Comunica experienta
MonitorulJuridic.ro
────────── Aprobate prin ORDINUL nr. 288 din 22 octombrie 2019, publicat în Monitorul Oficial, Partea I, nr. 876 din 31 noiembrie 2019.────────── CAP. I Domeniu, scop, definiţii SECŢIUNEA 1 Domeniu şi scop ART. 1 (1) Prin prezentele norme se stabilesc cerinţele generale privind analizele deterministe de securitate nucleară pentru instalaţiile nucleare. (2) Respectarea prevederilor prezentelor norme constituie o condiţie obligatorie pentru autorizarea de către Comisia Naţională pentru Controlul Activităţilor Nucleare, denumită în continuare CNCAN, a activităţilor de proiectare, amplasare, construcţie şi montaj, punere în funcţiune şi exploatare ale unei instalaţii nucleare. (3) Prevederile prezentelor norme se aplică atât titularilor, cât şi solicitanţilor de autorizaţie pentru instalaţiile nucleare. ART. 2 Prezentele norme se aplică următoarelor categorii de instalaţii nucleare: a) centrale nuclearoelectrice; b) reactoare nucleare de demonstraţie; c) reactoare nucleare de cercetare, reactoare nucleare de putere zero şi ansambluri subcritice; d) reactoare nucleare pentru producerea de energie şi izotopi pentru scopuri medicale; e) alte instalaţii nucleare a căror autorizare este necesară în baza prevederilor Legii nr. 111/1996 privind desfăşurarea în siguranţă, reglementarea, autorizarea şi controlul activităţilor nucleare, republicată, cu modificările şi completările ulterioare, şi pentru care CNCAN impune aplicarea acestor norme în procesul de autorizare. SECŢIUNEA a 2-a Definiţii ART. 3 (1) Termenii utilizaţi în prezentele norme sunt definiţi în anexa nr. 1, cu excepţia acelora ale căror definiţii se regăsesc în textul prezentelor norme. (2) Abrevierea ADSN se utilizează pentru a face referire la analizele deterministe de securitate nucleară. (3) Abrevierea SSCE se utilizează pentru a face referire în mod generic la sistemele, structurile, componentele şi echipamentele unei instalaţii nucleare, inclusiv software-ul pentru sistemele de instrumentaţie şi control. CAP. II Prevederi generale privind analizele deterministe de securitate nucleară SECŢIUNEA 1 Cerinţe privind analizele bază de proiect ART. 4 (1) Analizele bază de proiect, denumite în continuare ABP, constau în totalitatea analizelor de securitate nucleară care fundamentează alegerea bazelor de proiectare pentru SSCE ale unei instalaţii nucleare, în conformitate cu cerinţele stabilite prin Normele fundamentale de securitate nucleară pentru instalaţiile nucleare, aprobate prin Ordinul preşedintelui CNCAN nr. 114 din 30 mai 2017, publicat în Monitorul Oficial al României, Partea I, nr. 441 din 14 iunie 2017. (2) Titularul de autorizaţie trebuie să demonstreze că toate evenimentele externe relevante pentru amplasamentul instalaţiei nucleare, mecanismele de iniţiere a evenimentelor interne, efectele de cauză comună şi interdependenţele sistemelor au fost luate în considerare la efectuarea ABP. (3) Titularul de autorizaţie trebuie să utilizeze ABP ca să justifice eficienţa soluţiilor tehnice adoptate, alegerea cerinţelor de performanţă minimă admisibilă pentru SSCE, stabilirea limitelor şi condiţiilor tehnice de operare şi să demonstreze conformitatea proiectului instalaţiei nucleare cu cerinţele relevante din normele în vigoare şi din standardele şi codurile aplicabile acceptate de CNCAN. ART. 5 (1) Pentru definirea evenimentelor bază de proiect, denumite în continuare EBP, se va stabili şi se va lua în considerare pentru analiză o listă completă de evenimente de iniţiere interne şi externe, care să acopere toate stările şi modurile de operare ale instalaţiei nucleare şi toate evenimentele care pot conduce la afectarea funcţiilor de securitate nucleară. (2) Identificarea evenimentelor de iniţiere postulate trebuie efectuată într-un mod sistematic, pe baza evaluării proiectului conceptual al instalaţiei nucleare, a procedurilor de operare şi a potenţialelor influenţe externe specifice amplasamentului. (3) Lista evenimentelor selectate pentru analiză trebuie să includă toate defectările sau disfuncţionalităţile plauzibile ale componentelor şi sistemelor, inclusiv cele cauzate de interacţiunile umane, precum şi evenimentele de iniţiere interne de cauză comună şi evenimentele externe care pot influenţa securitatea nucleară a instalaţiei nucleare, atât cele de origine naturală, cât şi cele induse de activităţi umane. (4) Din lista prevăzută la alin. (1) se va selecta un set de EBP care să includă evenimente anticipate în exploatare, tranzienţi şi situaţii de accident care să acopere toate stările şi modurile de operare ale instalaţiei nucleare. (5) Selecţia EBP trebuie justificată şi susţinută de analize şi evaluări, cum ar fi analize de hazard/pericol, analize de fiabilitate, analize de operabilitate, analiza modurilor de defectare ale SSCE şi a efectelor acestora, analize deterministe şi/sau evaluări probabilistice de securitate nucleară, denumite în continuare EPSN, precum şi de judecăţi inginereşti, după caz. ART. 6 (1) EBP trebuie să acopere următoarele categorii generice de evenimente: a) evenimente de iniţiere interne şi externe, împreună cu toate consecinţele acestora; b) combinaţii de defectări ale sistemelor de proces, împreună cu toate consecinţele acestora; c) combinaţii de evenimente interne şi evenimente externe, împreună cu toate consecinţele acestora; d) combinaţii de evenimente din categoriile prevăzute la lit. a)-c) şi defectări sau indisponibilităţi ale sistemelor sau echipamentelor a căror acţiune poate atenua consecinţele acestor evenimente. (2) Trebuie considerate în ABP toate evenimentele, inclusiv secvenţele de eveniment, care sunt fizic posibile şi care au o frecvenţă estimată de apariţie mai mare de 1E-5/an. În ceea ce priveşte evenimentele externe de origine naturală bază de proiect, se va folosi o frecvenţă de apariţie mai mare sau egală cu 1E-4/an. (3) Anexa nr. 2 la prezentele norme conţine exemple tipice de evenimente luate în considerare în ABP. Excluderea din ABP a anumitor evenimente sau tipuri de evenimente din cele enumerate în anexa nr. 2 trebuie justificată. Justificările acceptabile includ demonstrarea imposibilităţii fizice de producere a unor astfel de evenimente şi/sau analize cantitative de risc care să demonstreze că excluderea acestor evenimente din bazele de proiectare are un efect neglijabil asupra securităţii nucleare. Pentru reactoarele nucleare se poate considera că excluderea unui eveniment din bazele de proiectare are efect neglijabil asupra securităţii nucleare dacă secvenţele de accident care includ respectivul eveniment contribuie cu mai puţin de 1% la riscul total de avariere a zonei active a reactorului. (4) Pentru instalaţiile nucleare care utilizează agent de răcire în stare lichidă în circuitul primar de răcire a reactorului, EBP vor include, ca accidente bază de proiect, ruperea oricărei conducte sau a oricărui colector din sistemul primar de răcire a reactorului, inclusiv a conductei sau colectorului cu cel mai mare diametru, indiferent de frecvenţa estimată de apariţie a acestui eveniment. Pentru ruperile circumferenţiale se va considera/analiza o arie de descărcare a fluidului până la inclusiv de două ori suprafaţa secţiunii conductei. Nu este necesară combinarea în ABP a evenimentelor de pierdere a agentului de răcire cu alte defecţiuni dacă frecvenţa estimată de apariţie a acestor combinaţii este mai mică de 1E-5/an. (5) Lista de evenimente considerată în ABP şi analizele evenimentelor respective trebuie să fie specifice proiectului şi amplasamentului instalaţiei nucleare respective şi să ţină cont de experienţa de exploatare la nivel naţional şi internaţional, inclusiv de analizele efectuate pentru instalaţii similare. ART. 7 (1) ABP trebuie să includă evaluarea comportării instalaţiei nucleare ca urmare a apariţiei evenimentelor de cauză comună, adică a evenimentelor de iniţiere, interne sau externe, care ar putea conduce la defectarea a două sau mai multe SSCE. (2) Analizele menţionate la alin. (1) trebuie efectuate pentru a demonstra că instalaţia nucleară poate face faţă evenimentelor de cauză comună fără depăşirea limitelor şi criteriilor de doză stabilite de legislaţia în vigoare. (3) Cerinţele stabilite prin prezentele norme pentru ABP sunt aplicabile şi analizei evenimentelor de cauză comună. Trebuie demonstrat că SSCE creditate pentru a asigura funcţiile de securitate nucleară în cazul apariţiei unui eveniment de cauză comună sunt calificate sau protejate corespunzător, astfel încât evenimentul respectiv nu poate induce defectarea lor. (4) Analizele de hazard, numite şi analize de pericol, nu fac obiectul prezentelor norme, dar efectele şi încărcările rezultate din aceste analize, care au potenţialul de a produce defectări ale SSCE, trebuie luate în considerare în analiza evenimentelor de cauză comună. În analiza acestor evenimente se va considera că toate SSCE care nu sunt calificate sau protejate împotriva evenimentelor de cauză comună se defectează. ART. 8 (1) EBP rezultate în urma selecţiei efectuate conform prevederilor prezentelor norme se vor utiliza pentru stabilirea condiţiilor la limită folosite în proiectarea SSCE importante pentru securitatea nucleară, astfel încât să se demonstreze că funcţiile de securitate nucleară sunt asigurate, iar obiectivele şi criteriile de securitate nucleară sunt îndeplinite. (2) Pentru definirea EBP din categoria accidentelor se vor selecta acele evenimente, inclusiv combinaţii de evenimente, care au cele mai severe consecinţe asupra îndeplinirii funcţiilor de securitate nucleară, respectiv pentru fiecare din parametrii importanţi pentru îndeplinirea funcţiilor de securitate nucleară. ART. 9 (1) ABP pentru sistemele de securitate protective trebuie să includă evaluarea răspunsului aşteptat al instalaţiei nucleare în condiţii de accident şi să justifice alegerea parametrilor de proiectare pentru aceste sisteme. (2) Trebuie demonstrat că sistemele de securitate protective pot face faţă acestor condiţii de accident, astfel încât să asigure îndeplinirea următoarelor funcţii generale de securitate nucleară: a) controlul reactivităţii; pentru un reactor nuclear, această funcţie se referă atât la reducerea puterii, oprirea reactorului şi menţinerea acestuia într-o stare de oprire sigură pentru o perioadă de timp nedeterminată, cât şi la prevenirea criticităţii în instalaţiile de depozitare a combustibilului nuclear uzat; b) răcirea combustibilului nuclear; pentru un reactor nuclear, această funcţie se referă atât la răcirea combustibilului din reactor, cât şi la răcirea combustibilului uzat din instalaţiile de depozitare aferente; c) reţinerea materialelor radioactive, inclusiv menţinerea barierelor fizice în calea eliberării acestora în mediul înconjurător; d) monitorizarea stării instalaţiei nucleare şi furnizarea serviciilor-suport necesare pentru menţinerea funcţiilor prevăzute la lit. a)-c); serviciile-suport menţionate includ furnizarea de energie electrică, agent de răcire, aer instrumental şi gaze tehnice, după cum este necesar pentru buna funcţionare a SSCE cu funcţii de securitate nucleară. (3) Criteriile de acceptare asociate îndeplinirii funcţiilor de securitate se stabilesc de către titularul de autorizaţie, ţinând cont de criteriile de doză stabilite prin prezentele norme pentru diferitele categorii de evenimente. ART. 10 (1) Fiecare eveniment de iniţiere postulat trebuie analizat considerând sistemele de proces cu funcţii de natură preventivă ca fiind disponibile sau indisponibile. În ABP pentru sistemele de securitate protective, în mod conservativ, se va lua în considerare continuarea funcţionării sistemelor de proces pentru cazurile în care nu se poate demonstra că aceasta contribuie la limitarea consecinţelor evenimentului sau pentru cazurile în care funcţionarea sistemelor de proces agravează consecinţele evenimentului de iniţiere. (2) Evenimentele de iniţiere se pot grupa în funcţie de efectul asupra funcţiei de securitate pe care o afectează. Dacă la restabilirea şi menţinerea funcţiei de securitate respectivă contribuie mai multe sisteme protective, evenimentele de iniţiere pot fi grupate în funcţie de răspunsul aşteptat al sistemelor protective. ART. 11 Pentru fiecare EBP, prin ADSN, trebuie: a) să se demonstreze că reactorul nuclear poate fi oprit şi menţinut în stare subcritică pe timp nelimitat, asigurându-se o marjă de siguranţă suficientă; b) să se analizeze comportarea instalaţiei nucleare pe toată durata evenimentului, până când se demonstrează că reactorul nuclear ajunge într-o stare sigură de echilibru termic; c) să se identifice sursele de răcire a reactorului nuclear, creditate de la apariţia evenimentului de iniţiere şi până la momentul când reactorul ajunge într-o stare sigură de echilibru termic; d) să se identifice, pentru fiecare dintre sursele de răcire creditate în conformitate cu lit. c), căile de transfer al căldurii de la combustibilul nuclear din reactor până la sursa finală de răcire şi să se evalueze căldura transferată pe fiecare cale; e) să se demonstreze, cu marje suficiente, că SSCE a căror funcţionare este necesară ca urmare a apariţiei evenimentului şi/sau pe toată durata accidentului îşi îndeplinesc funcţiile de securitate nucleară; f) să se demonstreze că nu este necesară acţiunea operatorului pentru un interval de cel puţin 30 de minute de la producerea evenimentului de iniţiere; g) să se demonstreze conformitatea cu criteriile de doză stabilite prin prezentele norme. ART. 12 Analiza fiecărui EBP va include determinarea, după caz, a următoarelor: a) tranzienţii parametrilor specifici fizicii reactorului, cum ar fi puterea neutronică şi reactivitatea, atât pentru zona activă cu combustibil proaspăt, cât şi pentru zona activă cu combustibil la echilibru; pentru bazine sau depozite de combustibil nuclear uzat se va analiza variaţia reactivităţii; b) timpii de declanşare ai sistemelor de oprire a reactorului pentru toată gama de puteri a reactorului şi pentru toate avariile care pot rezulta în urma evenimentului postulat; c) tranzienţii de presiune şi temperatură ai componentelor sub presiune, arătându-se că limitele din documentaţia proiectului şi standardele aplicabile nu sunt depăşite; d) tranzienţii de presiune, temperatură şi curgerea fluidelor în sistemele sub presiune care pot afecta consecinţele evenimentului postulat; e) tranzienţii de presiune, temperatură şi curgerea fluidelor în anvelopă; f) comportarea combustibilului nuclear în zona activă şi/sau în bazinul sau depozitul de combustibil nuclear uzat; g) eliberările de materiale radioactive din combustibilul nuclear; h) eliberările de materiale radioactive în clădirea reactorului şi/sau în clădirea bazinului de combustibil uzat, după caz; i) eliberările de materiale radioactive din clădirea reactorului şi/sau în clădirea bazinului de combustibil uzat, după caz, respectiv termenul-sursă, momentele de producere a emisiilor şi durata acestora; j) acţiunile de răspuns ale personalului de operare, indicaţiile indispensabile pentru a determina necesitatea acţiunii operatorului şi perioada maximă admisă de timp dintre apariţia indicaţiei şi momentul când operatorul trebuie să acţioneze; se va lua în considerare şi timpul necesar pentru finalizarea unei acţiuni, ţinând cont de timpii de răspuns ai echipamentelor acţionate de operator; trebuie determinate şi ferestrele de timp în care acţiunea operatorului va produce efectul aşteptat de restabilire a funcţiei de securitate, dacă este cazul; k) condiţiile radiologice pe amplasamentul instalaţiei nucleare, inclusiv în zonele din instalaţie unde sunt necesare acţiuni ale personalului de operare, şi dozele de radiaţii ionizante pentru personalul expus profesional aflat pe amplasament; l) dozele de radiaţii ionizante pentru cea mai expusă persoană aflată în afara zonei de excludere, calculate pentru toate căile de expunere, pe perioade de timp corelate cu timpul în care se pot asigura măsuri de protecţie în răspunsul la urgenţă. ART. 13 (1) ABP trebuie realizate cu un grad de conservatism care să acopere orice incertitudine asociată atât condiţiilor iniţiale ale stării instalaţiei nucleare, cât şi condiţiilor la limită, precum şi modelării performanţei sistemelor ca răspuns la evenimentele analizate. (2) Pentru realizarea ABP trebuie să se utilizeze metode, ipoteze şi argumente conservative. Alegerea acestora trebuie justificată. (3) Pentru fiecare parametru important pentru proiectarea sistemelor protective se va justifica alegerea ipotezelor de analiză şi se va demonstra că acestea reprezintă condiţii conservative. Parametrii importanţi pentru proiectarea sistemelor protective includ, de exemplu, puterea reactorului, temperatura combustibilului nuclear, gradul de ardere a combustibilului, reactivitatea zonei active, temperatura agentului primar, presiunea agentului primar, presiunea în clădirea reactorului etc. (4) Acţiunile operatorilor pentru repunerea în serviciu a unor SSCE afectate de evenimentul analizat, în vederea limitării consecinţelor evenimentului, pot fi luate în considerare în analize dacă se demonstrează fezabilitatea acestor acţiuni. ART. 14 (1) La realizarea ABP se vor utiliza următoarele ipoteze şi reguli de analiză: a) se va postula apariţia celui mai grav defect singular credibil. Acesta se va alege, pentru fiecare analiză, în funcţie de efectele adverse asupra evoluţiei parametrilor relevanţi pentru asigurarea funcţiilor de securitate nucleară. Nu este necesară considerarea unui defect singular al unei componente pasive, în situaţiile în care se poate justifica o probabilitate extrem de redusă de defectare a componentei respective, iar funcţia acesteia nu este afectată de evenimentul de iniţiere; b) se va postula o defectare a oricărui SSCE care contribuie la îndeplinirea unei funcţii de securitate nucleară, precum şi orice defectări subsecvente, produse din cauza evenimentului de iniţiere sau survenite după apariţia acestuia, la cel mai defavorabil moment de timp şi în cea mai defavorabilă configuraţie permisă de limitele şi condiţiile tehnice de operare pentru respectiva instalaţie nucleară; c) doar SSCE care sunt încadrate în clase şi categorii de securitate nucleară pot fi considerate în ABP ca având o contribuţie la îndeplinirea funcţiilor de securitate nucleară. Se va presupune că SSCE fără funcţii de securitate nucleară rămân funcţionale doar atunci când agravează consecinţele evenimentului de iniţiere; d) în analiza fiecărui accident bază de proiect se va considera, ca o ipoteză care agravează severitatea evenimentului, defectarea unei componente din sistemul creditat pentru oprirea rapidă a reactorului. O astfel de defectare poate consta, spre exemplu, în blocarea în afara zonei active a reactorului a celei mai eficiente dintre barele de material absorbant de neutroni, utilizate într-un sistem de oprire rapidă. Această ipoteză se utilizează pentru a asigura suficienţa marjei de siguranţă la oprire. Dacă această ipoteză reprezintă cel mai grav defect singular credibil, selectat conform prevederilor lit. a), nu este necesară considerarea unui al doilea defect aleatoriu; e) se va presupune că SSCE funcţionează la nivelul de performanţă cel mai defavorabil pentru răspunsul instalaţiei nucleare la evenimentul de iniţiere; f) orice defectare produsă ca o consecinţă a unui eveniment de iniţiere postulat va fi considerată parte din respectivul eveniment de iniţiere. (2) În ABP pentru evenimentele anticipate în exploatare este acceptabilă utilizarea unor reguli de analiză mai puţin conservative, în baza unei justificări adecvate care ţine cont de standardele şi practicile internaţionale curente în domeniul ADSN. ART. 15 (1) Bazele de proiectare ale SSCE importante pentru securitatea nucleară trebuie stabilite astfel încât să existe marje suficiente de siguranţă, pe toată durata de funcţionare a instalaţiei nucleare şi pentru toate EBP considerate. (2) ABP realizate pentru autorizarea instalaţiei nucleare trebuie să includă ipoteze bazate pe estimarea stării SSCE la sfârşitul perioadei de viaţă în instalaţie sau al perioadei totale de exploatare prevăzute pentru instalaţia nucleară, luând în considerare toate mecanismele de îmbătrânire cunoscute. (3) În scopul determinării marjelor de securitate nucleară existente, ABP trebuie realizate şi actualizate cu utilizarea de ipoteze conservative privind starea şi comportarea SSCE pentru perioada de operare a instalaţiei nucleare, cel puţin până la următoarea revizuire periodică a securităţii nucleare; previziunea acestei comportări va fi realizată pe baza comportării instalaţiei în perioada precedentă şi a datelor privind comportarea instalaţiilor similare. Estimarea trebuie să ţină seama de comportamentul cel mai defavorabil al SSCE şi să includă o evaluare a incertitudinilor privind acest comportament. SECŢIUNEA a 2-a Cerinţe privind analiza condiţiilor de extindere a bazelor de proiectare ART. 16 (1) Ca parte a implementării conceptului de protecţie în adâncime, analizele necesare pentru a demonstra conformitatea proiectului instalaţiei nucleare, în ansamblu, cu obiectivele, principiile, criteriile şi cerinţele de securitate nucleară stabilite prin normele în vigoare şi prin standardele şi codurile aplicabile acceptate de CNCAN trebuie să includă şi analiza unor condiţii severe, cum ar fi cele care pot fi cauzate de defectări multiple sau de evenimente de iniţiere urmate de pierderea completă a tuturor funcţiilor unui sistem de securitate protectiv. (2) Analiza condiţiilor severe are ca scop identificarea şi implementarea unor măsuri şi mijloace rezonabile, posibile din punct de vedere tehnic şi practicabile, de extindere a bazelor de proiectare, care să îmbunătăţească securitatea instalaţiei nucleare prin: a) creşterea capabilităţii instalaţiei nucleare de a rezista la evenimente sau condiţii mai severe decât evenimentele bază de proiect; b) prevenirea apariţiei unor consecinţe radiologice severe şi reducerea la minimum a eliberărilor potenţiale de materiale radioactive în mediu în astfel de evenimente sau condiţii; prin consecinţe radiologice severe se înţelege eliberările timpurii/intempestive de materiale radioactive, care ar impune luarea de măsuri de răspuns la urgenţă în afara amplasamentului fără să existe suficient timp pentru punerea în aplicare a acestora, şi eliberările masive de materiale radioactive, care ar necesita măsuri de protecţie care nu pot fi limitate în spaţiu sau timp. (3) Selectarea condiţiilor severe care trebuie analizate conform alin. (1) şi (2) se va face în baza analizelor deterministe şi a evaluărilor probabilistice de securitate nucleară, precum şi în baza judecăţilor inginereşti. Evenimentele selectate astfel pentru analiză se vor numi condiţii de extindere a bazelor de proiectare, denumite în continuare CEBP. ART. 17 (1) Trebuie considerate în analiza CEBP, denumită în continuare ACEBP, toate evenimentele interne şi externe care sunt fizic posibile, inclusiv evenimentele de cauză comună, care au o frecvenţă estimată de apariţie mai mare de 1E-7/an şi pentru care există datele necesare pentru modelarea realistă şi simularea, cu ajutorul codurilor de calcul specifice, a comportării instalaţiei nucleare în condiţiile generate de respectivele evenimente. (2) Pot fi selectate pentru ACEBP şi alte condiţii severe relevante, indiferent de frecvenţa estimată de apariţie, dacă există măsuri şi mijloace rezonabile, posibile din punct de vedere tehnic şi practicabile pentru protecţia instalaţiei nucleare împotriva acestor evenimente, în scopul prevenirii accidentelor severe, respectiv al limitării consecinţelor acestora. (3) Anexa nr. 3 la prezentele norme conţine exemple tipice de evenimente luate în considerare în ACEBP. Excluderea din ACEBP a anumitor evenimente sau tipuri de evenimente din cele enumerate în anexa nr. 3 trebuie justificată. Justificările acceptabile includ demonstraţii ale imposibilităţii fizice de producere a unor astfel de evenimente, datorită caracteristicilor intrinseci ale instalaţiei nucleare, sau analize cantitative de risc care să arate că excluderea acestor evenimente din ACEBP are un efect neglijabil asupra securităţii nucleare, respectiv asupra riscului global asociat funcţionării instalaţiei nucleare respective; evenimentele pentru care se pot face aceste justificări se consideră practic eliminate. (4) Lista de evenimente considerată în ACEBP şi analizele evenimentelor respective trebuie să fie specifice proiectului şi amplasamentului instalaţiei nucleare, respective şi să ţină cont de experienţa de exploatare la nivel naţional şi internaţional, inclusiv de analizele efectuate pentru instalaţii similare. (5) Lista de evenimente considerată în ACEBP şi analizele evenimentelor respective trebuie să acopere toate stările şi modurile de operare ale instalaţiei nucleare. ART. 18 În ACEBP trebuie considerate două categorii de evenimente: a) CEBP de tip A, pentru care se poate preveni avarierea gravă a zonei active a reactorului şi topirea combustibilului nuclear din zona activă a reactorului sau din bazinele de combustibil uzat; b) CEBP de tip B, care reprezintă situaţii de accident sever postulat, care implică avarierea gravă a zonei active a reactorului şi topirea combustibilului nuclear. ART. 19 (1) ACEBP trebuie să identifice măsurile şi mijloacele rezonabile, posibile din punct de vedere tehnic şi practicabile, care trebuie implementate pentru prevenirea accidentelor severe. În acest scop se vor include în analizele CEBP de tip A şi măsurile şi mijloacele prevăzute pentru a preveni evenimentele care ar implica topirea combustibilului nuclear din bazinele de combustibil uzat. Secvenţele de accident sever care nu pot fi practic eliminate cu un grad mare de încredere vor fi incluse în analiza evenimentelor CEBP de tip B. (2) Analizele de accident sever, respectiv analizele CEBP de tip B, trebuie efectuate cu scopul de a stabili măsurile fezabile şi cerinţele de performanţă pentru sistemele creditate pentru oprirea progresiei accidentului sever şi limitarea consecinţelor acestor accidente. (3) De asemenea, analizele CEBP de tip A şi CEBP de tip B trebuie efectuate pentru a confirma fezabilitatea implementării procedurilor de operare la urgenţă şi/sau a ghidurilor de management al accidentelor, cu scopul de a menţine barierele fizice în calea eliberării necontrolate a produşilor de fisiune în mediu, respectiv cu scopul de a limita avaria zonei active şi de a proteja integritatea fizică şi funcţională a clădirii reactorului, respectiv cu scopul de a preveni avarierea combustibilului nuclear uzat din bazinele de depozitare. ART. 20 (1) Procesul de selecţie a CEBP de tip A trebuie să înceapă prin considerarea acelor evenimente şi combinaţii de evenimente care pot conduce la defectarea sistematică a combustibilului nuclear din zona activă a reactorului sau din bazinele de combustibil uzat. (2) Trebuie postulat un set de evenimente din categoria CEBP de tip B, în care se depăşeşte capabilitatea instalaţiei nucleare de a preveni defectarea sistematică a combustibilului nuclear sau în care se presupune că măsurile prevăzute nu funcţionează conform aşteptărilor, astfel conducând la condiţii de accident sever. Selecţia setului de evenimente din categoria CEBP de tip B trebuie justificată. ART. 21 (1) Acolo unde este aplicabil, ACEBP trebuie să includă toate reactoarele şi toate bazinele de combustibil uzat de pe acelaşi amplasament, dacă acestea pot fi afectate de evenimente de cauză comună. (2) ACEBP trebuie să acopere evenimentele care au potenţialul de a afecta toate instalaţiile nucleare de pe un amplasament, interacţiunile potenţiale între acestea, precum şi interacţiunile cu alte amplasamente şi instalaţii industriale aflate în vecinătate, dacă este cazul. ART. 22 ACEBP trebuie să îndeplinească următoarele cerinţe: a) să fie bazate pe metode, ipoteze şi argumente justificate, realiste, fără conservatism exagerat; b) să fie auditabile/să permită verificarea, în particular în ceea ce priveşte situaţiile în care se folosesc judecăţi inginereşti/opinii ale experţilor; c) să ia în considerare incertitudinile şi impactul acestora, în măsura în care este practic posibil; d) să identifice măsuri şi mijloace rezonabile, posibile din punct de vedere tehnic şi practicabile pentru a preveni topirea combustibilului nuclear, în cazul CEBP de tip A, respectiv pentru atenuarea consecinţelor accidentelor severe, în cazul CEBP de tip B, şi să demonstreze impactul aşteptat al acestor măsuri şi mijloace; e) să ofere o evaluare a consecinţelor radiologice pe amplasament şi în afara amplasamentului instalaţiei nucleare, ţinând cont de implementarea cu succes a acţiunilor de management al accidentelor; f) să ia în considerare amplasamentul şi dispunerea în spaţiu a instalaţiilor nucleare, capabilităţile SSCE, inclusiv ale echipamentelor mobile, condiţiile asociate cu scenariile analizate şi fezabilitatea acţiunilor de management al accidentelor; g) să demonstreze, acolo unde este cazul, suficiente marje pentru evitarea efectelor de tip cliff-edge care ar conduce la consecinţe inacceptabile, cum ar fi defectarea sistematică a combustibilului nuclear în cazul CEBP de tip A, respectiv producerea unor eliberări timpurii/intempestive sau masive de materiale radioactive în cazul CEBP de tip B; h) să reflecte informaţiile şi rezultatele obţinute din efectuarea EPSN de nivel 1 şi 2; i) să ia în considerare fenomenele caracteristice accidentelor severe, acolo unde este relevant; j) să specifice starea finală a instalaţiei nucleare, care trebuie să fie, acolo unde este posibil, o stare sigură şi stabilă pe termen lung; k) să stabilească, acolo unde este aplicabil, timpul de misiune pentru SSCE a căror funcţionare este necesară pentru aducerea instalaţiei nucleare într-o stare sigură şi stabilă pe termen lung. ART. 23 (1) Analiza CEBP de tip A trebuie să demonstreze că funcţiile generale de securitate nucleară sunt îndeplinite. (2) Analiza CEBP de tip B trebuie să demonstreze asigurarea reţinerii materialelor radioactive, inclusiv menţinerea a cel puţin unei bariere fizice în calea eliberării necontrolate a acestora în mediul înconjurător. În acest scop, este necesară răcirea combustibilului nuclear topit, inclusiv transferul căldurii până la sursa finală de răcire. ART. 24 (1) Trebuie demonstrat că SSCE a căror funcţionare este creditată pentru prevenirea topirii combustibilului nuclear sau pentru atenuarea consecinţelor CEBP, inclusiv echipamentele mobile şi facilităţile de conectare a acestora, au capacitatea adecvată şi sunt calificate în mod corespunzător pentru a-şi îndeplini funcţiile relevante pentru perioada de timp necesară. (2) Dacă acţiunile de management al accidentelor se bazează pe utilizarea echipamentelor mobile, trebuie instalate facilităţi de conectare disponibile permanent, accesibile din punct de vedere fizic şi al condiţiilor radiologice în situaţia CEBP, pentru a asigura utilizarea acestor echipamente. Trebuie demonstrată fezabilitatea acţiunilor de instalare şi respectarea ferestrei de timp în care echipamentele instalate au efectul preconizat. Trebuie asigurate întreţinerea, inspecţia şi testarea echipamentelor mobile şi a facilităţilor de conectare a acestora. ART. 25 (1) Trebuie implementat un proces sistematic de evaluare a tuturor instalaţiilor nucleare care folosesc în comun sisteme, servicii şi resurse, acolo unde este cazul, pentru a se asigura că resursele de personal, echipamentele şi materialele necesar a fi utilizate în condiţii de accident sunt suficiente şi eficiente pentru fiecare din instalaţiile nucleare potenţial afectate, în orice moment de timp. În particular, dacă în ACEBP se consideră fezabil suportul acordat între instalaţii nucleare de pe acelaşi amplasament, trebuie precizate condiţiile în care acest lucru se poate realiza şi demonstrat că nu creează un detriment niciuneia dintre aceste instalaţii. (2) Amplasamentul instalaţiei nucleare trebuie să aibă autonomie în asigurarea resurselor pentru susţinerea îndeplinirii funcţiilor de securitate nucleară pentru o perioadă de timp suficientă, de cel puţin 72 de ore, de la momentul producerii CEBP şi până la momentul pentru care se poate demonstra cu un grad mare de încredere că se pot aduce resurse din afara amplasamentului. ART. 26 ACEBP trebuie să demonstreze următoarele: a) reactorul poate fi adus în stare subcritică şi menţinut în stare subcritică pe o perioadă nelimitată, cu o marjă de siguranţă suficientă; b) se asigură prevenirea criticităţii în instalaţiile de depozitare a combustibilului nuclear uzat; c) se asigură cel puţin o cale fiabilă de transfer al căldurii reziduale din zona activă către o sursă finală de răcire; d) se asigură sisteme care limitează concentraţia hidrogenului şi a altor gaze combustibile din anvelopă, pentru prevenirea exploziilor; e) se asigură măsuri pentru reţinerea materialelor radioactive în interiorul clădirii reactorului; f) se asigură sisteme pentru limitarea temperaturii şi presiunii în clădirea reactorului, pentru păstrarea integrităţii structurale a acesteia şi pentru prevenirea emisiilor necontrolate de materiale radioactive în afara acesteia; g) se asigură sisteme de instrumentaţie şi control, calificate pentru condiţiile în care trebuie să funcţioneze, care pot fi creditate pentru implementarea procedurilor de management al accidentelor. ART. 27 (1) Pentru CEBP de tip A trebuie demonstrat că eliberările de materiale radioactive în mediu sunt reduse la minimul practic posibil. (2) Pentru CEBP de tip B trebuie demonstrat că se limitează amploarea şi durata oricăror eliberări de materiale radioactive în mediu, în măsura în care este practic posibil, astfel încât: a) să permită suficient timp pentru luarea acţiunilor de protecţie necesare pentru populaţia din vecinătatea instalaţiei nucleare; b) să se evite contaminarea pe termen lung a unor arii extinse din vecinătatea amplasamentului instalaţiei nucleare. SECŢIUNEA a 3-a Obiectivele şi criteriile de securitate nucleară ART. 28 Obiectivul general de securitate nucleară, exprimat calitativ, este cel stabilit prin prevederile art. 4 din Normele fundamentale de securitate nucleară pentru instalaţiile nucleare, aprobate prin Ordinul preşedintelui CNCAN nr. 114 din 30 mai 2017, publicat în Monitorul Oficial al României, Partea I, nr. 441 din 14 iunie 2017. Pentru a demonstra îndeplinirea acestui obiectiv este necesară elaborarea atât a ADSN, respectiv a ABP şi ACEBP, cât şi a EPSN de nivel 1 şi de nivel 2. ART. 29 (1) Criteriile de doză pentru ABP se regăsesc în tabelul nr. 1 din anexa nr. 4 la prezentele norme. (2) Criteriile de doză pentru diferite categorii de EBP, stabilite în anexa nr. 4 la prezentele norme, au fost alese cu scopul de a furniza o bază pentru stabilirea criteriilor de proiectare a SSCE importante pentru securitatea nucleară. Aceste criterii de doză sunt impuse ca limite stricte de autorizare pentru instalaţiile nucleare pentru care autorizaţiile pentru fazele de proiectare, amplasare, construcţie şi montaj se emit pentru prima oară după data intrării în vigoare a prezentelor norme. (3) Pentru instalaţiile nucleare existente la data intrării în vigoare a prezentelor norme, criteriile de doză trebuie să fie utilizate ca referinţă pentru punerea în aplicare la timp a îmbunătăţirilor rezonabile din punct de vedere practic în materie de securitate nucleară aduse inclusiv în cadrul procesului de revizuire periodică a securităţii nucleare. Titularul de autorizaţie trebuie să demonstreze că au fost luate, prin proiectul instalaţiei nucleare, toate măsurile practicabile pentru îndeplinirea acestor criterii de doză şi că orice abateri de la acestea vor fi compensate prin măsuri organizatorice care să ofere un nivel de protecţie echivalent. (4) Criteriile de doză au fost astfel stabilite încât evenimentele cu o frecvenţă estimată de apariţie relativ ridicată să aibă doar consecinţe radiologice minore sau neglijabile, iar evenimentele care ar putea genera consecinţe radiologice severe să aibă o frecvenţă estimată de apariţie foarte scăzută. (5) În situaţia în care frecvenţa estimată de apariţie a unui eveniment sau a unei secvenţe de evenimente este la limita dintre două clase de evenimente, se vor utiliza criteriile de doză din clasa care are asociată frecvenţa cea mai mare. (6) Frecvenţele estimate asociate evenimentelor din tabelul nr. 1 din anexa nr. 4 nu iau în considerare frecvenţa estimată de apariţie a unor condiţii meteorologice specifice. (7) Parametrii caracteristici pentru condiţiile meteorologice, utilizaţi pentru evaluarea consecinţelor radiologice ale EBP, trebuie specificaţi în analize, iar alegerea lor trebuie justificată. Aceşti parametri includ, de exemplu, clasa de stabilitate atmosferică, temperatura aerului ambiental, înălţimea stratului de amestec, direcţia, viteza şi traiectoria vântului, tipul şi intensitatea precipitaţiilor. (8) Dacă se poate demonstra că măsurile de răspuns la urgenţă care au ca scop reducerea consecinţelor radiologice sunt fezabile, acestea pot fi considerate în ADSN. ART. 30 (1) Titularul de autorizaţie trebuie să identifice toate EBP pentru instalaţia nucleară, să justifice clasificarea evenimentelor în funcţie de frecvenţa estimată de apariţie şi să stabilească, pentru fiecare clasă de evenimente în parte, cerinţe şi criterii de acceptare subordonate criteriilor de doză, care se vor aplica la proiectarea şi la verificarea proiectului sistemelor de securitate protective. (2) Criteriile de acceptare se vor stabili pentru toate EBP, pentru a confirma eficienţa SSCE în a menţine integritatea barierelor fizice împotriva eliberărilor necontrolate de materiale radioactive. (3) Criteriile de acceptare calitative trebuie să îndeplinească următoarele principii generale: a) se previne apariţia defectărilor ca o consecinţă a evenimentului de iniţiere; b) se asigură menţinerea SSCE într-o configuraţie care permite îndepărtarea efectivă a căldurii reziduale; c) se previne dezvoltarea unor configuraţii complexe sau fenomene fizice care nu pot fi modelate cu un grad mare de certitudine; d) se îndeplinesc cerinţele de proiectare pentru SSCE cu funcţii de securitate nucleară. (4) Pentru a demonstra satisfacerea criteriilor de acceptare calitative, titularul de autorizaţie trebuie să identifice criterii de acceptare cantitative, înainte de realizarea ADSN. Aceste criterii de acceptare trebuie să se bazeze pe date experimentale adecvate. (5) Următoarele categorii de criterii de acceptare cantitative trebuie specificate şi justificate de către titularul de autorizaţie: a) criteriile de acceptare pentru protecţia integrităţii elementului de combustibil nuclear, inclusiv temperatura maximă în centrul pastilei de combustibil, parametrii care caracterizează tranziţia de la fierberea nucleică la fierberea în film şi temperatura maximă a tecii elementului combustibil; de asemenea, trebuie specificate criteriile pentru gradul maxim admisibil de defectare a combustibilului nuclear în orice accident bază de proiect; b) criteriile pentru protecţia incintei sub presiune a circuitului primar de răcire a reactorului, inclusiv presiunea maximă, temperatura maximă, tranzienţii şi încărcările termice şi de presiune; dacă sunt aplicabile, criterii similare trebuie specificate şi pentru protecţia circuitului secundar de răcire; c) criteriile pentru protecţia clădirii reactorului, respectiv pentru sistemul anvelopei reactorului, la instalaţiile nucleare prevăzute cu un astfel de sistem, inclusiv temperatura maximă, presiunea maximă şi rata de scăpări la diferite valori ale presiunii. (6) Criteriile de acceptare stabilite de titularul de autorizaţie se vor documenta, împreună cu bazele acestora, şi se vor transmite CNCAN pentru informare şi evaluare în vederea aprobării. (7) Rezultatele ADSN trebuie să îndeplinească criteriile de acceptare cu marje suficiente pentru a ţine seama de incertitudinile asociate cu analiza. În situaţiile în care criteriile de acceptare calitative sau cantitative nu sunt îndeplinite, proiectul SSCE trebuie revizuit/modificat corespunzător. ART. 31 Pentru ACEBP nu sunt stabilite criterii de doză. Criteriile de acceptare asociate îndeplinirii funcţiilor de securitate în CEBP se vor stabili de către titularul de autorizaţie, ţinând cont de recomandările din Ghidul privind îndeplinirea obiectivului general de securitate nucleară stabilit prin normele fundamentale de securitate nucleară pentru instalaţiile nucleare, aprobat prin Ordinul preşedintelui CNCAN nr. 338/2018, publicat în Monitorul Oficial al României, Partea I, nr. 1096 din 22 decembrie 2018. ART. 32 ADSN trebuie să demonstreze modul în care obiectivele şi criteriile de securitate nucleară stabilite prin normele şi ghidurile CNCAN sunt îndeplinite prin proiectul instalaţiei nucleare. SECŢIUNEA a 4-a Cerinţe generale privind metodele utilizate în evaluările de securitate nucleară ART. 33 (1) Metodele de analiză pentru ADSN pot cuprinde calcule, programe de calcul, precum şi utilizarea informaţiilor experimentale. Metodele de calcul trebuie să descrie, la nivel de principii generale, modelele fizice şi metodele numerice utilizate în calcule, precum şi sursele şi limitările privind datele de intrare şi modelele de calcul. (2) Validitatea şi aplicabilitatea metodelor de calcul folosite în ADSN trebuie justificate, ţinând cont de rezultatele experimentelor relevante, experienţa de exploatare şi recomandările proiectantului original al instalaţiei nucleare. ART. 34 (1) Corelaţiile empirice utilizate în analize trebuie să fie bazate, în mod conservativ, pe experimente relevante, în măsura în care este practic posibil, pentru gama aplicabilă de parametri de operare. Extrapolarea rezultatelor în afara gamei de valori acoperite de datele experimentale trebuie justificată. (2) Dacă relaţiile şi datele sunt consacrate, validate şi acceptate de organizaţiile de profil recunoscute în industria nucleară şi publicate în literatura de specialitate, atunci sunt suficiente menţionarea bibliografiei şi punerea la dispoziţia CNCAN a referinţelor complete. ART. 35 (1) Metodele de calcul, modelele fizice şi numerice folosite în ADSN trebuie verificate într-un mod adecvat, de către personal calificat, pentru prevenirea oricăror erori de transcriere, calcul sau logică. (2) Modelele fizice trebuie verificate şi validate prin demonstrarea capabilităţii acestora de a descrie corect comportarea sistemului modelat, în conformitate cu rezultatele testelor separate sau integrale. Este acceptabilă şi compararea cu rezultatele obţinute la utilizarea unor modele validate. (3) Dacă metodele de calcul validate avute la dispoziţie nu sunt suficiente, atunci analizele trebuie justificate prin experimente relevante pentru instalaţia nucleară şi tipul de eveniment analizat. (4) Pentru cazurile în care niciun model matematic sau nicio corelaţie nu sunt adecvate pentru a simula un fenomen fizic, se vor folosi ipoteze care să asigure că estimarea este conservativă. ART. 36 Parametrii care influenţează semnificativ rezultatele finale ale analizelor, adică acele rezultate asupra cărora se aplică criteriile de acceptare, trebuie selectaţi din domeniul lor de variaţie, astfel încât rezultatele analizelor să fie considerate conservative. Aceşti parametri includ: a) parametri de proces, ca de exemplu puteri, presiuni, temperaturi etc. la începutul evenimentului; b) valorile pragurilor de acţionare a sistemelor de securitate protective; c) capacitatea şi caracteristicile echipamentelor; d) mărimi precum toleranţe de fabricaţie, coeficienţi de transfer de căldură, fenomene de amestecare, de condensare etc. şi incertitudinile în cunoaşterea acestora; e) căldura reziduală a combustibilului nuclear etc. ART. 37 Pentru confirmarea rezultatelor analizelor şi încadrarea acestora în criteriile de acceptare este necesară efectuarea unui studiu de sensibilitate a rezultatelor obţinute, în funcţie de metodele şi ipotezele alese pentru analiză. ART. 38 Valorile parametrilor utilizaţi în analiza fiecărui EBP trebuie să asigure că estimarea consecinţelor este conservativă şi aplicabilă pentru toate situaţiile, luând în considerare: a) diferitele stări ale instalaţiei nucleare pentru care procedurile de operare permit continuarea funcţionării; b) incertitudinile asociate fiecărui parametru, atât cele de natură aleatorie, cât şi cele de natură epistemică; c) identificarea tuturor factorilor perturbatori posibili, oricând este cazul, precum şi cuantificarea şi explicitarea influenţei acestora asupra corectitudinii şi validităţii rezultatelor obţinute, precum şi gradul de perturbare a rezultatelor; d) identificarea şi prezentarea detaliată a tuturor incertitudinilor de natură aleatorie sau de natură epistemică, precum şi a factorilor care conduc la apariţia acestor incertitudini. ART. 39 Modelele matematice şi metodele de calcul folosite trebuie să îndeplinească următoarele cerinţe: a) conduc la estimări conservative sau realiste, în funcţie de tipul de analiză realizat; b) reproduc toate fenomenele fizice importante cât mai realist posibil; c) simplificările sunt justificate ca fiind adecvate şi având un grad de conservatism adecvat; d) acurateţea numerică este demonstrată; e) în măsura în care este practic posibil, modelele matematice trebuie validate de experienţa de exploatare şi/sau prin experimente; f) orice schimbări ale proceselor, datorate evenimentului, trebuie luate în considerare, incluzând, fără a se limita la următoarele: (i) condiţii de mediu adverse, cum ar fi cele cauzate de abur, stropire, inundaţii, radiaţii ionizante, substanţe chimice, după caz; (ii) schimbări survenite în performanţa sistemelor, cum ar fi cele legate de alimentarea cu energie electrică, apă de răcire şi aer instrumental. ART. 40 (1) ADSN trebuie să fie conservative în principal pentru accidentele bază de proiect, respectiv clasa 2 de evenimente din tabelul nr. 1 din anexa nr. 4 la prezentele norme. Pentru clasa 1 - evenimente anticipate în exploatare, clasa 3 - CEBP de tip A şi clasa 4 - CEBP de tip B este acceptabilă realizarea unor ADSN realiste, în măsura în care este practic posibil. (2) Trebuie avut în vedere că utilizarea metodelor de analiză cu un pronunţat caracter conservativ poate conduce la rezultate care nu reflectă în mod realist răspunsul instalaţiei nucleare. Metodele de analiză cu un pronunţat caracter conservativ se pot aplica la analiza acceptabilităţii unor soluţii tehnice. Dacă sunt folosite în alte scopuri, aceste metode trebuie foarte atent analizate şi justificate. ART. 41 ADSN trebuie să includă analize de incertitudini, atât calitative, cât şi cantitative, după caz. De asemenea, toate ADSN trebuie însoţite de studii de sensibilitate. Analizele de incertitudini şi studiile de sensibilitate trebuie efectuate în acord cu bunele practici internaţionale în domeniu. Situaţiile în care nu se efectuează analize de incertitudini sau studii de sensibilitate trebuie justificate. SECŢIUNEA a 5-a Cerinţe privind documentarea şi actualizarea analizelor deterministe de securitate nucleară ART. 42 (1) Titularul de autorizaţie trebuie să specifice în documentaţia de securitate nucleară, elaborată în conformitate cu cerinţele din normele în vigoare, pentru fiecare ADSN, inclusiv ABP şi ACEBP, cel puţin următoarele, după caz: a) standardele şi ghidurile conform cărora s-a elaborat analiza, precum şi orice analize, studii, specificaţii de proiectare sau alte documente menţionate ca referinţe bibliografice în rapoartele de analiză; aceste standarde şi ghiduri pot proveni de la proiectantul original al instalaţiei nucleare, de la organizaţii internaţionale de specialitate şi/sau pot fi stabilite şi documentate de specialiştii din cadrul organizaţiei titularului de autorizaţie; dacă există un document care specifică aceste informaţii pentru mai multe analize, nu este necesară specificarea standardelor şi ghidurilor în fiecare raport de analiză individual, ci este acceptabilă trimiterea, ca referinţă, la acest document; b) metodologia de calcul utilizată în analiză; c) modelele şi codurile de calcul utilizate, precum şi rapoartele de calificare aferente; d) sursele de date utilizate în evaluările de securitate nucleară şi rapoartele privind evaluarea acestora din punctul de vedere al aplicabilităţii; sursele de date includ experimentele, testele, specificaţiile şi manualele de proiectare, documentele, specificaţiile şi desenele tehnice care descriu proiectul instalaţiei nucleare, aşa cum a fost construită şi pusă în funcţiune, etc.; e) ipotezele de analiză, inclusiv ipotezele privind funcţionarea sistemelor instalaţiei nucleare şi ipotezele privind acţiunile personalului de operare; f) frecvenţa de apariţie estimată, luând în calcul toate mecanismele de defectare, în măsura în care este practic posibil; g) condiţiile iniţiale, stabilite în mod conservativ; h) secvenţele de evenimente ce derivă din evenimentul de iniţiere, luând în considerare: (i) mecanismele de iniţiere a evenimentului şi timpul de dezvoltare, pentru a determina dacă este un eveniment lent sau rapid; (ii) efectele de cauză comună; (iii) efectele produse sau cauzate indirect de evenimentul de iniţiere, inclusiv acelea care creează dependenţe funcţionale între SSCE; (iv) erori ale personalului de operare; (v) indisponibilităţi ale componentelor sau echipamentelor, ca de exemplu apariţia de defecte singulare la unul sau mai multe dintre sistemele protective a căror acţiune este necesară pentru limitarea consecinţelor evenimentului; (vi) timpul în care se desfăşoară secvenţa de evenimente i) parametrii de declanşare pentru acţiunea automată a sistemelor de securitate nucleară; j) criteriile de acceptare a rezultatelor analizei şi bazele acestora; k) parametrii afectaţi de îmbătrânirea SSCE; l) studiile de sensibilitate; m) modul de tratare a incertitudinilor; n) termenii-sursă şi consecinţele radiologice estimate; o) concluziile şi interpretarea rezultatelor analizei, inclusiv evaluarea îndeplinirii criteriilor de acceptare. (2) Informaţiile prevăzute la alin. (1) se vor include în raportul de securitate nucleară, pentru fiecare fază din ciclul de viaţă al unei instalaţii nucleare, elaborat în conformitate cu cerinţele şi recomandările din normele şi ghidurile specifice emise de CNCAN. Fazele din ciclul de viaţă al unei instalaţii nucleare, respectiv fazele de autorizare, sunt specificate în Normele privind autorizarea instalaţiilor nucleare, aprobate prin Ordinul preşedintelui CNCAN nr. 336 din 7 decembrie 2018, publicat în Monitorul Oficial al României al României, Partea I, nr. 5 din 3 ianuarie 2019. ART. 43 (1) Trebuie, de asemenea, documentate şi menţinute la zi următoarele: a) identificarea şi clasificarea evenimentelor de iniţiere şi a combinaţiilor de evenimente considerate în analize, cu justificarea alegerii lor; b) datele utilizate în ADSN, inclusiv o listă centralizată a acestora; c) fenomenele modelate în ADSN; d) proiectul şi specificaţiile de proiectare pentru SSCE pentru care se realizează modelele utilizate în ADSN; e) modelele SSCE utilizate în ADSN; f) modelul integrat al instalaţiei nucleare, utilizat în ADSN; g) activităţile de verificare independentă a ADSN; h) procesul de realizare, verificare, revizuire şi actualizare a ADSN. (2) ADSN trebuie să fie auditabile şi reproductibile. ART. 44 Titularul de autorizaţie trebuie să asigure că toate ADSN relevante pentru bazele de autorizare ale instalaţiei nucleare sunt verificate independent. Verificarea independentă trebuie efectuată şi documentată de personal care deţine calificările, expertiza şi experienţa necesare şi care nu a fost implicat în efectuarea ADSN respective. ART. 45 Toate ADSN se vor documenta, se vor revizui, se vor actualiza, după caz, şi se vor menţine sub controlul titularului de autorizaţie pe toată durata de viaţă a instalaţiei nucleare, în conformitate cu prevederile din normele CNCAN în vigoare. ART. 46 Pentru instalaţiile nucleare aflate în fazele de construcţie, punere în funcţiune sau exploatare, reconfirmarea bazelor de proiectare prin actualizarea ADSN aferente face parte integrantă din procesul de autorizare specific fazelor respective şi se documentează în rapoartele de securitate nucleară aferente. Pentru aceste instalaţii nucleare, evaluarea faţă de cerinţele din prezentele norme se va face în acord cu principiile aplicate la revizuirea periodică a securităţii nucleare, stabilite prin normele CNCAN. SECŢIUNEA a 6-a Standarde şi ghiduri ART. 47 (1) Titularul de autorizaţie trebuie să identifice şi să ia în considerare standardele, ghidurile şi bunele practici curente, recunoscute la nivel internaţional, aplicabile pentru ADSN pentru instalaţiile nucleare. (2) Documentele de referinţă menţionate în anexa nr. 5 la prezentele norme reprezintă exemple de standarde şi ghiduri privind bune practici recunoscute pe plan internaţional şi se recomandă ca orice nouă revizie a acestora să fie luată în considerare de către titularul de autorizaţie, în vederea îmbunătăţirii procesului implementat pentru elaborarea, revizuirea şi actualizarea ADSN. SECŢIUNEA a 7-a Cerinţe privind resursele necesare pentru efectuarea, revizuirea şi actualizarea analizelor deterministe de securitate nucleară ART. 48 (1) Titularul de autorizaţie trebuie să deţină capabilităţile necesare pentru efectuarea, revizuirea şi actualizarea ADSN, în conformitate cu cerinţele stabilite prin Normele fundamentale de securitate nucleară pentru instalaţiile nucleare, aprobate prin Ordinul preşedintelui CNCAN nr. 114 din 30 mai 2017, publicat în Monitorul Oficial al României, Partea I, nr. 441 din 14 iunie 2017. (2) Capabilităţile prevăzute la alin. (1) trebuie să includă: a) suficient personal competent care să înţeleagă bazele de proiectare şi bazele de autorizare ale instalaţiei nucleare şi care să fie calificat pentru elaborarea, realizarea, dezvoltarea, revizuirea şi actualizarea ADSN, respectiv pentru verificarea independentă a ADSN, atât pentru ABP, cât şi pentru ACEBP; b) documentaţia completă a bazelor de proiectare, respectiv a bazelor de autorizare pentru instalaţia nucleară respectivă, inclusiv specificaţiile de proiectare pentru SSCE şi documentaţia aferentă acestora, actualizată astfel încât să reflecte starea actuală a SSCE, în fiecare fază din ciclul de viaţă al instalaţiei nucleare; c) coduri de calcul verificate şi validate, pentru toate ADSN aplicabile instalaţiei nucleare; codurile de calcul se vor menţine la cele mai noi versiuni acceptate în industria nucleară la nivel internaţional; d) modelele SSCE şi modelul integrat al instalaţiei nucleare, utilizate în ADSN; e) echipamente de calcul adecvate pentru realizarea în condiţii optime a ADSN, respectiv pentru rularea codurilor de calcul şi pentru documentarea rapoartelor de analiză; f) acces permanent la programele de colectare şi procesare a experienţei de exploatare, respectiv la programele de cercetare şi dezvoltare implementate în industria nucleară la nivel naţional şi internaţional, relevante pentru realizarea şi actualizarea ADSN, inclusiv pentru modelarea efectelor îmbătrânirii asupra SSCE; g) acces permanent la bazele de date relevante menţinute la nivel internaţional pentru documentarea experienţei de dezvoltare, verificare, validare şi utilizare a codurilor de calcul pentru efectuarea ADSN; h) acces permanent la asistenţa tehnică de specialitate necesară pentru clarificarea în cel mai scurt timp posibil a oricăror aspecte legate de efectuarea ADSN şi interpretarea rezultatelor acestora, din partea proiectantului original al instalaţiei nucleare sau a unor companii specializate a căror capabilitate tehnică este recunoscută oficial de proiectantul original; i) acces permanent la activităţi de pregătire profesională specifică pentru realizarea, verificarea şi documentarea ADSN, inclusiv la schimburi de experienţă practică în acest domeniu; j) acces permanent la standardele şi ghidurile de bune practici acceptate şi utilizate la nivel internaţional pentru realizarea ADSN. ART. 49 Titularul de autorizaţie trebuie să asigure măsuri adecvate pentru protejarea codurilor de calcul şi a echipamentelor utilizate pentru rularea codurilor şi pentru înregistrarea/documentarea rezultatelor ADSN împotriva ameninţărilor cibernetice şi a introducerii intenţionate de vulnerabilităţi. SECŢIUNEA a 8-a Cerinţe privind utilizarea analizelor deterministe de securitate nucleară ART. 50 (1) Titularul de autorizaţie trebuie să asigure procesele, procedurile, măsurile şi resursele pentru utilizarea adecvată a ADSN în următoarele activităţi: a) dezvoltarea, verificarea, revizuirea şi modificarea proiectului SSCE cu funcţii de securitate nucleară, în cadrul procesului de management al configuraţiei de proiectare, atât pentru modificările permanente, cât şi pentru modificările temporare; b) stabilirea criteriilor de acceptare pentru testele de punere în funcţiune şi testele de performanţă pentru SSCE cu funcţii de securitate nucleară; c) stabilirea şi actualizarea limitelor şi condiţiilor tehnice de operare; d) dezvoltarea şi validarea procedurilor de operare la urgenţă, a ghidurilor de management al accidentelor severe şi a planurilor şi procedurilor de răspuns la situaţii de urgenţă; e) analiza evenimentelor de exploatare, inclusiv analiza impactului şi consecinţelor potenţiale ale acestor evenimente, în eventualitatea apariţiei unor defecţiuni suplimentare; f) demonstrarea criteriilor de succes şi dezvoltarea secvenţelor de accident în EPSN de nivel 1 şi de nivel 2; g) demonstrarea îndeplinirii cerinţelor din normele de securitate nucleară, în cadrul procesului de autorizare şi pe toată perioada de valabilitate a autorizaţiei; h) testarea, verificarea şi validarea fidelităţii simulatorului integral, pentru centralele nuclearoelectrice. (2) Pentru dezvoltarea planurilor şi procedurilor de răspuns la situaţii de urgenţă, pe lângă ABP şi ACEBP, titularul de autorizaţie va evalua şi o serie de secvenţe de accident care implică disfuncţionalităţi ale subsistemelor clădirii reactorului, precum şi situaţii de depresurizare controlată a clădirii reactorului. ART. 51 (1) Titularul de autorizaţie trebuie să stabilească şi să menţină actualizată o evidenţă centralizată a tuturor acţiunilor de operator cu limite de timp, specificate în ADSN. (2) Titularul de autorizaţie trebuie să implementeze un proces sistematic, prin care să se asigure că acţiunile de operator cu limite de timp specificate în ADSN sunt: a) identificate pentru toate stările şi modurile de operare ale instalaţiei nucleare, atât pentru răspunsul la evenimente interne, cât şi pentru răspunsul la evenimente externe; b) incluse în limitele şi condiţiile tehnice de operare; c) specificate în procedurile de operare pentru răspunsul la tranzienţi şi situaţii de accident, în bazele tehnice pentru procedurile de operare la urgenţă şi în ghidurile de management al accidentelor severe; d) specificate în materialele de pregătire pentru personalul de operare, după cum este necesar; e) verificate, validate şi testate periodic prin exerciţii la simulator şi prin simularea manevrelor în teren, după caz, astfel încât să existe un grad cât mai mare de încredere că acţiunile se pot realiza în limitele de timp impuse de proiectul instalaţiei nucleare şi de analizele care fac parte din bazele curente de autorizare; f) incluse în mod explicit în procesul de management al configuraţiei de proiectare şi luate în considerare la implementarea modificărilor de proiect, atât permanente, cât şi temporare, pentru a se asigura păstrarea sau creşterea marjelor de timp disponibile. (3) Procesul cerut la alin. (2) trebuie documentat într-o procedură care să stabilească responsabilităţile şi acţiunile necesare pentru implementarea acestor cerinţe. CAP. III Dispoziţii tranzitorii şi finale ART. 52 (1) În termen de 180 de zile de la intrarea în vigoare a prezentelor norme, titularii de autorizaţie pentru instalaţiile nucleare aflate în faza de exploatare trebuie să transmită CNCAN spre evaluare un raport care să prezinte analiza conformităţii cu cerinţele prezentelor norme şi un plan de acţiuni pentru implementarea integrală a cerinţelor. Planul de acţiuni trebuie supus aprobării CNCAN. (2) Pentru centralele nuclearoelectrice, analiza cerută la alin. (1) se va suplimenta cu evaluarea conformităţii cu standardul specificat la pct. 1) din anexa nr. 5, iar planul de acţiuni va include eventualele îmbunătăţiri identificate ca necesare pentru alinierea la acest standard. ART. 53 Anexele nr. 1-5 fac parte integrantă din prezentele norme. ANEXA 1 la norme Definiţii Accident bază de proiect - orice situaţie de accident care a fost prevăzută la proiectarea unei instalaţii nucleare, în conformitate cu criterii stabilite de proiectare şi în cazul căreia avarierea combustibilului nuclear, acolo unde este cazul, şi eliberarea de materiale radioactive sunt menţinute în limitele autorizate Accident sever - orice situaţie de accident care implică defectări sistematice ale combustibilului nuclear care pot conduce la eliberarea produşilor de fisiune; pentru un reactor nuclear, aceste condiţii includ avarierea zonei active a reactorului şi topirea combustibilului nuclear. Acţiuni de operator cu limită de timp - o acţiune manuală sau o serie de acţiuni care trebuie finalizate într-un timp specificat pentru a respecta bazele de proiectare şi/sau bazele de autorizare ale instalaţiei nucleare Analize bază de proiect - totalitatea analizelor de securitate nucleară care fundamentează stabilirea bazelor de proiectare pentru SSCE ale unei instalaţii nucleare Analiză de incertitudini - procesul de identificare şi caracterizare a surselor de incertitudine care afectează o evaluare şi cuantificarea impactului incertitudinilor asupra rezultatelor evaluării Analiză de sensibilitate - examinare a modului în care se schimbă datele de ieşire ale unui model la variaţia valorilor datelor de intrare sau a anumitor parametri ce caracterizează modelul Analiză deterministă de securitate nucleară - orice analiză în care se postulează producerea unui eveniment de iniţiere şi se evaluează impactul acestuia asupra funcţiilor de securitate nucleară, în conformitate cu reguli bine stabilite, ţinând cont de defectările induse de acest eveniment, de răspunsul sistemelor instalaţiei nucleare, de acţiunile personalului care intervine în gestionarea evenimentului, precum şi de alte condiţii care pot influenţa consecinţele evenimentului; aceste analize au ca scop dezvoltarea şi verificarea proiectului instalaţiei nucleare, confirmarea respectării cerinţelor de proiectare şi demonstrarea îndeplinirii cerinţelor şi criteriilor de securitate nucleară, în vederea obţinerii autorizaţiilor necesare conform legislaţiei în vigoare. Barieră fizică de protecţie - orice sistem sau ansamblu de sisteme, pasive sau active, capabile să prevină sau să limiteze consecinţele unui eveniment care ar putea altfel conduce la eliberări de materiale radioactive în mediul înconjurător peste limitele prevăzute de legislaţia în vigoare Bazele de proiectare - totalitatea cerinţelor generate de condiţiile şi evenimentele considerate explicit în proiectarea instalaţiei nucleare, inclusiv la modernizarea acesteia, în temeiul unor criterii stabilite, astfel încât aceasta să reziste la aceste condiţii şi evenimente fără depăşirea limitelor autorizate cu operarea planificată a sistemelor de securitate Condiţii severe - condiţii care sunt mai severe decât condiţiile referitoare la accidentele bază de proiect; aceste condiţii pot fi cauzate de defectări multiple, cum ar fi pierderea completă a tuturor funcţiilor unui sistem de securitate sau de un eveniment extrem de improbabil; includ accidentele severe care nu au fost luate în considerare la stabilirea bazelor de proiectare ale unei instalaţii nucleare. Documentaţia de securitate nucleară a instalaţiei nucleare - totalitatea documentelor care conţin informaţiile şi raţionamentele necesare pentru a demonstra că instalaţia nucleară poate fi exploatată în condiţii de securitate nucleară, în conformitate cu cerinţele de reglementare şi standardele aplicabile Defect singular - defectarea unei componente, a unui echipament sau a unui subsistem cu funcţie de securitate nucleară Defectare de cauză comună - defectarea a două sau mai multe SSCE, produsă de un singur eveniment sau cauză. Condiţiile adverse de mediu, deficienţele de proiectare, fabricaţie, construcţie sau erorile de operare, întreţinere ori evenimentele externe sunt exemple de cauze care pot duce la defectări de cauză comună. Efect de tip cliff-edge - în analizele de securitate nucleară reprezintă orice situaţie în care o variaţie relativ mică a datelor de intrare ale analizei duce la o variaţie disproporţionat de mare a rezultatelor privind comportarea unei instalaţii nucleare, în sensul înrăutăţirii condiţiilor; în ceea ce priveşte comportarea unei instalaţii nucleare, un efect de tip cliff-edge reprezintă orice situaţie în care o deviaţie mică a unui parametru al instalaţiei nucleare produce o comportare anormală disproporţionată a instalaţiei, cum ar fi, de exemplu, o tranziţie de la o stare normală de operare la o stare de accident sau o tranziţie de la condiţii de accident bază de proiect la condiţii de accident în afara bazelor de proiectare. Eveniment anticipat în exploatare - o deviaţie neplanificată de la condiţiile normale de exploatare, care poate afecta o funcţie de securitate nucleară şi care se aşteaptă să apară o dată sau de mai multe ori pe durata de viaţă operaţională a instalaţiei nucleare; tranzient anticipat în exploatare Eveniment bază de proiect - orice eveniment sau combinaţie de evenimente care stă la baza alegerii parametrilor de proiectare pentru sistemele, structurile, componentele şi echipamentele considerate în analizele deterministe de securitate nucleară ca având o contribuţie la limitarea consecinţelor radiologice ale unui tranzient sau accident, astfel încât criteriile de doză să nu fie depăşite Eveniment de iniţiere - un eveniment singular care conduce la apariţia de evenimente anticipate în exploatare, regimuri tranzitorii anticipate sau la condiţii de accident şi care necesită iniţierea funcţiilor de securitate ale sistemelor centralei nuclearoelectrice; pentru evenimentele de iniţiere luate în considerare în proiectarea centralei se foloseşte termenul „evenimente de iniţiere postulate“. Funcţie de securitate nucleară - un scop specific care trebuie îndeplinit pentru asigurarea securităţii nucleare Funcţii de natură preventivă - acele funcţii necesare pentru a menţine instalaţia nucleară în condiţii de operare normală şi pentru a preveni ca evenimentele anticipate în exploatare să conducă la situaţii de accident Funcţii de natură protectivă - acele funcţii necesare pentru a limita consecinţele pierderii funcţiilor de natură preventivă, cu scopul de a menţine defectarea combustibilului şi eliberările de material radioactiv în limitele admise stabilite de legislaţia în vigoare Marja de siguranţă la oprire - cantitatea de reactivitate negativă care asigură că reactorul rămâne subcritic în urma opririi prin acţiunea sistemelor de reglare şi control, în funcţionare normală sau condiţii de eveniment anticipat în exploatare sau prin acţiunea unui sistem de oprire rapidă, în condiţii de tranzient sau situaţii de accident Reactor nuclear de demonstraţie - un reactor nuclear proiectat, construit şi pus în funcţiune ca instalaţie-pilot, cu scopul de a demonstra, în faza de exploatare, implementarea practică a unor noi tehnologii, sisteme sau caracteristici de proiectare şi funcţionarea fiabilă a acestora, în vederea dezvoltării pe scară largă a unor reactoare nucleare similare, pentru utilizarea în centrale nuclearoelectrice Securitate nucleară - ansamblul de măsuri tehnice şi organizatorice destinate să asigure funcţionarea instalaţiilor nucleare în bune condiţii, să prevină şi să limiteze deteriorarea acestora şi să asigure protecţia personalului expus profesional, a populaţiei, mediului şi bunurilor materiale împotriva expunerii la radiaţii ionizante sau a contaminării radioactive peste limitele permise de legislaţia în vigoare Sistemele de proces - sistemele a căror funcţie principală este de a asigura sau de a contribui la producerea aburului sau electricităţii; sistemele de proces pot avea şi funcţii de securitate nucleară de natură preventivă, caz în care fac parte din categoria sistemelor de securitate preventive Sisteme de securitate nucleară - acele sisteme încorporate în proiectul instalaţiei nucleare care au rolul de a limita şi atenua consecinţele condiţiilor de operare anormală şi ale accidentelor bază de proiect şi de a asigura menţinerea scăpărilor radioactive cauzate de aceste evenimente sub limitele stabilite de legislaţia în vigoare Sisteme de securitate preventive - denumire generică pentru ansamblul sistemelor cu funcţii de securitate nucleară de natură preventivă, care contribuie la menţinerea condiţiilor de operare normală şi care au rolul de a preveni ca evenimentele anticipate în exploatare să conducă la situaţii de accident; SSCE cu funcţii de securitate nucleară de natură preventivă sunt: a) SSCE a căror defectare poate cauza eliberări de materiale radioactive peste limitele stabilite de legislaţia în vigoare, în absenţa altor acţiuni protective - de exemplu, defectarea sistemului primar de transport al căldurii; b) SSCE proiectate fără alte linii suplimentare de apărare, a căror defectare poate cauza eliberări de materiale radioactive peste limitele stabilite de legislaţia în vigoare - de exemplu, defectarea unui bazin de combustibil uzat din afara clădirii reactorului; c) SSCE proiectate să prevină, în condiţii de operare normală, defecte ce ar necesita acţiuni protective suplimentare şi să asigure: (i) controlul puterii reactorului într-o manieră normală; (ii) oprirea reactorului într-o manieră normală; (iii) îndepărtarea căldurii reziduale într-o manieră normală; d) SSCE a căror defectare în anumite situaţii definite poate cauza indirect eliberări de materiale radioactive sau poate afecta operarea altor SSCE cu funcţii de securitate nucleară. Sisteme de securitate protective - denumire generică pentru ansamblul sistemelor cu funcţii de securitate nucleară de natură protectivă, care contribuie la limitarea şi atenuarea consecinţelor situaţiilor de tranzient şi de accident; SSCE cu funcţii de securitate nucleară de natură protectivă sunt: a) SSCE proiectate să oprească rapid reacţia nucleară în eventualitatea defectării SSCE cu funcţii de securitate nucleară de natură preventivă; b) SSCE proiectate să îndepărteze căldura reziduală şi să limiteze eliberările de materiale radioactive cauzate de defectarea SSCE cu funcţii de securitate nucleară de natură preventivă; c) SSCE care asigură operarea corespunzătoare a SSCE cu funcţii de natură protectivă de la lit. a) şi b). SSCE menţionate la lit. a) şi b) sunt numite şi sisteme (speciale) de securitate, iar SSCE menţionate la lit. c) sunt numite şi sistemele suport de securitate. Sistemele, structurile, componentele şi echipamentele cu funcţii de securitate nucleară/importante pentru securitatea nucleară - acele sisteme, structuri, componente şi echipamente care contribuie, direct sau indirect, în condiţii de operare normală, în cazul condiţiilor de operare anormală şi/sau în condiţii de accident, la îndeplinirea funcţiilor generale de securitate nucleară; acestea includ sistemele, structurile, componentele şi echipamentele a căror defectare poate avea un impact advers asupra îndeplinirii unei funcţii de securitate nucleară; acestea se mai numesc şi SSCE cu funcţii de securitate nucleară. Sursa finală de răcire - o sursă de răcire exterioară instalaţiei nucleare, ca de exemplu atmosfera sau apele de suprafaţă şi subterane, care poate prelua căldura de la sistemele intermediare de răcire, în condiţii normale sau de accident. Termen-sursă - cantitatea şi compoziţia izotopică a eliberării de materiale radioactive dintr-o instalaţie nucleară ca urmare a unui accident. ANEXA 2 la norme Exemple de evenimente de iniţiere şi condiţii de accident considerate în analizele bază de proiect pentru instalaţiile nucleare Nota 1: Lista exemplelor prezentate în această anexă are rol ilustrativ şi include atât evenimente generice, cât şi evenimente care sunt specifice anumitor tipuri de reactoare, în speţă cele care utilizează apa ca agent de răcire. Nota 2: În prezenta anexă, prin defectare se înţelege atât defectarea parţială, cât şi defectarea totală a respectivelor sisteme sau componente. În cazul sistemelor de răcire, defectarea include: a) defectarea conductelor sistemului, inclusiv ruperea; b) pierderea debitului; c) pierderea capacităţii de răcire. Defectările de conducte trebuie să includă atât defectări circumferenţiale, cât şi longitudinale la orice locaţie din sistem. Pentru ruperile circumferenţiale se va considera/analiza o arie de descărcare a fluidului până la inclusiv de două ori suprafaţa secţiunii conductei. De asemenea, trebuie analizate defectările/ruperile rezultate din crăpături/fisuri longitudinale şi trebuie justificată dimensiunea maximă a unei fisuri postulate. Nota 3: Avaria majoră a vaselor de presiune trebuie analizată, cu excepţia cazurilor când se demonstrează că o astfel de avarie are o probabilitate de producere suficient de scăzută pentru a nu trebui introdusă în bazele de proiectare ale instalaţiei nucleare. Pentru a susţine o astfel de demonstraţie este necesară îndeplinirea cel puţin a următoarelor condiţii: a) proiectarea, fabricaţia, instalarea şi operarea în conformitate cu cerinţele din codurile şi standardele acceptate de CNCAN; b) numărul de penetraţii în vasul de presiune este menţinut la minimul necesar; c) există un program de inspecţie în funcţionare care să îndeplinească cerinţele CNCAN; d) lungimea critică a unei fisuri asigură că o scurgere detectabilă va apărea la presiunea normală de proiectare cu mult înainte de a se atinge lungimea critică de rupere; e) sunt instalate sisteme de instrumentaţie capabile să detecteze prezenţa unei scurgeri în conformitate cu lit. d) şi să alerteze personalul de operare din camera de comandă principală, care are la dispoziţie proceduri adecvate pentru luarea de acţiuni prompte la descoperirea scurgerii, astfel încât să prevină avaria catastrofală a vasului de presiune. 1. Evenimente interne 1.1. Defectări ale SSCE: a) declanşarea în funcţionare a unei pompe principale din sistemul primar de transport al căldurii; b) pierderea alimentării normale cu energie electrică; c) defectarea sistemelor de control ale reactorului; d) defectarea dispozitivelor de manevrare a combustibilului; e) deschiderea intempestivă a armăturilor de control al presiunii sau de descărcare ale sistemului primar de transport al căldurii sau ale sistemelor conectate la acesta; f) ruperea tuburilor generatorului de abur; g) indisponibilitatea sau degradarea funcţionării sistemului de apă de alimentare a generatorilor de abur sau a sistemului de abur viu; h) indisponibilitatea sau degradarea funcţionării sistemului moderatorului; i) indisponibilitatea sau degradarea funcţionării sistemelor de apă tehnică (apă brută şi apă recirculată); j) defectarea oricărui alt echipament din sistemele reactorului care, în lipsa acţiunii de oprire a reactorului, ar conduce la defectarea combustibilului din reactor; k) ruperea oricărei conducte sau a oricărui colector în orice sistem de răcire a combustibilului; l) ruperea oricărei conducte sau a oricărui colector din sistemul primar de răcire a reactorului; m) blocarea curgerii în sistemul primar de transport al căldurii. 1.2. Erori umane: a) erori în efectuarea manevrelor de operare; b) erori în efectuarea activităţilor de întreţinere şi testare; c) erori de diagnoză a stării SSCE importante pentru securitatea nucleară. 1.3. Potenţiale consecinţe ale defectărilor de echipamente: a) incendii interne; b) explozii; c) eliberări de gaze, abur, noxe etc.; d) inundaţii interne; e) interferenţa electromagnetică; f) efecte dinamice ale defectării echipamentelor sub presiune, ca de exemplu forţe de jet, lovituri de bici, sarcini reactive şi efecte termice sau adverse de mediu, lovitura de berbec, presiuni şi unde refractate, proiectile, inclusiv părţi de armături, efecte de şoc ale fluidelor descărcate etc.; g) efecte dinamice ale defectării suporţilor sau altor componente structurale; h) efecte datorate avarierii echipamentelor rotative, ca de exemplu efectele de tip proiectil; i) căderi de sarcini/obiecte grele datorate manevrării instalaţiilor şi echipamentelor de ridicat. 2. Evenimente externe 2.1. Evenimente naturale: a) evenimente seismice; b) alunecări, tasări şi prăbuşiri de teren etc.; c) inundaţii pe amplasament; d) temperaturi extreme; e) precipitaţii; f) vânt puternic; g) tornade; h) descărcări electrice; i) secetă; j) incendii de vegetaţie în vecinătatea amplasamentului. 2.2. Evenimente cauzate de activităţi umane: a) căderi de avioane de diferite categorii; b) evenimente datorate activităţilor din vecinătatea amplasamentului, cum ar fi, de exemplu, proiectile, nori de gaz, incendii, explozii etc.; c) interferenţe electromagnetice; d) incendii pe amplasament. 3. Combinaţii de evenimente 3.1. Combinaţii de defectări multiple ale echipamentelor aparţinând sistemelor de proces, care conduc la degradarea îndeplinirii unei funcţii de securitate nucleară 3.2. Combinaţii de defectări de echipamente aparţinând sistemelor de proces şi indisponibilitatea unor sisteme de securitate preventive 3.3. Combinaţii de defectări multiple ale echipamentelor aparţinând sistemelor de proces, care conduc la degradarea îndeplinirii unei funcţii de securitate nucleară şi potenţiale erori umane în aplicarea procedurilor de răspuns pentru respectivele evenimente 3.4. Combinaţii de evenimente interne şi evenimente externe, ca, de exemplu, un eveniment de pierdere a agentului de răcire, urmat de un seism. ANEXA 3 la norme Exemple de evenimente considerate în analizele condiţiilor de extindere a bazelor de proiectare pentru instalaţiile nucleare Lista exemplelor prezentate în această anexă are rol ilustrativ şi include atât evenimente generice, cât şi evenimente care sunt specifice anumitor tipuri de reactoare, în speţă cele care utilizează apa ca agent de răcire. Condiţiile severe considerate în analiza condiţiilor de extindere a bazelor de proiectare includ combinaţii de defectări de echipamente/evenimente interne considerate în analizele bază de proiect şi defectări ale sistemelor de securitate protective, ca, de exemplu: a) tranzienţi anticipaţi fără oprirea rapidă a reactorului; b) avaria sistemului primar de răcire a reactorului fără intervenţia sistemului de răcire la avarie a zonei active; c) tranzienţi sau accidente care survin în combinaţie cu pierderea alimentării normale cu energie electrică; d) ruperea conductei principale de abur plus ruperea unui număr de tuburi ale generatorului de abur; e) întreruperea totală a alimentării cu energie electrică din sursele de curent alternativ; f) pierderea funcţiei de transfer al căldurii către sursa finală de răcire; g) evenimente de tipul celor menţionate în anexa nr. 2 la norme, mai severe decât cele luate în calcul în bazele de proiectare şi care au fost excluse din analizele bază de proiect din cauza unor considerente legate de frecvenţa estimată de apariţie redusă. ANEXA 4 la norme Criteriile de doză pentru analiza evenimentelor bază de proiect pentru instalaţiile nucleare
┌──────────┬────────────────────────┬──────────┬──────────┐
│ │ │ │Valoarea │
│ │ │ │maximă a │
│ │ │ │dozei │
│ │ │ │efective │
│ │ │ │pentru cea│
│ │ │Frecvenţa │mai expusă│
│ │ │anuală │persoană │
│ │ │estimată │aflată în │
│ │ │de │afara │
│ │ │apariţie a│zonei de │
│Clasa de │Categoria de evenimente │unui │excludere,│
│evenimente│ │eveniment │calculată │
│ │ │sau a unei│pentru 30 │
│ │ │secvenţe │de zile de│
│ │ │de │la │
│ │ │evenimente│începutul │
│ │ │ │emisiei, │
│ │ │ │pentru │
│ │ │ │toate │
│ │ │ │căile de │
│ │ │ │expunere │
│ │ │ │aşteptate │
├──────────┼──────────┬─────────────┼──────────┼──────────┤
│ │Evenimente│ │ │ │
│Clasa 1 │anticipate│ │f > 1E-2 │0,5 mSv │
│ │în │Evenimente │ │ │
│ │exploatare│bază de │ │ │
├──────────┼──────────┤proiect ├──────────┼──────────┤
│ │Accidente │ │1E-2 > f >│ │
│Clasa 2 │bază de │ │1E-5 │20 mSv │
│ │proiect │ │ │ │
├──────────┼──────────┼─────────────┼──────────┼──────────┤
│ │Condiţii │ │ │ │
│ │de │ │ │ │
│ │extindere │Condiţii de │ │ │
│Clasa 3 │a bazelor │extindere a │f < 1E-5 │- │
│ │de │bazelor de │ │ │
│ │proiectare│proiectare; │ │ │
│ │de tip A │acestea │ │ │
├──────────┼──────────┤reprezintă un├──────────┼──────────┤
│ │Condiţii │subset al │ │ │
│ │de │evenimentelor│ │ │
│ │extindere │din afara │ │ │
│Clasa 4 │a bazelor │bazelor de │ │- │
│ │de │proiectare. │ │ │
│ │proiectare│ │ │ │
│ │de tip B │ │ │ │
└──────────┴──────────┴─────────────┴──────────┴──────────┘
ANEXA 5 la norme Documente de referinţă 1. Deterministic safety analysis for nuclear power plants, Specific Safety Guide, IAEA Safety Standards Series No. SSG-2 (Rev.1), International Atomic Energy Agency, Vienna, 2019 2. Safety assessment for facilities and activities, General Safety Requirements, IAEA Safety Standards Series No. GSR part 4 (Rev. 1), International Atomic Energy Agency, Vienna, 2016 3. Safety of nuclear power plants: design, Specific Safety Requirements, IAEA Safety Standards Series No. SSR-2/1 (Rev.1), International Atomic Energy Agency, Vienna, 2016 4. WENRA Reactor Safety Reference Levels, Western European Nuclear Regulators’ Association, 2014 5. Regulatory Document REGDOC-2.4.1, Deterministic Safety Analysis, Canadian Nuclear Safety Commission, 2014 6. Safety assessment for research reactors and preparation of the safety analysis report, Specific Safety Guide, IAEA Safety Standards Series No. SSG-20, International Atomic Energy Agency, Vienna, 2012 7. Derivation of the source term and analysis of the radiological consequences of research reactor accidents, IAEA Safety Reports Series No. 53, International Atomic Energy Agency, Vienna, 2008 8. Safety analysis for research reactors, IAEA Safety Reports Series No. 55, International Atomic Energy Agency, Vienna, 2008 ----
Newsletter GRATUIT
Aboneaza-te si primesti zilnic Monitorul Oficial pe email
Comentarii
Fii primul care comenteaza.
