Spotkanie 37. NUSSC 37. spotkanie Komitetu NUSSC odbyło się w

Spotkanie 37. NUSSC
37. spotkanie Komitetu NUSSC odbyło się w dniach 1-4 lipca 2014 roku i było ono
pierwszym spotkaniem w nowej, siódmej 4-letniej kadencji tego Komitetu. Spotkanie to było
ważne i intensywne ze względu na znaczenie oraz liczbę dyskutowanych dokumentów – w
szczególności dokumentów nowelizowanych w kontekście doświadczeń i wniosków z awarii
EJ Fukushima Dai-ichi:
1. DS457 Wymagania bezpieczeństwa dot. przygotowań i reagowania na wypadek awarii
jądrowej lub radiacyjnej (DS457 Safety Requirements on Preparedness and Response for a
Nuclear or Radiological Emergency)
2. DS462 Nowelizacja poprzez uzupełnienia GSR Part 1, NS-R-3, SSR-2/1, SSR-2/2, GSR
Part 4 (DS462 Revision through Addenda of GSR Part 1, NS-R-3, SSR-2/1, SSR-2/2, GSR Part
4)
a. Uzupełnienie do GSR Part 1 (Addendum to GSR Part 1: Governmental, Legal and
Regulatory Framework for Safety)
b. Uzupełnienie do NS-R-3 (Addendum to NS-R-3: Site Evaluation for Nuclear Installations)
c. Uzupełnienie do SSR-2/1 (Addendum to SSR-2/1: Safety of Nuclear Power Plants: Design)
d. Uzupełnienie do SSR-2/2 (Addendum to SSR-2/2: Safety of Nuclear Power Plants:
Commissioning and Operation)
e. Uzupełnienie do GSR Part 4 (Addendum to GSR Part 4: Safety Assessment for Facilities
and Activities)
oraz ważnego dokumentu:
3. DS431 Projekt wytycznych bezpieczeństwa dot. projektowania cyfrowych systemów
pomiarów i sterowania (DS431Draft Safety Guide on Design of Digital Instrumentation and
Control Systems).
W toku spotkania przedstawiciel Polski wielokrotnie zabierał głos w dyskusji, zgłaszając
propozycje modyfikacji zapisów dokumentów – nie tylko w zakresie wcześniej zgłoszonych
uwag, ale też w wielu innych szczegółowych kwestiach jakie pojawiły się podczas dyskusji.
Najdłuższa i najbardziej intensywna dyskusja dotyczyła modyfikacji dokumentu SSR-2/1 dot.
wymagań dla projektu EJ (Safety of Nuclear Power Plants: Design), w ramach projektu
dokumentu DS462 zawierającego uzupełniające wymagania bezpieczeństwa.
Dokumenty DS457, DS462 i DS431 – ze zmianami wprowadzonymi w DS462 w wyniku
dyskusji – zostały zaaprobowane przez NUSSC do przekazania do Komisji ds. Standardów
Bezpieczeństwa (CSS) celem ostatecznej aprobaty.
Wybrane szczegółowe informacje z tych dyskusji, w odniesieniu do konkretnych
dokumentów, przytaczam poniżej.
Niezależnie od nowelizacji wymagań bezpieczeństwa dot. oceny lokalizacji obiektów
jądrowych (NS-R-3) – w świetle wniosków z awarii w Fukushimie, podjęto także prace nad
opracowaniem nowej wersji tego dokumentu: DS484 DPP Draft Safety Requirements: Site
Evaluation for
Nuclear Installations (Revision NS-R-3). Ponadto, rozpoczęto prace związane z aktualizacją
wytycznych dot. ustanawiana infrastruktury bezpieczeństwa dla energetyki jądrowej – celem
uwzględnienia wniosków z awarii w Fukushimie: DS486 DPP Draft Safety Guide:
Establishing Safety Infrastructure for a Nuclear Nuclear Power Programme (Revision SSG16).
Kontynuowane są także prace związane z opracowaniem znowelizowanych wytycznych
bezpieczeństwa (safety guides), spójnych z nowymi wymaganiami bezpieczeństwa (safety
requirements), w szczególności w serii dot. projektowania:
- DS487 DPP Draft Safety Guide: Design of Fuel Handling and Storage systems for NPPs.
- DS488 DPP Draft Safety Guide: Design of Reactor Core for Nuclear Power Plants
(Revision of NS-G-1.12).
Ważniejsze dokumenty, którymi NUSSC zajmował się podczas tego spotkania i przebieg
dyskusji z udziałem przedstawiciela Polski zwięźle omówiono poniżej
1. DS462 Nowelizacja poprzez uzupełnienia GSR Part 1, NS-R-3, SSR-2/1, SSR-2/2,
GSR Part 4 (DS462 Revision through Addenda of GSR Part 1, NS-R-3, SSR-2/1, SSR-2/2,
GSR Part 4).
Planuje się zaaprobowanie dokumentu DS462 przez CSS w listopadzie 2014 r., a jego
zatwierdzenie przez Radę Gubernatorów (Board of Governors) w marcu 2015 r., tak więc
znowelizowane dokumenty GSR Part 1, NS-R-3, SSR-2/1, SSR-2/2 i GSR Part 4 zostaną
opublikowane prawdopodobnie dopiero w II kw. 2015.
Aktualna nowelizacja tych dokumentów skupia się wyłącznie na wnioskach z awarii w
Fukushimie. Jednakże w trakcie opiniowania projektów nowelizacji wielu członków NUSSC i
krajów członkowskich zgłosiło szereg uwag i propozycji – zwłaszcza w odniesieniu do
dokumentu SSR-2/1 – dotyczących zagadnień bezpieczeństwa nie związanych bezpośrednio z
Fukushimą.
Np. przedstawiciel Polski zaproponował zdefiniowanie kategorii rozszerzonych warunków
projektowych bez stopienia rdzenia oraz dodanie następującego punktu dot. minimalizacji
prawdopodobieństwa wystąpienia i ograniczenia skutków radiologicznych awarii związanych
z obejściem obudowy bezpieczeństwa:
6.21a. The plant and containment systems design shall be such as to minimize the likehood of
occurrence of containment bypass accidents and to mitigate the radioactive releases in such
accidents, where they to occur.
Koordynator projektu nowelizacji standardów bezpieczeństwa MAEA p. Delattre zapewnił,
że uwagi i propozycje zostaną uwzględnione przy kolejnej, całościowej nowelizacji
dokumentu
SSR-2/1 (jednakże na razie nie ma konkretnych planów takiej nowelizacji).
2. DS462 - Uzupełnienie do SSR-2/1 (Addendum to SSR-2/1: Safety of Nuclear Power
Plants: Design)
Projekt nowelizacji dokumentu SSR-2/1 (Rev. 1) został zmodyfikowany z uwzględnieniem
uwag i propozycji zgłoszonych przez kraje członkowskie w ub. roku (w tym przez
przedstawiciela Polski). Rozstrzygnięcie sposobu uwzględnienia tych uwag i propozycji
zostało ustalone na spotkaniu grupy roboczej NUSSC w lutym br. Zmodyfikowany projekt
został umieszczony na stronie NUSSC, a następnie poproszono członków NUSSC o
zgłoszenie uwag do tego projektu oraz ich przedyskutowanie i uzgodnienie sposobu
uwzględnienia z Technical Officer’em (p. B. Poulat) tak, by można było sprawnie
przeprowadzić dyskusję i uzgodnienie ostatecznej wersji dokumentu na spotkaniu NUSSC.
Przedstawiciel Polski zgłosił uwagi dotyczące:


kategoryzacji rozszerzonych warunków projektowych (Design Extension Conditions, DEC),
wskazując na potrzebę zdefiniowania kategorii “without significant fuel degradation”, lub
zdefiniowania pojęcia „significant fuel degradation” – w kategoriach jakościowych i
funkcjonalnych uszkodzenia paliwa;
potrzeby uściślenia / ujednolicenia pojęć dotyczących uszkodzeń paliwa użytych w pkt 5.1(d),
6.6 i 6.44a.
Obie te uwagi zostały uwzględnione w toku bezpośrednich konsultacji z p. Poulat:

potwierdzono potrzebę zdefiniowania kategorii DEC “without significant fuel degradation”,
przy czym:
- p. Poulat zaproponował następującą definicję pojęcia „significant fuel degradation”:
„Significant fuel degradation starsts when acceptance criteria defined for DBA are exceeded,
and includes core melting.”}
- natomiast przedstawiciel Polski zaproponował zdefiniowanie DEC “without significant
fuel degradation” następująco: “The design extension conditions without significant fuel
degradation mean accident conditions where fuel structural integrity and its coolable
geometry is maintained”.

zapis w pkt 5.1(d) zmieniono nastąpująco: “…accidents with significant degradation of the
reactor core melting”.
Podczas 37. spotkania NUSSC dyskutowana i uzgadniana była właśnie poprawiona wersja
projektu dokumentu, w której uwzględniono wynik bezpośredniej dyskusji członków NUSSC
z p. Poulat.
W trakcie dyskusji przedstawiciel Polski wielokrotnie zabierał głos, w szczególności odnośnie
zapisów w następujących punktach:

5.15b – wymagania dot. uwzględnienia zagrożeń zewnętrznych oddziaływających
jednocześnie na kilka bloków,




5.63 – wymagania dot. wykorzystania połączeń pomiędzy blokami w wieloblokowych EJ,
6.44d – wymagania dot. ciągłości zasilania odbiorów bezpieczeństwa wymagających
bezprzerwowego zasilania,
Requirement 80 – wymagania dla systemów przemieszczania i składowania paliwa
jądrowego, oraz pkt 6.68 – wymagania dla przechowywania wypalonego paliwa w basenach
wodnych, w celu praktycznego wykluczenia możliwości wczesnych lub dużych uwolnień
substancji promieniotwórczych i uniknięcia powstania na terenie EJ obszarów o wysokim
poziomie promieniowania,
Definicja kategorii DEC: “without significant fuel degradation”.
W odniesieniu do przedostatniego tire przedstawiciel Polski zwrócił uwagę, że przy
proponowanej kategoryzacji rozszerzonych warunków projektowych (DEC) – „Without
significant fuel degradation” oraz „With core melting” – wszelkie awarie związane ze
znaczną degradacją paliwa jądrowego poza reaktorem powinny być praktycznie wykluczone,
a w związku z tym zaproponował alternatywnie:
- rozszerzenie wymogu praktycznego wykluczenia awarii ze znaczną degradacją paliwa na
wszystkie systemy przemieszczania i składowania paliwa jądrowego – przez przeniesienie do
Requirement 80 zapisu zawartego w pkt 6.68, który dotyczy obecnie tylko basenów
wypalonego paliwa: „so as to practically eliminate the possibility of early or large
radioactive releases and to avoid high radiation fields on the site”, lub
- przynajmniej wprowadzenie wymogu „praktycznego wykluczenia” takiej awarii w
nieuszczelnionym budynku, przez odpowiednie uzupełnienie zapisu w pkt 6.66(d): (d) To
prevent damage to the fuel, and in particular a significant fuel degradation in an unconfined
building.
W odniesieniu do zdefiniowania kategorii rozszerzonych warunków projektowych bez
znacznej degradacji paliwa (ostatni tire) przedstawiciel Polski stwierdził, że w zasadzie
można by zgodzić z definicją zaproponowaną przez p. Poulat – jakkolwiek jest ona zbyt
szeroka, więc proponuje definicję alternatywną.
Przewodniczący NUSSC poprosił przedstawiciela Polski o przygotowanie na piśmie
propozycji do rozważenia w toku dalszej dyskusji.
W wyniku dyskusji:
- przedstawiciel Polski zgodził się, że wprowadzanie dodatkowych zmian dotyczących
„praktycznego wykluczenia” awarii ze znaczną degradacją paliwa poza reaktorem nie jest
niezbędne, zważywszy na fakt istnienia już w kilku miejscach dokumentu ogólnego wymogu
„praktycznego wykluczenia” awarii mogących prowadzić do wczesnych lub dużych uwolnień
substancji promieniotwórczych (pkt 2.11, 2.13(d), 4.3, 5.27, 5.31), oraz sformułowanie takich
wymagań dot. basenów wypalonego paliwa w zmodyfikowanej (w związku z wnioskami z
awarii w Fukushimie) wersji pkt 6.68;
- uzgodniono, że ostateczna definicja kategorii rozszerzonych warunków projektowych bez
znacznej degradacji paliwa zostanie opracowana i zaproponowana przez MAEA (z
uwzględnieniem propozycji zgłoszonej przez przedstawiciela Polski).
NUSSC zaaprobował przesłanie dokumentu SSR-2/1 (Rev. 1), ze zmianami wynikającymi z
dyskusji, do CSS.
3.
DS460 Projekt wytycznych bezpieczeństwa dot. komunikacji i konsultacji z
zainteresowanymi stronami przez organ dozoru (DS460 Draft Safety Guide on
Communication and Consultation with Interested Parties by the Regulatory Body).
Projekt tego dokumentu po dyskusji został zaaprobowany przez NUSSC do przedłożenia do
konsultacji z Krajami Członkowskimi.
W dokumencie tym podczas opiniowania przez kraje członkowskie należy zwrócić
szczególną uwagę na niektóre sformułowania, które mogą nałożyć na dozór jądrowy
obowiązki sprzeczne z jego rolą, przepisami prawa lub praktycznie trudne do wykonania, np.
takie jak następujący zapis w zawarty pkt 2.11:
- Consider international relations and in particular transboundary relations with
neighbouring countries. In this respect, together with the competent national authorities, the
regulatory body should explore the possibilities of involveing the interested parties of
neighbouring states States as much as practical.
W czasie spotkania przedstawiciel Austrii zaproponował następującą modyfikację tego
zapisu: “…the regulatory body should explore the possibilities of involveing the interested
parties of neighbouring states States as much as practical.”
Propozycja ta została odrzucona. Przewodniczący NUSSC powiedział, że kwestie te dotyczą regulacji prawnych i nie
możemy ich w taki sposób rozstrzygać w tym dokumencie. Zabierając głos w tej sprawie przedstawiciel Polski
zdecydowanie poparł stanowisko Przewodniczącego i powiedział, że zagadnienia te regulują postanowienia Konwencji z
Espoo, a jej stronami są państwa a nie interesariusze (interested parties / stakeholders), zaś zwyczajowo kompetentnymi
organami państw do prowadzenia konsultacji transgranicznych są ministerstwa środowiska a nie organy dozorowe.
4. Ad. 5.1: DS427 Projekt wytycznych bezpieczeństwa: Ocena obiektów i działalności dla ochrony ludności i
środowiska (DS427 Draft Safety Guide: Assessment of Facilities and Activities for Protection of the Public and Protection
of the Environment).
Projekt tego dokumentu – lecz o innej nazwie DS427 Radiological Environmental Impact Assessment for Facilities and
Activities – był już omawiamy na poprzednim spotkaniu NUSSC Jest to projekt wytycznych bezpieczeństwa dotyczących
kompleksowej oceny radiologicznego oddziaływania na środowisko, obejmującego oddziaływanie – nie tylko na ludzi, ale
też na florę i faunę – różnych obiektów i działalności. W związku z wynikami dyskusji na poprzednim spotkaniu, z zakresu
projektu wytycznych wykluczono składowiska odpadów promieniotwórczych. Praktyczna przydatność tego dokumentu może
być jednak ograniczona ze wzglądu na jego ogólny charakter.
Po dyskusji NUSSC zdecydował, że należy kontynuować prace nad projektem tego dokumentu, jego nowa wersja ma zostać
przedłożona na następne spotkanie w listopadzie br.
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]