Raport na temat postępu prac związanych z przeglądem i nowelizacją norm bezpieczeństwa MAEA

Transkrypt

1 Spotkanie 34. NUSSC W dniach 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. 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-R- 3, SSR-2/1, SSR-2/2 and GSR Part 4). 2. 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). 3. 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 MWe, Doel 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 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.

2 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 , która jest znacznie czulsza od metody badań stosowanej podczas produkcji zbiornika w roku 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. Technologia wykonania: a. 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, b. 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. 2. 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 r. MAEA udostępniła do zaopiniowania przez Kraje Członkowskie nową wersję dokumentu DS367 oznaczoną jako Draft 6.5, z terminem zgłaszania uwag do 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 do p. N. Tricota (odpowiedzialnego Technical Officera). 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 -

3 związanych z 3-ma fundamentalnymi funkcjami bezpieczeństwa) i nie można utożsamiać tych specyficznych funkcji z fundamentalnymi funkcjami bezpieczeństwa. 2. 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 ) - 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.

4 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 r. przesłano nową wersję projektu tego dokumentu. Omówiono m.in. uwagi i opnie zgłoszone przez Finlandię i FORATOM. W dniach 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 r. odbyło się spotkanie techniczne podczas, którego dokonano przeglądu projektu dokumentu, natomiast r. odbędzie się spotkanie konsultacyjne dot. pracowników działań "przeciwawaryjnych" (emergency workers). Do końca I kw r. ma być opracowany projekt uwzględniający zalecenia sformułowane podczas spotkania technicznego. W II kw 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, SSR- 2/2 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 r.

5 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: