VALSTYBINĖS ATOMINĖS ENERGETIKOS SAUGOS

INSPEKCIJOS (VATESI) VIRŠININKO

Į S A K Y M A S

 

DĖL BRANDUOLINĖS SAUGOS REIKALAVIMŲ BSR-2.1.1-2009 „REIKALAVIMAI IGNALINOS ATOMINĖS ELEKTRINĖS DETERMINISTINEI SAUGOS ANALIZEI“

 

2009 m. lapkričio 23 d. Nr. 22.3-118

Vilnius

 

Vadovaudamasis Lietuvos Respublikos branduolinės energijos įstatymo (Žin., 1996, Nr. 119-2771) 14 straipsnio 1 dalies 2 punktu ir Valstybinės atominės energetikos saugos inspekcijos nuostatų, patvirtintų Lietuvos Respublikos Vyriausybės nutarimu Nr. 1014 „Dėl Valstybinės atominės energetikos saugos inspekcijos nuostatų ir Valstybinės atominės energetikos saugos inspekcijos tarybos nuostatų patvirtinimo“ (Žin., 2002, Nr. 69-2814), 7.2 punktu:

1. T v i r t i n u Branduolinės saugos reikalavimus BSR-2.1.1-2009 „Reikalavimai Ignalinos atominės elektrinės deterministinei saugos analizei“ (pridedama).

2. N u s t a t a u, kad Branduolinės saugos reikalavimai BSR-2.1.1-2009 „Reikalavimai Ignalinos atominės elektrinės deterministinei saugos analizei“ yra privalomi taikyti tik naujai rengiamiems ar nustatyta tvarka peržiūrimiems Ignalinos AE branduolinę saugą pagrindžiantiems dokumentams.

 

 

VATESI viršininko pavaduotojas                                    Michail Demčenko

 

_________________

PATVIRTINTA

VATESI viršininko

2009 m. lapkričio 23 d.

įsakymu Nr. 22.3-118

 

BRANDUOLINĖS SAUGOS REIKALAVIMAI

BSR-2.1.1-2009

 

REIKALAVIMAI IGNALINOS ATOMINĖS ELEKTRINĖS DETERMINISTINEI SAUGOS ANALIZEI

 

I. BENDROSIOS NUOSTATOS

 

1. Reikalavimai Ignalinos atominės elektrinės deterministinei saugos analizei (toliau – Reikalavimai) nustato Valstybinės atominės energetikos saugos inspekcijos (toliau – VATESI) reikalavimus branduolinės energetikos objektą eksploatuojančiai organizacijai (toliau – EO) rengiant Ignalinos atominės elektrinės (toliau – IAE) branduolinę saugą pagrindžiančius dokumentus – įrangos ir procedūrų modifikavimo branduolinės saugos pagrindimus, eksploatavimo būsenų branduolinės saugos pagrindimus, eksperimentų ir bandymų branduolinės saugos pagrindimus, neįprastų įvykių analizės ataskaitas, saugos analizės ataskaitas bei kitus dokumentus. Šie reikalavimai taip pat taikomi atliekant nepriklausomą deterministinės saugos analizės dokumentų peržiūrą.

2. Reikalavimai parengti remiantis Lietuvos Respublikoje galiojančiais teisės aktais, reguliuojančiais branduolinę saugą ir radiacinę apsaugą, Vakarų Europos valstybių branduolinę saugą reguliuojančių institucijų asociacijos (WENRA) ir Tarptautinės atominės energijos agentūros (TATENA) rekomendacijomis.

 

II. PAGRINDINĖS SĄVOKOS

 

3. Šiuose reikalavimuose vartojamos sąvokos:

3.1. Deterministinė saugos analizė (toliau – DSA) – inžinerinis ir mokslinis tyrimas, kurio metu yra nagrinėjami atominės elektrinės fizikiniai – neutroniniai, termohidrauliniai, struktūrinio vientisumo ir radiaciniai aspektai. Naudojant inžinerinius įvertinimus ir patikrintas bei patvirtintas kompiuterines programas yra analizuojama AE saugai svarbių konstrukcijų, sistemų ir komponentų elgsena normalaus eksploatavimo sąlygomis, jų atsakas esant numatytiems eksploatavimo įvykiams, projektinėms ir neprojektinėms avarijoms. Skaičiavimų būdu yra nustatomas branduolinės saugos ir radiacinės apsaugos reikalavimų užtikrinimas;

3.2. Geriausio įverčio kompiuterinė programa – kompiuterinė programa, sudaryta iš geriausio įverčio matematinių modelių ir skirta realistiškai įvertinti AE konstrukcijų, sistemų ir komponentų elgseną bei jų atsaką;

3.3. Geriausio įverčio matematinis modelis – matematinis modelis, skirtas realistiškai įvertinti fizikinius procesus ir atitinkantis šiuolaikinius eksperimentinius duomenis bei mokslines žinias, susijusias su nagrinėjamais fizikiniais reiškiniais;

3.4. Geriausio įverčio metodas – metodas, kai DSA skaičiavimai yra atliekami naudojant geriausio įverčio kompiuterines programas ir realistinius pradinius duomenis bei įvertinant visus esminius neapibrėžtumus;

3.5. Realistiniai pradiniai duomenys – parametrų ir charakteristikų reikšmės bei ribos, pasirinktos atsižvelgiant į realias AE eksploatavimo sąlygas;

3.6. Įvadinių duomenų patikrinimas – kompiuterinės programos įvadinių duomenų peržiūra ir patikrinimas, nustatant ar įvadiniuose duomenyse nėra klaidų ir ar jie gali būti naudojami skaičiavimams;

3.7. Įvadinių duomenų patvirtinimas – tai kompiuterinės programos įvadinių duomenų teisingumo ir adekvatumo patikrinimas, įvertinimas ir patvirtinimas, kad įvadiniai duomenys gerai aprašo AE konstrukcijų, sistemų ir komponentų elgseną bei jų atsaką;

3.8. Jautrumo analizė – kiekybinis tyrimas, naudojamas siekiant nustatyti, kaip keičiasi skaičiavimų rezultatai nuosekliai keičiant kompiuterinių programų įvadinius duomenis;

3.9. Jungtinis metodas – metodas, kai DSA skaičiavimai atliekami naudojant geriausio įverčio kompiuterines programas ir konservatyvius pradinius duomenis bei prielaidas;

3.10. Konservatyvi kompiuterinė programa – kompiuterinė programa, sudaryta iš konservatyvių matematinių modelių ir skirta konservatyviai įvertinti AE konstrukcijų, sistemų ir komponentų elgseną bei jų atsaką;

3.11. Konservatyvusis metodas – metodas, kai DSA skaičiavimai atliekami naudojant konservatyvias kompiuterines programas ir konservatyvius pradinius duomenis;

3.12. Konservatyvūs pradiniai duomenys – parametrų ir charakteristikų reikšmės bei ribos, taikomos žinant, kad dėl tokio pasirinkimo bus gauti, lyginant su konkrečiu priimtinumo kriterijumi, nepalankesni rezultatai;

3.13. Kompiuterinės programos patikrinimas – kompiuterinės programos programavimo atitikimo jos dokumentacijai patikrinimas;

3.14. Kompiuterinės programos patvirtinimas – kompiuterinės programos skaičiavimo rezultatų tikslumo įvertinimas, juos lyginant su svarbių fizikinių reiškinių atitinkamais eksperimentiniais duomenimis, kuris patvirtina, kad kompiuterinė programa gali būti naudojama atliekant skaičiavimus;

3.15. Kraštinės sąlygos – parametrų ir charakteristikų reikšmių visuma, kuri aprašo AE saugos sistemų veikimą įvykus pradiniam įvykiui;

3.16. Neapibrėžtumų analizė – matematinis metodas, naudojamas siekiant įvertinti kompiuterinių programų įvadinių duomenų ir naudojamų matematinių metodų neapibrėžtumų poveikį skaičiavimo rezultatams;

3.17. Neprojektinė avarija – avarija, įvykusi dėl nenumatytų projektinėms avarijoms pradinių įvykių arba lydima dar kitų, nenumatytų projektinėse avarijose saugos sistemų gedimų, esant ne tik pavieniam gedimui ar darbuotojų klaidingiems veiksmams, galintiems sukelti sunkius aktyviosios zonos pažeidimus ar jos išsilydimą. Neprojektinių avarijų padariniai mažinami valdant avariją ir (ar) įgyvendinant darbuotojų ir gyventojų apsaugos priemonių planus;

3.18. Numatytas eksploatavimo įvykis – eksploatavimo metu įvykęs procesas, nukrypstantis už normalaus eksploatavimo ribų, galintis įvykti vieną ar kelis kartus per visą AE eksploatavimo laiką ir kuris dėl tinkamų projektinių apsaugos priemonių nesukelia saugai svarbių sistemų ir komponentų žymaus pažeidimo ir nesąlygoja perėjimo į avarines situacijas ar avarijas;

3.19. Pavienis gedimas – atsitiktinis gedimas, dėl kurio elementas praranda savybę atlikti jam priskirtą funkciją;

3.20. Pavienio gedimo kriterijus – kriterijus, pagal kurį sistema privalo vykdyti nustatytas funkcijas esant bet kokiam reikalaujančiam jos darbo pradiniam įvykiui ir esant nepriklausomam nuo pradinio įvykio pavieniam gedimui vieno iš aktyviųjų elementų arba pasyviųjų elementų su mechaniškai judančiomis dalimis. Papildomi gedimai, kurie gali atsirasti dėl pavienio gedimo, yra laikomi pavienio gedimo sudedamąja dalimi;

3.21. Pradinis įvykis – AE sistemų gedimas, išorinis įvykis arba darbuotojo klaida, sukeliantys normalaus eksploatavimo pažeidimą ir galintys sukelti saugaus eksploatavimo ribų ir (ar) sąlygų pažeidimą. Pradiniu įvykiu laikomi visi susiję su juo gedimai;

3.22. Pradinės sąlygos – parametrų ir charakteristikų reikšmių visuma, kuri aprašo AE būseną prieš įvykstant pradiniam įvykiui;

3.23. Priimtinumo kriterijus – kiekybinis pasirinktų parametrų ribojimas arba kokybiniai reikalavimai, taikomi analizės rezultatams. Nustatytos funkcinio arba sąlygos indikatoriaus reikšmių ribos, naudojamos įvertinant AE konstrukcijų, sistemų ir komponentų gebėjimą atlikti jų projektines funkcijas;

3.24. Projektinė avarija – avarinės sąlygos, į kurias atsižvelgiant suprojektuota AE ir yra tenkinami nustatyti projektiniai kriterijai, bei kuriomis kuro pažeidimo ir radioaktyviųjų išmetimų lygis neviršija leistinų ribų;

3.25. Sisteminis požiūris – pažiūra į bet kokį nagrinėjamą objektą kaip sistemą;

3.26. Skaitinis modelis – kompiuterinės programos įvadinių duomenų visuma;

3.27. Kitos šiuose Reikalavimuose vartojamos sąvokos suprantamos taip, kaip jos apibrėžtos Lietuvos Respublikos branduolinės energijos įstatyme (Žin., 1996, Nr. 119-2771), Lietuvos higienos normoje HN 73:2001 „Pagrindinės radiacinės saugos normos“ (Žin., 2002, Nr. 11-388) bei VATESI teisės aktuose.

 

III. ŽYMENYS IR SUTRUMPINIMAI

 

4. Šiuose reikalavimuose vartojami žymenys ir sutrumpinimai:

4.1. AE – Atominė elektrinė;

4.2. ALS – Avarijų lokalizavimo sistema;

4.3. AVK – Apatinės vandens komunikacijos;

4.4. BS – Būgnas – separatorius;

4.5. DSA – Deterministinė saugos analizė;

4.6. EO – Eksploatuojanti organizacija;

4.7. GPK – Grupinis paskirstymo kolektorius;

4.8. IAE – Ignalinos atominė elektrinė;

4.9. PCK – Pagrindinis cirkuliacijos kontūras;

4.10. PCS – Pagrindinis cirkuliacijos siurblys;

4.11. RAAS – Reaktoriaus avarinio aušinimo sistema;

4.12. RBMK – Didelės galios kanalinis reaktorius su grafitiniu lėtikliu;

4.13. RVAS – Reaktoriaus valdymo ir apsaugos sistema;

4.14. ŠIEL – Šilumą išskiriantis elementas;

4.15. TATENA – Tarptautinė atominės energijos agentūra;

4.16. WENRA – Vakarų Europos valstybių branduolinę saugą reguliuojančių institucijų asociacija.

 

IV. TECHNINIAI SAUGOS REIKALAVIMAI

 

5. AE sauga turi būti užtikrinama nuosekliai įgyvendinant „apsaugos gilyn“ principą, grindžiamą fizinių barjerų sistema, užkertančia radioaktyviųjų medžiagų ir/ar jonizuojančiosios spinduliuotės plitimą į aplinką ir AE patalpas, ir techninių bei organizacinių priemonių sistema, apsaugančia šiuos barjerus ir palaikančia jų efektyvumą.

6. Techniniuose AE saugą pagrindžiančiuose dokumentuose turi būti išnagrinėtas ir įvertintas šių fizinių barjerų funkcionavimas ir jų vientisumas AE normalaus eksploatavimo sąlygomis, esant numatytiems eksploatavimo įvykiams, projektinėms ir neprojektinėms avarijoms:

6.1. branduolinio kuro tablečių;

6.2. ŠIEL apvalkalų;

6.3. PCK ir jo komponentų;

6.4. reaktoriaus erdvę formuojančių metalo konstrukcijų;

6.5. hermetinių ALS patalpų ir kitų AE patalpų, kuriose yra cirkuliacijos kontūro vamzdynai, struktūrinių komponentų.

7. Techniniuose AE saugą pagrindžiančiuose dokumentuose turi būti išnagrinėtas ir įvertintas techninių bei organizacinių priemonių sistemos, apsaugančios ir palaikančios fizinių barjerų efektyvumą, veiksmingumas. Turi būti pagrįsta, kad AE yra įgyvendinamas „apsaugos gilyn“ principas ir vykdomos pagrindinės branduolinės saugos funkcijos:

7.1. reaktyvumo valdymas;

7.2. kuro aušinimas;

7.3. radioaktyviųjų medžiagų lokalizavimas ir išmetimų apribojimas.

 

V. PRADINIAI ĮVYKIAI

 

8. Techniniuose AE saugą pagrindžiančiuose dokumentuose turi būti pateiktas pradinių įvykių, kurie potencialiai gali kelti grėsmę AE fizinių barjerų vientisumui ir pagrindinių branduolinės saugos funkcijų vykdymui, sąrašas.

9. Pradinių įvykių sąraše turi būti pateikti visi AE vidiniai įvykiai, susiję su konstrukcijų, sistemų ir komponentų gedimais ar sutrikimais, vamzdynų trūkiais, operatoriaus klaidomis. Sąraše turi būti pateikti visi AE išoriniai įvykiai, susiję su ekstremaliais gamtos reiškiniais ir žmogaus vykdoma veikla (netyčiniais veiksmais).

10. Nustatant pradinius įvykius, turi būti naudojamas sisteminis požiūris. Šis požiūris turi būti grindžiamas galiojančiais teisės aktais, inžineriniais ir tikimybiniais įvertinimais bei eksploatacine patirtimi.

11. Pradiniai įvykiai turi būti nustatyti visoms AE eksploatavimo būsenoms:

11.1. reaktoriaus paleidimo metu ir jam esant minimalaus kontroliuojamo lygio būsenoje (240 MW galios);

11.2. reaktoriaus eksploatavimo metu (2400 ir 4200 MW šiluminės galios);

11.3. reaktoriaus stabdymo metu;

11.4. sustabdytame reaktoriuje.

12. Pradiniai įvykiai pagal jų dažnį turi būti klasifikuojami į tris klases:

12.1. numatytus eksploatavimo įvykius (įvykių dažnis nemažesnis negu 10-2 per vienerius reaktoriaus darbo metus);

12.2. projektines avarijas (įvykių dažnis yra didesnis 10-5 bet mažesnis negu 10-2 per vienerius reaktoriaus darbo metus);

12.3. neprojektines avarijas (įvykių dažnis yra mažesnis negu 10-5 per vienerius reaktoriaus darbo metus).

13. Pradiniai įvykiai, kurių dažnio neapibrėžtumas yra didesnis už skirtumą tarp nustatyto įvykio dažnio ir įvykių klasės skiriamosios ribos, turi būti priskirti aukštesnei klasei.

14. Vidinių ir išorinių įvykių kombinacijos, kurios yra tikėtinos ir gali sukelti normalaus eksploatavimo pažeidimus, projektines ir neprojektines avarijas, turi būti įtrauktos į 12.1–12.3 punktuose nurodytas įvykių klases.

15. Tikėtini įvykiai dėl bendros priežasties taip pat turi būti įtraukti į 12.1–12.3 punktuose nurodytas įvykių klases.

16. Mažai tikėtinų įvykių eliminavimas iš pradinių įvykių sąrašo turi būti pagrįstas ir dokumentuotas.

17. Pradinių įvykių klasėse pagal jų dažnį, nurodytose 12.1–12.3 punktuose, pradiniai įvykiai turi būti sugrupuoti papildomai pagal jų poveikį pagrindiniams saugos parametrams į tokias grupes:

17.1. reaktyvumo ir galios pasiskirstymo nukrypimus sukeliantys įvykiai;

17.2. šilumnešio temperatūros nukrypimus sukeliantys įvykiai;

17.3. slėgio nukrypimus sukeliantys įvykiai;

17.4. šilumnešio srauto nukrypimus sukeliantys įvykiai;

17.5. šilumnešio kiekio nukrypimus sukeliantys įvykiai;

17.6. kuro tvarkymo įvykiai.

18. Pradinių įvykių sąraše turi būti pateikti kiti, nepatenkantys į 17.1–17.6 punktuose nurodytas klases, vidiniai ir išoriniai įvykiai bei tokių įvykių kombinacijos, kurie potencialiai gali kelti grėsmę AE fizinių barjerų vientisumui ir pagrindinių branduolinės saugos funkcijų vykdymui.

19. Pradinių įvykių sąrašas turi būti peržiūrimas ir papildomas, atsižvelgiant į AE modifikacijas, tikimybinės saugos analizės rezultatus ir neįprastus įvykius IAE bei kitose AE.

20. Techniniuose AE saugą pagrindžiančiuose dokumentuose turi būti išsamiai išnagrinėti įvairioms klasėms ir grupėms priklausantys pradiniai įvykiai, kurie kelia didžiausią grėsmę fizinių barjerų vientisumui ir pagrindinių branduolinės saugos funkcijų vykdymui.

21. Minimalus pradinių įvykių sąrašas, kuris turi būti išnagrinėtas techniniuose AE saugą pagrindžiančiuose dokumentuose, pateiktas 1 priede.

 

VI. PRIIMTINUMO KRITERIJAI

 

22. Pradiniams įvykiams, kurių dažnis yra didesnis, turi būti taikomi griežtesni priimtinumo kriterijai. Didelį dažnį turinčių įvykių radiaciniai padariniai turi būti nežymūs. Žymius radiacinius padarinius galinčių sukelti įvykių dažnis turi būti labai mažas.

23. EO turi nustatyti detaliuosius priimtinumo kriterijus numatytiems eksploatavimo įvykiams ir projektinėms avarijoms, kurie leistų spręsti apie fizinių barjerų vientisumą.

24. Detalieji priimtinumo kriterijai turi būti pagrįsti šiuolaikiniais mokslinių tyrimų branduolinės saugos srityje rezultatais bei kitų šalių praktika.

25. Minimalus detaliųjų priimtinumo kriterijų sąrašas, kuris turi būti naudojamas techniniuose AE saugą pagrindžiančiuose dokumentuose, pateiktas 2 priede.

26. EO turi nustatyti bendruosius priimtinumo kriterijus numatytiems eksploatavimo įvykiams ir projektinėms avarijoms, kurie leistų patvirtinti AE techninių ir organizacinių priemonių sistemos, apsaugančios ir palaikančios fizinių barjerų efektyvumą, veiksmingumą ir „apsaugos gilyn“ principo įgyvendinimą bei pagrindinių branduolinės saugos funkcijų vykdymą.

27. Minimalus bendrųjų priimtinumo kriterijų sąrašas, kuris turi būti naudojamas techniniuose AE saugą pagrindžiančiuose dokumentuose, pateiktas 3 priede.

28. Techniniuose AE saugą pagrindžiančiuose dokumentuose turi būti išnagrinėta ir skaičiavimų būdu pagrįsta, kad AE normalaus eksploatavimo sąlygomis:

28.1. nėra viršijamos normalaus eksploatavimo ribos ir sąlygos;

28.2. radioaktyviųjų medžiagų išmetimai į aplinką neviršija leistinų ribų;

28.3. darbuotojų ir gyventojų bendrosios apšvitos dozės (vidinė ir išorinė apšvita) neviršija nustatytų ribų bei yra įgyvendinamas ALARA principas.

29. Techniniuose AE saugą pagrindžiančiuose dokumentuose turi būti išnagrinėta ir skaičiavimų būdu pagrįsta, kad AE, esant numatytiems eksploatavimo įvykiams ir projektinėms avarijoms:

29.1. atitinka detaliuosius ir bendruosius priimtinumo kriterijus (2 ir 3 priedai);

29.2. darbuotojų ir gyventojų bendrosios apšvitos dozės (vidinė ir išorinė apšvita) neviršija nustatytų ribų.

30. Techniniuose AE saugą pagrindžiančiuose dokumentuose turi būti išnagrinėta ir skaičiavimų būdu pagrįsta, kad AE esant neprojektinėms avarijoms:

30.1. avarijų valdymo programos, skirtos neprojektinių avarijų prevencijai ir jų padarinių mažinimui, yra veiksmingos;

30.2. radiacinės apsaugos reikalavimai, kurie yra nustatyti siekiant apriboti AE keliamą riziką darbuotojams, gyventojams ir aplinkai, yra įvykdyti.

 

VII. ANALIZĖS METODAI

 

31. Atliekant DSA, gali būti taikomas konservatyvusis, jungtinis arba geriausio įverčio metodai.

32. Taikant konservatyvųjį ar jungtinį metodą, pradiniai duomenys (pradinės ir kraštinės sąlygos) turi būti pasirinkti taip, kad įvykio ar įvykių sekos scenarijaus ir priimtinumo kriterijų atžvilgiu būtų gaunami patys konservatyviausi skaičiavimų rezultatai. Reaktoriaus, PCK ir ALS pradinę būseną nusakančių parametrų ir charakteristikų vertės turi būti parinktos taip, kad jos atitiktų šių parametrų eksploatavimo verčių konservatyvias ribas ir dėl tokio parinkimo būtų gauti, lyginant su konkrečiu priimtinumo kriterijumi, konservatyvūs rezultatai. AE eksploatavimo metu kintantys parametrai turi būti pasirinkti naudojant konservatyvias sąlygas, kurios turi būti apibrėžiamos atsižvelgiant į įrangos paklaidas, AE esamus procedūrų aprašus, eksploatavimo ribas ir projekto pagrindams būdingus neapibrėžtumus.

33. Taikant geriausio įverčio metodą, pradiniai duomenys (pradinės ir kraštinės sąlygos) turi būti pasirinkti taip, kad jie atitiktų faktines, realias AE eksploatavimo sąlygas, kurios gali būti nustatomos pagal prietaisų duomenų neapibrėžtumus, AE procedūrų aprašus, technines ribas ir projekto pagrindams būdingus neapibrėžtumus. Parenkant reaktoriaus, PCK ir ALS pradinę būseną nusakančius parametrus ir charakteristikas, reikia nurodyti jų faktinę vertę, kitimo ribas ir jų skirstinio tankį nusakančią funkciją.

34. DSA metodo pasirinkimas turi priklausyti nuo sukauptos informacijos, duomenų detalumo ir pilnumo bei nuo atliekamos analizės tikslo.

35. Taikant konservatyvųjį, jungtinį metodą ar geriausio įverčio metodą, įvykio ar įvykių sekos scenarijaus padariniai turi būti laikomi priimtinais, jeigu, įskaitant visus esminius duomenų neapibrėžtumus, esant teigiamai saugos atsargai yra tenkinami priimtinumo kriterijai, nustatyti Reikalavimų VII skyriuje bei 2 ir 3 prieduose.

 

VIII. ANALIZĖS DUOMENYS

 

36. Atliekant DSA, turi būti naudojama išsami ir tiksli AE projektinė ir eksploatavimo informacija.

37. Duomenys, kurie yra naudojami atliekant DSA, turi atitikti AE tikslią konfigūraciją.

38. Surenkant duomenis, turi būti įvertinti AE konstrukcijų, sistemų ir komponentų senėjimo efektai, įvertintos įvairios leidžiamos AE eksploatavimo būsenos.

39. Jeigu AE eksploatavimo duomenų nėra, turi būti naudojami patikimų eksperimentų duomenys.

40. Turi būti nustatyti esminiai duomenų neapibrėžtumai, įskaitant AE eksploatavimo būsenų, eksploatavimo matavimų ir modeliavimo parametrų neapibrėžtumus.

41. Visi duomenys, kurie yra naudojami DSA procese, turi būti surinkti į DSA duomenų bazę ir patikrinti.

42. Sudarant DSA duomenų bazę turi būti naudojami patikimi informacijos šaltiniai:

42.1. AE projektinė dokumentacija;

42.2. AE techninės įrangos specifikacijos;

42.3. AE eksploatavimo dokumentacija;

42.4. AE sistemų aprašymas;

42.5. AE sistemų aptarnavimo ir bandymų dokumentacija;

42.6. AE sistemų modifikacijų dokumentacija;

42.7. AE sistemų senėjimo ir atestavimo dokumentacija;

42.8. AE matavimų, kurie buvo užregistruoti normalaus eksploatavimo pažeidimų arba avarinių situacijų metu, duomenys;

42.9. eksperimentų duomenys.

43. Tuo atveju, jeigu yra aptiktas neatitikimas techniniuose šaltiniuose, šis neatitikimas turi būti pašalintas pasinaudojant kitais nepriklausomais šaltiniais.

44. DSA duomenų bazėje turi būti tiksliai nurodyta visa dokumentacija ir kiti duomenų šaltiniai, kurie buvo naudojami duomenų paruošimui.

45. DSA duomenų bazė turi būti nuolat atnaujinama ir papildoma nauja informacija, gauta IAE eksploatavimo, aptarnavimo, bandymų, eksperimentų, modifikacijų ar analizės metu. Turi būti atsižvelgta į atominės elektrinės konstrukcinių medžiagų šiluminių ir fizikinių charakteristikų pokytį dėl apšvitinimo ir oksidacijos.

 

IX. ANALIZĖS PRIELAIDOS

 

46. Visos prielaidos, kurios yra daromos siekiant supaprastinti ir pagreitinti DSA procesą, turi būti nurodytos ir pagrįstos.

47. Nagrinėjant numatytus eksploatavimo įvykius ar projektines avarijas reaktoriuje, PCK ir ALS, taikant konservatyvųjį, jungtinį ar geriausio įverčio metodą, turi būti daromos tokios prielaidos:

47.1. pavienio gedimo kriterijus taikomas visoms saugos sistemoms ir jas palaikančiom sistemoms. Turi būti atliktas pavienių gedimų įvertinimas ir nustatyti pavieniai gedimai, kurių padariniai fizinių barjerų vientisumo ir/ar apšvitos dozių atžvilgiu yra blogiausi;

47.2. stabdant reaktorių ir palaikant jį ikikritinėje būsenoje yra naudojamos vien saugos sistemos;

47.3. saugos sistemų konfigūracija yra minimali ir neveikia normalaus eksploatavimo įranga, nepritaikyta dirbti avarinėse sąlygose (išskyrus atvejį, kai normalaus eksploatavimo įrangos darbas sąlygoja konservatyvesnius rezultatus);

47.4. reaktorius yra stabdomas be vieno, paties efektyviausio valdymo strypo. Turi būti įvertinamas kaip papildomas gedimas visų reaktyvumo ir galios pasiskirstymo nukrypimus aktyviojoje zonoje sukeliančių įvykiu atveju;

47.5. prarandamas pagrindinis elektros maitinimo šaltinis. Turi būti įvertinamas kaip papildomas gedimas visų projektinių avarijų atveju;

47.6. per 30 minučių nuo pradinio įvykio pradžios operatorius nesiima jokių veiksmų.

48. Nagrinėjant neprojektines avarijas, turi būti taikomas geriausio įverčio metodas ir daromos prielaidos, kurios atspindi tikėtiną AE konfigūraciją, AE saugos sistemų darbą ir operatorių veiksmus avarijos metu. Jeigu geriausio įverčio metodo taikymas nėra įmanomas, gali būti taikomas jungtinis metodas ir daromos pagrįstos konservatyvios prielaidos, kuriose atsižvelgiama į modeliuojamų fizikinių procesų neapibrėžtumus.

 

X. KOMPIUTERINĖS PROGRAMOS

 

49. Visi esminiai fizikiniai reiškiniai ir saugai svarbios konstrukcijos, sistemos ir komponentai, kurie nulemia AE atsaką į įvykius ar įvykių sekas, turi būti identifikuoti ir suskirstyti pagal svarbą. Ši informacija turi būti naudojama parenkant reikalingas kompiuterines programas ir sudarant kompiuterinių programų įvadinius duomenis (skaitinius modelius).

50. Kompiuterinės programos turi būti pasirenkamos tokios, kurių parengimo, kūrimo, testavimo ir dokumentavimo metu buvo naudojamas sisteminis požiūris.

51. Turi būti atliktas kompiuterinių programų patikrinimas ir patvirtinimas.

52. Turi būti patvirtinta, kad kompiuterinių programų:

52.1. fizikiniai modeliai, kurie yra naudojami procesams aprašyti, yra pagrįsti;

52.2. koreliacijos, kurios yra naudojamos fizikinių procesų aprašymui, yra pagrįstos ir jų taikymo ribos yra nustatytos;

52.3. skaitiniai metodai, kurie yra naudojami skaičiavimuose, užtikrina tinkamą modeliavimo tikslumą bei rezultatų patikimumą.

 

XI. INŽINERINIAI ŽINYNAI

 

53. Kompiuterinių programų inžineriniuose žinynuose turi būti pateiktas išsamus DSA duomenų bazės transformavimo į kompiuterinių programų įvadinius duomenis aprašymas.

54. Kompiuterinių programų inžineriniuose žinynuose turi būti pateikta:

54.1. metodika, kuri yra taikoma AE techninių duomenų transformavimui į įvadinių duomenų formatą;

54.2. visi skaičiavimai, kurie yra atliekami AE techninių duomenų transformavimui į įvadinių duomenų formatą;

54.3. atskirų komponentų ir visos modeliuojamos sistemos nodalizacinės schemos;

54.4. visos prielaidos, kurios yra daromos AE techninių duomenų transformavimui į įvadinių duomenų formatą. Prielaidos turi būti išsamiai paaiškintos ir pagrįstos.

 

XII. ĮVADINIAI DUOMENYS

 

55. Kompiuterinių programų įvadiniai duomenys (skaitiniai modeliai), sudaryti ir naudojami įvykio ar įvykių sekos scenarijaus nagrinėjimui, turi būti patikrinti ir patvirtinti.

56. Turi būti parengtos kompiuterinių programų įvadinių duomenų patvirtinimo ataskaitos.

57. Kompiuterinių programų įvadinių duomenų patvirtinimo ataskaitose turi būti pateikta:

57.1. skaitinio modelio nodalizacijos atitikimo patvirtinimas, atliekant nodalizacijos pakeitimų įtakos skaičiavimo rezultatams jautrumo analizę;

57.2. atskirų įrangos komponentų arba atskirų sistemų elgsenos ir jų atsako patvirtinimas, nustatant atitinkamas ribines sąlygas;

57.3. esminių fizikinių – neutroninių ir termohidraulinių reiškinių bei procesų patvirtinimas, palyginant juos su eksperimentų duomenimis;

57.4. stacionarių būsenų patvirtinimas įvairių eksploatavimo režimų metu, pirmenybę teikiant palyginimui su realiais AE duomenimis;

57.5. skaičiavimo rezultatų patvirtinimas, palyginant juos su realiais AE duomenimis, kurie buvo tinkamai užregistruoti normalaus eksploatavimo arba avarinių situacijų metu, arba su AE patikimų eksperimentų duomenimis.

58. Kompiuterinių programų įvadinių duomenų (skaitinio modelio) pakeitimai turi būti įtraukti į kompiuterinių programų įvadinių duomenų patvirtinimo ataskaitas kartu su pakeitimo priežasties paaiškinimu, nurodant pakeitimo datą, taip pat atsakingus specialistus, kurie padarė pakeitimą ir patikrino bei patvirtinto pakeitimą.

59. Kompiuterinių programų įvadiniai duomenys turi būti laikomi taip pat elektroniniuose archyvuose, kad, esant būtinybei, skaičiavimai galėtų būti pakartoti.

 

XIII. REZULTATŲ DOKUMENTAVIMAS

 

60. DSA dokumentacija turi būti parengta taip, kad būtų užtikrintas patikimas ir pakankamas informacijos kiekis bei pademonstruotas branduolinės saugos ir radiacinės apsaugos reikalavimų užtikrinimas.

61. DSA dokumentacijoje turi būti:

61.1. aprašyti metodai, kurie yra naudojami nustatant pradinius įvykius;

61.2. aprašyti pagrindiniai projektiniai ir eksploataciniai duomenys bei eksperimentų duomenys;

61.3. aprašyti analitiniai skaičiavimai ir naudojamos patvirtintos kompiuterinės programos, koreliacijos bei skaitiniai modeliai;

61.4. aprašytos visos daromos prielaidos;

61.5. aprašytos pradinės ir kraštinės sąlygos;

61.6. aprašytas įvykio ar įvykių sekos scenarijus (nurodyti pradiniai įvykiai ir vykstantys procesai);

61.7. aprašyta skaičiavimų būdu nustatytų procesų chronologinė seka, naudojamų saugos sistemų ir reaktoriaus apsaugos sistemų būklė (įskaitant ir nukrypimo bei stabdymo signalų sąrašą) bei operatoriaus veiksmai (jei tokie yra);

61.8. aprašyta skaičiavimų būdu nustatytų procesų chronologinė seka, įvertinus esminius duomenų ir skaitinių modelių neapibrėžtumus;

61.9. nurodyti esminiai reiškiniai, vykstantys nagrinėjamo įvykio ar įvykių sekos scenarijaus atveju;

61.10. pateiktas pagrindinių saugos parametrų reikšmių grafinis atvaizdavimas.

62. Pagrindinių saugos parametrų rinkinys turi atspindėti analizuojamo proceso prigimtį ir sudėtingumą.

63. Parenkant saugos parametrus atvaizdavimui turi būti atsižvelgta į jų galimybę atspindėti:

63.1. esminį supratimą apie procesų eigą ir tarpusavio sąryšius bei fizikinius reiškinius;

63.2. galimybę bet kurį saugos parametrą palyginti su priimtinumo kriterijais;

63.3. proceso eigą, iki kol AE būklė pasieks naują saugią ir stabilią būseną.

64. Turi būti fizikiniu požiūriu paaiškintas visų pagrindinių saugos parametrų kitimas laiko atžvilgiu.

65. Turi būti pateikti kiekvieno įvykio ar įvykių sekos scenarijaus padariniai. Turi būti nurodytos modeliavimo metu padarytos prielaidos, kurios gali pakeisti įvykio ar įvykių sekos scenarijaus padarinius.

66. Esant galimiems radioaktyviųjų medžiagų išmetimams, turi būti įvertintas radiacijos poveikis darbuotojams (pagrindiniame valdymo pulte), gyventojams bei aplinkai (ties 3 kilometrų sanitarinės apsauginės zonos riba).

67. Turi būti nurodyti taikomi priimtinumo kriterijai. Skaitinės pagrindinių saugos parametrų reikšmės turi būti palygintos su priimtinumo kriterijais, nustatytais VII skyriuje bei 2 ir 3 prieduose.

 

XIV. KOKYBĖS UŽTIKRINIMAS

 

68. DSA turi būti atliekama vadovaujantis išsamia kokybės užtikrinimo programa. Šią programą ir atitinkamų procedūrų aprašus turi parengti EO ir suderinti su VATESI.

69. Šioje programoje turi būti identifikuoti kokybės užtikrinimo standartai ir procedūrų aprašai, kurie taikomi visoje DSA eigoje:

69.1. surenkant ir patikrinant IAE duomenis;

69.2. sudarant ir patikrinant kompiuterinių programų inžinerinius žinynus;

69.3. sudarant, patikrinant ir patvirtinant kompiuterinių programų įvadinius duomenis (skaitinius modelius);

69.4. įvertinant skaičiavimų rezultatus ir patvirtinant kompiuterinių programų naudojimą;

69.5. rengiant techninius AE saugą pagrindžiančius dokumentus.

70. Turi būti patvirtinta, kad kompiuterinių programų naudotojai:

70.1. turi atitinkamą kvalifikaciją bei išmano kompiuterinės programos naudojimą;

70.2. turi pakankamą kompiuterinės programos naudojimo patirtį ir visiškai supranta jų galimybes bei ribotumus;

70.3. išmano DSA metodikas.

71. DSA procesas turi būti dokumentuojamas taip, kad nepriklausomai nuo DSA autorių, galėtų būti patikrintas ir įvertintas nepriklausomų ekspertų.

 

XV. NEPRIKLAUSOMA EKSPERTIZĖ

 

72. EO turi užtikrinti, kad būtų atlikta DSA ataskaitų nepriklausoma ekspertizė. Ekspertizę turi atlikti specialistai arba jų grupė, kurie nedalyvavo rengiant DSA ataskaitas ir turi reikalingą kvalifikaciją DSA srityje.

73. Nepriklausomos ekspertizės metu turi būti nustatyta, ar naudojami duomenys bei modeliai gerai atitinka esamas AE projektines charakteristikas ir DSA ataskaitos atitinka šiuolaikinį mokslinį-techninį žinių lygį, kitų šalių praktiką.

74. Nepriklausomos ekspertizės metu turi būti nustatytas DSA ataskaitų išsamumas, detaliai patikrintos atskiros DSA ataskaitų dalys. Pagrindinis dėmesys turi būti nukreiptas į tuos aspektus, kurie daro didžiausią įtaką branduolinei saugai.

75. DSA ataskaitos turi būti pateikiamos VATESI pastaboms ir derinimui kartu su nepriklausomos ekspertizės išvadomis.

 

XVI. DOKUMENTACIJOS ATNAUJINIMAS

 

76. EO turi užtikrinti, kad DSA dokumentacija būtų periodiškai atnaujinama. Atnaujinimo metu turi būti atsižvelgta į AE konstrukcijų, sistemų ir komponenčių konfigūracijos, sąlygų (įskaitant tas, kurios atsirado dėl senėjimo), eksploatavimo parametrų ir procedūrų pokyčius, neįprastus įvykius, šiuolaikinius mokslinių tyrimų branduolinės saugos srityje rezultatus, eksperimentų rezultatus, žinių ir supratimo apie fizikinius reiškinius pažangą bei atnaujintas kompiuterinių programų versijas.

 

XVII. BAIGIAMOSIOS NUOSTATOS

 

77. EO atsakomybė už šių Reikalavimų vykdymą nesumažėja dėl asmenų, vykdančių darbus ar teikiančių paslaugas, susijusias su DSA, taip pat valstybės valdymo ir priežiūros institucijų vykdomos veiklos.

78. EO yra atsakinga už šių reikalavimų taikymo srityje reikiamų eksploatavimo duomenų sistemingą surinkimą, patikrinimą, tvarkymą, analizę ir panaudojimą.

79. EO yra atsakinga už kvalifikuotų AE darbuotojų bei kitų reikalavimams vykdyti pasitelkiamų asmenų parinkimą.

80. DSA procese dalyvaujančių organizacijų darbuotojai turi būti kompetentingi, jų kvalifikacija turi atitikti Lietuvos Respublikos teisės aktų reikalavimus.

81. EO, pažeidusi šiuos Reikalavimus, atsako Lietuvos Respublikos teisės aktų nustatyta tvarka.

 

_________________

Reikalavimų Ignalinos atominės

elektrinės deterministinei saugos analizei

1 priedas

 

MINIMALUS PRADINIŲ ĮVYKIŲ SĄRAŠAS

 

1. Reaktyvumo ir galios pasiskirstymo nukrypimus sukeliantys įvykiai:

1.1. RVAS aušinimo kontūro nusausėjimas;

1.2. klaidingas kuro rinklių perkrovimas;

1.3. užsitęsusi vieno valdymo strypo savieiga skirtingose aktyviosios zonos vietose;

1.4. užsitęsusi grupės valdymo strypų savieiga skirtingose aktyviosios zonos vietose;

1.5. vieno valdymo strypo su sutrumpintu sugėrikliu iškritimas iš aktyviosios zonos;

1.6. azoto patekimas į reaktoriaus aušinimo sistemą po RASS suveikimo.

2. Šilumnešio temperatūros nukrypimus sukeliantys įvykiai:

2.1. maitinimo vandens praradimas;

2.2. maitinimo vandens tiekimo iš avarinių maitinimo siurblių praradimas (reaktoriaus paleidimo metu);

2.3. pradiniai įvykiai, sąlygojantys maitinimo vandens padidėjusį tiekimą.

3. Slėgio nukrypimus sukeliantys įvykiai:

3.1. pagrindinio kintamosios srovės šaltinio praradimas;

3.2. turbogeneratorių sustojimas;

3.3. garo srauto padidėjimas dėl pagrindinio apsaugos vožtuvo atsitiktinio atsidarymo ir neužsidarymo arba dėl turbinos reguliuojančių vožtuvų gedimo.

4. Šilumnešio srauto nukrypimus sukeliantys įvykiai:

4.1. PCS gedimas;

4.2. srauto per vieną ar kelis kuro kanalus praradimas dėl srauto blokados kuro kanale ar netyčinio GPK sklendės užsidarymo;

4.3. savaiminis RAAS suveikimas;

4.4. savaiminis PCS droseliuojančių-reguliuojančių vožtuvų atidarymas/uždarymas grupinio valdymo raktu vienoje PCK kilpoje.

5. Šilumnešio kiekio nukrypimus sukeliantys įvykiai:

5.1. PCS slėgimo kolektoriaus trūkis;

5.2. GPK trūkis;

5.3. nuleidžiamųjų vamzdynų iš BS į PCS įsiurbimo kolektorių trūkis;

5.4. apatinių vandens komunikacijų vamzdyno trūkis;

5.5. vandens-garo komunikacijų vamzdyno trūkis;

5.6. PCK vamzdynų daliniai trūkiai;

5.7. maitinimo vandens vamzdyno trūkis skirtingose vietose;

5.8. maitinimo vandens tiekimo iš avarinių maitinimo siurblių vamzdyno trūkis (reaktoriaus paleidimo metu);

5.9. pagrindinio garotiekio trūkiai (įskaitant ir dalinius trūkius) skirtingose vietose;

5.10. kuro kanalo vamzdžio trūkis reaktoriaus erdvėje.

6. Kuro tvarkymo įvykiai:

6.1. kuro rinklės įstrigimas ar sulaužymas, perkeliant ją į panaudoto kuro baseiną kuro perkrovimo mašina;

6.2. vienos ar grupės kuro rinklių kritimas ant panaudoto kuro baseino dugno;

6.3. transportinio krepšio su branduoliniu kuru kritimas ant panaudoto kuro baseino dugno;

6.4. kuro rinklės įstrigimas ar sulaužymas, ištraukiant ją iš reaktoriaus aktyviosios zonos kuro perkrovimo mašina;

6.5. kuro rinklės kritimas arba įstrigimas pakibusioje padėtyje, atliekant kuro tvarkymo veiksmus kranu centrinėje salėje;

6.6. vienos ar grupės kuro rinklių klaidingas įdėjimas į panaudoto kuro baseiną;

6.7. panaudoto kuro baseinų aušinimo sistemos ilgalaikis gedimas;

6.8. panaudoto kuro baseinų ventiliacijos sistemos ilgalaikis gedimas;

6.9. nuotėkiai iš panaudoto kuro baseinų ar vamzdynų trūkiai, sąlygojantys vandens lygio sumažėjimą;

6.10. oro įsiurbimas per vamzdynus į panaudoto kuro baseinus;

6.11. sunkių daiktų kritimas į panaudoto kuro baseinus;

6.12. vandens-garo mišinio patekimas į šviežio kuro saugojimo patalpas.

7. Vidiniai įvykiai:

7.1. vamzdžių mūša;

7.2. vandens taškymasis elektros įrangos išdėstymo zonoje;

7.3. apsėmimas;

7.4. pažeidimai lekiančiomis turbinos dalimis;

7.5. sunkių elementų kritimas;

7.6. sprogimai;

7.7. elektromagnetinė interferencija;

7.8. toksinės ir nuodingos medžiagos;

7.9. gaisras.

8. Išoriniai įvykiai:

8.1. dažnio sumažėjimas elektros tinkluose;

8.2. ekstremalios išorės temperatūros;

8.3. ekstremalūs vėjai;

8.4. ekstremalios liūtys, potvyniai ir sniego sąlygos;

8.5. ekstremalios aušinimo vandens temperatūros ir ledas;

8.6. žemės drebėjimas;

8.7. lėktuvo kritimas;

8.8. gaisras;

8.9. arti IAE vykdoma transportavimo ar gamybinė veikla, kelianti nepriimtiną grėsmę saugai.

 

_________________

Reikalavimų Ignalinos atominės

elektrinės deterministinei saugos analizei

2 priedas

 

DETERMINISTINĖS SAUGOS ANALIZĖS DETALIEJI PRIIMTINUMO KRITERIJAI NUMATYTŲ EKSPLOATAVIMO ĮVYKIŲ IR PROJEKTINIŲ AVARIJŲ ATVEJAIS

 

1. Numatytų eksploatavimo įvykių atveju:

1.1. reaktoriaus šiluminė galia neturi viršyti 4800 MW;

1.2. kuro kanalo galia neturi viršyti 4,25 MW;

1.3. ŠIEL tiesinė apkrova neturi viršyti 485 W/cm;

1.4. virimo krizės tikimybė bet kurioje reaktoriaus aktyviosios zonos vietoje yra maža. Šis kriterijus išreiškiamas reikalavimu, kad su 95 % tikimybe ir 95 % patikimumu, skaičiuotina atsarga iki šilumos mainų krizės tarp ŠIEL ir šilumnešio turi būti didesnė už 1;

1.5. perteklinis slėgis būgnuose separatoriuose neviršija 7,848 MPa (80 kg/cm2);

1.6. vandens debitas valdymo ir apsaugos sistemos kanaluose su įleistu valdymo strypu turi būti didesnis už 3 m3/val.;

1.7. reaktyvumo atsarga, efektyviais rankinio valdymo strypais, turi būti daugiau kaip 30 strypų.

2. Projektinių avarijų atveju:

2.1. maksimali kuro tabletės temperatūra neturi viršyti 2600 °?;

2.2. kuro tabletės entalpijos radialinis vidurkis neturi viršyti 710 kJ/kg;

2.3. maksimali ŠIEL apvalkalo temperatūra neturi viršyti 1200 °? (jeigu temperatūra karščiausioje ŠIEL vietoje viršija 700 °?, turi būti atlikta ŠIEL detali struktūrinio vientisumo analizė);

2.4. ŠIEL apvalkalo oksidacijos laipsnis neturi viršyti 18 % viso apvalkalo storio;

2.5. slėgis kuro kanale neturi viršyti 13,4 MPa esant nominaliai 350 °? arba žemesnei kuro kanalo temperatūrai;

2.6. maksimali kuro kanalo temperatūra neturi viršyti 650 o? esant slėgiui 4,0–8,0 MPa (jeigu temperatūra karščiausioje kuro kanalo vietoje viršija 650 °?, turi būti atlikta detali kuro kanalo struktūrinio vientisumo analizė);

2.7. maksimalus perteklinis slėgis BS neturi viršyti 10,4 MPa;

2.8. maksimalus perteklinis slėgis reaktoriaus erdvėje neturi viršyti 214 kPa;

2.9. maksimalus perteklinis slėgis stipriose-sandariose patalpose neturi viršyti 300 kPa;

2.10. maksimalus perteklinis slėgis AVK patalpose neturi viršyti 80 kPa;

2.11. maksimalus perteklinis slėgis ALS bokštų patalpose, iki kondensacinių baseinų, neturi viršyti 100 kPa;

2.12. maksimalus perteklinis slėgis ALS bokštų patalpose, už kondensacinių baseinų, neturi viršyti 80 kPa;

2.13. maksimalus perteklinis slėgis BS patalpose neturi viršyti 24,5 kPa;

2.14. maksimalus perteklinis slėgis centrinėje salėje neturi viršyti 5,0 kPa;

2.15. vandenilio koncentracija ALS patalpose neturi viršyti 4 % tūrio (jeigu vandenilio koncentracija ALS patalpoje yra didesnė už 4 % tūrio, turi būti atlikta vandenilio užsidegimo ir sprogimo detali analizė, įvertinanti procesų dinamiką ir charakteringų ribinių sąlygų pasikeitimus).

3. Atliekant DSA sustabdytame reaktoriuje, turi būti naudojami aukščiau nurodyti priimtinumo kriterijai numatytiems eksploatavimo įvykiams ir projektinėms avarijoms, įtraukiant vieną papildomą kriterijų:

3.1. ikikritiškumas turi būti didesnis už 0,02.

4. Atliekant kuro tvarkymo įvykių DSA, turi būti naudojami tokie priimtinumo kriterijai:

4.1. ikikritiškumas turi būti didesnis už 0,05;

4.2. panaudoto kuro baseinų vandens temperatūra neturi viršyti 95 °?.

 

_________________

Reikalavimų Ignalinos atominei

elektrinės deterministinei saugos analizei

3 priedas

 

DETERMINISTINĖS SAUGOS ANALIZĖS BENDRIEJI PRIIMTINUMO KRITERIJAI NUMATYTŲ EKSPLOATAVIMO ĮVYKIŲ IR PROJEKTINIŲ AVARIJŲ ATVEJAIS

 

1. Pradinis įvykis be papildomo nepriklausomo gedimo neturi sukelti pavojingesnės AE būsenos, tai yra numatyti eksploatavimo įvykiai neturi sukelti projektinės avarijos, o projektinė avarija neturi sukelti neprojektinės avarijos.

2. Neturi būti prarastos saugos sistemų funkcijos, kurios yra būtinos įvykio ar įvykių sekos padarinių mažinimui.

3. Sistemos, skirtos įvykio ar įvykių sekos padarinių mažinimui, neturi sukelti apkrovų ir sąlygų AE konstrukcijoms ir komponentams, kurios viršytų šioms konstrukcijoms ir komponentams nustatytas esamai AE būsenai projektines ribas. Šis priimtinumo kriterijus turi būti patikrintas atliekant papildomą analizę bei AE saugai svarbių konstrukcijų, sistemų ir komponentų bandymus, juos veikiant šiluminėmis apkrovomis.

4. Turi būti užtikrinamas reaktyvumo valdymas, reaktoriaus stabdymas ir jo išlaikymas ikikritinėje būsenoje bei pasiekiama saugi ir stabili AE būsena.

5. Numatytų eksploatavimo įvykių atveju ŠIEL pažeidimo dažnis dėl šilumos mainų krizės ar dėl kitų priežasčių turi būti mažas. ŠIEL defektų kiekis ir dydis neturi viršyti kriterijų, nustatytų dokumente VD-T-001-0-97.

6. Projektinių avarijų atveju turi būti užtikrinamas kuro aušinimas. ŠIEL defektų kiekis ir dydis neturi viršyti kriterijų, nustatytų dokumente VD-T-001-0-97.

7. Slėgis PCK neturi viršyti nustatytų esamai AE būsenai projektinių ribų. Siekiant įvertinti apsauginių ir garo nuvedimo vožtuvų gedimų įtaką, turi būti atlikta įvykių su slėgio padidėjimu analizė.

8. Joks įvykis neturi sukelti ALS projektinių ribų viršijimo.

9. Čiurkšlės, lekiantys ir krintantys daiktai avarijos metu neturi sukelti ALS vientisumo pažeidimo.

10. Jeigu yra būtini operatoriaus veiksmai, turi būti pagrįsta, kad operatorius turi pakankamai laiko, adekvačias avarines eksploatavimo instrukcijas ir procedūrų aprašus bei patikimą informaciją, reikalingą avarijos valdymui.

 

_________________