hoz benyújtani.
(4) A nukleáris létesítmény engedélyese, kivéve az 1 MW hőteljesítmény alatti reaktorral szerelt nukleáris létesítményt, a 20. § (3) bekezdésben meghatározott szervezetet a Mód. r. hatálybalépését követő 6 hónapon belül köteles kijelölni vagy létrehozni.
(5) A (2) és (3) bekezdésben meghatározott kérelemben a kötelezett bemutatja, hogy e rendeletben előírt követelmények közül a programozható rendszerek védelme vonatkozásában mely feltételek nem teljesülnek vagy részben nem teljesülnek, és javaslatot tesz a nem teljesülő vagy részben nem teljesülő követelmények teljesítésének módjára és időpontjára.
(6) A Mód. r. 4. § (10) bekezdésével megállapított 35. § (6) bekezdésében meghatározott berendezés birtokosa, akinek a Mód. r. hatálybalépésekor üzemeltetésre jogosító engedélye nincs vagy lejárt, és azt megszerezni, illetve megújítani nem kívánja, a Mód. r. hatálybalépését követő 60 napon belül az OAH által rendszeresített űrlapon köteles a berendezést bejelenteni és bemutatni a (2)–(3) bekezdésben foglalt követelmények megvalósításának módját.”
(12) Az R. 4. melléklete a 12. melléklet szerint módosul.
(13) Az R. a 13. melléklet szerinti 6. melléklettel egészül ki.
5. § Az R. 32. § (9) bekezdésében a „2. és 3. mellékletben” szövegrész helyébe a „2., 3. és 6. mellékletben” szöveg lép.
3. Záró rendelkezések
6. § Ez a rendelet 2015. január 1-jén lép hatályba.
7. § E rendelet 12. melléklete a nagy aktivitású zárt radioaktív sugárforrások és a gazdátlan sugárforrások ellenőrzéséről szóló, 2003. december 22-i 2003/122/Euratom tanácsi irányelv 6. cikk c) pontjának való megfelelést szolgálja.
1. melléklet a 357/2014. (XII. 29.) Korm. rendelethez
1. Az NBSZ 1. melléklet 1.2.3.0100. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„1.2.3.0100. A létesítési engedély alapján végezhető tevékenységek:
a) a nukleáris létesítmény létesítéséhez szükséges terület előkészítésének elvégzése, így különösen talajcsere, cölöpözés,
b) nukleáris létesítmény építményei és épületszerkezetei megépítése, biztonsági osztályba sorolt és nem sorolt rendszerelemekből a tervek szerinti rendszerek kialakítása (gyártás, beszerzés, szerelés), továbbá a rendszerek megfelelő összekapcsolásával a teljes nukleáris létesítmény megfelelő kialakítása,
c) a rendszerelemek és rendszerek üzembe helyezését előkészítő tisztítási és mosatási munkálatok,
d) a rendszerek és rendszerelemek olyan funkciópróbáinak elvégzése, amelyek a nukleáris anyagot tartalmazó fűtőelemek nélkül is végrehajthatóak, és azokat - a próbák munkaprogramjában megalapozottan - ténylegesen anélkül végzik el, hogy a próbában érintett rendszerek, rendszerelemek semmilyen kölcsönhatásban ne legyenek vagy lehessenek a nukleáris létesítménybe esetlegesen már beszállított fűtőelemekkel, valamint
e) kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény esetében a továbbépítéssel összefüggő létesítési tevékenységek végrehajtása.”
2. Az NBSZ 1. melléklete az 1.2.3.0100. pontot követően a következő 1.2.3.0110.-1.2.3.0130. pontokkal egészül ki:
„1.2.3.0110. A 1.2.3.0100. pont b) alpontjának rendelkezéseitől eltérően:
a) az Előzetes Biztonsági Jelentésben meghatározott, a nukleáris biztonsági hatósággal előzetesen egyeztetett, gyártási engedélyköteles hosszú gyártási idejű berendezésekre, a létesítési engedély iránti kérelem benyújtását követően, a létesítési engedély jogerőre emelkedését megelőzően gyártási engedélyt lehet kérni,
b) az Előzetes Biztonsági Jelentésben meghatározott, a nukleáris biztonsági hatósággal előzetesen egyeztetett, építési engedélyköteles építményekre a létesítési engedély iránti kérelem benyújtását követően, a létesítési engedély jogerőre emelkedését megelőzően építési engedélyt lehet kérni.
1.2.3.0120. A létesítési engedély iránti kérelem elbírálásakor a nukleáris biztonsági hatóság vizsgálja az 1.2.3.0110. pont szerinti engedélyek alapján gyártandó berendezések vagy építendő építmények és épületszerkezetek kérelméhez benyújtott megalapozó információk és a létesítési engedélykérelemmel benyújtott Előzetes Biztonsági Jelentésben szereplő információk összhangját.
1.2.3.0130. Az 1.2.3.0110. pont a) alpontja szerinti gyártási engedélyt, illetve az 1.2.3.0110. pont b) alpontja szerinti építési engedélyt a hatóság a létesítési engedély kiadása előtt nem adhatja ki.”
3. Az NBSZ 1. melléklet 1.2.3.0200. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„1.2.3.0200. A létesítési engedély az üzembe helyezési engedély jogerőre emelkedéséig, de legfeljebb a kiadásától számított 10 évig hatályos. Az engedély kérelemre további 5 évre meghosszabbítható, de a kérelmezőnek igazolnia kell, hogy az engedélykiadás feltételei továbbra is fennállnak. Kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény esetében a létesítési engedély az utolsó modul üzembe helyezésének megkezdéséig hatályos. Az egyes létesítési szakaszok megkezdése előtt a kérelmezőnek igazolnia kell, hogy az engedélykiadás feltételei továbbra is fennállnak.”
4. Az NBSZ 1. melléklete az 1.2.3.0210. pontot követő „Az engedély iránti kérelem tartalmi követelményei” szöveget követően a következő 1.2.3.0220.-1.2.3.0280. pontokkal egészül ki:
„1.2.3.0220. Az engedélykérelemben igazolni kell, hogy az 1.2.2 pont szerinti telephely engedéllyel rendelkező telephelyen az engedélykérelemben bemutatott nukleáris létesítmény felépíthető és biztonságosan üzemeltethető.
1.2.3.0230. Az engedélykérelemben igazolni kell, hogy a telephely vizsgálat során meghatározott, a tervezés során figyelembe veendő telephely jellemzőket teljes körűen figyelembe vették, és a külső veszélyeztető tényezőkkel szemben a létesítmény megfelelő védelemmel rendelkezik.
1.2.3.0240. Az engedély iránti kérelemhez Előzetes Biztonsági Jelentést kell mellékelni, amelyben igazolni kell, hogy a létesítendő nukleáris létesítményre vonatkozó, a létesítési engedélyezési eljárás terjedelembe tartozó nukleáris biztonsági követelmények teljesülnek.
1.2.3.0250. Az Előzetes Biztonsági Jelentésnek igazolnia kell, hogy a tervezés során alkalmazott biztonsági alapelveknek és kritériumoknak az engedélykérelemben bemutatott módon történő teljesülése esetén a megvalósítani szándékozott nukleáris létesítmény biztonságosan üzemeltethető.
1.2.3.0260. Az Előzetes Biztonsági Jelentéshez műszaki megalapozást kell mellékelni, amely megfelel legalább a 9. melléklet 9.3.3.0500. pontjában a műszaki tervvel szemben megfogalmazott követelményeket.
1.2.3.0270. Az Előzetes Biztonsági Jelentésnek és megalapozó dokumentációinak olyan részletezettségűnek kell lennie, hogy a hatóság további dokumentáció felülvizsgálata nélkül meg tudjon győződni a követelmények teljesüléséről.
1.2.3.0280. Az atomerőmű Előzetes Biztonsági Jelentésében bemutatandó minimális tartalmi elemek:
a) Bevezetés és az atomerőmű általános áttekintése
aa) Az erőmű általános leírása
aaa) A létesítés feltételei
aab) Telephelyi feltételek
aac) A primer- és szekunderkör fő jellemzői
aad) Az atomerőmű csatlakozása az országos villamosenergia-elosztó hálózathoz
aae) Az atomerőmű üzemállapotai
aaf) Az atomerőmű átfogó védelmi koncepciója
aag) Az atomerőmű környezeti hatásai
ab) Összehasonlító információ, összevetés hasonló létesítményekkel
ac) A létesítéssel kapcsolatos információk
aca) A létesítés szervezeti megvalósítása
acb) A létesítés ütemterve
acc) Felvonulási terület bemutatása
acd) A létesítési tevékenység hatása már üzemelő nukleáris létesítménnyel rendelkező telephely esetén
ace) Üzemelő nukleáris létesítménnyel rendelkező telephely átfogó balesetelhárítási terve a létesítés idejére
acf) Korábbi létesítési tevékenységek során szerzett tapasztalatok, valamint a biztonság szempontjából releváns nem-megfelelőségek bemutatása
ad) Még rendelkezésre nem álló szükséges műszaki információ
ae) Egységes jelölési rendszer
af) Felhasznált és meghivatkozott dokumentumok jegyzéke
ag) Rajzok és egyéb grafikus információ
aga) Villamos és irányítástechnikai sémák
agb) Csőkapcsolási és műszerezési sémák
agc) Egyéb grafikus információ
ah) Hatósági előírásoknak való megfelelés
b) A telephely leírása
ba) Földrajzi fekvés, a lakosság száma és eloszlása
bb) A telephely közelében levő ipari, szállításra szolgáló és katonai létesítmények
bc) Meteorológia
bd) Hidrológia
be) Geológia, szeizmológia és geotechnika
bf) Biológiai eredetű hatások
bg) Külső, ember okozta veszélyek
bh) Monitoring program bemutatása
c) Rendszerek, rendszerelemek tervezése, tervezési elvei
ca) A hatósági előírásoknak való megfelelés
cb) Rendszerek, rendszerelemek osztályba sorolása
cc) Normál üzemeltetési feltételekből, valamint tranziensekből adódó hatások
cd) Lehetséges balesetek által okozott hatások paramétereinek értékelése
ce) Szélsőséges időjárási körülmények elleni védelem
cf) Tűz, robbanás és mérgező gázok elleni védelem
cg) Repülőgép rázuhanás elleni védelem
ch) Elárasztás elleni védelem
ci) Repülő tárgy elleni védelem
cj) Feltételezett csőtörés hatásaként bekövetkező dinamikus hatás elleni védelem
ck) Földrengésállóság
cl) Biztonsági osztályba sorolt építészeti rendszerelemek
cm) Gépészeti rendszerek, rendszerelemek
cn) Villamos és irányítástechnikai rendszerek, rendszerelemek
co) Gépészeti, villamos és irányítástechnikai, építészeti rendszerelemek minősítése
d) A reaktor
da) A reaktor ismertetése
daa) A tervezés alapja
dab) A reaktor leírása
dac) A reaktor belső szerkezeti elemeinek anyagai
dad) A reaktor értékelése
db) Üzemanyagrendszer
dba) A tervezés alapja
dbb) Az üzemanyagrendszer jellemzőinek leírása
dbc) Az üzemanyagrendszer anyagai
dbd) Az üzemanyagrendszer jellemzőinek garantálása érdekében végzendő ellenőrzések
dbe) Az üzemanyagrendszer értékelése
dc) Nukleáris jellemzők
dca) A tervezés alapja
dcb) A nukleáris jellemzők leírása
dcc) A nukleáris tervezésnél alkalmazott módszerek
dcd) Az üzemanyagtöltetek reaktorfizikai jellemzőinek ellenőrzése
dce) A tervezés alatt bekövetkezett változtatások
dcf) A nukleáris jellemzők értékelése
dd) Termohidraulika
dda) A tervezés alapja
ddb) Az aktív zóna termohidraulikai jellemzői
ddc) A reaktor hőhordozó rendszerének termohidraulikai jellemzői
ddd) A termohidraulikai jellemzők megfelelőségét igazoló ellenőrzések
dde) A műszerezéssel szembeni követelmények
ddf) A termohidraulikai jellemzők értékelése
de) A szabályozó- és biztonságvédelmi rendszer
dea) A tervezés alapja
deb) A szabályozó- és biztonságvédelmi rendszer jellemzőinek leírása
dec) A szabályozó- és biztonságvédelmi rendszer anyagai
ded) A szabályozó- és biztonságvédelmi rendszer jellemzőinek garantálása érdekében végzendő ellenőrzések
dee) A szabályozó és biztonságvédelmi rendszer értékelése
def) A különböző reaktivitásszabályozó rendszerek kombinált működése és értékelése
e) A reaktor hőhordozó rendszere és a kapcsolódó rendszerek
ea) A rendszer ismertetése
eb) A reaktor hőhordozó rendszer és a kapcsolódó rendszerek integritása
ec) A hőhordozó rendszer elemei
eca) Reaktortartály és a felső blokk
ecb) Főkeringtető vezeték
ecc) Főkeringtető szivattyú
ecd) Térfogat- és nyomástartó rendszer
ece) Gőzfejlesztő
ed) Kapcsolódó rendszerek
eda) Pótvíz- és bóros szabályozás rendszere
edb) Víztisztító rendszerek
edc) Üzemzavari hűtőrendszerek
edd) Remanenshő-elvonó rendszer
ede) Főgőz- és tápvízrendszerek
edf) Szervezett szivárgások rendszere
edg) Szivárgás-ellenőrző rendszer
edh) Folyamatos analitikai mérőrendszer
edi) Egyéb rendszerek
ee) Üzemi és biztonsági szerelvények, tartószerkezetek
f) Biztonságvédelmi rendszerek, rendszerelemek
fa) Konténment rendszer
faa) Tervezési alap
fab) Konténment hűtő- és nyomáscsökkentő rendszerei
fac) Konténment izolálórendszere
fad) Súlyos balesetek kezelésére szolgáló műszaki megoldások
fae) Konténment szivárgás ellenőrzés
faf) Konténment értékelés
fb) Zóna-üzemzavari hűtőrendszer
fba) Nagynyomású zónahűtő rendszer
fbb) Kisnyomású zónahűtő rendszer
fbc) Passzív hűtőrendszerek
fc) Blokkvezénylői tartózkodást biztosító rendszerek
fd) Üzemzavari tápvízellátó rendszer
fe) Egyéb biztonságvédelmi rendszerek
g) Mérés- és irányítástechnika
ga) Biztonsági osztályba sorolt mérés- és irányítástechnikai rendszerek, rendszerelemek és funkcióik
gb) Reaktor üzemzavari leállító rendszere
gc) Biztonságvédelmi rendszerek, rendszerelemek mérés- és irányítástechnikája
gd) A biztonságos leállítást és a leállított állapotot fenntartó rendszerek mérés- és irányítástechnikája
ge) A blokkvezénylők, azok kialakítása, blokkvezénylői információellátást biztosító eszközök
gf) A biztonsággal összefüggő egyéb méréstechnikai rendszerek, rendszerelemek
gg) A biztonsággal nem összefüggő irányítástechnikai rendszerek
h) A villamosenergia-ellátás rendszerei
ha) A biztonsági funkciók megvalósításához szükséges villamosenergia-ellátás tervezési alapja
hb) A telephelyen kívüli villamosenergia-ellátás rendszere
hc) A telephelyen belüli villamosenergia-ellátás rendszere
hca) Váltakozó áramú energiaellátás
hcb) Egyenáramú energiaellátás
hcc) Fő készüléktípusok
i) Egyéb rendszerek és épületek, építmények
ia) Fűtőelem-tárolás és -kezelés
iaa) Friss fűtőelem-tárolás
iab) Kiégett fűtőelem-tárolás
iac) Kiégett fűtőelem tároló medence vizének hűtése és tisztítása
iad) Fűtőelem-kezelés
ib) Vízrendszerek
iba) Biztonsági funkció megvalósításához szükséges hűtővízrendszerek
ibb) Sótalanvíz-készítő és -tároló rendszer
ibc) Kommunális és egészségügyi vízellátó rendszerek
ibd) Kondenzátumtároló rendszer
ic) Technológiai segédrendszerek
ica) Pótvíz-, bórbetápláló és vízüzemi rendszerek
icb) Mintavételi rendszer
icc) Gőzfejlesztő leiszapoló rendszer
icd) Radioaktív leürítések fogadó rendszere
ice) Levegő- és gázrendszerek
id) Dízelgenerátor segédrendszerei
ida) Üzemanyag-ellátó rendszer
idb) Hűtővízellátó rendszer
idc) Indítórendszer
idd) Kenőolaj-ellátó rendszer
ide) Szívó- és kipufogórendszer
ie) Szellőző- és klímarendszerek
iea) Az ellenőrzött zóna szellőzőrendszerei
ieb) A kiégett fűtőelem-tároló medence szellőzőrendszere
iec) A folyékony és szilárd radioaktív hulladék kezelés és tárolás szellőzőrendszerei
ied) A biztonságvédelmi rendszerek, rendszerelemek szellőzőrendszerei
iee) A turbinaépület szellőzőrendszere
if) Tűzvédelmi rendszerek
ig) Kommunikációs és hírközlési rendszerek
ih) Világítási rendszerek
ii) A létesítménnyel összefüggő építmények
ij) Emelőgépek
j) Tápellátó, gőz- és energiaátalakító rendszerek
ja) A turbina- és a generátorrendszer
jb) Frissgőz-rendszer
jc) Fő- és mellékkondenzátum-rendszer
jd) Tápvízrendszer
je) Háziüzemi gőzrendszer
jf) Egyéb rendszerek
jfa) Turbinakondenzátorok
jfb) Kondenzátor vákuum rendszer
jfc) Turbina tömszelence rendszer
jfd) Kondenzátor hűtővíz rendszer
k) Radioaktív hulladék kezelés
ka) Kibocsátási források meghatározása
kb) Folyékony hulladék kezelő rendszerek
kba) A tervezés alapja
kbb) A rendszer leírása
kbc) Kibocsátási értékek
kc) Gáznemű hulladék kezelő rendszerek
kca) A tervezés alapja
kcb) A rendszer leírása
kcc) Kibocsátási értékek
kd) Szilárd hulladék kezelő rendszerek
kda) A tervezés alapja
kdb) A rendszer leírása
ke) Üzemzavarok, súlyos balesetek és nagyon súlyos balesetek kezelése és felszámolása során keletkező hulladékok kezelésének koncepciója
kea) Keletkező hulladékok minőségének és mennyiségének becslése
keb) Átfogó hulladékkezelési koncepció bemutatása
kf) A technológiai rendszerek radioaktivitását és a környezeti kibocsátást figyelő és mintavételező rendszer
kfa) A tervezés alapja
kfb) A rendszer leírása
kfc) Környezeti kibocsátást figyelő és mintavételező rendszer
kfd) A technológiai rendszerek radioaktivitását figyelő és mintavételező rendszer
kg) Értékelés
l) Sugárvédelem
la) Az ésszerűen elérhető legalacsonyabb szint betartásának biztosítása
laa) Vezetői elkötelezettség
lab) Tervezési megfontolások
lac) Üzemeltetési megfontolások
lb) A radioaktív sugárzás forrásai
lba) Szilárd és folyékony halmazállapotú radioaktív anyagok
lbb) Aeroszol és nemesgáz formájú radioaktív anyagok
lc) A sugárvédelem tervezési követelményei
lca) Tervezési követelmények
lcb) Árnyékolások kialakítása
lcc) Szellőzés
lcd) Telepített sugárzás- és aeroszolfigyelő rendszer
ld) Dózisszámítások
lda) Telephelyen belüli dózisterhelések meghatározása
ldb) Telephelyen kívüli dózisterhelések meghatározása
le) Sugárvédelmi program
lea) A programot megvalósító szervezet
leb) Telepített sugárvédelmi ellenőrző rendszer
lec) Mintavételes sugárvédelmi ellenőrző rendszer
led) Sugárvédelmi eljárások, módszerek
lf) Értékelés
m) Az üzemeltetés irányítása
ma) Szervezeti séma
maa) Vezetőség
mab) A biztonsági követelmények betartását ellenőrző szervezet
mac) Az üzemeltető szervezet
mad) A műszaki háttérszervezet
mae) A személyzettel szemben támasztott követelmények és azok teljesülésének módja
mb) Képzés, a személyzet képzési programja
mc) Veszélyhelyzetre való felkészülés előzetes terve
md) Felülvizsgálatok és auditok
mda) Az Engedélyes kijelölt szervezete által végzett felülvizsgálat
mdb) Az Engedélyestől független külső szervezet által végzett felülvizsgálat
mdc) Felülvizsgálati és audit programok
me) Eljárások
mea) Adminisztratív jellegű utasítások
meb) Műszaki jellegű utasítások
mf) Fizikai védelem előzetes terve
n) Üzembe helyezési program
na) Az üzembe helyezési program előzetes terjedelme
nb) Az üzembe helyezési program kialakításánál felhasználni kívánt tesztelési és üzemeltetési tapasztalatok
nc) Az üzembe helyezéshez szükséges személyzet biztosításának előzetes terve
nd) Alapul vett hatósági előírások
ne) Az üzembe helyezési program előzetes ütemezése
nf) Az üzemeltetési, üzemzavari és veszélyhelyzeti utasítások előzetes ellenőrzési terve
o) Biztonsági elemzések
oa) Normál üzemállapot (TA1)
ob) Várható üzemi események (TA2) és tervezési üzemzavarok (TA3-4)
oba) A kezdeti események
obb) Az elemzéseknél használt bemenő adatok, számítógépi programok, a validáltság igazolása, modellezési megfontolások, kezdeti és határfeltételek, elfogadási kritériumok
obc) Az elemzések eredményei
oc) Komplex üzemzavarok (TAK1)
oca) A kezdeti események és kategorizálásuk
ocb) Az elemzéseknél használt bemenő adatok, számítógépi programok, a validáltság igazolása, modellezési megfontolások, kezdeti és határfeltételek, elfogadási kritériumok
occ) Az elemzések eredményei
od) Súlyos balesetek (TAK2)
oda) A kezdeti események és kategorizálásuk
odb) Az elemzéseknél használt bemenő adatok, számítógépi programok, a validáltság igazolása, modellezési megfontolások, kezdeti és határfeltételek, elfogadási kritériumok
odc) Az elemzések eredményei
oe) Determinisztikus és valószínűségi biztonsági elemzések alkalmazásának megalapozása
p) Előzetes Üzemeltetési Feltételek és Korlátok és azok megalapozása
q) Minőségbiztosítás
qa) Terv- és dokumentáció ellenőrzés
qb) Vállalkozók minősítése, auditok
qc) Anyagok, berendezések, műszerek és szolgáltatások ellenőrzése
qd) Folyamatellenőrzés
qda) Az építési folyamatok ellenőrzése
qdb) A gyártás ellenőrzése
qdc) A szerelés ellenőrzése
qdd) Rendszerek inaktív üzembe helyezési tevékenységeinek ellenőrzése
qde) A létesítmény szintű komplex üzembe helyezési próbák ellenőrzése
qe) Tesztelés és anyagvizsgálat
qf) Irányítástechnikai eszközök és szoftverek verifikációja
qg) Szállítás, kezelés és raktározás ellenőrzése
qh) Nemmegfelelőségek ellenőrzése és javító intézkedések
qi) Minőségbiztosítási dokumentáció
r) Ember-gép kapcsolat
s) Az atomerőmű és blokkjai megszüntetésének előzetes terve
sa) A leszerelés koncepcióterve
sb) A sugárzás forrásai
sc) Sugárzásellenőrzés a leszerelés alatt
sd) Újrahasznosítható anyagok
se) A leszerelés rendszerei, eszközei és szervezése.”
5. Az NBSZ 1. melléklete az 1.2.3.0300. pontot követően a következő 1.2.3.0310. ponttal egészül ki:
„1.2.3.0310. Az Előzetes Biztonsági Jelentés felépítésére és tartalmára vonatkozó további ajánlásokat útmutató tartalmazza.”
6. Az NBSZ 1. melléklete az 1.2.3.0400. pontot követően a következő 1.2.3.0410. ponttal egészül ki:
„1.2.3.0410. A kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény Előzetes Biztonsági Jelentésében az üzemeltetési időszakhoz kapcsolódó létesítési tevékenységeknek az üzemelő létesítmény nukleáris biztonságára gyakorolt hatását be kell mutatni és értékelni kell. Az Előzetes Biztonsági Jelentésben a továbbépítéssel összefüggő átalakítási tevékenységek körét és tartalmát ismertetni kell.”
7. Az NBSZ 1. melléklete az 1.2.3.0500. pontot követően a következő 1.2.3.0600. ponttal egészül ki:
„1.2.3.0600. Kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény esetében az Előzetes Biztonsági Jelentést a létesítmény tervezett teljes kiépítésére kell elkészíteni. Ha az üzemeltetése során, a létesítmény továbbépítéséhez szükségessé válik az Előzetes Biztonsági Jelentés módosítása, az Előzetes Biztonsági Jelentés új változatának tartalma az üzemeltetési engedély és az azt megalapozó Végleges Biztonsági Jelentés figyelembe vételével a teljes kiépítéshez szükséges további létesítési tevékenységek terjedelmére szűkíthető.”
8. Az NBSZ 1. melléklete az 1.2.4.0200. pontot követően a következő 1.2.4.0210. ponttal egészül ki:
„1.2.4.0210. Kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény továbbépítése esetén az üzembe helyezési engedély az üzembe helyezés előtt álló modul üzembe helyezésére jogosít fel, az új modul üzemeltetéséhez az 1.2.5. pont szerinti üzemeltetési engedély megszerzése szükséges.”
9. Az NBSZ 1.2.4.0400. pontja a következő h) és i) ponttal egészül ki:
(Az engedély iránti kérelemben igazolni kell, hogy)
„h) kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény továbbépítése esetében a kapcsolódó rendszerek átalakítása megtörtént, és az átalakítás megfelel a vonatkozó előírásoknak, valamint
i) kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény esetében a tervezett üzembe helyezési tevékenységek végrehajtása az üzemelő létesítmény nukleáris biztonságát nem csökkenti, az üzembe helyezés biztonságos végrehajtásának feltételei teljesülnek.”
10. Az NBSZ 1. melléklete az 1.2.4.0500. pontot követően a következő 1.2.4.0510. ponttal és 1.2.4.0520. ponttal egészül ki:
„1.2.4.0510. Kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény esetén, az első modul üzembe helyezési engedélyét követően az 1.2.4.0500. pont f) alpontja szerinti dokumentum jóváhagyása az 1.4. pont szerinti átalakítási engedélyezési eljárásban történik. A jóváhagyott dokumentum megléte az üzembe helyezési engedély megadásának előfeltétele.
1.2.4.0520. Kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény továbbépítése esetén az engedély iránti kérelemhez mellékelni kell:
a) a Végleges Biztonsági Jelentés továbbépítéssel érintett szakaszainak előzetes változatát,
b) az Üzemeltetési Feltételek és Korlátok dokumentum továbbépítéssel érintett szakaszainak előzetes változatát,
c) az üzemzavarok elhárítását szabályozó kezelési utasítást, valamint
d) az üzembe helyezési programokat és a programok végrehajtásának előzetes ütemtervét.”
11. Az NBSZ 1. melléklet 1.2.5.0600. pontja a következő e) alponttal egészül ki:
(Az engedély iránti kérelemben:)
„e) kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény esetében az üzemelő létesítmény biztonságát a nukleáris létesítmény életciklusának üzemeltetési szakaszához kapcsolódó létesítési és üzembe helyezési tevékenységek figyelembe vételével kell igazolni.”
12. Az NBSZ 1. melléklete az 1.2.5.0700. pontot követően a következő 1.2.5.0800. ponttal egészül ki:
„1.2.5.0800. Kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény esetén az üzemzavar-elhárítási utasításokat és indokolt esetben a baleset-kezelési útmutatókat a továbbépítéssel összefüggő létesítési és üzembe helyezési tevékenységek körére is ki kell terjeszteni.”
13. Az NBSZ 1. melléklet 1.3.2.0100. pontja a következő e) alponttal egészül ki:
(A nukleáris biztonsági hatóság által kiadott engedély alapján gyárthatók:)
„e) a kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény esetében a kiemelten fontos és fontos biztonsági osztályba tartozó rendszerelemek és szoftverek, amelyek kereskedelmi termékként nem szerezhetők be.”
14. Az NBSZ 1. melléklet a 1.3.3.0100. pontja a következő d) alponttal egészül ki:
(A nukleáris biztonsági hatóság által kiadott engedély alapján szerezhetők be:)
„d) a kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény esetében a kiemelten fontos és fontos biztonsági osztályba tartozó rendszerelemek.”
15. Az NBSZ 1. melléklet 1.3.4.0100. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„1.3.4.0100. A nukleáris biztonsági hatóság által kiadott engedély alapján végezhető a szerelése:
a) az 1. biztonsági osztályba tartozó rendszerelemeknek, illetve
b) a kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény bővítésének esetében a gyártási és beszerzési engedéllyel rendelkező rendszerelemeknek.”
16. Az NBSZ 1. melléklet 1.4.1.1200. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„1.4.1.1200. Engedélyezett műszaki átalakítások esetében, az üzembe helyezés megkezdését megelőzően harminc nappal - a kutatóreaktor kivételével - a nukleáris létesítmény engedélyese a 4. melléklet 4.8.3.1500. pontja, valamint a 6. melléklet 6.3.9.2100. pontja szerinti Átalakítást Követő Üzemeltetés Megkezdését Megalapozó Dokumentációt tájékoztatásul megküldi a nukleáris biztonsági hatóságnak. Ha az engedélyezett műszaki átalakítás esetében nem történik üzembe helyezés, akkor a nukleáris biztonsági hatóság az engedélyben a kérelem szerinti műszaki átalakítás jellemzőinek figyelembevételével jelöli ki azt az eseményt, amelyet megelőzően harminc nappal kell benyújtani az Átalakítást Követő Üzemeltetés Megkezdését Megalapozó Dokumentációt.”
17. Az NBSZ 1. melléklete az 1.4.1.1300. pontot követően a következő 1.4.1.1310. ponttal egészül ki:
„1.4.1.1310. A nukleáris biztonsági hatóság - az engedélyes kérelmére - harminc napnál rövidebb határidőt is előírhat az engedélyben, ha az átalakítás 4.8.2.0800. pont szerinti 2. kategóriába sorolt, és az atomerőművi blokk átalakítása
a) a főjavítása alatt, vagy
b) soron kívüli eljárásban
történik. A határidőt az átalakítás összetettségének és az átalakítások végrehajtása ütemezésének figyelembevételével úgy kell meghatározni, hogy az elégséges legyen az Átalakítást Követő Üzemeltetés Megkezdését Megalapozó Dokumentáció felülvizsgálatára.”
18. Az NBSZ 1. melléklete az 1.4.1.1500. pontot követően a következő 1.4.1.1510. ponttal egészül ki:
„1.4.1.1510. Atomerőművi műszaki és szabályozó dokumentumok átalakítása esetén a nukleáris biztonsági hatóság - az engedélyes kérelmére - az engedélyben harminc napnál rövidebb időt is előírhat, amennyiben az engedélyezés soron kívüli eljárásban történt és az átalakítás 4.8.2.0800. pont szerinti 2. kategóriába sorolt. Az időt az átalakítás összetettségének és az átalakítások végrehajtása ütemezésének figyelembevételével úgy kell meghatározni, hogy az elégséges legyen az összefoglaló leírás felülvizsgálatára.”
19. Az NBSZ 1. melléklete a 1.4.1.1700. pontot követően a következő 1.4.1.1710. ponttal egészül ki:
„1.4.1.1710. A nukleáris biztonsági hatóság az 1.4.1.1700. pont szerinti dokumentáció ellenőrzéséről hivatalos feljegyzést, 1. kategóriába sorolt műszaki átalakítások helyszíni ellenőrzéséről jegyzőkönyvet készít. Ha az Átalakítást Követő Üzemeltetés Megkezdését Megalapozó Dokumentáció, vagy az összefoglaló leírás ellenőrzése nem tárt fel olyan nemmegfelelőséget, amely veszélyezteti a biztonságos üzemeltethetőséget, akkor erről a nukleáris biztonsági hatóság a feljegyzésben vagy az ellenőrzési jegyzőkönyvben tájékoztatja az engedélyest. Az engedélyes ennek birtokában folytatja az átalakítás végrehajtását.”
20. Az NBSZ 1. melléklete az 1.5.1.0100. pontot követően a következő 1.5.1.0110. ponttal egészül ki:
„1.5.1.0110. Az engedélyes az Előzetes Biztonsági Jelentésében bemutatja az új atomerőmű építésének tervezett szakaszolását. Egyértelmű módon jelöli az egy építési szakaszba tartozó építményeket és az egy építési engedélykérelemmel benyújtani tervezett építményeket.”
21. Az NBSZ 1. melléklet 1.5.2.0200. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„1.5.2.0200. Az építési vagy bontási engedély iránti kérelemnek tartalmaznia kell:
a) a nukleáris biztonsági követelmények teljesülésének igazolását és műszaki megalapozását,
b) a tevékenység megfelelő elvégzését biztosító minőségirányítási és minőségügyi programot, vagy azokra a nukleáris biztonsági hatósági eljárásokra történő hivatkozást, amelyekben ezeket a dokumentumokat korábban már benyújtották,
c) más hatóságoknak az eljáráshoz kapcsolódó engedélyeit, az azokat megalapozó dokumentációk bemutatását és összefoglaló értékelését,
d) az építési vagy bontási engedélyezési műszaki tervdokumentációt üzemelő nukleáris létesítmény esetén az általános építésügyi hatósági eljárásokat szabályozó jogszabály előírásainak megfelelő tartalommal, új nukleáris létesítmény esetén az 1.5.2.0210-1.5.2.0230. pontok szerinti tartalommal, valamint
e) a dokumentáció felülvizsgálatáról és értékeléséről készített független műszaki szakértői véleményt.”
22. Az NBSZ 1. melléklete 1.5.2.0200. pontot követően a következő 1.5.2.0210.-1.5.2.0230. pontokkal egészül ki:
„1.5.2.0210. Az 1.5.2.0200. pont d) alpontja szerinti dokumentáció elemei a tervezés tárgyától függően:
1. Műszaki leírások: Alfabetikusan kereshető szöveges dokumentum, melyben ábrák is szerepelhetnek. Az ábrák esetében törekedni kell a vektorgrafikus ábrák alkalmazására, amennyiben elkerülhetetlen, úgy a maximum 150 (szöveget vagy vékony vonalas részeket tartalmazó ábrák esetén 300) DPI felbontású pixeles ábrák is elfogadhatóak. A műszaki leírás fejezetekre bontva, több fájldokumentumban is benyújtható. Formátuma PDF/A, nyomtatási mérete A4 (szükség esetén egyes oldalak lehetnek A3-as méretűek). A műszaki leírásnak szürkeárnyalatosan nyomtatva is értelmezhetőnek kell maradnia.
1.1. Építészeti műszaki leírás: Az építészeti műszaki leírás nukleáris tervfejezetében a létesítmény építményeinek, helyiségeinek, illetve épületszerkezeteinek azon sajátosságait kell a tervezőnek bemutatnia, amelyek a nukleáris biztonsági és - a fizikai védelmi szempontból lényeges építmények, helyiségek, illetve épületszerkezetek esetében - a fizikai védelmi követelmények teljesülését biztosítják. Ilyen módon kiemelt jelentőségűek azok a műszaki megoldások, amelyek a radioaktív anyagok szétterjedésének meggátlását biztosítják a különféle üzemviteli illetve üzemzavari állapotokban, továbbá biztosítják a személyzet, lakosság és környezet hatósági korlátoknak megfelelő sugárvédelmét. Az építészeti műszaki leírás minőségbiztosítási tervfejezetében a tervezőnek elsődlegesen olyan előírásokat kell tennie, amelyek a kivitelezés során megvalósítandó minőségbiztosítási intézkedéseket rögzítik, ezek között a kivitelezésben résztvevők kiválasztásának alapvető követelményeit és a munkavégzés során teljesítendő ellenőrzési feladatokra vonatkozó előírások kell, hogy szerepeljenek. A fentiek mellett az építészeti műszaki leírás ismerteti az építményekre vonatkozó, a tervlapok tartalmát kiegészítő alábbi információkat:
a) a teljes építmény rendeltetésének leírását,
b) a telekre, a tervezett és a meglévő építményekre vonatkozó jogszabályban előírt azon paramétereket (telek beépített területe, beépített területek aránya a zöldfelülethez, épületmagasság, építmények egymástól való távolsága, mérete) melyek nem szerepelnek az egyes tervlapokon,
c) a tartószerkezeti, az épületgépészeti, villamos, villámvédelmi, zaj és rezgés elleni védelmi megoldásokat, az energetikai követelmények teljesítésének módját,
d) a közlekedési útvonalak akadálymentesítését,
e) jogszabályban előírtak szerint az építményekbe betervezett építési termékekre vonatkozó teljesítmény-jellemző meghatározását,
f) a szellőzőkémény bemutatását,
g) az égéstermék-elvezetés megoldásának részletes leírását,
h) a tervezett építési tevékenységhez előírt és az építmények rendeltetésszerű és biztonságos használathoz szükséges közművesítés megoldását,
i) a tervezett építmények, építményrészek milyen műszaki megoldással teljesíti az országos településrendezési és építési követelményekről szóló 253/1997. (XII. 20.) Korm. rendelet (a továbbiakban: OTÉK) 50. θ (3) valamint az építési termék építménybe történő betervezésének és beépítésének, ennek során a teljesítmény igazolásának részletes szabályairól szóló 275/2013 (VII.16.) Korm. rendeletben meghatározott követelményeket, az építmény tűzvédelmi kockázati osztályát,
j) az érintett közműszolgáltatókkal történt egyeztetésre vonatkozó információkat,
k) a tervezett építmények, építményrészek milyen műszaki megoldással teljesítik az atomenergia alkalmazása körében a fizikai védelemről és a kapcsolódó engedélyezési, jelentési és ellenőrzési rendszerről szóló 190/2011. (IX.19.) Korm. rendeletben meghatározott követelményeket.
1.2. Épületgépészeti műszaki leírás:
a) tartalmazza a vízellátási, szennyvíz-, és csapadékvíz elvezetési, gázellátási és égéstermék elvezetési; fűtési és hűtési, valamint légtechnikai rendszerek bemutatását, illetve összefoglalását, a szakági igényekkel együtt,
b) bemutatja az építmények általános gépészeti kialakítását, kitérve a jogszabályi előírások megfelelőségére.
1.3. Tartószerkezeti műszaki leírás:
a) az engedélyezési döntés megalapozásához szükséges kidolgozottsággal tartalmazza az építmények megvalósításához szükséges, a tartószerkezetek kialakítására és megépítésére hatással bíró kiinduló adatok ismertetését, így különösen a tervezési programból és a technológiai igényekből, továbbá a telephely földrengés veszélyeztetettségéből, valamint az extrém időjárási viszonyokból adódó terhek, hatások és követelmények ismertetését, figyelembe vett értékeit, megjelöli az alkalmazott szabványokat, valamint
b) az elvégzett erőtani számítások alapján ismerteti az építmények tartószerkezetének rendszerét, az alkalmazott fesztávokat, a fő teherhordó elemek kialakítását, jellemző fő méreteit, a betervezett anyagok, gyártmányok minőségi és teljesítmény követelményeit, kitérve a megvalósíthatóságot biztosító technológiai leírásokra.
1.4. Épületvillamossági műszaki leírás: bemutatja az építmények villamos energiával történő ellátását, normál üzemi és biztonsági, valamint erős- és gyengeáramú rendszereit, kitér a villámvédelemre, érintés(hiba) védelemre és egyéb megvalósítandó villamos rendszerekre.
1.5. Technológiai leírás: részletesen, a hatások megismeréséhez és elbírálásához elégséges módon bemutatja az építményekbe telepítendő nukleáris és egyéb technológiákat, ismerteti az épületszerkezetekre vonatkozó hatásait és igazolja a tervezett műszaki megoldások megfelelőségét.
1.6. Belsőépítészeti leírás: tartalmazza az építmények belső tereinek berendezésére, anyag- és színvilágára vonatkozó leíró részeket az OTÉK előírásait kielégítő módon.
1.7. Rétegrendi kimutatás: Meghatározza az összes egymástól eltérő vízszintes és függőleges rétegfelépítést.
1.8. Helyiség kimutatás: Meg kell nevezni az egyes helyiségek rendeltetését (elnevezését), kezelhetőségi és igénybevételi kategóriáit, sugárzási viszonyait, alapterületét és burkolatát.
1.9. Energiaellátás megvalósíthatósági elemzése: az épületek energetikai jellemzőinek meghatározásáról szóló 7/2006. (V. 24.) TNM rendeletben meghatározott esetekben és annak 4. melléklete szerint.
2. Tervlapok: A tervlapok formátuma PDF/A. A tervlap összeállításánál törekedni kell arra, hogy a tervlap vagy annak egységnyi területe szükség esetén arányosan, értelmezhető módon A0 méretben szürkeárnyalatosan nyomtatható legyen. Az önálló tervlapokat önálló fájldokumentumonként kell benyújtani vektorgrafikus vagy 300 DPI felbontású pixeles formátumban.
2.1. A tervező által, az állami ingatlan-nyilvántartási térképi adatbázis felhasználásával készített helyszínrajz, amely tartalmazza:
a) az égtájjelölést,
b) a tervezéssel érintett és a közvetlenül szomszédos - az ingatlannal közös határvonalú - telkek ábrázolását,
c) a tervezéssel érintett telken valamennyi meglévő terepszint feletti és alatti építményt, valamint a tervezett építményeket, méretarányos ábrázolással (építmények körvonalrajzát, tetőidomok ábrázolásával, rendeltetések megjelölésével), a meglévő építmények telekhatártól és egymástól való távolsági és épületmagassági méretét, valamint az elbontásra kerülő vezetékek jelölését,
d) a tervezéssel érintett telekkel közvetlenül szomszédos telkeken valamennyi épület méretarányos körvonalrajzát, tetőidomait, továbbá a tervezéssel érintett telek felőli oldalkertben lévő földalatti és feletti építmények körvonalrajzának ábrázolását, rendeltetése megjelölését,
e) a tervezési területre vonatkozó jogszabályban előírt paraméterek teljesítését igazoló mutatószámokat, jellemzőket (telek területe, beépítettség mértéke, épületmagasság, zöldfelület aránya, építmények egymástól való távolsága, mérete),
f) az építmények személy- és gépkocsiforgalmára szolgáló be- és kijáratok közúthoz való csatlakozását, valamint a gépkocsik telken belüli elhelyezésének ábrázolását,
g) a ±0,00 kiinduló relatív magasságnak megfelelő Egységes Országos Magassági Alapponthálózati (EOMA) magassági értéket, valamint
h) a meglévő terepviszonyok ábrázolását a jellemző szintmagasságok értékeivel, 10 százaléknál nagyobb lejtésű terület esetén az 1 m szintkülönbséget ábrázoló szintvonalakkal.
2.2. Eltérő szintek alaprajzai:
a) ábrázolni és méretekkel kell ellátni:
aa) az elmetszett és a nézet irányába eső nem teljes szintmagasságú szerkezeteket,
ab) a beépített berendezési tárgyakat,
ac) a nyílásokat,
ad) az ábrázolt szintek szintváltását és szintmagasságát, a szintáthidalók emelkedési irányát, mindkét végének szintmagasságát,
ae) a szerkezeti dilatációk helyét,
af) a földszinti alaprajzon a csatlakozó véglegesen rendezett terepet, az épület körüli járdát, az előlépcsőt és egyéb szerkezeteket,
ag) szellőzőkéményeket,
ah) az égéstermék-elvezetőket,
b) jelölni kell az északi irányt, a metszetek helyét, esetleges törését és nézetének irányát.
2.3. A megértéshez szükséges számú, de legalább két egymással szöget bezáró módon felvett metszet, amelyeken
a) ábrázolni kell és méretadatokkal kell ellátni:
aa) az elmetszett, a nézet irányába eső látható, indokolt esetben a nézet irányába eső, de a más szerkezetek által takart szerkezeteket,
ab) az építményekhez csatlakozó, véglegesen rendezett terepet és járdát,
b) meg kell határozni az összes egymástól eltérő vízszintes és függőleges rétegfelépítést.
2.4. Terepmetszet.
2.5. Az építmény valamennyi jellemző külső nézetét ábrázoló homlokzati terv, amelyek tartalmazzák:
a) az építmények külső megjelenését meghatározó homlokzati elemeket, így különösen a nyílásokat, rácsokat, korlátokat, antennákat, esővíz- és légcsatornákat, szellőzőkéményt, égéstermék-elvezetőt, díszítőelemeket, lépcsőket, valamint a terepszint alatti vagy a terep által takart építményrészeket,
b) a csatlakozó végleges terep, járda, tetőgerinc, tetőfelépítmény stb. szintmagasságát,
c) az egyes homlokzati felületek kiképzését, anyagát és színét.
2.6. Tereprendezési terv: a végleges terep szintmagasságainak ábrázolásával, a szükséges számú szelvényrajzzal és a 10 százaléknál nagyobb lejtésű terület esetén az 1 m szintkülönbséget ábrázoló rétegvonalakkal, a végleges terep szintmagasságainak ábrázolásával.
2.7. Tartószerkezeti terv: a tartószerkezet ellenőrzése használati és teherbírási határállapotokra. A tartószerkezet alábbi elemeiről tartalmaz rajzi munkarészeket:
a) alapozás alapsíkjának megadása a meglévő épületek figyelembevételével,
b) teherhordó falak és pillérek,
c) monolit és előre gyártott födémek és azok elemei,
d) szintek áthidalására szolgáló szerkezetek,
e) rezgés-, és földrengés védelmi szerkezetek,
f) darupályák tartószerkezetei és felvonók szerkezetei.
3. Környezeti állapotra jellemző információk:
a) fotó, fotómontázs,
b) látványterv,
c) kilátási-rálátási terv,
d) színterv,
e) tömegvázlat.
4. Számítás: A számítás szöveges és numerikus dokumentum, amelyben ábrák is szerepelhetnek. Az ábrák esetében törekedni kell a vektorgrafikus ábrák alkalmazására, amennyiben elkerülhetetlen, úgy a maximum 150 (szöveget vagy vékony vonalas részeket tartalmazó ábrák esetén 300) DPI felbontású ábrák is elfogadhatóak. A számítás fejezetekre bontva, több dokumentumban is benyújtható. Formátuma PDF/A, nyomtatási mérete A4 (szükség esetén egyes oldalak lehetnek A3 méretűek). A számításoknak szürkeárnyalatosan nyomtatva is értelmezhetőnek kell maradnia.
4.1. Számított építményérték
4.2. Épületmagasság-számítás
4.3. Telek beépítettségének számítása
4.4. Tartószerkezeti számítás
4.5. Épületenergetikai számítás
4.6. Sugárvédelmi ellenőrző számítás
5. Igazolások: Igazolás csak olyan formában nyújtható be, amelynek nyomtatási formátuma legfeljebb A4. Elektronikus igazolás csak olyan információtechnikai rendszerektől fogadható el, amely hiteles átadásának információtechnológiai feltételei fennállnak.
5.1. Aláírólap a tervezők megnevezésével, jogosultságuk megjelölésével, elérhetőségükkel és aláírásukkal, amely benyújtható elektronikusan aláírt PDF formátumban, papír alapú formátumban, illetve amennyiben információtechnológiai feltételei fennállnak, úgy az aláíró saját nevében kitöltött és saját személyi azonosításával benyújtott elektronikus űrlap útján.
5.2. E-hiteles térképmásolat.
5.3. Az építésügyi és építésfelügyeleti hatósági eljárásokról és ellenőrzésekről, valamint az építésügyi hatósági szolgáltatásról szóló 312/2012. (XI. 8.) Korm. rendelet 3. melléklete szerinti statisztikai lap.
5.4. Független műszaki szakértői vélemény.
6. Geotechnikai jelentés a teljes területre: Tartalmazza az építmény kialakításához szükséges geotechnikai állapotot, a tervezési fázisnak, a geotechnikai kategóriának, és az esetleges különleges körülményeknek (csúszás- és omlásveszélyes a terület, illetve a talajkörnyezet, az altalaj térfogatváltozó, feltöltéses, agresszív vagy más ok miatt különösen kedvezőtlen) a figyelembevételével.
7. Geodéziai felmérés.
1.5.2.0220. Az 1.5.2.0200. pont d) alpontja szerinti dokumentációra vonatkozó általános előírások:
1. Az adott anyag vagy szerkezet jelölésére a vonatkozó hatályos szabványt, vagy annak hiányában a Megrendelő által meghatározott, egyértelmű jelkulcsot kell alkalmazni.
2. Közhasználatú építmények esetén, a helyszínrajzon és a vonatkozó tervlapokon méretadatok megadásával ábrázolni kell az akadálymentes és biztonságos közlekedési lehetőséget biztosító megoldásokat a telek közterületi csatlakozási pontjától az épület bejáratáig.
3. Az építési tevékenységgel érintett telken, ha az építési tevékenység a telek természetes terepviszonyainak a megváltoztatását is eredményezi, a csapadékvíz-elvezetésének műszaki megoldását is ábrázolni kell. A telek természetes terepviszonyának feltöltéssel vagy terepbevágással történő megváltoztatása esetén a telek eredeti és a megváltoztatott, végleges állapotát a terep szintmagasságának ábrázolásával méretezett terepmetszeten kell bemutatni.
4. Több ütemben megvalósuló építési tevékenység esetében a tervrajzokon az egyes ütemeket egyértelműen jelölni kell.
5. Az építészeti-műszaki dokumentáció tervező általi hitelesítése
5.1. Az építészeti-műszaki dokumentációt és részeit a tervező az alábbiak valamelyikével hitelesíti:
a) aláírólap csatolásával,
b) saját elektronikus azonosítás útján történő benyújtással, az azonosításra visszavezetett dokumentumhitelesítés szabályai szerint,
c) elektronikus aláírással.
5.2. A dokumentáció tartalma együtt és dokumentumrészenként is hitelesíthető.
5.3. A papír alapú dokumentum elektronikus irattá alakítása digitalizálás útján történik truecolor és 300 DPI minőségben PDF/A formában.
6. E rendelet keretei között az építészeti-műszaki dokumentáció tartalmi követelménye tekintetében a dokumentáció egyes munkarészeinek kidolgozottságára, tartalmára és léptékére a Magyar Építész Kamara és a Magyar Mérnöki Kamara vonatkozó szakmai követelményeket megállapító szabályzatait figyelembe kell venni.
1.5.2.0230. Az 1.5.2.0200. pont d) alpontja szerinti dokumentációval összefüggésben a tűzvédelmi szakhatóság állásfoglalásának megkéréséhez szükséges dokumentációra vonatkozó követelmények:
1. Az építési engedélyezési eljárás esetén a tűzvédelmi dokumentáció tartalma
1.1. Műszaki leírás, ami tartalmazza:
a) az építmény tűzveszélyességi osztályba sorolására, az építmény, tűzszakaszok tűzállósági fokozatára,
b) a technológia tűzvédelmére,
c) az alkalmazott épületszerkezetek tűzvédelmi paramétereire,
d) a tűzterhelés meghatározására,
e) a tűzszakaszolásra, a tűzterjedés gátlására, a tűztávolságra,
f) a hő és füst elleni védelem kialakítására,
g) a hasadó, hasadó-nyíló felületekre,
h) a tűzoltósági beavatkozási feltételekre,
i) a kiürítésre, mentésre,
j) az épületgépészeti, valamint a villamos és villámvédelmi berendezések tűzvédelmi követelményeinek teljesülésére,
k) a beépített automatikus tűzjelző és tűzoltó berendezések kialakítására,
l) a biztonsági jelzésekre vonatkozó megoldásokat.
1.2. Rajzi munkarészek, a tűzvédelmi követelmények teljesítését bemutató:
a) helyszínrajz,
b) alaprajz,
c) homlokzati rajz,
d) metszetrajz.
1.3. Melléklet: az oltóvízellátás biztosítására vonatkozó közműszolgáltatói nyilatkozat.
2. Építészeti tűzvédelmi tervfejezet tartalmi követelményei
2.1. A hatósági eljáráshoz készített tűzvédelmi tervdokumentációt csak tűzvédelmi szakértő készítheti.
2.2. A vonatkozó jogszabályokban meghatározottakon túlmenően az építészeti tűzvédelmi tervfejezet a következőket tartalmazza:
a) tűzkockázat-elemzést;
b) az alkalmazott tűzvédő rendszer, bevonat karbantartására, felülvizsgálatára, felújítására, valamint az alkalmazása során betartandó technológiára vonatkozó terveket és műszaki leírásokat;
c) a technológiai tűzvédelmi leírást, amely tartalmazza a tervezéssel érintett helyiségekben a gépekkel, berendezésekkel, készülékekkel végzett tevékenység leírását, a tervezett technológia tűzvédelmi hatásait;
d) a technológiában alkalmazásra kerülő, a technológia során keletkező anyagok tűzvédelmi jellemzőinek meghatározását (biztonsági adatlap szerinti tűzvédelmi jellemzők);
e) a technológiai folyamat során kialakuló tűz- vagy robbanásveszélyes állapot valószínűségének meghatározását tűzkockázat-elemzéssel alátámasztva. A tűzkockázat-elemzés alapján a jelző, beavatkozó és oltórendszerek szükségességét és a tervezett rendszer ismertetését;
f) a tűzveszélyes gépek, felszerelések, szerelvények, technológiai berendezések tűzveszélyességét, alkalmazási helyüket és a biztonsági követelmények meghatározását;
g) a megengedettnél nagyobb hőfejlődés vagy nyomásemelkedés következtében veszélyessé váló gépi berendezések biztonsági (automatikus) rendszerének leírását (a technológiai szabályozó-berendezéseken kívül);
h) a villamos szerelvények, berendezések, gépek és az éghető anyag (éghető anyagú épületszerkezet) között betartandó távolság biztosítását;
i) a villamos betáplálás módját, kábelek védelmét;
j) a sztatikus feltöltődés elleni védekezés szükségességét, a védekezés módját;
k) a tűzjelzés követelményeit.”
23. Az NBSZ 1. melléklet 1.5.5. pontja a következő 1.5.5.0200. ponttal egészül ki:
„1.5.5.0200. A felvonók építési, használatbavételi és bontási engedélyezésére vonatkozó ajánlásokat útmutató tartalmazza.”
24. Az NBSZ 1. melléklet 1.7.3.0100. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„1.7.3.0100. Az Időszakos Biztonsági Felülvizsgálatot valamennyi nukleáris létesítményben az engedélyes 10 évente elvégzi, és annak eredményeit Időszakos Biztonsági Jelentésben a nukleáris biztonsági hatóság számára benyújtja. Ha két Időszakos Biztonsági Felülvizsgálat között olyan lényeges új információk merülnek fel a nukleáris létesítmény biztonságával kapcsolatban, amelyek fejlesztéseket tesznek szükségessé, azokat haladéktalanul meg kell valósítani.”
25. Az NBSZ 1. melléklet 1.7.3.0500. pont l) alpontja helyébe a következő rendelkezés lép:
(Az időszakos biztonsági felülvizsgálat terjedelmébe beletartoznak legalább az alábbi területek)
„l) szervezet, emberi tényező, irányítási rendszer és biztonsági kultúra,”
26. Az NBSZ 1. melléklet 1.7.3.0500. pont n) alpontja helyébe a következő rendelkezés lép:
(Az időszakos biztonsági felülvizsgálat terjedelmébe beletartoznak legalább az alábbi területek)
„n) balesetkezelés,”
27. Az NBSZ 1. melléklet 1.7.3.0500. pont p) alpontja helyébe a következő rendelkezés lép:
(Az időszakos biztonsági felülvizsgálat terjedelmébe beletartoznak legalább az alábbi területek)
„p) a dolgozók és a lakosság sugárvédelme, valamint a környezet sugárterhelése, ”
28. Az NBSZ 1. melléklet 1.7.3.500. pontja a következő r) és s) alponttal egészül ki:
(Az időszakos biztonsági felülvizsgálat terjedelmébe beletartoznak legalább az alábbi területek)
„r) kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény esetén a további létesítési tevékenységeket megalapozó Előzetes Biztonsági Jelentés megfelelőségének értékelése, felülvizsgálata, valamint
s) több blokkal rendelkező atomerőmű esetén a blokkok közötti lehetséges kölcsönhatások.”
29. Az NBSZ 1. melléklet 1.7.3.0700. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„1.7.3.0700. Minden, az időszakos biztonsági felülvizsgálat terjedelmébe tartozó területet felül kell vizsgálni, és az azonosított eltéréseket össze kell hasonlítani az engedélyezési követelményekkel, valamint az aktuális nukleáris biztonsági szabályzatokkal és gyakorlattal. Az azonosított eltérések biztonságra gyakorolt hatását megfelelő módszerekkel értékelni kell. A feltárt (pozitív és negatív) eltéréseket átfogóan is értékelni kell és azonosítani kell az ésszerűen megvalósítható biztonságnövelő intézkedéseket.”
30. Az NBSZ 1. melléklet 1.7.3.0800. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„1.7.3.0800. El kell végezni a nukleáris létesítmény nukleáris biztonságának átfogó értékelését, és a minden területre kiterjedő felülvizsgálat eredményei alapján be kell mutatni, hogy a nukleáris létesítmény igazoltan elegendően biztonságos a további folyamatos üzemeltetésre legalább a következő Időszakos Biztonsági Felülvizsgálatig. Az értékelésben ki kell emelni azokat a problémákat, amelyek korlátozhatják a létesítmény biztonságos üzemeltetését, illetve be kell mutatni, hogy az engedélyes ezeket milyen módon kívánja kezelni.”
31. Az NBSZ 1. melléklet 1.7.3.0900. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„1.7.3.0900. Az engedélyesnek a felülvizsgálat eredményeként előálló minden, a nukleáris biztonság szempontjából jelentős, ésszerűen megvalósítható javító intézkedést a lehető legrövidebb időn belül végre kell hajtania. A végrehajtási határidők meghatározásakor a javító intézkedések biztonsági súlyát is figyelembe kell venni.”
32. Az NBSZ 1. melléklet 1.7.4.0300. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„1.7.4.0300. Az engedélyes a nukleáris létesítményben bekövetkezett, a jelentési kötelezettség alá tartozó minden rendkívüli eseményről eseti jelentést nyújt be a nukleáris biztonsági hatóságnak. A jelentésköteles események körét
a) a létesítési engedélyezési eljárás keretében,
b) üzembe helyezési engedélyezési eljárás keretében,
c) az üzemeltetési engedélyezési eljárás keretében, illetve
d) a végleges leállítási és a leszerelési engedélyezési eljárás keretében
kiadott határozatban a nukleáris biztonsági hatóság határozza meg. Szükség esetén a nukleáris biztonsági hatóság a jelentésköteles események körét az Időszakos Biztonsági Felülvizsgálat lezárásakor vagy hivatalból indított eljárás keretében megváltoztathatja.”
33. Az NBSZ 1. melléklet 1.9.1.0200. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„1.9.1.0200. Nem tartozik nukleáris biztonsági hatósági engedélyezési eljárás alá a nukleáris biztonsági hatósági felügyelet alá tartozó nyomástartó berendezése és csővezetéke, ha az:
a) 2. vagy annál alacsonyabb biztonsági osztályú NÁ<50 mm-es csővezeték,
b) 3. vagy annál alacsonyabb biztonsági osztályú NNY<20 bar nyomású csővezeték, vagy
c) 2. vagy 3. biztonsági osztályba sorolt, 100 dm3-nél kisebb térfogatú edény.”
34. Az NBSZ 1. melléklet
34.1. 1.2.4.0300. pontjában a „szükséges időt” szövegrész helyébe a „szükséges időt, valamint a létesítmény üzemeltetésének specifikumait” szöveg, a „12 hónapnál rövidebb” szövegrész helyébe a „12 hónaptól eltérő” szöveg,
34.2. 1.2.4.0400. pont e) alpontjában az „igazolja” szövegrész helyébe az „igazolja, kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény továbbépítése esetén a rendelkezésre álló létesítményszintű komplex üzembe helyezési eredmények figyelembevételével,” szöveg,
34.3. 1.2.4.0400. pont f) alpontjában a „létesítmény” szövegrész helyébe a „létesítmény a tervezett üzembe helyezési tevékenységek sikeres végrehajtását követően” szöveg,
34.4. 1.2.4.0500. pontjának nyitó szövegrészében az „Az engedély” szövegrész helyébe az „A kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény továbbépítése esetének kivételével az engedély” szöveg,
34.5. 1.2.4.0500. pont f) alpontjában a „Baleset-elhárítási” szövegrész helyébe a „Nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg,
34.6. 1.2.4.0600. pontjában a „Jelentésben” szövegrész helyébe a „Jelentés előzetes változatában” szöveg,
34.7. 1.2.5.0600. pont d) alpontjában az „erőforrásokat.” szövegrész helyébe az „erőforrásokat, továbbá” szöveg,
34.8. 1.2.5.0700. pont nyitó szövegrészében az „a nukleáris létesítmény üzembe helyezésének és az üzembe” szövegrész helyébe az „az üzembe” szöveg, az „üzemeltetésének” szövegrész helyébe a „tevékenységek” szöveg,
34.9. 1.2.5.0700. pont a) pont ab) alpontjában az „üzemzavar-” szövegrész helyébe az „üzemzavar-elhárítási” szöveg,
34.10. 1.2.5.0700. pont f) alpontjában a „Baleset-elhárítási” szövegrész helyébe a „Nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg,
34.11. 1.2.6.1500. pont e) alpontjában a „Baleset-elhárítási” szövegrész helyébe a „Nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg,
34.12. 1.2.8.1100. pont b) alpontjában a „Baleset-elhárítási” szövegrész helyébe a „Nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg,
34.13. 1.2.8.1100. pont d) alpontjában a „Magyar Energia Hivatal” szövegrész helyébe a „Magyar Energetikai és Közmű-szabályozási Hivatal” szöveg,
34.14. 1.2.8.1600. pontjában a „Baleset-elhárítási” szövegrész helyébe a „Nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg,
34.15. 1.3.1.0200. pontjában a „jelen fejezet” szövegrész helyébe az „1.3. pontban foglaltak” szöveg, az „1.5. fejezet” szövegrész helyébe az „1.5. pontban foglaltak” szöveg, az „1.4. fejezet” szövegrész helyébe az „1.4. pont” szöveg,
34.16. 1.3.2.0500. pont b) alpontjában az „atomerőművi blokk” szövegrész helyébe az „atomerőművi blokk, illetve a kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény” szöveg,
34.17. 1.3.3.0500. pont b) alpontjában az „atomerőművi blokk” szövegrész helyébe az „atomerőművi blokk, illetve a kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény” szöveg,
34.18. 1.3.4.0500. pont b) alpontjában az „atomerőművi blokk” szövegrész helyébe az „atomerőművi blokk, illetve a kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény” szöveg,
34.19. 1.4.1.1700. pontjában az „átalakítások esetében eseti ellenőrzést” szövegrész helyébe a „műszaki átalakítások esetében helyszíni eseti ellenőrzést” szöveg,
34.20. 1.5.1.0200. pontjának nyitó szövegrészében az „az 1.5.2-1.5.3. pont” szövegrész helyébe az „ - a 10. melléklet 52. pont i) alpontjában meghatározott épületszerkezeteket kivéve - az 1.5.2.-1.5.3. pont” szöveg,
34.21. 1.5.1.0200. pont b) alpontjában a „bővítése” szövegrész helyébe a „továbbépítése” szöveg,
34.22. 1.5.4.0200. pont nyitó szövegrészében a „felvonók és a mozgólépcsők építésügyi hatósági engedélyezéséről, üzemeltetéséről, ellenőrzéséről és az ellenőrökről szóló 113/1998. (VI. 10.) Korm. rendeletben” szövegrész helyébe a „felvonókról, mozgólépcsőkről és mozgójárdákról szóló jogszabályban” szöveg,
34.23. 1.5.5.0100. pont nyitó szövegrészében a „a felvonók és a mozgólépcsők építésügyi hatósági engedélyezéséről, üzemeltetéséről, ellenőrzéséről és az ellenőrökről szóló 113/1998. (VI. 10.) Korm. rendeletben” szövegrész helyébe a „felvonókról, mozgólépcsőkről és mozgójárdákról szóló jogszabályban” szöveg,
34.24. 1.6.2.1900. pont c) alpontjában a „környezeti” szövegrész helyébe a „környezetállósági” szöveg,
34.25. 1.7.3. pontjában a „Jelentés” szövegrész helyébe a „Felülvizsgálat” szöveg,
34.26. 1.7.3.0200. pontjában a „minden azok között lévő” szövegrész helyébe a „minden, az engedély tartalmát érintően” szöveg,
34.27. 1.7.3.0300. pont a) alpontjában az „értékelése” szövegrész helyébe az „értékelése az üzemeltetési tapasztalatok, valamint a tudomány és technika eredményeinek figyelembe vételével,” szöveg,
34.28. 1.7.3.0500. pont b) alpontjában a „jellemzők felülvizsgálata” szövegrész helyébe a „jellemzők, külső veszélyeztető tényezőkkel szembeni ellenálló-képesség” szöveg,
34.29. 1.7.3.0500. pont j) alpontjában az „üzemviteli” szövegrész helyébe a „releváns műszaki-tudományos eredmények és üzemviteli” szöveg,
34.30. 1.7.3.0500. pont o) alpontjában a „baleset-elhárítási” szövegrész helyébe a „nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg,
34.31. 1.7.6.0100. pontjában a „Baleset-elhárítási” szövegrészek helyébe a „Nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg,
34.32. 1.8.2.0500. pont a) alpontjában az „az üzemzavari és baleseti helyzetek” szövegrész helyébe az „a TA2-4 és TAK1-2 üzemállapotok” szöveg,
34.33. 1.8.2.0500. pont c) alpontjában az „az üzemzavar és baleset” szövegrész helyébe az „a TA2-4 és TAK1-2 üzemállapotok” szöveg
lép.
35. Hatályát veszti az NBSZ 1. melléklet
35.1. 1.2.3.0210. pontja,
35.2. 1.2.3.0300. pontja,
35.3. 1.2.4.0400. pont f) alpontjában a „valamint” szövegrész,
35.4. 1.2.5.0600. pont c) alpontjában a „továbbá” szövegrész.
2. melléklet a 357/2014. (XII. 29.) Korm. rendelethez
1. Az NBSZ 2. melléklet 2.2.2.0100. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„2.2.2.0100. Az engedélyes szervezet és a beszállító szervezetek vezetőségének minden szinten következetesen és határozottan el kell várniuk és támogatniuk kell az erős biztonsági kultúrához szükséges hozzáállást, valamint biztosítani kell, hogy a munkavállalók felismerjék és megértsék a biztonsági kultúra kulcsfontosságú szempontjait. Ezt többek között úgy kell megvalósítaniuk, hogy nem támogatják a túlzott magabiztosságot, valamint ösztönzik a nyitott jelentési kultúrát és az olyan kérdésfelvető magatartást, amely megakadályozza a biztonság szempontjából kedvezőtlen tevékenységeket és állapokat.”
2. Az NBSZ 2. melléklet 2.2.2. pontja a következő 2.2.2.0200. és 2.2.2.0300. ponttal egészül ki:
„2.2.2.0200. Az irányítási rendszernek biztosítania kell az erős biztonsági kultúrát eredményező hozzáállás szisztematikus fejlesztéséhez és támogatásához szükséges eszközöket. A biztonsági kultúrát fejlesztő és támogató eszközök alkalmasságát és hatékonyságát rendszeres időközönként, az önértékelés és az irányítási rendszer felülvizsgálata során ellenőrizni kell.
2.2.2.0300. Az engedélyesnek biztosítania kell, hogy a 2.2.2.0100. és 2.2.2.0200. pontokban megfogalmazott követelményeket a beszállítók és alvállalkozók is teljesítik.”
3. Az NBSZ 2. melléklet 2.5.1.0300. pont b) alpontjában a „megelőző vagy” szövegrész helyébe a „javító vagy” szöveg lép.
3. melléklet a 357/2014. (XII. 29.) Korm. rendelethez
1. Az NBSZ 3. melléklet 3.1.1.0200. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„3.1.1.0200. E szabályzat rendelkezéseit a Magyarország területén már üzemelő, vízhűtésű, termikus reaktorokkal működő atomerőművek tervezési követelményeinek meghatározása tekintetében kell alkalmazni, azzal, hogy a tervezés folyamatára vonatkozó, a 3.2.1.0100.-3.2.1.0500. pontban, 3.2.1.2200. pontban, 3.2.1.2500.-3.2.1.2800. pontban, 3.3.1.0100.-3.3.1.0200. pontban, 3.3.1.0500. pontban, 3.3.2.0700.-3.3.2.0900. pontban, 3.3.2.1200.-3.3.2.1300. pontban, 3.3.2.2800. pontban, 3.3.2.3600. pontban, 3.3.3.0100. pontban, 3.3.3.0700. pontban, 3.3.3.0900. pontban, 3.3.5.0400. pontban, 3.3.5.0700. pontban, 3.3.5.1000 pontban, 3.4.3.0300. pontban, 3.4.5.3500.-3.4.5.4000. pontban és a 3.5.1.1700 pontban szereplő rendelkezéseket az üzemelő blokk átalakítása, valamint a további életciklus szakaszt előkészítő tervezési tevékenység során kell alkalmazni.”
2. Az NBSZ 3. melléklet 3.2.1.1000. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„3.2.1.1000. Az alapvető biztonsági funkciók teljesítésére rendszereket kell tervezni.”
3. Az NBSZ 3. melléklet 3.2.1.1700. pont c) alpont cc) alpontja helyébe a következő rendelkezés lép:
(Atomerőmű tervezése során, a mélységben tagolt védelem elvével összhangban: biztosítani kell, hogy a gátak terve konzervatív legyen, a megvalósításuk pedig magas minőségi normák szerint történjen annak érdekében, hogy)
„cc) ne jöhessen létre szakadékszél-effektus;”
4. Az NBSZ 3. melléklet 3.2.2.0200. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„3.2.2.0200. A normál üzemállapotot, valamint az atomerőmű tervezési alapjának részeként figyelembe vett üzemállapotokra vezető eseményeket gyakoriságuk alapján az alábbi táblázat szerinti üzemállapotokhoz kell rendelni.
|
A |
B |
C |
1. |
Üzemállapot |
Megnevezés |
Esemény gyakoriság |
2. |
TA1 |
normál üzem |
- |
3. |
TA2 |
várható üzemi események |
f ≥10-2 |
4. |
TA4 |
tervezési üzemzavarok |
10-2 > f ≥10-5 |
”
5. Az NBSZ 3. melléklet 3.2.2.0300. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„3.2.2.0300. A tervezési alap kiterjesztésének az alábbi kategóriáit kell megkülönböztetni:
a) TAK1: az aktív zónában és a pihentető medencében található üzemanyag olvadásával nem járó komplex üzemzavar, és
b) TAK2: az üzemanyag jelentős olvadásával járó súlyos baleset.”
6. Az NBSZ 3. melléklete a 3.2.2.2100. pontot követően a következő 3.2.2.2110.-3.2.2.2166. pontokkal egészül ki:
„3.2.2.2110. A rendszereket és rendszerelemeket a biztonsági hatásuk, funkcióik alapján biztonsági osztályokba kell sorolni. A földrengésre - mint speciális veszélyeztető tényezőre vonatkozó besorolást - a 3.3.6. pontban részletezett független rendszer szerint kell kezelni.
3.2.2.2120. A biztonsági funkciókat sérülésük várható következményei alapján három biztonsági osztályba kell csoportosítani. A rendszerek és rendszerelemek biztonsági osztályozását az általuk megvalósított legmagasabb, - legkisebb sorszámú - osztályba sorolt funkció alapján kell elvégezni.
3.2.2.2130. Az 1. biztonsági osztályba tartoznak
a) a fűtőelemkötegek, valamint
b) azok a biztonsági funkciók és az azokat megvalósító rendszerek, rendszerelemek, amelyek meghibásodása vagy hibája olyan eseményhez vezethet, amely közvetlenül veszélyezteti az atomreaktor azonnali szubkritikus állapotba vihetőségét vagy hűtését, és megkívánja tervezési üzemzavart elhárító rendszerek, rendszerelemek azonnali indítását vagy működését.
3.2.2.2140. A 2. biztonsági osztályba tartoznak azok a biztonsági funkciók és az azokat megvalósító rendszerek, rendszerelemek - beleértve a működésükhöz szükséges villamos és irányítástechnikai rendszereket, rendszerelemeket -, amelyek időben történő üzembe lépése vagy folytonos működése szükséges annak érdekében, hogy a tervezési alapba tartozó események ne vezessenek balesethez. Feladatuk továbbá a nukleáris biztonságot érintő események bekövetkezése esetén az atomreaktor szubkritikusságának és hűtésének biztosítása, vagy a konténment belsejében bekövetkezett, nukleáris biztonságot érintő esemény hatására az atomreaktorból felszabaduló radioaktív anyagok kikerülésének megakadályozása. Ide kell sorolni azokat a rendszereket, rendszerelemeket is, amelyek az atomreaktor hűtőrendszerén kívül tárolt friss és besugárzott fűtőelem-kötegek szubkritikusságát, épségük megőrzését és szükséges mértékű hűtésüket biztosítják.
3.2.2.2150. A 3. biztonsági osztályba tartoznak azok a biztonsági funkciók és az azokat megvalósító rendszerek, rendszerelemek, amelyek:
a) tervezési üzemzavart megelőző szerepet töltenek be és esetleges üzemképtelenségük a tervezési üzemzavar során nincs hatással az üzemzavar lefolyására,
b) biztosítják, hogy az atomreaktoron kívüli sugárforrások nem okoznak többlet-sugárterhelést az üzemeltető személyzet és a lakosság számára,
c) működésükkel a 2. osztályba sorolt biztonsági funkciók üzembe lépésének szükségességét előzik meg,
d) működési hibájuk megakadályozza a technológia biztonságos paramétertartományon belül való működésének ellenőrzését, vagy ezen információk megőrzését, vagy
e) olyan funkciójú rendszerek, rendszerelemek, amelyek balesetek radiológiai következményeinek enyhítését, továbbfejlődésének megelőzését, gátlását szolgálják, valamint baleset esetén információt szolgáltatnak.
3.2.2.2160. A 4. - nem biztonsági - osztályba tartozik minden olyan funkció és az azt megvalósító rendszer, rendszerelem, amely nem tartozik az 1., 2. vagy 3. biztonsági osztályba.
3.2.2.2161. Biztonsági funkciót ellátó rendszerek elsődleges rendszerelemei a rendszerrel azonos biztonsági osztályba tartoznak.
3.2.2.2162. Valamely rendszer, rendszerelem azon biztonsági funkciójának teljesítéséhez szükséges segédrendszereket, amelyen az osztályba sorolás alapul, a rendszerrel azonos osztályba kell sorolni.
3.2.2.2163. Az épületszerkezeteket is biztonsági osztályba kell sorolni. Az épületszerkezetek besorolásánál figyelembe kell venni az épületszerkezetekhez rendelhető biztonsági funkciókat, valamint a tönkremenetelükkel, vagy funkció vesztésükkel veszélyeztetett nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszereket, rendszerelemeket. Az így meghatározott biztonsági funkciók közül a legmagasabb besorolású képezi az épületszerkezet besorolási alapját.
3.2.2.2164. Az irányítástechnikai eszközöket - azok alrendszereivel együtt - az általuk megvalósított legmagasabb besorolású biztonsági funkció szerint kell biztonsági osztályba sorolni.
3.2.2.2165. A rendszerek és rendszerelemek biztonsági osztályaihoz a nemzeti és nemzetközi szabványokon és bizonyított mérnöki gyakorlaton alapuló tervezési követelményeket kell rendelni, és következetesen alkalmazni.
3.2.2.2166. A biztonsági osztályba sorolás tervezés során alkalmazott folyamatát olyan részletességgel kell dokumentálni, hogy az eredmények független vizsgálatokkal ellenőrizhetők lehessenek..”
7. Az NBSZ 3. melléklete a 3.2.2.3000. pontja a következő n)-p) alpontokkal egészül ki:
(A külső veszélyeztető tényezők közül legalább az alábbiakat figyelembe kell venni:)
„n) egyéb telephelyen kívülről eredő tűz,
o) elektromágneses interferencia, valamint
p) biológiai eredetű veszélyek.”
8. Az NBSZ 3. melléklete a 3.2.2.3000. pontot követően a következő 3.2.2.3010. és 3.2.2.3020. pontokkal egészül ki:
„3.2.2.3010. A természeti eredetű veszélyeztető tényezők közül a telephely-specifikus elemzés alapján kell kiválasztani a tervezési alapba tartozókat.
3.2.2.3020. A természeti eredetű veszélyeztető tényezők esetén a tervezés alapját képező eseményeket össze kell hasonlítani a történelmi adatokkal és igazolni kell, hogy a múltbéli extrém eseményeket is elegendő tartalékkal vették figyelembe a tervezés során.”
9. Az NBSZ 3. melléklet 3.2.2.3100. pontja a következő t) alponttal egészül ki:
(Az atomerőmű tervezésénél legalább az alábbi belső eseményeket figyelembe kell venni:)
„t) túlfeszültség vagy a villamos hálózat instabilitása.”
10. Az NBSZ 3. melléklete a 3.2.2.3500. pontot követően a következő 3.2.2.3510. ponttal egészül ki:
„3.2.2.3510. Több blokkal rendelkező atomerőmű esetében a tervezés során vizsgálni kell a blokkok által közösen alkalmazott biztonsági rendszerek közös okú meghibásodásának lehetőségét.”
11. Az NBSZ 3. melléklete a 3.2.2.3700. pontot követően a következő 3.2.2.3710. ponttal egészül ki:
„3.2.2.3710. Az atomerőművi blokkok nukleáris biztonságára hatással lévő külső tényezők stabilitását és változásait a teljes élettartamra prognosztizálni kell.”
12. Az NBSZ 3. melléklet 3.2.2.3900. pont n) alpontja helyébe a következő rendelkezés lép:
(A tervezési alap kiterjesztésénél legalább az alábbiakat figyelembe kell venni, feltéve, hogy a tervezési alapnak nem képezi részét és az adott erőműtípusra értelmezhető:)
„n) a végső hőelnyelő elvesztése,”
13. Az NBSZ 3. melléklet 3.2.2.3900. pontja a következő o) alponttal egészül ki:
(A tervezési alap kiterjesztésénél legalább az alábbiakat figyelembe kell venni, feltéve, hogy a tervezési alapnak nem képezi részét és az adott erőműtípusra értelmezhető:)
„o) üzemanyag-olvadással járó egyéb események.”
14. Az NBSZ 3. melléklete a 3.2.2.3900. pontot követően a következő 3.2.2.3910.-3.2.2.3950. pontokkal egészül ki:
„3.2.2.3910. A TAK1 üzemállapothoz vezető események kiválasztásánál minden olyan eseményt vagy eseménykombinációt figyelembe kell venni, amelyekről nem lehet nagy bizonyossággal megállapítani, hogy rendkívül alacsony a bekövetkezési valószínűségük és olyan állapotokhoz vezethetnek, amiket nem vettek figyelembe a tervezési alapban.
3.2.2.3920. Azonosítani kell minden TAK2 üzemállapotot.
3.2.2.3930. A TAK elemzéseknek és a terveknek azonosítaniuk kell minden olyan ésszerűen megvalósítható intézkedést, amelyekkel megelőzhetők a súlyos balesetek. Az azonosított intézkedések eredményességétől függetlenül fel kell készülni a súlyos balesetekre is. Az elemzések és a tervezés keretében azonosítani kell minden olyan ésszerűen megvalósítható megoldást is, amelyekkel korlátozhatók a súlyos balesetek következményei.
3.2.2.3940. A TAK események elemzésénél:
a) csak megalapozott módszereket és feltételezéseket lehet használni;
b) biztosítani kell az elemzés megismételhetőségét olyan esetekben is, amikor az elemzés során mérnöki becslést vettek figyelembe, illetve figyelembe kell venni az elemzéssel kapcsolatos összes bizonytalanságot és azok hatását;
c) azonosítani kell minden olyan megelőző vagy következmény-csökkentő intézkedést, amivel növelni lehet az erőmű ellenálló képességét a tervezési alapban figyelembe nem vett állapotokkal szemben;
d) meg kell vizsgálni a TAK események telephelyen belüli és kívüli potenciális radiológiai hatásait, feltételezve, hogy a baleset-elhárítási intézkedések sikeresek;
e) figyelembe kell venni az erőmű elhelyezkedését és felépítését, a berendezések képességeit, a vizsgált eseményhez kapcsolódó állapotokat és a tervezett balesetelhárítási intézkedések hatékonyságát;
f) igazolni kell, hogy a szakadékszél-effektus elkerüléséhez kellő tartalékok állnak rendelkezésre;
g) be kell mutatni az 1. és 2. szintű valószínűségi biztonsági elemzések eredményeinek figyelembe vételét;
h) ahol releváns, figyelembe kell venni a súlyos baleset során lejátszódó jelenségeket;
i) definiálni kell végső állapotokat, vagy - ahol lehetséges - biztonságos állapotokat, illetve az ezekhez kapcsolódó rendszerek és rendszerelemek szükséges működési idejét.
3.2.2.3950. Alternatív villamos-energia ellátási lehetőséget kell biztosítani a teljes feszültségvesztés elkerülésére.”
15. Az NBSZ 3. melléklet 3.2.2.4100. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„3.2.2.4100. A tervezési alap kiterjesztésénél a baleset-kezelési funkciókat és az azokat megvalósító rendszerek képességeit kell figyelembe venni annak érdekében, hogy a TAK2 üzemállapot következményei a 3.2.4.0900. pontban a nagy vagy korai kibocsátásokra előírt kritériumoknak megfelelően csökkenthetők legyenek.”
16. Az NBSZ 3. melléklete a 3.2.2.4300. pontot követően a következő 3.2.2.4310. ponttal egészül ki:
„3.2.2.4310. A bizonytalanságok minimalizálása és az atomerőművi blokk robosztusságának fokozása érdekében a gyakorlati kizárhatóság igazolása során előnyben kell részesíteni a fizikai lehetetlenségen alapuló igazolást a valószínűségi alapon történő igazoláshoz képest.”
17. Az NBSZ 3. melléklete a 3.2.2.4600. pontot követően a következő 3.2.2.4610. és 3.2.2.4620. pontokkal egészül ki:
„3.2.2.4610. Meg kell tervezni a szükséges baleset-kezelési eszközöket, és ki kell dolgozni a baleset-kezelési útmutatókat a részletesen elemezett tervezési alapon túli események - beleértve az üzemanyag teljes megolvadásával járó súlyos baleseti folyamatok - következményeinek hatékony csökkentésére úgy, hogy a környezet és a lakosság veszélyeztetése a baleset-kezelési eljárások és eszközök sikeres működése esetén előre meghatározott, kezelhető szint alatt maradjon.
3.2.2.4620. A baleset-kezelési eszközökre csak ésszerűen megvalósítható mértékben kell alkalmazni a biztonsági rendszerekre előírt speciális tervezési követelményeket. A baleset-kezelési eszközök nem befolyásolhatják kedvezőtlenül a tervezési alapba tartozó biztonsági funkciók teljesülését.”
18. Az NBSZ 3. melléklete a 3.2.3.0700. pontot követően a következő 3.2.3.0710. ponttal egészül ki:
„3.2.3.0710. A felülvizsgálat során figyelembe kell venni:
a) az atomerőművi blokkot vagy annak működését érintő változásokat a tervezés vagy a megvalósulás fázisában, és működése során;
b) bármely, a biztonságot szignifikáns módon befolyásoló, érintő új műszaki és tudományos ismeretet az atomerőművi blokk viselkedéséről és a hibalehetőségekről;
c) bármely olyan anyagi tulajdonság megváltozását öregedés vagy más hatás miatt, amelyet korábban nem vettek figyelembe;
d) a biztonsági szabványok nemzetközi fejlődését; valamint
e) jelentős, új biztonsági információ felmerülését.”
19. Az NBSZ 3. melléklet 3.2.3.1900. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„3.2.3.1900. A valószínűségi biztonsági elemzésnek az atomerőmű viselkedését valósághűen kell modelleznie. Ehhez figyelembe kell venni a vonatkozó tervezési adatokat, az üzemeltetési és üzemzavari utasításokat, balesetkezelési útmutatókat vagy azok tervezeteit, figyelembe véve az emberi beavatkozásokat, az azokhoz kapcsolódó potenciális emberi hibákkal együtt. A valószínűségi biztonsági elemzésekben feltételezett működési idők megfelelőségét igazolni kell.”
20. Az NBSZ 3. melléklet 3.2.3.2600. pont f) alpontja helyébe a következő rendelkezés lép:
(A Végleges Biztonsági Jelentést a következő tartalmi követelmények alapján kell összeállítani:)
„f) az atomerőmű biztonságának értékelése céljából a TA1-4 és TAK1-2 üzemállapotok esetére, a biztonsági kritériumok és a radioaktív anyagok kibocsátási korlátai teljesülésének igazolására elvégzett biztonsági elemzések, valamint TA1-4 üzemállapotok esetén annak bemutatása, hogy megfelelő biztonsági tartalékok állnak rendelkezésre,”
21. Az NBSZ 3. melléklet 3.2.3.2600. pont q) alpontja helyébe a következő rendelkezés lép:
(A Végleges Biztonsági Jelentést a következő tartalmi követelmények alapján kell összeállítani:)
„q) a 3.2.2.3700. és a 3.2.3.2610. pontok szerinti elemzések,”
22. Az NBSZ 3. melléklet 3.2.3.2600. pontja a következő r) és s) alponttal egészül ki:
(A Végleges Biztonsági Jelentést a következő tartalmi követelmények alapján kell összeállítani:)
„r) több blokkal rendelkező atomerőmű esetén a blokkok közötti lehetséges technikai, szervezeti és adminisztratív kölcsönhatások, valamint
s) az atomerőműhöz kapcsolódó szervezetek leírása, az emberi tényezők, az irányítási rendszer felépítése és a biztonsági kultúra értékelése.”
23. Az NBSZ 3. melléklete a 3.2.3.2600. pontot követően a következő 3.2.3.2610. és 3.2.3.2620. pontokkal egészül ki:
„3.2.3.2610. A Végleges Biztonsági Jelentésben szereplő leírásokban, elemzésekben és megállapításokban a telephely egészét is vizsgálni kell annak érdekében, hogy olyan veszélyeztető tényezőket is figyelembe vegyenek, amelyek:
a) rövid időn belül az összes létesítményt érinthetik, vagy
b) a létesítmények közti káros kölcsönhatásokból származhatnak.
3.2.3.2620. Olyan telephely esetében, ahol több nukleáris létesítmény is üzemel, és a létesítmények osztoznak valamilyen emberi vagy más erőforráson, akkor igazolni kell, hogy az elvárt biztonsági funkciók így is teljesülnek mindkét létesítmény esetében.”
24. Az NBSZ 3. melléklet 3.2.4.0100. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„3.2.4.0100. A TA2-4 üzemállapotot eredményező kezdeti eseményből kiinduló folyamatokra bizonyítani kell, hogy a lakosság vonatkoztatási csoportjának dózisa nem haladja meg:
a) TA2 üzemállapotot eredményező kezdeti eseményből kiinduló folyamatnál a dózismegszorítás értékét, és
b) a TA4 üzemállapotot eredményező kezdeti eseményből kiinduló folyamatoknál az 5 mSv/esemény értéket.”
25. Az NBSZ 3. melléklet 3.2.4.1100. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„3.2.4.1100. A reaktortartály ridegtöréssel szembeni integritását olyan módon kell biztosítani, hogy a tartály kritikus elemeiben a feszültségintenzitási tényező sehol sem haladhatja meg a kialakult hőmérséklethez tartozó törési szívósságot - azaz a szerkezetben levő anyagfolytonossági hiányok nem növekedhetnek a TA2-4 üzemállapotot eredményező események során.”
26. Az NBSZ 3. melléklet 3.2.4.1500. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„3.2.4.1500. A radioaktív kibocsátásokat visszatartó vagy korlátozó fizikai gát funkciót ellátó rendszerek és rendszerelemek a biztonsági funkció ellátása érdekében teljes élettartamuk során a maximális nyomására, maximális és minimális hőmérsékletére, a termikus és nyomástranziensekre, a degradációra valamint a megadott hőmérsékleti tartomány függvényében a feszültségekre vonatkozóan kritériumokat kell meghatározni.”
27. Az NBSZ 3. melléklete a 3.2.4.1500. pontot követően a következő 3.2.4.1510. ponttal egészül ki:
„3.2.4.1510. A nyomástartó berendezések, a reaktortartály és a konténment törésmechanikai elemzésével, valamint az öregedési folyamatok figyelembevételével kapcsolatos ajánlásokat útmutatók tartalmazzák.”
28. Az NBSZ 3. melléklet 3.3.1.1700. pontja a következő e) alponttal egészül ki:
(Az egyes biztonsági osztályokra meg kell határozni:)
„e) a környezetállósági minősítés követelményeit.”
29. Az NBSZ 3. melléklet 3.3.2.0600. pont c) alpontja helyébe a következő rendelkezés lép:
(A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek, rendszerelemek tervezésekor olyan szerkezeti anyagokat kell alkalmazni, amelyek:)
„c) neutronsugárzásnak kitett rendszerek, rendszerelemek esetén
ca) a felaktiválódásra a lehető legkevésbé hajlamosak, szerkezetük pedig olyan, hogy felaktiválódás esetén a felaktiválódott részek helyben maradnak, és
cb) a feszültségkorrózió-állóság a sugárzás hatására sem romlik,”
30. Az NBSZ 3. melléklete a 3.3.2.0600. pontot követően a következő 3.3.2.0610. ponttal egészül ki:
„3.3.2.0610. A nyomástartó berendezés és csővezeték tervezésekor különös gondot kell fordítani a gyártás és szerelés során alkalmazott hegesztés, mint speciális (korlátozottam javítható) folyamat tervezési előírásaira, így különösen az alábbiakra:
a) az alkalmazható hegesztési módszerek,
b) a varratok kialakítása,
c) az alkalmazott alapanyagokhoz illeszkedő hegesztési hozaganyagok meghatározása,
d) a varratvizsgálati módszerek terjedelmének meghatározása, valamint
e) a hegesztés minőségbiztosítási feltételeinek meghatározása:
ea) a gyártókkal és szerelőkkel szemben támasztott követelmények,
eb) a hegesztőkkel és anyagvizsgálókkal szemben támasztott követelmények, és
ec) a hegesztés minőségtanúsító dokumentációjával szemben támasztott követelmények.”
31. Az NBSZ 3. melléklet 3.3.2.1400. pontja a következő d) ponttal egészül ki:
(Az atomerőművi blokk primer és szekunder köri, valamint segéd- és kiszolgáló rendszereinek vízüzemét úgy kell megtervezni, hogy)
„d) az képes legyen TA1 üzemállapotban a primer körben oldott gázok eltávolítására.”
32. Az NBSZ 3. melléklet 3.3.3.0100. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„3.3.3.0100. A tervezés során meg kell határozni az üzemi körülményeket és a mechanikai terheléseket, terhelési ciklusokat - beleértve a külső és belső veszélyeztető tényezők által kiváltott hatásokat -, amelyek között az adott nyomástartó berendezés és csővezeték üzemelhet.”
33. Az NBSZ 3. melléklete a 3.3.3.1300. pontot követően a következő 3.3.3.1400.-3.3.3.1900. pontokkal egészül ki:
„3.3.3.1400. A szilárdsági elemzések eredményeinek igazolniuk kell, hogy:
a) a vizsgált berendezés, csővezeték élettartama elegendően hosszú, figyelembe véve a teljes tervezett üzemideje során várható terheléseket és öregedési folyamatokat;
b) a szerkezeti anyagok az öregedés és az üzemállapotra előírt kritériumok figyelembevételével megfelelnek a TA1-4 üzemállapotokban a számított maximális terheléseknek; továbbá
c) a szerkezetben a feszültségintenzitási tényező értéke a képlékeny alakváltozás figyelembevételével sehol sem haladja meg a kialakult hőmérséklethez tartozó törési szívósságot.
3.3.3.1500. A nyomástartó berendezések és csővezetékek tervezésére vonatkozó követelményeket, szabványokat az adott rendszer, rendszerelem biztonsági osztályával összhangban kell alkalmazni.
3.3.3.1600. Szilárdsági elemzést kell végezni minden biztonsági osztályba sorolt teherviselő, nyomástartó rendszer, illetve rendszerelem megfelelőségének igazolására. Külföldön gyártott nyomástartó rendszerek és rendszerelemek méretezésénél külföldi számítási módszerek alkalmazhatók, ha azok nukleáris ipari szabványok vagy nukleáris területen is alkalmazható általános ipari szabványok. A szilárdsági számítást egy előírásrendszer keretén belül lehet csak elvégezni.
3.3.3.1700. A szilárdsági elemzésekben felhasznált adatoknak konzervatív közelítésből kell származniuk, azokat a választott szabvánnyal összhangban kell felvenni. Figyelembe kell venni a szerkezeti anyagok degradációjához vezető hatásokat.
3.3.3.1800. Vizsgálni kell a ridegtörés elleni védettséget azoknál a rendszerelemeknél, ahol ez szükséges.
3.3.3.1900. A szilárdsági elemzések segítségével ki kell mutatni, hogy TA1-4 üzemállapotokban a vizsgált rendszerelemek terhelése az elfogadható terhelési érték alatt marad.”
34. Az NBSZ 3. melléklete a 3.3.5.1100. pontot követően a következő 3.3.5.1200. és 3.3.5.1300. pontokkal egészül ki:
„3.3.5.1200. Összhangban a tűzvédelmi tervekkel, a munkaterületeket és a közlekedőfolyosókat veszélyhelyzeti világítással kell ellátni. A menekülési útvonalakat egyértelműen meg kell jelölni. A veszélyjelző rendszereknek a személyzet minden tagját el kell érniük, a tervezéskor a zajszintet és a védőeszközök kialakítását figyelembe kell venni.
3.3.5.1300. Baleseti helyzetekben megengedett az egyes blokkok közötti összekapcsolt támogató rendszerek alkalmazása, amennyiben igazolható, hogy az segíti a baleset-kezelés során egy adott biztonsági funkció helyreállítását. Olyan összekapcsolás nem engedhető meg a blokkok között, amely bármely blokk esetén növelné a következmények valószínűségét vagy súlyosságát.”
35. Az NBSZ 3. melléklete a 3.3.6.0100. pontot követően a következő 3.3.6.0110.-3.3.6.0150. pontokkal egészül ki:
„3.3.6.0110. Az atomerőművi rendszereket, rendszerelemeket földrengés-biztonsági osztályokba kell sorolni aszerint, hogy azok biztonsági földrengés során milyen biztonsági funkciót látnak el.
3.3.6.0120. Első földrengés-biztonsági osztályba kell sorolni azokat az aktív, a második osztályba azokat a passzív rendszereket, rendszerelemeket, amelyek az atomreaktor leállításához, az atomreaktor szubkritikus állapotban tartásához, a lehűtéshez, vagy a tartós hőelvonásához szükségesek, továbbá amelyek nélkülözhetetlenek a kritikus paraméterek monitorozásához, vagy ahhoz, hogy a radioaktív kibocsátások tervezési üzemzavari körülményekre vonatkozó korlátai betarthatók legyenek.
3.3.6.0130. Biztonsági funkcióval rendelkező építményeket, vagy azok épületszerkezeteit a második földrengés-biztonsági osztályba kell sorolni.
3.3.6.0140. Harmadik földrengés-biztonsági osztályba tartoznak azok a rendszerek és rendszerelemek, amelyek egy földrengés következtében bekövetkező esetleges megrongálódásukkal és az ez által kiváltott hatásokkal az első és második osztályba sorolt rendszerelemek funkcióját veszélyeztetik. A tárolt radioaktív anyagok mennyiségének és a meghibásodás potenciális következményeinek mérlegelésével legalább harmadik földrengés-biztonsági osztályba kell sorolni azokat a rendszereket és rendszerelemeket, amelyek meghibásodásának következtében jelentős radioaktív kibocsátás történhet, vagy sérülésük akadályozná az atomerőmű földrengés utáni biztonságos kezelését.
3.3.6.0150. Negyedik, nem földrengés-biztonsági osztályba tartoznak azok a rendszerelemek, amelyek nem tartoznak a három földrengés-biztonsági osztályba.”
36. Az NBSZ 3. melléklet 3.3.6.1000. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„3.3.6.1000. A rendszerek, rendszerelemek funkcióját figyelembe véve kell meghatározni a biztonsági földrengés által kiváltott teherrel kombinált terheket. A földrengésre való tervezés során az atomerőmű üzemi, leállított, karbantartás, átrakás alatti vagy TA2 üzemállapotában fellépő terheket kell kombinálni a biztonsági földrengésből adódó terhekkel. A megfelelőség kritériuma vonatkozhat a feszültségekre, az alakváltozásokra, az elmozdulásokra és a működőképességre, valamint ezek kombinációira az adott biztonsági osztályra vonatkozó nukleáris szabványok szerint. A TA4 üzemállapotot eredményező események és a biztonsági földrengés mint független események egyidejűségét nem kell feltételezni. A tervezésnél figyelembe kell venni a biztonsági földrengés másodlagos hatásait is.”
37. Az NBSZ 3. melléklete a 3.3.6.2100. pontot megelőzően a következő 3.3.6.2010. ponttal egészül ki:
„3.3.6.2010. Hosszútávon fennálló természeti eredetű események esetén fel kell készülni a védelmi intézkedésekhez szükséges személyzet váltására és a szükséges eszközök utánpótlására.”
38. Az NBSZ 3. melléklet 3.3.6.2100. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„3.3.6.2100. A telephelyre jellemző, a tervezési alapba tartozó természeti jelenségekkel, folyamatokkal összefüggő veszélyeztető tényezők minden típusára meg kell határozni a tervezés inputját képező mértékadó jellemzőt a veszélyeztetettségi görbe alapján, az adott veszélyeztető tényezőre vonatkozó szűrési kritérium figyelembevételével. A tervezés alapba tartozó tervezési paramétereket, mértékadó jellemzőket úgy kell meghatározni, hogy az a tervezési input oldaláról biztosítsa a szakadékszél-effektus elkerülését.”
39. Az NBSZ 3. melléklete a 3.3.6.3100. pontot követően a következő 3.3.6.3200.-3.3.6.3300. pontokkal egészül ki:
„3.3.6.3200. Elemezni kell az atomerőmű környezetében zajló közúti és vízi közlekedési, szállítási tevékenység potenciális hatásait, és az ebből eredő kockázatot, különös tekintettel a veszélyes anyagok szállítására.
3.3.6.3300. Az atomerőmű telephelyén és annak környezetében azonosítani kell és meg kell határozni a jellemzőit minden olyan állandó vagy ideiglenes objektumnak, amely tűz vagy robbanás forrásává válhat, és értékelni kell, hogy az mennyiben veszélyezteti az atomerőművet. Szükség esetén meg kell tenni a megfelelő védőintézkedéseket.”
40. Az NBSZ 3. melléklete a 3.3.7.0100. pontot követően a következő 3.3.7.0110. ponttal egészül ki:
„3.3.7.0110. A biztonság szempontjából fontos berendezéseket tartalmazó építményeket, a tűzkockázat-elemzés eredményeit figyelembe véve, tűzbiztosra kell tervezni.”
41. Az NBSZ 3. melléklete a 3.3.9.0200. pontot követően a következő 3.3.9.0210. ponttal egészül ki:
„3.3.9.0210. Az érintett személyzet TA1-4, TAK1-2 üzemállapotok kezelésére való felkészülése elősegítéséhez megfelelő szimulációs eszközöket kell tervezni.”
42. Az NBSZ 3. melléklet 3.4.1.1200. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„3.4.1.1200. Az aktív zóna reaktivitás szabályozását az üzemanyag-dúsítás, szabályozó és védelmi rudak, oldott, és kiégő reaktormérgek olyan kombinációjával kell megvalósítani, amely biztosítja a reaktivitás viszonylagos gyors és jelentős növekedésének elkerülését a TA1-4 üzemállapotokban.”
43. Az NBSZ 3. melléklete a 3.4.1.1600. pontot követően a következő 3.4.1.1610. ponttal egészül ki:
„3.4.1.1610. A szubkritikusságot biztosítani kell, és fenn kell tartani a pihentető medence minden üzemállapotában.”
44. Az NBSZ 3. melléklete a 3.4.1.1700. pontot követően a következő 3.4.1.1710. ponttal egészül ki:
„3.4.1.1710. A nukleáris üzemanyagot úgy kell megtervezni, hogy az ne zárja ki az újrafeldolgozás vagy a biztonságos végső elhelyezés lehetőségét.”
45. Az NBSZ 3. melléklet a 3.4.1.2400. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„3.4.1.2400. Új fűtőelem-típus alkalmazása, illetve az üzemanyag kémiai, fizikai jellemzőinek, valamint a burkolat és a mechanikai komponensek módosulása esetében a 3.4.1.1700.-3.4.1.2200. pontokban meghatározottakon túl a biztonság igazolásához be kell mutatni:
a) azoknak a kísérleteknek és referenciáknak az eredményeit, amelyek alapján az egyes tervezési határértékeket meghatározták, és
b) a fűtőelem-köteg szerkezeti elemei szilárdsági követelményeinek betarthatóságát igazoló próbapados mérések eredményeit.”
46. Az NBSZ 3. melléklet 3.4.2.0300. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„3.4.2.0300. A fővízkört, mint a nyomás alatt lévő primerköri hőhordozót tároló rendszert, úgy kell megtervezni, hogy:
a) ki kell zárni a katasztrofális meghibásodás lehetőségét;
b) a fővízkör lezárását a becsatlakozó csővezetékek törése esetére minden csővezetéken két, a fővízkörhöz közel elhelyezkedő elzáró szerelvénnyel kell biztosítani; és
c) biztosítani kell a fővízkör integritásának folyamatos monitorozását.”
47. Az NBSZ 3. melléklet 3.4.3.0500. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„3.4.3.0500. TA2-4 üzemállapotok során független és diverz eszközökkel biztosítani kell a maradványhő elvezetését reaktorból, a pihentető medencéből és a konténmentből egyszeres meghibásodás és a teljes feszültségvesztés esetén is. Biztosítani kell, hogy TA2-4 üzemállapotok során sem a fűtőelemre, sem a primerkör nyomástartó berendezéseire és csővezetékeire megállapított határértékek túllépése ne következzen be.”
48. Az NBSZ 3. melléklete a 3.4.3.0500. pontot követően a következő 3.4.3.0510. és 3.4.3.0520. pontokkal egészül ki:
„3.4.3.0510. A reaktorból és a pihentető medencéből a maradványhő elvonására tervezett megoldások közül legalább egynek el kell látnia a funkcióját a külső természeti veszélyeztető tényezők által okozott TAK események során is.
3.4.3.0520. Igazolni kell, hogy a fűtőelemek TA1-4 üzemállapotra tervezett hűtési lehetőségének megszűnése esetén elegendő idő áll rendelkezésre a fűtőelemek alternatív hűtésének megkezdésére.”
49. Az NBSZ 3. melléklete a 3.4.3.0600. pontot követően a következő 3.4.3.0700. ponttal egészül ki:
„3.4.3.0700. Amennyiben a maradványhő végső hőelnyelőbe juttatásának képessége nem igazolható minden üzemállapotra magas megbízhatósággal, akkor másodlagos végső hőelnyelőt és a működtetéséhez szükséges rendszereket kell biztosítani, amelyek elhelyezkedésük és a tervezési megoldások révén biztosítják, hogy a hőelvonás biztonsági funkció nem veszik el a külső veszélyeztető tényezők hatására.”
50. Az NBSZ 3. melléklete a 3.4.4.1000. pontot követően a következő 3.4.4.1010. ponttal egészül ki:
„3.4.4.1010. A blokk- és tartalékvezénylő között megfelelő közlekedési útvonalat kell biztosítani.”
51. Az NBSZ 3.4.4. pontja a 3.4.4.1300. pontot követően a következő 3.4.4.1400. ponttal egészül ki:
„3.4.4.1400. Mind a blokkvezénylőtől, mind a tartalékvezénylőtől független műszaki támogató központot kell kialakítani a telephelyen, ahonnan műszaki támogatás nyújtható a blokkok TAK1 és TAK2 üzemállapotában az üzemeltető személyzet részére. A központban hozzáférést kell biztosítani az üzemviteli paraméterekhez, az atomerőmű és közvetlen környezetének sugárzási adataihoz. A központot a blokkvezénylővel, a tartalékvezénylővel és az erőmű minden, a balesetkezelés szempontjából lényeges helyszínével való kommunikációra alkalmas eszközökkel el kell látni. A központnak üzemképesnek és a személyzet által biztonságosan igénybe vehetőnek kell maradnia a blokkok TAK1 és TAK2 üzemállapotában.”
52. Az NBSZ 3. melléklet 3.4.5.0400. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„3.4.5.0400. A TA1-4 üzemállapotokban a villamos rendszerek és rendszerelemek megengedett villamos terhelése nem haladhatja meg azok névleges terhelhetőségét. A tervezési specifikációban kell megadni a rendszerek és rendszerelemek villamos terhelésére vonatkozó korlátozásokat. Ezek alapján meg kell határozni a biztonsági rendszerek üzemeltetéséhez szükséges villamos energiaforrások mennyiségét, minőségét és teljesítményét, figyelembe véve a lehetséges közös okú hibákat és szükséges üzemelési időtartamot.”
53. Az NBSZ 3. melléklete a 3.4.5.0400. pontot követően a következő 3.4.5.0410. ponttal egészül ki:
„3.4.5.0410. Megfelelő villamosenergia-betáplálást kell biztosítani TAK üzemállapotok esetére a TAK elemzések által megállapított szükséges beavatkozások és időkeret szerint, figyelembe véve a természeti eredetű veszélyeztető tényezőket.”
54. Az NBSZ 3. melléklet 3.4.5.0700. pontja a következő mondattal egészül ki:
„TAK1-2 üzemállapot során funkciót ellátó akkumulátoroknak megfelelő kapacitással kell rendelkezniük az újratölthetőségükig, vagy amíg más energiaellátási megoldás nem biztosítható.”
55. Az NBSZ 3. melléklete a 3.4.5.0900. pontot követően a következő 3.4.5.0910. és 3.4.5.0920. pontokkal egészül ki:
„3.4.5.0910. Több blokkal rendelkező atomerőmű esetén ésszerűen megvalósítható mértékben biztosítani kell a blokkok közötti közvetlen villamos összeköttetést, úgy hogy az esetleges hibák átterjedése egyik blokkról a másikra gyakorlatilag kizárható legyen.
3.4.5.0920. Villamosenergia-forrást kell tervezni, amely:
a) fizikailag és rendszertechnikailag független a TA2-4 üzemállapotok kezelésére tervezett biztonsági villamosenergia-forrástól, és
b) megfelelő energiaellátást képes biztosítani a TAK2 üzemállapot megelőzéséhez, valamint következményeinek enyhítéséhez a külső és belső villamosenergia-ellátás teljes elveszítése esetében.”
56. Az NBSZ 3. melléklet 3.4.5.1900. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„3.4.5.1900. Az irányítástechnikai rendszerek technológiai funkció specifikációjának meg kell felelnie a következő követelményeknek:
a) azonosítja az irányítási feladatot a technológiai céloknak és követelménynek megfelelően,
b) minden irányítási feladathoz egyértelmű azonosító kódot rendel,
c) az irányítási feladatokat az adott feladat biztonsági fontossága alapján biztonsági osztályba sorolja és a mélységi védelem megfelelő szintjéhez rendeli,
d) meghatározza a funkciókhoz kapcsolódó diverzitási követelményeket,
e) meghatározza a funkciókhoz tartozó válaszidőket,
f) minden kimenethez meghatározza azt a biztonságos állapotot vagy pozíciót, amit a kimenet detektált hibája esetén fel kell vegyen,
g) meghatározza az operátori beavatkozást igénylő feladatokat az atomerőmű TA üzemállapotra vonatkozóan oly módon, hogy az üzemeltető személyzet képes legyen azokat teljesíteni,
h) formális leírási módot használ és az áttekinthetőség érdekében többszintű, és megfelelően strukturált,
i) formai ellenőrzésére, verifikálására automatizált rendszert irányoz elő,
j) tartalmazza az operátori feladatok végrehajtásához és az automatikus feladatok ellenőrzéséhez szükséges információkat,
k) működtetési határértékekhez és analóg értékek megjelenítéséhez meghatározza a pontossági követelményeket, továbbá
l) 2. biztonsági osztályba sorolt programozható irányítástechnikai rendszerek esetén azok funkcionális ellenőrzésére, validálására szimulációs módszereket határoz meg.”
57. Az NBSZ 3. melléklet 3.4.6.0200. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„3.4.6.0200. A konténment fizikai gát és ellenőrzött kibocsátási funkciójának megvalósításához:
a) a konténment szivárgását olyan értéken kell korlátozni, amely mellett a TA2-4 üzemállapot esetén a kibocsátások az ésszerűen elérhető legalacsonyabb szinten tarthatók, és biztosíthatóak a 3.2.4.0100.-3.2.4.0500. pont előírásainak betartása, valamint
b) TAK1 üzemállapot esetén a radioaktív kibocsátásokat ésszerűen megvalósítható mértékben minimalizálni kell,
c) TAK2 üzemállapot esetén a radioaktív anyagok kibocsátását időben és mennyiségileg is korlátozni kell, annak érdekében, hogy:
ca) kellő idő álljon rendelkezésre a lakosságvédelmi intézkedések bevezetésére, ha szükséges,
cb) nagy területek hosszú távú elszennyeződése elkerülhető legyen,
d) biztosítani kell a radioaktív aeroszolok és a radiojód koncentrációjának csökkentését a konténment légterében,
e) hermetizáló szerelvények alkalmazásával biztosítani kell a konténment falán keresztülhaladó csővezetékeken a hermetizálást,
f) a konténment fizikai integritásának megőrzése érdekében biztosítani kell a konténment normálüzemi klímájának megfelelőségét, és azt, hogy a konténment normálüzemi szellőzőrendszere alkalmas legyen a terv szerinti konténmenten belüli nyomás biztosítására,
g) biztosítani kell a konténment szivárgásának időszakos felügyeletét,
h) biztosítani kell a hő elvezetését a konténmentből, a szerkezet túlnyomás elleni védelmét és a keletkezett éghető gázok kezelését minden üzemállapotban,
i) biztosítani kell a konténment atmoszférájának tisztítását vagy a konténmentből kibocsátott gáznemű közeg szűrését,
j) a konténmentelemeinek az ésszerűen elérhető legalacsonyabb szinten kell tartania a bennfoglalt rendszerekből, rendszerelemekből származó közvetlen sugárzás hatását a konténmenten belül munkát végzőkre és a konténmenten kívül tartózkodókra, valamint
k) a zónaolvadéknak a konténment szerkezeti integritására gyakorolt romboló hatását meg kell előzni vagy ésszerűen megvalósítható mértékben korlátozni kell.”
58. Az NBSZ 3. melléklet 3.4.6.0300. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„3.4.6.0300. A külső események elleni védelmi funkció kialakítása során biztosítani kell, hogy a konténment épületszerkezete és belső szerkezeti elemei, továbbá a konténment technológiai rendszerei olyan kialakításúak és olyan ellenállóak legyenek a figyelembe veendő külső veszélyeztető tényezők hatásaival szemben, hogy biztosítsák a primerköri hőhordozót tartalmazó fővízköri rendszerek és rendszerelemek valamint az üzemanyag-sérülés megelőzésére betervezett rendszerek épségét és működőképességét a külső események bekövetkezésekor, a konténment megengedett szivárgási értékének és a szerkezet globális integritásának megtartása mellett.”
59. Az NBSZ 3. melléklete a 3.4.6.1200. pontot követően a következő 3.4.6.1210. ponttal egészül ki:
„3.4.6.1210. A konténment szerkezeti épségének elvesztését gyakorlatilag ki kell zárni. Ennek érdekében a konténmentben uralkodó állapotok szabályozására a telephelyen vagy azon kívül tárolt berendezések is alkalmazhatók.”
60. Az NBSZ 3. melléklet 3.4.6.1800. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„3.4.6.1800. A konténment hermetizálását lehetővé kell tenni a TAK1-2 üzemállapotok esetére is. Ha egy esemény a konténment védőburkolatának megkerülésével vezet környezeti kibocsátáshoz, a következményeket enyhíteni kell. Ha egy esemény a konténment megkerüléséhez vezet, akkor olyan tervezési megoldásokról kell gondoskodni, amelyek nagy biztonsággal megakadályozzák a fűtőelem sérülést.”
61. Az NBSZ 3. melléklete a 3.4.7.0200. pontot követően a következő 3.4.7.0210. ponttal egészül ki:
„3.4.7.0210. Nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerelemeket tartalmazó helyiségek esetén meg kell vizsgálni, hogy a szellőző és klímarendszer kiesése milyen hatással van a működésükre.”
62. Az NBSZ 3. melléklet 3.4.7 pontja a 3.4.7.0700. pontot követően a következő 3.4.7.0800. és 3.4.7.0900. ponttal egészül ki:
„3.4.7.0800. A felvonó berendezések tervének igazolnia kell a földrengés-állósági, emelési, leesési, tervezési és lepróbálási követelmények és kritériumok teljesülését.
3.4.7.0900. A biztonsági vagy fizikai gát funkciót érintő felvonókat speciális nukleáris tervezési szabvány alkalmazásával kell megtervezni.”
63. Az NBSZ 3. melléklet 3.6.2.0200. pontja a következő e) alponttal egészül ki:
(A besugárzott nukleáris üzemanyag kezelésére, szállítására és tárolására szolgáló rendszerek és rendszerelemek esetében a friss fűtőelemkötegek szállítására, kezelésére és tárolására tervezett rendszerekkel, rendszerelemekkel szemben megfogalmazott követelményeken túl az alábbi követelményeket is teljesíteni kell:)
„e) a besugárzott fűtőelem-kötegek fedetlenné válását a víz alatti tároló rendszer és a hozzákapcsolódó hűtőrendszer tömörtelensége esetén is meg kell akadályozni, és képesnek kell lenni a hőelvonáshoz szükséges vízkészlet pótlására.”
64. Az NBSZ 3. melléklete a 3.6.2.0200. pontot követően a következő 3.6.2.0210. ponttal egészül ki:
„3.6.2.0210. A pihentető medence alternatív hűtéséhez szükséges külső vízforrás és a megfelelő bórsav-koncentráció beállítására szolgáló eszközök, technológiák rendelkezésre állását biztosítani kell.”
65. Az NBSZ 3. melléklet 3.7.1.0100. és 3.7.1.0200. pontja helyébe a következő rendelkezések lépnek:
„3.7.1.0100. A nukleárisbaleset-elhárítási eljárásokat a TA4 és TAK1-2 üzemállapotok elemzési eredményei alapján kell megtervezni, figyelembe véve, hogy az adott telephely összes reaktorában és nukleáris létesítményben egyszerre léphetnek fel a fenti üzemállapotok. Az elemzések terjedelmének elegendő információt kell szolgáltatni a veszélyhelyzet elhárítási tevékenységek meghatározására.
3.7.1.0200. A tervezés során azonosított veszélyforrásokat azok potenciális súlyossága alapján veszélyhelyzeti tervezési kategóriákba kell sorolni. A veszélyforrások között figyelembe kell venni az atomreaktorral nem közvetlenül összefüggő kockázati tényezőket is, így különösen a kiégett üzemanyag kezelésével, a pihentető medencékkel, a radioaktív hulladékok kezelésével és a telephelyen alkalmazott radioaktív forrásokkal kapcsolatos baleseti helyzeteket is, valamint a telephelyen kívüli kockázati tényezőket, így különösen a telephelyez közeli nukleáris létesítmény potenciális balesetei helyzeteit. A felkészülés során az elemzések szerinti legsúlyosabb veszélyhelyzet elhárításának képességét kell elérni. Be kell mutatni, hogy a felkészülés minden feltételezett kezdeti esemény és lehetséges veszélyhelyzet esetén biztosítja, hogy a megfelelő intézkedések - osztályozás, értesítés, aktiválás és nukleárisbaleset-elhárítási intézkedések - végrehajtása időben megtörténjen.”
66. Az NBSZ 3. melléklete a 3.7.1.0700. pontot követően a következő 3.7.1.0800.-3.7.1.1000. pontokkal egészül ki:
„3.7.1.0800. A nukleárisbaleset-elhárításhoz szükséges eszközök tervezésekor figyelemmel kell lenni a nagy sugárzású terekben végzett munka szükségességére.
3.7.1.0900. Veszélyhelyzetek kezeléséhez szükséges létesítményeket úgy kell megtervezni, hogy minden üzemállapotban, ide értve a TAK1-2 üzemállapotokat is, hosszú távon is üzemképesek legyenek és ellássák funkciójukat.
3.7.1.1000. Amennyiben a baleset-elhárítás részét képezi a mobil eszközök használata, azoknak olyan fixen telepített csatlakozási pontokat kell kialakítani, amelyek fizikai és radiológiai szempontból TAK1-2 üzemállapotban is használhatók.”
67. Az NBSZ 3. melléklet
67.1. címében az „Atomerőművek” szövegrész helyébe az „Üzemelő atomerőművek” szöveg,
67.2. 3.2.1.0900. pontjában a „normál üzemben, várható üzemi események, tervezési üzemzavarok” szövegrész helyébe a „TA1-4 üzemállapotok” szöveg, a „tervezési alap kiterjesztését képező üzemzavarokat, valamint súlyos baleseteket” szövegrész helyébe a „TAK1-2 üzemállapotokat” szöveg,
67.3. 3.2.1.1500. pontjában a „gátakkal” szövegrész helyébe a „szintekkel” szöveg,
67.4. 3.2.1.2100. pontjában a „biztonsági funkciót ellátó” szövegrész helyébe a „biztonság szempontjából fontos” szöveg,
67.5. 3.2.2.2200. pontjában a „determinisztikus vagy” szövegrész helyébe a „determinisztikus módszerrel vagy determinisztikus és” szöveg,
67.6. 3.2.2.2800. pontjában a „lehetnek” szövegrész helyébe a „lehetnek és nem szűrhetők ki a 3.2.2.3400. pont alapján” szöveg,
67.7. 3.2.2.3000 pont c) alpontjában az „esőzés, havazás, árvíz és aszály” szövegrész helyébe a „csapadékviszonyok” szöveg,
67.8. 3.2.2.3000 pont e) alpontjában a „jeges” szövegrész helyébe az „árvíz, jeges” szöveg,
67.9. 3.2.2.3100. pont s) alpontjában a „hatásai.” szövegrész helyébe „hatásai, továbbá” szöveg,
67.10. 3.2.2.3200. pontjában a „TA3-4” szövegrész helyébe a „TA4” szöveg, a „megfontolás vagy valószínűségi elemzések alapján” szövegrész helyébe a „megfontolások és valószínűségi elemzések együttes figyelembevételével” szöveg,
67.11. 3.2.2.3400. pontjának nyitó szövegrészében az „Üzemelő atomerőmű esetén a feltételezett” szövegrész helyébe az „A feltételezett” szöveg,
67.12. 3.2.2.3400. pont c) alpontjában a „természetes” szövegrész helyébe a „természeti” szöveg, az „események” szövegrész helyébe az „események vagy olyan természeti eredetű külső hatások, amelyekre igazolható, hogy nem képesek fizikailag veszélyeztetni az erőművet” szöveg,
67.13. 3.2.2.3900. pont a) alpontjában a „feszültségkiesés” szövegrész helyébe a „feszültségvesztés” szöveg,
67.14. 3.2.2.3900. pont b) alpontjában a „leállítási” szövegrész helyébe a „reaktor leállítási” szöveg,
67.15. 3.2.2.3900. pont h) alpontjában a „hűtésének” szövegrész helyébe az „egy vagy több segédrendszerének” szöveg,
67.16. 3.2.2.3900. pont l) alpontjában a „többszörös gőzfejlesztőcső-törés” szövegrész helyébe a „gőzfejlesztő több hőátadó csövének egyidejű törése” szöveg,
67.17. 3.2.2.4400. pontjában az „aktívzóna jelentős sérülését” szövegrész helyébe az „üzemanyag-olvadást” szöveg,
67.18. 3.2.2.4800. pont c) alpontjában a „biztonságos” szövegrész helyébe a „biztonságos leállított” szöveg,
67.19. 3.2.2.4800. pont d) alpontjában a „biztonságos” szövegrész helyébe a „biztonságos leállított” szöveg,
67.20. 3.2.2.5300. pontjában a „normál üzem és a várható üzemi események” szövegrész helyébe a „TA1-2 üzemállapotok” szöveg,
67.21. 3.2.2.5400. pontjában a „bármely, TA3 és TA4” szövegrész helyébe a „bármely TA4” szöveg,
67.22. 3.2.2.5700. pontjában a „karbantartása” szövegrész helyébe a „tervszerű megelőző karbantartása” szöveg,
67.23. 3.2.3.0300. pontjában a „során” szövegrész helyébe a „során alkalmazott módszerek és” szöveg,
67.24. 3.2.3.0600. pontjában a „megfelelőségét” szövegrész helyébe a „megfelelőségét determinisztikus” szöveg, az „elemzéssel” szövegrész helyébe az „elemzéssel vagy determinisztikus és valószínűségi biztonsági elemzések kombinációjával” szöveg,
67.25. 3.2.3.0700. pontjában az „alapot és annak igazolását” szövegrész helyébe az „alapot, a tervezési alap kiterjesztését és ezek igazolását” szöveg, a „meg kell tenni” szövegrész helyébe az „időben meg kell tenni” szöveg,
67.26. 3.2.3.0900. pontjában az „A nem biztonsági” szövegrész helyébe az „Az eseménysorra hatással bíró nem biztonsági” szöveg,
67.27. 3.2.3.1100. pontjában az „az abszordens rudak beesésének elmaradásával” szövegrész helyébe az „az üzemállapot során szükséges leállítási funkciót ellátó rendszerek elvesztésével” szöveg,
67.28. 3.2.3.1700. pontjában az „A szélsőséges időjárási körülményeket és a szeizmikus” szövegrész helyébe az „A külső természeti eredetű veszélyeztető tényezők által kiváltott” szöveg,
67.29. 3.2.3.1800. pontjában a „végezni” szövegrész helyébe a „végezni, és minden alkalmazásnál tekintettel kell lenni azok eredményére” szöveg,
67.30. 3.2.3.2600. pontjának nyitó szövegrészében az „Az Előzetes és Végleges” szövegrész helyébe az „A Végleges” szöveg,
67.31. 3.2.3.2600. pont j) alpontjában a „súlyos baleset kezelési” szövegrész helyébe a „balesetkezelési” szöveg, a „tapasztalatok” szövegrész helyébe a „tapasztalatok és a releváns kutatási eredmények” szöveg, a „programja” szövegrész helyébe az „átfogó programja” szöveg,
67.32. 3.2.3.2600. pont p) alpontjában a „szempontjai, és,” szövegrész helyébe a „szempontjai,” szöveg,
67.33. 3.2.3.2700. pontjában az „az Előzetes és Végleges” szövegrész helyébe az „a Végleges” szöveg,
67.34. 3.2.4. pontjában az „Üzemzavari” szövegrész helyébe a „Biztonsági” szöveg,
67.35. 3.2.4.0300. pontjában a „TA3-4” szövegrész helyébe a „TA4” szöveg,
67.36. 3.2.4.0900. pontjában az „Üzemelő atomerőmű atomerőművi blokk esetében a nagy” szövegrész helyébe az „A nagy vagy korai” szöveg,
67.37. 3.2.4.1000. pontjában a „tervezésnek” szövegrész helyébe a „tervezésnek determinisztikus biztonsági” szöveg, a „sem vezetnek” szövegrész helyébe a „nem vezetnek” szöveg,
67.38. 3.2.4.1400. pontjában a „TA3-4” szövegrész helyébe a „TA4” szöveg,
67.39. 3.2.4.1600. pontjában a „konténment” szövegrész helyébe a „konténment teljes élettartam során a” szöveg,
67.40. 3.2.5.1200. pontjában az „esetben” szövegrész helyébe az „esetben determinisztikus” szöveg, az „elemzéssel” szövegrész helyébe az „elemzéssel vagy determinisztikus és valószínűségi biztonsági elemzések kombinációjával” szöveg,
67.41. 3.3.1.0500. pontjában a „méretezni” szövegrész helyébe a „tervezni” szöveg,
67.42. 3.3.1.0900. pontjában az „Az F1 és a helyreállítás céljából nem megközelíthető F2 szintű biztonsági funkciót ellátó rendszereknek” szövegrész helyébe az „A 2. biztonsági osztályba sorolt rendszereknek - a gát funkciót ellátó rendszerek kivételével -” szöveg,
67.43. 3.3.1.1000. pontjában az „F1 szintű biztonsági funkciót ellátó” szövegrész helyébe az „1. és 2. biztonsági osztályba sorolt” szöveg,
67.44. 3.3.1.1100. pontjában az „Az F1A szintű biztonsági funkciót ellátó” szövegrész helyébe az „A 2. biztonsági osztályba sorolt” szöveg,
67.45. 3.3.1.1700. pont d) alpontjában a „követelményeket” szövegrész helyébe a „követelményeket, és” szöveg,
67.46. 3.3.2.0200. pontjában a „folyamatokat” szövegrész helyébe a „folyamatokat a szükséges tartalékokkal” szöveg,
67.47. 3.3.2.0600. pont a) alpontjában a „megfelelnek” szövegrész helyébe a „környezetállósági szempontból minősítettek, megfelelnek” szöveg,
67.48. 3.3.2.0600. pont d) alpontjában az „ABOS 1. biztonsági” szövegrész helyébe az „1. biztonsági” szöveg, az „ellenőrizhető” szövegrész helyébe az „ellenőrizhető a teljes élettartam alatt” szöveg,
67.49. 3.3.2.0600. pont g) alpontjában a „tűzállóak” szövegrész helyébe a „tűzállóak, vagy a tűzveszélyességük kellően korlátozható” szöveg,
67.50. 3.3.2.0700. pont a) alpontjában a „figyelembevételével” szövegrész a „figyelembevételével, amennyiben az adott üzemállapotban az érintett rendszerelem biztonsági funkciókat lát el” szöveg,
67.51. 3.3.2.1200. pont b) alpontjában a „hőmérsékleti” szövegrész helyébe a „termikus” szöveg,
67.52. 3.3.2.1400. pont c) alpontjában a „legyen.” szövegrész helyébe a „legyen; valamint” szöveg,
67.53. 3.3.2.1900. pontjában az „anyagokra” szövegrész helyébe az „anyagokra és a fizikai folyamatokra - például a hőátadásra - „ szöveg,
67.54. 3.3.2.2800. pontjában a „tervezői minősítésekor” szövegrész helyébe a „tervezésekor és első alkalommal történő minősítésekor” szöveg,
67.55. 3.3.2.2900. pontjában a „tervben” szövegrész helyébe a „rendszerelemek terveiben” szöveg,
67.56. 3.3.2.3300. pontjában a „súlyos baleset közben” szövegrész helyébe a „TAK2 üzemállapotban” szöveg,
67.57. 3.3.2.3900. pontjában az „a rendszerelemek minősítésével és” szövegrész helyébe az „a vizsgálatok minősítésével és a rendszerelemek környezetállósági minősítésével, valamint” szöveg,
67.58. 3.3.2.4000. pontban az „az eredeti állapot” szövegrész helyébe az „a „0” állapot” szöveg,
67.59. 3.3.2.4200. pontjában az „elhasználódási állapotuk” szövegrész helyébe az „öregedési folyamataik” szöveg,
67.60. 3.3.3.0500. pontjában az „a B1 és B2 szintek fizikai gát funkciót teljesítő, ABOS 1. és 2.” szövegrész helyébe az „az 1. és 2.” szöveg,
67.61. 3.3.5.0300. pontjában az „Üzemelő atomerőművi blokk átalakítása során ezt a követelményt” szövegrész helyébe az „Ezt a követelményt” szöveg, a „kell alkalmazni” szövegrész helyébe az „az átalakítások során kell alkalmazni” szöveg,
67.62. 3.3.5.0400. pontjában a „TAK” szövegrész helyébe a „TA4” szöveg,
67.63. 3.3.5.0500. pontjában az „Üzemelő atomerőművi blokk átalakítása során ezt a pontot” szövegrész helyébe az „Ezt a követelményt” szöveg, a „kell alkalmazni” szövegrész helyébe az „az átalakítások során kell alkalmazni” szöveg,
67.64. 3.3.5.0700. pontjában az „üzemállapotokban és biztonsági földrengés során is” szövegrész helyébe, az „üzemállapotokban, üzemállapotok kezeléséhez szükséges mértékben” szöveg,
67.65. 3.3.5.1000. pontjában az „Az F1” szövegrész helyébe az „A biztonsági” szöveg, az „Üzemelő atomerőművi blokk átalakítása során ezt a pontot” szövegrész helyébe az „Ezt a követelményt” szöveg, a „kell alkalmazni” szövegrész helyébe az „átalakítások során kell alkalmazni” szöveg,
67.66. 3.3.5.1100. pontjában a „Külső” szövegrész helyébe a „Külső és belső” szöveg,
67.67. 3.3.6.0400. pontjában az „Az F1 biztonsági” szövegrész helyébe az „A biztonsági” szöveg, az „F2 funkciót ellátó rendszereket” szövegrész helyébe a „rendszereket” szöveg,
67.68. 3.3.6.1300. pontjában az „ABOS 2.” szövegrész helyébe, a „2. biztonsági” szöveg,
67.69. 3.3.6.2010. pontját megelőző szövegben a „Külső természeti” szövegrész helyébe a „Természeti” szöveg,
67.70. 3.3.7.0100. pontjában a „tűzveszélyelemzésnek” szövegrész helyébe a „tűzkockázat-elemzésnek” szöveg,
67.71. 3.3.7.0400. pontjában a „tűzveszélyelemzéssel” szövegrész helyébe a „tűzkockázat-elemzéssel” szöveg,
67.72. 3.3.9.0300. pontjában a „tervezési üzemzavarok és a meghatározott baleseti helyzetek” szövegrész helyébe a „TA4 és TAK1-2 üzemállapotok” szöveg, az „A validáció” szövegrész helyébe a „TA4 esetekre a validáció” szöveg,
67.73. 3.4.1.0700. pontjában a „TA1-4” szövegrész helyébe a „TA1-4 és TAK1” szöveg,
67.74. 3.4.1.0900. pontjában a „zóna” szövegrész helyébe a „zóna és komponenseinek” szöveg, a „biztosítani kell, hogy egy-egy zónaparaméter kismértékű megváltoztatása ne okozzon kedvezőtlen irányú, jelentős változásokat a TA1-4” szövegrész helyébe a „biztosítani kell az aktív zóna stabil, önszabályozó működését TA1-2 állapotokban, valamint a biztonságos leállított állapotban tarthatóságot TA3-4 és TAK1” szöveg,
67.75. 3.4.1.1100. pontjában a „működő, F1A biztonsági funkciót megvalósító rendszerrel” szövegrész helyébe a „működő rendszerrel” szöveg, a „Mindkét” szövegrész helyébe a „Mindegyik” szöveg,
67.76. 3.4.1.2200. pontjában az „Üzemelő atomerőműben módosított” szövegrész helyébe a „Módosított” szöveg, az „az eredeti tervezési” szövegrész helyébe az „a tervezési” szöveg,
67.77. 3.4.1.2300. pontjában az „Új üzemanyag” szövegrész helyébe az „Új fűtőelem-típus” szöveg,
67.78. 3.4.3.0400. pontjában a „minden, a tervezési és kiterjesztett tervezési alapba tartozó” szövegrész helyébe az „a TA1-4 és TAK-1 üzemállapotokban” szöveg,
67.79. 3.4.4. pontjában a „tartalékvezénylő” szövegrész helyébe a „tartalékvezénylő műszaki támogató központ” szöveg,
67.80. 3.4.4.0300. pontjának nyitó szövegrészében a „blokkvezénylőtől” szövegrész helyébe a „blokkvezénylőtől funkcionálisan független,” szöveg, az „ahová” szövegrész helyébe az „ahová az állapot monitorozásához és a beavatkozásokhoz” szöveg,
67.81. 3.4.4.0300. pont a) alpontjában a „biztonságos” szövegrész helyébe a „biztonságos leállított” szöveg,
67.82. 3.4.5.1000. pontjában a „TAK1, TAK2” szövegrész helyébe a „TAK1-2” szöveg,
67.83. 3.4.5.1600. pontjában az „alkalmas arra” szövegrész helyébe az „ésszerűen megvalósítható mértékben független minden más adatfeldolgozó, megjelenítő és archiváló rendszertől, és alkalmas arra” szöveg,
67.84. 3.4.5.1700. pont nyitó szövegrészében az „A programozható irányítástechnikai” szövegrész helyébe az „Az irányítástechnikai” szöveg,
67.85. 3.4.5.2000. pontjában az „A programozható irányítástechnikai” szövegrész helyébe az „Az irányítástechnikai” szöveg, a „ , programozott irányítástechnikai rendszerekre” szövegrész helyébe a „rendszerekre” szöveg,
67.86. 3.4.5.2100. pontjában az „a programozható irányítástechnikai” szövegrész helyébe az „az irányítástechnikai” szöveg,
67.87. 3.4.5.2200. pontjában az „Az ABOS 2. biztonsági” szövegrész helyébe az „A 2. biztonsági” szöveg, a „programozható irányítástechnikai” szövegrész helyébe az „irányítástechnikai” szöveg,
67.88. 3.4.5.2700. pontjában az „Az ABOS 2. biztonsági” szövegrész helyébe az „A 2. biztonsági” szöveg,
67.89. 3.4.5.2800. pontjában az „Az ABOS 2. biztonsági” szövegrész helyébe az „A 2. biztonsági” szöveg, a „valószínűségi biztonsági elemzés alapú megbízhatósági számításokkal” szövegrész helyébe a „determinisztikus és valószínűségi biztonsági elemzések együttes alkalmazásával” szöveg,
67.90. 3.4.5.2900. pontjában az „Az ABOS 2. biztonsági” szövegrész helyébe az „A 2. biztonsági” szöveg,
67.91. 3.4.5.3400. pontjában a „TAK1, TAK2 szövegrész helyébe a „TAK1-2” szöveg, az „atomerőművi blokk és a” szövegrész helyébe az „üzemállapot kezeléséhez szükséges” szöveg,
67.92. 3.4.6.0100. pont b) alpontjában az „az atomreaktor TA1-4 üzemállapotai során” szövegrész helyébe az „a TA1-4 üzemállapotokban” szöveg,
67.93. 3.4.6.0500. pontjában a „TAK1, TAK2” szövegrész helyébe a „TAK1-2” szöveg,
67.94. 3.4.6.1000. pontjában a „TAK1, TAK2” szövegrész helyébe a „TAK1-2” szöveg,
67.95. 3.4.6.1600. pontjában a „TAK1 és TAK2” szövegrész helyébe a „TAK1-2” szöveg,
67.96. 3.4.7.0200. pontjában a „rendszereknek” szövegrész helyébe az „és klímarendszereknek” szöveg,
67.97. 3.4.7.0300. pontjának nyitó szövegrészében a „rendszerekkel” szövegrész helyébe az „és klímarendszerekkel” szöveg,
67.98. 3.4.7.0500. pontját megelőző szövegben a „berendezések” szövegrész helyébe a „berendezések és felvonók” szöveg,
67.99. 3.5.1.0600. pontjában a „TAK1, TAK2” szövegrész helyébe a „TAK1-2” szöveg,
67.100. 3.5.3.0100. pont c) alpontjában a „TA3-4” szövegrész helyébe a „TA4” szöveg, a „TAK1, TAK2” szövegrész helyébe a „TAK1-2” szöveg,
67.101. 3.5.3.0100. pont d) és e) alpontjában a „TAK1, TAK2” szövegrész helyébe a „TAK1-2” szöveg,
67.102. 3.6.2.0500. pont nyitó szövegrészében a „besugárzott fűtőelem-kötegek víz alatti tároló rendszerének” szövegrész helyébe a „pihentető medence TA1-4 üzemállapotában” szöveg,
67.103. 3.7.1.0300. pontjában a „veszélyhelyzet-elhárításért” szövegrészek helyébe a „nukleárisbaleset-elhárításért” szöveg,
67.104. 3.7.1.0400. pontjában a „veszélyhelyzet-elhárításért” szövegrészek helyébe a „nukleárisbaleset-elhárításért” szöveg, a „veszélyhelyzet-elhárítási” szövegrész helyébe a „nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg,
67.105. 3.7.1.0700. pontjában a „veszélyhelyzet-elhárításban” szövegrész helyébe a „nukleárisbaleset-elhárításért” szöveg, a „veszélyhelyzet-elhárítási” szövegrész helyébe a „nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg
lép.
68. Hatályát veszti az NBSZ 3. melléklet
68.1. 3.2.1.1300. pontja,
68.2. 3.2.1.2300. pontjában „Az egyes elemeket a helyszínen is jelölni kell olyan módon, hogy egyértelműen azonosítható legyen a teljes élettartam során.” szövegrész,
68.3. 3.2.2.0100. pontjában a „gyakoriságuk alapján” szövegrész,
68.4. 3.2.2.0400.-3.2.2.2100. pontjai,
68.5. 3.2.2.2200. pontjában a „vagy a kettő kombinációjával” szövegrész,
68.6. 3.2.2.2300. pontja,
68.7. 3.2.2.3000 pont l) alpontjában a „valamint” szövegrész,
68.8. 3.2.2.3100. pont r) alpontjában a „továbbá” szövegrész,
68.9. 3.2.2.3300. pontja,
68.10. 3.2.2.3800. pontjában a „3.2.1.1300. pontban,” szövegrész, az „ , a 3.2.4.0800. pontban” szövegrész, a „valamint a 3.2.4.0800. pontban és a 3.2.4.0900. pontban a nagy kibocsátásokra vonatkozó kritériumok” szövegrész,
68.11. a 3.2.2.3900. pont d) alpontjában a „védőburkolatának” szövegrész, a „ , a konténmentet megkerülő” szövegrész, a 3.2.2.3900. pont m) alpontjában a „valamint” szövegrész,
68.12. 3.2.2.4000. pontja,
68.13. 3.2.2.4600. pontja,
68.14. 3.2.2.5500. pontjában az „A követelményeket az F1 és az F2 szintű biztonsági funkciókra vonatkozó időtartamokból kell levezetni.” szövegrész,
68.15. 3.2.2.5600. pontja,
68.16. 3.2.3.0200. pontja,
68.17. 3.2.3.2500. pontot megelőző az „Előzetes és Végleges Biztonségi Jelentés készítése” szövegben az „Előzetes és” szövegrész,
68.18. 3.2.4.0600. pontjában az „új atomerőművi blokk esetén” és az „a 10-5/év értéket, üzemelő atomerőművi blokk esetében” szövegrész,
68.19. 3.2.4.0700. pontja,
68.20. 3.2.4.0800. pontja,
68.21. 3.3.1.0400. pontja,
68.22. 3.3.1.1700. pont b) alpontjában az „a környezetállósági minősítés követelményeit,” szövegrész,
68.23. 3.3.1.1700. pont c) alpontjában az „és” szövegrész,
68.24. 3.3.2.1400. pont b) alpontjában a „valamint” szövegrész,
68.25. 3.3.4.0200. pontjában a „ , TAK2” szövegrész,
68.26. 3.3.6.0100. pontjának első mondata,
68.27. 3.3.6.0500. pontja,
68.28. 3.3.6.0600. pontjában az „az F1, B1, és B2 funkciójú, továbbá” szövegrész, az „F2 vagy B3 funkciót ellátó” szövegrész,
68.29. 3.3.6.1400. pontjában az „ABOS” szövegrész,
68.30. 3.3.6.1700. pontja,
68.31. 3.3.6.2600.-3.3.6.3100. pontja,
68.32. 3.4.1.1500. pontja,
68.33. 3.4.2.1000. pontja,
68.34. 3.4.2.1400. pontja,
68.35. 3.4.4.0800. pontjának negyedik mondata,
68.36. 3.4.5.1700. pontot megelőző „Programozható irányítástechnikai rendszerek, rendszerelemek” szövegrész,
68.37. 3.4.5.2600. pontjában az „ABOS” szövegrész,
68.38. 3.4.5.3000. pontjában az „ABOS” szövegrész,
68.39. 3.4.5.3200. pontjában a „biztosítani kell” szövegrész,
68.40. 3.4.5.3500. pontját megelőző „Az informatikai és irányítástechnikai biztonság tervezési követelményei új atomerőművi blokk esetén” szövegrész,
68.41. 3.4.5.3500.-3.4.5.4000. pontjai,
68.42. 3.4.6.1100. pontja,
68.43. 3.4.7.0600. pontja,
68.44. 3.6.2.0200. pont c) alpontjában a „valamint” szövegrész.
4. melléklet a 357/2014. (XII. 29.) Korm. rendelethez
Új atomerőművi blokkok tervezési követelményei
3a.1. BEVEZETÉS
3a.1.1. A szabályzat hatálya
3a.1.1.0100. A szabályzat célja az atomerőmű, mint nukleáris létesítmény és az azt alkotó, a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek, rendszerelemek tervezési alapelveinek és tervezési követelményeinek meghatározása.
3a.1.1.0200. A jelen szabályzat rendelkezéseit a Magyarország területén létesítendő, vízhűtésű, termikus reaktorokkal működő atomerőművi blokkok tervezési követelményeinek meghatározása tekintetében kell alkalmazni .
3a.2. ÁLTALÁNOS TERVEZÉSI KÖVETELMÉNYEK
3a.2.1. Alapvető tervezési követelmények
3a.2.1.0100. Az engedélyesnek a tervezés összetett folyamatát szabályozó irányítási rendszert kell működtetnie, amely biztosítja a tervek minőségét, összhangját és a nukleáris biztonsági követelmények teljesítését.
3a.2.1.0200. A tervek megfelelőségét – beleértve a tervezés eszközeit, a tervezési adatokat és eredményeket – a tervezőtől független szervezet által felül kell vizsgáltatni.
3a.2.1.0300. A tervezésre vonatkozó valamennyi követelmény azonosításával a tervezés kezdeti szakaszában meg kell határozni a tervezési folyamat menetét. Az azonosított követelmények alapján részletesen meg kell határozni a követelmények teljesítéséhez szükséges tervezői előírásokat, feladatokat.
3a .2.1.0400. Az atomerőmű tervezését csak olyan tervező szervezet végezheti, amely az érintett tervezési szakterületre érvényes, jogszabály által, ennek hiányában az engedélyes által meghatározott minősítéssel rendelkezik, és a tevékenység végzésére jogosult.
3a.2.1.0500. Az engedélyes tervező szervezetet is megbízhat az atomerőmű tervezésellenőrzési és tervkezelési feladatainak koordinációjával.
3a.2.1.0600. Az engedélyesnek biztosítania kell, hogy a tervek kidolgozásának részletezettsége legalább az adott életciklus szakaszhoz tartozó hatósági engedélyezési eljárások lefolytatásához szükséges terjedelemnek feleljen meg.
3a.2.1.0700. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek, rendszerelemek tervezési alapját szisztematikusan kell meghatározni és dokumentálni. A műszaki követelményeket tervezési specifikációkban kell rögzíteni.
3a.2.1.0800. Biztosítani kell, hogy az engedélyes minden olyan tervezési információ birtokosa legyen, amely az atomerőmű biztonságos üzemeltetéséért viselt felelősségének fenntartásához szükséges. Az engedélyesnek képesnek kell lennie az atomerőmű teljes élettartama alatt az atomerőmű biztonságát szolgáló tevékenység végzésére vagy végeztetésére, a biztonsággal összefüggő döntések meghozatalára.
3a.2.1.0900. Biztosítani kell, hogy az atomerőmű rendszerei és rendszerelemei esetén ellenőrizni lehessen annak igazolását, hogy az alapvető tervezési követelmények teljesülnek.
3a.2.1.0910. Programozható rendszerek esetében – amennyiben az adott követelmény másképp nem rendelkezik – a rendszerekre és rendszerelemekre vonatkozó követelményeket az ellátott funkció megvalósításában résztvevő hardver és szoftver együttesére kell vonatkoztatni.
I. Az alapvető biztonsági funkciók biztosítása
3a.2.1.1000. Az alapvető biztonsági funkcióknak teljesülnie kell TA1-4 üzemállapotok esetén. A TAK1 üzemállapotot követően az alapvető biztonsági funkcióknak az atomreaktor ellenőrzött, biztonságos leállított, illetve TAK2 erőmű sérültségi állapotot követően pedig a súlyos baleset utáni biztonságos állapotba viteléhez szükséges mértékben kell teljesülniük.
3a.2.1.1100. Az alapvető biztonsági funkciók teljesítésére rendszereket kell tervezni.
3a.2.1.1200. Az alapvető biztonsági funkciók teljesítése érdekében biztonsági és egyéb elemzések által meg kell határozni az összes biztonsági funkciót és az azokat teljesítő rendszereket minden üzemállapotra, beleértve a normál üzemet is.
3a.2.1.1300. Biztosítani kell a maradványhő végső hőelnyelőbe való elvitelét úgy, hogy a hőelviteli funkció elvesztésének gyakorisága kisebb legyen, mint 10-7/év.
II. A mélységben tagolt védelem elvének alkalmazása
3a.2.1.1400. Egymástól független védelmi szintekkel kell biztosítani, hogy a lehetséges meghibásodások, a normál üzemtől való eltérések észlelhetők, ellensúlyozhatók és kezelhetők legyenek. A 7. § szerinti követelmények mellett a 3a.2.1.1500.-3a.2.1.2000. pontban meghatározott kiegészítő követelményeket kell teljesíteni a mélységben tagolt védelem öt szintjének alkalmazása során.
3a.2.1.1500. A tervezés során többszörös fizikai gátakat kell alkalmazni a radioaktív anyagok környezetbe történő ellenőrizetlen kikerülésének megakadályozására.
3a.2.1.1600. A mélységben tagolt védelem elvének alkalmazása érdekében az alábbi négy fizikai gátat kell megkülönböztetni:
a) az üzemanyag-mátrix;
b) a fűtőelem burkolata;
c) a reaktor primer körének határa;
d) a konténment rendszer.
3a.2.1.1700. A gátak védelmét biztosítani kell. Tervezési megoldásokkal kell biztosítani a biztonsági funkciók és az elfogadási kritériumok teljesülését a védelem valamely szintjének sérülése esetén is.
3a.2.1.1800. Atomerőmű tervezése során, a mélységben tagolt védelem elvével összhangban:
a) tervezési megoldásokkal kell biztosítani, hogy az alapvető biztonsági funkciók a gátak fenntartásával és a meghibásodások vagy normál üzemállapottól való eltérések következményeinek csökkentésével megvalósulhassanak;
b) biztonsági funkciót ellátó rendszereket kell alkalmazni a várható üzemi események, az üzemzavarok és a balesetek megakadályozása és kezelése érdekében;
c) biztosítani kell az üzemeltetés vagy a karbantartás során bekövetkező emberi hiba káros következményeinek elkerülését,
d) műszaki eszközökkel biztosítani kell az atomerőmű állapotának kezelhetőségét úgy, hogy a meghibásodások vagy a normál üzemállapottól való eltérések esetén a biztonsági funkciót ellátó rendszerek működésének szükségessége a lehető legkisebb legyen; továbbá
e) biztosítani kell, hogy az atomerőmű állapotának kezelhetősége a biztonsági funkciót ellátó rendszerek működését igénylő állapotokban is nagy megbízhatóságú legyen, és ne igényelje a kezelő személyzet beavatkozását a folyamat korai szakaszában.
3a.2.1.1900. A mélységi védelem szintjeit az alábbiak figyelembe vételével kell kialakítani:
A |
B |
C |
D |
E |
|
Mélységi védelem szintje |
Célkitűzés |
Alkalmazandó eszközök |
Radiológiai következmények |
Vonatkozó üzemállapot |
|
1. |
Normál üzemi állapottól való eltérések és hibák megelőzése |
Konzervatív tervezés, magas színvonalú létesítés és üzemeltetés; fő üzemi paraméterek előírt határok között tartása |
Nincs a hatósági korlátokat meghaladó telephelyen kívüli radiológiai hatás |
Normál üzem (TA1) |
|
2. |
Normál üzemi állapottól való eltérések és hibák kezelése |
Szabályozó és biztonságvédelmi rendszerek; egyéb felügyeleti módszerek |
Várható üzemi események (TA2) |
||
3. |
3.a. |
Üzemzavarok kezelése a radioaktív kibocsátás korlátozása és az üzemanyag olvadás megelőzése érdekében |
Biztonsági rendszerek, üzemzavar-elhárítási utasítások |
Nincs vagy csak minimális telephelyen kívüli radiológiai hatás |
Tervezési üzemzavar (TA3-4) |
3.b. |
Hozzáadott biztonsági eszközök komplex üzemzavarok elhárítására, üzemzavar-elhárítási utasítások, telephelyi baleset-elhárítási intézkedések |
Komplex üzemzavar (Feltételezett többszörös meghibásodás) |
|||
4. |
A nagy vagy korai kibocsátás gyakorlati kizárása, az üzemanyag olvadással járó balesetek kezelése a telephelyen kívüli kibocsátások korlátozása érdekében |
Kiegészítő biztonsági eszközök az üzemanyag olvadás korlátozásához, baleset-kezelési útmutatók, telephelyi baleset-elhárítási intézkedések |
A telephelyen kívüli radiológiai hatás térben és időben korlátozott lakossági óvintézkedések bevezetését indokolhatja |
Súlyos baleset (TAK2) |
|
5. |
Jelentős radioaktív anyag kibocsátás radiológiai következményeinek csökkentése |
Telephelyi és telephelyen kívüli baleset-elhárítási intézkedések; beavatkozási szintek |
A telephelyen kívüli radiológiai hatás lakossági óvintézkedéseket indokol |
Nagyon súlyos baleset |
|
3a.2.1.2000. Biztosítani kell az ésszerűen megvalósítható legteljesebb mértékben:
a) a gátak integritását veszélyeztető események megelőzését, a veszélyeztető tényezők elviselését;
b) egynél több gát egyidejű meghibásodásának elkerülését;
c) egy gát meghibásodásának elkerülését egy másik gát vagy egyéb rendszerelem hibája következtében;
d) a gátak terve konzervatív legyen, a megvalósításuk pedig magas minőségi normák szerint történjen annak érdekében, hogy
da) a meghibásodások és a normál üzemi állapottól való eltérések lehetősége az ésszerűen elérhető legalacsonyabb szintű legyen,
db) az üzemzavarok az ésszerűen megvalósítható szinten kizárhatók legyenek, továbbá
dc) ne jöhessen létre szakadékszél-effektus.
III. Egyéb általános tervezési követelmények
3a.2.1.2100. A biztonsági funkciót ellátó rendszereket úgy kell megtervezni, hogy a biztonsági funkciók a tervben megkövetelt megbízhatósággal valósuljanak meg a teljes élettartam alatt.
3a.2.1.2200. A tervekben megfelelő tartalékokat kell biztosítani a tervezési módszerek, eszközök hibáira, a gyártási és szerelési tűrésekre, bizonytalanságokra, a feltételezett hibákra és a tervezett üzemidő alatti öregedési mechanizmusok által okozott romlási folyamatok konzervatívan becsült mértékére.
3a.2.1.2300. A biztonság szempontjából fontos rendszereket és rendszerelemeket a nukleáris iparban elfogadott szabványok alkalmazásával kell tervezni. A tervezésnél a használatra előirányzott szabványok körét előzetesen meg kell határozni, alkalmazhatóságukat igazolni kell.
3a.2.1.2400. A biztonság szempontjából fontos rendszereket, rendszerelemeket hasonló feltételek között kipróbált, bevált konstrukciós megoldásokat alkalmazva kell tervezni. Ettől eltérő esetben olyan technológiákat és termékeket kell alkalmazni, amelyek alkalmazhatóságát megvizsgálták és igazolták. Az új tervezési megoldások esetében, amelyek eltérnek a műszaki gyakorlatban bevett megoldásoktól, az alkalmazhatóságot adekvát kutatásokkal, tesztekkel, más alkalmazásokban szerzett tapasztalatok elemzésével biztonsági szempontból igazolni kell. Az új megoldást tesztelni kell az üzembe helyezés előtt. A rendszer, rendszerelem működését - annak üzemelése közben - monitorozni kell a megfelelőség végleges igazolása érdekében.
3a.2.1.2500. A rendszerek, rendszerelemek azonosítására, a rendszertechnikai helyét is egyértelműen azonosító jelölési rendszert kell kialakítani.
3a.2.1.2600. A tervezés során figyelembe kell venni az atomerőművek tervezése, létesítése és üzemletetése során felgyülemlett tapasztalatokat és a releváns kutatási eredményeket.
3a.2.1.2700. A tervezés során, e rendeletben meghatározott módon - a tervezés korai szakaszától kezdve - alkalmazni kell a biztonsági elemzési módszereket.
3a.2.1.2800. A rendszereket, rendszerelemeket úgy kell megtervezni, hogy a gyárthatóság, szerelhetőség, építhetőség, ellenőrizhetőség, karbantarthatóság, javíthatóság biztosítható legyen.
3a.2.1.2900. A tervezés során biztosítani kell az atomerőmű leszerelhetőségét, amit a felaktiválódás minimalizálásával, a dekontaminálhatósággal, a hozzáférés biztosításával és a leszerelés irányíthatóságának figyelembevételével kell megvalósítani.
3a.2.1.3000. A nukleáris biztonsági, a fizikai védelmi és a biztosítéki követelményeket integrált módon, a kölcsönhatások figyelembevételével kell érvényesíteni.
3a.2.1.3100. Több blokkal rendelkező atomerőmű esetén biztosítani kell a blokkok egymástól való indokolt mértékű függetlenségét.
3a.2.2. A biztonságra való tervezés alapja
I. Az atomerőmű állapotának és eseményeinek kategorizálása
3a.2.2.0100. A normál üzemtől eltérő állapotokat a tervezési alapba tartozó, valamint a tervezési alapot meghaladó üzemállapotokra kell osztani.
3a.2.2.0200. A normál üzemállapotot, valamint az atomerőmű tervezési alapjának részeként figyelembe vett üzemállapotokra vezető eseményeket gyakoriságuk alapján az alábbi táblázat szerinti üzemállapotokhoz kell rendelni. A különböző üzemállapotokra vezető események gyakoriságát elemzésekkel kell igazolni.
|
A |
B |
C |
1. |
Üzemállapot |
Megnevezés |
Esemény gyakoriság |
2. |
TA1 |
normál üzem |
- |
3. |
TA2 |
várható üzemi események |
f ≥10-2 |
4. |
TA3 |
kis gyakoriságú tervezési üzemzavarok |
10-2 > f ≥10-4 |
5. |
TA4 |
nagyon kis gyakoriságú tervezési üzemzavarok |
10-4 > f ≥10-6 |
3a.2.2.0300. A tervezési alap kiterjesztésének két kategóriáját kell megkülönböztetni:
a) TAK1: az aktív zónában és a pihentető medencében található üzemanyag olvadásával nem járó komplex üzemzavar,
b) TAK2: az üzemanyag jelentős olvadásával járó súlyos baleset.
3a.2.2.0400. Valószínűségi biztonsági elemzésekkel kell igazolni minden tervezési alapba tartozó üzemzavarra, hogy egy adott kezdeti esemény gyakoriságának és az adott kezdeti esemény okozta tranziens során a TA4 üzemállapotokra vonatkozó elfogadási kritériumok teljesítéséhez szükséges bármely biztonsági funkció elmaradása valószínűségének szorzata nem haladja meg a 10-6/év értéket.
II. Biztonsági osztályba sorolás
3a.2.2.0500. A 3a.2.1.1200. követelmény alapján meghatározott funkciókra fontossági elemzést kell végezni az alábbiak figyelembe vételével:
a) a biztonsági funkció megvalósulása elmaradásának következménye,
b) a biztonsági funkció szándékolatlan működésének következménye,
c) a biztonsági funkció megvalósulását igénylő kezdeti események gyakorisága,
d) a biztonsági funkció szerepe az ellenőrzött, vagy a biztonságos állapot biztosításában.
Az elemzéseknek elsődlegesen determinisztikus módszereken kell alapulnia, kiegészítve valószínűségi módszerekkel és mérnöki becsléssel.
3a.2.2.0600. A biztonsági funkciók szintekbe sorolása folyamatában azonosítani kell, hogy az adott funkció a mélységben tagolt védelem szintjei közül melyikhez rendelhető, elsősorban annak érdekében, hogy értékelni lehessen a védelmi szintek egymástól való függetlenségét.
3a.2.2.0700. A biztonsági funkciókat biztonsági szintekbe kell besorolni a következő módon:
a) F1A szinthez kell rendelni azokat a biztonsági funkciókat, amelyek a TA2-4 üzemállapotokból az atomerőművi blokk ellenőrzött állapotba hozásához szükségesek;
b) F1B szinthez kell rendelni azokat a biztonsági funkciókat, amelyek
ba) a TA2-4 üzemállapotokból az atomerőművi blokk biztonságos leállított állapotba hozásához és legalább 24 óráig a leállított állapotban tartásához szükségesek,
bb) azokat a funkciókat, amelyek az F1A funkciók elmaradását követően azok helyébe lépnek, és segítenek a TA-n túli üzemállapotokat TAK1 üzemállapotban tartani, továbbá
bc) minden olyan normálüzemi funkciót, amelynek elvesztése közvetlenül TA3-4 üzemállapotot eredményezhet.
c) F2 szinthez kell rendelni:
ca) azokat a biztonsági funkciókat, amelyek a TA2-4 üzemállapotok után ahhoz szükségesek, hogy az atomerőművi blokkot 24 óra eltelte után legalább 72 óráig biztonságos leállított állapotban tartsák,
cb) a tervezési alap kiterjesztésénél figyelembe vett biztonsági funkciókat,
cc) az atomreaktor aktív zónájával nem kapcsolatos üzemzavarok elkerülésére szolgáló biztonsági funkciókat , valamint
cd) minden olyan normálüzemi funkciót, amelynek elvesztése TA2 üzemállapotot és közvetlenül reaktorvédelmi működést eredményezhet.
3a.2.2.0710. Elsődlegesen determinisztikus módszerekkel, kiegészítve valószínűségi módszerekkel és mérnöki becsléssel azonosítani kell azokat az alapvető konstrukciós megoldásokból származó rendszereket, rendszerelemeket (beleértve a passzív tervezési megoldásokat, fizikai gátakat), melyek normál üzemi megbízható működése kihatással van a nukleáris biztonságra. Ezeket a nukleáris biztonságra gyakorolt hatásuk alapján – biztonsági funkcióhoz rendelésük nélkül – közvetlenül kell biztonsági osztályba sorolni.
3a.2.2.0800. A fizikai gátak funkcióit a gát által elzárt aktivitás és a gát izolálásának lehetősége alapján a 3a.2.2.0900.-3a.2.2.1100. pontnak megfelelően szintekre kell bontani.
3a.2.2.0900. B1 szinthez kell rendelni a nem izolálható gátakat, amelyek potenciálisan erősen szennyezett közeget zárnak el és meghibásodásuk esetén jelentős radioaktív közeg kibocsátás következhet be. Ehhez a szinthez tartozik a fűtőelempálcák burkolata, a primerkör nyomáshatára, valamint a konténment.
3a.2.2.1000. B2 szinthez kell rendelni az olyan izolálható gátakat, amelyek potenciálisan erősen szennyezett közeget zárnak el, vagy az olyan nem izolálható gátakat, amelyek gyengén szennyezett közeget zárnak el. Ehhez a szinthez tartoznak a szekunder gőz- és vízkörök, valamint a radioaktív anyagok üzemzavar utáni kibocsátásának elhatárolásában részt vevő rendszerelemek.
3a.2.2.1100. B3 szinthez kell rendelni az olyan izolálható gátakat, amelyek gyengén szennyezett közeget zárnak el. Ehhez a szinthez tartoznak a radioaktív anyagok normál üzem alatti elhatárolásában részt vevő rendszerelemek, valamint a konténment olyan, a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerei, amelyek normál üzemben és üzemzavarok során nincsenek közvetlen kapcsolatban az atomreaktor hűtőkörével vagy a konténment légterével.
3a.2.2.1200. Az atomerőmű rendszereit és rendszerelemeit biztonsági hatásuk, legmagasabb biztonsági szintbe sorolt funkcióik alapján a 3a.2.2.1300.-3a.2.2.2300. pontnak megfelelően biztonsági osztályokba és nem biztonsági osztályba kell sorolni aszerint, hogy azok biztonsági funkciót látnak-e el, vagy alapvető konstrukciós megoldásként, például korlátozó gátként funkcionálnak-e.
3a.2.2.1300. ABOS 1. biztonsági osztályba kell sorolni
a) a B1 szintű izoláló funkciót biztosító rendszerelemeket,
b) az F1A funkciót ellátó rendszerek közül azokat, amelyekre a 3a.2.2.0500. pont szerinti fontossági elemzés a funkció elmaradása esetén súlyos következményt eredményez, vagyis a kibocsátási határértékek meghaladják a tervezési alapra megadott értékeket, illetve a fő fizikai paraméterek értékei a tervezési alapra vonatkozó elfogadási kritériumokat.
c) a 3a.2.2.0710. pont alapján azonosított rendszereket és rendszerelemeket, amelyek meghibásodása vagy hibája olyan eseményhez vezethet, amely közvetlenül veszélyezteti az atomreaktor azonnali szubkritikus állapotba vihetőségét vagy hűtését, és szükségessé tehetik az F1A funkciókat teljesítő rendszerek, rendszerelemek azonnali indítását vagy működését, továbbá melyek meghibásodása súlyos következményt eredményez, vagyis a kibocsátási határértékek meghaladják a tervezési alapra megadott értékeket, illetve a fő fizikai paraméterek értékei a tervezési alapra vonatkozó elfogadási kritériumokat.
3a.2.2.1400. ABOS 2. biztonsági osztályba kell sorolni azokat a rendszereket és rendszerelemeket, amelyek
a) B2 szintű izoláló funkciót biztosítanak vagy F1 biztonsági funkciókat valósítanak meg és nem kerültek az ABOS 1. biztonsági osztályba,
b) a 3a.2.2.0700. pont c) alpont ca) alpontjához tartozó funkciót ellátó rendszerek közül azok, amelyekre a 3a.2.2.0500. pont szerinti fontossági elemzés a funkció elmaradása esetén súlyos következményt eredményez, vagyis a kibocsátási határértékek meghaladják a tervezési alapra megadott értékeket, illetve a fő fizikai paraméterek értékei a tervezési alapra vonatkozó elfogadási kritériumokat,
c) feladata a biztonságot érintő események bekövetkezése esetén az atomreaktor szubkritikusságának és hűtésének biztosítása, vagy a konténment belsejében bekövetkezett, biztonságot érintő esemény hatására az atomreaktorból felszabaduló radioaktív anyagok kikerülésének megakadályozása,
d) az atomreaktor hűtőrendszerén kívül tárolt friss és besugárzott fűtőelemek szubkritikusságát, épségének megőrzését és szükséges mértékű hűtését biztosítják, vagy
e) a 3a.2.2.0710. pont alapján azonosított rendszereket és rendszerelemeket, amelyek TA1-ben történt meghibásodása vagy hibája elfogadási kritériumok alapján TA3-4 üzemállapothoz vezet, és a radiológiai, dózis határértékek meghaladják a TA2-re meghatározottakat.
3a.2.2.1500. ABOS 3. biztonsági osztályba kell sorolni azokat a rendszerelemeket, amelyek
a) B3 szintű izoláló funkciót biztosítanak,
b) F2 biztonsági funkciókat valósítanak meg és nem kerültek besorolásra ABOS 2. biztonsági osztályba,
c) TA3-4 üzemállapotot megelőző szerepet töltenek be, és esetleges üzemképtelenségük a TA3-4 üzemállapot során nincs hatással az üzemzavar lefolyására,
d) biztosítják, hogy az atomreaktoron kívüli sugárforrások ne okozzanak többlet-sugárterhelést az atomerőmű telephelyén tartózkodó személyek és a lakosság számára,
e) működésükkel az ABOS 2. biztonsági osztályba sorolt rendszerek üzembe lépésének szükségességét előzik meg,
f) működési hibája megakadályozza a technológia biztonságos paraméter tartományon belül való működésének ellenőrzését, ezen információk megőrzését,
g) funkciója a TAK1-2 üzemállapot radiológiai következményeinek enyhítését, továbbfejlődésének megelőzését, gátlását szolgálják, valamint ilyen események esetén információt szolgáltatnak, vagy
h) azokat a 3a.2.2.0710. pont alapján azonosított rendszereket és rendszerelemeket, amelyek TA1-ben történt meghibásodása vagy hibája TA3-4 üzemállapothoz vezet, és a radiológiai, dózis határértékek nem haladják meg a TA2 üzemállapotra meghatározottakat.
3a.2.2.1600. ABOS 4. nem biztonsági osztályba kell sorolni minden olyan rendszert és rendszerelemet, amelynek nincs biztonsági funkciója.
3a.2.2.1700. Azokat a 3a.2.2.0710. pont alapján azonosított rendszereket és rendszerelemeket, amelyek meghibásodása befolyásolja a kockázatelemzés és a külső veszélyeztető tényezők elemzésének peremfeltételeit, így különösen tűz-, vagy elárasztás határoló szakaszokat legalább ABOS 3. biztonsági osztályba kell sorolni.
3a.2.2.1800. A baleseti szituációkban közreműködők elégséges és megbízható információkkal való ellátását biztosító rendszereket - beleértve a monitoring és balesetelhárítási kommunikációs rendszereket is - biztonsági osztályba kell sorolni.
3a.2.2.1900. Biztonsági elemzésekkel alátámasztott, az üzemeltetési tapasztalatokat felhasználó módszert kell alkalmazni a passzív rendszerek biztonsági osztályba sorolásakor.
3a.2.2.2000. El kell végezni a fentiek alapján besorolt rendszerek és rendszerelemek részletes elemzését annak érdekében, hogy megállapítható legyen, hogy mely részegységek - beleértve az irányítástechnikai, energia ellátási részegységeket is - szerkezeti elemek, alkatrészek befolyásolják, és melyek nem befolyásolják, illetve veszélyeztetik az adott rendszer, rendszerelem osztályba sorolása alapjául szolgáló biztonsági funkció megvalósítását.
3a.2.2.2100. A biztonsági osztályba sorolt rendszerek segédrendszereit az alaprendszer részének kell tekinteni, és ennek megfelelően kell biztonsági osztályba sorolni. Ezen segédrendszerekre a megbízhatóság, redundancia, diverzitás, függetlenség és a tesztelés céljából való leválaszthatóság szempontjából azon alaprendszerre vonatkozó követelményeket kell alkalmazni, amelyhez kapcsolódnak.
3a.2.2.2200. A különböző szempontok szerinti osztályba sorolás integrált alkalmazása során azonosítani kell az egyes külső és belső veszélyeztető tényezők, illetve ezek ésszerű kombinációinak elhárításához szükséges biztonsági funkciókat, és a potenciális telephelyen belüli és kívüli hatások függvényében kell a biztonsági funkciókat szintekbe sorolni.
3a.2.2.2300. A külső és belső eredetű veszélyeztető tényezők, így különösen tűz, elárasztás, földrengés, elektromágneses interferencia, légszennyezés által kiváltott esemény alatt és azt követően biztosítani kell, hogy az atomerőmű ellenőrzött állapotban maradjon, illetve amennyiben szükséges, biztonságos leállított állapotba kerüljön. A rendszereket, rendszerelemeket a külső és belső eredetű veszélyeztető tényezőkkel szembeni ellenállóság, de legalább földrengés-állóság szempontjából is osztályba kell sorolni, és a tervezés során ennek megfelelő és differenciált követelményeket kell alkalmazni a 3a.3.6. pont alapján.
3a.2.2.2400. Ezt követően a biztonsági funkciók megvalósítását biztosító rendszereket és rendszerelemeket a 3a.2.2.2600-3a.2.2.2900. pontnak megfelelően kell az adott környezetállósági osztályba sorolni.
3a.2.2.2500. Meg kell teremteni a rendszerek és rendszerelemek különböző szempontok szerinti osztályba sorolása közötti kapcsolatokat, be kell mutatni az ebben figyelembe vett összefüggéseket, és az alkalmazott módszertant.
3a.2.2.2600. Első osztályba tartoznak azok a rendszerek, rendszerelemek, amelyek aktív (F1A, F1B és F2) biztonsági funkcióval rendelkeznek az adott természeti eredetű veszélyeztető tényezővel szembeni védelem megvalósításában.
3a.2.2.2700. Második osztályba tartoznak azok a rendszerek, rendszerelemek, amelyek passzív (B1, B2 és B3) biztonsági funkcióval rendelkeznek az adott természeti eredetű veszélyeztető tényezővel szembeni védelem megvalósításában.
3a.2.2.2800. Harmadik osztályba tartoznak azok a rendszerek, rendszerelemek, amelyeknek nincs biztonsági vagy fizikai gát funkciójuk, de az adott természeti eredetű veszélyeztető tényező által kiváltott sérülésük nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszer, rendszerelem funkcióját veszélyeztethetik, vagy valamely korlát megsértéséhez, továbbá a földrengést követő intézkedések akadályozásához vezethet.
3a.2.2.2900. Negyedik osztályba kell sorolni az atomerőmű minden rendszerét rendszerelemét, amely nem kerül a fenti első, második vagy harmadik osztályba. Ezeket az általános ipari szabványok szerint kell a természeti eredetű veszélyeztető tényezők hatásaival szemben megtervezni.
3a.2.2.3000. A tervezés során a rendszerelem biztonsági osztályának megfelelő szabványokat és műszaki előírásokat kell alkalmazni.
3a.2.2.3100. A rendszerek és rendszerelemek biztonsági osztályaihoz a nemzeti és nemzetközi szabványokon és bizonyított mérnöki gyakorlaton alapuló tervezési követelményeket kell rendelni, és következetesen alkalmazni.
3a.2.2.3200. A biztonsági osztályba sorolás tervezés során alkalmazott folyamatát teljes részletességgel dokumentálni kell annak érdekében, hogy az eredmények független vizsgálatokkal ellenőrizhetőek lehessenek.
3a.2.2.3300. A biztonsági osztályba sorolás iteratív folyamat, melyet a tervezés során, illetve az erőmű teljes élettartama alatt meghatározott időközönként, továbbá amennyiben azt átalakítások indokolják, ismételten el kell végezni.
3a.2.2.3400. A rendszerek, rendszerelemek osztályozásának elsődlegesen determinisztikus módszereken kell alapulnia, kiegészítve valószínűségi módszerekkel és mérnöki becsléssel.
III. Az atomerőmű tervezési alapja
3a.2.2.3500. A tervezéshez meg kell határozni mindazon feltételezhető kezdeti eseményt, amely befolyásolhatja az atomerőmű biztonságát, és ezekből determinisztikus módszerrel vagy determinisztikus és valószínűségi módszerek kombinációjával kell kiválasztani a tervezési alapba tartozókat.
3a.2.2.3600. Az atomerőmű tervezési alapjában az atomerőmű minden üzemállapotára meg kell határozni azokat a teljesítmény-paramétereket, funkcionális, megbízhatósági jellemzőket, amelyek szükségesek ahhoz, hogy a külső és belső veszélyeztető tényezők által előidézett körülmények között is teljesüljenek az előírt kritériumok.
3a.2.2.3700. A tervezési alap meghatározása során a bizonytalanságok kompenzálása érdekében ésszerű mértékben konzervatív feltételezéseket kell alkalmazni.
3a.2.2.3800. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek és rendszerelemek alapvető fizikai jellemzőire tervezési korlátokat és határértékeket kell meghatározni az atomerőmű minden üzemállapotában. A tervezési korlátoknak és határértékeknek meg kell felelniük a nukleáris biztonsági követelményeknek és az alkalmazott szabványoknak.
3a.2.2.3900. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerekre és rendszerelemekre vonatkozó határfeltételeket és tervezési követelményeket a TA2-4 és a TAK1-2 üzemállapotokat eredményező kezdeti eseményekből, illetve azokból a körülményekből kell származtatni, amelyek között teljesíteniük kell a biztonsági funkcióikat.
3a.2.2.4000. A feltételezett kezdeti események között minden olyan eseményt figyelembe kell venni, amely:
a) az atomerőmű telephelyével és annak környezetével kapcsolatos és természeti eredetű,
b) szándékos, de nem célzottan az atomerőmű ellen irányuló, vagy szándékolatlan telephelyi és telephelyen kívüli emberi tevékenységek következménye,
c) az atomerőmű üzemeltetéséből, rendszereinek, rendszerelemeinek meghibásodásából, eredő technológiai meghibásodás, vagy
d) emberi hibából ered.
3a.2.2.4100. A tervezési alap részét képezik mindazok az események, amelyeknek radiológiai következményei lehetnek és nem szűrhetők ki a 3a.2.2.5000. pont alapján. Ide tartoznak azok a feltételezett kezdeti események is, amelyek az alacsony teljesítményű üzem során, vagy leállított, szétszerelt atomreaktor esetén következnek be. Az atomreaktoron kívüli lehetséges ilyen eseményeket is a tervezési alap részének kell tekinteni.
3a.2.2.4200. Az atomerőmű tervezésénél meg kell határozni az összes lehetséges külső és belső veszélyeztető tényezőt.
3a.2.2.4300. A külső veszélyeztető tényezők közül legalább az alábbiakat figyelembe kell venni:
a) szélsőséges szélterhelés,
b) szélsőséges külső hőmérsékletek,
c) szélsőséges csapadékviszonyok,
d) villámcsapás,
e) jeges és jégmentes árvíz valamint alacsony vízszint,
f) fel- és alvízi létesítmények sérülésének veszélye,
g) szél által mozgatott repülő tárgyak,
h) szélsőséges hűtővíz-hőmérsékletek és jegesedés,
i) a telephely földtani alkalmasságának igazolásánál figyelembe vett földtani adottságok (különösen a földrengés, a talajfolyósodás),
j) katonai és polgári repülőgép becsapódása,
k) telephelyhez közeli szállítási, ipari és bányászati tevékenységek,
l) a kapcsolódó külső távvezeték-hálózat zavarai, beleértve annak tartós és teljes üzemképtelenségét,
m) olyan, a telephelyen vagy annak szomszédságában lévő létesítmények, amelyek tüzet, robbanást vagy egyéb veszélyt jelenthetnek az atomerőműre,
n) külső tűzhatás,
o) elektromágneses interferencia, valamint
p) biológiai eredetű veszélyek.
3a.2.2.4400. A külső veszélyeztető tényezők közül a telephely-specifikus kockázatvizsgálat alapján kell kiválasztani a tervezési alapba tartozókat.
3a.2.2.4500. Az atomerőmű tervezésénél legalább az alábbi belső eseményeket figyelembe kell venni a különböző TA1-4 üzemállapotok között:
a) TA1-hez tartozó normál üzemi állapotok:
aa) teljesítményüzem,
ab) felterhelési folyamat,
ac) meleg készenléti állapot,
ad) meleg leállított állapot,
ae) hideg leállított állapot,
af) átrakási állapot,
ag) üzemelés kiszakaszolt hurokkal, amennyiben az megengedett,
b) TA1 üzemállapotba tartozó várható üzemi tranziensek:
ba) a hőmérsékletnek az Üzemeltetési Feltételek és Korlátok által megengedett sebességű emelése, vagy csökkentése,
bb) az Üzemeltetési Feltételek és Korlátok által megengedett mértékű ugrásszerű terhelésnövekedés, vagy -csökkenés,
bc) az Üzemeltetési Feltételek és Korlátok által megengedett sebességű terhelésnövekedés, vagy -csökkenés,
bd) háziüzemre való átkapcsolás névleges teljesítményről, gőzlefúvatással,
be) túlfeszültség vagy villamos hálózat instabilitása,
bf) üzemelés az Üzemeltetési Feltételek és Korlátok által engedélyezett korlátozó feltételek mellett,
c) TA2 üzemállapotok:
ca) szabályozó rúdköteg szándékolatlan mozgása szubkritikus reaktor mellett,
cb) szabályozó rúdköteg szándékolatlan mozgása teljesítményüzem mellett,
cc) szabályozó rúdkötegek vagy rúdcsoportok helytelen pozícionálása,
cd) szándékolatlan bórsav hígulás,
ce) a primer hűtőközeg tömegáramának részleges csökkenése,
cf) a főgőzvezeték záró armatúrájának szándékolatlan zárása,
cg) a terhelés teljes elvesztése, illetve turbinakiesés,
ch) gőzfejlesztő fő tápvízáramának elvesztése,
ci) a főgőz-tömegáram irányítatlan csökkenése vagy növekedése,
cj) gőzfejlesztő fő tápvízrendszerének meghibásodása,
ck) telephelyen kívüli villamos betáplálás elvesztése 2 óránál rövidebb időre,
cl) a turbina túlterhelése,
cm) a primer hűtőkör átmeneti nyomáscsökkenése,
cn) gőzfejlesztő biztonsági szelepének szándékolatlan nyitása vagy más egyszeres hiba által okozott szekunderköri nyomásesés,
co) az üzemzavari zónahűtő rendszer indokolatlan indulása,
cp) a primerköri vegyészeti és térfogatszabályozó rendszer meghibásodása,
cq) nagyon kismértékű hűtőközeg vesztés, így különösen impulzusvezeték törése,
cr) fő hőelnyelő elvesztése,
d) TA3 üzemállapotok:
da) primer köri hűtőközeg vesztés, így különösen kisméretű csőtörés,
db) szekunder köri kisméretű csőtörés,
dc) a hűtőközeg áram kényszerített csökkenése,
dd) üzemanyag-kazetta téves pozícióba helyezése,
de) egy szabályzó rúdköteg kihúzása teljesítményüzemen,
df) a térfogatkompenzátor biztonsági szelepének indokolatlan működése,
dg) térfogat szabályozó tartály törése,
dh) gáz halmazállapotú hulladékok visszatartására szolgáló tartály törése,
di) folyékony hulladékok gyűjtőtartályának törése,
dj) egy gőzfejlesztőcső törése, illetve az atomreaktor primer hűtőköréhez csatlakozó és részben a konténmenten kívül elhelyezkedő cső törése vagy hőcserélő cső sérülése, megelőző jódcsúcs nélkül,
dk) telephelyen kívüli villamos betáplálás elvesztése 72 óráig,
dl) aktív zóna instabilitása,
dm) a TA2 üzemállapot során szükséges reaktorleállítási funkciót ellátó rendszerek késleltetett beavatkozása,
e) TA4 üzemállapotok:
ea) főgőz vezeték törése,
eb) fő tápvíz vezeték törése,
ec) főkeringtető szivattyú beékelődés,
ed) bármely szabályzó rúdköteg kilökődése,
ee) primerköri hűtőközegvesztés, beleértve a primer kör legnagyobb átmérőjű vezetékének törését a keresztmetszet 200%-án történő kiömléssel,
ef) a nukleáris üzemanyag kezelésével, mozgatásával és tárolásával kapcsolatos üzemzavarok,
eg) egy gőzfejlesztőcső törése előzetes jódcsúccsal,
eh) több gőzfejlesztőcső törése, vagy a primer kollektor felnyílása.
3a.2.2.4600. A 3a.2.2.4500. pontban felsorolt események másik kategóriába is átsorolhatók, amennyiben megfelelő biztonsági elemzésekkel igazolható, hogy ez a számított bekövetkezési gyakoriságuk alapján indokolt. Átfogó tervezési megoldásokkal kell biztosítani, hogy az összes esemény bekövetkezési gyakorisága az ésszerűen elérhető legalacsonyabb legyen. Továbbá a bekövetkezési gyakoriságon alapuló besorolástól függetlenül az összes eseményre az ésszerűen elérhető legszigorúbb elfogadási kritériumok teljesítésére kell törekedni.
3a.2.2.4700. A 3a.2.2.4500. pontban felsorolt eseményeken túl, a TA3-4 üzemállapotok keretein belül vizsgálni kell még az alábbi eseménycsoportokat, és az azokba tartozó konkrét kezdeti események következményeire a kezdeti események gyakoriságának megfelelő kritériumokat kell alkalmazni:
a) nehéz teher leejtése emelőgépek alkalmazása során,
b) tűz, robbanás és belső elárasztás hatásai és az általuk kiváltott kezdeti események, továbbá
c) másodlagos következményeket potenciálisan kiváltó folyamatok, így különösen a repülő tárgyak, beleértve a turbina elszabaduló részeit, meghibásodott rendszerekből kikerülő veszélyes közeg, rezgés, törött csővezeték ostorozó mozgása, folyadéksugár hatásai.
3a.2.2.4800. Az egyedi események minden reális kombinációját figyelembe kell venni a tervezés során - beleértve a külső és a belső eredetű eseményeket is -, amelyek TA3-4 üzemállapothoz vezethetnek. A tervezésnél figyelembe veendő eseménykombinációkat mérnöki megfontolások és valószínűségi elemzések együttes figyelembevételével kell kiválasztani.
3a.2.2.4900. A tervezés során meg kell határozni a figyelembe veendő külső és belső események érintett rendszerekre és rendszerelemekre gyakorolt hatásának várható mértékét és időtartamát.
3a.2.2.5000. A feltételezett kezdeti események köréből kiszűrhető:
a) a rendszerek, rendszerelemek meghibásodása vagy emberi hiba, vagy mindkettő következtében bekövetkező belső kezdeti esemény, ha a gyakorisága kisebb, mint 10-6/év;
b) a telephelyre jellemző külső emberi tevékenységből származó olyan esemény, amelynek gyakorisága 10-7/évnél kisebb, vagy ha a veszélyeztető tényező olyan távolságban van, hogy igazolható az, hogy az atomerőművi blokkra az várhatóan nem gyakorol hatást; valamint
c) a 10-5/évnél kisebb gyakorisággal ismétlődő természeti eredetű külső hatás által keltett minden kezdeti esemény.
3a.2.2.5100. Minden olyan természeti eredetű veszélyeztető tényezőt, amelyet a fenti szűrési kritériumok alapján nem lehet kiszűrni, meg kell vizsgálni determinisztikus, illetve amennyire a legfrissebb tudományos és technikai ismeretek lehetővé teszik, valószínűségi módszerekkel is. Az elemzésnek az összes elérhető, validált adatot figyelembe kell vennie, és amennyire lehetséges, kapcsolatot kell teremtenie a veszélyeztető tényezők súlyossága, így különösképpen a nagysága és időtartama, valamint előfordulásuk gyakorisága között. Amennyire lehetséges, meg kell határozni a veszélyeztető tényezők maximális, még megalapozott mértékű súlyosságát.
3a.2.2.5200. A külső veszélyeztető tényezők elemzése során:
a) figyelembe kell venni minden releváns telephelyi és regionális adatot. Különös figyelmet kell fordítani a történelmi adatokra,
b) különös figyelmet kell fordítani az olyan veszélyeztető tényezőkre, amelyek időben változhatnak,
c) a használt módszerek és a feltételezések elfogadhatóságát igazolni kell, illetve becsülni kell az eredményeket befolyásoló bizonytalanságokat.
3a.2.2.5300. Amennyiben valamely természeti eredetű veszélyeztető tényező előfordulási gyakoriságát nem lehet elfogadhatóan kismértékű bizonytalansággal meghatározni, akkor egy olyan eseményt kell kiválasztani, amelyre igazolják a biztonság azonos szintjét.
3a.2.2.5400. Az atomerőművi blokkok nukleáris biztonságára hatással lévő külső veszélyeztető tényezők stabilitását és változásait a teljes élettartamra prognosztizálni kell, és a tervezési alapban ezt a prognosztizált értéket is figyelembe kell venni. Az időben változó veszélyeztető tényezők esetében a legkedvezőtlenebbet kell figyelembe venni.
3a.2.2.5500. Több blokkal rendelkező atomerőmű esetében az atomerőmű egésze és a blokkok tervében figyelembe kell venni, hogy egyes külső veszélyeztető tényezők egyidejűleg érinthetik az atomerőmű minden blokkját.
3a.2.2.5600. Több blokkal rendelkező atomerőmű esetében a tervezés során vizsgálni kell a blokkok által használt, megegyező rendeltetésű, típusú és üzemeltetésű biztonsági rendszerek közös okú meghibásodásának lehetőségét.
3a.2.2.5700. Több blokk által közösen alkalmazott biztonsági rendszerek meghibásodását és azoknak az egyes blokkok nukleáris biztonságára gyakorolt egyidejű hatását vizsgálni kell.
3a.2.2.5800. Olyan telephely estén, ahol több nukleáris létesítmény is üzemel, elemezni kell a létesítmények egymásra gyakorolt hatását is a létesítmények valamennyi üzemállapotában és a feltételezhető összes veszélyeztető tényező által létrehozott körülmények között. A kölcsönhatások elemzésénél a létesítési, üzembe helyezési és a leszerelési életciklus szakaszokat is figyelembe kell venni.
3a.2.2.5900. Tervezési megoldásokkal biztosítani kell, hogy az atomerőművi blokk a TA2-4 üzemállapotokat követően az ésszerűen elérhető legrövidebb idő alatt ellenőrzött állapotba, majd biztonságos leállított állapotba kerüljön. Az ellenőrzött állapot elérését legkésőbb 24 órán belül, a biztonságos leállított állapot elérését legkésőbb 72 órán belül biztosítani kell.
IV. A tervezési alap kiterjesztése
3a.2.2.6000. A mélységi védelem elvével összhangban, a TAK üzemállapotokat eredményező eseményeket és eseménykombinációkat valószínűségi módszerekkel és mérnöki megfontolásokkal kiegészített determinisztikus elemzésekkel kell kiválasztani. Igazolni kell, hogy minden lehetséges eseményt és eseménykombinációt figyelembe vettek. A biztonság igazolására szolgáló elemzéshez a módszerek közül a vizsgált esetnek leginkább megfelelőt vagy azok leginkább megfelelő kombinációját kell alkalmazni.
3a.2.2.6100. A TAK1 üzemállapotok elemzése során a bizonytalanságok kompenzálása érdekében vagy ésszerű mértékben konzervatív feltételezéseket kell alkalmazni vagy a legjobb becslés módszerét és adatokat kell alkalmazni kiegészítve a szükséges bizonytalansági és érzékenység vizsgálatokkal.
3a.2.2.6200. A TAK2 üzemállapotok elemzését a hatások, igénybevételek, anyagjellemzők medián értékeire lehet elvégezni.
3a.2.2.6300. A tervezési alap kiterjesztésénél legalább az alábbiakat figyelembe kell venni, feltéve, hogy a tervezési alapnak nem képezi részét és az adott erőműtípusra értelmezhető:
a) teljes feszültségvesztés,
b) a TA2-4 üzemállapot során szükséges reaktor leállítási funkciót ellátó rendszerek elvesztése,
c) gőzvezeték-törés a gőzfejlesztő hőátadó felületének járulékos sérülésével,
d) a konténment megkerülésével közvetlen környezeti kibocsátáshoz vezető események,
e) teljes tápvízvesztés,
f) hűtőközegvesztés valamelyik zóna-üzemzavari hűtőrendszer-típus teljes elvesztésével,
g) szabályozatlan szintcsökkenés a részlegesen feltöltött hurok melletti természetes cirkulációs üzemállapot vagy átrakás során,
h) az alapvető biztonsági funkciót ellátó berendezések egy vagy több segédrendszerének teljes elvesztése,
i) az aktív zóna hűtésének elvesztése a maradványhő elvezetése során,
j) a pihentető medence hűtésének elvesztése,
k) ellenőrizetlen bórhígulás,
l) egy gőzfejlesztő több hőátadó csövének egyidejű törése,
m) egy feltételezett kezdeti esemény kezeléséhez hosszú távon szükséges biztonsági rendszerek elvesztése,
n) konténment nyomáscsökkentő funkció elvesztése olyan üzemállapotokban, amikor arra szükség lenne,
o) üzemanyag-olvadással járó egyéb események,
p) katonai és polgári repülőgép becsapódása, valamint
q) a többszörös meghibásodással járó események.
3a.2.2.6400. A TAK1 üzemállapothoz vezető események kiválasztásánál minden olyan eseményt vagy eseménykombinációt figyelembe kell venni, amelyekről nem lehet nagy biztonsággal megállapítani, hogy extrém alacsony a bekövetkezési valószínűségük, és olyan állapotokhoz vezethetnek, amiket nem vettek figyelembe a tervezési alapban. Ennek ki kell terjednie az alábbiakra:
a) a lehetséges üzemállapotok során bekövetkező események,
b) a belső és külső veszélyeztető tényezők hatására bekövetkező események,
c) közös okú meghibásodások,
d) a telephelyen található valamennyi nukleáris létesítmény hatása, valamint
e) események, amelyek a telephelyen található valamennyi létesítményt érinthetik, a közöttük feltételezhető kölcsönhatásokkal együtt.
3a.2.2.6500. Azonosítani kell minden olyan TAK2 üzemállapotot, amelyekben nem kerülhető el a súlyos fűtőelem sérülés.
3a.2.2.6600. A TAK elemzéseknek azonosítaniuk kell minden olyan ésszerűen megvalósítható intézkedést, amelyekkel megelőzhetők a súlyos balesetek. Az azonosított intézkedések eredményességétől függetlenül fel kell készülni a súlyos balesetekre is. Az elemzések keretében azonosítani kell minden olyan ésszerűen megvalósítható megoldást is, amelyekkel enyhíthetők a súlyos balesetek következményei.
3a.2.2.6700. A TAK események elemzésénél:
a) csak megalapozott módszereket és feltételezéseket lehet használni;
b) biztosítani kell az elemzés megismételhetőségét olyan esetekben is, amikor az elemzés során mérnöki becslést vettek figyelembe, illetve figyelembe kell venni az elemzéssel kapcsolatos összes bizonytalanságot és azok hatását;
c) azonosítani kell minden olyan megelőző vagy következmény-csökkentő intézkedést, amivel növelni lehet az erőmű ellenálló képességét a tervezési alapban figyelembe nem vett állapotokkal szemben;
d) meg kell vizsgálni a TAK események telephelyen belüli és kívüli potenciális radiológiai hatásait, feltételezve, hogy a baleset-elhárítási intézkedések sikeresek;
e) figyelembe kell venni az erőmű elhelyezkedését és felépítését, a berendezések képességeit, a vizsgált eseményhez kapcsolódó állapotokat és a tervezett balesetelhárítási intézkedések hatékonyságát;
f) igazolni kell, hogy a szakadékszél-effektus elkerüléséhez kellő tartalékok állnak rendelkezésre;
g) be kell mutatni a valószínűségi biztonsági elemzések eredményeit és ezek megfelelő felhasználását;
h) ahol releváns, figyelembe kell venni a súlyos baleset során lejátszódó jelenségeket;
i) definiálni kell végső állapotokat, vagy ahol lehetséges biztonságos állapotokat, illetve az ezekhez kapcsolódó rendszerek és rendszerelemek szükséges működési idejét.
3a.2.2.6800. Alternatív villamos-energia ellátási lehetőséget kell biztosítani a teljes feszültségvesztés elkerülésére.
3a.2.2.6900. A tervezési alap kiterjesztésénél figyelembe vett TAK1 üzemállapotot követően biztosítani kell az ellenőrzött állapot elérését 24 órán belül, a biztonságos leállított állapot elérését legkésőbb 72 órán belül.
3a.2.2.7000. A tervezési alap kiterjesztésénél a baleset-kezelési funkciókat és az azokat megvalósító rendszerek képességeit kell figyelembe venni annak érdekében, hogy a TAK2 üzemállapot következményei a 3a.2.4.0800. pontban a nagy vagy korai kibocsátásokra előírt kritériumoknak megfelelően csökkenthetők legyenek.
3a.2.2.7100. A TAK1 és TAK2 üzemállapot jellemzőiből kell származtatni a határfeltételeket és követelményeket, amelyekre a TAK üzemállapotot eredményező események kezelésre szolgáló rendszereket és rendszerelemeket tervezni kell.
3a.2.2.7200. Legalább az alábbi eseményeket tervezési megoldásokkal vagy preventív baleset-kezelési képességek kialakításával gyakorlatilag ki kell zárni, azaz bizonyítani kell, hogy bekövetkezésük fizikailag lehetetlen, vagy a bekövetkezési gyakorisága nagy biztonsággal kisebb, mint 10-7/év:
a) reaktortartály törése,
b) prompt kritikussággal járó reaktivitás balesetek, beleértve a heterogén bórhígulási eseteket is,
c) minden olyan rövid- és hosszútávon jelentkező terhelés, ami veszélyeztetheti a konténment integritását, így különösképpen nehéz teher leejtése, gőz- és hidrogénrobbanás, üzemanyag-olvadék kölcsönhatása beton teherhordó szerkezetekkel és konténment túlnyomódás,
d) hűtés elvesztése a besugárzott fűtőelem tárolása során, ami fűtőelem-sérüléshez vezethet, valamint
e) hűtőközeg-vesztés nyitott konténment mellett, ami a zóna szárazra kerülését okozhatja.
3a.2.2.7300. A bizonytalanságok minimalizálása és az atomerőművi blokk biztonságának robosztussága érdekében a gyakorlati kizárhatóság igazolása során előnyben kell részesíteni a fizikai lehetetlenségen alapuló igazolást a valószínűségi alapon történő igazoláshoz képest.
3a.2.2.7400. A tervezés során baleset-kezelési funkciókat és azokat megvalósító, baleseti nyomáscsökkentő és hidrogén eltávolító rendszereket olyan terjedelemben kell meghatározni, hogy az üzemanyag-olvadást okozó eseményeknél a nagynyomású folyamatok, valamint a korai konténment sérülések elkerülhetők legyenek.
3a.2.2.7500. Balesetek következményeit enyhítő funkciókat és szükség esetén azokat megvalósító rendszereket olyan terjedelemben kell meghatározni, hogy súlyos baleseteknél az üzemanyag olvadék konténmenten belül lehűtött állapotban megtartható legyen.
3a.2.2.7600. A súlyos baleset utáni biztonságos állapot elérését a sérült rendszerek helyreállításával vagy a TAK üzemállapot kezelését biztosító baleset-kezelési rendszerek működtetésével az ésszerűen elérhető legrövidebb időn belül, de a 10. melléklet 146. pont a)-c) alpontjai tekintetében legkésőbb 168 órán belül biztosítani kell.
3a.2.2.7700. Meg kell tervezni a szükséges baleset-kezelési eszközöket, és ki kell dolgozni a baleset-kezelési útmutatókat a részletesen elemzett tervezési alapot meghaladó állapotok - beleértve az üzemanyag teljes megolvadásával járó súlyos baleseti folyamatokat - következményeinek hatékony csökkentésére úgy, hogy a környezet és a lakosság veszélyeztetése a baleset-kezelési eljárások és eszközök sikeres működése esetén előre meghatározott, kezelhető szint alatt maradjon.
3a.2.2.7800. A baleset-kezelési eszközökre csak ésszerűen megvalósítható mértékben kell alkalmazni a biztonsági rendszerekre előírt speciális tervezési követelményeket. A baleset-kezelési eszközök nem befolyásolhatják kedvezőtlenül a tervezési alapba tartozó biztonsági funkciók teljesülését.
3a.2.2.7900. TAK üzemállapotot eredményező külső veszélyeztető tényezők elemzése során, az ésszerűen megvalósítható biztonságnövelő intézkedések azonosításához legalább a következőket kell teljesíteni:
a) meg kell határozni az adott esemény azon súlyosságát, amelyet átlépve nem lehet biztosítani az alapvető biztonsági funkciókat,
b) igazolni kell, hogy a szakadékszél-effektus elkerüléséhez kellő tartalékok állnak rendelkezésre,
c) azonosítani és értékelni kell az alapvető biztonsági funkciók biztosításának leghatékonyabb módjait,
d) figyelembe kell venni az olyan eseményeket is, amelyek egyszerre érintenek több blokkot, valamint redundáns rendszert és rendszerelemet, illetve hatással vannak a telephelyi és a regionális infrastruktúrára, a telephelyen kívüli szolgáltatásokra és védelmi intézkedésekre,
e) igazolni kell, hogy több blokkal rendelkező atomerőmű esetén a közös használatú erőforrások elegendő mennyiségben állnak rendelkezésre, aminek teljesüléséről helyszíni ellenőrzéssel is meg kell győződni.
V. A biztonságra való tervezés elvei
3a.2.2.8000. Az atomerőművi blokk tervezése során azonosítani kell a TA2-4 üzemállapotokat és TAK1 üzemállapotot eredményező kezdeti eseményeket. Konzervatív módszerekkel meg kell határozni az események nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerekre és rendszerelemekre kifejtett hatásait. A kezdeti események reprezentatív csoportokba sorolhatók. A tervezési követelményeket, a figyelembe veendő hatásokat, eseményeket és határértékeket csoportonként, burkoló elv alapján is meg lehet határozni.
3a.2.2.8100. A kezdeti eseményeket követő folyamatok kezelése során az itt meghatározott sorrendben olyan megoldást kell alkalmazni, mely az ésszerű mértékben biztosítja, hogy:
a) a kezdeti esemény ne okozhasson szignifikáns hatást a biztonságra, vagy az esemény okozta változás a biztonság irányába történjen, a rendszerek inherens biztonsági jellemzőinek köszönhetően;
b) a kezdeti esemény hatására az atomerőmű biztonságos maradjon a passzív biztonsági eszközök vagy olyan rendszerek működése révén, amelyek folyamatosan üzemelnek a kezdeti esemény szerinti állapotban;
c) a kezdeti eseményt követően az atomerőmű biztonságos leállított állapotba kerüljön azoknak a biztonsági rendszereknek a működése révén, amelyek az esemény kezeléséhez szükségesek; valamint
d) a kezdeti eseményt követően az atomerőmű biztonságos leállított állapotba kerüljön speciális eljárások alkalmazása révén.
3a.2.2.8200. Amennyiben valamely kezdeti esemény bekövetkezésekor azonnali beavatkozásra van szükség, biztosítani kell, hogy az automatikusan megtörténjen a súlyosabb következmények megelőzése érdekében. A kezelői beavatkozásra akkor kerülhet sor, ha az esemény észlelése és a szükséges intézkedés közötti idő a biztonsági elemzésekben bizonyítottan elegendően hosszú. A kezelői beavatkozás esetén biztosítani kell a kezdeti esemény kezeléséhez szükséges megfelelő adminisztratív, üzemviteli, üzemzavar-elhárítási és baleset-kezelési eljárások rendelkezésre állását.
3a.2.2.8300. A normál üzemvitel céljaira tervezett rendszerekben, rendszerelemekben fellépő meghibásodások nem akadályozhatják a biztonsági funkciók ellátását.
3a.2.2.8400. A bármely TA2-4 és TAK1 üzemállapotot eredményező kezdeti esemény következtében történő meghibásodás nem okozhatja az adott kezdeti esemény kezeléséhez szükséges biztonsági funkció elvesztését. A kezdeti eseményből származó egyéb meghibásodásokat a kezdeti esemény részeként kell figyelembe venni.
3a.2.2.8500. A tervezésnél figyelembe kell venni a rendszerelemek szándékolatlan működésének lehetőségét és következményeit, meghibásodási módjait.
3a.2.2.8600. Megfelelő tervezéssel biztosítani kell, hogy a TA1-2 üzemállapotok esetén az összes fizikai gát teljesítse funkcióját.
3a.2.2.8700. Megfelelő tervezéssel biztosítani kell, hogy bármely, TA3-4 és TAK1 üzemállapotot eredményező esemény bekövetkezése esetén 3a.2.1.1600. pont b)–d) alpontjaiban foglaltak közül az üzemanyag-mátrixon felül legalább egy teljesítse a funkcióját.
3a.2.2.8800. A tervezés során az operátori beavatkozások, a biztonságos üzemeltetéshez szükséges külső szolgáltatások, külső villamos betáplálás és a végső hőelnyelő tekintetében autonómia követelményeket kell meghatározni. A követelményeket az F1 és az F2 szintű biztonsági funkciókra vonatkozó időtartamokból kell levezetni.
3a.2.2.8900. Megfelelő tervezéssel biztosítani kell, hogy:
a) az operátori beavatkozások tekintetében:
aa) a tervben meghatározott kibocsátási szintek betartásához TA2-4, valamint TAK üzemállapotot eredményező eseményeknél a vezénylőben 30 percig, a vezénylőn kívül 1 óráig ne legyen szükség operátori beavatkozásra,
ab) ne legyen szükség telephelyi könnyű mobil eszközre TAK üzemállapotot eredményező esemény esetén az üzemanyag-olvadás megakadályozásához 6 órán belül, valamint a konténment funkció megőrzésére TAK üzemállapotot eredményező esemény esetén 24 órán belül, TA2-4 üzemállapotot eredményező esemény esetén 72 órán keresztül,
ac) TA2-4 és TAK üzemállapotot eredményező esemény esetén ne legyen szükség telephelyi vagy telephelyen kívüli nehéz mobil eszközre 72 órán át, és
ad) a konténment rendszer TAK üzemállapotot eredményező esemény esetén operátori beavatkozás nélkül legalább 12 órán, de lehetőleg 24 órán át álljon ellen;
b) a hőelnyelő tekintetében:
ba) hosszútávon megfelelő hőelnyelő álljon rendelkezésre TA2-4 és TAK üzemállapotot eredményező esemény esetében,
bb) az üzemzavari tápvíz tartalék 24 órán keresztül elég legyen, és
bc) a gőzfejlesztők hűtésére az atomerőmű területén legalább 72 órára elegendő vízmennyiség álljon rendelkezésre;
c) a villamosenergia-ellátásban:
ca) TA1-4 és TAK üzemállapotok esetében a külső ellátástól való függetlenség legalább 72 óráig biztosított legyen,
cb) az F1 biztonsági funkciót ellátó akkumulátorok legalább 6 órán át utántöltés nélkül lássák el biztonsági funkciójukat TA2-4 üzemállapotból teljes feszültségvesztés miatt TAK1-2 üzemállapotba való jutást követően, és
cc) TAK2 üzemállapot kezelésére szolgáló rendszereket ellátó akkumulátorok legalább 24 órán át lássák el biztonsági funkciójukat újratöltés nélkül és legyenek függetlenek az F1 biztonsági funkciót ellátó akkumulátoroktól.
3a.2.2.9000. A nukleáris biztonsági osztályba sorolt rendszereket úgy kell tervezni, hogy azok üzem közben szükséges tervszerű megelőző karbantartása vagy tesztelése miatt az atomerőművi blokkot ne kelljen leállítani.
3a.2.2.9100. A tervezés során egyszerűségre, átláthatóságra kell törekedni. A passzív védelmi rendszerek használatát kell előnyben részesíteni az aktív megoldásokkal szemben.
3a.2.3. A biztonság igazolása
I. Alapkövetelmények
3a.2.3.0100. A tervezési alapra vonatkozó általános biztonsági követelmények teljesülésének bizonyítására használt tervező és elemző eszközöket, modelleket és modellrészeket, valamint a bemenő adatokat verifikálni és validálni kell. Az elemzési eszközök validációját a megfelelő nemzetközileg elérhető adatok - kísérleti eredmények - alapján kell bemutatni. Az elemzési modellek verifikációját az elemzést, tervezést végrehajtó személytől, munkacsoporttól független személynek, munkacsoportnak is el kell végeznie.
3a.2.3.0200. El kell végezni a tervek biztonsági szempontból meghatározó jellemzőit tartalmazó elemzések független ellenőrzését eltérő számítási módszerekkel is.
3a.2.3.0300. A tervezési alap meghatározása, valamint a vizsgált események elemzése során alkalmazott módszerek és felhasznált adatok megfelelőségét fizikai adatok, kísérletek felhasználásával, vagy más módon kell bizonyítani. A fennmaradó bizonytalanságok kompenzálása érdekében - a biztonsági elemzésben megalapozott, ésszerű mértékben - konzervatív feltételezéseket kell alkalmazni, elsősorban a kezdeti és peremfeltételek konzervatív megválasztásával.
3a.2.3.0400. Érzékenységi vizsgálatokat kell végezni a feltételezések, a felhasznált adatok és számítási módszerek bizonytalanságának értékelésére. Ahol az elemzés eredményei érzékenyeknek bizonyulnak a modell feltételezéseire, ott további elemzéseket kell végezni az előzőtől független módszerek és eljárások használatával.
3a.2.3.0500. A biztonság igazolására szolgáló elemzéseket oly módon és olyan mélységben kell dokumentálni, hogy azok az atomerőmű teljes élettartama során megismételhetőek, független felülvizsgálatnak alávethetőek, és az átalakítások értékeléséhez szükséges terjedelemben módosíthatóak legyenek, továbbá az alkalmazott konzervativizmusok mértéke és az elemzés alapján rendelkezésre álló tartalékok mértéke felülvizsgálható és újraértékelhető legyen.
3a.2.3.0600. Az atomerőmű élettartama során minden, a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszert, rendszerelemet érintő, az engedélyezett állapottól eltérő helyzetet okozó beavatkozás, módosítás megfelelőségét determinisztikus biztonsági elemzéssel vagy determinisztikus és valószínűségi biztonsági elemzések kombinációjával kell igazolni.
3a.2.3.0700. A tervezési alapot, a tervezési alap kiterjesztését és ezek igazolását a tervezés lezárásakor, valamint az atomerőmű teljes élettartama során, rendszeres időközönként, továbbá lényeges új biztonsági információk felmerülése esetén felül kell vizsgálni, és szükség esetén módosításokat kell végrehajtani a determinisztikus és valószínűségi számítások eredményei alapján. Az azonosított hiányosságokat értékelni kell, és időben meg kell tenni a szükséges korrekciós intézkedéseket.
3a.2.3.0800. A felülvizsgálat során figyelembe kell venni:
a) az atomerőművi blokkot vagy a működését érintő változásokat a tervezés vagy a megvalósulás fázisában, és működése során;
b) bármely a biztonságot szignifikáns módon befolyásoló, érintő új műszaki és tudományos ismeretet az atomerőművi blokk viselkedéséről és a hibalehetőségekről;
c) bármely olyan anyagi tulajdonság megváltozását öregedés vagy más hatás miatt, amelyet nem vettek figyelembe;
d) a biztonsági szabványok nemzetközi fejlődését; valamint
e) jelentős, új biztonsági információ felmerülését.
II. Determinisztikus biztonsági elemzés
3a.2.3.0900. A tervezési alapba, valamint a tervezési alap kiterjesztésébe tartozó összes kezdeti eseményre determinisztikus biztonsági elemzésekkel kell igazolni a vonatkozó elfogadási kritériumok teljesülését.
3a.2.3.1000. A biztonság igazolásához legalább termohidraulikai-, áramlástani-, reaktorfizikai-, szilárdságtani-, statikai-, törésmechanikai-, dinamikai-, forrócsatorna-, sugárvédelmi- és terjedésszámításokat kell alkalmazni.
3a.2.3.1100. A TA2-4 üzemállapotot eredményező események elemzése során csak a biztonsági funkciót megvalósító rendszerek működését szabad figyelembe venni. Ezeknek a rendszereknek a teljesítményét a vizsgált folyamat szempontjából lehetséges legkedvezőtlenebb mértékűnek kell feltételezni. Az eseménysorra hatással bíró nem biztonsági funkciót megvalósító rendszerek, rendszerelemek működését akkor kell feltételezni, ha azok működése súlyosbítja a kezdeti esemény hatását.
3a.2.3.1200. A TA2-4 üzemállapotot eredményező események elemzéseiben a biztonsági funkciót ellátó rendszereknek az adott esemény következményeit leginkább meghatározó, legsúlyosabb következményt eredményező egyszeres meghibásodását vagy emberi hibát kell feltételezni. Nem szükséges azonban feltételezni passzív rendszerelem meghibásodását, amennyiben igazolható, hogy az adott rendszerelem meghibásodása nagyon kis valószínűségű, vagy a feltételezett kezdeti esemény bekövetkezése nincs rá hatással.
3a.2.3.1300. A TA2-3 üzemállapotot eredményező kezdeti eseményeket az üzemállapot során szükséges leállítási funkciót ellátó rendszerek elvesztésével is elemezni kell. Az értékelés során a TA2 üzemállapotokkal kombinált esetekben a TA4-es, a ≥10-3/év előfordulási gyakoriságú TA3 üzemállapotokkal kombinált esetekben a TAK1-es kritériumokat kell alkalmazni.
3a.2.3.1400. A TA1 üzemállapotban fellépő igénybevételekre, nyomáspróbákra, a TA2-4 üzemállapotot eredményező kezdeti eseményekre, valamint bármely, 10-6/év-nél gyakoribb eseménylánc során kialakuló nyomás alatti hőütésre elemezni kell a reaktortartály integritására vonatkozó megfelelőségi kritériumok teljesülését.
3a.2.3.1500. A TA2-4 és TAK1 üzemállapotot eredményező események elemzéseiben kezelői beavatkozásokat csak konzervatívan meghatározott időszükséglet alapján lehet figyelembe venni. 30 percnél rövidebb időtartamon belül feltételezett kezelői beavatkozások esetén a bizonytalanságokat is meghatározó elemzésnek kell igazolnia, hogy a feltételezett kezelői tevékenységek végrehajthatók a rendelkezésre álló idő alatt.
3a.2.3.1600. A TAK1 és TAK2 üzemállapotot eredményező eseményekre vonatkozó elemzésekben a legjobb becslés módszerét kell alkalmazni. Bármely rendszer vagy rendszerelem működésképtelenségét akkor kell feltételezni, ha annak sérülése a kezdeti esemény vagy az üzemzavari folyamat eredményeképpen valószínűsíthető.
III. Valószínűségi biztonsági elemzés
3a.2.3.1700. Az atomerőmű jelentette teljes kockázat meghatározására, a vonatkozó kockázati célok és elfogadási kritériumok teljesülésének igazolására, a terv kiegyensúlyozottságának, egyenszilárdságának értékelésére, valamint a tervezési alap kiterjesztése megfelelőségének megítélésére valószínűségi biztonsági elemzést kell készíteni.
3a.2.3.1800. Az atomerőművi blokk tervéhez, beleértve az üzemanyag tároló és kezelő rendszereket is, 1. és 2. szintű valószínűségi biztonsági elemzést kell kidolgozni, amely kiterjed minden lehetséges üzemállapotra, rendszerkonfigurációra és valamennyi feltételezett kezdeti eseményre, amelyre más módszerrel nem bizonyítható, hogy a kockázathoz adott járuléka elhanyagolható.
3a.2.3.1900. A valószínűségi biztonsági elemzésben figyelembe kell venni a lényeges funkcionális, területi, a rendszerelemek fizikai elhelyezkedéseit alapul vevő, az üzemeltetésből, karbantartásból és egyéb közös okú meghibásodásból fakadó függőségeket, így különösen a repülő tárgyak, folyadék- és gőzsugár hatásait, a belső tüzet és elárasztást, valamint a környező ipari létesítmények üzemzavarait és emberi tevékenységek hatásait. A külső természeti eredetű veszélyeztető tényezők által kiváltott eseményeket is értékelni kell.
3a.2.3.2000. A valószínűségi biztonsági elemzés keretében a bizonytalansági és érzékenységi vizsgálatokat is el kell végezni, és minden alkalmazásnál tekintettel kell lenni azok eredményére.
3a.2.3.2100. A valószínűségi biztonsági elemzésnek az atomerőmű viselkedését valósághűen kell modelleznie. Ehhez figyelembe kell venni a vonatkozó tervezési adatokat, az üzemeltetési és üzemzavari utasításokat, baleset-kezelési útmutatókat vagy azok tervezeteit, figyelembe véve az emberi beavatkozásokat, az azokhoz kapcsolódó potenciális emberi hibákkal együtt. A valószínűségi biztonsági elemzésekben feltételezett, szükséges működési idők megfelelőségét igazolni kell.
3a.2.3.2200. Emberi megbízhatósági elemzéseket kell végezni, figyelembe véve azokat a tényezőket, amelyek az atomerőművi blokk egyes üzemállapotaiban hatással lehetnek az üzemeltető személyzet tevékenységére, teljesítőképességére.
3a.2.3.2300. A rendszerek és emberi beavatkozások sikerkritériumainak meghatározására vonatkozó elemzésekben a legjobb becslés módszerét kell alkalmazni. Ahol a legjobb becslés módszere nem alkalmazható, ott a feltételezések konzervativizmusa miatti torzító hatást értékelni kell.
3a.2.3.2400. A számításokhoz megbízható, hiteles, elsősorban létesítmény-, másodsorban létesítménytípus-, harmadsorban típus-specifikus megbízhatósági adatokat kell használni. Az adatok forrását, a minta nagyságát dokumentálni kell. A forrásadatok változása esetén figyelembe kell venni a tervezési adatok és az üzemi viszonyok közötti különbségeket, és ezeket értékelni kell. Ahol nem állnak rendelkezésre használható statisztikai adatok, megalapozott becsléseket kell alkalmazni.
3a.2.3.2500. A valószínűségi biztonsági elemzéseket a rendszerek, rendszerelemek tervezett, majd tényleges karbantartási és tesztelési, ellenőrzési gyakorlatának megfelelően kell elvégezni. A valószínűségi biztonsági elemzések eredményeire vonatkozó követelmények teljesülését a karbantartások, próbák és ellenőrzések rendszer- és rendszerelem-megbízhatóságra gyakorolt hatásának figyelembevételével kell igazolni.
3a.2.3.2600. A valószínűségi biztonsági elemzést a rendelkezésre álló nemzetközi tapasztalatok, validált módszerek alkalmazásával az engedélyes minőségirányítási rendszerével összhangban kell elkészíteni, dokumentálni és karbantartani.
IV. Előzetes és Végleges Biztonsági Jelentés készítése
3a.2.3.2700. Az atomerőművi blokk létesítését, üzembe helyezését és üzemeltetését megelőző hatósági engedélyeztetési eljárások megalapozásához Biztonsági Jelentést kell készíteni. A Biztonsági Jelentésben egységes rendszerbe kell foglalni az atomerőmű létesítésére, üzembe helyezésére és üzemeltetésére vonatkozó követelmények teljesítésének igazolására vonatkozó információkat.
3a.2.3.2800. Az Előzetes és Végleges Biztonsági Jelentést a következő tartalmi követelmények alapján kell összeállítani:
a) a Biztonsági Jelentés, illetve annak módosítása mely jogszabályoknak, illetve jogszabály-módosításoknak való megfelelést szolgálja,
b) az atomerőművi blokk általános tervezési elvei és az alapvető biztonsági célkitűzések teljesítésére alkalmazott módszerek,
c) a tervezési dokumentáció alapvető elemei, bemutatva a telephelyet, az atomerőmű kialakítását és normál üzemeltetését, tervezési alapját, valamint az előírt biztonsági szint teljesülését bizonyító elemzéseket,
d) a telephely biztonság szempontjából meghatározó jellemzői,
e) a biztonsági funkciók, az azokat megvalósító rendszerek és rendszerelemek, a biztonsági osztályba sorolás elvei, a rendszerek, rendszerelemek tervezési alapja, műszaki leírásuk és működésük bemutatása minden üzemállapotban,
f) az atomerőmű biztonságának értékelése céljából, a TA1-4 és TAK1-2 üzemállapotok esetére a biztonsági kritériumok és a radioaktív anyagok kibocsátási korlátai teljesülésének igazolására elvégzett biztonsági elemzések bemutatása, valamint TA1-4 és TAK1 üzemállapotok esetén annak bemutatása, hogy megfelelő biztonsági tartalékok állnak rendelkezésre,
g) a biztonsági funkciókat megvalósító mérő és irányítástechnikai rendszerek, az aktív, elektronikus védelmi rendszerek, valamint az üzemeltető személyzetet támogató és regisztráló rendszerek,
h) az atomerőművet üzemeltető szervezet és az irányítási rendszer leírása és biztonsági szempontjai, az erőműhöz kapcsolódó szervezetek leírása,
i) az atomerőmű üzembe helyezésének programja és annak alapjául szolgáló megfontolások, továbbá
ia) az Előzetes Biztonsági Jelentésben annak bemutatása, hogy az előirányzott üzembe helyezési tevékenység alkalmas annak igazolására, hogy az atomerőművi blokk a terveknek és a biztonsági előírásoknak megfelelően fog működni,
ib) a Végleges Biztonsági Jelentésben azok az üzembe helyezési eredmények, amelyek a biztonságos működést alátámasztják,
j) az üzemzavar-elhárítási utasítások és a baleset-kezelési útmutatók, az ellenőrzési utasítások, az üzemeltető személyzet képzettségi követelményei és képzése, az üzemeltetési tapasztalatok és a releváns kutatási eredmények visszacsatolásának eljárása és az öregedéskezelés átfogó programja,
k) a karbantartási, tesztelési és felügyeleti programok és az azok alapjául szolgáló megfontolások,
l) az üzemeltetési feltételek és korlátok, valamint ezek műszaki megalapozása,
m) a sugárvédelmi politika, stratégia, módszerek és szabályozás,
n) a telephelyi nukleáris baleset-elhárítási felkészülés tervezési alapja és megfelelősége, valamint a kapcsolatok és koordináció azokkal a telephelyen kívüli szervezetekkel, amelyeknek szerepük van a nukleárisbaleset-elhárításban,
o) a radioaktív hulladékok telephelyi kezelésének rendszere,
p) a tervezés és üzemeltetés során a végső leállítás és a leszerelés figyelembevételének szempontjai,
q) több blokkal rendelkező atomerőmű esetén a blokkok közötti lehetséges technikai, szervezeti és adminisztratív kölcsönhatások, valamint
r) az emberi tényezők és a biztonsági kultúra értékelése.
3a.2.3.2900. Az Előzetes és Végleges Biztonsági Jelentésben szereplő leírásokban, elemzésekben és megállapításokban a telephely egészét is vizsgálni kell annak érdekében, hogy olyan veszélyeztető tényezőket is figyelembe vegyenek, amelyek:
a) rövid időn belül az összes létesítményt érinthetik,
b) a létesítmények közti káros kölcsönhatásokból származhatnak.
3a.2.3.3000. Olyan telephely esetén, ahol több atomerőművi blokk vagy nukleáris létesítmény is üzemel, és a létesítmények osztoznak valamilyen emberi vagy más erőforráson, akkor igazolni kell, hogy az elvárt biztonsági funkciók így is teljesülnek valamennyi blokk és létesítmény esetében.
3a.2.3.3100. Az engedélyesnek valamennyi, az Előzetes és Végleges Biztonsági Jelentésben hivatkozott vagy figyelembe vett - nyilvánosan nem hozzáférhető - dokumentációval rendelkezni kell.
3a.2.4. Biztonsági elemzések elfogadási kritériumai
3a.2.4.0100. A TA2-4 üzemállapotot eredményező kezdeti eseményből kiinduló folyamatokra bizonyítani kell, hogy a lakosság vonatkoztatási csoportjának dózisa nem haladja meg:
a) TA2 üzemállapotot eredményező kezdeti eseményből kiinduló folyamatnál a dózismegszorítás értékét,
b) TA3 üzemállapotot eredményező kezdeti eseményből kiinduló folyamatnál az 1 mSv/esemény értéket, és
c) TA4 üzemállapotot eredményező kezdeti eseményből kiinduló folyamatnál az 5 mSv/esemény értéket.
3a.2.4.0200. TA2 üzemállapotot eredményező kezdeti események nem okozhatnak 1 mSv/esemény értéket meghaladó dózist az atomerőmű ellenőrzött zónáján kívül, az atomerőmű emberi tartózkodásra engedélyezett üzemi területein.
3a.2.4.0300. TA3-4 üzemállapotot eredményező kezdeti események nem okozhatnak 10 mSv effektív dózisértéket vagy 100 mGy pajzsmirigy dózisértéket meghaladó dózist az atomerőmű ellenőrzött zónáján kívül, az atomerőmű emberi tartózkodásra engedélyezett üzemi területein.
3a.2.4.0400. A TA2 üzemállapotot eredményező kezdeti események az atomerőmű ellenőrzött zónájában csak olyan mértékű és jellegű radioaktív szennyeződést okozhatnak, amelyek az üzemszerűen alkalmazott módszerekkel, rendszerekkel és rendszerelemekkel kezelhetők és eltávolíthatók.
3a.2.4.0500. A TA2-4 üzemállapotot eredményező kezdeti események - az egyszeres meghibásodás feltételezése mellett, további független hiba feltételezése nélkül - nem idézhetnek elő olyan következményt, amely sérti az adott üzemállapotra előírt biztonsági kritériumokat.
3a.2.4.0600. Valamennyi feltételezett kezdeti eseményből kiinduló eseményláncra – a szabotázst kivéve – a zóna részleges vagy teljes megolvadásával járó esetek összegzett gyakorisága nem haladja meg a 10-5/év értéket.
3a.2.4.0700. A korlátozott környezeti hatás kritérium teljesítéséhez a TAK1 üzemállapotot eredményező eseményre és a 3a.2.2.7000. pont előírásainak figyelembevételével a TAK2 üzemállapotot eredményező eseményekre bizonyítani kell, hogy
a) az atomreaktortól vett 800 m távolságon túl nincs szükség sürgős óvintézkedésekre;
b) az atomreaktortól vett 3 km távolságon túl nincs szükség semmilyen átmeneti intézkedésre, azaz nincs szükség a lakosság ideiglenes áttelepítésére;
c) az atomreaktortól vett 800 m távolságon túl nincs szükség semmilyen késői védőintézkedésre, azaz nincs szükség a lakosság végleges áttelepítésére;
d) ne legyen szükség hosszú távú élelmiszerfogyasztási korlátozásra.
3a.2.4.0800. A nagy vagy korai kibocsátással járó eseményeket gyakorlatilag ki kell zárni. A nagy vagy korai kibocsátással járó eseményláncok minden kiinduló üzemállapotra és hatásra összegzett gyakorisága - kivéve a szabotázs esetét - nem haladhatja meg a 10-6/év értéket. A követelmények teljesülését 2. szintű valószínűségi biztonsági elemzésekkel kell igazolni.
3a.2.4.0900. A tervezésnek determinisztikus biztonsági elemzésekkel kell igazolni, hogy a TA2 üzemállapotot eredményező kezdeti események egyszeres hiba feltételezése mellett nem vezetnek egyetlen gát funkciójának elvesztéséhez sem.
3a.2.4.1000. A reaktortartály ridegtöréssel szembeni integritását olyan módon kell biztosítani, hogy a tartály kritikus elemeiben a feszültségintenzitási tényező sehol sem haladhatja meg a kialakult hőmérséklethez tartozó törési szívósságot – azaz a szerkezetben levő anyagfolytonossági hiányok nem terjedhetnek a TA2-4 és TAK1 üzemállapotot eredményező események során.
3a.2.4.1100. TA2-4 és TAK1 üzemállapotot eredményező kezdeti eseményeket követően a reaktivitásra ható szabályozó és biztonságvédelmi szerkezetek, a fűtőelemkötegek, valamint az atomreaktor szerkezeti elemei nem sérülhetnek, deformálódhatnak oly mértékben, hogy ezáltal a szabályozó és biztonságvédelmi szerkezeteknek a hasadási láncreakció leállítására irányuló mozgása lehetetlenné váljon.
3a.2.4.1200. TA2-4 és TAK1 üzemállapotot eredményező kezdeti eseményeket követően a fűtőelemkötegeknek, az atomreaktor primer körének és az ahhoz kapcsolódó rendszereknek olyan állapotban kell maradniuk, hogy a besugárzott nukleáris üzemanyag rövid és hosszú távú hűtése és kezelhetősége biztosítható legyen, továbbá a hő elvonásához szükséges rendszerek rövid és hosszú távon képesek legyenek feladatuk ellátására.
3a.2.4.1300. A TA2 üzemállapotot eredményező eseményekre a tervezés során meg kell határozni a fűtőelempálca sértetlenségének megőrzését biztosító kritériumokat, a nukleáris üzemanyag hőmérsékletére, a kritikus hőfluxusra és a burkolat hőmérsékletére vonatkozó határértékek formájában. A TA3-4 és TAK1 üzemállapotokra a hosszú távú hűthetőség és kezelhetőség követelményének teljesítése érdekében meg kell határozni a fűtőelem-sérülés megengedhető maximális mértékét és jellegét.
3a.2.4.1400. A radioaktív kibocsátásokat visszatartó vagy korlátozó fizikai gát funkciót ellátó rendszerek és rendszerelemek a biztonsági funkció ellátása érdekében teljes élettartamuk során a maximális nyomására, maximális és minimális hőmérsékletére, a termikus és nyomástranziensekre, a degradációra, valamint a megadott hőmérsékleti tartomány függvényében a feszültségekre vonatkozóan kritériumokat kell meghatározni.
3a.2.4.1500. A nyomástartó berendezések, a reaktortartály és a konténment törésmechanikai elemzésével, valamint az öregedési folyamatok figyelembevételével kapcsolatos ajánlásokat útmutatók tartalmazzák.
3a.2.4.1600. A nukleáris biztonsági követelmények kielégítése érdekében a konténment teljes élettartama során a hőmérsékletére, nyomására és a szivárgás mértékére kritériumokat kell megállapítani.
3a.2.5. Üzemeltetési feltételek és korlátok
3a.2.5.0100. A tervezési folyamat során meg kell határozni a rendszerek és rendszerelemek üzemeltetésének azon feltételeit és korlátait, amelyek betartása mellett igazolt, hogy az atomerőmű a Biztonsági Jelentésben dokumentált tervezői célkitűzéseknek megfelelően, a nukleáris biztonsági követelményekkel összhangban üzemeltethető.
3a.2.5.0200. Az üzemeltetési feltételeket és korlátokat úgy kell meghatározni, hogy azok betartása mellett az üzemzavarokhoz vezető helyzetek megelőzhetőek, a lehetséges üzemzavarok esetén a következmények enyhíthetőek legyenek. A biztonsági korlátok meghatározásánál konzervatív megközelítést kell alkalmazni a biztonsági elemzések bizonytalanságainak figyelembevétele érdekében.
3a.2.5.0300. Az egyes üzemeltetési feltételeket és korlátokat az atomerőmű tervezési megfontolásai, biztonsági elemzései, az üzembe helyezési próbák eredményei alapján kell meghatározni.
3a.2.5.0400. Az üzemeltetési feltételek és korlátok meg határozásánál a következő egymásra épülő biztonsági szinteket kell figyelembe venni:
a) biztonsági korlátok,
b) a biztonsági funkciót ellátó rendszerek működésbe lépésének határértékei, és
c) a normál üzem feltételei és korlátai.
3a.2.5.0500. Az üzemeltetési feltételeknek és korlátoknak le kell fedni minden üzemi állapotot, beleértve a teljesítményüzemet, a leállított állapotot és az átrakást, valamint az előbbi állapotok közötti átmeneti állapotokat, továbbá a karbantartás, a próbák és a rendszerelemek felügyelete során kialakuló ideiglenes helyzeteket.
3a.2.5.0600. A biztonság garantálása érdekében a biztonsági funkciót ellátó rendszerek paramétereinek az Üzemeltetési Feltételek és Korlátok dokumentumban meghatározott értékei és a biztonsági korlátok között - megfelelő konzervatív megközelítéssel vagy a biztonsági elemzések bizonytalanságainak figyelembevételével - tartalékot kell fenntartani.
3a.2.5.0700. Az Üzemeltetési Feltételek és Korlátok dokumentumnak tartalmaznia kell az üzemi paraméterekre vonatkozó korlátokat, a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek vonatkozásában pedig azoknak az üzemképes rendszerelemeknek a minimálisan előírt számát, amelyeknek különböző TA1-2 üzemállapotokban, üzemi vagy készenléti állapotban kell lenniük. Az üzemeltetési feltételekhez és korlátokhoz képest észlelt eltérés esetére tartalmaznia kell továbbá az üzemeltető szervezet által végrehajtandó beavatkozásokat és a beavatkozások végrehajtására megengedett időt.
3a.2.5.0800. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek, rendszerelemek maximálisan megengedett üzemképtelenségi időtartamát, valamint e rendszerek, rendszerelemek időszakos próbáinak, ellenőrzésének ciklusidejét elemzési eredményekre kell alapozni. A ciklusidő meghatározásakor figyelembe kell venni a karbantartás és a próbák miatt fellépő üzemképtelenség okozta kockázat és az e tevékenységek által elérhető megbízhatóság-növekedés egyensúlyát.
3a.2.5.0900. Az Üzemeltetési Feltételek és Korlátok dokumentum részeként meg kell határozni a biztonságos üzemeltetéshez szükséges és elégséges személyzettel szemben támasztott követelményeket. A biztonságos üzemeltetéshez szükséges és elégséges személyzet meghatározásánál az üzemzavarok kezelésre vonatkozó követelményeket is teljesíteni kell.
3a.2.5.1000. Az atomerőmű üzembe helyezését megelőzően ki kell dolgozni az Üzemeltetési Feltételek és Korlátok dokumentum előzetes változatát, amelyben rögzítettek biztosítják, hogy az atomerőmű rendszerei, rendszerelemei a Biztonsági Jelentésben szereplő tervezési feltételezéseknek és célkitűzéseknek megfelelően működnek.
3a.2.5.1100. Az Üzemeltetési Feltételek és Korlátok dokumentum előzetes változatát az üzembe helyezés tapasztalatai alapján felül kell vizsgálni, és a Biztonsági Jelentéssel összhangban szükség szerint módosítani, véglegesíteni kell.
3a.2.5.1200. Az Üzemeltetési Feltételek és Korlátok dokumentum módosítására, vagy az abban foglaltaktól való ideiglenes eltérésre vonatkozó szabályokat belső eljárásrendben rögzíteni kell. Az eltérések megengedhetőségét, megfelelőségét minden esetben biztonsági és egyéb elemzéssel kell igazolni.
3a.3. SPECIÁLIS TERVEZÉSI KÖVETELMÉNYEK
3a.3.1. Biztonsági osztályba sorolt rendszerek tervezése
3a.3.1.0100. A biztonsági osztályba sorolt rendszerek és rendszerelemek tervezése során a megkövetelt tervezési kritériumok teljesítése érdekében elsősorban a redundancia, diverzitás, fizikai és villamos betáplálás szempontjából történő elválasztás, funkcionális elkülönítés és függetlenség, valamint független adatkapcsolat és meghibásodás-védett tervezési elveket kell alkalmazni. Az ilyen rendszereket megbízható, minősített rendszerelemek alkalmazásával, szükség szerint független segédrendszerek kialakításával kell megtervezni.
3a.3.1.0200. Minden kiinduló eseményre igazolni kell, hogy az esemény lefolyásában érintett mélységi védelmi szinthez tartozó biztonsági funkció megvalósításában részt vevő rendszer és rendszerelem független a többi mélységi védelmi szinthez tartozó rendszertől és rendszerelemtől.
3a.3.1.0300. A függetlenség teljesebb biztosítása érdekében, ésszerű mértékben, szisztematikusan meg kell valósítani, hogy a kiinduló eseményektől függetlenül egy biztonsági osztályba sorolt rendszer vagy rendszerelem a mélységben tagolt védelem csak egy meghatározott szintjéhez legyen köthető.
3a.3.1.0400. A biztonsági osztályba sorolt rendszerek és rendszerelemek tervezése során ésszerűen megvalósítható mértékben a passzív, inherensen biztonságos megoldásokat kell alkalmazni, amelyek biztosítják, hogy a rendszerek és rendszerelemek meghibásodása - külső beavatkozás nélkül is - biztonságos állapothoz vezet.
3a.3.1.0500. A biztonsági osztályba sorolt rendszerek és rendszerelemek tervezésénél törekedni kell arra, hogy azok meghibásodás vagy rendellenes üzem esetén automatikusan olyan állapotba vagy pozícióba kerüljenek, hogy az általuk befolyásolt folyamatokat ne súlyosbítsák, hanem a biztonság irányába változtassák azokat, tehát legyenek meghibásodásbiztosak. Ha az egyes biztonsági osztályba sorolt rendszerek és rendszerelemek több különböző pozícióban vagy állapotban is látnak el biztonsági funkciót, akkor meg kell határozni, hogy mely biztonsági funkció elmaradása vezet súlyosabb következményhez. Az így meghatározott biztonsági funkció meghibásodásbiztos ellátását kell előnyben részesíteni a tervezés során.
3a.3.1.0600. Valamely nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszer vagy rendszerelem meghibásodása nem okozhatja egy nála magasabb biztonsági osztályba sorolt rendszer vagy rendszerelem meghibásodását.
3a.3.1.0700. Ésszerűen megvalósítható mértékben egyszerű biztonsági rendszereket kell alkalmazni annak érdekében, hogy minimálisra csökkenjen:
a) az operátor által végzendő beavatkozások száma,
b) a beavatkozások száma egy adott funkció ellátása érdekében,
c) a védelmi reteszelések szükségessége,
d) a működtetéshez szükséges, valamint a biztonsággal és a megbízhatósággal összefüggő rendszerelemek száma,
e) a karbantartás és az ellenőrzések igénye, és
f) a kiszolgáló rendszerek száma.
3a.3.1.0800. A biztonsági osztályba sorolt rendszereket és rendszerelemeket méretezni kell a természeti eredetű külső hatásokra legalább a 10-5/év ismétlődési gyakoriságnak megfelelően, amennyiben a rendszerelemnek az adott helyzetben biztonsági funkciója lehet.
3a.3.1.0900. Biztosítani kell, hogy a biztonsági rendszerek, rendszerelemek, azok segédrendszerei a lehető legnagyobb mértékben védettek legyenek a belső és külső veszélyeztető tényezők hatásaitól, a meghibásodott rendszerek, rendszerelemek közötti kölcsönhatásoktól.
3a.3.1.1000. A közös okú meghibásodás lehetőségét figyelembe kell venni annak meghatározása során, hogy a redundancia, diverzitás, a fizikai elválasztás, valamint a funkcionális elkülönítés elveit hol és milyen módon kell alkalmazni a megkövetelt funkció és megbízhatóság megvalósításához.
3a.3.1.1100. A tervezésnél alkalmazni kell az egyszeres hibatűrés követelményét. A rendszerelemek szándékolatlan működésének lehetőségét egy lehetséges meghibásodási módként kell kezelni. Passzív rendszerelem meghibásodását figyelembe kell venni, hacsak nem igazolható, hogy a passzív rendszerelem meghibásodása nagyon kis valószínűségű, vagy nem befolyásolja az adott funkciót.
3a.3.1.1200. Az F1 és a helyreállítás céljából nem megközelíthető F2 szintű biztonsági funkciót ellátó rendszereknek redundáns áganként önálló biztonsági villamos betáplálással kell rendelkezniük, továbbá a tervezett redundanciájuknak és függetlenségüknek legalább olyannak kell lenniük, hogy:
a) a rendszerben fellépő egyszeres hiba ne okozhassa a védelmi funkció elvesztését, és
b) bármely egyedi rendszerelemnek az üzemből való kivétele ne okozza az elemzésekben feltételezett minimális redundancia elvesztését.
3a.3.1.1300. Biztosítani kell, hogy az F1 szintű biztonsági funkciót ellátó rendszerek működőképessége üzem közben ellenőrizhető legyen.
3a.3.1.1400. Az F1A szintű biztonsági funkciót ellátó rendszerek aktiválását és működtetését vagy automatizált rendszerekkel kell biztosítani, vagy passzív rendszereket kell alkalmazni úgy, hogy TA2-4 üzemállapotot eredményező kezdeti eseményt követő 30 percen belül ne legyen szükség operátori beavatkozásra. Ha a funkció ellátásához a kezdeti eseményt követő 30 percen belüli időszakra operátori beavatkozás kerül betervezésre, akkor igazolni kell, hogy az operátori beavatkozás automatikus működéssel vagy passzív rendszerek alkalmazásával nem helyettesíthető, továbbá igazolni kell azt is, hogy a tervezett beavatkozás az operátor által végrehajtható.
3a.3.1.1500. Amennyiben a valószínűségi biztonsági célok elérése csak különlegesen nagy megbízhatóságú rendszerek alkalmazásával lenne biztosítható, akkor az ilyen biztonsági funkciót diverz módon kell ellátni.
3a.3.1.1600. Az atomreaktor automatikus leállítását és az aktív biztonsági funkciót ellátó rendszerek vezérlését végző rendszer megfelelő tervezésével biztosítani kell, hogy az üzemviteli személyzet a kiépített operatív irányítási helyekről ne tudja megakadályozni az automatikus biztonsági működéseket sem TA1 üzemállapot, sem TA2-4 üzemállapotot eredményező események esetén, ugyanakkor a szükséges beavatkozásokat végre tudja hajtani.
3a.3.1.1700. A biztonsági funkciót ellátó programozott rendszereknek - a programozott rendszerekre vonatkozó általános követelményeken túlmenően - teljesíteniük kell a következő követelményeket:
a) a legszigorúbb minőségbiztosítási követelményeket kielégítő referenciákkal rendelkező hardver és szoftver eszközöket kell használni,
b) a teljes fejlesztési folyamatot, beleértve a tervezési változtatások ellenőrzését, tesztelését és üzembe helyezését szisztematikusan dokumentálni és értékelni kell,
c) a számítógépes alapú rendszerek megbízhatóságának igazolása érdekében a számítógépes alapú rendszereket olyan szakértőkkel kell felülvizsgáltatni, akik függetlenek a tervezőtől és a szállítótól, továbbá
d) amennyiben egy rendszer szükséges megbízhatósági szintje nem igazolható, akkor a hozzárendelt védelmi funkciók teljesítését diverz eszközökkel is biztosítani kell.
3a.3.1.1800. A biztonsági korlátok és a biztonsági funkciót ellátó rendszerek beállítási értékei között megfelelő tartalékot kell biztosítani.
3a.3.1.1900. A biztonsági osztályba sorolt rendszerek, rendszerelemek tervezése, kivitelezése és karbantartása során biztosítani kell, hogy minőségük és az általuk megvalósított biztonsági funkciók megbízhatósága megfeleljen osztályba sorolásuknak.
3a.3.1.2000. Az egyes biztonsági osztályokra meg kell határozni:
a) a tervezés, gyártás, szerelés és ellenőrzés során alkalmazandó megfelelő követelményeket és szabványokat,
b) a tartalék energiaforrásból való betáplálás szükségességét,
c) a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek rendelkezésre állásának vagy rendelkezésre nem állásnak feltételezését a determinisztikus biztonsági elemzésekben,
d) a minőségi követelményeket, és
e) a környezetállósági minősítés követelményeit.
3a.3.1.2100. Be kell mutatni és igazolni kell a biztonsági osztályba sorolás, valamint a hozzárendelt tervezési, gyártási előírások összhangját, beleértve az alkalmazott kódokat és szabványokat.
3a.3.2. Tervezés élettartamra
I. Tervezési élettartam
3a.3.2.0100. Meg kell határozni az atomerőmű tervezett élettartamát és azt, hogy mely biztonsági vagy fizikai gát funkciót teljesítő rendszerelem élettartama határozza meg, vagy korlátozza ezt az élettartamot.
3a.3.2.0200. Az élettartamot korlátozó degradációs folyamatok elemzésével bizonyítani kell, hogy a nem cserélhető rendszerelemek és a nem cserélendő passzív biztonsági és fizikai gát funkciót megvalósító rendszerelemek élettartama legalább olyan hosszú, mint az atomerőmű egészére meghatározott tervezett élettartam, figyelembe véve a teljes élettartam során várható terheléseket és öregedési folyamatokat a szükséges tartalékokkal.
3a.3.2.0300. Meg kell határozni, hogy milyen feltételek mellett teljesíthetők a tervezett élettartam alatt a nukleáris biztonsági követelmények.
3a.3.2.0400. Amennyiben a rendszer, rendszerelem élettartama rövidebb, mint az atomerőmű tervezett élettartama, ezek felújíthatóságát, cserélhetőségét biztosítani kell.
3a.3.2.0500. A leszerelés megkezdéséig és a leszerelés során funkciót ellátó rendszerek, rendszerelemek tervezett élettartamában figyelembe kell venni a leszereléshez szükséges időtartamot is.
II. Szerkezeti anyagokkal kapcsolatos követelmények
3a.3.2.0600. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek, rendszerelemek tervezésekor olyan szerkezeti anyagokat kell alkalmazni, amelyek:
a) kipróbáltak, környezetállósági szempontból minősítettek, megfelelnek a tervezési és környezeti feltételeknek,
b) minőségi osztályuk, jellemzőik igazoltan a tervezésnél alkalmazott szabvány vagy tervezői specifikáció által megadott határértéken belüliek,
c) neutronsugárzásnak kitett rendszerek, rendszerelemek esetében
ca) a felaktiválódásra a lehető legkevésbé hajlamosak, szerkezetük pedig olyan, hogy felaktiválódás esetén a felaktiválódott részek helyben maradnak,
cb) a sugárzás hatására sem romlik a feszültségkorrózió-állóság,
d) a neutronsugárzásnak kitett ABOS 1. biztonsági osztályba sorolt rendszerelemek esetén anyagtulajdonságainak változása a lehető legkisebb és ellenőrizhető a teljes élettartam alatt,
e) degradációs folyamataik az adott körülmények között és közegben ismertek, a degradáció a tervezett élettartamon belül a funkciót nem korlátozza,
f) olyan felületi kiképzést tesznek lehetővé, amelyek az üzemeltetés és a leszerelés során a lehető legnagyobb mértékben dekontaminálhatók, továbbá
g) tűzállóak, vagy a tűzveszélyességük kellően korlátozható.
3a.3.2.0700. A radioaktív közegekkel érintkező rendszerelemeket nagy korrózióállósággal rendelkező szerkezeti anyagokból kell készíteni a korróziótermékek lerakódásainak csökkentése érdekében.
3a.3.2.0800. Kifáradási igénybevételnek kitett rendszerelemek esetén kerülni kell az öntött anyagok alkalmazását
3a.3.2.0900. A fővízkörben és a csatlakozó rendszerek rendszerelemeiben minimálisra kell csökkenteni a Co60 végtermékre vezető anyagok arányát (kobalt tartalmú felületkeményítő anyagok alkalmazása nem megengedett, a nikkel tartalmú anyagok alkalmazásakor figyelembe kell venni a Co58 képződésének korlátozását).
3a.3.2.1000. Az ausztenites anyagok alkalmazása során el kell kerülni a kristályközi korrózió veszélyét titánnal stabilizált ötvözetek alkalmazása, a szén és titántartalom arányának szabályozása, illetve az alapanyagok kristályközi korrózió próbájának előírásával. Ausztenites hegesztőanyagok esetén a varrat delta-ferrit tartalmát korlátozni kell.
3a.3.2.1100. Nem fémes szerkezeti anyagok esetén különösen fontos a blokk egész üzemideje során várható valamennyi környezeti feltételnek való megfelelés értékelése.
3a.3.2.1200. A nyomástartó berendezés és csővezeték tervezésekor különös gondot kell fordítani a gyártás és szerelés során alkalmazott hegesztés, mint speciális korlátozottan javítható folyamat tervezési előírásaira, így különösen az alábbiakra:
a) az alkalmazható hegesztési módszerek,
b) a varratok kialakítása,
c) az alkalmazott alapanyagokhoz illeszkedő hegesztési hozaganyagok meghatározása,
d) a varratvizsgálati módszerek terjedelmének meghatározása, valamint
e) a hegesztés minőségbiztosítási feltételeinek meghatározása:
ea) a gyártókkal és szerelőkkel szemben támasztott követelmények,
eb) a hegesztőkkel és anyagvizsgálókkal szemben támasztott követelmények,
ec) a hegesztés minőségtanúsító dokumentációjával szemben támasztott követelmények.
3a.3.2.1300. A tervezés során az élettartamot korlátozó degradációs folyamatok elemzésével bizonyítani kell, hogy
a) a szerkezeti anyagok szilárdsági tulajdonságai az öregedés hatása ellenére megfelelnek a TA1-4 és TAK1-2 üzemállapotokra számított maximális terheléseknek az üzemállapotra előírt biztonsági tartalékok figyelembevételével, amennyiben az adott üzemállapotban az érintett rendszerelem biztonsági funkciót lát el; és
b) a kritikus szerkezetekben a törésmechanika követelmények is teljesülnek.
3a.3.2.1400. A tervezés során az anyagkiválasztáskor be kell tartani a katasztrofális meghibásodás elleni kritériumokat. Vizsgálni kell az összes jellemző törési mechanizmust az érintett rendszerelemeknél.
3a.3.2.1500. A tervezés során a szerkezeti anyagok kiválasztásakor, az anyag- vagy termékszabványok valamint az atomreaktorok gyártási és üzemeltetési tapasztalatai alapján az osztályba sorolásuknak megfelelően, differenciált módon meg kell határozni az ellenőrzéseket, anyagvizsgálatokat és a dokumentálás követelményeit.
3a.3.2.1600. Új anyagok és gyártási módszerek esetén környezetállósági és szeizmikus minősítési eljárást kell lefolytatni, amely alapján a felhasználás céljának és követelményeinek való megfelelés igazolható.
3a.3.2.1700. Biztosítani kell, hogy a konténmentben használt anyagok fizikai-kémiai tulajdonságai megakadályozzák a TA2-4 és TAK1 üzemállapotot eredményező események során a hidrogénképződést.
3a.3.2.1800. A tervezés során a szerkezeti anyagokkal kapcsolatban be kell tartani az alábbi követelményeket:
a) hegesztendő ausztenites öntvények esetén a delta-ferrit tartalmat korlátozni és ellenőrizni kell,
b) a nehezen vizsgálható ausztenites öntvények alkalmazása esetén elemezni és bizonyítani kell a termikus öregedéssel és feszültségkorrózióval szembeni ellenállást,
c) rézötvözetek alkalmazása a tápvíz-, főgőz- és kondenzátum-rendszer üzemi közegeivel érintkező rendszerelemekben nem megengedett,
d) gőz- és nagysebességű vízrendszerekben eróziós korróziónak ellenálló anyagokat kell alkalmazni, továbbá
e) vízüzemi közeggel érintkező szénacél rendszerelemek esetén az általános korróziós folyamatokra a szilárdsági elemzésekben meghatározott falvastagság tartalékot kell előirányozni.
3a.3.2.1900. A tervezés során az alkalmazott anyagok kiválasztásakor figyelembe kell venni az atomerőmű tervezett leszerelésének alábbi szempontjait is:
a) a leszerelési stratégiában meghatározott hosszú idejű tárolhatóság az atomerőműben,
b) ellenálló-képesség az atomerőműben alkalmazott vegyi anyagokkal szemben,
c) kopásállóság, ami lehetővé teszi a megfelelő dekontaminálást az élettartam végén is, továbbá
d) az üzemelés során felaktiválódó anyagok esetén - a leszerelés tervezett ütemezésével összhangban - a lehető legrövidebb felezési idő.
III. Vegyészet
3a.3.2.2000. Az atomerőművi blokk primer és szekunder köri, valamint segéd- és kiszolgáló rendszereinek vízüzemét úgy kell megtervezni, hogy
a) az alkalmazott technológiai közegek és segédanyagok kémiai összetétele és kondicionálása összhangban legyen a szerkezeti anyagokkal, a konstrukcióval;
b) a korróziós hatások a tervezett mérték alatt maradjanak, és garantálják a rendszerelemek integritását;
c) a közegben levő radioaktív anyagok mennyisége mindenkor az ésszerűen elérhető legalacsonyabb szinten legyen; valamint
d) legyen képes TA1 üzemállapotban a primer körben oldott gázok eltávolítására.
3a.3.2.2100. A hűtő- és munkaközegek megfelelőségét számításokkal, elemzésekkel kell igazolni figyelembe véve az atomerőmű tervezett élettartamát.
3a.3.2.2200. Mintavételi rendszert kell betervezni, hogy nyomon követhető legyen a biztonság szempontjából fontos vízüzemi paraméterek változása, időben jelezhetők legyenek a nemkívánatos vízkémiai és korróziós folyamatok, a korróziótermékek felhalmozódása és aktivitásuk változása, továbbá az üzemanyag-burkolatok inhermetikussá válása. A tervben biztosítani kell, hogy a mintavételi rendszerből származó minta reprezentatív és a biztonság szempontjából visszahatásmentes legyen.
3a.3.2.2300. Meg kell tervezni minden rendszerre a korróziótermékek, radioaktív szennyeződések, valamint az egyéb szennyezők eltávolításának folyamatát, és erre megfelelő módszereket kell kidolgozni, és eszközöket kell tervezni.
3a.3.2.2400. A vízüzemek szabályozására alkalmazott vegyszerek koncentrációját, a vízüzemek korróziót befolyásoló paramétereit úgy kell megválasztani, valamint a szennyezőanyagok és korróziótermékek koncentrációját olyan szinten kell meghatározni, hogy azok az adott hőmérséklet, nyomás és áramlási viszonyok mellett az ésszerűen elérhető legalacsonyabb szintű káros hatást gyakorolják az alkalmazott szerkezeti anyagokra, az atomerőművi blokk minden tervezett üzemállapotában.
3a.3.2.2500. A vízüzemek tervezésekor elemezni kell a korróziót befolyásoló paramétereknek és a korróziótermékeknek a szerkezeti anyagokra és a fizikai folyamatokra - például a hőátadásra - gyakorolt hatását. Meg kell határozni a korróziótermékek koncentrációjának határértékeit, a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerekben, rendszerelemekben levő lerakódások megengedett mértékeit, amelyek nem veszélyeztethetik a biztonságos üzemeltetést. Meg kell tervezni a szükséges intézkedéseket, eszközöket és eljárásokat a határértékek átlépésének megakadályozására és esetleges átlépés esetén a normaértékek visszaállítására.
3a.3.2.2600. A korróziót befolyásoló paraméterek, a reaktivitást lekötő, neutronelnyelő anyag koncentrációváltozásával járó pH-effektust korrigáló vegyszerek koncentrációjának szabályozásánál figyelembe kell venni a radiolitikus reakciók hatását.
3a.3.2.2700. Víztisztító rendszereket kell tervezni annak elősegítése érdekében, hogy a környezetbe kibocsátott radioaktív anyagok mennyisége és koncentrációja minden tervezett üzemállapotban a korlátok alatt, az ésszerűen elérhető legalacsonyabb szinten maradjon. Biztosítani kell, hogy a tisztítási folyamatok során keletkező radioaktív hulladék mennyisége és aktivitása az ésszerűen elérhető legalacsonyabb legyen.
3a.3.2.2800. A víztisztító rendszerek kapacitásának garantálni kell, hogy a rendszerekben lévő korróziótermékek mennyisége állandóan a terv szerint megengedett, megfelelően alacsony szinten legyen.
3a.3.2.2900. Olyan tisztítási technológiákat kell alkalmazni, melyek biztosítják, hogy az érintett szerkezeti anyagok felületén a passzív védőréteg megmarad, vagy ismét kialakul.
IV. Rendszerelemek környezetállósági minősítése
3a.3.2.3000. A tervezés során meg kell határozni a TA1-4 és TAK1 üzemállapotokban, a külső és belső veszélyeztető tényezők hatására kialakuló környezeti körülményeket, hatásokat, amelyek között a rendszereknek, rendszerelemeknek teljesíteniük kell a biztonsági és a fizikai gát funkcióikat. A terv által meghatározott terjedelemben meg kell határozni a környezeti körülményeket a tervezési alap kiterjesztését képező állapotokra is.
3a.3.2.3100. Minősítési eljárásokat kell alkalmazni annak igazolására, hogy a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek és rendszerelemek képesek ellátni a funkciójukat az atomerőmű élettartama alatt a TA1-4 és TAK1 üzemállapotot eredményező események során fennálló környezeti feltételek mellett, amennyiben működésük ekkor szükséges.
3a.3.2.3200. Passzív fémes és beton rendszerelemek környezetállóságát tervezéssel kell biztosítani . A környezetállóságot szükség esetén elemzésekkel kell igazolni.
3a.3.2.3300. A nem fémes, nem beton rendszerelemek, valamint az aktív rendszerelemek alkalmasságát egyedi vagy típusminősítéssel kell igazolni.
3a.3.2.3400. A rendszerelem tervezésekor és kezdeti minősítésekor figyelembe kell venni az üzem alatti öregedési mechanizmusokat, és igazolni kell, hogy az öregedési hatások ellenére a tervezett üzemidejük végén is képesek a megkövetelt megbízhatósággal funkciójukat teljesíteni.
3a.3.2.3500. A rendszerelemek terveiben meg kell határozni a minősített állapot fenntartásának módját, feltételeit.
3a.3.2.3600. Az elárasztásra és tűzre akkor kell minősíteni, ha azok bekövetkezhetnek a rendszerelem felszerelésének helyén, és a biztonsági funkciók teljesítésének igazolásához az ilyen eseményeket az egyszeres hibakritérium alkalmazása mellett nem lehet kizárni.
3a.3.2.3700. Vizsgálni kell, hogy az elektromágneses hatások veszélyeztethetik-e valamely biztonsági funkció ellátását. Biztosítani kell, hogy a biztonsági funkció ellátását ilyen hatások ne befolyásolhassák.
3a.3.2.3800. Ha a rendszerelemnek üzemzavari helyzet kialakulása után ellenőrző vagy következménycsökkentő funkciója van, akkor mind az üzemzavar, mind az azt követő állapotok elviselésére minősíteni kell.
3a.3.2.3900. Baleset kezelésénél, következményeinek enyhítésénél szerepet játszó rendszerek és rendszerelemek minősítési eljárása során, a TAK2 üzemállapotban feltételezhető legvalószínűbb körülmények és terhelések mellett, igazolni kell azok szükséges ideig fennálló működőképességét.
V. Karbantartás, felülvizsgálat, ellenőrzés
3a.3.2.4000. A tervezőnek minden berendezésre szerelési, üzemeltetési és karbantartási utasításokat kell biztosítania. A szerelési és karbantartási utasításoknak olyan mértékben kell részletezettnek lenni, hogy azokat a méreteket, illesztési értékeket tartalmazzák, amelyek a berendezés teljes szétszereléséhez, ellenőrzéséhez és összeszereléséhez szükségesek.
3a.3.2.4100. Meg kell határozni minden nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszer, rendszerelem esetében az üzem közbeni vagy rendszeres időszakonkénti ellenőrzés, felülvizsgálat, anyagvizsgálat programját, a szerkezeti épség, a tömörség-ellenőrzés és a funkciópróbák módját és gyakoriságát, a tervszerű megelőző karbantartásra és más karbantartási stratégiákra vonatkozó tervezői előírásokat.
3a.3.2.4200. Meg kell határozni a működőképességet, megfelelőséget jellemző paramétereket. Ezekre a paraméterekre meg kell adni a megfelelőségi kritériumokat, amelyek teljesülését a vizsgálatok, ellenőrzések során mérni, ellenőrizni kell. Az elfogadható értékektől való eltérés esetére meg kell tervezni a szükséges intézkedéseket, beleértve a karbantartási programok módosítását.
3a.3.2.4300. A tervezés során, amennyiben a vizsgálatok, ellenőrzések végrehajtása nem biztosítható a szerkezet takarása, a hozzáférés korlátos volta miatt, akkor vagy tervezési megoldások szükségesek a korlátozott hozzáférés ellensúlyozására, vagy igazolni kell, hogy a tervezett ideig tartó működés ellenőrzés, felügyelet nélkül fenntartható.
3a.3.2.4400. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek, rendszerelemek funkciópróbájának ciklusidejét, felülvizsgálatának gyakoriságát, lefolytatásának követelményeit, karbantartásának módját és feltételeit a tervezés során úgy kell meghatározni és megalapozni, hogy
a) az összhangban legyen a rendszer, rendszerelem tervezési elveivel, konstrukciójával,
b) biztosítsa, hogy az adott biztonsági funkció a rendszer, rendszerelem próbája, felülvizsgálata, karbantartása mellett megbízhatóan megvalósul, valamint
c) a rendszer, rendszerelem próba, felülvizsgálat, karbantartás miatt történő üzemből való kivétele a nukleáris biztonság szempontjából tolerálható legyen, a felülvizsgálat, próba, karbantartás gyakorisága nem vezethet a nukleáris biztonság csökkenéséhez.
3a.3.2.4500. A tervezés során meg kell határozni a rendszerelemek gyártóművi, átvételi vizsgálataira vonatkozó előírásokat. A gyártás közbeni ellenőrzési módszereknek a későbbi összehasonlíthatóság érdekében illeszkedni kell az üzem közben tervezett vizsgálati módszerekhez. Külön előírásokat kell meghatározni azon rendszerelemek gyártás során elvégzendő vizsgálataira, amelyek esetében az ellenőrzés a rendszerelem üzemeltetése során nem végezhető el hozzáférés hiányában vagy a rendszerelemek felaktiválódása miatt.
3a.3.2.4600. Az árukísérő dokumentációhoz, így különösen a nem hosszú életű berendezések esetében, mellékelni kell a tervezés során alkalmazott megoldások magalapozását, valamint a tartalék alkatrészekre vonatkozó gyártási terveket.
VI. Öregedéskezelés
3a.3.2.4700. Azonosítani kell az öregedési folyamatokat, azok jellemzőit minden biztonsági osztályba sorolt rendszerelem esetében, és meg kell adni az üzemeltetés során végrehajtandó öregedéskezelési program, és rendszer kidolgozásához szükséges adatokat és módszereket. A tervező által meghatározott öregedéskezelési rendszernek összhangban kell lenni a karbantartási programokkal, a vizsgálatok minősítésével és a rendszerelemek környezetállósági minősítésével, valamint a minősített állapot fenntartását szolgáló programokkal.
3a.3.2.4800. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek, rendszerelemek tervezésekor vizsgálni kell a várható öregedési folyamatokat és azok hatásait. Igazolni kell – a „0” állapot és az öregedési folyamatok lehetséges bizonytalanságainak figyelembevételével -, hogy az alkalmazott szerkezeti anyagok öregedési folyamatai a tervezett élettartam során nem gátolják a rendszereket, rendszerelemeket biztonsági funkcióik teljesítésében.
3a.3.2.4900. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek, rendszerelemek tervezésekor a választott szerkezeti anyagok tulajdonságainak az öregedési folyamatok következtében bekövetkező változását értékelni kell. Meg kell határozni a rendszerek, rendszerelemek megengedett élettartamát, integrált üzemidejét, valamint az üzemi, üzemzavari, karbantartási és próba igénybevételek ciklusszámát.
3a.3.2.5000. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerekre, rendszerelemekre a tervezés során egyértelmű működési mutatókat, kritériumokat kell meghatározni, az öregedési folyamataik, üzemben tarthatósági feltételeik és maradék élettartamuk meghatározásához.
3a.3.2.5100. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerekre, rendszerelemekre ki kell dolgozni az öregedéskezelés előírásait. Az előírásoknak ki kell terjednie:
a) a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek, rendszerelemek öregedési helyeinek és az azokon várható öregedési folyamatok azonosítására,
b) az öregedési folyamatok várható előrehaladásának becslésére,
c) az öregedési folyamatok kezeléséhez szükséges karbantartási, felügyeleti, próba- és monitorozási tevékenységre, valamint
d) az öregedési és állapotromlási folyamatok lassítására, kedvezőtlen hatásainak csökkentésére szolgáló intézkedések meghatározására.
3a.3.2.5200. A primer kör nyomástartó berendezéseinek és csővezetékeinek azon részeire, amelyek nagy neutronsugárzásnak vagy más öregedési folyamatnak vannak kitéve, az alkalmazott anyagokban végbemenő öregedési folyamatok ellenőrzése érdekében felügyeleti programot kell kidolgozni és végrehajtani.
3a.3.3. Nyomástartó berendezés és csővezeték tervezése
3a.3.3.0100. A tervezés során meg kell határozni az üzemi körülményeket és a mechanikai terheléseket, terhelési ciklusokat - beleértve a külső és belső veszélyeztető tényezők által kiváltott hatásokat -, amelyek között az adott nyomástartó berendezés és csővezeték üzemelhet.
3a.3.3.0200. A méretezést megalapozó, a rendszerelemek megfelelőségét alátámasztó számításokat egységes, a nukleáris iparban elfogadott előírásrendszer vagy szabvány szerint, a rendszerek, rendszerelemek biztonsági osztályának megfelelően kell elvégezni. Be kell mutatni a méretezést alátámasztó számításokat, az egyes terhelési esetekre végzett ellenőrző elemzéseket, továbbá a tervezés során feltételezett körülményeket, megfontolásokat.
3a.3.3.0300. Kerülni kell a különböző szabványok, előírás-rendszerek szerint tervezett nyomástartó berendezés és csővezeték alkalmazását. Amennyiben ilyen előfordul, a különböző előírásrendszerek alapján méretezett nyomástartó berendezés és csővezeték illesztésének, összeszerelésének lehetőségét külön elemzéssel kell alátámasztani.
3a.3.3.0400. A konténmentet mint nyomástartó berendezést kell méretezni és nyomástartó képességének rendszeres ellenőrzési lehetőségét biztosítani kell.
3a.3.3.0500. Igazolni kell, hogy a B1 és B2 szintek szerinti fizikai gát funkciót teljesítő, ABOS 1. és 2. biztonsági osztályba sorolt rendszerelemek anyaga a terhelésnek megfelelő szívóssággal rendelkezik. Az anyagban - a TA1-4 és TAK1 üzemállapotokban - új repedések nem keletkezhetnek. Igazolni kell, hogy az anyagban már meglévő repedések az instabil repedésterjedéssel szemben megfelelő ellenállással rendelkeznek, ezáltal biztosított, hogy a betervezett rendszeres vizsgálatok a hibákat időben feltárják.
3a.3.3.0600. A nyomástartó berendezés és csővezeték tervezésekor figyelembe kell venni az anyagok fizikai, mechanikai tulajdonságainak neutronfluxus hatására történő megváltozását.
3a.3.3.0700. A nyomástartó berendezés és csővezeték tervezésénél az alkalmazott szabványok keretein belül biztosítani kell, hogy
a) a kötések számát minimalizálják, és
b) a csővezetékek elemeinek összeillesztésénél hegesztett kötéseket alkalmazzanak, kivéve, ahol
ba) az üzemeltetési körülmények miatt oldható kötés szükséges,
bb) hegesztési munkák végzése tilos, vagy
bc) igazolható, hogy az oldható kötés meghibásodása nem jár a szervezetlen szivárgás növekedésével, vagy primer vagy szekunder köri hűtőközeg-vesztéssel.
3a.3.3.0800. Csak külön elemzés elvégzése esetén, egyedi, indokolt esetben, szabad varratokat alkalmazni olyan helyeken, ahol ezek hajlító-igénybevételnek vannak kitéve, és ahol a feszültség koncentrálódik. A nyomástartó berendezés és csővezeték hegesztésénél teljes beolvadást biztosító kötést kell alkalmazni.
3a.3.3.0900. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek, rendszerelemek tervezésénél a mechanikai és az áramlás által keltett rezgéseket, valamint az általuk okozott romlási folyamatokat figyelembe kell venni. A rendszereket, rendszerelemeket úgy kell megtervezni, hogy a rezgések minimálisak legyenek. Az üzembe helyezés során bizonyítani kell, hogy a rezgések szintje nem haladja meg a tervezésnél megengedhetőként figyelembe vett mértéket.
3a.3.3.1000. A nyomástartó berendezést és csővezetéket az általa teljesített biztonsági funkció által meghatározott mértékben el kell látni ellenőrző és mérőműszerekkel a nyomás, a hőmérséklet, az üzemi közeg közegárama, szintje és kémiai összetétele, valamint az elmozdulások és a hermetikusság ellenőrzésére.
3a.3.3.1100. Az egyes rendszerekbe beépítendő szerelvények mennyiségét, helyét és típusát úgy kell meghatározni, hogy lehetséges legyen:
a) a normál üzemviteli útvonalak és paraméterek beállítása,
b) a biztonsági funkciók ellátása,
c) időszakos funkciópróbák, időszakos ellenőrzési programok elvégzése, és
d) a rendszerelemek kizárása a karbantartáshoz és a javításhoz.
3a.3.3.1200. A nyomástartó berendezéseket és csővezetékeket, amennyiben a megengedettnél nagyobb nyomás alakulhat ki bennük, megfelelő nyomáshatároló eszközzel kell felszerelni. A nyomáshatároló eszközöket úgy kell megtervezni, hogy működésük esetén a környezetbe kikerülő radioaktív anyag mennyisége az ésszerűen elérhető legalacsonyabb szintű legyen.
3a.3.3.1300. Amennyiben egy nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszer, rendszerelem kapcsolatban van egy olyan rendszerrel, rendszerelemmel, amelynek üzemi nyomása az előbbinél magasabb, akkor a rendszert, rendszerelemet ezen utóbbi rendszer, rendszerelem nyomásértékeire kell tervezni, vagy tervezési megoldásokkal kell gondoskodni arról, hogy még egyszeres meghibásodás esetén se lépje túl az alacsonyabb nyomásra tervezett rendszer, rendszerelem nyomása a tervezési értéket.
3a.3.3.1400. A szilárdsági elemzések eredményeinek igazolniuk kell, hogy:
a) a vizsgált berendezés, csővezeték élettartama elegendően hosszú, figyelembe véve a teljes tervezett üzemideje során várható terheléseket és öregedési folyamatokat;
b) a szerkezeti anyagok az öregedés és az üzemállapotra előírt kritériumok figyelembevételével megfelelnek a TA1-4 és TAK1 üzemállapotokban a számított maximális terheléseknek; továbbá
c) a szerkezetben a feszültségintenzitási tényező értéke a képlékeny alakváltozás figyelembevételével sehol sem haladja meg a kialakult hőmérséklethez tartozó törési szívósságot.
3a.3.3.1500. A nyomástartó berendezések és csővezetékek tervezésére vonatkozó követelményeket, szabványokat az adott rendszer, rendszerelem biztonsági osztályával összhangban kell alkalmazni.
3a.3.3.1600. Szilárdsági elemzést kell végezni minden biztonsági osztályba sorolt teherviselő, nyomástartó rendszer, illetve rendszerelem megfelelőségének igazolására. Külföldön gyártott nyomástartó rendszerek és rendszerelemek méretezésénél külföldi számítási módszerek alkalmazhatók, ha azok nukleáris ipari szabványok vagy nukleáris területen is alkalmazható általános ipari szabványok. A szilárdsági számítást egy előírásrendszer keretén belül lehet csak elvégezni.
3a.3.3.1700. A szilárdsági elemzésekben felhasznált adatoknak konzervatív közelítésből kell származniuk, azokat a választott szabvánnyal összhangban kell felvenni. Figyelembe kell venni a szerkezeti anyagok degradációjához vezető hatásokat.
3a.3.3.1800. Vizsgálni kell a ridegtörés elleni védettséget azoknál a rendszerelemeknél, ahol ez szükséges.
3a.3.3.1900. A szilárdsági elemzések segítségével ki kell mutatni, hogy TA1-4 és TAK1 üzemállapotokban a vizsgált rendszerelemek terhelése az elfogadható terhelési érték alatt marad.
3a.3.4. Építmények és épületszerkezetek tervezése
3a.3.4.0100. Az atomerőmű nukleáris építményei tervezése során az építészeti-műszaki tervezésre vonatkozó általános szabályokat a nukleáris rendszerekre, rendszerelemekre megállapított sajátos követelmények figyelembevételével kell alkalmazni.
3a.3.4.0200. Az atomerőmű nukleáris építményi tervezési programja szöveges dokumentum formájában tartalmazza a nukleáris építmény rendeltetésének célja, vagy céljai alapján az építményre, építményszerkezetre értelmezhető, az országos településrendezési és építési követelményekről szóló kormányrendeletben meghatározott alapvető, továbbá az építmény, építményszerkezet sajátosságából eredően vele szemben támasztani kívánt sajátos követelmények megállapítását.
3a.3.4.0300. A tervezési programban előírt valamennyi sajátos követelményt a Nukleáris Biztonsági Szabályzat, valamint az egyéb vonatkozó jogszabályok nukleáris rendszerekre, rendszerelemekre hatályos előírásaira figyelemmel kell megállapítani. A megállapított sajátos követelmény a megállapított alapvető követelménnyel ellentétben nem állhat.
3a.3.4.0400. Biztosítani kell, hogy az atomerőmű építményei és épületszerkezetei biztonsági osztályba sorolásuk szerint elviseljék a TA1-4 üzemállapotokban fellépő és a tervezési alap kiterjesztését jelentő TAK1-2 körülmények közötti terheléseket, környezeti hatásokat, az adott üzemállapotra meghatározott megfelelőségi kritériumok szerint.
3a.3.4.0500. Ahol szükséges, megfelelő mintavételezési és monitorozási lehetőségeket kell kialakítani annak érdekében, hogy az épületszerkezetek megfelelősége az élettartamuk alatt folyamatosan ellenőrizhető legyen.
3a.3.4.0600. A biztonsági osztályba sorolt építményeket biztonsági földrengés által okozott igénybevételekre kell tervezni, beleértve az alapozás megfelelő tervezését és a kiváltott geotechnikai veszélyek hatásait is. A biztonsági osztályba sorolt építmények megfelelő szerkezeti kialakításával minimalizálni kell azok földrengés során fellépő többlet igénybevételét. A szomszédos építményekkel való kölcsönhatást a biztonsági földrengés esetén ki kell zárni.
3a.3.4.0700. A földrengésre való méretezést, biztonsági osztályba sorolt építményekre és épületszerkezeteire elfogadott módszertani és szabványok szerinti előírások alapján kell végezni.
3a.3.4.0800. Az építmények, épületszerkezetek földrengésállóságához szükséges tervezési input megállapításának alapja a biztonsági földrengés szabadfelszíni válaszspektrumából származtatott tervezési input válaszspektrum. Ebből kell visszaszámolni az építmény alapozási síkjában ható talajmozgást.
3a.3.4.0900. Dinamikai elemzésekkel kell igazolni az építmények tartószerkezeteinek megfelelő teherbíró képességét a biztonsági földrengésnek megfelelő talajmozgások által okozott terhekre. A dinamikai elemzés metodikájának és a modellezés bonyolultságának összhangban kell lennie az atomerőmű kockázatával, és ezen belül az épületszerkezet biztonsági osztályával, az épületszerkezet funkciójával és a várt számítási eredmények felhasználásának céljával.
3a.3.4.1000. A talaj-építmény kölcsönhatás modellezésénél figyelembe kell venni az építmény felszín alatti szerkezeteit, annak és az alkalmazott alapozási szerkezeteknek a tulajdonságait, a talajkörnyezet rétegződéseit, a talajok talajfizikai paramétereit, dinamikai tulajdonságait és ezeket terhelő bizonytalanságokat..
3a.3.4.1100. Földrengés következtében kialakuló talajfolyósodás esetében műszaki megoldás alkalmazása után a lokális talajfolyósodás valószínűsége legyen kisebb, mint 10-6/év tekintettel a szakadékszél hatásra.
3a.3.4.1200. A teherbírás ellenőrzését a nukleáris iparban elfogadott szabványok szerint kell végezni. Az épületszerkezetek konstrukciós kialakításából származtatható elmozdulásokra, alakváltozásokra vonatkozó korlátok teljesülését értékelni kell.
3a.3.4.1300. A földművek tervezését a vonatkozó szabványok szerint az atomerőmű tervezési alapjába tartozó földrengésből származó hatások figyelembevételével kell elvégezni.
3a.3.5. Elrendezés
3a.3.5.0100. A rendszerelemek elrendezésénél a közös okú hibák elkerülése érdekében a redundancia, a diverzitás és a függetlenség követelményeit figyelembe kell venni.
3a.3.5.0200. Az elrendezésnek biztosítania kell, hogy a tervezési alapban szereplő események valamint az egyes építmények, rendszerek kölcsönhatásai ne okozhassanak elfogadhatatlan mérvű károsodást az atomerőműben.
3a.3.5.0300. A nukleáris biztonság szempontjából fontos redundáns rendszereket megfelelő fizikai elválasztással kell tervezni.
3a.3.5.0400. A biztonság szempontjából fontos kábeleket önálló kábelalagutakban kell vezetni. A villamos és az informatikai kábelek nem vezethetők közös csatornában.
3a.3.5.0500. A csővezetékeket szét kell választani radioaktív és inaktív tartalmuk szerint. Radioaktív anyagot szállító csővezetékeket ott kell vezetni ahol emberi jelenlét nem szükséges.
3a.3.5.0600. A fűtés, szellőztetés és légkondicionálás vezetékeit el kell választani a biztonság szempontjából fontos vezetékektől.
3a.3.5.0700. Az atomerőműn belüli szállító eszközökkel történő mozgatási útvonalakat úgy kell megtervezni, hogy az emelt terhek esetleges leesése ne veszélyeztesse más rendszer, rendszerelem biztonsági funkciójának ellátását, vagy olyan eszközöket kell tervezni, amelyekkel biztosítható, hogy a teher leejtése esetén a TA4 üzemállapotra vonatkozó elfogadási kritériumok teljesülnek.
3a.3.5.0800. A rendszerek, rendszerelemek elhelyezését úgy kell tervezni, hogy az biztosítson lehetőséget az ellenőrzés, karbantartás, javítás, tartalék alkatrészek cseréje és leszerelés végrehajtására az ezek során felmerülő dózis minimalizálásával. Biztosítani kell az alapanyag és a hegesztett kötések szemrevételezési, roncsolásmentes vizsgálattal történő ellenőrzési, valamint tisztítási, lemosási és javítási lehetőségét.
3a.3.5.0900. A munkahelyeket megközelítő vagy a menekülésre szolgáló útvonalakat úgy kell méretezni, hogy az üzemeltető személyzet védőfelszerelésben is könnyen tudjon mozogni. Megfelelő méretű és teherbírású, akadálytalan útvonalakat kell biztosítani a felaktiválódott vagy szennyeződött tárgyak gépi szállításához. A szerszámok, eszközök tárolására, valamint a munkafolyamatok előkészítésére szolgáló helyiségeket a jelentős sugárzású területektől a sugárvédelmi szempontokat figyelembe vevő megfelelő távolságban kell kialakítani.
3a.3.5.1000. Az atomerőművi blokk biztonságos üzemeléséhez szükséges logisztikai hátteret, szolgáltatásokat és eszközöket, beleértve a közlekedési utakat, vízellátást, tűzivízhálózatot, telephelyi kommunikációs eszközöket úgy kell tervezni és telepíteni, hogy azok a TA1-4 és TAK1-2 üzemállapotokban, az üzemállapotok kezeléséhez szükséges mértékben el tudják látni funkciójukat.
3a.3.5.1100. Az atomerőművi blokkot úgy kell megtervezni, hogy szükség esetén lehetőség legyen az üzemeltető személyzet bejutására a konténment egyes helyiségeibe a konténment zártságának folyamatos biztosítása mellett.
3a.3.5.1200. Az atomerőmű építményeit úgy kell megtervezni, hogy veszélyhelyzet esetén az atomerőmű telephelyén tartózkodó személyek kimenekítése és mentése gyorsan és biztonságosan megvalósítható legyen.
3a.3.5.1300. Külső és belső veszélyeztető tényezők hatásainak kezelésében szerepet játszó biztonsági besorolású redundáns rendszereket úgy kell elhelyezni, hogy a hatás ne gátolhassa meg egyidejűleg az összes redundáns elem biztonsági funkciójának teljesítését.
3a.3.5.1400. Összhangban a tűzvédelmi tervekkel, a munkaterületeket és a közlekedőfolyosókat veszélyhelyzeti világítással kell ellátni. A menekülési útvonalakat egyértelműen meg kell jelölni. A veszélyjelző rendszereknek a személyzet minden tagját el kell érniük, a tervezéskor a zajszintet és a védőeszközök kialakítását figyelembe kell venni.
3a.3.5.1500. Több blokkal rendelkező atomerőmű esetén az ésszerűen megvalósítható mértékig minden blokknak saját biztonsági rendszerekkel és rendszerelemekkel kell rendelkeznie a TA1-4 és TAK1-2 üzemállapotok kezelésére. A biztonsági rendszerek csak a biztonság szempontjából indokolt esetben oszthatók meg a blokkok között.
3a.3.5.1600. Baleseti helyzetekben megengedett az egyes blokkok közötti összekapcsolt támogató rendszerek alkalmazása, amennyiben igazolható, hogy az segíti a baleset-kezelés során egy adott biztonsági funkció helyreállítását. Olyan összekapcsolás nem engedhető meg a blokkok között, amely bármely blokk esetén növelné a következmények valószínűségét vagy súlyosságát.
3a.3.6. Specifikus veszélyeztető tényezők
I. Földrengés
3a.3.6.0100. A telephely-specifikus biztonsági földrengést az átlagos veszélyeztetettségi görbe szerint, a szabadfelszíni válaszspektrummal, ennek megfelelő gyorsulás-idő függvénnyel kell jellemezni, a felszíni rétegek nemlineáris átvitelének figyelembevételével. Ennek alapján meg kell határozni azt a válaszspektrumot, amely a tervezés mértékadó inputját képezi a biztonsági földrengésre történő tervezés, ellenőrzés és minősítés során.
3a.3.6.0200. Függetlenül a telephely szeizmicitásától, a biztonsági földrengés maximális vízszintes gyorsulásértéke a szabad felszínen nem lehet kisebb, mint 0,25 g.
3a.3.6.0300. Az atomerőművet úgy kell megtervezni, hogy az alapvető biztonsági funkciók megvalósuljanak a biztonsági földrengés esetén is, és az atomerőmű ellenőrzött, biztonságos leállított állapotba kerüljön a földrengést követően az ehhez szükséges rendszerek, rendszerelemek egyszeres hibája mellett is.
3a.3.6.0400. Az F1 biztonsági funkciót megvalósító, továbbá a földrengéssel szembeni védelem megvalósításában résztvevő F2 funkciót ellátó rendszereket és rendszerelemeket úgy kell megtervezni, minősíteni, hogy azok megőrizzék a megkövetelt működőképességüket, funkciójukat biztonsági földrengés esetén. A tervezést és a minősítést a biztonsági osztálynak megfelelően, nukleáris szabványok, tesztelési eljárások szerint kell végezni.
3a.3.6.0500. A B1, B2 funkciót megvalósító ABOS 1. és 2. biztonsági osztályba sorolt, továbbá a fölrengéssel szembeni védelem megvalósításában részt vevő B3 funkciót ellátó rendszereket és rendszerelemeket úgy kell megtervezni, hogy azok megőrizzék szerkezeti integritásukat, stabilitásukat és tömörségüket biztonsági földrengés esetén. A tervezést a biztonsági osztálynak megfelelően, nukleáris szabványok szerint kell végezni.
3a.3.6.0600. Biztosítani kell az F1, B1, és B2 funkciójú, továbbá a földrengéssel szembeni védelem megvalósításában részt vevő F2 vagy B3 funkciót ellátó rendszer, rendszerelem védelmét a biztonsági vagy fizikai gát funkcióval nem rendelkező rendszerelemeknek biztonsági földrengés hatására bekövetkező sérülésével, kölcsönhatásával szemben.
3a.3.6.0700. Biztosítani kell, hogy a biztonsági földrengés spektrális és maximális gyorsulásértékeinek kisebb meghaladása esetén se következzen be a rendszerek, rendszerelemek azonnali funkcióvesztése.
3a.3.6.0800. A rendszerek és rendszerelemek konstrukciója, a csomópontok és kihorgonyzások kialakítása során biztosítani kell, hogy a szerkezet a rugalmas-képlékeny tartományban működve energiadisszipáló képességgel rendelkezzen.
3a.3.6.0900. A rideg sérülési módot megfelelő anyagválasztással és konstrukciós megoldásokkal ki kell zárni. Meg kell akadályozni a szomszédos rendszerek és rendszerelemek, a körülvevő tartószerkezet kölcsönhatását, egymással való ütközését.
3a.3.6.1000. A rendszerek, rendszerelemek funkcióját figyelembe véve kell meghatározni a biztonsági földrengés által kiváltott teherrel kombinált terheket. A földrengésre való tervezés során az atomerőmű üzemi, leállított, karbantartás, átrakás alatti vagy TA2 üzemállapotában fellépő terheket kell kombinálni a biztonsági földrengésből adódó terhekkel. A megfelelőség kritériuma vonatkozhat a feszültségekre, az alakváltozásokra, az elmozdulásokra és a működőképességre, valamint ezek kombinációira az adott biztonsági osztályra vonatkozó nukleáris szabványok szerint. A TA3-4 üzemállapotot eredményező események és a biztonsági földrengés mint független események egyidejűségét nem kell feltételezni. A tervezésnél figyelembe kell venni a biztonsági földrengés másodlagos hatásait is.
3a.3.6.1100. A rendszerek és rendszerelemek tervezésénél a felállítás helyére jellemző válaszspektrumot, gyorsulás-időfüggvényt kell mértékadónak tekinteni, amelyet szabvány szerint kell képezni telephely-specifikus biztonsági földrengésre meghatározott tervezési input, az építmény dinamikus válasza és a talaj-épület kölcsönhatás figyelembevételével.
3a.3.6.1200. A földrengés hatásának kezelése nem függhet külső szolgáltatások (villamos hálózati kapcsolat, tűzoltás, logisztikai szolgáltatások) rendelkezésre állásától.
3a.3.6.1300. Az atomerőművi blokkot ABOS 2. osztályba sorolt földrengésjelző rendszerrel kell megtervezni és ellátni, amelynek jelzése alapján vagy automatikus védelmi működések indulnak, vagy a kezelő teszi meg a szükséges intézkedéseket. Mindkét esetben meg kell határozni a földrengés azon jellemzőjét, amihez a működés, az intézkedés kötött. Amennyiben olyan rendszer létesül, amely földrengés esetén automatikus védelmi működést indít, akkor annak felépítését redundanciáját, diverzitását, fizikai elválasztását és megbízhatóságát illeszteni kell a védelmi rendszerrel szemben megköveteltekhez.
3a.3.6.1400. Az atomerőművi blokkot ABOS 3. biztonsági osztályba sorolt földrengés regisztráló rendszerrel kell megtervezni és ellátni, amelynek jelét feldolgozva értékelni lehet a földrengés hatásait és a továbbüzemelés biztonságát. A tervben meg kell határozni a földrengés azon jellemzőit, továbbá az atomerőmű állapotának értékeléséhez szükséges jellemzőket, amelyek a biztonságos továbbüzemelés értékelésének alapját képezik.
3a.3.6.1500. Speciális üzemzavar- és baleset-kezelési eljárásokat, intézkedéseket kell kidolgozni földrengés esetére. Az eljárásokban és intézkedési tervekben szabályozni kell az atomerőmű üzemének és kiszolgálásának szervezését, a földrengést követő állapot értékelését, a földrengést követő ellenőrzések körét és módszerét, az újraindítás feltételeit.
3a.3.6.1600. Biztosítani kell, hogy az üzemi eseményekkel azonos gyakoriságú üzemi földrengés esetén az üzemeltetés vagy zavartalanul folyhasson, vagy ha az üzemi földrengés esetén az atomerőmű leáll, akkor a rengést követően újraindítható maradjon.
3a.3.6.1700. Az üzemi földrengésre is tervezni és minősíteni kell az atomerőmű F1 és F2, valamint B1, B2 és B3 funkcióval rendelkező ABOS 1-3. biztonsági osztályba sorolt rendszereit és rendszerelemeit, ha az üzemi földrengés maximális vízszintes gyorsulásértéke a biztonsági földrengés maximális vízszintes gyorsulásértékének egyharmadát meghaladja. A tervezést, ellenőrzést és minősítést a TA2 üzemállapotra előírt szabályok és megfelelőségi kritériumok szerint kell végezni.
II. Speciális belső veszélyeztető tényezők
3a.3.6.1800. A kezdeti események vizsgálatának részeként azonosítani kell azokat a speciális belső veszélyeztető tényezőket, mint elárasztás, tűz, robbanás, nagy energiájú csőtörés, amelyek bekövetkezése biztonsági vagy izoláló gát funkcióteljesítését befolyásolhatja.
3a.3.6.1900. Azonosítani kell a belső veszélynek kitett helyiségeket, az azokban potenciálisan érintett, biztonsági funkcióval rendelkező rendszereket és rendszerelemeket. A vizsgált események hatása nem akadályozhatja meg a biztonsági funkciók teljesülését.
3a.3.6.2000. Elárasztás esetén biztosítani kell, hogy a kikerülő közeget megfelelően össze lehessen gyűjteni, biztonságos módon el lehessen vezetni.
III. Természeti veszélyeztető tényezők
3a.3.6.2100. Hosszútávon fennálló természeti eredetű események esetén fel kell készülni a védelmi intézkedésekhez szükséges személyzet váltására és a szükséges eszközök utánpótlására.
3a.3.6.2200. A telephelyre jellemző, a tervezési alapba tartozó természeti jelenségekkel, folyamatokkal összefüggő veszélyeztető tényezők minden típusára meg kell határozni a tervezés inputját képező mértékadó jellemzőt a veszélyeztetettségi görbe alapján, az adott veszélyeztető tényezőre vonatkozó szűrési kritérium figyelembevételével. A tervezés alapba tartozó tervezési paramétereket, mértékadó jellemzőket úgy kell meghatározni, hogy az a tervezési input oldaláról biztosítsa a szakadékszél-effektus elkerülését.
3a.3.6.2300. Biztosítani kell az atomerőmű biztonságos üzemeltetését a külső természeti veszélyeztető tényezők körülményei között is. Számításba kell venni a természeti veszélyeztető tényezők ésszerűen feltételezhető kombinációit. Figyelembe kell venni a biztonsági funkcióval nem rendelkező rendszerek, rendszerelemek természeti veszélyeztető tényezők hatására bekövetkező meghibásodásainak biztonsági funkciókra gyakorolt hatását.
3a.3.6.2400. A tervezési alapba tartozó természeti veszélyeztető tényezőkkel szembeni védekezés érdekében egy olyan átfogó védekezési tervet kell kidolgozni, amely biztosítja, hogy teljesülnek a 3a.2.1.1000. követelményei.
3a.3.6.2500. Az átfogó védekezési tervet a 3a.2.1.2200., 3a.2.2.9000. és a 3a.3.2.3900. pontokszerinti, valamint az alábbi szempontok figyelembe vételével kell kidolgozni:
a) Figyelembe kell venni a várható események kiszámíthatóságát és időbeli alakulását.
b) Megfelelő eszközöket és eljárásrendeket kell biztosítani, annak érdekében, hogy a tervezési alapban figyelembe vett események során és azt követően meg lehessen győződni az erőmű állapotáról.
c) Fel kell készülni az olyan eseményekre, amelyek egyszerre érintenek több blokkot, valamint több rendszert és rendszerelemet (redundáns rendszer esetén az összes ágat egyszerre), illetve hatással vannak a regionális infrastruktúrára, a telephelyen kívüli szolgáltatásokra és védelmi intézkedésekre.
d) Több blokkal rendelkező atomerőmű esetén biztosítani kell a szükséges erőforrásokat olyan eseményeknél is, ahol közös berendezéseket és szolgáltatásokat kell használni, hogy az ne befolyásolja hátrányosan a tervezési alapban figyelembe vett eseményekkel szemben kialakított védelmet.
3a.3.6.2600. Állapotmonitorozó eszközöknek és figyelmeztető jelzéseknek folyamatosan működőképesnek kell lenniük, annak érdekében, hogy támogatást nyújtsanak az átfogó védekezési tervhez a lehetséges veszélyek előrejelzésével.
3a.3.6.2700. Külső veszélyeztető tényezők hatásainak elhárítására tervezett rendszerek és szervezési megoldások esetében figyelembe kell venni azt a helyzetet, ha a telephely megközelítése, a rendszerek kiszolgálása és működtetése tartósan nehézségekbe ütközik.
IV. Az emberi tevékenységgel összefüggő külső veszélyeztető tényezők
3a.3.6.2800. Ha a telephelyen vagy annak környezetében jelentős energiasűrűségű rádiófrekvenciás vagy mikrohullámú elektromágneses sugárforrás található, akkor vizsgálni kell annak hatását a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerekre, rendszerelemekre. Ha ilyen hatás lehetősége fennáll, akkor megfelelő védelmi intézkedésekről kell gondoskodni.
3a.3.6.2900. Meg kell határozni a tervezési alapba tartozó emberi tevékenységgel összefüggő veszélyeztető tényezőket és ezek hatását a biztonsági funkcióval rendelkező rendszerekre, rendszerelemekre. Amennyiben ezek a hatások a biztonsági funkció teljesülését befolyásolnák, e hatásokkal szemben védelmet kell biztosítani. A védelem biztosítható adminisztratív eszközökkel is, azaz a veszélyt jelentő emberi tevékenység korlátozásával, de a védelem műszaki megoldásait ezekkel szemben előnyben kell részesíteni, amennyiben ilyen megoldások ésszerűen megvalósíthatók.
3a.3.6.3000. A külső tevékenységből eredő veszélyeztető tényezők hatását jellemző mértékadó tervezési input paramétereket a veszélyeztetettségi görbén a szűrési szintnek megfelelően kell meghatározni. A posztulált veszélyeket determinisztikusan, az adott eseményt jellemző paraméterekkel kell megadni.
3a.3.6.3100. A katonai és polgári repülőgép becsapódás esetére biztosítani kell a TAK1 üzemállapotra vonatkozó követelmények teljesítését.
3a.3.6.3200. Elemezni szükséges a magyar légtérben repülő, katonai és polgári repülőgép becsapódásának következményeit.
3a.3.6.3300. Igazolni kell, hogy az atomerőművi blokk rendelkezik olyan beépített tervezési jellemzőkkel és funkcionális képességekkel, amelyek biztosítják, hogy katonai vagy polgári repülőgép becsapódását követően is:
a) az atomreaktor aktív zónájának hűtése fennmarad, vagy a konténment nem sérül, és
b) a pihentető medence hűtése, vagy integritása fennmarad.
3a.3.6.3400. A 3a.3.6.3000. pont szerinti elemzésnek ki kell terjednie:
a) az érintett építmények meghatározására,
b) az esemény miatti mechanikai hatásokra: az építmények stabilitása, a szerkezetek átszakítása, az építmények és az érintett rendszerelemek rezgése és ütése,
c) a tűz és robbanás hatásaira, és
d) az üzemeltető személyzetnek a szükséges tevékenységek ellátására való képességére.
3a.3.6.3500. Elemezni kell az atomerőmű környezetében zajló közlekedési, szállítási tevékenység potenciális hatásait, és az ebből eredő kockázatot, különös tekintettel a veszélyes anyagok szállítására.
3a.3.6.3600. Az atomerőmű telephelyén és annak környezetében azonosítani kell és meg kell határozni a jellemzőit minden olyan állandó vagy ideiglenes objektumnak, amely tűz vagy robbanás forrásává válhat, és értékelni kell, hogy az mennyiben veszélyezteti az atomerőművet. Szükség esetén meg kell tenni a megfelelő védőintézkedéseket.
3a.3.7. Tűzvédelem
3a.3.7.0100. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszereket, rendszerelemeket úgy kell tervezni és elhelyezni, hogy a tűz gyakorisága és hatásai minimálisak legyenek. Biztosítani kell, hogy az atomerőmű a tűz során és utána egyaránt leállítható, a maradványhő eltávolítható, a radioaktív anyagok környezetbe történő kikerülése megakadályozható, és az atomerőművi üzemállapot monitorozható legyen. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszereket, rendszerelemeket tartalmazó építményekben a redundáns rendszereket, rendszerelemeket magába foglaló helyiségeket önálló tűzszakaszként kell kialakítani. Amennyiben ez nem valósítható meg, akkor aktív és passzív tűzvédelmi eszközökkel ellátott tűzcellákat kell alkalmazni a tűzkockázat-elemzésnek megfelelően.
3a.3.7.0200. A biztonság szempontjából fontos berendezéseket tartalmazó építményeket, a tűzkockázat-elemzés eredményeit figyelembe véve, tűzbiztosra kell tervezni.
3a.3.7.0300. Minden tűzszakaszt vagy tűzcellát tűzjelzéssel kell felszerelni. A blokkvezénylőben a tűz pontos helyéről tájékoztató jelzést kell biztosítani. Ezeket a rendszereket szünetmentes biztonsági energiabetáplálással és megfelelő tűzálló kábelezéssel kell ellátni.
3a.3.7.0400. Állandó beépítésű vagy mozgatható, automata vagy kézi oltórendszereket kell telepíteni, amelyeket úgy kell tervezni és elhelyezni, hogy meghibásodásuk, téves vagy szándékolatlan működtetésük ne legyen jelentős hatással a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek és rendszerelemek biztonsági funkciójának teljesíthetőségére.
3a.3.7.0500. A tűzivíz elosztó rendszerének, az épületen kívüli és belüli csővezetékeinek biztosítaniuk kell az atomerőmű biztonság szempontjából fontos területeinek lefedettségét. A lefedettséget a tűzkockázat-elemzéssel kell igazolni.
3a.3.7.0600. A szellőzőrendszereket úgy kell elrendezni, hogy tűz esetén minden tűzszakasz betöltse az elválasztó funkcióját.
3a.3.7.0700. A szellőzőrendszerek azon részeinek, amelyek a tűzszakaszokon kívül helyezkednek el, ugyanolyan tűzállósági besorolással kell rendelkezniük, mint a tűzszakasz, vagy megfelelő osztályú tűzvédelmi csappantyúval kell biztosítani elszigetelésüket.
3a.3.7.0800. Azokat a tereket, ahol a tűz radioaktív kibocsátást okozhat, tűzjelzéssel és - ahol szükséges - beépített tűzoltó berendezéssel kell ellátni. Az ilyen terekben az elrendezést, a tűzvédelmi elválasztásokat, a szellőzőrendszereket és a beépített tűzoltó berendezéseket úgy kell megtervezni és telepíteni, hogy megelőzhető legyen a kontamináció terjedése, és a tűzterhelések az ésszerűen elérhető lehető legkisebbek legyenek. Ahol a radioaktív hulladék kezelése során éghető anyagok kerülnek felhasználásra, olyan beépített oltóberendezést kell alkalmazni, ahol az oltóanyag az alkalmazott éghető anyagnak megfelelő.
3a.3.7.0900. Elemezni kell a radioaktív hulladékok öngyulladásának lehetőségét és potenciális hatásait.
3a.3.7.1000. Robbanásveszélyes közeg használata és tárolása esetén biztosítani kell, hogy az érintett rendszerelemek védettsége összhangban legyen a közeg veszélyességével.
3a.3.8. Leszerelés
3a.3.8.0100. A tervezés során figyelembe kell venni az atomerőművi blokk végleges leállítására és a leszerelésére vonatkozó követelményeket is.
3a.3.8.0200. Biztosítani kell az atomerőmű területén tartózkodó személyek és a lakosság sugárterhelésének, valamint a radioaktív kibocsátásoknak az ésszerűen elérhető legalacsonyabb szinten tartását és a környezet radioaktív szennyeződésének elkerülését a leszerelés során is. Ennek érdekében olyan tervezési megoldásokat kell alkalmazni, amelyek lehetővé teszik a leszerelés alatt várhatóan fellépő sugárterhelések optimalizálását, a keletkező radioaktív hulladékok mennyiségének és aktivitásának ésszerűen alacsony szinten tartását.
3a.3.8.0300. Már a tervezési fázisban intézkedéseket kell előirányozni a radioaktív szivárgások és kifolyások, csökkentésére, ennek érdekében:
a) korlátozni kell az eltakart, bebetonozott, földbe fektetett csővezetékek, csatornák és rendszerelemek mennyiségét a falakban és födémekben, az eltakart rendszerelemek esetében monitorozási lehetőséget kell biztosítani,
b) korlátozni kell a potenciálisan radioaktív közegeket tartalmazó tartályok, aknák és szennyvízvezetékek mennyiségét, továbbá
c) a bebetonozott csővezetékeket, a tartályokat és az aknákat rozsdamentes acélból kell készíteni.
3a.3.9. Emberi tényező
3a.3.9.0100. Az üzemeltető személyzet munkaterületeit, munkakörnyezetét és az ember-gép kapcsolatot ergonómiai, valamint a téves beavatkozások lehetőségei szempontból elemezni kell. A terveket az elemzések eredményeinek figyelembevételével kell elkészíteni.
3a.3.9.0200. A rendszerek, rendszerelemek ember-gép kapcsolatát és ergonómiai kialakítását olyan módon kell megtervezni, hogy - a feltételezett fizikai környezet és a várható pszichikai állapot figyelembevételével - a megfelelően képzett személyzet szükség esetén az elvárt időtartam alatt legyen képes feladatait sikeresen elvégezni.
3a.3.9.0300. Az érintett személyzet TA1-4, TAK1-2 üzemállapotok kezelésére való felkészülése elősegítéséhez megfelelő szimulációs környezetet kell tervezni.
3a.3.9.0400. A tervezés során el kell végezni az üzemeltető személyzetre háruló, a biztonsági funkciók teljesítéséhez kapcsolódó feladatok elemzését. A tervezett operátori beavatkozásokat és azok megfelelő megbízhatóságú végrehajthatóságát validálni kell, különös tekintettel a TA3-4 és TAK1-2 üzemállapotok kezelésére. TA3-4 esetekre a validáció legfontosabb eszköze a teljesléptékű szimulátor. Ezen a vizsgálatok eredményeit az eljárásoknak és a személyzeti betanító és szinten tartó képzés terveinek kidolgozásakor figyelembe kell venni.
3a.3.9.0500. A kezelői felületek tervezésére, gyártására és minősítésére a koncepcionális tervezés időszakában ergonómiai tervezési követelményeket kell meghatározni.
3a.3.9.0600. Az ember-gép kapcsolati felületek - vezénylők, képernyők - tervezésének és ellenőrzésének támogatására üzemeltető, irányítástechnikai, informatikai és technológiai szakembereket kell bevonni.
3a.3.9.0700. Annak érdekében, hogy az üzemeltető személyzet tagjai az atomerőművi blokk minden üzemállapotában - a munkakörüknek megfelelő terjedelemben - teljes és hatékonyan feldolgozható információval rendelkezzenek, az érintett munkaterületeken megfelelően minősített mérőműszereket és hagyományos vagy számítógépes kijelzőket kell elhelyezni. Biztosítani kell, hogy a műszerezés lehetővé tegye minden, a reaktorzóna, a reaktor-hűtőrendszerek és a konténment funkció ellátása szempontjából jelentős paraméter mérését, az atomerőművi blokk megbízható és biztonságos üzemeltetéséhez szükséges információ rendelkezésre állását, valamint a biztonság szempontjából fontos mért vagy származtatott paraméterek automatikus rögzítését.
3a.3.9.0800. Megfelelő kommunikációs rendszert kell tervezni a különböző helyszínek között információáramlás és utasítástovábbítás céljára. A kommunikációs rendszernek biztosítani kell a nem helyhez kötött tevékenységek elvégzéséhez szükséges megfelelő mobilitást is. Kommunikációs kapcsolatot kell biztosítani olyan külső szervezetekkel is, amelyeknek a tevékenységére szükség lehet a TA1-4 és a TAK1, TAK2 üzemállapotok során.
3a.4. A KIEMELTEN FONTOS RENDSZEREK ÉS RENDSZERELEMEK TERVEZÉSE
3a.4.1. Az atomreaktor és az aktív zóna tervezése
I. Az atomreaktor és aktív zóna integritása
3a.4.1.0100. Az aktív zóna szerkezetének, az atomreaktor belső elemeinek tervezésekor figyelembe kell venni az összes lehetséges őket érő hatást. Különösen a besugárzás, a kémiai és fizikai folyamatok, a statikus és dinamikus mechanikai terhelések, a hőmérséklet okozta deformációk és feszültségek, és a gyártási tűrések, valamint az élettartam során létrejövő változások figyelembevételével kell igazolni a biztonságos üzemképességet.
3a.4.1.0200. Az aktív zónát biztonságosan alá kell támasztani és rögzíteni kell a reaktortartály belső szerkezeteihez és azokon keresztül a tartályhoz. Kialakításának olyannak kell lennie, hogy megakadályozza a zónaszerkezet egészének és a szerkezeten belüli elemek nem tervezett elmozdulásait, károsodáshoz vezető rezgéseit.
3a.4.1.0300. Az atomreaktort és szerkezeti elemeit úgy kell megtervezni, hogy csak egyféleképpen lehessen összeállítani, rossz sorrendben történő visszahelyezés, vagy nem megfelelő rendszerelem elhelyezése kizárható legyen.
3a.4.1.0400. A konstrukciónak vagy a gyártástechnológiának biztosítania kell azt a lehetőséget, hogy a fűtőelemkötegek szerkezetét és alkatrészeit megfelelően ellenőrizni lehessen az aktív zónába való behelyezésük előtt. Eszközöket kell biztosítani a besugárzás utáni ellenőrzésük megvalósítására.
3a.4.1.0500. Az atomreaktort és az aktív zónát úgy kell kialakítani, hogy a TA1-4 és TAK1 üzemállapotot eredményező események estén az atomerőművi blokk rendszereinek, rendszerelemeinek mechanikai meghibásodásai és az atomreaktor hűtőközegének fizikai viselkedése ne akadályozhassák meg az atomreaktor leállítását, szubkritikus állapotban tartását és hűtését.
3a.4.1.0600. Az aktív zónához telepített mérőrendszereknek biztosítaniuk kell az üzemeltetés feltételei és korlátai teljesülésének ellenőrzéséhez szükséges paraméterek elegendő pontosságú, folyamatos meghatározását. A szükséges paramétereket rendszeres időközönkénti mérési információkra alapozottan, vagy mérések és számítások kombinációjával kell biztosítani.
3a.4.1.0700. Az aktív zóna nukleáris jellemzőinek olyanoknak kell lenniük, hogy hőmérséklet-változások, a hűtőközeg elvesztése, bórhígulás vagy az aktív zóna geometriai változásai a TA1-4 és TAK1 üzemállapotokban nem okozhatnak szabályozhatatlan mértékű reaktivitás-növekedést.
3a.4.1.0800. Az atomreaktor leállított állapotában és átrakása során biztosítani kell, hogy hasadóanyag vagy abszorbens aktív zónába való bejuttatása, vagy onnan történő eltávolítása során is folyamatosan fennálljon az előírt mértékű szubkritikusság.
3a.4.1.0900. Az aktív zóna és komponenseinek tervezésénél biztosítani kell, hogy egy-egy zónaparaméter kismértékű megváltoztatása ne okozzon kedvezőtlen irányú, jelentős változásokat a TA1-4 és TAK1 üzemállapotokban.
3a.4.1.1000. Az aktív zóna konstrukciójának biztosítania kell, hogy a TA1-4 és TAK1 üzemállapotot eredményező eseményt követően, a fűtőelemkötegek üzemszerű eszközökkel eltávolíthatóak legyenek az atomreaktorból.
3a.4.1.1100. Megfelelő tervezéssel kell megakadályozni azt, hogy az aktív zóna bármely alkatrészének nem tervezett kikerülése a zónából, vagy azon belüli elmozdulása, továbbá bármely idegen test bekerülése a zónába a reaktivitás nem tervezett növekedését vagy a hűtőközeg áramlásának akadályozását okozhassa.
II. A reaktivitás szabályozása
3a.4.1.1200. Az atomreaktor leállítását és reaktivitásának szabályozását legalább két, olyan különböző elv szerint működő, F1A biztonsági funkciót megvalósító rendszerrel kell biztosítani, amelyek közül legalább az egyik önmagában is képes a TA1-4 üzemállapotokból az atomreaktor leállítására. A leállító rendszerek közül legalább az egyiknek automatikus és gyors működésűnek kell lennie, amely - előre meghatározott feltételek teljesülése esetén - az üzemviteli személyzet tevékenységétől függetlenül és megszakíthatatlan módon az atomreaktort nagy megbízhatósággal leállítja. A reaktor gyors leállítására utasító védelmi jelet képező reaktorvédelmi rendszernek abban az esetben is el kell látnia a feladatát, ha a rendszer egyik ága meghibásodik és ezzel párhuzamosan karbantartás, vagy próba miatt egy másik is üzemképtelen. Ezen felül mindkét leállító- és szabályozórendszer egyszeres hibatűrő kell, hogy legyen, bármelyik villamos betáplálás hibája és a legnagyobb értékességű szabályozó rúdköteg működésképtelensége esetén is.
3a.4.1.1300. Az aktív zóna reaktivitás szabályozását az üzemanyag-dúsítás, szabályozó és védelmi rudak, oldott, és kiégő reaktormérgek olyan kombinációjával kell megvalósítani, amely biztosítja az ismételt kritikusság vagy a reaktivitás ugrásszerű változásának elkerülését, a TA1-4 és TAK1 üzemállapotokban és azokat követően.
3a.4.1.1400. A feltételezett kezdeti események azon részénél, amelyeknél a reaktor gyors leállítása szükséges, a reaktort leállító védelmi jeleket úgy kell kialakítani, hogy a védelmi működés két különböző, független – egyenként is megfelelő redundanciával mért – fizikai jellemző bármelyikének határérték-túllépése esetén bekövetkezzen. E tranzienseknél az eseményláncok kimenetele nem függhet lényegesen attól, hogy melyik fizikai paraméter indítja el a reaktorvédelmet.
3a.4.1.1500. A reaktivitást szabályozó és az atomreaktort leállító rendszerek megfelelő tervezésével biztosítani kell, hogy a TA1-4 üzemállapotban a nukleáris üzemanyag és hűtőközeg hőmérsékletére, valamint más fizikai paraméterekre vonatkozó biztonsági határértékek túllépése kizárt legyen.
3a.4.1.1600. Az aktív zóna teljesítmény szerinti reaktivitás együtthatójának negatívnak kell maradnia a TA1-4 és TAK1 üzemállapotokban.
3a.4.1.1700. A reaktivitást szabályozó és az atomreaktort leállító rendszereket oly módon kell megtervezni, hogy a reaktivitás-növekedés mértéke és sebessége, nem terv szerinti működés esetén se léphesse túl a tervezési határértéket.
3a.4.1.1800. A szubkritikusságot biztosítani kell, és fenn kell tartani a fűtőelem tárolás és szállítás bármely szakaszában.
III. A fűtőelemkötegek tervezése
3a.4.1.1900. A fűtőelemkötegek teljes életútját meg kell tervezni, és az összes várható hatás figyelembevételével igazolni kell a nukleáris biztonsági követelmények teljesülését minden fázisban, a friss fűtőelemkötegek beérkezésétől a kiégett fűtőelemkötegek átmeneti tárolásáig, beleértve a kezelési, szállítási folyamatokat is.
3a.4.1.2000. A nukleáris üzemanyagot úgy kell megtervezni, hogy az ne zárja ki az újrafeldolgozás vagy a biztonságos végső elhelyezés lehetőségét.
3a.4.1.2100. A normál üzem feltételei mellett a besugárzott fűtőelempálcákból a hasadási termékek szivárgását a gyakorlatilag lehetséges minimális értéken kell tartani. Üzemviteli korlátokat kell meghatározni a megengedett szivárgás mértékére.
3a.4.1.2200. A tervezés során módszert kell biztosítani a meghibásodott fűtőelemkötegek azonosítására és speciális kezelésére, hogy a TA1 üzemállapotra vonatkozó, sugárvédelmi, nukleáris biztonsági, valamint biztosítéki követelmények teljesüljenek.
3a.4.1.2300. A fűtőelemkötegeknek - a maximális megengedett kiégést is figyelembe véve – az Üzemeltetési Feltételek és Korlátok szerint megengedhető mértéket meghaladó meghibásodás nélkül el kell viselniük az elhasználódási folyamatokból eredő összes hatást.
3a.4.1.2400. Megfelelő kialakítással kell biztosítani, hogy a fűtőelempálcákat az áramlás által keltett rezgések és elmozdulások ne károsíthassák.
3a.4.1.2500. Az atomerőművi blokk üzemeltetése során új típusú fűtőelemköteg csak az eredeti tervezési követelmények teljesülésének igazolása után vezethető be. Megfelelő referencia - hasonló atomerőműben, azonos használati körülmények melletti problémamentes alkalmazás - hiányában bevezető fűtőelemkötegek alkalmazása szükséges.
3a.4.1.2600. Új üzemanyag esetén a fűtőelemkötegek tervezési követelményeinek meghatározását, betarthatóságát és a nukleáris üzemanyag viselkedését leíró modelleket kísérleti eredmények segítségével kell validálni.
3a.4.1.2700. Új üzemanyag esetén a 3a.4.1.1900.-3a.4.1.2500. pontban meghatározottakon túl a fűtőelemek biztonságosságának igazolásához be kell mutatni:
a) azon kísérletek eredményeit, amelyek alapján az egyes tervezési követelmények határértékei kellő tartalékkal teljesíthetők,
b) az üzemeltetés utáni fűtőelem állapotra irányuló vizsgálatok eredményeit,
c) a fűtőelemköteg szerkezeti elemei szilárdsági követelményeinek betarthatóságát igazoló próbapados mérések eredményeit, és
d) a nukleáris üzemanyag viselkedését leíró kódoknak fenti kísérleti eredményekre is alapozott validációját.
3a.4.1.2800. Az üzemanyag kazetták az aktív zóna minden pozíciójába legyenek beépíthetők.
3a.4.1.2900. A kazetták az aktív zóna minden pozíciójában őrizzék meg függőleges helyzetüket oldalsó megtámasztás nélkül is.
3a.4.1.3000. A fűtőelemek burkolatát úgy kell tervezni, hogy ellenálljon a primerkörbe esetlegesen bekerülő idegen testek koptató hatásának.
3a.4.1.3100. A fűtőelemkötegeket úgy kell tervezni, hogy az esetleges lerakódások és idegen testek ne akadályozzák a hőhordozó hozzáférését.
3a.4.1.3200. A fűtőelemek, fűtőelemkötegek terveiben figyelembe kell venni a fűtőanyag sugárzás miatti duzzadását.
3a.4.1.3300. Az üzemanyag tervezése során figyelembe kell venni a maximális kiégés mértékét, a manőverezési igényt, a maximális zónában töltendő időt, a várható gyártási hibákat, a zónán kívüli kezelés és tárolás szempontjait, így különösen a szubkritikusságot és sugárvédelmet.
3a.4.1.3400. Az alapvető funkcionális követelmények:
a) axiális és horizontális pozíció megtartása,
b) megfelelő tömörség,
c) a szabályozó rúdköteg működésének megfelelősége (sebesség, megállás),
d) a zónán belüli körülményeknek (áramlás, kémiai közeg, vibráció, besugárzás) megfelelő konstrukció és anyagválasztás és
e) kirakhatóság.
3a.4.1.3500. A követelményeket olyan részletességgel kell kidolgozni, ami biztosítja, hogy az üzemanyag kötegek több, különböző gyártó esetén is kompatibilisek legyenek a tervezési alappal, egymással, a zóna egyéb komponenseivel, az üzemanyag kezelési módszerekkel és a kiégett üzemanyag kezelési létesítményekkel.
3a.4.2. A fővízkör tervezése
3a.4.2.0100. A fővízköri rendszerelemeknek el kell viselniük minden statikus és dinamikus terhelést, amely az atomerőmű TA1-4 és a TAK1 üzemállapotokban ezeket a rendszerelemeket éri úgy, hogy a biztonsági és fizikai gát funkciók - az üzemállapothoz rendelet kritériumok szerint - teljesüljenek.
3a.4.2.0200. A tervezésnél figyelembe kell venni az üzemeltetés során várható hatásokat, amelyek a rendszerelemeket élettartamuk során érik, beleértve az eróziós, nyúlási, fáradási, a radioaktív és a vegyi környezetből származó hatásokat és minden bizonytalanságot, ami a rendszerelemek tulajdonságainak kezdeti állapota és öregedés miatti lehetséges romlásának meghatározásában mutatkozik. Ezeknek megfelelően a fővízköri rendszerelemeket elegendő tartalékkal kell tervezni, ugyanakkor igazolni kell, hogy a robosztus tervezés nem vezet hátrányokhoz üzemzavari helyzetben.
3a.4.2.0300. A fővízkör anyagának megválasztása és tervei lehetővé kell, hogy tegyék a törés előtti szivárgás koncepciójának alkalmazását.
3a.4.2.0400. A fővízkört, mint a nyomás alatt lévő B1 funkcióval rendelkező, primerköri hőhordozót tároló rendszert, úgy kell megtervezni, hogy:
a) ki kell zárni a katasztrofális meghibásodás lehetőségét;
b) meg kell felelni a törés előtti szivárgás észlelési és intézkedési feltételeinek, és biztosítani kell, hogy az esetleges szivárgások esetén azok továbbfejlődése lassú legyen annak érdekében, hogy az észlelésre és beavatkozásra elegendő idő álljon rendelkezésre;
c) a fővízkör lezárását a becsatlakozó csővezetékek törése esetére minden csővezetéken két, a fővízkörhöz közel elhelyezkedő elzáró szerelvénnyel kell biztosítani; és
d) biztosítani kell a fővízkör integritásának folyamatos monitorozását.
3a.4.2.0500. A fővízkör anyagainak kiválasztása során gondoskodni kell a szerkezeti anyagok üzemeltetés alatti felaktiválódásának minimumra csökkentéséről, különös tekintettel az atomerőmű leszerelési szempontjaira.
3a.4.2.0600. A fővízkör belső szerkezeti elemei esetében a minimumra kell csökkenteni az olyan meghibásodások lehetőségét, amelyek elszabadult tárgyak keletkezése miatt a fővízkör más elemeinek roncsolódását eredményezhetik.
3a.4.2.0700. A gőzfejlesztőket úgy kell tervezni, hogy azok megfelelően megbízható gátat jelentsenek mind a primer-, mind a szekunderkör oldaláról. A tervben minimálisra kell korlátozni a primerkörből a szekunderkörbe történő szivárgás lehetőségét, és eszközöket kell biztosítani ennek ellenőrzésére és lokalizálására.
3a.4.2.0800. A gőzfejlesztők hőcserélő csöveit a primer oldalról kell behegeszteni a csőfalba. A hőcserélő csöveket tágítani kell a köztük és a csőfal szekunder oldala közötti rés csökkentése érdekében.
3a.4.2.0900. A gőzfejlesztők hőcserélő csöveit rögzíteni kell a rezgések által okozott romlás csökkentése érdekében. A csőtartókat úgy kell tervezni, hogy minimális legyen az általuk okozott kopás és az üzemi közeg lerakódása, a hőcserélő csövek és a tartózás között. A hőcserélő csöveket kopásálló anyagból kell készíteni.
3a.4.2.1000. A gőzfejlesztők hőcserélő csőkötegeit úgy kell méretezni, hogy elegendő tartalék álljon rendelkezésre a hőcserélő csövek ledugózásának és eltömődésének kompenzálására a tervezett üzemidő végén is.
3a.4.2.1100. Minden hegesztési varrat legyen könnyen hozzáférhető időszakos anyagvizsgálatok céljából.
3a.4.2.1200. Biztosítani kell, hogy a gőzfejlesztők szekunder oldalának belső kialakítása lehetővé tegye a lerakódások hatékony eltávolítását, idegen agyagok bejutásának megakadályozását a szekunderköri csővezetékekből, valamint a gőzben lévő vízcseppek hatékony eltávolítását.
3a.4.2.1300. A gőzfejlesztők víz- és gőztereinek méretét elegendő tartalékkal kell meghatározni annak érdekében, hogy az lehetővé tegye a primer és szekunder körre előirányzott üzemeltetési korlátozások betartását valamennyi TA1 üzemállapotban.
3a.4.2.1400. A térfogat-kiegyenlítő víz- és gőztereinek méretét elegendő tartalékkal kell meghatározni, annak érdekében, hogy lehetővé tegye a primerkörre előirányzott üzemeltetési korlátok betartását valamennyi TA1 üzemállapotban.
3a.4.2.1500. A primer kört megfelelő túlnyomás védelemmel kell ellátni. Nyomásszabályozási rendszert kell tervezni a primerköri hőhordozó hőmérsékletváltozásaiból következő térfogatváltozások hatásának kezelésére, az alábbi követelmények figyelembevételével:
a) a fővízkör rendszerelemeit hideg állapotban is védeni kell a nem megengedhető mértékű túlnyomás ellen,
b) kizárható nyomáscsökkentő rendszerelemeket kell tervezni a nagyobb nyomástranziensek kezelésére, és
c) biztosítani kell az üzemzavari nyomáscsökkentést,
d) cserélhető térfogat-kiegyenlítő üzemi fűtőtesteket, valamint több, olyan független üzemi befecskendező vezetéket kell alkalmazni, amelyek fúvókái könnyen ellenőrizhetők és cserélhetők;
e) olyan üzemzavari befecskendező rendszert kell tervezni, amely teljesen független az üzemi befecskendező rendszertől;
f) a térfogat-kiegyenlítőt a primerköri csővezetékkel összekötő vezeték elrendezésénél figyelemmel kell lenni a hőmérséklet-rétegződésre, valamint a külső és belső ellenőrizhetőségre, valamint
g) a fővízkörhöz olyan szivárgásdetektáló rendszert kell tervezni, ami kellő pontossággal, a lehető legrövidebb időn belül képes egy szivárgást detektálni és meghatározni a mértékét, illetve segítséget tud nyújtani a szivárgás helyének meghatározásában. A szivárgásdetektáló rendszernek egyszeres hibatűrőnek kell lennie.
3a.4.3. Hőelvitel
3a.4.3.0100. Meg kell határozni, minőségileg és mennyiségileg elemezni kell az atomreaktor aktív zónájában történő hőfejlődés és hőátvitel minden létrejövő formáját. A hőátviteli rendszerek, rendszerelemek segítségével biztosítani kell a szükséges mértékű folyamatos hőelvonást és a végső hőelnyelő-közegbe való eljuttatást.
3a.4.3.0200. Biztosítani kell az aktív zóna hűtését, és ennek érdekében:
a) kényszercirkulációt kell biztosítani a megtermelt hő vagy maradványhő elszállítására az atomreaktor névleges teljesítményétől a lehűtött állapotáig; és
b) a fővízkörben elegendő hatékonyságú természetes cirkulációs hűtésről kell gondoskodni, amely biztosítja a maradványhő elvezetését az aktív zónából, a kényszercirkuláció leállított állapotában.
3a.4.3.0300. A hűtés folyamatos biztosítása érdekében:
a) kerülni kell a csővezetékek reaktortartályhoz való csatlakoztatását a nukleáris üzemanyag aktív szintje alatt, és amennyiben kisebb vezetékek csatlakoztatása elkerülhetetlen e szint alatt, akkor igazolni kell, hogy a reaktortartály nem üríthető a nukleáris üzemanyag aktív szintje alá leállított állapotokban,
b) a fővízköri rendszerelemek elrendezésével biztosítani kell, hogy feltöltött állapotban az egyetlen szabad vízfelület a térfogat-kompenzátorban legyen,
c) a fővízkör nyomvonalának kialakításával biztosítani kell, hogy a gőzfejlesztők leürítéséhez vagy karbantartásához ne legyen szükség a primerköri hőhordozó szintjének a melegági csonkok szintje alá történő csökkentésére,
d) a nem kondenzálódó gázok eltávolításával biztosítani kell, hogy azok ne tudják a természetes cirkulációt megakadályozni, továbbá
e) biztosítani kell a korróziós termékek és a lerakódások eltávolítási lehetőségét, annak érdekében, hogy az áramlási útvonalak elzáródása ne veszélyeztethesse az aktív zóna hűthetőségét.
3a.4.3.0400. A gőzfejlesztőket úgy kell tervezni, hogy azok biztosítsák az atomreaktor megfelelő hűtését, a TA1-4 és TAK1 üzemállapotokban.
3a.4.3.0500. TA2-4 üzemállapotok során biztosítani kell a maradvány hő elvezetését a reaktorból, a pihentető medencéből és a konténmentből egy vagy több redundáns hőelvonó rendszer segítségével, úgy hogy együttesen akkor is képesek legyenek a hőelvonásra, ha az egyik rendszer vagy egy rendszer redundáns ága meghibásodás miatt kiesik és vele párhuzamosan egy másik rendszer vagy redundáns ág is karbantartás vagy próba miatt üzemképtelen. Amennyiben a hőelvonó rendszer vagy annak kiszolgáló rendszere passzív rendszerelemeket tartalmaz, amelyekre igazolható a rendkívül alacsony meghibásodási valószínűség az adott üzemállapotra, akkor a passzív rendszerelemeket elegendő egyszeres hibatűrőre tervezni.
3a.4.3.0600. Elegendő, az energiaellátás tekintetében is független és diverz hőelviteli megoldást kell biztosítani a maradványhő eltávolítására a reaktorból és a pihentető medencéből. Legalább egy tervezési megoldásnak el kell látnia a funkcióját a külső természeti veszélyeztető tényezők által okozott TAK események során is.
3a.4.3.0700. Biztosítani kell, hogy TA2-4 üzemállapotok során sem a fűtőelemre, sem a primerkör nyomástartó berendezéseire és csővezetékeire az adott üzemállapotra megállapított határértékek túllépése ne következzen be.
3a.4.3.0800. Igazolni kell, hogy a fűtőelemek TA1-4 és TAK1 üzemállapotra tervezett hűtési lehetőségének megszűnése esetén elegendő idő áll rendelkezésre a fűtőelemek alternatív hűtésének megkezdésére.
3a.4.3.0900. A 3a.4.3.0500. és 3a.4.3.0600. pontokban leírt hőelvonó rendszereken felül további független hőelvonó megoldást kell biztosítani TAK2 üzemállapotok esetére. A hőelvonásra más üzemállapot kezelésére szolgáló rendszerek is használhatók, amennyiben, azok üzemképesek maradnak és alkalmasak a TAK2 üzemállapot során való üzemelésre.
3a.4.3.1000. Besugárzott fűtőelemkötegeket tartalmazó rendszerek, így a leállított atomreaktor vagy a pihentető medence esetében biztosítani kell a passzív hőelvitel lehetőségét.
3a.4.3.1100. Amennyiben a maradványhő végső hőelnyelőbe juttatásának képessége nem igazolható minden üzemállapotra magas megbízhatósággal, akkor másodlagos végső hőelnyelőt és a működtetéséhez szükséges rendszereket kell biztosítani, amelyek elhelyezkedésük és a tervezési megoldások révén biztosítják, hogy a hőelvonás biztonsági funkció nem veszik el a külső veszélyeztető tényezők hatására.
3a.4.3.1200. Az atomerőműnek rendelkeznie kell üzemzavari zónahűtőrendszerrel, amely képes a tervezés során figyelembe vett, a primer körben és a hozzá kapcsolódó rendszerekben fellépő hűtőközegvesztéssel járó folyamatokat kezelni, illetve képes megfelelő hűtést biztosítani az üzemanyagnak.
3a.4.3.1300. Az üzemzavari zónahűtőrendszer működőképességét és hatékonyságát megfelelő primer köri konfigurációval és az üzemzavari hűtőrendszer csatlakozási pontjainak megfelelő elhelyezésével kell biztosítani.
3a.4.3.1400. Az üzemzavari zónahűtőrendszert úgy kell megtervezni, hogy a szükséges ideig képes legyen a maradványhő elszállítására. Ennek megvalósításához többek között biztosítani kell a primer körből kiömlő hűtővíz recirkulációját a reaktorba. A recirkulációs rendszer kialakítása során különös figyelmet kell fordítani a kiömlő hűtőközegbe kerülő szilárd és kémiai szennyeződések káros hatására. Annak érdekében, hogy ezek a szennyeződések ne okozzanak kárt a recirkulációs rendszerben és a reaktorban, megfelelően méretezett szűrőberendezéseket kell telepíteni (zsompszűrő). A szűrőberendezés alkalmasságát igazolni kell kísérletileg. A szűrők tervezése során a következőket kell figyelembe venni:
a) a szűrőn átjutó vagy azt megkerülő szennyeződések mértéke legyen kellően alacsony ahhoz, hogy ne veszélyeztesse a recirkulációs rendszer üzemét és a reaktor hűtésének hatékonyságát;
b) a szűrőberendezésen fennakadó szennyeződések okozta nyomásesés nem akadályozhatja meg a recirkulációs rendszer üzemét vagy csökkentheti jelentősen annak hatékonyságát;
c) biztosítani kell, hogy a szűrőberendezést fordított áramlási iránnyal vagy gázbefúvással tisztítani lehessen az eltömődés elkerülése érdekében.
3a.4.4. Blokk- és tartalékvezénylő, műszaki támogató központ
3a.4.4.0100. Az atomerőművi blokkon blokkvezénylőt kell kialakítani, ahonnan az atomerőművi blokk üzemeltetését, biztonságos állapotban tartását, vagy ilyen állapotba való visszavitelét célzó tevékenységek végrehajthatók a TA1-4 és TAK1-2 üzemállapotokban. A blokkvezénylő tervezésekor a legkorszerűbb ergonómiai szempontokat és elveket kell figyelembe venni.
3a.4.4.0200. Elégséges kijelző és archiváló, valamint beavatkozó eszköznek kell az üzemviteli személyzet rendelkezésére állnia a blokkvezénylőben a TA1-4 és TAK1-2 üzemállapotokra a következő célokból:
a) az atomerőművi blokk és rendszerei, rendszerelemei állapotának megfelelő nyomon követése,
b) a biztonságra lényeges hatással lévő változások nyilvánvaló és időben történő jelzése,
c) bármilyen automatikus védelmi működés azonosítása, elmaradásuk esetén azok indítása, valamint
d) átfogó kép kialakítása az atomerőművi blokk folyamatairól.
3a.4.4.0300. Az atomerőművi blokkon tartalékvezénylőt kell kialakítani a blokkvezénylőtől funkcionálisan független, fizikailag és villamos rendszerét tekintve is elkülönített helyen, ahová az állapotmonitorozáshoz és a beavatkozásokhoz elégséges műszerezést, szabályozó- és vezérlőeszközöket kell telepíteni annak érdekében, hogy ha a blokkvezénylő üzemszerű használata bármilyen okból lehetetlenné válna, akkor:
a) a reaktor leállítható, lehűthető és korlátlan ideig biztonságosan leállított állapotban tartható legyen; valamint
b) a reaktor és a besugárzott fűtőelemkötegeket tartalmazó egyéb rendszerek maradványhő elvonása, az atomerőművi blokk fontos jellemzőinek folyamatosan ellenőrzése biztosított legyen.
3a.4.4.0400. A tartalékvezénylő funkcióképességét rendszeres ellenőrzéssel kell biztosítani.
3a.4.4.0500. A blokk- és tartalékvezénylőkben számítógépek - így különösen személyi számítógép és szerverek - nem lehetnek, azok elhelyezését a vezénylőn kívül más helységekben kell megoldani. Ezen helységekbe történő belépést érzékelni, a blokk- és tartalékvezénylőkben jelezni és archiválni kell.
3a.4.4.0600. A blokkvezénylőben és a tartalékvezénylőben azonos funkcionalitású önálló baleset-kezelési panelt kell telepíteni. Ezeken a helyeken kell biztosítani a baleset-kezelési útmutató ajánlásainak végrehajtásához TA4 és TAK1-2 üzemállapotokban szükséges információt és a baleset-kezeléskor szükséges beavatkozási lehetőségeket.
3a.4.4.0700. Biztosítani kell, hogy a TA1-4 és a TAK1-2 üzemállapotok belső vagy külső eseményei során a blokkvezénylő és a tartalékvezénylő egyidejűleg ne válhasson használatra alkalmatlanná, továbbá a blokkvezénylő és tartalékvezénylő alkalmas legyen az üzemviteli személyzet hosszú idejű tartózkodásának biztosítására.
3a.4.4.0800. A blokk- és a tartalékvezénylőben biztosítani kell a szükséges információk fogadását és megjelenítését, lehetővé téve az atomerőművi blokk állapotának és a kritikus biztonsági funkciók időben történő értékelését TA2-4 és TAK1-2 üzemállapotokban is.
3a.4.4.0900. A biztonsági funkciót teljesítő blokk- és tartalékvezénylői rendszerek, rendszerelemek számára folyamatos, szünetmentes villamos betáplálást kell biztosítani.
3a.4.4.1000. Olyan műszaki megoldásokat kell alkalmazni, amelyek kizárják a rendszerek, rendszerelemek egyidejű működtethetőségét a blokkvezénylőből és a tartalékvezénylőből. Amikor valamelyik vezénylő használatban van, ki kell zárni a másik vezénylőből érkező jeleket. A tartalékvezénylő illetéktelen használatát meg kell akadályozni. Valamely vezénylő használatára irányuló próbálkozásról a másik vezénylőben jelzést kell biztosítani.
3a.4.4.1100. Kiemelten kell kezelni azoknak a blokk- és tartalékvezénylőn belül vagy kívül lehetséges eseményeknek az azonosítását, amelyek közvetlenül veszélyeztethetik az ott dolgozó személyzetet, a vezénylő folytonos használatát. A tervezés során olyan ésszerűen megvalósítható intézkedéseket kell meghatározni, melyek minimalizálják az ilyen események hatásait.
3a.4.4.1200. A blokk- és tartalékvezénylőt önálló tűzszakaszokban kell elhelyezni, ami lehetővé teszi az atomreaktor biztonságos leállítását és a leállított állapotban szükséges biztonsági funkciók fenntartását a környező helyiségekben fellépő tűz esetén is.
3a.4.4.1300. A blokk- és tartalékvezénylő között megfelelő közlekedési útvonalat kell biztosítani.
3a.4.4.1400. A blokk- és a tartalékvezénylő tervezésekor figyelembe kell venni az alábbi követelményeket:
a) biztosítani kell a stabil és kiegyensúlyozott feladatmegosztást és elegendő információs eszközt az üzemviteli személyzet számára,
b) meg kell oldani a megjelenített információ és a beavatkozó eszközök logikus, funkcionális csoportosítását, különös tekintettel arra, hogy az információ és a beavatkozások csoportosítása ne legyen ellentmondásos, valamint
c) biztosítani kell, hogy felesleges, lényegtelen információ ne legyen megjelenítve.
3a.4.4.1500. A blokkvezénylő tervezésekor a 3a.4.4.0100. pontnak megfelelően figyelembe kell venni az alábbi követelményeket:
a) biztosítani kell a rendszerek és folyamatok képernyő alapú ellenőrzésének lehetőségét, valamint a kezelő személyzetet segítő nagykapacitású számítástechnikai eszközöket,
b) a blokkvezénylői személyzet által jól láthatóan és könnyen értelmezhető módon biztosítani kell az atomerőművi blokk mindenkori állapotának és fő paramétereinek egységes áttekintését, valamint
c) a blokkvezénylői személyzet által biztonságosan elérhető és kezelhető közelségében biztosítani kell:
ca) a külső és belső kommunikációhoz szükséges eszközök rendelkezésre állását,
cb) a technológiai folyamatok és a kibocsátások sugárvédelmi méréseinek eredményeit,
cc) a tűzjelző rendszerekből származó információkat és egyes kiemelt fontosságú tűzoltó rendszerek működtetését,
cd) a karbantartási feladatok és engedélyezések végrehajtásához szükséges eszközöket,
ce) a blokkvezénylői dokumentáció rendelkezésre állását, és
cf) a blokkvezénylőbe történő belépés felügyeletét és korlátozását szolgáló eszközöket.
3a.4.4.1600. A tartalékvezénylő tervezésekor figyelembe kell venni az alábbi követelményeket:
a) a tartalékvezénylő várható használati eseteit figyelembe véve biztonságos megközelítési útvonalat kell kialakítani a blokkvezénylő és a tartalékvezénylő között,
b) a tartalékvezénylő ember-gép kapcsolati megoldásait, a funkció figyelembevételével, a blokkvezénylőhöz hasonlóan kell kialakítani, valamint
c) a tartalékvezénylőben biztosítani kell:
ca) a működtetéshez szükséges személyzet megfelelő elhelyezkedését,
cb) a külső és belső kommunikációhoz szükséges eszközök rendelkezésre állását,
cc) a tartalékvezénylőből végrehajtandó feladatokhoz szükséges információs és beavatkozó eszközöket, és
cd) a tartalékvezénylői dokumentáció rendelkezésre állását.
3a.4.4.1700. A blokkvezénylőtől térben elkülönítve, de ahhoz megfelelő közelségben üzemzavari műszaki támogatóközpontot kell létrehozni úgy, hogy elhelyezkedése lehetővé tegye az operátorok és az operátorok munkájának támogatására összegyűlő, a szakemberek közötti szóbeli kommunikációt, de utóbbiak munkája ne zavarja a blokkvezénylő személyzetét.
3a.4.4.1800. Mind a blokkvezénylőtől, mind a tartalékvezénylőtől, mind az üzemzavari műszaki támogató központtól független veszélyhelyzeti műszaki támogató központot kell kialakítani a telephelyen, ahonnan műszaki támogatás nyújtható a blokkok TA1-4 és TAK1-2 üzemállapotában az üzemeltető személyzet részére. A központnak üzemképesnek és a személyzet által biztonságosan igénybe vehetőnek kell maradnia a blokkok TAK1 és TAK2 üzemállapotában.
3a.4.4.1900. Mind az üzemzavari, mind a veszélyhelyzeti műszaki támogató központokban hozzáférést kell biztosítani az atomerőmű üzemviteli paramétereihez, az atomerőmű és közvetlen környezetének sugárzási adataihoz. A központokat a blokkvezénylővel, a tartalékvezénylővel és az erőmű minden, a balesetkezelés és baleset-elhárítás szempontjából lényeges helyszínével való kommunikációra alkalmas eszközökkel kell ellátni. A központokban elegendő helyet kell biztosítani az üzemviteli személyzet támogatására összegyűlő szakemberek munkájához. A központokban álljon rendelkezésre:
a) a teljes blokki technológiai számítógép adat archív, a baleseti helyzetet megelőzően legalább egy nappal korábbi kezdéssel, folyamatos frissítéssel;
b) a létesítmény teljes műszaki dokumentációja;
c) a baleseti helyzet kezeléséhez szükséges adatok a telephelyen tartózkodó személyekről, valamint
d) a külső környezetellenőrző rendszer on-line és archív adatai.
3a.4.5. Villamos rendszerek és irányítástechnika
I. Villamos rendszerek és berendezések
3a.4.5.0100. Biztosítani kell, hogy az atomerőművi blokk villamosenergia-ellátó rendszere képes legyen - az egyszeres meghibásodás és a telephelyen kívüli külső villamos betáplálás elvesztésének feltételezése mellett - a működéshez szükséges villamos energiával ellátni a biztonsági osztályba sorolt rendszereket és rendszerelemeket.
3a.4.5.0200. Biztosítani kell, hogy mind a belső, mind a külső hálózatból induló villamos tranziensek az atomerőművi blokk rendszereit minimális mértékben érintsék.
3a.4.5.0300. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek és rendszerelemek villamosenergia-ellátását biztonsági osztályuknak megfelelően, differenciált követelmények szerint kell tervezni.
3a.4.5.0400. A TA1-4 és TAK1 üzemállapotokban a villamos rendszerek és rendszerelemek tervezett villamos terhelése nem haladhatja meg azok megengedett terhelhetőségét. A tervezési specifikációban kell megadni a rendszerek és rendszerelemek villamos terhelésére vonatkozó korlátozásokat. Ezek alapján meg kell határozni a biztonsági rendszerek üzemeltetéséhez szükséges villamos energiaforrások mennyiségét, minőségét és teljesítményét, figyelembe véve a lehetséges közös okú hibákat és szükséges üzemelési időtartamot.
3a.4.5.0500. Megfelelő villamosenergia-betáplálást kell biztosítani TAK üzemállapotok esetére a TAK elemzések által megállapított szükséges beavatkozások és időkeret szerint, figyelembe véve a természeti eredetű veszélyeztető tényezőket.
3a.4.5.0600. Az atomerőművi blokk normál villamosenergia-ellátó rendszerében bekövetkező események kezelésére megfelelő intézkedéseket kell tartalmaznia a tervezési alapnak úgy, hogy az atomerőművi blokk biztonsága ilyen helyzetekben is garantálható legyen.
3a.4.5.0700. Az energiaellátó rendszereket, rendszerelemeket, a biztonsági osztályba sorolás mellett, a villamosenergia-ellátás megengedhető kimaradása szempontjából is csoportosítani kell. Ezek alapján kell megtervezni az atomerőművi blokk villamos betáplálási hálózatát.
3a.4.5.0800. A szünetmentes energiaellátás jellemzőit és a létfontosságú energiaellátás megengedhető kimaradásának időtartamát biztonsági megalapozással kell meghatározni. TAK1-2 üzemállapot során funkciót ellátó akkumulátoroknak megfelelő kapacitással kell rendelkezniük az újratölthetőségükig, vagy amíg más energiaellátási megoldás nem biztosítható.
3a.4.5.0900. Az üzemi villamos betáplálás kiesésekor, vagy paramétereinek megengedett tartományból való kilépése esetén a biztonsági villamosenergia-ellátó rendszereknek megfelelő időn belül automatikusan át kell kapcsolniuk a tartalék betáplálásokra.
3a.4.5.1000. A külső villamos hálózattól független biztonsági villamos energiaellátást megvalósító, fixen telepített, redundáns berendezéseknek olyan kialakításúnak kell lenniük, amelyek a lehető legteljesebb mértékben függetlenek az atomerőmű kiszolgáló rendszereitől.
3a.4.5.1100. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek és rendszerelemek villamos betáplálásánál láncolt villamos kapcsolatok csak olyan módon létesíthetők, hogy téves üzemi vagy karbantartási műveletek hatására ne fordulhasson elő nem szándékolt funkcióvesztés.
3a.4.5.1200. Több blokkal rendelkező atomerőmű esetén ésszerűen megvalósítható mértékben biztosítani kell a blokkok közötti közvetlen villamos összeköttetést, úgy hogy az esetleges hibák átterjedése egyik blokkról a másikra gyakorlatilag kizárható legyen.
3a.4.5.1300. Villamosenergia-forrást kell tervezni, amely:
a) fizikailag és rendszertechnikailag független a TA2-4 üzemállapotok kezelésére tervezett biztonsági villamosenergia-forrástól, valamint
b) megfelelő energiaellátást képes biztosítani a TAK2 üzemállapot megelőzéséhez, valamint következményeinek enyhítéséhez teljes feszültségvesztés esetén.
II. Irányítástechnika
3a.4.5.1400. Biztosítani kell az alapvető biztonsági funkciók ellenőrzéséhez szükséges paraméterek mérésére alkalmas műszerezést, megteremtve ezzel az atomerőművi blokk megbízható és biztonságos üzemeltetéséhez, a TA2-4 és a TAK1-2 üzemállapotot eredményező események kezeléséhez szükséges információk rendelkezésre állását.
3a.4.5.1500. Az elindult F1A és F1B funkciót nem szabad leállítani, annak be kell fejeződnie.
3a.4.5.1600. A programozható ABOS 2. rendszerek és rendszerelemekben futó szoftver működése legyen determinisztikus, a futási ciklusideje nem függhet a bemeneti jelek kombinációjától, vagy változási sebességétől. ABOS 2. rendszerben valós idő, vagy a redundanciák és diverzitások közötti időzítés szinkronizációs mechanizmus nem használható.
3a.4.5.1700. Ellenőrző és mérőműszerezést kell biztosítani a radioaktív anyagok előfordulási helyeinek megfigyeléséhez és mennyiségének méréséhez minden olyan helyen, ahol a környezetbe történő kibocsátásuk lehetséges.
3a.4.5.1800. A tudomány és technológiai fejlődés eredményeit alkalmazni kell az irányítástechnikai tervezés során. Korszerű, ugyanakkor megfelelő üzemi tapasztalatokkal rendelkező berendezéseket kell használni. A gyártásból kiszoruló technológiák alkalmazását kerülni kell. A rendszerek tervezésekor figyelembe kell venni az irányítástechnika viszonylag rövid életciklusát és a későbbi biztonságnövelés lehetőségét is. Ennek megfelelően elegendő tartalék kapacitást kell tervezni az alábbi szempontok szerint:
a) legyen elegendő szabad hely az elektronikai helységekben és a szekrényekben,
b) szabad szabványos csatlakozási lehetőségek későbbi fejlesztésekhez,
c) szabad memória és feldolgozási kapacitás a komputerekben, valamint
d) elegendő tartalék adatátviteli kapacitás.
3a.4.5.1900. Az irányítástechnikai rendszereket úgy kell tervezni, hogy a blokk üzemideje alatt akár többször is egyszerűen felújíthatók legyenek. A létesítési engedélykérelemben be kell mutatni a blokk üzemideje során alkalmazandó felújítási stratégiát az irányítástechnikai rendszerekre.
3a.4.5.2000. ABOS 2. és ABOS 3. rendszerek esetén bizonylattal kell igazolni, hogy az alkalmazott irányítástechnikai platformot egy arra szakosodott, független, akkreditált tanúsító szervezet megvizsgálta és hibamentesnek, valamint nukleáris erőművek biztonsági rendszereiben való alkalmazásra megfelelőnek minősítette. Programozható irányítástechnika esetén a tanúsítványnak a szoftver és a hardver platform, valamint a fejlesztő eszközök és kódgenerátorok megfelelőségét is igazolni kell.
3a.4.5.2100. ABOS 2. és ABOS 3. biztonsági osztályba sorolt rendszerek esetén el kell készíteni az alábbi igazoló elemzéseket:
a) determinisztikus elemzés az egyszeres meghibásodási követelmény teljesülésére,
b) a hardver és szoftver meghibásodási módok és hatások elemzése,
c) az ember-gép kapcsolat kialakításához és az automatizáltság szintjének megállapításához funkció és feladat elemzés,
d) közös okú meghibásodási lehetőségek elemzése, így különösképpen a specifikáció-béli, tervezési, gyártási, szoftver és hardver, környezeti hatások, karbantartási problémák, azonos rendszer vagy rendszerelem alkalmazása különböző mélységi védelmi vonalakban, architektúra, elválasztások, elégséges diverzitás,
e) valószínűségi megbízhatósági elemzés,
f) teszt lefedettség elemzése.
3a.4.5.2200. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszer, rendszerelem műszer- és irányítástechnikai konfigurációja, működtető logikája vagy a hozzá tartozó adatok megváltoztatására szigorú adminisztratív ellenőrzés alatt álló lehetőségeket kell biztosítani.
3a.4.5.2300. Olyan megfelelő veszélyjelzéseket kell alkalmazni, amelyek lehetővé teszik az üzemeltető személyzet beavatkozását, mielőtt az adott paraméterek a biztonságvédelmi rendszerek működését indító beállítási értéket elérnék. A védelmi működésekhez, fontos paraméter-eltérésekhez tartozó jelzéseket hangjelzéssel kell ellátni a blokk- és tartalékvezénylőben egyaránt. A védelmi működéshez tartozó jelzések a határérték-túllépés megszűnése után is csak az üzemviteli személyzet beavatkozásával lehetnek nyugtázhatóak.
3a.4.5.2400. A biztonsági paraméterekkel kapcsolatos műszerezésnek biztosítania kell mind a mérés, mind a feldolgozórendszer hibás állapotának felismerhetőségét.
3a.4.5.2500. Megfelelő felügyeleti és szabályozási eszközöket kell alkalmazni az Üzemeltetési Feltételek és Korlátok megsértésének megelőzése érdekében.
3a.4.5.2600. Olyan műszerezést, adatfeldolgozó, megjelenítő és archiváló rendszert kell létesíteni, amely ésszerűen megvalósítható mértékben független, alkalmas arra, hogy információt adjon az atomerőművi blokkállapotáról TAK2 üzemállapot környezeti körülményei között is, az ilyen helyzetre kidolgozott útmutató és belső utasítások terjedelmében.
3a.4.5.2700. Az irányítástechnikai rendszereknek biztosítaniuk kell:
a) az atomreaktor biztonságos automatikus leállítását és a biztonsági rendszerek indítását meghatározott paraméterek elérése esetén,
b) teljes körű, pontos és a szükséges időn belül rendelkezésre álló információt az üzemeltető személyzet számára az atomerőmű állapotáról,
c) beavatkozási és ellenőrzési eszközöket;
ca) az elmaradt automatikus működések pótlására,
cb) az atomreaktor kézi vagy automatikus úton történő biztonságos leállított állapotba viteléhez, és ilyen állapotban tartásához, a TA1-4 és a TAK1 üzemállapotok körülményei között,
cc) azokhoz a biztonsági beavatkozásokhoz, amelyek nem tartoznak az automatikus biztonsági működések körébe, valamint
cd) a baleset-kezeléshez szükséges kézi működtetésű műveletekhez, továbbá
d) megfelelő adattárolási, rögzítési rendszert arra, hogy valamely tranziens és üzemzavar részletei később kivizsgálhatóak legyenek.
3a.4.5.2800. Az irányítástechnikai rendszerek pontosságára, válaszidejére, eseménysorrend-meghatározására, feldolgozási kapacitástartalékára és kommunikációs kapacitástartalékára vonatkozóan az atomerőmű tervezési alapjával konzisztensen kell a követelményeket meghatározni.
3a.4.5.2900. Biztosítani kell, hogy a biztonsági irányítástechnikai rendszer érzékelje a TA1-4 és a TAK1 üzemállapotokat és az állapotnak megfelelően biztosítsa:
a) az atomreaktor leállítását,
b) a megfelelő biztonsági funkciót ellátó rendszerelemek működtetését, és
c) a támogató funkciók indítását.
3a.4.5.3000. A végrehajtó szervhez vezetett, különböző biztonsági szinthez tartozó parancsok esetén a magasabb biztonsági szintű parancsnak prioritást kell biztosítani. Ettől való eltérést elemzéssel kell igazolni. A prioritásképzést megvalósító rendszerelem biztonsági osztályát az általa kezelt legmagasabb szintű biztonsági funkcióhoz tartozó parancs biztonsági szintjéből kell megállapítani.
3a.4.5.3100. Minden, a biztonság szempontjából fontos adatot archiválni kell. Az adathoz időbélyeg is tartozik. Az időbélyeget az adatfolyamban a keletkezéséhez legközelebb, minél korábban kell generálni. Az archívot a blokkok üzemidejének végéig meg kell őrizni.
3a.4.5.3200. Az irányítástechnikai rendszerek technológiai funkció specifikációjának meg kell felelnie a következő követelményeknek:
a) azonosítja az irányítási feladatot a technológiai céloknak és követelménynek megfelelően,
b) minden irányítási feladathoz egyértelmű azonosító kódot rendel,
c) az irányítási feladatokat az adott feladat biztonsági fontossága alapján funkcionális biztonsági szintekbe sorolja és a mélységi védelem megfelelő szintjéhez rendeli,
d) meghatározza a funkciókhoz kapcsolódó függetlenségi kritériumokat, beleértve a diverzitási követelményeket,
e) meghatározza a funkciókhoz tartozó válaszidőket,
f) minden kimenethez meghatározza azt a biztonságos állapotot vagy pozíciót, amit a kimenet detektált hibája esetén fel kell vegyen,
g) meghatározza az operátori beavatkozást igénylő feladatokat az atomerőmű TA1-4 és TAK1 üzemállapotokra vonatkozóan oly módon, hogy az üzemeltető személyzet képes legyen azokat teljesíteni,
h) emberi nyelvű leírás mellett többszintű, megfelelően strukturált, formális nyelvi leírási módot használ,
i) formai ellenőrzésére, verifikálására automatizált rendszert irányoz elő,
j) tartalmazza az operátori feladatok végrehajtásához és az automatikus feladatok ellenőrzéséhez szükséges információkat,
k) működtetési határértékekhez és analóg értékek megjelenítéséhez meghatározza a pontossági követelményeket, továbbá
l) meghatározza az elvárt megbízhatósági követelményeket, továbbá
m) ABOS 2. biztonsági osztályba sorolt programozható irányítástechnikai rendszerek esetén azok funkcionális ellenőrzésére, validálására szimulációs módszereket határoz meg .
3a.4.5.3300. Az irányítástechnikai rendszerek és rendszerelemek tervezését és kivitelezését az adott biztonsági besorolású rendszerekre és rendszerelemekre vonatkozó kiválasztott szabványoknak megfelelően, differenciált követelmények szerint kell végezni.
3a.4.5.3400. Az irányítástechnika tervezése során használt digitális tervező eszközök és adatbázisok közötti adatcserét automatizált módon kell végrehajtani. Törekedni kell arra, hogy a konzisztens adatstruktúrában egy adat egy helyen legyen tárolva. Programozható rendszerek és rendszerelemek tervezéséhez olyan korszerű fejlesztő eszközöket kell használni, amelyek az alábbi funkciókkal rendelkeznek:
a) programozás,
b) kódgenerálás,
c) dokumentálás,
d) kód analízis, valamint
e) szimuláció, tesztelés.
3a.4.5.3500. Digitális ABOS 2. és ABOS 3. osztályba sorolt rendszerek esetén dokumentálni kell, hogy a generált felhasználói szoftver kód visszaolvasásra került, majd a visszaolvasott kód analízise igazolta, hogy a kódgenerálási folyamat nem vitt be hibát. A fejlesztési, tervezési, gyártási és létesítési szakasz minden műveletét részletesen dokumentálni kell. Bármely dokumentum hatósági ellenőrzés vagy szakértői értékelés tárgyát képezheti a létesítmény teljes időtartama alatt.
3a.4.5.3600. Meg kell határozni az irányítástechnikai rendszerek és a külvilág közötti emberi és automatikus kölcsönhatásokat logikai és fizikai interfészek formájában. A tervezett kölcsönhatások nem akadályozhatják az automatikus biztonsági funkciók teljesítését.
3a.4.5.3700. ABOS 2. rendszer vagy rendszerelem az adott blokkon kívüli rendszerrel nem kommunikálhat, ugyanazon blokk alacsonyabb biztonsági osztályú rendszere vagy rendszereleme számára pedig csak fizikailag egyirányú kommunikáción keresztül adhat adatot.
3a.4.5.3800. A technológiához kapcsolódó irányítástechnikai rendszer másik blokk irányítástechnikai rendszere számára vagy külső rendszerek felé csak fizikailag egyirányú adatkapcsolaton keresztül szolgáltathat adatot.
3a.4.5.3900. ABOS 2. rendszer adat kicsatolása céljából csak fizikailag egyirányú kommunikációval csatlakozhat alacsonyabb osztályú irányítástechnikai rendszerekhez. Diagnosztikai és szerviz célú eszközök alkalmazása esetén igazolni kell, hogy szándékolatlan vagy rosszindulatú parancsok bejutása a biztonsági rendszerbe a csatlakoztatott diagnosztikai és szerviz célú eszközök felől kizárt. ABOS 3. rendszerek esetében igazolni kell, hogy a csatlakoztatott alacsonyabb osztályú rendszerek vagy rendszerelemek felől szándékolatlan vagy rosszindulatú parancsok bejutása kizárt.
3a.4.5.4000. Az ABOS 2. biztonsági osztályba sorolt irányítástechnikai rendszerek alrendszereinek a megkövetelt hibatűrő képesség teljesítéséhez elegendő mértékben redundánsnak kell lenniük. A redundáns készleteknek funkcionálisan a lehető legnagyobb mértékben azonosak kell lenniük a szándékolt diverzitás alkalmazása mellett.
3a.4.5.4100. Az irányítástechnikai rendszerek architektúrájának illeszkedni kell a mélységi védelem szintjeihez. A mélységi védelemhez illeszkedő szinteket az ésszerűen megvalósítható legteljesebb mértékben el kell választani egymástól.
3a.4.5.4200. A nem biztonsági, vagy az alacsonyabb funkcionális biztonsági szinthez rendelt funkciók nem építhetők be egy biztonsági osztályba sorolt, vagy a szükségesnél magasabb biztonsági osztályba sorolt alrendszerbe. Amennyiben erre nincs lehetőség, biztonsági elemzéssel kell igazolni, hogy az alacsonyabb biztonsági szinthez rendelt funkciót teljesítő alrendszer semmilyen módon nem akadályozza valamely magasabb biztonsági szinthez rendelt funkció ellátását.
3a.4.5.4300. Különböző biztonsági osztályba sorolt irányítástechnikai rendszerek közötti kapcsolat esetén igazolni kell, hogy az alacsonyabb osztályba sorolt rendszer a magasabb osztályba sorolt rendszer működését nem befolyásolja. Azonos biztonsági osztályba sorolt irányítástechnikai rendszerek közötti kapcsolat esetén igazolni kell, hogy az egyik rendszer hibája a másik autonóm biztonsági funkcióinak teljesítését nem gátolja.
3a.4.5.4400. F1A és F1B, valamint F2 funkciók tekintetében biztosítani kell az egyszeres hibatűrő képesség folyamatos fenntartását. F1A, F1B vagy F2 funkcióvesztés még karbantartás vagy kézzel indított tesztelés esetében sem engedhető meg. F1A és F1B funkció esetén az egyszeres meghibásodás téves működést sem okozhat. Igazolni kell, hogy az alkalmazott architektúra megfelel a megbízhatósági követelményeknek.
3a.4.5.4500. Az ABOS 2. és ABOS 3. biztonsági osztályba sorolt irányítástechnikai rendszerek összes komponensének automatikus önellenőrző képességgel kell rendelkezni. Az önellenőrzés során feltárt hiba esetén jelzést kell generálni az operátor számára és - ha szükséges -, az alrendszer kimeneteit a 3a.4.5.3200. pont előírásai szerint, előre meghatározott, a biztonság irányába ható állapotba kell vezérelni.
3a.4.5.4600. Az ABOS 2. és ABOS 3. biztonsági osztályba sorolt irányítástechnikai rendszerek önellenőrzés által nem ellenőrizhető meghibásodásainak feltárására, valamint a biztonsági funkciók működőképességének demonstrálására manuális kezdeményezésű automatizált tesztelési lehetőséget kell biztosítani. A manuálisan kezdeményezhető, automatizált tesztelés végrehajtásához beépített eszközöket kell használni. A tesztelési ciklusidő megfelelőségét biztonsági elemzésalkalmazásával kell igazolni.
3a.4.5.4700. Az ABOS 2. biztonsági osztályba sorolt irányítástechnikai rendszerek esetén, a közös okú hibák lehetőségét minimalizálni kell megfelelő mértékű funkcionális vagy rendszerelem szintű diverzitás alkalmazásával. A diverzitás szükséges mértékét a megkívánt megbízhatósági követelményekből kell levezetni. Elemzéssel kell igazolni, hogy a választott megoldás mellett a közös okú meghibásodások valószínűsége elegendően alacsony.
3a.4.5.4800. Az atomerőmű tervezési alapjával összhangban követelményeket kell meghatározni - adott működési igény esetén - a működéselmaradás valószínűségére, valamint, ABOS 2. biztonsági osztályba sorolt irányítástechnikai rendszerek esetén, a téves működés gyakoriságára vonatkozóan.
3a.4.5.4900. Biztonsági osztályba sorolt irányítástechnikai rendszerek komponenseit az adott környezetben teljes körűen kell tesztelni, a tesztelési és az elfogadási kritériumok előzetes meghatározásával.
3a.4.5.5000. Megfelelő tervezési megoldásokkal, továbbá intézkedésekkel kell biztosítani, hogy irányítástechnikai rendszerekhez - mind fizikailag, mind logikailag - csak azok a személyek férjenek hozzá, akiknek az szükséges és megengedett, és csak olyan szinten, olyan lehetőségekkel, amelyek a számukra előírt feladatok elvégzését lehetővé teszik.
3a.4.5.5100. Kereskedelmi termék alkalmazása esetén a terméknek rendelkeznie kell egyedi- és típus-azonosítással és megfelelő, akkreditált vizsgáló szervezettől származó minősítéssel, annak igazolására, hogy a termék a tervezési alapból levezetett követelményeknek megfelel.
3a.4.5.5200. A műszerezettségnek a TA1-4 és a TAK1-2 üzemállapotok körülményei között is információt kell szolgáltatnia a kritikus biztonsági funkciók, valamint az üzemállapot kezeléséhez szükséges technológiai rendszerek állapotáról.
3a.4.5.5300. Az programozható irányítástechnika tervezésekor a Tervezési Alapfenyegetettség vonatkozó részeit és az atomenergia alkalmazások fizikai védelemről szóló kormányrendelet előírásait is figyelembe kell venni.
3a.4.5.5400. A tervezésben a programozható rendszerek védelmi szempontjait is figyelembe kell venni. Ha a tervezés során a nukleáris biztonsági és a programozható rendszerek védelmi szempontjai konfliktusba kerülnek, a nukleáris biztonsági szempont prioritást élvez.
III. Az informatikai és irányítástechnikai biztonság tervezés követelményei
3a.4.5.5500. Az Előzetes Biztonsági Jelentésben és a Végleges Biztonsági Jelentésben meg kell határozni az atomerőművi blokk irányítástechnikájával összefüggésben a mereven huzalozott - a félvezető alapú áramkörökkel gyártott logikákat beleértve - és a programozott eszközök megkülönböztetésével az informatikai és irányítástechnikai biztonság szempontjából kockázatot jelentő hozzáférések, valamint a funkció, a programok és az adatok módosításának fizikai lehetőségeit. Ezeket a lehetőségeket a megvalósíthatóság, valamint a módosítás eléréséhez szükséges szakértelem szintjének szempontjából sorrendbe kell állítani.
3a.4.5.5600. A programozható eszközök rendellenességeit detektálni kell. Biztosítani kell, hogy a program és a konstans adatfájlok át nem írható adathordozóról beolvasott, installáláskor képzett megbízható adatok szerint ellenőrizhetőek legyenek. Ahol ésszerűen megvalósítható, szükséges a technológiából beolvasott adatok hihetőségének vizsgálata.
3a.4.5.5700. A védelmi és biztonsági rendszerekhez tartozó végrehajtó szerveket működtető, továbbá a nukleáris biztonság szempontjából fontos, az üzemeltető személyzet döntéseit befolyásoló adatokat gyűjtő és megjelenítő funkciókat ellátó rendszereket és eszközöket meg kell védeni a biztonsági funkció megváltoztatását lehetővé tévő külső befolyásolás ellen.
3a.4.5.5800. A fizikai hozzáférés lehetőségeit, az adattovábbító eszközök és adatkábelek elhelyezését a fizikai védelmi zónákkal összhangban kell kialakítani.
3a.4.5.5900. Ki kell dolgozni a szükséges adminisztratív rendszert és az ehhez tartozó belső eljárás és a hozzáférések biztonsági protokolljait:
a) a rendszerekben szükséges karbantartás elvégzésére,
b) a digitális rendszerek szükséges módosítására,
c) a feltárt program- és adathibák kijavítására, és
d) az adathordozók ellenőrzésére, ki- és beszállítására.
3a.4.5.6000. Az irányítástechnikai konfigurációkezelésnek az alábbi területeket is le kell fednie:
a) a rendszer és a rendszerelemek dokumentációját, kereskedelmi termék esetén is,
b) a hardver dokumentációt,
c) a szoftver dokumentáció és kód minden formáját, így többek között a specifikációkat, a tervezési dokumentumokat, a forrás kódokat, a futtatható kódokat, gépi kódokat, könyvtárakat,
d) fejlesztő rendszereket, beleértve a kód generátorokat, fordítóprogramokat, teszt környezeteket és teszt eszközöket,
e) a teszteseteket és eredményeket,
f) a módosításokat és az azokhoz kapcsolódó elemzéseket, valamint
g) az oktatási anyagokat.
3a.4.6. A konténment és rendszerei
I. A konténment konstrukciós kialakítása és szerkezeti integritása
3a.4.6.0100. A konténment tervezése során meg kell valósítani:
a) a hasadási termékek kijutását korlátozó fizika gát funkciót és a hasadási termékek ellenőrzött kibocsátását biztosító funkciót;
b) a TA1-4 és TAK1-2 üzemállapotokban az ionizáló sugárzástól védő árnyékolás funkcióját; és
c) a külső események elleni védelem funkcióját.
3a.4.6.0200. A konténment fizikai gát és ellenőrzött kibocsátási funkciójának megvalósításához:
a) a konténment szivárgását olyan értéken kell korlátozni, amely mellett a TA2-4 üzemállapot esetén a kibocsátások az ésszerűen elérhető legalacsonyabb szinten tarthatók, és biztosíthatóak a 3a.2.4.0100. – 3a.2.4.0500. előírásainak betartása,
b) biztosítani kell a radioaktív aeroszolok és a radiojód koncentrációjának csökkentését a konténment légterében,
c) hermetizáló szerelvények alkalmazásával biztosítani kell a konténment falán keresztülhaladó csővezetékeken a hermetizálást,
d) a konténment fizikai integritásának megőrzése érdekében biztosítani kell a konténment normálüzemi klímájának megfelelőségét, és azt, hogy a konténment normálüzemi szellőzőrendszere alkalmas legyen a terv szerinti konténmenten belüli nyomás biztosítására,
e) biztosítani kell a konténment szivárgásának időszakos felügyeletét,
f) biztosítani kell a hő elvezetését a konténmentből, a szerkezet túlnyomás elleni védelmét és a keletkezett éghető gázok kezelését minden üzemállapotban,
g) biztosítani kell a konténment atmoszférájának tisztítását vagy a konténmentből kibocsátott gáznemű közeg szűrését,
h) a konténmentelemeinek az ésszerűen elérhető legalacsonyabb szinten kell tartania a bennfoglalt rendszerekből, rendszerelemekből származó közvetlen sugárzás hatását a konténmenten belül munkát végzőkre és a konténmenten kívül tartózkodókra, és
i) a üzemanyag-olvadéknak a konténment szerkezeti integritására gyakorolt romboló hatását meg kell előzni vagy ésszerűen megvalósítható mértékben korlátozni kell.
3a.4.6.0300. A külső események elleni védelmi funkció kialakítása során biztosítani kell, hogy:
a) a konténment épületszerkezete és belső szerkezeti elemei, továbbá a konténment technológiai rendszerei olyan kialakításúak és olyan ellenállóak legyenek a külső veszélyeztető tényezők hatásaival szemben, hogy biztosítsák a B1 fizikai gát funkcióval rendelkező ABOS 1, azaz a primerköri hőhordozót tartalmazó fővízköri rendszerek és rendszerelemek valamint az üzemanyag-sérülés megelőzésére betervezett rendszerek épségét és működőképességét a külső események bekövetkezésekor, a konténment megengedett szivárgási értékének és a szerkezet globális integritásának megtartása mellett, és
b) a TAK1 és TAK2 üzemállapotokban is őrizze meg a konténment a globális szerkezeti integritását.
3a.4.6.0400. A konténment funkcióit egy, vagy két különálló konténment szerkezettel egyaránt lehet biztosítani.
3a.4.6.0500. Amennyiben a konténment funkciót két különálló konténment szerkezet biztosítja, akkor a két szerkezet közötti zárt térrészt el kell látni olyan szellőző rendszerrel, amely biztosítja a légkörinél alacsonyabb nyomást, megfelelő szűrőkkel van ellátva a konténmentből esetlegesen szivárgó radioaktív anyagok eltávolítására, egyszeresen hibatűrő és ésszerűen megvalósítható mértékben független az atomerőmű többi szellőzőrendszerétől.
3a.4.6.0600. A konténment tervezésekor figyelembe kell venni a TA2-4 üzemállapotot eredményező folyamatokat és a TAK1-2 üzemállapotot eredményező eseményeket - az adott üzemállapotra meghatározott megfelelőségi kritériumok szerint. A konténment szilárdsági méretezésére a nyomástartó berendezésekre és csővezetékekre vonatkozó általános elveket kell alkalmazni, figyelembe véve a teherviselő szerkezet anyagával és konstrukciójával összefüggő sajátosságokat.
3a.4.6.0700. A konténmentet úgy kell megtervezni, hogy lehetőség legyen
a) a konténment nyomástartó képességének rendszeres ellenőrzésére,
b) a szivárgás ellenőrzésére üzemi nyomáson,
c) nyomáspróba végrehajtására,
d) a konténment állapotának, funkció ellátási képességének ellenőrzésére, valamint
e) a rugalmas tömítéssel és expanziós toldattal rendelkező átvezetések, közlekedőnyílások, zsilipek tömörségének periodikus, lokális tesztelésére.
3a.4.6.0800. Meg kell határozni a konténment ellenőrzésének módját és gyakoriságát.
3a.4.6.0900. A konténmenten megfelelő méretű átvezetésekről kell gondoskodni a belső helyiségek vagy térrészek között, hogy a nyomáskülönbség vagy a konténment közegének nagy áramlási sebessége ne okozzon károsodást a szerkezetben vagy más rendszerelemben.
3a.4.6.1000. Az üzemeltető személyzet konténmentbe való belépését olyan reteszelt zsilipeken keresztül kell megvalósítani, ahol biztosítható, hogy legalább a zsilip egyik ajtaja zárt állapotban van a TA1-4 és TAK1 üzemállapotokban.
3a.4.6.1100. Meg kell határozni a konténment zsilipeknek a TAK1-2 üzemállapotra érvényes funkcionalitási követelményeit.
3a.4.6.1200. A konténment nyomástartó részére vonatkozó tervezési tartaléknak biztosítania kell, hogy az üzemeltetés, karbantartás, vizsgálat, valamint a TA1-4 és TAK1 üzemállapotokban feltételezett igénybevételek hatására a ferrites szerkezetű anyagok nem fognak ridegen viselkedni, és az instabil repedésterjedés valószínűsége minimális lesz.
3a.4.6.1300. A burkolatok és bevonatok anyagát a konténment funkciójának megfelelően kell kiválasztani, alkalmazásukat specifikálni. Alkalmazásuk, kopásuk, meghibásodásuk nem befolyásolhatja a biztonsági funkciók ellátását.
3a.4.6.1400. A konténment szerkezeti épségének elvesztését gyakorlatilag ki kell zárni. Ennek érdekében a konténmentben uralkodó állapotok szabályozására a telephelyen vagy azon kívül tárolt berendezések is alkalmazhatók.
II. A konténment technológiai rendszerei
3a.4.6.1500. A konténmentnek mint rendszernek magába kell foglalnia:
a) a primer kör minden lényeges részét,
b) a nyomások és hőmérsékletek szabályozására képes rendszereket,
c) a hermetizáló elemeket, továbbá
d) a konténment légterébe kikerülő hasadási termékek, hidrogén, oxigén és egyéb anyagok kezelésére és eltávolítására szolgáló eszközöket.
3a.4.6.1600. A konténment hőelvonó rendszerének biztosítania kell a konténment nyomásának és hőmérsékletének gyors csökkentését egy hűtőközeg-vesztéssel járó eseményt követően, majd azok ésszerűen megvalósítható alacsony értéken tartását, egyszeres meghibásodás feltételezésével.
3a.4.6.1700. A konténment hőelvonó rendszerét úgy kell megtervezni, hogy a rendszer integritásának és teljesítőképességének biztosításához szükséges elemek időszakos ellenőrzése megvalósítható legyen.
3a.4.6.1800. A konténment tervében TAK1-2 üzemállapotokra műszaki megoldásokat kell alkalmazni a konténment nyomásának és hőmérsékletének ellenőrzésére, szabályozására, valamint az éghető gázok kezelésére, továbbá arra, hogy a konténment légtömörsége ne romoljon lényeges mértékben ilyen eseményeket követő ésszerű időtartam alatt.
3a.4.6.1900. A konténment határoló falán áthaladó csővezetéket két, megbízhatóan és függetlenül működtetett soros elrendezésű hermetizáló szerelvénnyel kell ellátni, az egyiket a konténmenten belül, a másikat azon kívül elhelyezve. A hermetizáló szerelvényeknek vagy távműködtetéssel ellátottaknak, vagy zárt állapotban reteszeltnek kell lenniük. Az állapotukról helyzetjelzésnek kell megjelennie a blokkvezénylőben. A szerelvényeket a konténment falához a lehető legközelebb kell elhelyezni. A hermetizáló szerelvények specifikációját az atomerőmű tervezési alapjába tartozó valamennyi üzemállapot figyelembevételével kell meghatározni.
3a.4.6.2000. A konténment hermetizálását lehetővé kell tenni a TAK1-2 üzemállapotok esetére is. Ha egy esemény a konténment védőburkolatának megkerülésével vezet környezeti kibocsátáshoz, a következményeket enyhíteni kell. Ha egy esemény a konténment megkerüléséhez vezet, akkor olyan tervezési megoldásokról kell gondoskodni, amelyek nagy biztonsággal megakadályozzák a fűtőelem sérülést.
3a.4.6.2100. A konténment szellőzőrendszereit úgy kell megtervezni, hogy
a) a TA1 üzemállapotokban kiszolgálható helyiségekben munkára alkalmas környezetet biztosítsanak az üzemeltető személyzet számára;
b) az atomerőművi blokk helyiségeiben elhelyezkedő berendezések környezetállósági minősítésével összhangban lévő körülményeket tartsanak fenn;
c) korlátozzák az egészségre káros anyagok terjedését, és biztosítsák a levegőben lévő károsanyag-koncentrációnak az egészségügyi határértékek alá történő csökkentését; továbbá
d) biztosítsák a különböző helyiségek megfelelő szellőzését, szükség szerinti leválasztását, szellőzési útvonalak kizárhatóságát, a veszélyforrások kockázatának elfogadható érték alá csökkentése vagy kiküszöbölése érdekében.
3a.4.6.2200. A konténment légterének tisztítását úgy kell megoldani, hogy a hasadási termékek, hidrogén, oxigén és egyéb, a konténment légterébe esetlegesen bekerülő anyagok kezelésére, ellenőrzésére szolgáló rendszerek az egyszeres meghibásodás feltételezésével biztosítsák a hasadási termékek környezetbe kibocsátott mennyiségének és koncentrációjának a csökkentését, valamint - a konténment integritásának biztosításához - a konténment légterében a hidrogén vagy oxigén koncentrációjának szabályozását.
3a.4.6.2300. A konténment légterének tisztító rendszerét úgy kell megtervezni, hogy az lehetővé tegye a fontos elemek megfelelő, időszakos ellenőrzését a rendszer integritásának és teljesítőképességének biztosításához.
3a.4.6.2400. A tűz ellen megfelelő védettséget ki kell alakítani a konténmentben. A tűzgátak elhelyezése azonban nem akadályozhatja a konténment funkcióit és a konténment üzemeltetését.
3a.4.7. Segéd és kiszolgáló rendszerek
I. Biztonsági hűtővízrendszer
3a.4.7.0100. Biztonsági hűtővízrendszerrel kell biztosítani a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerektől és rendszerelemektől történő hőelvonást, hőmérsékletük terv szerinti szinten tartását normál üzemi és üzemzavari körülmények között. A rendszer tervezésénél egyszeres meghibásodást kell feltételezni.
II. Szellőző és klímarendszerek
3a.4.7.0200. Az atomerőművi szellőző és klímarendszereknek biztosítania kell a radioaktív anyagok létesítményen belüli szétterjedésének vagy külső környezetbejutásának megakadályozását vagy csökkentését, az üzemeltető személyzet vagy a berendezések számára szükséges, a minősített állapot fenntartását szolgáló klímaviszonyokat.
3a.4.7.0300. Nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerelemeket tartalmazó helyiségek esetén meg kell vizsgálni, hogy a szellőző és klímarendszer kiesése milyen hatással van a működésükre. Indokolt esetben a szellőző és légkondicionáló rendszert biztonsági osztályba kell sorolni és megfelelő redundanciával kell kiépíteni.
3a.4.7.0400. A helyiségeket kategóriánként, egymástól független szellőzőrendszerrel kell ellátni. Ez alól kivételt képez a blokk- és tartalékvezénylő, valamint a konténment helyiségei, amelyekre a 3a.4.7.0700. és 3a.4.6.0900. pontok érvényesek.
3a.4.7.0500. A radioaktív anyagok szétterjedését korlátozó szellőző és klímarendszerekkel biztosítani kell, hogy:
a) az adott helyiségben a légcsere mértéke legyen arányos a levegővel mozgó radioaktív anyagok koncentrációjának mértékével,
b) a légáramlatok iránya a kevésbé szennyezett helyekről a szennyezettebb helyek felé irányuljon, valamint
c) a rendszerek száma és elrendezése biztosítsa a jobban és kevésbé szennyezett helyiségek szellőzésének szétválasztását.
3a.4.7.0600. Törekedni kell egyetlen kidobó kémény alkalmazására a légnemű sugárvédelmi kibocsátások integrált mennyiségének ellenőrizhetősége érdekében.
3a.4.7.0700. A szellőző rendszerek tervezése során általános követelményként biztosítani kell:
a) az olyan külső hatások és klimatikus viszonyok figyelembevételét, mint a külső tűz vagy robbanás, extrém szélsebességek, hó vagy másfajta szennyeződések általi eltömődés kockázata, magas páratartalom, vegyi anyagok bejutásának kockázata,
b) a tűzvédelmi és tűzkorlátozó funkció ellátását,
c) hogy a szellőző rendszerek szükség esetén alkalmasak legyenek a tűz miatt keletkező füst eltávolítására, a normál levegőviszonyok helyreállítására, ugyanakkor meg kell akadályozni a tüzek szellőző rendszereken keresztüli tovaterjedését,
d) a szellőző és klímarendszer szívó oldalát el kell látni megfelelő szűrőkkel, annak érdekében, hogy azok a robbanásveszélyes, mérgező és egyéb veszélyes anyagok, illetve szennyeződések, amelyek megjelenésére számítani lehet, ne juthassanak be a biztonsági osztályba sorolt helyiségekbe. A szellőzőrendszert el kell látni megfelelő mérőműszerekkel, amelyek alkalmasak a veszélyes anyagok detektálására,
e) a szellőző és klíma rendszer nyomó oldalát el kell látni olyan szűrőkkel, amelyek alkalmasak a szellőző rendszerbe kerülő radioaktív anyagok eltávolítására, továbbá szükség esetén a kibocsátások korlátozása érdekében lehetőséget kell biztosítani a helyiségből elszívott levegő hűtésére és az áramlás korlátozására,
f) a 3a.5.2.0200. ponttal összhangban, a szellőző és légkondicionáló rendszer geometriai kialakítását és a felhasznált anyagokat úgy kell megválasztani, hogy könnyen lehessen dekontaminálni,
g) a blokk- és tartalékvezénylőt, a műszaki támogató központot, valamint a veszélyhelyzeti irányító központot olyan izoláló és szűrő rendszerrel kell ellátni, amely lehetővé teszi, hogy TA2-4, TAK1-2 üzemállapotok esetén a személyzet egyéni védőfelszerelés nélkül tudjon benne dolgozni, hosszú távon is. A blokk- és tartalékvezénylő, a műszaki támogató központot, valamint a veszélyhelyzeti irányító központ helyiségeit kiszolgáló szellőző és légkondicionáló rendszernek ésszerűen megvalósítható mértékben függetlennek és egyszeres hibatűrőnek kell lennie.
3a.4.7.0800. A klímarendszerek rendszerelemeit a lehetséges mértékig egységesíteni kell. A tervezésnek a tesztelhetőséget, és amennyiben szükséges, a szivárgásmentességet és a zajszint követelményeket figyelembe kell vennie.
3a.4.7.0900. A szellőzőcsatornák tervezését a rendelkezésre álló szabvány profilok, sugárvédelmi követelmények, földrengésállóság, szerelhetőség, valamint a várható külső és belső nyomásviszonyok figyelembevételével kell elvégezni.
3a.4.7.1000. A ventilátorok tervezésénél az egyedi és párhuzamos üzem rendszerkompatibilis jelleggörbéit, a forgó elemektől való védelmet, a könnyű hozzáférhetőséget és szerelhetőséget, (különösen szíjhajtású ventilátoroknál) és a rezgések továbbterjedésének megelőzését kell figyelembe venni.
3a.4.7.1100. A fűtőberendezések alkalmazása során villamos és vizes berendezés is alkalmazható, a földrengésállóságra méretezendő helyekre villamos berendezést célszerű telepíteni. A hűtési hőcserélőknél hullámos lamellák alkalmazása célszerű úgy, hogy távolságuk korlátozza az elrakódást.
3a.4.7.1200. A csappantyúkat mechanikus helyzetjelzővel kell ellátni és a beszabályozásra szolgálóknál gondoskodni kell a megfelelő pozícióban való rögzítés lehetőségéről.
III. Emelő berendezések
3a.4.7.1300. Az emelő berendezések tervének biztosítani kell a földrengés-állósági, emelési, leesés elleni, tervezési és lepróbálási követelményeket és kritériumokat.
3a.4.7.1400. Az emelő berendezéseknek funkciótól függően rendelkezniük kell kézi mozgatási lehetőségekkel, amelyekkel feszültség-kimaradás esetén biztosítható a teher biztonságos letétele.
3a.4.7.1500. A biztonsági vagy fizikai gát funkciót érintő emelőgépeket speciális nukleáris tervezési szabvány alkalmazásával kell megtervezni.
IV. Felvonók
3a.4.7.1600. A felvonó berendezések tervének biztosítani kel a földrengés állósági, emelési, leesési, tervezési és lepróbálási követelményeket és kritériumokat.
3a.4.7.1700. A felvonó berendezéseknek funkciótól függően rendelkezniük kell kézi mozgatási lehetőséggel, amellyel feszültség kimaradás esetén biztosítható a felvonó biztonságos leeresztése.
3a.4.7.1800. A biztonsági vagy fizikai gát funkciót érintő felvonókat speciális nukleáris tervezési szabvány alkalmazásával kell megtervezni.
3a.4.8. Rendszerelemekre vonatkozó speciális tervezési követelmények
I. Szerelvények
3a.4.8.0100. A rendszereket úgy kell tervezni, hogy minél kevesebb szerelvényre legyen szükség, figyelembe véve ugyanakkor a biztonság, a funkcionalitás, a megbízhatóság és a rendelkezésre állás szempontjait.
3a.4.8.0200. Minden egyes szerelvényre meg kell határozni azon funkcionális követelményeket, amelyek biztosítják a szerelvény és hajtása működőképességét minden tervezési állapotban.
3a.4.8.0300. A legfontosabb szempontok a biztonsági funkció, az áramló mennyiség, a nyomásesés, a megbízhatósági követelmények, a redundancia követelmények és a kizárási követelmények.
3a.4.8.0400. A szerelvényekkel együtt szállított műszaki információnak a későbbi helyettesíthetőség, illetve átalakítás érdekében az üzemeltetési és karbantartási információkon, valamint rajzokon és diagramokon túl tartalmaznia kell a kiválasztási indokokat, így különösképpen a hidraulikus ellenállás, kavitáció és kétfázisú közeg sajátosságok, hajtás terhelése a közegáramlás és a nyomáskülönbség függvényében, futásidő.
3a.4.8.0500. Tervezési megoldásokkal kell biztosítani a szerelvények szivárgási valószínűségének minimalizálását.
3a.4.8.0600. Azokat a szerelvényház elemeket, amelyek a tömítés szivárgásakor bórsavas közeggel érintkeznek, bórsavkorróziónak ellenálló anyagból kell készíteni.
3a.4.8.0700. A szerelvényeken legyen kívülről látható azok nyitott vagy zárt helyzete.
3a.4.8.0800. Legyen lehetőség a szerelvények biztonsági funkciójának tesztelésére. A tesztelési feltételek a lehetséges mértékig legyenek a tervezési feltételekhez közeliek.
3a.4.8.0900. Az azonos típusba tartozó szerelvények alkatrészei legyenek csereszabatosak.
II. Szerelvény hajtások
3a.4.8.1000. A szerelvény hajtások tervezési követelményeinek biztosítani kell a működést minden tervezett körülmény között, a méretezéshez a legrosszabb körülményeket választva, beleértve a tápfeszültség vagy a meghajtó közeg paramétereinek ingadozásait.
3a.4.8.1100. A hajtásoknak biztosítaniuk kell a szerelvény működtetéséhez szükséges nyomatékot és a biztonsági elemzésben előirányzott zárási és nyitási időt anélkül, hogy kárt okoznának a hajtott szerelvényben.
3a.4.8.1200. A hajtás típusát a funkció figyelembe vételével kell kiválasztani.
3a.4.8.1300. A konténmentben - különösen szabályozó szelepek esetén - előnyben kell részesíteni a motoros hajtásokat. Ha azonban a motoros hajtások nem tudnak megfelelni az előírt teljesítmény-, vagy biztonsági követelményeknek, akkor saját közeg vagy peumatikus hajtások is alkalmazhatók.
3a.4.8.1400. A meghajtott szerelvényeket szükség esetén kézi működtetéssel és láncolási lehetőséggel kell ellátni.
3a.4.8.1500. A pneumatikus hajtások tömítéseit minősíteni kell.
3a.4.8.1600. Meg kell oldani a szerelvények nyomaték- és túlterhelés-védelmét.
3a.4.8.1700. A blokkvezénylőben biztosítani kell az 1. biztonsági osztályba sorolt szerelvényhajtások túlterhelődésének jelzését.
3a.4.8.1800. A túlterhelés-védelem nem akadályozhatja meg a biztonsági funkciók ellátását.
III. Szivattyúk
3a.4.8.1900. A kiszolgáló rendszereket igénylő szivattyúk alkalmazását lehetőség szerinti kerülni kell.
3a.4.8.2000. A szivattyúk karbantartását úgy kell tervezni, hogy két tervezett karbantartási ciklus között kizárható legyen a szivattyúk rendelkezésre állásának normál kopásból származó elvesztése.
3a.4.8.2100. A hidraulikai paraméterek beállításához fojtóelemek helyett szabályzószelepek alkalmazását kell előnyben részesíteni a cserélhetőség érdekében.
3a.4.8.2200. A szivattyúk belső részei legyenek könnyen kiszerelhetők karbantartás céljára vagy maguk a szivattyúk legyenek könnyen cserélhetők.
3a.4.8.2300. Ahol lehetséges, a nagy dózisteljesítménnyel rendelkező helyeken hosszú életű tömítéseket és folyamatos kenést kell alkalmazni.
3a.4.8.2400. A tömítések tegyék lehetővé a szivattyúk zárt nyomóágra történő indítását.
3a.4.8.2500. Megfelelő szívóági állapotok biztosításával a kavitációs kopásokat meg kell előzni. Az előtétszivattyúk alkalmazását kerülni kell, vagy ha mégis szükségesek, akkor biztosítsák a kavitáció elkerüléséhez szükséges szívónyomást és közegáramot, különösen indulási és leállási üzemmódban, továbbá megbízhatóságuk legyen legalább olyan, mint a fő szivattyúé.
3a.4.8.2600. Axiálisan osztott szivattyúházak nem alkalmazhatók nagy közeghőmérsékletű, illetve nagy hőütéssel jellemezhető, továbbá nagynyomású, radioaktív anyagokat szállító rendszerekben.
3a.4.8.2700. Axiálisan osztott szivattyúházak nem alkalmazhatók biztonsági rendszerekben.
3a.4.8.2800. Hermetikus szivattyúk alkalmazására a rendkívül alacsony szivárgás, a megnövelt karbantartási ciklusidő és az ennek köszönhető alacsonyabb karbantartási dózisterhelés alapján törekedni kell.
3a.4.8.2900. A terv biztosítsa a szivattyúk üzem közbeni tesztelhetőségét olyan közegáramokkal, amelyek bizonyítják a normál üzemben történő megbízható működést, és amelyek nem vezetnek a szivattyú romlásához.
3a.4.8.3000. A fő keringtető szivattyúk esetén biztosítani kell a szivattyúk hosszú kifutási idejének elegendőségét az EBJ és VBJ elemzéseiben előirányzottak szerint. Az előirányzott kifutási idő meglétét az üzembe helyezési próbák során igazolni kell.
3a.4.8.3100. A fő keringtető szivattyúk tengely melletti szivárgása legyen korlátozott akkor is, ha a záróvíz betáplálás rövid időre kiesik.
IV. Hőcserélők
3a.4.8.3200. Lehetőség szerint olyan hőcserélő típusokat kell alkalmazni, amelyek mindenkor, minden előkészítés és kondicionálás nélkül üzembe vehetők.
3a.4.8.3300. Csőköteges hőcserélőknél ki kell zárni az üzemi közeg forrását a csőtábla és a hőcserélő csövek behengerlési zónájában.
3a.4.8.3400. A radioaktív közeg a hőcserélő csövekben áramoljon és, ahol lehetséges, nyomása kisebb legyen, mint a köpenytér nyomása.
3a.4.8.3500. A hőcserélő csöveket védeni kell a közegáramlás keltette rezgésektől a legkedvezőtlenebb áramlási és hőmérsékleti viszonyok esetén is.
3a.4.8.3600. A hőcserélőket megfelelő tartalékkal kell méretezni a szükséges csődugózások és eltömődések, valamint a lerakódások figyelembevételével.
3a.4.8.3700. Megfelelő korróziós tartalékot kell figyelembe venni a hőcserélő csövek esetében, azonban a tartalékok nem okozhatnak túlbiztosítást.
3a.4.8.3800. A hőcserélők legyenek teljesen leüríthetők és tisztíthatók.
3a.4.8.3900. Biztosítani kell a hőcserélők csőkötegeinek kiszerelhetőségét és a visszaszerelhetőségét.
V. Szűrők és ioncserélők
3a.4.8.4000. A radioaktív folyadékokat kezelő szűrők esetén a könnyű kezelhetőséget, szerelhetőséget akár távműködtetési módszerek alkalmazásával is biztosítani kell.
3a.4.8.4100. Olyan megoldásokat kell alkalmazni, amelyeknél a szűrőből kivett anyagok nem okoznak komoly sugárterhelést.
3a.4.8.4200. A patronos szűrőknek olyanoknak kell lenniük, hogy a legfeljebb kétévente történő cseréjük könnyen kivitelezhető legyen és a kiemelt patronok normál hulladékkezelési eljárásokkal kezelhetők legyenek.
3a.4.8.4300. A visszamosatásos szűrők tervezésénél figyelembe kell venni a szűrendő folyadékban lévő szemcseméretet/mennyiséget, a gravitációs visszamosatás megoldását és a visszamosatás gyakoriságának elegendően nagy intervallumát.
3a.4.8.4400. Az ioncserélő szűrők esetében biztosítani kell a gyanta hőmérsékletének megőrzését, lazíthatóságát, regenerációját, cserélhetőségét és a tartály megfelelését a közeg és nyomásviszonyokra. A gyanta megfelelő élettartamát biztosítani kell.
3a.4.8.4500. Légszűrők esetében az esetlegesen radioaktívvá váló szűrőket el kell választani az inaktív terektől. A betétek cseréjéhez szükséges helyet biztosítani kell.
VI. Tároló tartályok
3a.4.8.4600. A nyomás nélküli tároló tartályok általános tervezési követelményei az alábbiak:
a) leülepedés elleni intézkedések és megoldások biztosítása,
b) a tartály külső-belső merevítésének olyan kialakítása, amelyek nem akadályozzák a teljes ürülést/légtelenítést és dekontaminálást,
c) a betontartályok megfelelő belső burkolása,
d) a belső burkolatok időtállósága vagy javíthatósága,
e) külső elhelyezésű tárolótartályoknál a fagyállóság biztosítása,
f) a radioaktív folyadékok tárolására szolgáló tartályokra külön dekontaminálási, ürítési, mosatási, mintavételezési és szivárgás-kizárási követelményeket kell megfogalmazni,
g) a tárolótartályok legyenek karbantartás céljából hozzáférhetők, e célból legalább 500 mm helyet kell biztosítani körülöttük, a járható utak magassága legalább 2 m legyen.
VII. Csővezetékek és csővezetéki elemek
3a.4.8.4700. A csővezetékek tervezésénél biztosítani kell a hegesztési varratok ellenőrizhetőségét, a magas- és mélypontok minimalizálását, a radioaktív anyagokat tartalmazó rendszerek esetén a szigetelés könnyű szerelhetőségét.
3a.4.8.4800. Ahol lehetséges, hajlított csőszakaszokat kell alkalmazni egyenek csövek és könyökök alkalmazása helyett.
3a.4.8.4900. A fojtótárcsákat megfelelő hosszúságú egyenes szakaszokba, kívülről azonosítható módon kell beépíteni.
VIII. Csavaros kötések és menetes rögzítők
3a.4.8.5000. A csavaros kötéseket és menetes rögzítéseket csak ott szabad alkalmazni, ahol a gyakori megbontási igény ezt indokolja.
3a.4.8.5100. A nyomáshatáron, ezen belül elsősorban a veszélyes anyagokat határoló kötések esetén különösen fontos az ellenálló, ellenőrizhető kötések alkalmazása. Kilazulás kockázata esetén a kötésre bontható záró mechanizmust kell alkalmazni.
IX. Dízelgenerátorok
3a.4.8.5200. A dízelgenerátorok kezelésének, indítási, felterhelési, stabil üzemi, és leállítási sajátosságainak olyannak kell lenni, hogy automatikusan, illetve szükség esetén kézi kapcsolási lehetőséggel, megfelelő időben biztosítsák a szükséges fogyasztók lépcsőzetes bekapcsolódását, elviseljék a legnagyobb egyedi terhelés ki- és bekapcsolását minden üzemállapotban, alkalmasak legyenek a megadott korlátokon belül az elvárt paraméterek gyors biztosítására és folyamatos fenntartására és üzemzavari állapotban csak a minimálisan szükséges védelmeik kapcsolják ki üzemből.
3a.4.8.5300. Minden dízelgenerátort független, külső és belső veszélyektől védett üzemanyag-, kipufogó-, kenő-, hűtővíz-, égési levegő-, indítólevegő-, és elektromos rendszerrel kell ellátni. A dízelgenerátornak és segédrendszereinek tesztelhetőeknek kell lenniük.
3a.4.8.5400. A dízelgenerátorokat tűzoltórendszerrel kell ellátni.
3a.5. SUGÁRVÉDELEM
3a.5.1. Általános követelmények
3a.5.1.0100. A tervezés során alkalmazni kell a sugárvédelem három alapelvét, az indoklás, az optimalizálás és korlátozás elvét.
3a.5.1.0200. A sugárvédelmi tervezés során ki kell jelölni az ellenőrzött és felügyelt zónákat. Az ellenőrzött zónában gondoskodni kell a helyiségek légterének, felületi szennyezettségének és a sugárforrásoknak az ellenőrzéséről. Megfelelő eszközöket kell tervezni, és intézkedéseket kell tenni a radioaktív szennyeződés felügyelt zónában történő szétterjedésének korlátozása érdekében.
3a.5.1.0300. Az atomerőművi blokk minden olyan részén, ahol az üzemeltető személyzet rendeltetésszerűen tartózkodik vagy tartózkodhat, a TA1-4 és TAK1 üzemállapotokban olyan munkakörnyezetet kell biztosítani, amely megfelel annak az elvnek, hogy a dózist az ésszerűen elérhető legalacsonyabb szinten kell tartani.
3a.5.1.0400. Sugárveszélyes környezetben való tevékenység körülményeinek megtervezésénél az egyének sugárterhelését úgy kell korlátozni, hogy a lehetséges sugárterhelés-kombinációk ne okozhassák sem az effektív dózis, sem pedig a szerveket és szöveteket érő egyenértékdózis korlátainak túllépését.
3a.5.1.0500. A védelmi intézkedéseket optimálni kell annak érdekében, hogy az egyéni dózisok nagysága, a sugárzásnak kitett személyek száma és a sugárterhelés valószínűsége ésszerűen alacsony szinten maradhasson az egyéni dóziskorlátokon belül, figyelembe véve az atomerőműre vonatkozó dózismegszorításokat.
3a.5.1.0600. Elemezni kell a normál és a potenciális sugárterhelést az atomerőmű teljes területén, figyelembe véve a TA1-4 és TAK1-2 üzemállapotokat, annak érdekében, hogy az atomerőmű területén tartózkodó személyeket és a lakosságot rendszeresen vagy potenciálisan érő dózisok megbecsülhetők legyenek.
3a.5.1.0700. Minden dózisbecslésnek megfelelően konzervatívnak kell lennie, hogy a belső és külső sugárterhelés-számításokban meglévő bizonytalanságokat figyelembe vegyék. A számításokhoz fel kell használni a rendelkezésre álló mérési adatokat is.
3a.5.1.0800. Be kell mutatni a legnagyobb egyéni éves dózisértéket és az átlagos kollektív dózisértéket.
3a.5.1.0900. A telephelyen nem sugárveszélyes munkakörben foglalkoztatott személyek sugárterhelését a telephely sugárzási jellemzőiből várható dózis maximális értékének becslésével kell meghatározni.
3a.5.1.1000. A telephelyen kívül élő lakosság sugárterhelését olyan számított dózisértékek alapján kell meghatározni, melyek a kritikus csoportra vonatkoznak, és figyelembe veszik a mesterséges forrásokból származó külső és belső sugárterheléseket is, az orvosi eredetű sugárterhelés kivételével.
3a.5.1.1100. A sugáregészségügyi követelmények alapján - a rendelkezésre álló tapasztalatok birtokában - meg kell határozni az üzemeltető személyzet kollektív dózisára vonatkozó tervezési célkitűzést.
3a.5.1.1200. A tervezési folyamat során számításokkal kell megbecsülni, hogy egy adott rendszer üzemeltetése milyen mértékben járul hozzá az üzemeltető személyzet kollektív sugárterheléséhez. A sugárterhelés becslésekor figyelembe kell venni a szomszédos rendszerekből és a levegőben lévő radionuklidokból származó járulékot is.
3a.5.1.1300. Értékelni kell a rendszer tervezett felülvizsgálata, karbantartása és komponenseinek javítása, cseréje során fellépő sugárterheléseket is. Azonosítani kell azokat a rendszereket, amelyek a kitűzött tervezési dózisérték betartása mellett jelentős mértékben hozzájárulnak az üzemeltető személyzet kollektív sugárterheléséhez.
3a.5.1.1400. A rendszereket, rendszerelemeket úgy kell megtervezni, hogy az atomerőmű üzemeltethető legyen nagy dózisteljesítményű területeken való tartózkodás, munkavégzés nélkül is.
3a.5.1.1500. A nagy aktivitású tárgyak kezelésére távműködtetésű eszközöket kell tervezni és létrehozni.
3a.5.1.1600. A radioaktív sugárzást kibocsátó rendszerelemek - dozimetriai szempontból - megfelelő működését, folyamatos és szakaszos sugárvédelmi ellenőrző mérésekkel kell felügyelni. A sugárvédelmi ellenőrzés terjedelmét, a folyamatos és szakaszos műszeres mérések mennyiségét a normál, illetve potenciális sugárterhelés figyelembevételével kell meghatározni.
3a.5.1.1700. Radioaktív közeget szállító-, tároló rendszerek, rendszerelemek leürítőit és légtelenítőit oly módon kell kialakítani, hogy a radioaktív közeg elkülönített kezelése lehetővé váljék.
3a.5.1.1800. Az atomerőmű üzemeltetéséhez olyan dózisértékelési rendszert kell tervezni, amely
a) a hatósági dózisértékelési rendszer mellett rendszeres időközönként biztosítja a személyzet sugárdózisainak mérését és értékelését,
b) alkalmas a kapott dózisinformációk gyakorisága mellett a dóziskorlátok betartásának igazolására,
c) megfelelő adatokat szolgáltat a sugárvédelem optimalizálásához, továbbá
d) biztosítja a dóziskorlátok túllépésének rövid időn belül történő észlelését.
3a.5.2. Dekontaminálás
3a.5.2.0100. A dekontaminálás lehetőségét minden olyan helyen meg kell teremteni, ahol az üzemeltető személyzet sugárterhelését ésszerűen csökkenteni lehet. A radioaktív közegek szivárgásának megakadályozásával, az ürítő-, légtelenítő, valamint túlfolyóvezetékek zárt rendszerű kialakításával minimalizálni kell a dekontaminálás szükségességének mértékét.
3a.5.2.0200. Biztosítani kell, hogy radioaktív közeggel üzemszerűen érintkező vagy radioaktív szennyeződésnek kitett rendszerelem anyaga és konstrukciója, kialakítása tegye lehetővé a dekontaminálást és a dekontamináló oldat teljes eltávolítását. A dekontaminálási folyamatot úgy kell megtervezni, hogy az érintett rendszerelemek felületminősége a dekontaminálás után is megfeleljen a követelményeknek.
3a.5.2.0300. Biztosítani kell az ellenőrzött zónáknak és az innen származó tárgyak ki- és bevitelének ellenőrzését és - amennyiben szükséges - a dekontaminálását.
3a.5.3. Radiológiai ellenőrző eszközök
3a.5.3.0100. Megfelelő eszközöket kell tervezni a sugárzási helyzet mérésére, melyek a TA1-4 üzemállapotban képesek megfelelő pontossággal mérni, valamint kijelölt helyeken a TAK1 és TAK2 üzemállapotokban is alkalmasak információ szolgáltatására. Mérőeszközöket legalább a következő funkciókra kell tervezni:
a) az atomerőmű kijelölt helyiségei, pontjai dózisteljesítményének mérése,
b) az üzemeltető személyzet által rendszeresen kiszolgált terek műszeres ellenőrzése, ha e terekben egyes tervezési üzemállapotokban az ott-tartózkodás korlátozás alá eshet,
c) a TA3-4 és TAK1-2 üzemállapotok során létrejövő dózisteljesítmény jelzése,
d) a technológiai rendszerekből, a környezetből vett légnemű és folyadékminták izotóp koncentrációjának mérése a TA1-4 és TAK1-2 üzemállapotokban,
e) a környezeti kibocsátások rendszeres műszeres ellenőrzése a TA1-4 és TAK1-2 üzemállapotokban,
f) felületi radioaktív szennyezettség mérése, valamint
g) az üzemeltető személyzet külső és belső sugárterhelésének, valamint felületi szennyezettségének meghatározására.
3a.5.4. Biológiai védelem, árnyékolás
3a.5.4.0100. Az atomerőművi blokkon biológiai védelmet kell tervezni minden olyan helyre, ahol számítani lehet a láncreakció következtében fellépő közvetlen radioaktív sugárzásra, valamint radioaktív sugárforrások felhalmozódására.
3a.5.4.0200. Az árnyékolás anyagának megválasztásakor figyelembe kell venni:
a) a sugárzás jellemzőit,
b) az anyagok árnyékoló tulajdonságait és mechanikai jellemzőit, valamint
c) az elhelyezésnek megfelelő környezeti igénybevételek mellett feltételezhető öregedési folyamatokat.
3a.5.5. Radioaktív kibocsátások
3a.5.5.0100. Az atomerőművi blokkon megfelelő rendszereket kell kialakítani a légnemű és folyékony radioaktív anyagok kezelésére annak érdekében, hogy a radioaktív anyag kibocsátásának mennyisége és koncentrációja az előírt határértékek alatt, az ésszerűen elérhető legalacsonyabb szinten maradjon. A kibocsátási pontok számát az ésszerűen elérhető legkevesebbre kell tervezni. Biztosítani kell, hogy a kibocsátásokat integráltan lehessen ellenőrizni.
3a.5.5.0200. A kibocsátási helyek pozíciójának és konstrukciójának tervezésekor figyelembe kell venni a környezeti terepi viszonyokat, az időjárási feltételeket, az építmények és kémények távolságát, tekintetbe véve a kibocsátások aerodinamikáját és a közeli építményekben folyó műveletekkel való összeférhetőséget.
3a.5.5.0300. Biztosítani kell, hogy a telephely környezetében legyen meteorológiai mérőállomás, amely a tervekben meghatározott terjedelemben és gyakorisággal biztosítja a meteorológiai adatok rendelkezésre állását, minden olyan esetben, amikor azokra szükség van. A meteorológiai információknak minden olyan helyen rendelkezésre kell állni, ahol az a tervek szerinti folyamatokhoz, eljárásokhoz szükséges.
3a.5.5.0400. Biztosítani kell a telephelyen kívüli környezet ellenőrzéséhez a dózisteljesítmény, valamint a radioaktív aeroszolok és a jód izotópok aktivitás-koncentrációjának mérését távmérő és mintagyűjtő hálózattal.
3a.6. A NUKLEÁRIS ÜZEMANYAG ÉS A RADIOAKTÍV HULLADÉK KEZELÉSE, TÁROLÁSA
3a.6.1. Általános követelmények
3a.6.1.0100. Biztosítani kell a nukleáris üzemanyagok és a radioaktív hulladékok atomerőművi telephelyen belül történő megfelelő kezelését, szállítását és tárolását. A tervezés során meg kell határozni a teljesítendő tárolási, szállítási, csomagolási, emelési követelményeket.
3a.6.1.0200. A nukleáris üzemanyagok és a radioaktív hulladékok telephelyen belüli kezelési, tárolási követelményeit, a telephelyen szükséges mértékű tárolókapacitást a kiégett üzemanyag és a radioaktív hulladékok kezelésének és végleges elhelyezésének nemzeti stratégiájával összhangban kell meghatározni.
3a.6.1.0300. A telephelyi tárolás tervezésekor az ésszerűen megvalósítható mértékben passzív biztonsági megoldásokat kell alkalmazni.
3a.6.1.0400. A nukleáris üzemanyag és a radioaktív hulladékok tervezett telephelyen belül kezelése, tárolása során a fűtőelemköteg és radioaktív hulladék lehetséges állapotainak megfelelő kezelést biztosító eszközöknek rendelkezésre kell állni.
3a.6.1.0500. Megfelelő eszközöknek, csomagolásnak kell rendelkezésre állnia az olyan kiégett üzemanyag és radioaktív hulladékcsomagok kezelésére, amelyek állapotromlás jeleit mutathatják.
3a.6.2. Nukleáris üzemanyagok kezelése és tárolása
3a.6.2.0100. A friss fűtőelemkötegek számára olyan szállító-, kezelő- és tároló rendszereket, rendszerelemeket kell tervezni és műszaki intézkedéseket kidolgozni, amelyek:
a) megfelelő biztonsági tartalékkal kizárják a kritikusság létrejöttét,
b) megakadályozzák a kezelésből származó, a fűtőelemkötegekben ébredő nagyobb feszültségek kialakulását,
c) a fűtőelemkötegek leesésének vagy egyéb módon történő sérülésének, károsodásának lehetőségét minimalizálják,
d) biztosítják a fűtőelemkötegek ellenőrző felülvizsgálatát,
e) biztosítják a fűtőelemkötegek azonosíthatóságát minden tárolási helyszínen, valamint
f) a logisztikai rendszer kizárja a nukleáris üzemanyag elvesztésének lehetőségét.
3a.6.2.0200. A besugárzott nukleáris üzemanyag kezelésére, szállítására és tárolására szolgáló rendszerek és rendszerelemek esetében a friss fűtőelemkötegek szállítására, kezelésére és tárolására tervezett rendszerekkel, rendszerelemekkel szemben megfogalmazott követelményeken túl az alábbi követelményeket is teljesíteni kell:
a) minden üzemállapotban biztosítják a maradványhő elvitelét,
b) megakadályozzák nehéz tárgyaknak a fűtőelemkötegekre történő ráesését,
c) biztosítják a besugárzott fűtőelemkötegek vizuális vizsgálatát, és a fűtőelemek hermetikusságának ellenőrzését és minősítését,
d) a feltételezhető vagy kimutatható hibákkal rendelkező fűtőelemek vagy fűtőelemkötegek esetében biztosítják az állapotuknak megfelelő tárolást
e) a pihentető medencéhez kapcsolódó vezetékek integritásának elvesztése miatti hűtőközeg-vesztés lehetőségét műszaki intézkedésekkel ki kell zárni,
f) a besugárzott fűtőelem-kötegek fedetlenné válását a víz alatti tároló rendszer tömörtelensége esetén is meg kell akadályozni és képesnek kell lenni a hőelvonáshoz szükséges vízkészlet pótlására, valamint
g) a pihentető medencét a konténmentben, vagy ha az nem lehetséges, akkor a fűtőelemek sérüléséből adódó lehetséges következmények ellen megfelelő védelmet biztosító környezetben kell elhelyezni.
3a.6.2.0300. A pihentető medence alternatív hűtéséhez szükséges külső vízforrás és a megfelelő bórsav-koncentráció beállítására szolgáló eszközöket, technológiákat biztosítani kell.
3a.6.2.0400. A besugárzott fűtőelemkötegek részére szükséges tárolási kapacitás meghatározásánál biztosítani kell, hogy az atomreaktorban lévő fűtőelemkötegek tervezett kezelési eljárásának megfelelően, minden esetben el lehessen végezni a szükséges mennyiségű fűtőelemköteg atomreaktorból történő kirakását.
3a.6.2.0500. A tervezőnek igazolnia kell az alkalmazott nukleáris üzemanyag és a kezelésére tervezett atomerőművi rendszerek, rendszerelemek mechanikai és kémiai kompatibilitását.
3a.6.2.0600. A pihentető medencéhez biztosítani kell:
a) a besugárzott fűtőelemek szükség szerinti vizsgálatát,
b) a tárolóközeg vízkémiai és radiológiai ellenőrzésére szolgáló eszközöket,
c) víztisztító, szivárgásgyűjtő és szivárgás-ellenőrző rendszereket,
3a.6.2.0700. A pihentető medence szintjét és hőmérsékletét szabályozó rendszereket kell biztosítani TA1-4 üzemállapotokban, valamint monitorozó rendszereket kell biztosítani TA1-4 és TAK1-2 üzemállapotokban.
3a.6.3. Radioaktív hulladékok kezelése és tárolása
3a.6.3.0100. Rendszereket, rendszerelemeket és eljárásokat kell tervezni a keletkező radioaktív hulladékok kezelésére és telephelyi tárolására.
3a.6.3.0200. Komplex hulladékkezelési dokumentációt kell kidolgozni a radioaktív anyagok útjának szabályozására és ellenőrzésére.
3a.6.3.0300. A radioaktív hulladékokat kezelő rendszereket és az alkalmazott eljárásokat úgy kell megtervezni, hogy a végtermékként keletkező hulladék megfeleljen a szállítási, átmeneti tárolási követelményeknek, valamint - amennyiben ismert - a végső elhelyezés átvételi követelményeinek.
3a.6.3.0400. A hatékony hulladékkezelés érdekében a keletkező radioaktív hulladékokat szét kell választani a halmazállapotuk szerint, és osztályozni kell őket.
3a.6.3.0500. Nuklidspecifikus mérésekkel, a nehezen mérhető radionuklidok esetén közvetett elméleti úton, meg kell határozni a radioaktív hulladékok reprezentatív izotóp összetételét és aktivitását. A keletkező radioaktív hulladékokat minősíteni kell.
3a.6.3.0600. A folyékony radioaktív hulladékokat aktivitáskoncentrációjuk szerint kell osztályozni. Feldolgozásuk során fizikai és kémiai tulajdonságaikat figyelembe kell venni. Biztosítani kell, hogy a tárolótartályok, konténerek alkalmas szellőzéssel, nyomásmentesítési lehetőséggel és a szivárgások összegyűjtésére alkalmas berendezéssel rendelkezzenek.
3a.6.3.0700. Az atomerőmű területén a tárolást úgy kell megtervezni, hogy minden radioaktív hulladékcsomag ellenőrizhető, szükség esetén visszanyerhető legyen.
3a.6.3.0800. Megfelelő műszaki megoldással biztosítani kell, hogy a radioaktív közeggel érintkező rendszereket és rendszerelemeket tartalmazó kiszolgáló épületekben, illetve – amennyiben az atomerőmű rendelkezik ilyennel – a másodlagos konténmentben összegyűjtött folyékony halmazállapotú radioaktív hulladékok visszajuttathatók legyenek a konténmentbe TA és TAK üzemállapotokban is, amennyiben azok mennyisége meghaladja a folyékony hulladék feldolgozó rendszer kapacitását.
3a.6.3.0900. Megfelelő tartalékokkal meg kell becsülni, hogy a TA3-4 és TAK1-2 események, valamint azok kezelése és elhárítása során várhatóan milyen típusú és mekkora mennyiségű radioaktív hulladékok keletkezhetnek. Ezek ismeretében meg kell tervezni a hulladékok átmeneti tárolására és kezelésére alkalmas megoldásokat, és ki kell jelölni ezek helyét a telephelyen.
3a.7. A TELEPHELYEN BELÜLI NUKLEÁRISBALESET-ELHÁRÍTÁS TERVEZÉSE
I. Általános követelmények
3a.7.1.0100. A nukleárisbaleset-elhárítási eljárásokat a TA3-4 és TAK1-2 üzemállapotok elemzési eredményei alapján kell megtervezni, figyelembe véve, hogy az adott telephely összes reaktorában és nukleáris létesítményben egyszerre léphetnek fel a fenti üzemállapotok. Az elemzések terjedelmének elegendő információt kell szolgáltatni a veszélyhelyzet elhárítási tevékenységek meghatározására.
3a.7.1.0200. A tervezés során azonosított veszélyforrásokat azok potenciális súlyossága alapján veszélyhelyzeti tervezési kategóriákba kell sorolni. A veszélyforrások között figyelembe kell venni az atomreaktorral nem közvetlenül összefüggő kockázati tényezőket is, így különösen a kiégett üzemanyag kezelésével, a pihentető medencékkel, a radioaktív hulladékok kezelésével és a telephelyen alkalmazott radioaktív forrásokkal kapcsolatos baleseti helyzeteket is, valamint a telephelyen kívüli kockázati tényezőket, így különösen a telephelyez közeli nukleáris létesítmény potenciális balesetei helyzeteit. A felkészülés során az elemzések szerinti legsúlyosabb veszélyhelyzet elhárításának képességét kell elérni. Be kell mutatni, hogy a felkészülés minden feltételezett kezdeti esemény és lehetséges veszélyhelyzet esetén biztosítja, hogy a megfelelő intézkedések - osztályozás, értesítés, aktiválás és nukleárisbaleset-elhárítási intézkedések - végrehajtása időben megtörténjen.
3a.7.1.0300. Veszélyhelyzeti irányító központot kell kialakítani az elhárítást végző személyzet számára. Biztosítani kell, hogy a veszélyhelyzeti irányító központban legyen elégséges műszerezés és legyenek eszközök a veszélyhelyzet során szükséges beavatkozások irányítására, valamint a nukleárisbaleset-elhárításért felelős szervezeti egységekkel, helyszínekkel és a telephelyen kívüli nukleárisbaleset-elhárításért felelős szervezetekkel történő kommunikációra.
3a.7.1.0400. A veszélyhelyzeti irányító központot olyan redundáns és diverz kommunikációs rendszerrel kell felszerelni, amely alkalmas a telephelyen belüli, és a telephelyen kívüli, a nukleárisbaleset-elhárításért felelős szervezeti egységek és a telephelyen kívüli nukleárisbaleset-elhárításért felelős szervezetek riasztására, valamint a blokk- és tartalékvezénylővel, az atomerőmű egyéb fontos helyszíneivel és az atomerőművön kívüli nukleárisbaleset-elhárítási szervezetekkel történő kommunikációra.
3a.7.1.0500. A veszélyhelyzeti irányító központban tartózkodó személyzetnek a veszélyhelyzetből eredő körülmények elleni védelmét biztosítani kell. Lehetővé kell tenni a veszélyhelyzeti irányító központ funkcióképességének rendszeres ellenőrzését. A veszélyhelyzeti irányító központot úgy kell elhelyezni, hogy megközelíthetősége biztosított legyen a feltételezett veszélyhelyzetekben. A veszélyhelyzeti irányító központ használatának ellehetetlenülése esetére, az atomerőműtől elegendő távolságra tartalék veszélyhelyzeti irányító központot kell létesíteni, amely kielégíti a veszélyhelyzeti irányító központtal szemben támasztott elvárásokat.
3a.7.1.0600. A telephelyen tartózkodó minden személy riasztására alkalmas telephelyi riasztórendszert kell kiépíteni. A veszélyhelyzet intézkedések végrehajtásának érdekében egyszerűen, érthetően és tartós módon megjelölt és megbízhatóan kivilágítható biztonságos menekülési utakat és azok biztonságos használatához szükséges egyéb feltételeket kell biztosítani az atomerőműben. A menekülési útvonalakat úgy kell megtervezni, hogy azok kielégítsék a munkavédelmi, sugárvédelmi, tűzvédelmi és fizikai védelmi követelményeket.
3a.7.1.0700. A nukleárisbaleset-elhárításban részt vevő személyzet számára a polgári védelmi előírásoknak és a nukleárisbaleset-elhárítási tevékenységbe bevont személyek számának megfelelő óvólétesítményeket kell kialakítani.
3a.7.1.0800. A nukleárisbaleset-elhárításhoz szükséges eszközök tervezésekor figyelemmel kell lenni a nagy sugárzású terekben végzett munka szükségességére. .
3a.7.1.0900. Veszélyhelyzetek kezeléséhez szükséges létesítményeket úgy kell megtervezni, hogy minden üzemállapotban, ide értve a TAK1-2 üzemállapotokat is, hosszú távon is üzemképesek legyenek és ellássák funkciójukat.
3a.7.1.1000. Amennyiben a baleset-elhárítás részét képezi a mobil eszközök használata, azoknak olyan fixen telepített csatlakozási pontokat kell kialakítani, amelyek fizikai és radiológiai szempontból TAK1-2 üzemállapotban is használhatók.
II. Üzemzavari megközelíthetőség
3a.7.1.1100. Az ellenőrzési és helyreállítási műveleteknek megfelelően biztosítani kell a berendezések üzemzavar utáni megközelíthetőségét. Ehhez egy előzetes tervben kell kijelölni azokat a területeket, amelyeknek a megközelítése szükséges lehet.
3a.7.1.1200. A személyzet által üzemzavar közben használni szükséges útvonalakat meg kell határozni. Az őrzésvédelmi intézkedések nem gátolhatják meg a kezelők szükséges mozgását üzemzavari helyzetben.
3a.7.1.1300. Az ellenőrzési intézkedések legyenek összhangban egyes, biztonság szempontjából fontos terek üzemzavarok közbeni gyors megközelítésének vagy elhagyásának igényével.
”
5. melléklet a 357/2014. (XII. 29.) Korm. rendelethez
1. Az NBSZ 4. melléklet 4.2.0.0200. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„4.2.0.0200. Az egyes rendszerek, rendszerelemek teljes élettartam során való azonosíthatósága érdekében a 3. melléklet 3.2.1.2300. pontja szerinti azonosítót a helyszínen is fel kell tüntetni.”
2. Az NBSZ 4. melléklet 4.2.0.0900. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„4.2.0.0900. Az üzemeltetési feltételeket és korlátokat tartalmazó dokumentumban meg kell határozni a szolgálatot teljesítő személyzet szükséges létszámát és feladatait annak figyelembevételével, hogy a TA1-4 üzemállapotok során szükséges intézkedéseket is el tudják végezni.”
3. Az NBSZ 4. melléklete a 4.3.2.1000 pontot követően a következő 4.3.2.1100. ponttal egészül ki:
„4.3.2.1100. Új atomerőművi blokk üzembe helyezése során a primer kör belső felületeit még az első kritikusság előtt passziválni kell. A passzivitás sikerességét megfelelő anyagminták segítségével igazolni kell.”
4. Az NBSZ 4. melléklete a 4.5.2.1100. pontot követően a következő 4.5.2.1200. ponttal egészül ki:
„4.5.2.1200. A TA3-4 üzemállapotokra vonatkozó üzemzavar-elhárítási utasításoknak állapotorientált utasításoknak, vagy állapotorientált és eseményorientált utasítások kombinációinak kell lenniük, valamint megfelelően minősített rendszerelemeken és méréseken kell alapulniuk.”
5. Az NBSZ 4. melléklet 4.5.3.0100. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„4.5.3.0100. Az üzemzavar-elhárítási utasításoknak és a baleset-kezelési útmutatóknak rendelkezésre kell állnia. Az útmutatókban minden lehetséges kiinduló üzemállapotot le kell fedni.”
6. Az NBSZ 4. melléklete a 4.5.3.0100. pontot követően a következő 4.5.3.0110. ponttal egészül ki:
„4.5.3.0110. Több blokkal rendelkező atomerőmű esetében az üzemzavar-elhárítási utasításoknak és a baleset-kezelési útmutatóknak több reaktor és pihentető medence egyidejű üzemzavarát vagy súlyos baleseti állapotát is figyelembe kell vennie, és a végrehajtásukhoz szükséges erőforrásokat is ezek figyelembevételével kell meghatározni beleértve az igénybe venni tervezett külső segítséget. Különös figyelmet kell fordítani a reaktor és a pihentető medence közötti potenciális kölcsönhatásokra az ilyen baleseti helyzetek során.”
7. Az NBSZ 4. melléklet 4.5.3.0400. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„4.5.3.0400. A TAK1 üzemállapotra vonatkozó utasítások csak állapotorientáltak lehetnek.”
8. Az NBSZ 4. melléklete 4.5.3.0400. pontot követően a következő 4.5.3.0410.-4.5.3.0430. pontokkal egészül ki:
„4.5.3.0410. Az üzemzavar-elhárítási utasításokban és a balesetkezelési útmutatókban rögzíteni kell azokat az intézkedéseket amellyel, több blokkal rendelkező atomerőmű esetén ésszerűen megvalósítható mértékben biztosítani lehet, hogy egy blokk támogatni tudjon egy másikat a következmények minimalizálása érdekében.
4.5.3.0420. Az üzemzavar-elhárítási utasításokban és a balesetkezelési útmutatókban figyelembe kell venni az események kapcsán várható környezeti körülményeket, így különösen a környezeti radiológiai állapotokat, illetve a kezelendő helyzetet kiváltó kezdeti esemény vagy veszélyeztető tényező által előidézett állapotot.
4.5.3.0430. A TAK üzemállapotokra vonatkozó üzemzavar-elhárítási utasításoknak és a balesetkezelési útmutatóknak elsősorban megfelelően minősített rendszerelemeken és méréseken kell alapulniuk.”
9. Az NBSZ 4. melléklete a 4.5.3.0800. pontot követően a következő 4.5.3.0810. ponttal egészül ki:
„4.5.3.0810. A személyzetet fel kell készíteni a több blokkot érintő balesetkezelési tevékenység végrehajtására.”
10. Az NBSZ 4. melléklet 4.5.3.0900. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„4.5.3.0900. A műszakos személyzetet rendszeres időközönként képzésben kell részesíteni és gyakorlatoztatni kell. Az üzemzavar-elhárítási utasítások alkalmazására teljes léptékű szimulátoros, míg a baleset-kezelési útmutatók által lefedett állapotokra szimulátoros gyakorlatokat kell szervezni.”
11. Az NBSZ 4. melléklet 4.5.3.1100. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„4.5.3.1100. Az üzemzavar-elhárítási utasítások és a baleset-kezelési útmutatók által megkövetelt, a szükséges biztonsági funkciók helyreállítása érdekében elengedhetetlen beavatkozásokat, ideértve a mobil és telephelyen kívüli eszközök használatát tervezni és rendszeresen gyakoroltatni kell. Továbbá fel kell készülni a villamosenergia-ellátás, a mérőeszközök és a világítás kiesésére, valamint az egyéni védőfelszerelések használatára.”
12. Az NBSZ 4. melléklete a 4.5.3.1200 pontot követően a következő 4.5.3.1300. ponttal egészül ki:
„4.5.3.1300. A baleset-kezelésben operatívan résztvevő személyzet részére műszaki támogatást kell biztosítani. A baleset-kezelési és a baleset-elhárítási tevékenységet össze kell hangolni.”
13. Az NBSZ 4. melléklete a 4.6.5.0110. pontot követően a következő 4.6.5.0120. ponttal egészül ki:
„4.6.5.0120. A javítás vagy a csere során bekerülő új rendszerelem, így különösen nyomástartó berendezés és csővezeték gyártása és szerelése esetén szükséges hegesztés, mint speciális, korlátozottam javítható folyamat esetén különös figyelmet kell fordítani az alábbi feltételek biztosítására:
a) a hegesztett szerkezetek gyártóinak minősítése,
b) a személyzet (így különösen hegesztés irányítók, hegesztők, anyagvizsgálók) minősítése,
c) az alap- és hegesztőanyagok, illetve azok tanúsítása,
d) a hegesztő berendezések megfelelő állapota,
e) a hegesztés-technológiák és hegesztési utasítások minősítése,
f) a technológiavizsgálatok és azok dokumentálása,
g) a munkapróbák megfelelősége, valamint
h) az alkalmazott hegesztési technológiai utasítás megfelelősége, ezen belül:
ha) alkalmazott varratalak,
hb) ideiglenes rögzítő elemek alkalmazása,
hc) megengedett éleltolódás,
hd) hegesztés előtti, hegesztés közbeni és hegesztés utáni ellenőrzések,
he) előmelegítés és hőkezelés,
hf) javítások feltételei, és
hg) a nyilvántartási és átadási dokumentáció követelményei.”
14. Az NBSZ 4. melléklet 4.9.0.0300. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„4.9.0.0300. A valószínűségi biztonsági elemzést fel kell használni az atomerőmű által képviselt teljes kockázat értékelésére, annak igazolására, hogy kiegyensúlyozott tervezés valósul meg.”
15. Az NBSZ 4. melléklet 4.9.0.0800. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„4.9.0.0800. Amikor valószínűségi biztonsági elemzést használnak fel egy rendszer vagy rendszerelem periodikus próbái gyakoriságára, vagy a megengedett üzemképtelenségi idejére vonatkozó követelmények megalapozására vagy megváltoztatásához, akkor az alkalmazott valószínűségi biztonsági elemzésben minden lényeges tényezőt, beleértve a rendszerek és rendszerelemek üzemállapotát és minden biztonsági funkciót, amelyben szerepük van, figyelembe kell venni.”
16. Az NBSZ 4. melléklet 4.11.1. pontja a következő 4.11.1.0300.-4.11.1.0600. pontokkal egészül ki:
„4.11.1.0300. Az engedélyesnek a keletkező radioaktív hulladékok mennyiségét az ésszerűen elérhető legalacsonyabb szinten kell tartania, valamint megfelelő hulladékfeldolgozással minimalizálni kell a végleges elhelyezésre szánt radioaktív hulladékok mennyiségét.
4.11.1.0400. Az engedélyesnek a hulladékgazdálkodást tervezetten kell végrehajtania, ennek keretében meg kell határoznia:
a) az atomerőmű normál üzeme során keletkező hulladékok típusát és várható mennyiségét,
b) azoknak a műszaki, adminisztrációs és egyéb megoldásoknak a listáját és indoklását, amelyekkel a hulladékminimalizálásra vonatkozó elvárást teljesíteni kívánják, valamint
c) a hulladékkezelés hatékonyságának értékelésére alkalmas teljesítménymérő rendszert.
4.11.1.0500. A 4.11.1.0400. pont szerinti hulladékgazdálkodási gyakorlatot rendszeresen felül kell vizsgálni és a modern tudományos és technikai eredményeket be kell építeni, ha az ésszerűen megvalósítható.
4.11.1.0600. A radioaktív hulladék biztonságos állapotának fenntartása érdekében meg kell határozni a tárolásra vonatkozó üzemeltetési feltételeket és korlátokat.”
17. Az NBSZ 4. melléklet 4.12.1.0200. pont f) alpontja helyébe a következő rendelkezés lép:
(Az engedélyes a nukleáris baleset-elhárításban részt vevő központi, területi és helyi szervezetekkel együttműködve felkészül a nukleáris balesetek vagy jelentős radioaktív kibocsátással járó üzemzavarok elhárítására, továbbá következményeinek csökkentésére. Ennek érdekében az engedélyes:)
„f) a baleset-elhárítási szervezet létszámát, az egyes feladatokhoz rendelkezésre álló munkavállalók számát úgy határozza meg, hogy a szervezet működéséhez folyamatosan rendelkezésre álljon a nukleáris veszélyhelyzet fennállásának teljes időszakára a megfelelő számú és képesítésű baleset-elhárítási személyzet;”
18. Az NBSZ 4. melléklet 4.12.1.0200. pontja a következő h) alponttal egészül ki:
(Az engedélyes a nukleáris baleset-elhárításban részt vevő központi, területi és helyi szervezetekkel együttműködve felkészül a nukleáris balesetek vagy jelentős radioaktív kibocsátással járó üzemzavarok elhárítására, továbbá következményeinek csökkentésére. Ennek érdekében az engedélyes:)
„h) fel kell készülni a nukleárisbaleset-elhárítási terv kiterjesztésére az adott helyzet esetleges súlyosbítása esetén.”
19. Az NBSZ 4. melléklete a 4.12.1.0300. pontot követően a következő 4.12.1.0310-4.12.1.0320. pontokkal egészül ki:
„4.12.1.0310. A veszélyhelyzeti hulladék-kezeléssel kapcsolatos felelősségeket, feladatokat és tevékenységeket meg kell határozni a Nukleárisbaleset-elhárítási Intézkedési Tervben.
4.12.1.0320. A veszélyhelyzeti hulladékkezelő megoldások terveit legalább tízévenként felül kell vizsgálni a tudomány és technika aktuális eredményeinek figyelembevételével.”
20. Az NBSZ 4. melléklet 4.12.1.0910. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„4.12.1.0910. A nukleárisbaleset-elhárítási felkészülés során az engedélyes felelős a baleset-elhárítási tevékenységek végrehajtásához szükséges eszközök, létesítmények és dokumentáció karbantartásáért és megfelelőségének rendszeres ellenőrzéséért, a baleset-elhárítási képzések és gyakorlatok tervezéséért és végrehajtásáért, valamint a külső intézményekkel a felkészülés időszakában szükséges kapcsolattartásért. A mobil eszközöket, ezek csatlakozási pontjait és kapcsolódó vezetékeket rendszeresen karban kell tartani, ellenőrizni és tesztelni kell.”
21. Az NBSZ 4. melléklete a 4.12.1.1200. pontot követően következő 4.12.1.1300-4.12.1.1700 pontokkal egészül ki:
„4.12.1.1300. Az engedélyes baleset-elhárítási szervezetének akkor is képesnek kell lennie feladatai ellátására, ha a telephelyen és a környezetében lévő infrastruktúrák súlyosan károsodtak.
4.12.1.1400. Az engedélyesnek a telephelyen belüli tevékenységek külső támogatásának feltételeit abban az esetben is biztosítania kell, ha a környező infrastruktúrák súlyosan károsodtak külső veszélyforrások miatt.
4.12.1.1500. Több blokkal rendelkező atomerőmű esetén, a 4.12.1.1100. pontban előírt baleset-elhárítási gyakorlat során olyan helyzetek kezelését is gyakorolni kell, amikor valamennyi vagy több blokk is érintett az eseményben. A mobil eszközök telepítését és használatát is gyakorolni kell.
4.12.1.1600. Be kell mutatni, hogy TAK üzemállapotok megelőzésére vagy következményeinek enyhítésére szolgáló rendszerek és rendszerelemek - ide értve a mobil eszközöket és azok csatlakozási pontjait, valamint a rendszer és rendszerelem segédfunkcióit és a mérőműszereit - alkalmasak funkciójuk ellátására, megfelelően minősítettek és képesek a szükséges ideig üzemelni.
4.12.1.1700. Módszeresen felül kell vizsgálni az olyan közös szolgáltatásokat és készleteket, amelyeket több blokk is használ. Biztosítani kell, hogy a közös használatú emberi, műszaki és egyéb erőforrások, amelyekre szükség van balesetek során, kellő hatékonyságúak és elegendő mennyiségben rendelkezésre álljanak minden blokkhoz. Ha a TAK üzemállapotok kezelésére a blokkok közti kapcsolatra, támogatásra van szükség, akkor igazolni kell, hogy az nincs negatív hatással egyik blokk biztonságára sem és egyik üzemállapotban sem.”
22. Az NBSZ 4. melléklet 4.13.0.0200. pont c) alpontja helyébe a következő rendelkezés lép:
(Az üzemelő atomerőmű tűzvédelme érdekében a mélységi védelmet biztosítani kell az alábbi feladatok ellátáshoz:)
„c) a tüzek terjedésének megelőzése, ezzel minimalizálva a biztonsági funkciókat veszélyeztető hatásukat.”
23. Az NBSZ 4. melléklete a 4.13.0.0300. pontot követően a következő 4.13.0310.-4.13.0.0340. pontokkal egészül ki:
„4.13.0.0310. Tűzkockázat-elemzést kell végezni és naprakész állapotban tartani annak igazolása érdekében, hogy
a) a tűzbiztonsági célok teljesülnek,
b) a tűzbiztonsági tervezési elveket kielégítik, valamint
c) a tűzvédelmi intézkedések tervezése megfelelő és minden szükséges adminisztratív intézkedést helyesen azonosítottak.
4.13.0.0320. A tűzkockázat-elemzést determinisztikus alapon kell elvégezni, amely során legalább a következőket kell figyelembe venni:
a) minden normál üzemi és leállási állapotban egyetlen tűz keletkezését és terjedését olyan helyekre, ahol tartósan vagy átmenetileg éghető anyag jelenléte lehetséges,
b) a tűz és egyéb, a tűztől függetlenül bekövetkező feltételezett kezdeti események hihető kombinációit.
4.13.0.0330. A tűzkockázat-elemzésben be kell mutatni, hogy hogyan vették figyelembe a tűz, és a tűzoltó rendszerek működése lehetséges következményeinek hatását.
4.13.0.0340. A tűzkockázat-elemzést valószínűségi alapú tűzelemzéssel kell kiegészíteni. Az 1. szintű valószínűségi biztonsági elemzésekben a tüzeket elemezni kell a tűzvédelmi intézkedések értékelése és a tüzek által okozott kockázatok azonosítása céljából.”
24. Az NBSZ 4. melléklete a 4.13.0.0600. pontot követően a következő 4.13.0.0610. ponttal egészül ki:
„4.13.0.0610. A tűzoltó és az üzemeltető személyzet számára hozzáférési és menekülési útvonalaknak kell rendelkezésre állniuk.”
25. Az NBSZ 4. melléklet
25.1. 4.1.1.0100. pontjában a „baleset-elhárítási” szövegrész helyébe a „nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg,
25.2. 4.2.0.0800. pontjában a „Meg kell határozni az atomerőművi blokk” szövegrész helyébe az „Az üzemeltetési feltételeket és korlátokat tartalmazó dokumentumban meg kell határozni az atomerőművi blokk” szöveg,
25.3. 4.4.0.0800 pontjában az „alapján hozzák” szövegrész helyébe az „alapján időben hozzák meg” szöveg,
25.4. 4.4.1.0600 pontjában a „tervezési üzemzavar, tervezésen túli üzemzavar és baleset” szövegrész helyébe a „TA2-4 és TAK1-2 üzemállapotok” szöveg,
25.5. 4.4.1.1100. pontjában a „mind a nukleáris létesítmény normál üzemmódjában, mind pedig tervezési üzemzavar esetén, az írásban rögzített üzemeltetési és üzemzavar-elhárítási utasításoknak” szövegrész helyébe az „a nukleáris létesítmény TA1-4 és TAK1-2 üzemállapotai esetében, az írásban rögzített üzemeltetési és üzemzavar-elhárítási utasításoknak, valamint baleset-kezelési útmutatóknak” szöveg,
25.6. 4.4.1.1300 pontjában a „normál és az üzemzavar-kezelési” szövegrész helyébe a „normál kezelési és az üzemzavar-elhárítási”szöveg,
25.7. 4.4.1.1700 pont nyitó szövegrészében a „tervezési üzemzavarok tervezésen túli üzemzavarok és balesetek” szövegrész helyébe a „TA3-4 és a TAK1-2”szöveg,
25.8. 4.4.1.1700 pont b) alpontjában a „súlyos baleset kezelésére vonatkozó” szövegrész helyébe a „baleset-kezelési”szöveg,
25.9. 4.4.1.2400. pontjában a „baleset-elhárítási” szövegrész helyébe a „nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg,
25.10. 4.5.1.0400. pontjában a „tervezési üzemzavari körülmények” szövegrész helyébe a „TA2-4 üzemállapotok”szöveg,
25.11. 4.5.1.0900. pontjában a „melyek az üzemeltetéskor várható üzemi eseményeket, a tervezési üzemzavarokat” szövegrész helyébe a „melyek a TA2-4 üzemállapotokat”szöveg,
25.12. 4.5.2. pontjában az „Eltérés a normál üzemtől, tervezési üzemzavari állapot” szövegrész helyébe a „TA2-4 üzemállapotok” szöveg,
25.13. 4.5.2.0700. pontjában a „tervezési üzemzavarok” szövegrész helyébe a „TA2-4 üzemállapotok”szöveg,
25.14. 4.5.2.0800. pontjában a „tervezési üzemzavari helyzet” szövegrész helyébe a „TA2-4 üzemállapotok bekövetkezésekor”szöveg,
25.15. 4.5.2.0900. pontjában a „súlyos baleset kezelésére vonatkozó” szövegrész helyébe a „balesetkezelési”szöveg,
25.16. 4.5.2.1000. pontjában a „súlyos baleset kezelésére vonatkozó” szövegrész helyébe a „balesetkezelési”szöveg,
25.17. 4.5.2.1100. pontjában a „Tervezési üzemzavart” szövegrész helyébe a „TA2 üzemállapotot”szöveg,
25.18. 4.5.3. pontjában a „Baleseti helyzet” szövegrész helyébe a „TAK1-2 üzemállapotok kezelése” szöveg,
25.19. 4.5.3.0200. pontjában az „a zónasérülés” szövegrész helyébe az „az üzemanyag-olvadás”, az „a zóna sérülésének” szövegrész helyébe az „az üzemanyag-olvadás” szöveg,
25.20. 4.5.3.0300. pontjában az „A súlyos balesetek kezelésére vonatkozó” szövegrész helyébe a „Balesetkezelési” szöveg, az „a zónakárosodás” szövegrész helyébe az „az üzemanyag-olvadás” szöveg,
25.21. 4.5.3.0500. pontjában a „súlyos baleset kezelésére vonatkozó útmutatókat” szövegrész helyébe a „balesetkezelési útmutatókat”, a „súlyos baleset kezelésére vonatkozó útmutatóknak” szövegrész helyébe a „baleset-kezelési útmutatóknak” szöveg, a „súlyos balesetekkel” szövegrész helyébe a „TAK2 üzemállapottal” szöveg,
25.22. 4.5.3.0600. pontjában a „súlyos baleset kezelésére vonatkozó” szövegrész helyébe a „balesetkezelési” szöveg, a „valamint kompatibilitásukat” szövegrész helyébe a „valamint kompatibilitásukat a rendelkezésre álló emberi erőforrásokkal, valamint” szöveg,
25.23. 4.5.3.0800. pontjában a „súlyos baleset kezelésére vonatkozó” szövegrész helyébe a „balesetkezelési” szöveg,
25.24. 4.5.3.1000. pontjában a „súlyos baleset kezelésére vonatkozó” szövegrész helyébe a „balesetkezelési” szöveg, a „kezelésében” szövegrész helyébe a „kezelésre történő felkészülés során” szöveg,
25.25. 4.6.0.0200. pont b) alpontjában a „tartószerkezeteikre,” szövegrész helyébe a „tartószerkezeteikre, új atomerőművi blokk esetében a pihentető medencére és hűtőköreire,” szöveg,
25.26. 4.6.3.0500. pontjában a „környezeti” szövegrész helyébe a „környezetállósági” szöveg,
25.27. 4.6.3.0600. pontjában a „környezeti” szövegrész helyébe a „környezetállósági” szöveg,
25.28. 4.6.4.2200. pontjában a „dokumentálni kell a gépkönyvben” szövegrész helyébe a „fel kell tüntetni a 4.6.4.2100. pontja szerinti gépkönyvben” szöveg,
25.29. 4.6.5.0110. pont a) alpontjában a „hegesztéssel” szövegrész helyébe a „minősített hegesztéssel” szöveg,
25.30. 4.8.2.0600. pontjában a „tartalmaznia kell a valószínűségi” szövegrész helyébe a „tartalmaznia kell az alkalmazott determinisztikus vagy valószínűségi vagy ezek kombinációjából álló” szöveg,
25.31. 4.8.2.0800. pont a) pont ac) alpontjában a „tervezési üzemzavarok körét” szövegrész helyébe a „TA3-4 üzemállapotokra vezető események körét és azok lefolyásának módját” szöveg,
25.32. 4.8.2.0800. pont c) pontjának nyitó szövegrészében a „kell sorolnia azokat az átalakításokat” szövegrész helyébe a „sorolhatók azok az átalakítások” szöveg,
25.33. 4.8.2.0800. pont c) pont cc) alpontjában az „a fűtőelemköteg-sérülés” szövegrész helyébe az „az üzemanyag-olvadás” szöveg,
25.34. 4.8.3.0500. pont b) alpontjában az „a műszaki” szövegrész helyébe az „a nukleáris létesítmény üzemeltetési engedély iránti kérelme mellékleteként benyújtott műszaki” szöveg,
25.35. 4.8.3.1300. pontjában az „üzemeltethetőségét” szövegrész helyébe az „üzemeltethetőségét az elemzések mellett” szöveg, a „tesztekkel” szövegrész helyébe a „tesztekkel vagy üzemeltetési tapasztalatok értékelésével” szöveg,
25.36. 4.8.3.1500. pontjában az „elvégezte,” szövegrész helyébe az „elvégezte, illetve amennyiben nem történik üzembe helyezés, akkor az 1. melléklet 1.4. fejezet szerint az átalakítási engedélyben nevesített eseményt megelőzően” szöveg,
25.37. 4.9.0.0100. pontjában a „Valószínűségi Biztonsági Elemzést” szövegrész helyébe a „valószínűségi biztonsági elemzést” szöveg,
25.38. 4.9.0.0200. pontjában a „Valószínűségi Biztonsági Elemzést” szövegrész helyébe a „valószínűségi biztonsági elemzést” szöveg,
25.39. 4.9.0.0400. pontjában a „Valószínűségi Biztonsági Elemzést” szövegrész helyébe a „valószínűségi biztonsági elemzést” szöveg,
25.40. 4.9.0.0500. pontjában a „Valószínűségi Biztonsági Elemzés” szövegrész helyébe a „valószínűségi biztonsági elemzés” szöveg,
25.41. 4.9.0.0600. pontjában a „Valószínűségi Biztonsági Elemzés” szövegrész helyébe a „valószínűségi biztonsági elemzés” szöveg,
25.42. 4.9.0.0700. pontjában a „Valószínűségi Biztonsági Elemzés” szövegrészek helyébe a „valószínűségi biztonsági elemzés” szöveg,
25.43. 4.9.0.0900. pontjában a „Valószínűségi Biztonsági Elemzés” szövegrész helyébe a „valószínűségi biztonsági elemzés” szöveg,
25.44. 4.12. pontjában a „Baleset-elhárítás” szövegrész helyébe a „Nukleárisbaleset-elhárítás” szöveg,
25.45. 4.12.1. pontjában a „baleset-elhárítási” szövegrész helyébe a „nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg,
25.46. 4.12.1.0100. pontjában a „baleset-elhárítási” szövegrész helyébe a „nukleárisbaleset-elhárítási”, a „módon képes” szövegrész helyébe a „módon legyen képes” szöveg,
25.47. 4.12.1.0200. pont a) alpontjában a „baleset-elhárítási” szövegrész helyébe a „nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg,
25.48. 4.12.1.0200. pont c) alpontjában a „Baleset-elhárítási” szövegrész helyébe a „Nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg, a „területi és helyi baleset-elhárítási intézkedési tervekkel,” szövegrész helyébe a „területi, helyi és a szomszédos telephelyeken lévő nukleáris létesítményekre vonatkozó nukleárisbaleset-elhárítási intézkedési tervekkel, valamint” szöveg,
25.49. 4.12.1.0200. pont d) alpontjában a „Baleset-elhárítási” szövegrész helyébe a „Nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg,
25.50. 4.12.1.0200. pont g) alpontjában a „Baleset-elhárítási Intézkedési Terv” szövegrész helyébe a „Nukleárisbaleset-elhárítási Intézkedési Terv” szöveg, a „feltételeket.” szövegrész helyébe a „feltételeket, továbbá” szöveg,
25.51. 4.12.1.0300. pontjában a „Baleset-elhárítási” szövegrész helyébe a „Nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg,
25.52. 4.12.1.0400. pontjában a „baleset-elhárítás” szövegrész helyébe a „nukleárisbaleset-elhárítás” szöveg,
25.53. 4.12.1.0500. pontjában a „baleset-elhárítási” szövegrész helyébe a „nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg,
25.54. 4.12.1.0700. pontjában a „baleset-elhárításban” szövegrész helyébe a „nukleárisbaleset-elhárításban” szöveg,
25.55. 4.12.1.0920. pontjában a „baleset-elhárítási” szövegrész helyébe a „nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg,
25.56. 4.12.1.1200. pontjában a „baleset-elhárítási” szövegrész helyébe a „nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg,
25.57. 4.12.2. pontjában a „baleset-elhárítás” szövegrész helyébe a „nukleárisbaleset-elhárítás” szöveg,
25.58. 4.12.2.0100. pontjában a „baleset-elhárítási” szövegrész helyébe a „nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg,
25.59. 4.12.2.0200. pontjában a „baleset-elhárítási tevékenységet” szövegrész helyébe a „nukleárisbaleset-elhárítási tevékenységet”, a „Baleset-elhárítási Intézkedési Tervben” szövegrész helyébe a „Nukleárisbaleset-elhárítási Intézkedési Tervben” szöveg,
25.60. 4.13.0.0400. pontjában a „tűzveszély elemzése” szövegrész helyébe a „tűzkockázat elemzése” szöveg,
25.61. 4.15.0.0600. pontjában a „passzív rendszerelemeken és a hosszú életű rendszerelemeken” szövegrész helyébe a „passzív és hosszúéletű rendszereken, rendszerelemeken” szöveg,
25.62. 4.15.0.1500. pont d) alpontjában a „Baleset-elhárítási” szövegrész helyébe a „Nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg
lép.
26. Hatályát veszti az NBSZ 4. melléklet
26.1. 4.2.0.0400. pontja,
26.2. 4.2.0.0700. pontja,
26.3. 4.4.2.0200. pontjában az „a nemzetközi követelményekkel összhangban” szövegrész,
26.4. 4.5.1.0200. pontja,
26.5. 4.5.3.1200. pontja,
26.6. 4.6.3.0300. pontjában az „üzemi és üzemzavari” szövegrész,
26.7. 4.8.3.1700. pontjában a „és 2.” szövegrész,
26.8. 4.8.3.1900. pontja.
6. melléklet a 357/2014. (XII. 29.) Korm. rendelethez
1. Az NBSZ 5. melléklet 5.3.8.0300. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„5.3.8.0300. A minősítési eljárás kiválasztásánál figyelembe kell venni a rendszerelem beépítési helyén a környezeti hatásokat és paramétereket. Meg kell határozni az ismert környezeti feltételekre tervezett vagy kiválasztott rendszerelem üzemi környezetben várható élettartamát, amíg biztonsági funkcióját is el tudja látni üzemzavari körülmények között is. A minősítés szempontjából barátságos környezet vehető figyelembe, ha a normál üzem során kialakuló körülmények és környezeti paraméterek üzemzavar hatására sem változnak meg jelentősen; és barátságtalan környezetet kell figyelembe venni, ha a tervezési üzemzavari állapotok során kialakuló környezeti hatások és paraméterek a normál üzemi állapotoktól jelentősen eltérnek.”
2. Az NBSZ 5. melléklet
2.1. 5.2.2.2700. pontjában a „baleset-elhárítási” szövegrész helyébe a „nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg,
2.2. 5.2.2.4800. pontjában az „ellenőrzésétel” szövegrész helyébe az „ellenőrzését el” szöveg,
2.3. 5.2.2.5000. pont o) alpontjában a „baleset-elhárítási” szövegrész helyébe a „nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg, a „baleset-elhárításban” szövegrész helyébe a „nukleárisbaleset-elhárításban” szöveg,
2.4. 5.2.3.0800. pont b) alpontjában az „a fűtőelem” szövegrész helyébe az „az üzemanyag” szöveg,
2.5. 5.2.13.0500. pontjában a „baleset-elhárítási” szövegrész helyébe a „nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg,
2.6. 5.2.16.1100. pontjában az „a atomreaktorba” szövegrész helyébe az „az atomreaktorba” szöveg,
2.7. 5.2.20.1400. pont a) alpontjában az „a fűtőelem” szövegrész helyébe az „az üzemanyag” szöveg,
2.8. 5.2.22.0600. pontjában a „baleset-elhárítási” szövegrész helyébe a „nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg,
2.9. 5.2.27. pontjában a „baleset-elhárítás” szövegrész helyébe a „nukleárisbaleset-elhárítás” szöveg,
2.10. 5.2.27.0100. pontjában a „baleset-elhárítási” szövegrész helyébe a „nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg,
2.11. 5.2.27.0400. pontjában a „baleset-elhárításban” szövegrész helyébe a „nukleárisbaleset-elhárításban” szöveg, a „baleset-elhárítási” szövegrész helyébe a „nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg,
2.12. 5.3.3.0600. pontjában a „baleset-elhárítási” szövegrész helyébe a „nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg,
2.13. 5.3.3.1300. pontjában a „Baleset-elhárítási” szövegrész helyébe a „Nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg,
2.14. 5.3.6.2100. pont e) alpontjában az „a intézkedéseket” szövegrész helyébe az „az intézkedéseket” szöveg, az „eredményét” szövegrész helyébe az „eredményeit” szöveg,
2.15. 5.3.17. pontjában a „Baleset-elhárítási” szövegrész helyébe a „Nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg, a „baleset-elhárítás” szövegrész helyébe a „nukleárisbaleset-elhárítás” szöveg,
2.16. 5.3.17.0100. pontjában a „baleset-elhárítási” szövegrész helyébe a „nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg,
2.17. 5.3.17.0400. pontjában a „baleset-elhárítási” szövegrészek helyébe a „nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg,
2.18. 5.3.17.0500. pontjában a „ létesítményi Baleset-elhárítási” szövegrész helyébe a „létesítményi Nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg, a „helyi baleset-elhárítási” szövegrész helyébe a „helyi nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg,
2.19. 5.3.17.0600. pontjában a „Baleset-elhárítási Intézkedési” szövegrészek helyébe a „Nukleárisbaleset-elhárítási Intézkedési” szöveg,
2.20. 5.3.17.0800. pontjában a „baleset-elhárítási” szövegrész helyébe a „nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg,
2.21. 5.3.17.0900. pontjában a „baleset-elhárítási” szövegrész helyébe a „nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg,
2.22. 5.3.17.1000. pontjában a „baleset-elhárításért” szövegrész helyébe a „nukleárisbaleset-elhárításért” szöveg, a „baleset-elhárításban” szövegrész helyébe a „nukleárisbaleset-elhárításban” szöveg,
2.23. 5.3.17.1200. pontjában a „baleset-elhárítási” szövegrész helyébe a „nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg,
2.24. 5.3.17.1600. pontjában a „baleset-elhárítási” szövegrész helyébe a „nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg
lép.
7. melléklet a 357/2014. (XII. 29.) Korm. rendelethez
1. Az NBSZ 6. melléklet 6.2.1.1100. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„6.2.1.1100. Meg kell határozni a fűtőelemkötegek átvételére, kezelésére és visszanyerésére vonatkozó követelményeket. Az átvételre vonatkozó követelmények meghatározásakor figyelembe kell venni a tárolási feltételeket, a fűtőelemkötegek esetleges, tárolás közbeni mechanikai és anyagszerkezeti változását, továbbá biztosítani kell
a) a fűtőelemkötegek alkalmasságát a további kezelésre, és
b) a követelmények összhangját a létesítmény biztonsági jelentésével.”
2. Az NBSZ 6. melléklet 6.3.1.0900. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„6.3.1.0900. Az időszakos funkciópróbák ellenőrzését az operatív üzemeltetést végző szervezeti egységtől független szervezeti egységekre kell bízni. Az átalakítások belső felügyeletét az átalakítást kérő szervezeti egységtől független szervezeti egységekre kell bízni.”
3. Az NBSZ 6. melléklet 6.3.4.0400. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„6.3.4.0400. A fűtőelemkötegek átvételekor engedélyesnek megfelelő, szabályozott átvétel-ellenőrzést, vizsgálatokat és próbákat kell végrehajtania. A fűtőelemkötegek átvételekor az átvételi kritériumok teljesülését vizsgálni, igazolni és dokumentálni kell.”
4. Az NBSZ 6. melléklete a 6.3.4.0600. pontot követően a következő 6.3.4.0610. ponttal egészül ki:
„6.3.4.0610. Az engedélyes köteles biztosítani a tervezett átmeneti tárolási időszak után is
a) a fűtőelemkötegek szállíthatóságát, mozgathatóságát és tárolhatóságát összhangban a vonatkozó szabályozással, valamint
b) a fűtőelemkötegek későbbi végleges elhelyezéséhez szükséges kezelés és kondicionálás végrehajthatóságát, összhangban a vonatkozó követelményekkel és a radioaktívhulladék-elhelyezési stratégiájával.”
5. Az NBSZ 6. melléklet 6.3.4.0700. pontja a következő mondattal egészül ki:
„Ebben az esetben is biztosítani kell a fűtőelemkötegek további kezelhetőségét.”
6. Az NBSZ 6. melléklet
6.1. 6.2.1.1200. pontjában a „meghatározni” szövegrész helyébe a „határozni” szöveg,
6.2. 6.2.1.6100. pontjában a „talaj-épület” szövegrész helyébe az „a talaj-épület” szöveg,
6.3. 6.2.1.6700. pontjában a „teszik” szövegrész helyébe a „teszi” szöveg,
6.4. 6.2.1.7800. pont c) alpontjában a „kell a” szövegrész helyébe a „kell” szöveg,
6.5. 6.2.9.0400. pontjában a „meg felelniük” szövegrész helyébe a „meg kell felelniük” szöveg,
6.6. 6.3.2.1100. pontjában az „üzemeltetési utasítások” szövegrész helyébe az „üzemviteli dokumentumok” szöveg,
6.7. 6.3.2.1300. pontjában az „üzemeltetési utasítások” szövegrész helyébe az „üzemviteli dokumentumok” szöveg,
6.8. 6.3.2.1400. pontjában az „üzemeltetési utasítás” szövegrész helyébe az „üzemviteli dokumentum” szöveg,
6.9. 6.3.13.0100. pontjában a „környezeti” szövegrész helyébe a „környezetállósági” szöveg,
6.10. 6.3.13.0200. pontjában a „környezeti” szövegrész helyébe a „környezetállósági” szöveg,
6.11. 6.3.14.0100. pontjában az „a intézkedések” szövegrész helyébe az „az intézkedések” szöveg,
6.12. 6.3.14.0700. pontjában az „a intézkedések” szövegrész helyébe az „az intézkedések” szöveg,
6.13. 6.3.20.0300. pontjában a „baleset-elhárítási” szövegrészek helyébe a „nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg,
6.14. 6.3.20.0400. pontjában a „baleset-elhárítási intézkedési tervet” szövegrész helyébe a „Nukleárisbaleset-elhárítási Intézkedési Tervet” szöveg, a „baleset-elhárítási intézkedési terv” szövegrész helyébe a „Nukleárisbaleset-elhárítási Intézkedési Terv” szöveg, a „baleset-elhárítási intézkedési tervnek” szövegrészek helyébe a „Nukleárisbaleset-elhárítási Intézkedési Tervnek” szöveg, a „baleset-elhárítási” szövegrész helyébe a „nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg,
6.15. 6.3.20.1500. pontjában a „baleset-elhárítási” szövegrészek helyébe a „nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg
lép.
7. Hatályát veszti az NBSZ 6. melléklet
7.1. 6.2.1.7800. pont a) alpontjában az „és” szövegrész,
7.2. 6.3.9.2300. pontjában az „és 2.” szövegrész,
7.3. 6.3.10.0400. pontjának második mondata.
8. melléklet a 357/2014. (XII. 29.) Korm. rendelethez
1. Az NBSZ 7. melléklet 7.1.2.0200. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„7.1.2.0200. A Szabályzat nem terjed ki a telephellyel és a nukleáris létesítménnyel szemben támasztott környezetvédelmi vizsgálati követelményekre.”
2. Az NBSZ 7. melléklet 7.2.1.0100. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„7.2.1.0100. A telephely vizsgálatának és értékelésének célja a létesítést esetlegesen kizáró telephely jellemzők azonosítása, a telephelyre vonatkozó veszélyeztető tényezők vizsgálata és értékelése, valamint a tervezés során figyelembe veendő – a telephelyre és a nukleáris létesítményre vonatkozó – adatok meghatározása:
a) a nukleáris létesítmény tervezéséhez;
b) a nukleáris létesítmény nukleáris biztonságának és a radioaktív kibocsátások hatásainak elemzéséhez; továbbá
c) nukleárisbaleset-elhárítási intézkedések tervezéséhez, valamint azok megvalósíthatóságának értékeléséhez.”
3. Az NBSZ 7. melléklete a 7.2.1.0100. pontot követően a következő 7.2.1.0110. ponttal egészül ki:
„7.2.1.0110. A 7.2.1.0100. pont szerinti meghatározott adatok alapján az alkalmatlan telephelyeket ki kell zárni a további vizsgálatokból.”
4. Az NBSZ 7. melléklet 7.2.1.0200. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„7.2.1.0200. A telephely vizsgálatát és értékelését a következő főbb lépésekben kell végrehajtani a nukleáris létesítmény típusától függően a 3., a 3/A., az 5. vagy a 6. melléklet előírásainak figyelembevételével:
a) azonosítani kell a nukleáris létesítmény nukleáris biztonságára feltehetően veszélyes, a nukleáris létesítmény tervezése, nukleáris biztonságának értékelése szempontjából fontos természeti vagy emberi eredetű veszélyeztető tényezőket;
b) a nukleáris létesítmény nukleáris biztonsága szempontjából igazoltan nem releváns eseményeket és körülményeket a további vizsgálatból ki kell zárni;
c) vizsgálni és értékelni kell a b) pont alapján ki nem zárt, természeti vagy emberi eredetű veszélyeztető tényezőket és ezek hatásait;
d) értékelni kell a telephely alkalmasságát; továbbá
e) meg kell határozni a tervezés során figyelembe veendő telephely jellemzőket.”
5. Az NBSZ 7. melléklet 7.2.1.0600. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„7.2.1.0600. A telephely vizsgálata és értékelése során a veszélyeztető tényezőkre meg kell határozni a valószínűségi veszélyeztetési görbéket, azaz a gyakoriság függvényében a veszélyeztető tényező intenzitását. Minden veszélyeztető tényezőt vizsgálni kell abból a szempontból, hogy válthat-e ki szakadékszél-effektust.”
6. Az NBSZ 7. melléklet 7.2.1.0900. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„7.2.1.0900. A telephely külső veszélyeztetettségének meghatározása és értékelése alapulhat műszaki megfontolásokon, valószínűségi szempontok figyelembevételén vagy a kettő kombinációján.”
7. Az NBSZ 7. melléklet 7.2.1.1000. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„7.2.1.1000. Össze kell gyűjteni a nukleáris biztonság szempontjából lényeges természeti és emberi eredetű veszélyeztető tényezők előfordulására és súlyosságára vonatkozó történeti adatokat és vizsgálati eredményeket, és gondosan elemezni kell azokat megbízhatóság, pontosság és teljesség szempontjából. A vizsgálati adatok és eredmények megfelelőségét igazolni kell.”
8. Az NBSZ 7. melléklet 7.2.1.1400. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„7.2.1.1400. A kiválasztott telephely akkor elfogadható, ha vannak bevált, kipróbált műszaki megoldások arra, hogy a telephelyre jellemző események és körülmények mellett a vonatkozó nukleáris biztonsági kritériumok teljesülnek.”
9. Az NBSZ 7. melléklet 7.2.1.1500. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„7.2.1.1500. A telephely vizsgálata során azonosítani kell minden szükséges műszaki vagy adminisztratív telephelyvédelmi intézkedést. A kockázat elfogadhatóan alacsony szintje biztosítható megfelelő tervezéssel, valamint műszaki és adminisztratív telephely védelmi intézkedésekkel. Ezek közül a tervezési és a műszaki telephelyvédelmi intézkedéseket kell előnyben részesíteni. Ha valamely veszélyeztető tényező hatását, vagy kedvezőtlen telephely jellemzőt megfelelő műszaki megoldással módosítanak, az így elért új körülmények között az adott veszélyeztető tényező bekövetkezési valószínűségének – a szakadékszél-effektus figyelembe vételével is – a rá vonatkozó szűrési szint alatt kell lennie.”
10. Az NBSZ 7. melléklet 7.2.1.2000. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„7.2.1.2000. A nukleáris létesítmények tervezése szempontjából releváns, rendkívüli kis gyakoriságú természeti és ember okozta események, körülmények esetében a telephely veszélyeztetettségének megállapítása érdekében értékelni kell a hasonló telephelyeket és nukleáris létesítményeket érintő szélsőséges természeti körülményeket és eseményeket.”
11. Az NBSZ 7. melléklete 7.2.2.0300. pontot követően a következő 7.2.2.0400. és 7.2.2.0500. pontokkal egészül ki:
„7.2.2.0400. A telephely jellemzők meghatározásának bizonytalanságát elemezni és értékelni kell.
7.2.2.0500. A tervezési alapban figyelembe veendő veszélyeztető tényezők jellemzőit telephely-specifikus paraméterek alapján, a szakadékszél-effektus elkerülése érdekében megfelelő tartalékkal kell meghatározni, az adott veszélyeztető tényezőre vonatkozó eljárások szerint.”
12. Az NBSZ 7. melléklet 7.2.4.0300. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„7.2.4.0300. A telephely vizsgálatának ki kell terjednie a nukleárisbaleset-elhárítási intézkedések megvalósíthatóságának értékelésére, ezen belül vizsgálni kell:
a) a népsűrűség és a lakosság megoszlását, a lakossági központoktól való távolságokat, nagyobb tömeg befogadására alkalmas létesítmények, nukleáris veszélyhelyzet esetén nehezen védhető vagy kitelepíthető csoportok jellemzőit, eloszlását, valamint mindezen adatok, jellemzők változását a nukleáris létesítmény tervezett élettartamára;
b) a speciális földrajzi adottságokat, közlekedési, kommunikációs viszonyokat; valamint
c) a telephelyet körülvevő területek releváns jellemzőit a kibocsátott radioaktív anyagok terjedésének gyors értékelhetősége, valamint a közép- és hosszú távú nukleárisbaleset-elhárítási intézkedések meghatározása céljából.”
13. Az NBSZ 7. melléklet 7.3.1.0700. pontja a következő mondattal egészül ki:
„A tervezési alapba kerülő jellemzőket, telephely specifikus adatok alapján, a szakadékszél-effektus elkerülése érdekében megfelelő korrekcióval kell meghatározni.”
14. Az NBSZ 7. melléklet 7.3.1.1000. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„7.3.1.1000. A 7.3.1.0900. pont a) alpontjában meghatározottakat – a rövid ismétlődési időkre utaló geológiai és földrengés adatokkal jellemzett – nagyon aktív régiókban rövidebb, a kevésbé aktív területeken számottevően hosszabb időszakot kell vizsgálni.”
15. Az NBSZ 7. melléklet 7.3.2.1000. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„7.3.2.1000. A teherviselő talaj tulajdonságainak stabilitását értékelni kell a statikus és a dinamikus terhekre. El kell végezni a nukleáris létesítmény alapozásának környezetében található kőzetek és talajok vízzel érintkezésének hatására bekövetkező mállásával kapcsolatosan keletkező esetleges korrozív hatások vizsgálatát.”
16. Az NBSZ 7. melléklet 7.3.6.1400. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„7.3.6.1400. A telephelyi adatok felhasználásával konzervatív módon meg kell becsülni és értékelni kell a nukleáris létesítmény működéséből eredő potenciális radiológiai következményeket és a baleseti kibocsátásokat.”
17. Az NBSZ 7. melléklet 7.3.7.0200. pont d) és e) alpontja helyébe a következő rendelkezések lépnek:
(A telephely összefoglaló értékelésénél az alábbi jellemzőket kell megadni és értékelni:)
„d) a telephelyen és környezetében folytatott emberi tevékenység jellemzőit, amelyek hatással vannak a nukleáris létesítmény nukleáris biztonságára, így a tervezés során figyelembe kell venni;
e) a telephely fizikai – szeizmológiai, geotechnikai, geológiai, hidrológiai, meteorológiai – jellemzőit, amelyek hatással vannak a nukleáris létesítmény nukleáris biztonságára, így a tervezés során figyelembe kell venni;”
18. Az NBSZ 7. melléklet 7.5.2.0400. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„7.5.2.0400. A tervezési alapba tartozó földrengésjellemzők éves meghaladásának valószínűsége nem lehet nagyobb, mint 10-5/év. Az adatok bizonytalanságát értékelni kell. A szakadékszél-effektus elkerülése érdekében a telephely-specifikus jellemzőket megfelelően módosítani kell.”
19. Az NBSZ 7. melléklet 7.5.2.0800. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„7.5.2.0800. Az üzemi földrengés megállapításához meg kell határozni a veszélyeztetettséget 10–1/év – 10–3/év gyakoriságok tartományában.”
20. Az NBSZ 7. melléklete a következő 7.5.6.0500 ponttal egészül ki:
„7.5.6.0500. Feltételezett esemény esetében a jellemzőket determinisztikusan, az adott veszély paramétereivel kell megadni.”
21. Az NBSZ 7. melléklet 7.5.8.0100. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„7.5.8.0100. A 7.3.3–7.3.5. pontban előírt vizsgálatok során – a végső hőelnyelő rendelkezésre állása szempontjából – meg kell vizsgálni a száraz és nedves léghőmérsékletek, vízhőmérsékletek jellemző értékeit, valamint frissvíz hűtés esetén a nukleáris biztonsághoz szükséges hűtővíz rendelkezésre állását forgalom, minimális vízszint, és a minimális vízszint és forgalom tartóssága szempontjából. Számolni kell a kedvezőtlen körülmények egyidejű bekövetkezésével is.”
22. Az NBSZ 7. melléklet 7.5.8.0200. pontja helyébe a következő rendelkezés lép:
„7.5.8.0200. Meg kell határozni azokat a természeti és emberi eredetű veszélyforrásokat, amelyek a besugárzott fűtőelem-kötegek hosszú távú hűtéséhez szükséges rendszerek üzemképtelenségét okozhatják, így különösen folyó elzáródása vagy eltérülése, víztározó kiürülése, víztározó vagy hűtőtorony elzáródása fagyás vagy jégképződés által, hajóütközés, olajkiömlés és tűzesetek esetén. Ha az ilyen események gyakorisága a szűrési szint felett van, akkor ezeket az eseményeket figyelembe kell venni a telephely védelmét biztosító lehetséges műszaki intézkedések meghatározásakor.”
23. Az NBSZ 7. melléklete a következő 7.5.9. ponttal, valamint 7.5.9.0100. és 7.5.9.0200. pontokkal egészül ki:
„7.5.9. Biológia eredetű hatások vizsgálata
7.5.9.0100. Telephely specifikusan meg kell határozni minden olyan biológiai eredetű veszélyeztető tényezőt, amely negatívan befolyásolhatja az atomerőmű biztonságát. Különös figyelmet kell fordítani az elsődleges és másodlagos végső hőelnyelő rendelkezésre állását befolyásoló biológiai eredetű veszélyekre.
7.5.9.0200. A telephely környezetében a 7.2.3.0100. ponttal összhangban meg kell határozni azokat a biológiai eredetű hatásokat, amelyek befolyásolják kibocsátott radioaktív anyagok terjedését, különös tekintettel a táplálékláncra.”
24. Az NBSZ 7. melléklet
24.1. 7.2.1.0300. pontjának nyitó szövegrészében az „emberi tevékenységek által okozott események, körülmények” szövegrész helyébe az „emberi eredetű veszélyeztető tényezők” szöveg,
24.2. 7.2.1.0300. pont a) pontjában a „természet vagy ember által előidézett külső események és körülmények” szövegrész helyébe a „természeti vagy emberi eredetű veszélyeztető tényezők,” szöveg,
24.3. 7.2.1.0300. pont c) pontjában a „baleset-elhárítási” szövegrész helyébe a „nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg,
24.4. 7.2.1.0500. pontjában a „vizsgálatból, és a tervezési alapból is” szövegrész helyébe a „vizsgálatból megfelelő igazolás mellett” szöveg,
24.5. 7.2.1.0800. pontjában a „bevált” szövegrész helyébe a „szabványos” szöveg,
24.6. 7.2.1.1100. pontjában a „jelenségek, ember okozta események” szövegrész helyébe a „vagy emberi eredetű veszélyeztető tényezők” szöveg,
24.7. 7.2.1.1300. pontjában a „jelenségeket” szövegrész helyébe az „eredetű jelenségeket” szöveg,
24.8. 7.2.1.1600. pontjában a „telephelyi veszélyeket” szövegrész helyébe a „telephelyre jellemző veszélyeztető tényezőket” szöveg, a „veszély” szövegrész helyébe a „veszélyeztető tényező” szöveg,
24.9. 7.2.1.1700. pontjában a „veszélyek” szövegrész helyett a „veszélyeztető tényezők hatását” szöveg,
24.10. 7.2.1.1800. pontjában az „alkalmazni kell egyes” szövegrész helyébe az „alkalmazni kell a nukleáris létesítmény típusától függően a 3., a 3/A., az 5. vagy a 6. mellékletben előírt,” szöveg,
24.11. 7.2.1.2200. pontjában a „terveket” szövegrész helyett a „és értékelési módszereket” szöveg,
24.12. 7.2.1.2300. pontjában az „normatíva-rendszer” szövegrész helyébe az „szabványok és a normatíva-rendszer leírását,” szöveg,
24.13. 7.2.1.2600. pontjában a „tervezési alapba tartozó” szövegrész helyébe a „tervezés során figyelembe veendő” szöveg,
24.14. 7.2.2.0200. pontjában az „úgy kell leírni,” szövegrész helyébe az „úgy kell leírni, összhangban a nukleáris létesítmény típusától függően a 3., a 3/A., az 5. vagy a 6. mellékletben szereplő előírásokkal,” szöveg, a „tervezési alapba tartozó” szövegrész helyébe a „tervezés során figyelembe veendő” szöveg, a „baleset-elhárítási” szövegrész helyébe a „nukleárisbaleset-elhárítási” szöveg,
24.15. 7.2.2.0300. pontjában a „tervezési alapba tartozó külső események, körülmények” szövegrész helyébe a „tervezés során figyelembe veendő külső veszélyeztetőtényezők” szöveg, a „biztosíthatók, vagy az adott nukleáris létesítmény esetében azok előállítása nem célszerű,” szövegrés helyébe a „biztosíthatók,” szöveg,
24.16. 7.2.4. alcímének címében a „baleset-elhárítás tervezésével” szövegrész helyébe a „nukleárisbaleset-elhárítással” szöveg,
24.17. 7.2.5.0100. pontjában a „természeti és ember okozta események, körülmények” szövegrész helyébe a „természeti eredetű és ember okozta veszélyeztető tényezők” szöveg,
24.18. 7.2.5.0400. pontjában a „természeti és ember okozta események, körülmények” szövegrész helyébe a „természeti eredetű és ember okozta veszélyeztető tényezők” szöveg,
24.19. 7.3.1.0400. pontjában a „normái” szövegrész helyébe a „normái, szabványai” szöveg,
24.20. 7.3.2. alcímének címében a „veszélyek” szövegrész helyébe a „veszélyeztető tényezők” szöveg,
24.21. 7.3.2.0100. pontjában a „kialakulhat-e a lejtő instabilitása” szövegrész helyébe a „kialakulhat-e lejtő instabilitás” szöveg, a „veszélyek” szövegrész helyébe a „veszélyeztető tényezők” szöveg,
24.22. 7.3.3.0200. pontjában a „tervezési alapjába tartozó” szövegrész helyébe a „tervezés során figyelembe veendő” szöveg, a „bizonytalanságot” szövegrész helyébe a „bizonytalanságot, illetve a szakadékszél-effektus elkerülését” szöveg,
24.23. 7.3.3.0300. pontjában a „tervezési alapban” szövegrész helyett a „tervezés során” szöveg,
24.24. 7.3.5. pontjában az „ember okozta események” szövegrész helyébe az „emberi eredetű veszélyeztető tényezők” szöveg,
24.25. 7.3.5.0200. pontjában a „közvetlen és közvetett hatásait jellemezni kell” szövegrész helyébe a „jellemzőit be kell mutatni” szöveg,
24.26. 7.3.5.0400. pontjában a „tervezési alapjában” szövegrész helyébe a „tervezése során” szöveg,
24.27. 7.3.5.0700. pontjában a „tervezési alapjában” szövegrész helyébe a „tervezése során” szöveg,
24.28. 7.3.5.0800. pontját megelőző szövegben az „ember által előidézett események” szövegrész helyett az „emberi eredetű veszélyeztető tényezők” szöveg,
24.29. 7.3.5.0800. pontjában az „ipari üzemek” szövegrész helyébe az „ipari, mezőgazdasági, kereskedelmi és katonai objektumok” szöveg,
24.30. 7.3.5.0900. pontjában a „kiterjednie” szövegrész helyébe a „terjednie” szöveg,
24.31. 7.3.6. alcímének címében a „baleset-elhárítási intézkedési tervek értékeléséhez” szövegrész helyébe a „nukleárisbaleset-elhárítási intézkedésekhez” szöveg,
1
A rendelet a 2010: CXXX. törvény 12. § (3) bekezdése alapján hatályát vesztette 2015. január 2. napjával.
- Hatályos
- Már nem hatályos
- Még nem hatályos
- Módosulni fog
- Időállapotok
- Adott napon hatályos
- Közlönyállapot
- Indokolás