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