34. spotkanie komitetu NUSSC

Spotkanie 34. NUSSC
W dniach 19-21 listopada 2012 roku odbyło się 34. posiedzenie Komitetu NUSSC.
Na początku spotkania przedstawiono m.in. informację na temat aktualnego stanu przeglądu standardów bezpieczeństwa
MAEA w kontekście doświadczeń i wniosków wynikających z awarii EJ Fukushima Dai-ichi oraz informację na temat
wyników badań i ocen bezpieczeństwa zbiornika ciśnieniowego reaktora 3 bloku EJ Doel (Belgia).
Raport na temat postępu prac związanych z przeglądem i nowelizacją norm bezpieczeństwa MAEA
Przegląd norm bezpieczeństwa MAEA prowadzony jest w celu uwzględnienia wniosków wypływających z analiz przyczyn i
przebiegu awarii w EJ Fukushima Dai-ichi, włączając działań przeciwawaryjne i interwencyjne. Aktualne prace koncentrują
się nad przeglądem i nowelizacją dokumentów poziomu wymagań bezpieczeństwa ("Safety Requirements"), z bardzo
wstępnymi pracami dotyczącymi przeglądu wytycznych bezpieczeństwa ("Safety Guides"). Przy czym w pracach tych
aktualnie stosuje się nowe podejście polegające na analizowaniu zagadnień tematycznych ("topical analysis"), które zwykle
występują w więcej niż jednym dokumencie, zamiast tradycyjnego podejścia - nowelizacji poszczególnych dokumentów
jeden po drugim. Wyniki "topical analysis" służą do nowelizacji odpowiednich dokumentów związanych z daną dziedziną
lub zagadnieniem.
W toku tych prac - po przeprowadzeniu analiz istniejących luk w wymaganiach ("gap analysis") oraz koniecznych
modyfikacji lub wzmocnienia istniejących wymagań - ustalono, że:
1.
2.
3.
5 dokumentów poziomu "Safety Requirements" (GSR Part 1: Governmental, Legal and Regulatory Framework for Safety
General Safety Requirements Part 1, NS-R-3: Site Evaluation for Nuclear Installations Safety Requirements, SSR-2/1: Safety
of Nuclear Power Plants: Design Specific Safety Requirements, SSR-2/2: Safety of Nuclear Power Plants: Commissioning
and Operation Specific Safety Requirements oraz GSR Part 4: Safety Assessment for Facilities and Activities General Safety
Requirements Part 4) zostanie znowelizowanych poprzez wydanie zbiorczego dokumentu zawierającego uzupełnienia do
tych dokumentów. Aktualnie trwają prace nad projektem dokumentu DS462: "Aktualizacja poprzez załączniki: GSR Part 1,
NS-R-3, SSR-2/1, SSR-2/2 i GSR Part 4" (DS462 Document Outline (DPP) Revision through addenda of GSR Part1, NS-R3, SSR-2/1, SSR-2/2 and GSR Part 4).
Zostanie znowelizowany istniejący dokument GS-R-3: "The Managenent System for Facilities and Activities". Aktualnie
trwają prace nad projektem dokumentu DS456: "Wymagania bezpieczeństwa dot. kierownictwa i zarządzania na rzecz
bezpieczeństwa" (DS456 Safety Requirements Leadership and Management for Safety).
Zostanie znowelizowany istniejący dokument GS-R-2: "Preparedness and Response for a Nuclear or Radiological
Emergency Safety Requirements". Aktualnie trwają prace nad projektem dokumentu DS457: "Wymagania bezpieczeństwa
dot. przygotowań i działań na wypadek awarii radiacyjnej" (DS457 Safety Requirements Preparedness and Response for a
Nuclear or Radiological Emergency).
We wrześniu 2012 r. opracowano pierwsze wersje projektów dokumentów DS462, DS456 i DS457, a na styczeń 2013 r.
planuje się przygotowanie ich drugich wersji, które zostaną dopracowane trakcie spotkań technicznych, a następnie poddane
konsultacjom w ramach NUSSC.
Stan badań i wnioski dotyczące bezpieczeństwa zbiornika ciśnieniowego reaktora Doel 3
Kwestia bezpieczeństwa zbiornika reaktora Doel 3 od kilku miesięcy budzi bardzo duże zainteresowanie w skali
międzynarodowej. Elektrownia Doel z 4-ma blokami PWR (Doel 1&2 - po 433 MWe, Doel 3 - 1006 MWe, Doel 4 - 1046
MWe) znajduje się płn. Belgii - praktycznie w rejonie portu Antwerpia, przy ujściu rzeki Scheldt do Morza Północnego. Blok
Doel 3 (standardowy projekt PWR Westinghouse z 3-ma pętlami chłodzenia) został oddany do eksploatacji w 1982 r.,
dostawcami urządzeń jądrowego układu wytwarzania pary były firmy Framatome i ACEC Cocerill (f-ma belgijska).
Podobny blok uruchomiono w 1983 r. także w EJ Tihange (Tihange 2 - 1008 MWe).
Zbiornik ciśnieniowy reaktora ma w części cylindrycznej średnicę ok. 4 m, grubość ścianki 200 mm, oraz napoinę o grubości
7 mm.
W Belgii stosuje się amerykańskie przepisy bezpieczeństwa jądrowego oraz normy przemysłowe - w szczególności dot.
kontroli stanu technicznego urządzeń jądrowych w trakcie eksploatacji ASME Boiler and Pressure Vessel Code, Section XI
(ASME B&PVC, XI). Co 10 lat prowadzi się rewizję zbiorników ciśnieniowych reaktorów.
Podczas postoju bloku Doel 3 w czerwcu 2012 r. przeprowadzono badania ultradźwiękowe cylindrycznej części zbiornika (2
cargi: górna i dolna na wysokości rdzenia) nową metodą opartą na dyfrakcji fal ultradźwiękowych na górnych
powierzchniach wad (flaw tip diffraction) kwalifikowaną w latach 2011-2012, która jest znacznie czulsza od metody badań
stosowanej podczas produkcji zbiornika w roku 1975. W wyniku pierwszej rewizji nie stwierdzono pęknięć ścianki
zbiornika pod napoiną, lecz pojawiły się wskazania możliwego występowania innych wad (odbicia fal
ultradźwiękowych) zlokalizowane głównie w środkowych częściach carg. W związku z tym zdecydowano rozszerzyć
badania na pełną grubość ścianki zbiornika oraz objąć nimi także cargę z króćcami, włączając spoiny. W trakcie tej 2-giej
rewizji wykryto tysiące wskazań (praktycznie warstwowych), zlokalizowanych głównie w dolnej cardze rdzenia (7776), a
stosunkowo nieliczne w strefie króćców (tylko 13, oraz 2 na króćcach). Badania tą samą metodą wykonano także na
zbiorniku reaktora Tihange 2. Wykryto tam także liczne wskazania, lecz w znacznie mniejszej liczbie niż w przypadku
zbiornika Doel 3, tutaj zlokalizowane są one w górnej cardze rdzenia (1931).
Prawdopodobnie przyczyny tej sytuacji są następujące:
1.
a.
b.
2.
Technologia wykonania:
przed rozkuciem we wlewkach wydrążono otwory o średnicach tylko 475 mm (znacznie mniejszym niż przy technologii
stosowanej przez AREVA 800 mm), przez co nie zostało usunięta znaczna część wad typu makrosegregacji,
możliwe nie przeprowadzenie obróbki cieplnej celem usunięcia wodoru (w dokumentacji brak dowodów o przeprowadzeniu
takiej obróbki cieplnej) oraz duża zawartość węgla (0,23%), płatki wodorowe (hydrogen flakes) powstają głównie w
miejscach wtrąceń MnS - zorientowane są one obwodowo i ulegają spłaszczeniu w wyniku kucia.
Znacznie mniej czuła metoda badań i inne kryteria akceptowalności stosowane podczas procesu produkcji zbiornika (kryteria
ASME B&PVC, XI nie nadają się do oceny wyników badań ultradźwiękowych gdzie występuje tysiące wskazań).
W celu szczegółowego przeanalizowania problemu bezpieczeństwa zbiornika powołano 3 międzynarodowe grupy robocze,
ds. oceny:



Technik badań nieniszczących;
Przyczyn technologicznych powstawania wad;
Wytrzymałości i mechaniki pękania.
Wyniki prac tych grup podlegać będą ocenie dozoru jądrowego (FANC) i TSO (Bel V), a następnie przez National Scientific
Expert Group Scientific Council oraz International Expert Review Team. Na podstawie tych wszystkich ocen FANC ma
przygotować syntetyczną notę dla władz politycznych Belgii z propozycją decyzji. Decyzję podejmą władze polityczne.
W dalszej części obrad dotyczących najnowszych projektów standardów bezpieczeństwa jądrowego omawiano m.in. poniżej
wymienione dokumenty:
1. DS367: Wytyczne bezpieczeństwa dot. klasyfikacji bezpieczeństwa konstrukcji, systemów i wyposażenia w EJ (DS367
Safety Guide on Safety Classification of Structures, Systems and Components in Nuclear Power Plants).
Aktualnie brak jest jakichkolwiek "obowiązujących" wytycznych MAEA dot. klasyfikacji bezpieczeństwa, a jest to ważna
kwestia z punktu widzenia właściwego ustalenia zróżnicowanych wymagań dla systemów, konstrukcji i urządzeń w EJ - w
tym na etapie kontraktowania i następnie projektowania EJ. Dokument DS367 jest więc szczególnie ważny także dla krajów
"wchodzących w energetykę jądrową", takich jak Polska.
18.09.2012 r. MAEA udostępniła do zaopiniowania przez Kraje Członkowskie nową wersję dokumentu DS367 oznaczoną
jako Draft 6.5, z terminem zgłaszania uwag do 26.10.2012 r. Uwagi zgłosiło 11 krajów (Polska, Korea Płd., Niemcy, Francja,
Japonia, Kanada, W. Brytania, Finlandia, USA, Pakistan, Ukraina, Szwajcaria) i 3 organizacje (IEC, ENISS, WNA). Przy
czym najliczniejsze uwagi zgłosiły: Polska, Francja, Kanada i WNA.
Zdecydowana większość tych uwag (ok. 70%) została zaakceptowana i uwzględniona w poprawionej wersji dokumentu
oznaczonej jako Draft 6.6 (jest on dostępny tutaj). Także uwagi zgłoszone przez Polskę zostały w zdecydowanej większości
zaakceptowane i uwzględnione w tej poprawionej wersji dokumentu, natomiast przedstawiciel Polski nie zgodził się z
odrzuceniem 2 naszych uwag i napisał w tej sprawie e-mail do p. N. Tricot’a (odpowiedzialnego Technical Officer’a).
Chodzi o:
1.
Zastąpienie pojęcia "safety function(s)" przez "function(s)", co powoduje niespójność pojęciową z dokumentem Specific
Safety Requirements No. SSR-2/1 oraz z "IAEA Safety Glossary 2007", uzasadnienie odrzucenia naszej uwagi jest
nieprzekonywujące - gdyż chodzi tu o "(specific) safety functions" (ok. 20 specyficznych funkcji bezpieczeństwa -
2.
związanych z 3-ma fundamentalnymi funkcjami bezpieczeństwa) i nie można utożsamiać tych specyficznych funkcji z
fundamentalnymi funkcjami bezpieczeństwa.
Usunięcie załącznika zawierającego wykaz i opis (specyficznych) funkcji bezpieczeństwa - z uzasadnieniem, że taki wykaz
jest "kwestionowalny" ("questionable"), co nie jest właściwym uzasadnieniem, bo jeśli wykaz taki jest kontrowersyjny to
należy opracować jego znowelizowaną wersję (z uwzględnieniem nowych rozwiązań projektowych - w tym z rozszerzonymi
pasywnymi cechami bezpieczeństwa, oraz doświadczeń w klasyfikacji bezpieczeństwa zgromadzonych w okresie ostatnich
23 lat - tj. od czasu opracowania tego wykazu w 1979 r.).
Poprawiona wersja dokumentu (Draft 6.6) jest już znacznie lepsza od poprzedniej, lecz nadal budzi poważne zastrzeżenia, w
szczególności:


Podejście z zastosowaniem tzw. "design provisions" (przy czym pojęcie to jest niezbyt jasno zdefiniowane, w wolnym
tłumaczeniu: "elementy rozwiązań projektowych"), którym nie przypisuje się określonej funkcji bezpieczeństwa lecz
klasyfikuje się je bezpośrednio. Autorzy dokumentu argumentują, że zastosowanie takiego podejścia - równolegle z
klasyfikacją opartą na "funkcjach" (ograniczających skutki awarii - "mitigatory") jest konieczne gdyż nie wszystkie SSCs
(systems, structures and components) ważne dla bezpieczeństwa można wychwycić przez przypisanie im funkcji
bezpieczeństwa. Najprawdopodobniej więc, pomimo niejasności (na co zwrócono uwagę w uwagach kilku krajów, m.in.
Polski i Finlandii), podejście to zostanie jednak ostatecznie zaakceptowane. Co prawda w Draft 6.6. (w rozszerzonym
przypisie 4 i sec. 3.9) wprowadzono szerszy opis tego pojęcia, który czyni je bardziej zrozumiałym.
Zaproponowano 4 klasy bezpieczeństwa (3 jądrowe + 1 nie-jądrowa), co jest niespójne z zasadami klasyfikacji wg.
dokumentu "EUR" (sec. 2.1.6.8) - zarówno co do liczby klas bezpieczeństwa (3 klasy: 2 jądrowe + 1 nie-jądrowa) jak i
sposobu klasyfikacji.
Podczas spotkania bardzo krytyczne stanowisko do tego dokumentu zaprezentował przedstawiciel W. Brytanii (w
szczególności: pomieszanie ról kategoryzacji i klasyfikacji bezpieczeństwa, nieprecyzyjne i mylące słownictwo oraz
praktyczny brak konkretnych wytycznych dla klasyfikacji bezpieczeństwa), proponując zorganizowanie spotkania roboczego
celem dopracowania tego dokumentu przed 35. spotkaniem NUSSC w czerwcu 2013 r. Dodatkowe uwagi zgłosili też
przedstawiciele Japonii i Finlandii (niejasne pojęcie "design provisions"). Natomiast przedstawiciel Polski stwierdził, że
wprawdzie zdecydowana większość polskich uwag została uwzględniona, jednakże wyjaśnienia i uzgodnienia wymagają
nasze zastrzeżenia co do odrzucenia 2 uwag, które uważamy za istotne. W odniesieniu do wykazu specyficznych funkcji
bezpieczeństwa zaproponował opcjonalnie opublikowanie takiego wykazu w TECDOC nt. klasyfikacji bezpieczeństwa
(MAEA planuje opracowanie i wydanie takiego dokumentu, po wydaniu wytycznych nt. klasyfikacji). Pan N. Tricot
stwierdził, że polskie uwagi były bardzo konstruktywne, zaś nasze zastrzeżenia dot. odrzucenia tych 2 uwag zostaną
ponownie rozpatrzone w trakcie dalszych prac nad dokumentem DS367.
Wobec istotnych zastrzeżeń NUSSC nie zaakceptował poprawionego projektu dokumentu (Draft 6.6) do przekazania do
Commission on Safety Standards. Natomiast zdecydowano o zorganizowaniu spotkania konsultacyjnego zespołu
opracowującego ten dokument z członkami NUSSC (W. Brytania, Finlandia, Niemcy, Japonia, Francja, WNA, ENISS),
celem opracowania nowej wersji dokumentu DS367. Jeśli ta nowa wersją dokumentu będzie dostępna na początku stycznia
2013 r., to NUSSC podejmie decyzję ws. jej przekazania do CSS na podstawie komunikacji elektronicznej od członków
Komitetu ("go / not go").
2. DS431: Wytyczne bezpieczeństwa dotyczące cyfrowych systemów pomiarów i sterowania (DS431 Safety Guide on Digital
Instrumentation and Control Systems).
Opracowano projekt DS431, stanowiący połączenie Safety Guides NS-G-1.1 (Software for Computer Based Systems
Important to Safety in NPPs) i NS-G-1.3 (Instrumentation and Control Systems Important to Safety in NPPs), z licznymi
uzupełnieniami i modyfikacjami. Tym niemniej nadal projekt tego dokumentu nie uwzględnia wszystkich wniosków z awarii
w Fukushimie, w szczególności dotyczących monitorowania przebiegu ciężkich awarii (oczekuje się, że pierwszy projekt
dokumentu bazowego dotyczącego tych zagadnień ma być gotowy dopiero w połowie 2013 r.)!
Omówiono statystykę i sposób uwzględnienia uwag zgłoszonych przez 9 krajów członkowskich i IEC. Francja, Niemcy i
IEC stwierdziły, że niektóre zagadnienia przedstawione w tym dokumencie nie uzyskały konsensusu międzynarodowego,
dotyczy to w szczególności:





Stosowania dywersyfikacji oprogramowania,
Statycznej analizy oprogramowania,
Stosowania probabilistycznych ocen niezawodności,
Statystycznego testowania systemów cyfrowych,
Niejasności czy powyższa wyliczanka jest kompletna wobec tego, że ogólne uwagi nie zostały poparte odpowiednimi
szczegółami.
W tej sytuacji NUSSC nie zaaprobował wysłania tego projektu dokumentu do zaopiniowania przez Kraje Członkowskie.
Zostanie zorganizowane spotkanie konsultacyjne zespołu opracowującego dokument z członkami NUSSC celem
przeanalizowania jego stopnia szczegółowości i zwiększenie poziomu konsensusu. Stwierdzono również, że projekt tego
dokumentu powinien w większym stopniu uwzględniać wnioski z awarii w Fukushimie.
3. DS456: Wymagania bezpieczeństwa dot. kierownictwa i zarządzania na rzecz bezpieczeństwa (DS456 Safety
Requirements Leadership and Management for Safety).
Ma to być aktualizacja dokumentu GS-R-3, uwzględniająca m.in. wymagania zawarte w dokumencie INSAG-13 oraz
wnioski z awarii w Fukushimie, w którym część dotycząca zintegrowanego systemu zarządzania odpowiada zawartości tych
treści w GS-R-3, zaś nowe mają być rozdziały lub podrozdziały dotyczące: odpowiedzialności za bezpieczeństwo,
kierownictwa w odniesieniu do bezpieczeństwa oraz kultury bezpieczeństwa.
Przedstawiono aktualny stan opracowania dokumentu DS456 po konsultacji z podgrupą NUSSC zajmującą się tym
dokumentem, której 12.09.2012 r. przesłano nową wersję projektu tego dokumentu. Omówiono m.in. uwagi i opnie
zgłoszone przez Finlandię i FORATOM. W dniach 21-25.01.2013 r. odbędzie się spotkanie konsultacyjne w celu
sfinalizowania opracowania projektu dokumentu.
4. DS457: Wymagania bezpieczeństwa dot. przygotowań i działań na wypadek awarii radiacyjnej (DS457 Safety
Requirements Preparedness and Response for a Nuclear or Radiological Emergency).
Przedstawiono przebieg prac, aktualny stan i planowane działania związane z opracowaniem dokumentu DS457, będącego
nowelizacją dokumentu GS-R-2 w świetle wniosków z awarii w Fukushimie. W dniach 12-16.11.2012 r. odbyło się
spotkanie techniczne podczas, którego dokonano przeglądu projektu dokumentu, natomiast 26-27.11.2012 r. odbędzie się
spotkanie konsultacyjne dot. pracowników działań "przeciwawaryjnych" (emergency workers). Do końca I kw. 2013 r. ma
być opracowany projekt uwzględniający zalecenia sformułowane podczas spotkania technicznego. W II kw. 2013 r. projekt
DS457 ma być przedłożony Komitetom Standardów do pierwszego przeglądu.
W oparciu wyniki przeglądu proponuje się wydanie wytycznych (Safety Guides) dotyczących następujących zagadnień:





Komunikacja społeczna w czasie awarii
Przejście z warunków narażenia awaryjnego do sytuacji istniejącego narażenia
Zagrożenia zdrowia w przyszłości, operacyjne poziomy interwencyjne (Operational Intervention Levels - OILs), koncepcja
operacji przeciwawaryjnych
Obiekty i miejsca dla celów prowadzenia działań przeciwawaryjnych
Strefy planowania awaryjnego i odległości.
5. DS462: nowelizacja poprzez wprowadzenie dodatków do następujących dokumentów "Safety Requirements": GSR Part 1,
NS-R-3, SSR-2/1, SSR-2/2 i GSR Part 4 (DS462 Revision through addenda of GSR Part1, NS-R-3, SSR-2/1, SSR-2/2 and
GSR Part 4).
Przedstawiono przebieg prac, aktualny stan i planowane działania związane z opracowaniem dokumentu DS462,
zawierającego uzupełnienia w świetle wniosków z awarii w Fukushimie dokumentów GSR Part 1, NS-R-3, SSR-2/1, SSR2/2 i GSR Part 4:




Przygotowano dodatek (Addendum) do dokumentu GSR Part 1 (Governmental, Legal and Regulatory Framework for Safety
General Safety Requirements);
Trwają prace nad dodatkiem do dokumentu NS-R-3 (Site Evaluation for Nuclear Installations), w grudniu 2013 r. ma odbyć
się spotkanie techniczne wynikiem którego ma być kompletna aktualizacja NS-R-3;
"Prawie gotowe" są dodatki do dokumentów SSR-2/1 (Safety of Nuclear Power Plants: Design), SSR-2/2 (Safety of Nuclear
Power Plants: Commissioning and Operation) oraz GSR Part 4 (Safety Assessment for Facilities and Activities), konieczne
jest jeszcze ich zweryfikowanie w odniesieniu do wyników 2-go Nadzyczajnego Spotkania Konwencji Bezpieczeństwa
Jądrowego;
Prace nad dokumentem DS462 prowadzone są równolegle z pracami nad dokumentami DS456 i DS457, w marcu-kwietniu
2013 r. dokument ten ma być dostępny na stronie internetowej NUSSC do zaopiniowania przez członków NUSSC, przed 35.
spotkaniem NUSSC 24-28.06.2013 r.
Projekty aktualnie opracowywanych lub aktualizowanych standardy bezpieczeństwa MAEA dostępne są na stronie
internetowej NUSSC.
Pytania oraz uwagi do dokumentów przekazanych do opiniowania przez Kraje Członkowskie prosimy nadsyłać na adres:
[email protected]