Tippek

Tartalomjegyzék nézet

Bármelyik címsorra duplán kattintva megjelenítheti a dokumentum tartalomjegyzékét.

Visszaváltás: ugyanúgy dupla kattintással.

(KISFILM!)

...Tovább...

Bíró, ügytárgy keresése

KISFILM! Hogyan tud rákeresni egy bíró ítéleteire, és azokat hogyan tudja tovább szűkíteni ügytárgy szerint.

...Tovább...

Közhiteles cégkivonat

Lekérhet egyszerű és közhiteles cégkivonatot is.

...Tovább...

PREC, BH stb. ikonok elrejtése

A kapcsolódó dokumentumok ikonjainak megjelenítését kikapcsolhatja -> így csak a normaszöveg marad a képernyőn.

...Tovább...

Keresés "elvi tartalomban"

A döntvények bíróság által kiemelt "elvi tartalmában" közvetlenül kereshet. (KISFILMMEL)

...Tovább...

Mínuszjel keresésben

A '-' jel szavak elé írásával ezeket a szavakat kizárja a találati listából. Kisfilmmel mutatjuk.

...Tovább...

Link jogszabályhelyre

KISFILM! Hogyan tud linket kinyerni egy jogszabályhelyre, bekezdésre, pontra!

...Tovább...

BH-kban bírónévre, ügytárgyra

keresés: a BH-k címébe ezt az adatot is beleírjuk. ...Tovább...

Egy bíró ítéletei

A KISFILMBEN megmutatjuk, hogyan tudja áttekinteni egy bíró valamennyi ítéletét!

...Tovább...

Jogszabály paragrafusára ugrás

Nézze meg a KISFILMET, amelyben megmutatjuk, hogyan tud a keresőből egy jogszabály valamely §-ára ugrani. Érdemes hangot ráadni.

...Tovább...

Önnek 2 Jogkódexe van!

Két Jogkódex, dupla lehetőség! KISFILMÜNKBŐL fedezze fel a telepített és a webes verzió előnyeit!

...Tovább...

Veszélyhelyzeti jogalkotás

Mi a lényege, és hogyan segít eligazodni benne a Jogkódex? (KISFILM)

...Tovább...

Változásfigyelési funkció

Változásfigyelési funkció a Jogkódexen - KISFILM!

...Tovább...

Módosult §-ok megtekintése

A „változott sorra ugrás” gomb(ok) segítségével megnézheti, hogy adott időállapotban hol vannak a módosult sorok (jogszabályhelyek). ...Tovább...

1/2022. (IV. 29.) OAH rendelet

a nukleáris létesítmények nukleáris biztonsági követelményeiről és az ezzel összefüggő hatósági tevékenységről

Az atomenergiáról szóló 1996. évi CXVI. törvény 68. § (12) bekezdés 9. pontjában kapott felhatalmazás alapján - az atomenergiáról szóló 1996. évi CXVI. törvény 6/J. § (1) bekezdés j) pontjában meghatározott feladatkörömben eljárva - a következőket rendelem el:

I. FEJEZET

ÁLTALÁNOS RENDELKEZÉSEK

1. A rendelet hatálya

1. § (1) E rendelet hatálya az atomenergiáról szóló 1996. évi CXVI. törvény (a továbbiakban: Atv.) 17. § (2) bekezdés 1-11., 40-41. és 45. pontjaiban meghatározottak szerint Magyarország területén létesíteni kívánt, valamint a már üzemelő nukleáris létesítményekre, azok rendszereire és rendszerelemeire, a nukleáris létesítménnyel kapcsolatos tevékenységekre és az e tevékenységet végzőkre - beleértve a sugárvédelmet, a nukleáris létesítményeken belüli radioaktív anyag szállítást és a radioaktív hulladékok átmeneti tárolását biztosító rendszereket, rendszerelemeket, a nukleáris létesítmény biztonsági osztályba sorolt nyomástartó berendezéseit és csővezetékeit, továbbá a tűzvédelmet, ha azok a nukleáris biztonságra hatást gyakorolnak, kizárólag ezen hatásuk szempontjából - terjed ki, így[1]

a) a nukleáris létesítmény

aa) telephelyének vizsgálatára és értékelésére,

ab) telephelye jellemzőinek és alkalmasságának megállapítására,

ac) létesítésére, bővítésére,

ad) üzembe helyezésére,

ae) üzemeltetésére,

af) átalakítására,

ag) üzemen kívül helyezésére és

ah) megszüntetésére,

b) a nukleáris rendszer, rendszerelem

ba) tervezésére,

bb) gyártására,

bc) beszerzésére,

bd) beépítésére és szerelésére,

be) üzembe helyezésére, üzemeltetésére,

bf) átalakítására, javítására,

bg) üzemen kívül helyezésére és

bh) leszerelésére,

c) építmény

ca) építészeti-műszaki tervezésére,

cb) építésére,

cc) építési anyagai, épületszerkezetei tekintetében azok gyártására, beszerzésére,

cd) használatbavételére,

ce) felújítására és átalakítására,

cf) helyreállítására, bővítésére és

cg) lebontására,

d) a nukleáris létesítményben a munkavállalóknak a nukleáris biztonsággal kapcsolatos különleges foglalkoztatási előírásaira,

e) a nukleáris létesítmény irányítási rendszerére,

f) a nukleáris létesítmény sugárvédelmére,

g) a nukleáris létesítmény tulajdonosára, engedélyesének szervezetére, valamint

h) a nukleáris létesítmény nukleárisbaleset-elhárítási tevékenységére.

(2) E rendelet hatálya alá tartozik a nukleáris létesítmény az Országgyűlés - Atv. 7. § (2) bekezdése szerinti - előzetes, elvi hozzájárulásának megszerzésétől kezdődően a nukleáris létesítmény megszüntetéséig, vagy - a nukleáris biztonsági kockázatok megszűnésére tekintettel - az Országos Atomenergia Hivatal (a továbbiakban: nukleáris biztonsági hatóság) által a felügyeleti hatáskörének megszűnéséről hozott határozata véglegessé válásának időpontjáig.

(3)[2] A nukleáris biztonsági követelmények és rendelkezések betartása mindazok számára kötelező, akik az Atv. szerinti, valamint e rendeletben előírt hatósági engedélyhez, bejelentés-tudomásulvételhez kötött tevékenységet folytatnak, ilyen tevékenységben közreműködnek, vagy ilyen tevékenység folytatásához engedély iránti kérelmet nyújtanak be, vagy bejelentést tesznek.

(4) E rendelet hatálya nem terjed ki a fizikai védelemmel kapcsolatos nukleáris biztonsági követelményekre.

(5) Az Atv. 2. § 53. pontjában meghatározott építmények esetében kijelölt biztonsági övezet hiányában a biztonsági övezetbe tartozó ingatlannak tekintendő

a) a nukleáris létesítmény telephely vizsgálati és értékelési engedélyében meghatározott tervezett telephelyével érintett ingatlan,

b) kutatóreaktor, oktatóreaktor és nukleáris üzemanyagot vizsgáló laboratórium esetében a nukleáris létesítmény tervezett telephelyének határától számított száz méteres távolságon belüli vagy azzal érintett ingatlan, valamint

c) a b) pontban meghatározott nukleáris létesítmények kivételével a nukleáris létesítmény tervezett telephelyének határától számított ötszáz méteres távolságon belüli vagy azzal érintett ingatlan.

2. Hatáskör

2. § Az e rendelet hatálya alá tartozó közigazgatási hatósági ügyekben a nukleáris biztonsági hatóság jár el.

3. Nukleáris Biztonsági Szabályzatok

3. § (1) A nukleáris létesítmények nukleáris biztonságára vonatkozó hatósági eljárásokra, a nukleáris létesítmények irányítási rendszereire, valamint a nukleáris létesítmények életciklusa szerinti tevékenységek végrehajtására és azok felügyeletére vonatkozó nukleáris biztonsági követelményeket magukba foglaló Nukleáris Biztonsági Szabályzatokat az 1-10. mellékletek tartalmazzák.

(2)[3] Nukleáris biztonsággal összefüggő hatósági engedély megadásának, a bejelentés tudomásulvételének feltétele a Nukleáris Biztonsági Szabályzatokban foglalt követelmények teljesítése.

(3) Az e rendeletben rögzített követelmények teljesítésének módszerére vonatkozó ajánlásokat a nukleáris biztonsági hatóság által kiadott útmutatók tartalmazzák. Az útmutatókat a nukleáris biztonsági hatóság a honlapján közzéteszi.

(4) Ha a kérelmező a nukleáris biztonsággal összefüggő engedély iránti kérelmét az útmutatókban foglaltak szerint terjeszti elő, továbbá, ha az engedélyes a nukleáris biztonsággal összefüggő tevékenységét az útmutatókban foglaltak szerint végzi, akkor a nukleáris biztonsági hatóság a választott módszert a nukleáris biztonság követelményei teljesítésének igazolására alkalmasnak tekinti, és az alkalmazott módszer megfelelőségét nem vizsgálja.

(5) Az útmutatókban foglaltaktól eltérő módszerek alkalmazása esetén a nukleáris biztonsági hatóság az alkalmazott módszer helyességét, megfelelőségét és teljes körűségét részleteiben vizsgálja.

(6) A nukleáris biztonsági hatóság - ha ez a nukleáris létesítmény nukleáris biztonságának biztosítása érdekében szükséges - a határozatában feltételeket és kötelezettségeket határozhat meg.

(7) A Nukleáris Biztonsági Szabályzatokat - a tudomány eredményeinek és a hazai és nemzetközi tapasztalatoknak a figyelembevételével - legalább ötévente felül kell vizsgálni, és szükség szerint korszerűsíteni kell. Az útmutatók felülvizsgálatára a nukleáris biztonsági hatóság által meghatározott időszakonként, vagy az engedélyesek javaslatára soron kívül kerül sor.

4. Értelmező rendelkezések

4. § Az e rendeletben használt egyes fogalmakra az Atv. 2. §-ában és az ionizáló sugárzás elleni védelemről és a kapcsolódó engedélyezési, jelentési és ellenőrzési rendszerről szóló OAH rendeletben szereplő meghatározásokat kell alkalmazni, a nukleáris biztonság szempontjából lényeges további fogalmak meghatározását a 10. melléklet tartalmazza.

II. FEJEZET

NUKLEÁRIS LÉTESÍTMÉNYEKRE VONATKOZÓ KÖZÖS KÖVETELMÉNYEK

5. Felelősség

5. § (1) A nukleáris létesítmények biztonságáért, a nukleáris biztonsági követelmények betartásáért és betartatásáért, a nukleáris létesítménnyel kapcsolatos tevékenységekért a teljes életciklus alatt a felelősség az engedélyest terheli.

(2) Az e rendeletben előírt követelmények maradéktalan teljesülését az engedélyes igazolja a nukleáris biztonsági hatóság részére.

6. Biztonsági célok

6. § (1) A nukleáris létesítmények nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszereit, rendszerelemeit úgy kell megtervezni, hogy a nukleáris létesítmények alkalmazásával összefüggő általános nukleáris biztonsági célkitűzés, valamint az azt megalapozó sugárvédelmi és műszaki biztonsági célkitűzések megvalósíthatóak legyenek.

(2) Általános nukleáris biztonsági célkitűzés, hogy a lakosság egyedei és csoportjai, valamint a környezet védelme biztosított legyen az ionizáló sugárzás veszélyével szemben. Ezt a nukleáris létesítményben megvalósított hatékony biztonsági intézkedésekkel és azok megfelelő színvonalú fenntartásával kell biztosítani.

(3) Sugárvédelmi célkitűzés, hogy a nukleáris létesítmény életciklusának valamennyi szakaszában a munkavállalók és a lakosság sugárterhelése mindenkor az előírt határértékek alatti, az észszerűen elérhető legalacsonyabb szintű legyen. Ezt biztosítani kell a tervezési alaphoz tartozó üzemzavarok és - amilyen mértékben észszerűen lehetséges - a tervezésen túli üzemzavarok és a balesetek következtében fellépő sugárterhelések esetén is.

(4) Műszaki biztonsági célkitűzés, hogy az üzemzavari események bekövetkezése nagy biztonsággal megelőzhető, vagy megakadályozható legyen, a nukleáris létesítmény tervezésénél figyelembe vett valamennyi feltételezett kezdeti esemény esetén a lehetséges következmények az elfogadható mértékeken belül legyenek, valamint a balesetek valószínűsége kellően alacsony legyen.

(5) A (2)-(4) bekezdés szerinti célkitűzéseket úgy kell elérni, hogy a szükségesnél nagyobb mértékben ne korlátozzák a nukleáris létesítmények működését.

(6) A (2)-(4) bekezdés szerinti biztonsági célkitűzéseket a nukleáris létesítmény élettartamának minden szakaszában érvényesíteni kell, beleértve a tervezést, a telephely kiválasztást, a gyártást, a létesítést, az üzembe helyezést és az üzemeltetést, valamint a megszüntetést, továbbá a radioaktív anyagoknak ezen tevékenységekhez kapcsolódó szállítását és a radioaktív hulladékkezelést.

(7) A Nukleáris Biztonsági Szabályzatok a (2)-(4) bekezdés szerinti célkitűzéseken alapuló követelményrendszert foglalják magukba.

7. Mélységben tagolt védelem

7. § (1) A nukleáris létesítményben a mélységben tagolt védelem alkalmazásával meg kell akadályozni a radioaktív anyag vagy sugárzás környezetbe kerülését, és biztosítani kell, hogy a meghibásodások, vagy azok kombinációja eredményeként jelentős radioaktívanyag-kibocsátással járó balesetek csak kellően alacsony valószínűséggel következhessenek be.

(2) A mélységben tagolt védelem biztosítja

a) a lehetséges emberi hibák vagy műszaki meghibásodások ellensúlyozását;

b) az egymásba ágyazott gátak hatékonyságának megőrzését; valamint

c) a lakosság és a környezet védelmét abban az esetben, ha a gátak hatékonysága csökkenne.

(3) A mélységben tagolt védelem 5 szintje:

a) a normál üzemi feltételektől való eltérések és a hibás működések megelőzése;

b) a normálistól eltérő üzemi körülmények észlelése és annak megakadályozása, hogy a várható üzemi események tervezési üzemzavarokká váljanak;

c) a tervezési alapba tartozó üzemzavarok megtervezett módon való kezelése;

d) az üzemzavari és baleseti folyamatok megállítása és a következmények enyhítése;

e) radioaktív anyagok jelentős kibocsátása esetén a radiológiai következmények enyhítése.

(4) A nukleáris létesítmény mélységben tagolt védelmének legfontosabb összetevői:

a) kellő biztonsági tartalékokat alkalmazó tervezési megoldások (beleértve a megfelelő telephely kiválasztást, diverzitást és redundanciát, valamint kipróbált, nagy megbízhatóságú technológiák és anyagok alkalmazását), magas színvonalú létesítés és üzemeltetés;

b) szabályozó, korlátozó és védelmi rendszerek és vizsgálati-monitorozási megoldások, valamint az üzemeltetést szabályozó dokumentumok alkalmazása;

c) a tervezési alapba tartozó események kezelését biztosító biztonsági rendszerek, üzemzavar-elhárítási utasítások és képzések;

d) kiegészítő intézkedések, eszközök és balesetkezelési útmutatók alkalmazása, továbbá gyakorlatok szervezése; valamint

e) felkészülés a telephelyen belüli és kívüli nukleárisbaleset-elhárítási tevékenységek végrehajtására.

(5) A mélységben tagolt védelem szintjeinek függetlenségét az észszerűen megvalósítható mértékig biztosítani kell.

(6) A mélységben tagolt védelem fenntartása érdekében az engedélyes a 2. mellékletben meghatározott szabályok szerint hatékony irányítási rendszert működtet, vezetősége szilárdan elkötelezett a nukleáris biztonságért és az erős biztonsági kultúra fenntartásáért.

8. Biztonsági politika

8. § (1) Az engedélyes írásban olyan biztonsági politikát dolgoz ki, ami biztosítja, hogy a biztonság minden mást megelőző fontosságú a nukleáris létesítménnyel kapcsolatos valamennyi tevékenység során. A biztonsági politika egyértelműen megfogalmazott és könnyen ellenőrizhető biztonsági célokat és azok végrehajtására feladatokat ír elő, valamint alkalmas a biztonsági politika megvalósítására és a biztonsági teljesítmény folyamatos nyomon követésére.

(2) A biztonsági politikát minden, a biztonság szempontjából fontos munkakört betöltő munkavállalóval és beszállítóval oly módon kell megismertetni és megértetni, hogy azt tevékenységük során megfelelően alkalmazni tudják.

(3) A biztonsági politika helytállóságát és érvényesülését az engedélyesnek rendszeresen értékelnie kell, és az értékelés eredményeit a Végleges Biztonsági Jelentés aktualizálásával együtt be kell nyújtania a nukleáris biztonsági hatóságnak.

(4) Az engedélyes - figyelembe véve a belső és külső tervezési, létesítési, üzembe helyezési és üzemeltetési tapasztalatokat, valamint a nukleáris biztonsággal kapcsolatos új ismereteket - folyamatosan növeli a nukleáris biztonság szintjét, és ez iránti elkötelezettségét a biztonsági politikában rögzíti.

(5) Az engedélyes felelős a megfelelő számú, szükséges kompetenciákkal, képzettséggel és gyakorlattal, a szükséges engedélyekkel, jóváhagyással és felhatalmazással rendelkező munkavállalók foglalkoztatásáért, valamint a munkavállalók képzettségi szintjének fenntartásáért. A munkavállalót oly módon kell kiképezni és minősíteni, hogy tisztában legyen tevékenységének biztonsági követelményeivel és következményeivel.

9. Tervezés

9. § (1) Az engedélyes felelős azért, hogy a nukleáris létesítmény és az azt alkotó, a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek, rendszerelemek tervei a Nukleáris Biztonsági Szabályzatokban foglaltaknak megfeleljenek, és köteles a nukleáris létesítmény tervezésére vonatkozó nukleáris biztonsági követelmények maradéktalan teljesülését igazolni a nukleáris biztonsági hatóság számára. A tervezésre vonatkozó részletes szabályokat a 3., a 3/A., az 5., a 6. és a 9. melléklet tartalmazza. A tervezésre vonatkozó biztonsági követelmények teljesülését a nukleáris létesítmény teljes életciklusa folyamán értékelni kell oly módon, hogy azok teljesülése folyamatosan igazolt legyen. A biztonsági értékelés megfelelő elvégzése érdekében a tervező és elemző eszközöket, valamint a bemenő adatokat verifikálni és validálni kell.

(2) A tervezés során értékelni kell a nukleáris létesítmény tervezett élettartama alatt a nukleáris biztonságot érintő lehetséges tényezőket és az ezzel összefüggő valamennyi, a Nukleáris Biztonsági Szabályzatokban meghatározott szempontot a nukleáris biztonság folyamatos fenntarthatósága érdekében.

(3) A nukleáris létesítményt úgy kell megtervezni, hogy

a) a nukleáris létesítmény üzemeltetéséből származó potenciális veszélyforrások felmérése mellett a nukleáris létesítmény konstrukciója biztosítsa az esetlegesen veszélyforrásokhoz vezető folyamatok létrejöttének megelőzését, vagy a veszélyforrások hatásaival szembeni védelmet, és a biztonság feltételeinek fenntartását a lehetséges legnagyobb mértékben a tervezett konstrukció belső biztonsági tulajdonságai révén, aktív szabályozó és biztonsági rendszer, rendszerelem beavatkozása nélkül,

b) balesetek elhanyagolható valószínűséggel fordulhassanak elő,

c) a személyzet és a lakosság sugárterhelése a nukleáris létesítmény életciklusának minden fázisában, beleértve a leszerelést is, az észszerűen elérhető legalacsonyabb szintű legyen, továbbá

d) a nukleáris létesítmény a tervezési alap keretein belül teljesítse az alapvető biztonsági funkciókat.

(4) A nukleáris létesítmény tervezése során meg kell határozni az üzemeltetés feltételeit és korlátait.

(5) Az ember-gép kapcsolatot és az emberi tényezőt figyelembe kell venni a tervezés minden szakaszában és az üzemeltetés feltételeinek kidolgozásánál.

(6) A tervezés részeként olyan baleseti elemzéseket kell végezni, amelyek alapján - figyelembe véve a 7. melléklet szerinti telephelyi jellemzőket is - egyértelműen meghatározhatók a radioaktív kibocsátás mértékétől függő nukleárisbaleset-elhárítási intézkedések.

10. § (1) A nukleáris létesítmény tervezési alapjában kell meghatározni a nukleáris létesítmény, és az egyes rendszerek és rendszerelemek azon jellemzőit, amelyek szükségesek a várható üzemi események és tervezési üzemzavarok ellenőrzött módon történő kezeléséhez a meghatározott nukleáris biztonsági és sugárvédelmi követelmények kielégítése mellett.

(2) A tervezési alapba tartozó összes eseményt részletesen elemezni kell. Az engedélyes gondosodik az elemzések független műszaki szakértői felülvizsgálatának elvégeztetéséről.

10. Létesítés

11. § (1)[4] A nukleáris létesítmény létesítését a 9. mellékletben meghatározottak szerint, a terveknek és biztonsági követelményeknek, valamint a nukleáris biztonsági hatóság által kiadott engedélyeknek, tudomásul vett bejelentéseknek megfelelően kell végezni.

(2)[5] A létesítés során a kiadott hatósági engedélyekben, tudomásul vett bejelentésekben foglaltaktól eltérni akkor lehet, ha a nukleáris biztonsági hatóság az eltérést az 1. és 9. mellékletben előírtaknak megfelelően engedélyezte, tudomásul vette.

11. Üzembe helyezés és üzemeltetés

12. § (1) A nukleáris létesítmény üzembe helyezése és üzemeltetése során igazolni kell, hogy a nukleáris létesítmény fizikai állapota és működése megfelel a tervnek, a biztonsági követelményeknek, valamint az üzemeltetési feltételeknek és korlátoknak. Az üzemeltetésre vonatkozó részletes szabályokat a 4. és az 5-6. melléklet tartalmazza.

(2) Az engedélyes az üzemeltetési feltételeket és korlátokat rendszeresen felülvizsgálja, és szükség szerint módosítja.

(3) A nukleáris létesítményen vagy annak rendszerein, rendszerelemein végzett átalakítások, valamint a kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény továbbépítésének megalapozása során az engedélyes a biztonsági elemzéseket, az üzemeltetési feltételeket és korlátokat, továbbá az átalakítással összefüggő dokumentumokat felülvizsgálja, az engedélyezés időpontjában érvényes tervezési alapot szükség szerint aktualizálja, és ha szükséges, azokat jóváhagyásra benyújtja.

(4) Kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény esetében a továbbépítés során biztosítani kell az üzemeltetés nukleáris biztonságának elsődlegességét a létesítési tevékenységekkel szemben.

12. Az engedélyes szervezete és működése

13. § (1) Az engedélyes szervezetének áttekinthetőnek kell lennie, világosan meghatározott és leírt feladat- és erőforrás-kiosztással, együttműködési kapcsolatokkal és felelősségi körökkel kell rendelkeznie.

(2) Az engedélyes felső vezetősége teljes felelősséggel tartozik azért, hogy a nukleáris létesítmény teljes életciklusa alatt a nukleáris biztonsággal kapcsolatos minden területen rendelkezésre álljon a szükséges műszaki háttértámogatás, akár saját munkavállalók, akár beszállítók által.

(3) A nukleáris létesítmény üzemeltető személyzetének mindenkor ki kell elégítenie a létszámmal, iskolai végzettséggel, szakképzettséggel, egészségi állapottal, fizikai és pszichológiai alkalmassággal kapcsolatos, az adott feladatra írásban rögzített követelményeket.

(4) Atomerőmű engedélyese a nukleáris biztonság felügyeletének ellátására - a tervezést, a létesítést, az üzembe helyezést és az üzemeltetést végzőktől független - szakértelemmel, erőforrásokkal, információval és döntési jogkörrel rendelkező szervezeti egységet hoz létre. Egyéb nukleáris létesítmény engedélyese a nukleáris biztonság felügyeletének ellátásával - a tervezést, létesítést, üzembe helyezést és üzemeltetést végzőktől független - a tevékenység ellátásához szükséges szakértelemmel, erőforrásokkal, információval és döntési jogkörrel rendelkező szervezeti egységet hoz létre, vagy - a helyettesítésről is gondoskodva - meghatározott munkavállalókat bíz meg.

14. § Az engedélyesnek átfogó képzési politikával kell rendelkeznie.

15. § (1) Az engedélyesnek ki kell dolgoznia:

a) a várható üzemi események, tervezési üzemzavarok, tervezésen túli üzemzavarok és balesetek kezeléséhez szükséges intézkedésekről szóló, egyértelműen és tömören megfogalmazott, a célhoz rendelten részletezett útmutatókat és utasításokat,

b) megelőző karbantartási, próba- és felügyeleti programot annak biztosítására, hogy a rendszerek és rendszerelemek megtartsák a tervezési követelményeknek megfelelő jellemzőiket, valamint

c) a nukleáris létesítmény üzemeltetését, karbantartását, felülvizsgálatát és próbáit szabályozó eljárásrendeket, üzemviteli és végrehajtási utasításokat.

(2) Az engedélyesnek biztosítania kell a nukleáris létesítmény létesítésével, üzembe helyezésével és üzemeltetésével kapcsolatos tapasztalatok rendszeres és folyamatos gyűjtését, elemzését, értékelését, a nukleáris létesítmény biztonsági színvonalának fenntartása és növelése, továbbá a leszerelési tervek megalapozása érdekében.

(3) Az engedélyesnek el kell végeznie a nukleáris létesítmény rendszeres, ismételt felülvizsgálatait a jogszabályi előírásoknak és hatósági követelményeknek megfelelően a nukleáris létesítmény teljes élettartama alatt, figyelemmel az előfordult üzemi eseményekre, tapasztalatokra és az összes külső forrásból származó lényeges és új információra.

(4) Az engedélyesnek biztosítania kell a felhasznált, előállított, tárolt vagy szállított radioaktív anyag, és minden keletkező radioaktív hulladék biztonságos ellenőrzését. A radioaktív hulladék keletkezését, mind aktivitás, mind mennyiség tekintetében minimális szinten kell tartani.

16. § A nukleáris létesítményre vonatkozó tervezési követelmények, a rendszerek és rendszerelemek tényleges állapota, valamint a megvalósulást tükröző dokumentáció összhangját megfelelő konfiguráció-kezelési rendszerrel kell biztosítani.

III. FEJEZET

HATÓSÁGI FELÜGYELET

13. Engedélyezés és jóváhagyás

17. §[6] Minden nukleáris létesítménynek és nukleáris biztonsággal összefüggő tevékenységnek az e rendeletben meghatározottak szerinti engedéllyel, jóváhagyással, tudomásulvétellel vagy felmentéssel kell rendelkeznie.

18. § (1) A nukleáris biztonsági hatóság engedélye szükséges az mellékletekben részletezettek szerint a nukleáris létesítmény

a) telephelyének vizsgálatához és értékeléséhez (telephely vizsgálati és értékelési engedély),

b) telephelye jellemzőinek és alkalmasságának megállapításához (telephelyengedély),

c) létesítéséhez, bővítéséhez (létesítési engedély),

d) üzembe helyezéséhez (üzembe helyezési engedély),

e) üzemeltetéséhez, tervezett üzemidején túli üzemeltetéséhez (üzemeltetési engedély),

f) átalakításához (átalakítási engedély),

g) végleges üzemen kívül helyezéséhez (végleges üzemen kívül helyezési engedély),

h) leszereléshez (leszerelési engedély),

i) atomerőmű blokk esetében a főjavítását követő újraindításához (indítási engedély) és

j) építményeinek és épületszerkezeteinek, valamint az építmények felvonóinak építéséhez, bontásához, használatbavételéhez.

(2)[7] Ha e rendelet eltérően nem rendelkezik, a nukleáris létesítmények létesítési életciklus szakasza során a nukleáris biztonsági hatóság 1. melléklet 1.3.1.0200., 1.3.2., 1.3.3., 1.3.4. és 1.3.5. pontja szerinti engedélye - az 1. melléklet 1.3.1.0300. pontja szerinti esetben típusengedélye - szükséges a nukleáris rendszer, rendszerelem

a) gyártásához (gyártási engedély),

b) beszerzéséhez (beszerzési engedély),

c) szereléséhez (szerelési engedély) és

d) üzemeltetéséhez (üzemeltetési engedély).

(3) A nukleáris biztonsági hatóság a nukleárisbaleset-elhárítási intézkedési tervet első alkalommal a létesítési engedélyezési eljárás keretében, annak módosítását pedig átalakítási engedélyezési eljárás keretében engedélyezi.

(4) A nukleáris biztonsági hatóság a Munkahelyi Sugárvédelmi Szabályzatot első alkalommal az üzembe helyezés engedélyezési eljárása keretében, annak módosítását pedig átalakítási engedélyezési eljárása keretében az 1. melléklet 1.4. pontja szerint hagyja jóvá.

(5) Az engedélyes a lakossági dózismegszorítás értékére a telephely engedélyezési eljárás megkezdése előtt tesz javaslatot a nukleáris biztonsági hatóságnak.

(6) A nukleáris létesítmény, annak a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszere, rendszereleme, építménye, épületszerkezete, szervezeti felépítése, irányítási rendszere, dokumentuma átalakításának végrehajtásához az 1. és a 4-6. mellékletben részletezettek szerint a nukleáris biztonsági hatóság engedélye szükséges.

(7) A nukleáris biztonsági hatóság a nukleáris létesítmény létesítése, üzembe helyezése, üzemeltetése, átalakítása és megszüntetése során a nukleáris biztonságra való hatás szerint differenciált hatósági felügyeleti eljárásokat alkalmaz.

(8) Az (1) és a (6) bekezdésben meghatározott hatósági engedélyezési eljárás során a nukleáris biztonsági hatóság a sugárvédelmi szempontokat is vizsgálja.

(9) Az (1) bekezdés j) pontja szerinti hatósági engedélyezési eljárásban a nukleáris létesítményre vonatkozó sajátos építésügyi követelmények hiányában az általános előírásokat kell alkalmazni.

(10) A (9) bekezdéstől eltérően az e rendelet hatálya alá tartozó nukleáris létesítmények építésügyi hatósági, valamint építésfelügyeleti hatósági ügyeiben az építésügyi és építésfelügyeleti hatósági eljárásokról és ellenőrzésekről, valamint az építésügyi hatósági szolgáltatásról szóló 312/2012. (XI. 8.) Korm. rendelet II-XVIII. fejezete nem alkalmazható.

(11) Az Atv. 17. § (2) bekezdése szerinti, az engedélyes kérelmére induló eljárásban az elektronikus adathordozón is mellékelt dokumentáció nukleáris biztonsági hatóság által alkalmazott fájlformátumait a nukleáris biztonsági hatóság megnevezheti.

19. § (1) A nukleáris létesítmény Időszakos Biztonsági Jelentését a nukleáris biztonsági hatóság felülvizsgálja, és a 40. § szerint határozatot hoz.

(2)[8] A nukleáris biztonságot befolyásoló, a hatósági engedélyezési eljárások megalapozására benyújtott dokumentumokban nem szereplő, 1. és 2. biztonsági osztályba tartozó rendszerelemekkel összefüggő szerelési, kivitelezési technológiák, mérési, számítási, műszaki vizsgálati és értékelési módszerek közül a nukleáris biztonsági hatóság által kijelöltek, valamint a 2. és 3. biztonsági osztályba tartozó rendszerekre, rendszerelemekre vonatkozó, bejelentési és tájékoztatási kötelezettség megállapítására szolgáló kockázatszempontú fontossági elemzés módszertanának és eredményének alkalmazására a nukleáris biztonsági hatóság előzetes jóváhagyása alapján kerülhet sor. A nukleáris biztonsági hatóság a módszert rögzítő magyar vagy angol nyelvű dokumentumot a felhasználási körülményeket megvizsgálva, a felhasználás körülményeire tett előírások mellett hagyja jóvá, ha az kielégíti az Atv. és e rendelet biztonságra vonatkozó követelményeit.

(3) A nukleáris biztonsági hatóság a nukleáris biztonság szempontjából meghatározó munkakörök betöltését jóváhagyja.

(4) Atomerőmű nukleáris biztonsági hatósági engedélyezési eljárás alá tartozó nyomástartó berendezései és csővezetékei időszakos ellenőrzési programjainak műszaki követelményrendszerét, a fővízkör időszakos ellenőrzési programját, továbbá a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerelemek anyagvizsgálatának terjedelmét, módszerét, a vizsgálati eredmények elfogadási kritériumrendszerét és időbeli ütemezését rögzítő dokumentumokat a nukleáris biztonsági hatóság a 3., a 3/A., a 4., az 5. vagy a 6. melléklet szerint hagyja jóvá.

20. § (1) A telephelyvizsgálati és -értékelési engedély és az engedélyes személyének megváltoztatása iránti kérelmet a leendő engedélyes, minden más engedély iránti kérelmet az engedélyes nyújtja be a nukleáris biztonsági hatósághoz. A kérelmet és az azt megalapozó dokumentációt a nukleáris biztonsági hatóság által üzemeltetett elektronikus dokumentációs rendszeren keresztül vagy személyesen a hatósághoz elektronikus formában kell benyújtani. A kérelmet megalapozó dokumentációt - az 1. mellékletben meghatározott kivételekkel - magyar nyelven, a változtatások könnyű kezelését és követhetőségét biztosító formában kell benyújtani. A kérelmet és mellékleteit úgy kell összeállítani, hogy az részleteiben és összességében is egyértelműen és ellenőrizhető módon igazolja, hogy a benyújtott dokumentáció minden részét arra jogosult személyek vagy szervezetek készítették, azokat az engedélyes erre kijelölt szervezeti egysége a benyújtást megelőzően felülvizsgálta és jóváhagyta.

(1a)[9] A bejelentés-tudomásulvételi eljárásban a bejelentést és mellékleteit - az 1. mellékletben meghatározott kivételekkel - magyar nyelven, a változtatások könnyű kezelését és követhetőségét biztosító formában kell benyújtani. A bejelentést és mellékleteit úgy kell összeállítani, hogy az részleteiben és összességében is egyértelműen és ellenőrizhető módon igazolja, hogy a benyújtott dokumentáció minden részét arra jogosult személyek vagy szervezetek készítették, azokat az engedélyes erre kijelölt szervezeti egysége a benyújtást megelőzően felülvizsgálta és jóváhagyta.

(2)[10] A kérelmet - a bejelentés-tudomásulvételi eljárásban a bejelentést - megalapozó dokumentáció tartalmára vonatkozó követelményeket az 1-9. melléklet tartalmazza. A kérelmet - a bejelentés-tudomásulvételi eljárásban a bejelentést - megalapozó dokumentációt a kérelem, bejelentés tárgyát képező tevékenység nukleáris biztonsági kockázatának mértékével és jellegével összhangban, olyan részletességgel és mélységben kell elkészíteni, hogy annak alapján a nukleáris biztonsági hatóság a követelmények és előírások teljesülésének, továbbá a teljesüléshez szükséges műszaki és adminisztratív tevékenységek megfelelőségének független felülvizsgálatát és értékelését el tudja végezni.

(3) Az elektronikus úton benyújtott szöveges dokumentumoknak egyértelműen azonosíthatónak és kereshetőnek kell lennie. A benyújtott dokumentumoknak szürkeárnyalatos megjelenítésben is értelmezhetőnek kell maradniuk. Ha ez nem biztosítható, akkor színes megjelenítésben kell benyújtani. Az ábrák, tervlapok esetén olyan felbontást kell biztosítani, hogy elektronikus megjelenítőn vagy nyomtatott formában olvashatók legyenek.

(4) Az engedélyes és beszállítói olyan dokumentumok alapján gyakorolják a hatósági határozatban rögzített jogosultságaikat és teljesítik kötelezettségeiket, amelyek tartalma nem tér el a hatósági döntés, valamint a hatósági döntés alapjául szolgáló dokumentumok tartalmától, amelynek biztosítására az engedélyes a dokumentáció-kezelési eljárását alkalmassá teszi. A dokumentumok az ellenőrzött azonosság feltüntetését is tartalmazzák.

(5)[11] Az engedély iránti kérelmet - a bejelentés-tudomásulvételi eljárásban a bejelentést - megalapozó dokumentációt a nukleáris biztonsági hatóság a létesítmény teljes élettartama alatt tárolja.

21. § (1) Az atomerőmű blokkjai tervezett üzemidejének meghosszabbítására irányuló szándékát az engedélyes - a tervezett üzemidő vége előtt legkésőbb négy évvel - bejelenti a nukleáris biztonsági hatóságnak, egyidejűleg benyújtja a tervezett üzemidőn túli üzemeltethetőség feltételeinek megteremtésére előirányzott programját.

(2) A nukleáris biztonsági hatóság a programot jóváhagyja, és annak végrehajtását ellenőrzi. Amennyiben a nukleáris biztonsági hatóság megállapítja, hogy az említett program nem felel meg a követelményeknek, akkor hiánypótlásra, ha a programot nem megfelelően hajtják végre, akkor meghatározott cselekmények végrehajtására szólítja fel az engedélyest. Amennyiben a bejelentési kötelezettségét és a program benyújtását az engedélyes késve teljesíti, továbbá, ha a program hiányosságai nem küszöbölhetőek ki, vagy a végrehajtása során történt mulasztások nem pótolhatók, nem kerülhet sor a tervezett üzemidőn túli üzemeltetés engedélyezésére.

(3) A tervezett üzemidőn túli üzemeltetés engedélyezése az engedélyes kérelmére kiadott új üzemeltetési engedélyben történik. Az új üzemeltetési engedély kiadására irányuló eljárásban a nukleáris biztonsági hatóság figyelembe veszi a tervezett üzemidőn túli üzemeltethetőség feltételeinek megteremtésére előirányzott program és végrehajtása hatósági ellenőrzésének eredményeit. A tervezett üzemidőn túli üzemeltetés engedélyezésének részletes szabályait az 1. és a 4. melléklet tartalmazza.

22. §[12] A nukleáris biztonsági hatóság soron kívül járhat el az engedélyköteles - a bejelentés-tudomásulvételi eljárásban a bejelentésköteles - tevékenységekre vonatkozó hatósági ügyekben, ha ez egy kedvezőtlen biztonsági állapot megszüntetéséhez szükséges. A soron kívüli eljárás nem indokolhatja a megalapozó dokumentációval szemben támasztott követelmények betartásának elmulasztását, és nem eredményezheti a nukleáris biztonságtól eltérő szempontok előtérbe kerülését, sem a biztonság csökkenését.

23. § A nukleáris biztonsági hatóság kérelemre indult eljárásaiban - az eljárás megindítására irányuló kérelmet benyújtó ügyfelet kivéve - az ügyfelet értesíteni kell az eljárás megindításáról

a) a kérelem beérkezésétől számított harminc napon belül

aa)[13] a 18. § (1) bekezdés a)-e) és g)-h) pontjában meghatározott eljárásokban,

ab)[14] a 18. § (1) bekezdés f) pontjában meghatározott eljárásban, ha az átalakítás miatt az üzemeltetési engedély módosítására kerül sor,

ac)[15] a 18. § (2) bekezdésében meghatározott eljárásokban, valamint

b)[16] a kérelem beérkezésétől számított tizenöt napon belül a 18. § (1) bekezdés i) és j) pontjában, a 18. § (2) és (6) bekezdésében, valamint a 19. § (2) és (3) bekezdésében meghatározott eljárásokban.

14. Előzetes biztonsági tájékoztató

24. § (1) Az előzetes biztonsági tájékoztatás célja atomerőművek esetében, hogy a nukleáris biztonsági hatóság megfelelő terjedelmű felkészülési információhoz jusson a tervezett atomerőmű biztonsági követelményeknek való előzetes megfelelése tekintetében.

(2) Az előzetes biztonsági tájékoztatót az 1. melléklet 1.2.3.0280. pontja szerinti minimális tartalmi elemek szerint kell elkészíteni. Az előzetes biztonsági tájékoztatóban a tervezett atomerőművel azonos típusú, üzemelő vagy létesítés alatt álló blokkra (a továbbiakban e § alkalmazásában: blokk) vonatkozó nukleáris biztonsági követelmények szerint elkészített - a benyújtás időpontjában rendelkezésre álló - Előzetes Biztonsági Jelentés műszaki adatainak és elemzéseinek felhasználásával, illetve ismertetésével kell bemutatni a blokk típusának az e rendelet szerinti nukleáris biztonsági követelményeknek való megfelelését és eltéréseit, továbbá a blokk típusának terveitől tervezett eltéréseket.

(3) Ha az előzetes biztonsági tájékoztató nem a (2) bekezdés szerint kerül benyújtásra, a nukleáris biztonsági hatóság - a benyújtástól számított kilencven napon belül - az eltérések megjelölésével felhívást küld az engedélyes részére. Az engedélyes a felhívástól számított 30 napon belül nyilatkozik a nukleáris biztonsági hatóság által megjelölt, eltérő tartalmi elemek rendelkezésre állásáról és rendelkezésre állás esetén azokat az előzetes biztonsági tájékoztató kiegészítéseként benyújtja. Ha ennek nem tesz eleget, akkor a létesítési engedélyezési eljárás lefolytatására az Atv. 12/B. § (1) bekezdés b) pontja szerinti ügyintézési határidő vonatkozik.

(4) Az engedélyes az előzetes biztonsági tájékoztató benyújtását követően legkorábban tizenkét hónap elteltével nyújthat be kérelmet a létesítési engedély iránt.

15. Ellenőrzés és érvényesítés

25. § (1) A nukleáris biztonsági hatóság a nukleáris biztonsági követelmények betartatása érdekében a nukleáris létesítmények életciklusának valamennyi szakaszában az 1. mellékletben meghatározott módon rendszeresen és tervszerűen legalább az alábbiakat ellenőrzi:

a) a nukleáris létesítmények, azok rendszerei, rendszerelemei, építményei megfelelnek az engedélyekben, jogszabályokban előírt követelményeknek;

b) a nukleáris létesítmény tervezése, telephelyének vizsgálata és értékelése, létesítése, üzembe helyezése, üzemeltetése, átalakítása és megszüntetése megfelel a nukleáris biztonsági követelményeknek, a hatósági engedélyek alapjául szolgáló feltételeknek és körülményeknek, valamint az engedélyekben előírtaknak; továbbá

c) az engedélyes irányítási rendszere megfelel az e rendeletben előírt követelményeknek legalább a következők tekintetében:

ca) a vonatkozó dokumentumok és utasítások összhangban vannak a tervezési követelményekkel, valamint a rendszerek és rendszerelemek tényleges állapotával, érvényesek, és azokat betartják;

cb) az engedélyes által alkalmazott munkavállalók és beszállítók megfelelnek a jogszabályban előírt követelményeknek;

cc) az engedélyes az előírásoknak megfelelő minősítési rendszert dolgoz ki és működtet a beszállítók kiválasztására és alkalmasságuk igazolására;

cd) az engedélyes a jelentési kötelezettségét teljesíti, a jelentéseket az előírásoknak megfelelő tartalommal állítja össze és a biztonságot érintő események kivizsgálásának eredményeként előirányzott javító intézkedéseket végrehajtja;

ce) az engedélyes a hiányosságokat és az eltéréseket indokolatlan késlekedés nélkül azonosítja, kijavítja, vagy megengedhetőségüket igazolja;

cf) az engedélyes az összegyűjtött tapasztalatokat hasznosítja, és ennek eredményét továbbadja a beszállítóknak és a nukleáris biztonsági hatóságnak;

cg) az engedélyes belső előírásrendszere alkalmas a folyamatok szabályozására, beleértve az igénybe vett beszállítók atomerőművi blokkal kapcsolatos tevékenységét is; valamint

ch) az engedélyes a jogszabályban előírt követelményeknek, valamint a belső szabályozásnak megfelelően kezeli a nukleáris biztonságot.

(2) A nukleáris biztonsági hatóság a nukleáris biztonságot befolyásoló tényezők szempontjából jogosult megvizsgálni az engedélyes szervezetének működését és a nukleáris biztonságra hatást gyakorló tevékenységet végző személyek (beleértve a beszállítók személyzetének) alkalmasságát a számukra meghatározott feladatok ellátására.

(3) A nukleáris biztonsági hatóság jogosult az engedélyesnél és a beszállítóknál előzetesen bejelentett és - ha az ellenőrzés céljának eléréséhez szükséges - előzetesen be nem jelentett ellenőrzést végezni. Előzetesen be nem jelentett ellenőrzés esetén az ellenőrzés tényét a nukleáris biztonsági hatóság képviselője a helyszínen közli az engedélyes erre meghatalmazott képviselőjével, majd az ellenőrzés végrehajtási feltételeinek kialakítása után haladéktalanul megkezdi az ellenőrzést.

(4) Külföldi beszállítónál a nukleáris biztonsági hatóság ellenőrzésének feltételeit az engedélyes köteles megteremteni.

(5) Atomerőmű felügyeletéhez a nukleáris biztonsági hatóság közvetlen és folyamatos táv-adatszolgáltatást is igénybe vesz a nukleáris biztonsági hatósághoz telepített eszközökkel:

a) adatbázisokból; és

b) a technológiai folyamatba beépített ellenőrző rendszerekből.

(6) A táv-adatszolgáltatás útján beszerzett adat a biztonsági helyzet elemzésére, értékelésére a felügyeleti tevékenység keretében használható fel. A táv-adatszolgáltatás útján beszerzett adat alapján a nukleáris biztonsági hatóság bejelentett vagy be nem jelentett ellenőrzést kezdeményezhet.

(7) A nukleáris biztonsági hatóság ellenőrzései során az ellenőrzés alá vont köteles a nukleáris biztonsági hatósággal együttműködni és az ellenőrzés eredményességét előmozdítani, a saját ellenőrzés eredményeit, dokumentumait a nukleáris biztonsági hatóság rendelkezésére bocsátani.

(8) A nukleáris biztonsági hatóság éves ellenőrzési tervet készít. A tervben szereplő ellenőrzések tervezett idejéről és tartalmáról a nukleáris biztonsági hatóság az ellenőrzéssel érintetteket tájékoztatja.

26. § A nukleáris biztonsági hatóság ellenőrzése nem mentesíti az engedélyest a saját ellenőrzési tevékenység végzésének kötelezettsége alól.

27. § (1) A jogszabályi előírások és a hatósági kötelezések betartása érdekében a nukleáris biztonsági hatóság szükség esetén érvényesítési eljárást indít.

(2) Az érvényesítés a jogszabálysértés vagy hatósági előírás megszegésének a nukleáris biztonságra gyakorolt hatásától függően az alábbi lehet:

a) csekély biztonsági jelentőséggel bíró jogszabálysértés vagy hatósági előírás megszegése esetén az engedélyes írásbeli figyelmeztetése, amelyben a nukleáris biztonsági hatóság azonosítja az előírássértés jellemzőit és jogi alapját, valamint rögzíti a javító intézkedés végrehajtására engedélyezett időtartamot;

b) jelentősebb biztonsági jelentőséggel bíró jogszabálysértés vagy hatósági előírás megszegése esetén kiegészítő feltételek előírása az engedélyezett tevékenység elvégzéséhez, vagy

c) lényeges biztonsági jelentőséggel bíró jogszabálysértés vagy hatósági előírás megszegése esetén az engedélyezett tevékenység korlátozása, leállítása, az engedély visszavonása.

(3) A nukleáris biztonsági hatóság minden esetben kötelezi az engedélyest az azonosított eltérések kezelésére és a szükséges intézkedések megtételére, a feltárt eltérések felszámolására, hogy események bekövetkezését megelőzzék, vagy az ismételt bekövetkezését megakadályozzák.

16. A nukleáris biztonsági hatóság eljárásának tartalma

28. § (1) A nukleáris biztonsági hatóság a felügyelt nukleáris létesítmények nukleáris biztonságának fenntartása érdekében a nukleáris létesítmények állapotát és az engedélyesek tevékenységét folyamatosan felügyeli. A felügyelet alapvetően az engedélyesek által benyújtott dokumentumok, így különösen beadványok, rendszeres és eseti jelentések, valamint a hatósági ellenőrzések során összegyűjtött információ elemzése és értékelése alapján történik. Ha ennek során felmerül, hogy a nukleáris létesítmény vagy tevékenység által okozott biztonsági kockázat számottevően meghaladja a korábban figyelembe vett mértéket, akkor a nukleáris biztonsági hatóság hivatalból eljárást kezdeményez, továbbá a hatósági eljárás eredményeinek függvényében a jogszabályi követelmények és hatósági előírások gyakorlati érvényesülését biztosító előírásokat tesz.

(2) A nukleáris biztonsági hatóság döntését a rendelkezésére álló tények átfogó és részletes értékelése mellett, a jogszabályi követelmények teljesülésének vizsgálata alapján hozza meg. Ennek során a nukleáris biztonsági hatóság megvizsgálja azokat a dokumentumokat és adatokat, amelyek a tervezést megalapozó biztonsági elvekről, a megvalósítás minőségéről, az eljárás tárgyát képező megvalósult nukleáris létesítmény, rendszer, rendszerelem tényleges működési elveiről és gyakorlati működéséről, az üzemeltetési tevékenységről szólnak, és amelyeket az engedélyes szolgáltat. Emellett a nukleáris biztonsági hatóság az ellenőrzések során feltárt körülményeket és beszerzett adatokat is értékeli. A döntéseinek meghozatalánál a nukleáris biztonsági hatóság a nukleáris létesítmény egésze nukleáris biztonságának szempontjait érvényesíti.

(3) A nukleáris biztonsági hatóság felülvizsgálja és értékeli az engedélyesek által benyújtott elemzéseket és más műszaki dokumentumokat, továbbá figyelembe vesz minden számára hozzáférhető releváns információt, hogy meggyőződjön arról, hogy

a) a nukleáris létesítményben végzett tevékenységek biztonsági következményei meghatározottak és a biztonsági követelmények teljesülése bizonyított;

b) az engedélyes által benyújtott dokumentáció pontos és elégséges annak megítéléséhez, hogy teljesülnek a jogszabályi és hatósági követelmények; valamint

c) a tervezett műszaki megoldások a már megvalósított kísérletek, tesztek és próbaüzem gyakorlati tapasztalatai alapján bizonyítottan megfelelőek vagy minősítettek, így alkalmasak a megkívánt biztonsági szint elérésére.

29. § (1) A nukleáris biztonsági hatóság a nukleáris létesítmény életciklusának valamennyi szakaszára kiterjedően értékeli a vizsgálat alá vont nukleáris létesítményt és annak tevékenységét.

(2) Nukleáris létesítmények hatósági értékelése kiterjed különösen:

a) az üzemeltetés biztonságával összefüggő üzemeltetési jellemzők alakulására;

b) a vezetési, szervezeti és adminisztratív tényezők biztonságra gyakorolt hatására;

c) az átalakítások hatásaira;

d) az események és azok kivizsgálása során megszerzett tapasztalatok hasznosítására;

e) a létesítést, üzembe helyezést és az üzemeltetést befolyásoló kérdésekre; valamint

f) a nukleáris biztonság szintjének növelésére irányuló tevékenység bemutatására.

(3) Az értékelés során a nukleáris biztonsági hatóság a betartandó korlátozások, a kijelölt célok és a ténylegesen elért eredmények összevetését végzi előre meghatározott, mérhető célokból és kritériumokból álló mutatórendszer alapján, lehetővé téve trendek megjelenítését az értékelés szubjektivitásának csökkentése céljából.

29/A. §[17] (1) Jogszabály alapján feljogosított független ellenőrző szervezet az e rendelet hatálya alá tartozó tevékenység vagy termék megfelelőségének igazolására akkor is bevonható, ha e rendelet jogszabály alapján feljogosított független ellenőrző szervezet bevonását nem írja elő.

(2) Jogszabály alapján feljogosított független ellenőrző szervezetet a nukleáris létesítmény engedélyese vagy az engedélyes egyetértésével a beszállító vonhat be.

(3) A nukleáris biztonsági hatóság a jogszabály alapján feljogosított független ellenőrző szervezet (1) bekezdés szerinti megfelelőség igazolását további felülvizsgálat nélkül elfogadhatja.

IV. FEJEZET

AZ ENGEDÉLYES KÖTELEZETTSÉGEI

17. Általános kötelezettségek

30. § (1) Az engedélyes felelős a jogszabályi előírások, valamint a hatályban lévő engedélyek által megszabott feltételek folyamatos teljesítéséért.

(2) A nukleáris biztonsági hatóság tevékenysége, vagy annak hiánya semmilyen formában és mértékben nem mentesíti az engedélyest a nukleáris biztonságért viselt, az (1) bekezdés szerinti felelőssége alól. Az engedélyes az e rendeletben foglaltak szerint bizonyítja a nukleáris biztonsági hatóság számára, hogy a felelősségéből származó valamennyi kötelezettségének eleget tesz, továbbá igazolja, hogy rendelkezik hosszú távon a nukleáris biztonság fenntartásához szükséges erőforrásokkal és feltételekkel.

(3) Az engedélyes - ideértve azt is, akinek a 18. § (1) bekezdése szerinti engedélye bármely okból érvényét vesztette - akkor mentesül a nukleáris létesítmény nukleáris biztonságáért viselt felelőssége alól, ha

a) a nukleáris biztonságért viselt felelőssége új engedélyesre száll át, vagy

b) az adott nukleáris létesítményre nézve végleges határozat mondja ki a nukleáris biztonsági hatóság hatáskörének megszűnését.

(4) Az engedélyes - az 1. és a 4-6. mellékletben foglaltaknak megfelelően - független műszaki szakértői értékelések rendszerével biztosítja, hogy a nukleáris létesítményben végzett átalakítások megfelelnek a nukleáris és a műszaki biztonsági szabályoknak, és teljesülnek a nukleáris biztonsági követelmények.

(5) A (3) bekezdés szerinti előírásokat kell érvényesíteni a nukleáris létesítmény végleges leállítását követően is, amikor a jogszabályban foglaltaknak megfelelően a nukleáris létesítmény megszüntetésével kapcsolatos tevékenységek végzésének engedélyesévé a radioaktív hulladékok és a kiégett üzemanyag elhelyezésére a Kormány által kijelölt szerv válik.

31. § Az engedélyes mindaddig, amíg felelős a nukleáris létesítmény nukleáris biztonságáért, folyamatosan megteszi mindazokat az intézkedéseket, amelyekkel biztosítja a biztonsági politika végrehajtását.

32. § Az engedélyesnek biztosítania kell, hogy a nukleáris biztonságot érintő megoldások megalapozásának felülvizsgálatához, valamint a cserék, javítások, átalakítások végrehajtásához szükséges információ, dokumentáció és tervek - beleértve az alkatrészek gyártmányterveit is - a teljes üzemidő alatt rendelkezésre álljanak.

33. § Az engedélyes biztosítja, hogy a nukleáris létesítményben csak a tevékenység ellátására alkalmas, felkészült és a szükséges engedélyekkel, jóváhagyással és felhatalmazással rendelkező munkavállaló végez munkát.

34. § (1) Az engedélyes a nukleáris biztonságot érintő tevékenységekbe a 2-10. melléklet követelményei szerint vonhat be beszállítót. A nukleáris biztonság fenntartásáért ebben az esetben is az engedélyes felel.

(2) A nukleáris létesítmény engedélyese a bevonni szándékolt beszállítók alkalmasságának igazolására a 2. és 9. melléklet szerint minősítési rendszert dolgoz ki és működtet.

(3) Az engedélyes a beszállítói tevékenység megkezdése előtt és annak végrehajtása során meggyőződik arról, hogy a beszállító képes biztosítani a munkavégzéshez szükséges feltételeket.

35. § Az engedélyesnek - a 26. § figyelembevételével - az egyes folyamatok felügyelete érdekében teljes körű, a nukleáris biztonság szempontjából differenciált ellenőrzési rendszert kell működtetnie, mely az adott életciklus szakaszra jellemző valamennyi folyamatra és részt vevő szervezetre kiterjed.

36. § Az engedélyes kommunikációs politikával rendelkezik, melynek alapján biztosítja a munkavállalók és a létesítmény környezetében élő lakosság rendszeres tájékoztatását a létesítmény normál üzemeléséről.

18. Biztonsági jelentések, biztonsági értékelés

37. § (1) Az atomenergia társadalmilag ellenőrzött alkalmazásának biztosítása érdekében az engedélyes a nukleáris létesítmény üzemeltetésével és biztonságával kapcsolatos tevékenységéről, valamint az üzemeltetés során bekövetkezett, a biztonságot érintő eseményekről jelentést készít és azt a nukleáris biztonsági hatósághoz benyújtja. A nukleáris létesítmény létesítési engedély iránti kérelmével egyidejűleg az engedélyes a nukleáris biztonsági hatóságnak Előzetes Biztonsági Jelentést, az üzembe helyezési engedély iránti kérelemmel egyidejűleg a Végleges Biztonsági Jelentés előzetes változatát, és az üzemeltetési engedély iránti kérelemmel együtt Végleges Biztonsági Jelentést nyújt be az 1., a 3., a 3/A., az 5. és a 6. mellékletben meghatározott szabályok szerint.

(2) A nukleáris biztonsági hatóság az engedélyezési tapasztalatai, ellenőrzési eredményei, az engedélyes jelentései és a rendelkezésére álló egyéb információk alapján végzi a nukleáris létesítmények biztonsági értékelését.

(3) A nukleáris biztonsági hatósághoz benyújtott jelentéseket olyan részletességgel és mélységben kell elkészíteni, hogy az lehetővé tegye a nukleáris biztonsági hatóság számára az engedélyes vagy beszállítói által végzett, a biztonságot érintő tevékenységek és események független, érdemi vizsgálatát és értékelését.

(4) A Végleges Biztonsági Jelentésnek tartalmaznia kell az elvégzett átalakítások bemutatását, az új hatósági és szabályozási követelményeket és minden olyan új információt, amely a biztonsági elemzéseket érintheti. Az aktualizálást az észszerűen legrövidebb időn belül el kell végezni, amint az új információk rendelkezésre állnak és a Végleges Biztonsági Jelentésbe illeszthetők. Az engedélyes a nukleáris létesítmény Végleges Biztonsági Jelentését a nukleáris létesítmény változásainak megfelelően évente egységes szerkezetbe foglalja.

(5) Az Előzetes és Végleges Biztonsági Jelentésben össze kell foglalni a nukleáris létesítmények tervezésénél, létesítésénél, üzembe helyezésénél, üzemeltetésénél, átalakításánál és megszüntetésénél figyelembe vett, és figyelembe veendő információkat.

(6) A nukleáris biztonsági hatóság bármilyen ellenőrzés, jelentés, esemény alapján vagy más indokolt esetben, határozatban, biztonsági értékelés elkészítését írhatja elő az engedélyesnek. A biztonsági értékelés elkészítésekor az engedélyes biztosítja, hogy a már elkészült elemzések egymásnak ellentmondó állításokat, következtetéseket ne tartalmazzanak, valamint a felhasznált adatok az adott célra alkalmasak legyenek.

19. Jelentési, tájékoztatási kötelezettség

38. § (1) A nukleáris létesítmény engedélyese az 1. mellékletben meghatározott rendszeres, eseti és állapothoz rendelt jelentéseket készít, és azokat megküldi a nukleáris biztonsági hatóságnak.

(2) A nukleáris biztonsági hatóság a biztonsággal kapcsolatban tájékoztatás nyújtására kötelezheti az engedélyest.

39. § (1) A nukleáris biztonsági hatóság évenként értékeli a nukleáris létesítmények működését.

(2) A nukleáris biztonsági hatóság elemzi az üzemelő nukleáris létesítmények egyenletes üzemeltetésének jellemzőit, az alacsony kockázat melletti üzemelés, valamint a biztonságtudatos üzemeltetés jellemzőit.

(3) A nukleáris biztonsági hatóság értékeli a létesítés, az üzembe helyezés fázisában lévő, valamint az üzemelő nukleáris létesítmények biztonsági teljesítményét.

V. FEJEZET

IDŐSZAKOS BIZTONSÁGI FELÜLVIZSGÁLAT

40. § (1) A nukleáris biztonsági hatóság a nukleáris létesítményben tízévenként Időszakos Biztonsági Felülvizsgálatot végez. Az Időszakos Biztonsági Felülvizsgálat célja annak vizsgálata, hogy a nukleáris létesítmény az engedélyezés alapjával összhangban üzemel-e. Az Időszakos Biztonsági Felülvizsgálatot a nukleáris biztonsági hatóság határozattal zárja le, amelyet első felülvizsgálat esetében az üzemeltetési engedély véglegessé válásától számított tíz év elteltével, majd az előző felülvizsgálatot lezáró határozat kiadásától számított tíz év elteltével kell meghozni.

(2) Kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény esetében az (1) bekezdésben meghatározottakon felül az Időszakos Biztonsági Felülvizsgálat további célja a bővítést megalapozó Előzetes Biztonsági Jelentés megfelelőségének értékelése.

(3) Több, önálló üzemeltetési engedéllyel rendelkező blokkból álló atomerőmű esetén a felülvizsgálat az önálló atomreaktort tartalmazó blokkokra összevontan is elvégezhető az (1) bekezdésben foglalt rendelkezések betartásával.

(4) Az engedélyes a nukleáris biztonsági hatóság felülvizsgálatának elvégzésére megállapított határidőt megelőzően legalább egy évvel köteles saját felülvizsgálatát elvégezni, és ennek eredményeit alapul véve - szükség esetén - programot összeállítani és végrehajtani a feltárt kockázati tényezők felszámolására, mérséklésére szolgáló biztonságnövelő intézkedések megvalósítására.

(5) Az engedélyes a saját felülvizsgálatának eredményeit, a nukleáris létesítmény biztonságát befolyásoló tényezőket és a biztonságnövelő intézkedések programját tartalmazó Időszakos Biztonsági Jelentést nyújt be a nukleáris biztonsági hatóságnak, legkésőbb a felülvizsgálat lezárására az (1) bekezdésben és az Atv. 12/B. § (3) bekezdés b) pontjában meghatározott határidő figyelembevételével. Ebben, az aktualizált Végleges Biztonsági Jelentéssel, továbbá a hatályban lévő hazai követelményekkel és a nemzetközi jó gyakorlattal összehasonlítva be kell mutatni azokat a tényezőket, amelyek meghatározzák a nukleáris létesítmény üzemeltetési kockázatát.

(6) A nukleáris biztonsági hatóság az engedélyes Időszakos Biztonsági Jelentése és az Időszakos Biztonsági Jelentés hatósági felülvizsgálatának megállapításai alapján az üzemeltetési engedélyt, kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény esetén a létesítési engedélyt visszavonhatja vagy hatályát korlátozhatja, ha az annak megadásához alapul szolgáló körülmények megváltozását, vagy a kockázat mértékének növekedését állapította meg. A határozatban a nukleáris biztonsági hatóság a további üzemeltetéshez, kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény esetén a bővítéshez a korábbiakon kívül újabb, azoktól eltérő feltételeket is megszabhat, az engedélyes számára kötelezettségeket írhat elő, beleértve a (4) bekezdés szerinti biztonságnövelő intézkedések végrehajtását.

(7) Az Időszakos Biztonsági Felülvizsgálattal szemben támasztott követelményeket az 1. melléklet tartalmazza.

VI. FEJEZET

ESEMÉNYEK KIVIZSGÁLÁSA, TAPASZTALATOK FELHASZNÁLÁSA A BIZTONSÁG NÖVELÉSÉRE

41. § (1) Az engedélyes a jelentésköteles eseménynek a nukleáris biztonsági hatósághoz történő bejelentésével egyidejűleg megkezdi az esemény kivizsgálását. A vizsgálat eredményeként az engedélyes megállapítja az esemény bekövetkezésének okait - köztük az alapvető okot - és következményeit, továbbá intézkedik az esemény megismétlődésének megakadályozása, ahhoz hasonló események bekövetkezésének megelőzése érdekében.

(2) Az engedélyes az (1) bekezdés szerinti vizsgálatáról és annak eredményéről jelentést küld a nukleáris biztonsági hatóságnak.

(3) A nukleáris biztonsági hatóság az engedélyes jelentése alapján az eseményt elemzi és értékeli.

(4) A nukleáris biztonsági hatóság jogosult bekapcsolódni az engedélyes eseménykivizsgálási tevékenységébe vagy független kivizsgálást hajthat végre. A nukleáris biztonsági hatóság mindkét esetben - az Atv. 17. § (3) bekezdésében meghatározott intézményen kívül - igénybe veheti független műszaki szakértő közreműködését is.

(5) Az engedélyesnél és más nukleáris létesítményben bekövetkezett esemény miatt vagy meghatározott tervezési, létesítési, üzembe helyezési és üzemeltetési tapasztalat alapján a nukleáris biztonsági hatóság szükség esetén intézkedéseket kezdeményez, - figyelembe véve a (2) bekezdés szerinti jelentést, valamint a (3) és (4) bekezdés szerinti tevékenységén alapuló megállapításait - a nukleáris biztonság biztosítása, az élet, a testi épség, az egészség-, a környezet- és a vagyonvédelem érdekében és intézkedések végrehajtását írhatja elő.

VII. FEJEZET

FELKÉSZÜLÉS ÜZEMZAVAR, NUKLEÁRIS VESZÉLYHELYZET ÉS BALESET BEKÖVETKEZÉSÉRE, AZ ELHÁRÍTÁSUK ÉRDEKÉBEN FOLYTATOTT TEVÉKENYSÉG

42. § A nukleáris létesítmény létesítésének megkezdése előtt a telephelyre vonatkozó létesítményi Nukleárisbaleset-elhárítási Intézkedési Tervet kell kidolgozni, majd a továbbiakban folyamatosan felülvizsgálni. A nukleárisbaleset-elhárítási intézkedéseket úgy kell megtervezni és megvalósítani, hogy több előnnyel járjanak, mint amennyi kárt okoznak. A bevezetendő intézkedés formáját, mértékét és időtartamát optimalizálni kell, kiválasztásánál az intézkedés által elérhető védelem maximalizálására kell törekedni.

43. § (1) A nukleáris létesítmény engedélyese a rendkívüli esemény, valamint a nukleáris veszélyhelyzet megelőzésére és elhárítására történő felkészülés érdekében műszaki és szervezési intézkedéseket tesz, Nukleárisbaleset-elhárítási Intézkedési Tervet készít, továbbá baleset-elhárítási szervezetet hoz létre, képez ki és tart alkalmazásra képes és kész állapotban, szükség szerinti gyakorlatoztatással is, a jogszabályban foglaltaknak megfelelően.

(2) A nukleáris létesítmény telephelyén fel kell készülni a biztonsági elemzésekben azonosított valamennyi - radioaktív anyag kibocsátásával, sugárterheléssel járó - veszélyhelyzet elhárítására és a következmények enyhítésére szolgáló, az engedélyes felelősségébe tartozó tevékenységre.

(3) A baleset-elhárítási szervezet vezetője a nukleáris létesítmény vezetője vagy a vezető intézkedésre teljes körűen felhatalmazott megbízottja.

(4) Rendkívüli üzemeltetési állapotot az üzemviteli szervezet adott időpontban szolgálatban lévő felelős vezetője jogosult kihirdetni, aki köteles ezt a nukleáris biztonsági hatóságnak haladéktalanul bejelenteni. A rendkívüli üzemeltetési állapot a nukleáris létesítmény egészére, vagy atomerőmű esetében külön-külön az egyes reaktorblokkokra nyilvánítható ki. Az üzemviteli szervezet adott időpontban szolgálatban lévő felelős vezetője a bejelentést követően a nukleáris biztonsági hatóság engedélye, valamint jóváhagyása nélkül is elrendelheti az általa szükségesnek tartott műveletek, intézkedések, átalakítások végrehajtását. Az engedélyes biztosítja a nukleáris biztonsági hatóság folyamatos tájékoztatását.

(5) Ha nukleáris veszélyhelyzet alakult ki, a baleset-elhárítási szervezet (3) bekezdés szerinti vezetője - jogszabályban meghatározott nukleárisbaleset-elhárítási intézkedések végrehajtása mellett - a nukleáris biztonsági hatóság baleset-elhárítási szervezetének egyidejű értesítésével élhet a (4) bekezdés szerinti jogosítványokkal, egyben a nukleárisbaleset-elhárítási intézkedési tervekben foglaltaknak megfelelően biztosítja a nukleáris biztonsági hatóság baleset-elhárítási szervezetének folyamatos tájékoztatását. Ennek során figyelembe veszi a (4) bekezdés szerinti elveken kívül az (1) bekezdés szerinti Nukleárisbaleset-elhárítási Intézkedési Tervben foglalt elveket.

VIII. FEJEZET

ZÁRÓ RENDELKEZÉSEK

44. § Ez a rendelet 2022. május 1-jén lép hatályba.

44/A. §[18] (1) A nukleáris létesítmények nukleáris biztonsági követelményeiről és az ezzel összefüggő hatósági tevékenységről szóló 1/2022. (IV. 29.) OAH rendelet módosításáról szóló 2/2024. (IV. 8.) OAH rendelettel (a továbbiakban: Módr.) megállapított rendelkezéseket a Módr. hatálybalépését követően indult eljárásokban kell alkalmazni.

(2) Ha az e rendeletnek a Módr. hatálybalépését megelőző napon hatályos 1. melléklet 1.3. pontja vagy a nukleáris létesítmények nukleáris biztonsági követelményeiről és az ezzel összefüggő hatósági tevékenységről szóló 118/2011. (VII. 11.) Korm. rendelet 1. melléklet 1.3. pontja szerint kiadott engedélyben (e bekezdés alkalmazásában a továbbiakban: kiadott engedély) a nukleáris biztonsági hatóság olyan feltételt írt elő, amelynek teljesülését engedélyezési eljárásban kell igazolni, de a Módr. hatálybalépését követően az adott rendszer vagy rendszerelem engedélyezés helyett már bejelentés-tudomásulvételi vagy tájékoztatási kötelezettség alá esik, akkor a kiadott engedélyben rögzített feltétel teljesítését a Módr.-rel megállapított 1. melléklet 1.3. pontja szerinti bejelentés-tudomásulvételi eljárás lefolytatására irányuló kérelem benyújtásával egyidejűleg vagy a tájékoztatási kötelezettség teljesítésekor kell igazolni a nukleáris biztonsági hatóság részére.

(3) A Módr. hatálybalépésekor folyamatban lévő, az engedélyestől független, jogszabály szerint feljogosított ellenőrző szervezet ellenőrző tevékenységére az e rendeletnek a Módr. hatálybalépését megelőző napon hatályos rendelkezéseit kell alkalmazni.

(4) A Módr. hatálybalépését követően, az Atv. 66/K. §-a szerinti határidőn belül megkezdett, az engedélyestől független, jogszabály szerint feljogosított ellenőrző szervezet e rendelet szerinti ellenőrző tevékenységére az e rendeletnek a Módr. hatálybalépését megelőző napon hatályos rendelkezéseit kell alkalmazni.

45. § Ez a rendelet a nukleáris létesítmények nukleáris biztonsági közösségi keretrendszerének létrehozásáról szóló, 2009. június 25-i 2009/71/EURATOM tanácsi irányelvnek való megfelelést szolgálja.

46. § Ez a rendelet a nukleáris létesítmények nukleáris biztonsági közösségi keretrendszerének létrehozásáról szóló, 2014. július 8-i 2014/87/EURATOM tanácsi irányelv 1. cikk 5. pont szerinti 4. cikk (1) bekezdés e) pontjának és az 1. cikk 7. pont szerinti 6. cikk b) pontjának való megfelelést szolgálja.

47. § Ez a rendelet az ionizáló sugárzás miatti sugárterhelésből származó veszélyekkel szembeni védelmet szolgáló alapvető biztonsági előírások megállapításáról, valamint a 89/618/Euratom, a 90/641/Euratom, a 96/29/Euratom, a 97/43/Euratom és a 2003/122/Euratom irányelv hatályon kívül helyezéséről szóló, 2013. december 5-i 2013/59/Euratom tanácsi irányelvnek való megfelelést szolgálja.

Kádár Andrea Beatrix s. k.,

elnök

1. melléklet az 1/2022. (IV. 29.) OAH rendelethez

Nukleáris Biztonsági Szabályzatok

1. kötet

Nukleáris létesítmények nukleáris biztonsági hatósági eljárásai

1.1. BEVEZETÉS

1.1.1. A szabályzat célja

1.1.1.0100. A jelen szabályzat célja az atomenergia biztonságos és államilag ellenőrzött használatának biztosítása érdekében a nukleáris létesítményekkel kapcsolatos nukleáris biztonsági hatósági eljárások és az azokkal érintett tevékenységek során támasztandó követelmények rögzítése.

1.2. A NUKLEÁRIS LÉTESÍTMÉNYEKRE VONATKOZÓ NUKLEÁRIS BIZTONSÁGI ENGEDÉLYEK

1.2.1. Általános szabályok

1.2.1.0100. A más jogszabályokban előírt, egyéb engedélyek megléte feltétele a nukleáris biztonsági engedély hatályosságának.

1.2.1.0200. A kiadott engedély hatályát veszti, ha az engedélyben előírt feltételek és kötelezések nem teljesültek, továbbá ha az engedélyben meghatározott időtartam lejár.

1.2.1.0300. Az engedély iránti kérelem megalapozásaként benyújtott dokumentáció összeállításához felhasznált és a hivatkozott dokumentumokat a nukleáris biztonsági hatóság külön felszólítására kell benyújtani.

1.2.1.0310. Ha az ingatlan tulajdon- vagy vagyonkezelői jogával nem a kérelmező, hanem más nukleáris létesítmény vagy radioaktívhulladék-tároló engedélyese rendelkezik, az engedély iránti kérelemhez mellékelni kell a más nukleáris létesítmény vagy radioaktívhulladék-tároló engedélyesének hozzájáruló nyilatkozatát.

1.2.1.0400. Atomerőmű esetében a nukleáris létesítmény létesítésének, üzembe helyezésének, üzemeltetésének, tervezett üzemidőn túli üzemeltetésének, végleges leállításának és leszerelésének az engedélyezése atomerőművi blokkonként történik. A létesítési, a végleges leállítási és a leszerelési engedély egy atomerőmű több hasonló blokkjára egy eljárásban is kérelmezhető, ha az engedély kiadásának feltételei mindegyik atomerőművi blokk tekintetében fennállnak, de az egyes atomerőművi blokkokról a nukleáris biztonsági hatóság külön-külön dönt. Az engedélyezés feltételeinek fennállását - az engedély iránti kérelemben - az atomerőművi blokkra kell igazolni.

1.2.1.0500. Szervezeti és irányítási átalakítás esetén egy atomerőmű valamennyi blokkjára, műszaki átalakítás, valamint műszaki és szabályozó dokumentumok átalakítása esetében pedig az atomerőmű több hasonló blokkjára egy eljárásban is kérelmezhető és kiadható közös engedély.

1.2.2. Telephely vizsgálati és értékelési engedély, telephelyengedély

Telephely vizsgálati és értékelési engedély

Az engedély hatálya

1.2.2.0100. A végleges telephely vizsgálati és értékelési engedély kiadásával a nukleáris biztonsági hatóság a telephely vizsgálati és értékelési program szerinti vizsgálati és értékelési módszerek, valamint elméleti megfontolások megfelelőségét fogadja el, és a telephely vizsgálati és értékelési program alapján szükséges további vizsgálatok elvégzésére jogosít fel.

1.2.2.0200. A telephely vizsgálati és értékelési engedély a telephely engedély véglegessé válásáig, de legfeljebb a kiadásától számított 5 évig hatályos. Az engedély időbeli hatálya kérelemre további 5 évre meghosszabbítható, de a kérelmezőnek igazolnia kell, hogy az engedélykiadás feltételei továbbra is fennállnak.

Az engedély iránti kérelem tartalmi követelményei

1.2.2.0300. A telephely vizsgálati és értékelési engedély iránti kérelemben:

a) be kell mutatni a telephely vizsgálat és értékelés programját, valamint annak részeként az alkalmazni kívánt módszereket és elméleti megfontolásokat, valamint

b) igazolni kell, hogy a telephelyjellemzők meghatározására, vizsgálatára és értékelésére kidolgozott módszerek alkalmasak a tervezéshez szükséges, telephellyel összefüggő adatok, valamint a telephely alkalmasságának megállapítására.

1.2.2.0400. A kérelemhez mellékelni kell a telephely vizsgálati és értékelési programot. A program tartalmi követelményeire vonatkozó ajánlást útmutató tartalmazza.

Telephelyengedély

Az engedély hatálya

1.2.2.0500. A telephelyengedély kiadásával a nukleáris biztonsági hatóság a létesítést kizáró telephelyjellemzők hiányának igazolását, továbbá a telephelyvizsgálat lefolytatásának, a telephelyvizsgálat alapján megállapított adatok értékelésének és az értékelésből származtatott telephellyel összefüggő tervezési adatok meghatározásának megfelelőségét, valamint a telephely alkalmasságát fogadja el.

1.2.2.0600. A telephelyengedély a létesítési engedély véglegessé válásáig, de legfeljebb a kiadásától számított 5 évig hatályos. Az engedély időbeli hatálya kérelemre legfeljebb két alkalommal további 5 évre meghosszabbítható, de a kérelmezőnek igazolnia kell, hogy az engedélykiadás feltételei továbbra is fennállnak.

Az engedély iránti kérelem tartalmi követelményei

1.2.2.0700. A telephelyengedély iránti kérelemben:

a) igazolni kell, hogy a 7. melléklet szerinti létesítést kizáró telephelyjellemzők nem állnak fenn, valamint

b) be kell mutatni:

ba) a telephely vizsgálati és értékelési engedély szerinti program végrehajtását, és

bb) a telephellyel összefüggő tervezési adatok meghatározását.

1.2.2.0800. A kérelemhez mellékelni kell a telephely vizsgálati és értékelési program eredményeit bemutató komplex zárójelentést. A komplex zárójelentés részeként, vagy attól független dokumentumban be kell mutatni a telephelyjellemzők származtatását és azok meghatározásának megalapozottságát. A komplex zárójelentés tartalmi követelményeire vonatkozó ajánlást útmutató tartalmazza.

1.2.3. Létesítési engedély

Az engedély hatálya

1.2.3.0100. A létesítési engedély alapján végezhető tevékenységek:

a) a nukleáris létesítmény létesítéséhez szükséges terület előkészítésének elvégzése,

b) nukleáris létesítmény építményei és épületszerkezetei megépítése, biztonsági osztályba sorolt és nem sorolt rendszerelemekből a tervek szerinti rendszerek kialakítása (gyártás, beszerzés, szerelés), továbbá a rendszerek megfelelő összekapcsolásával a teljes nukleáris létesítmény megfelelő kialakítása,

c) a rendszerelemek és rendszerek üzembe helyezését előkészítő tisztítási és mosatási munkálatok,

d) a rendszerek és rendszerelemek olyan funkciópróbáinak elvégzése, amelyek a nukleáris anyagot tartalmazó fűtőelemek nélkül is végrehajthatóak, és azokat - a próbák munkaprogramjában megalapozottan - ténylegesen anélkül végzik el, hogy a próbában érintett rendszerek, rendszerelemek semmilyen kölcsönhatásban ne legyenek vagy lehessenek a nukleáris létesítménybe esetlegesen már beszállított fűtőelemekkel, valamint

e) kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény esetében a továbbépítéssel összefüggő létesítési tevékenységek végrehajtása.

1.2.3.0105. Az 1.2.3.0100. pont a) alpontjának rendelkezéseitől eltérően az Előzetes Biztonsági Jelentésben meghatározott, a nukleáris biztonsági hatósággal előzetesen egyeztetett tartalommal, az 1.2.3.0106. pontban meghatározott építési engedélyköteles terület-előkészítési tevékenységekre a létesítési engedély iránti kérelem benyújtását követően, a létesítési engedély véglegessé válását megelőzően építési engedély iránti kérelem nyújtható be, azonban az ebből eredő minden kockázat - a terület létesítésre alkalmassága - az engedélyest terheli. A terület-előkészítési feladatokra vonatkozó építési engedély iránti kérelmet a létesítési engedély iránti kérelem benyújtását követően legkorábban három hónappal lehet benyújtani.

1.2.3.0106. Az 1.2.3.0105. pont szerinti építési engedély kizárólag az alábbi terület-előkészítési tevékenységekre kérhető:

a) talajszilárdítás,

b) munkatér lehatárolásához szükséges vízkizárást célzó munkálatok, így különösen résfalazás, valamint

c) a b) alpont szerinti munkálatokkal lehatárolt munkatérből történő talajkiemelés.

1.2.3.0110. A 1.2.3.0100. pont b) alpontjának rendelkezéseitől eltérően:

a) az Előzetes Biztonsági Jelentésben meghatározott, a nukleáris biztonsági hatósággal előzetesen egyeztetett, gyártási engedélyköteles hosszú gyártási idejű berendezésekre, a létesítési engedély iránti kérelem benyújtását követően legkorábban három hónappal, a létesítési engedély véglegessé válását megelőzően gyártási engedélyt lehet kérni,

b) az Előzetes Biztonsági Jelentésben meghatározott, a nukleáris biztonsági hatósággal előzetesen egyeztetett, építési engedélyköteles építményekre a létesítési engedély iránti kérelem benyújtását követően, a létesítési engedély véglegessé válását megelőzően építési engedélyt lehet kérni.

1.2.3.0120. A létesítési engedély iránti kérelem elbírálásakor a nukleáris biztonsági hatóság vizsgálja az 1.2.3.0110. pont szerinti engedélyek alapján gyártandó berendezések vagy építendő építmények és épületszerkezetek kérelméhez benyújtott megalapozó információk és a létesítési engedélykérelemmel benyújtott Előzetes Biztonsági Jelentésben szereplő információk összhangját.

1.2.3.0130. Az 1.2.3.0110. pont b) alpontja szerinti építési engedélyt a nukleáris biztonsági hatóság a létesítési engedély kiadása előtt nem adhatja ki.

1.2.3.0200. A létesítési engedély az üzembe helyezési engedély véglegessé válásáig, de legfeljebb a kiadásától számított 10 évig hatályos. Az engedély kérelemre további 5 évre meghosszabbítható, de a kérelmezőnek igazolnia kell, hogy az engedélykiadás feltételei továbbra is fennállnak. Kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény esetében a létesítési engedély az utolsó modul üzembe helyezésének megkezdéséig hatályos. Az egyes létesítési szakaszok megkezdése előtt a kérelmezőnek igazolnia kell, hogy az engedélykiadás feltételei továbbra is fennállnak.

Az engedély iránti kérelem tartalmi követelményei

1.2.3.0220. Az engedélykérelemben igazolni kell, hogy az 1.2.2 pont szerinti telephely engedéllyel rendelkező telephelyen az engedélykérelemben bemutatott nukleáris létesítmény felépíthető és biztonságosan üzemeltethető.

1.2.3.0221. Az engedélykérelem részeként be kell nyújtani a kiégett üzemanyag kezelésére - a pihentető medencéből való kikerüléstől a végleges elhelyezésig tartó - vonatkozó, hosszú távú stratégiát tartalmazó koncepciótervet.

1.2.3.0230. Az engedélykérelemben igazolni kell, hogy a telephely vizsgálat során meghatározott, a tervezés során figyelembe veendő telephely jellemzőket teljes körűen figyelembe vették, és a külső veszélyeztető tényezőkkel szemben a létesítmény megfelelő védelemmel rendelkezik.

1.2.3.0240. Az engedély iránti kérelemhez Előzetes Biztonsági Jelentést kell mellékelni, amelyben igazolni kell, hogy a létesítendő nukleáris létesítményre vonatkozó, a létesítési engedélyezési eljárás terjedelembe tartozó nukleáris biztonsági követelmények teljesülnek.

1.2.3.0250. Az Előzetes Biztonsági Jelentésnek igazolnia kell, hogy a tervezés során alkalmazott biztonsági alapelveknek és kritériumoknak az engedélykérelemben bemutatott módon történő teljesülése esetén a megvalósítani szándékozott nukleáris létesítmény biztonságosan üzemeltethető.

1.2.3.0260. A létesítési engedély iránti kérelemhez műszaki megalapozást kell mellékelni, vagy a műszaki megalapozást az Előzetes Biztonsági Jelentésben kell bemutatni. A műszaki megalapozásnak meg kell felelnie legalább a 9. melléklet 9.3.3.0500. pontjában a műszaki tervvel szemben megfogalmazott követelményeknek. Ezenfelül be kell nyújtani a 9. melléklet 9.3.1.0600. pont c) alpontja szerinti létesítménymodellt.

1.2.3.0270. Az Előzetes Biztonsági Jelentésnek és megalapozó dokumentációinak olyan részletezettségűnek kell lennie, hogy a hatóság további dokumentáció felülvizsgálata nélkül meg tudjon győződni a követelmények teljesüléséről.

1.2.3.0280. Az atomerőmű Előzetes Biztonsági Jelentésében bemutatandó minimális tartalmi elemek:

a) Bevezetés és az atomerőmű általános áttekintése

aa) Az erőmű általános leírása

aaa) A létesítés feltételei

aab) Telephelyi feltételek

aac) A primer- és szekunderkör fő jellemzői

aad) Az atomerőmű csatlakozása az országos villamosenergia-elosztó hálózathoz

aae) Az atomerőmű üzemállapotai

aaf) Az atomerőmű átfogó védelmi koncepciója

aag) Az atomerőmű környezeti hatásai

ab) Összehasonlító információ, összevetés hasonló létesítményekkel

ac) A létesítéssel kapcsolatos információk

aca) A létesítés szervezeti megvalósítása

acb) A létesítés ütemterve

acc) Felvonulási terület bemutatása

acd) A létesítési tevékenység hatása már üzemelő nukleáris létesítménnyel rendelkező telephely esetén

ace) A 9. melléklet 9.5.3.0510. pontja szerinti követelmény teljesülésének bemutatása,

acf) Az üzembe helyezés és üzemeltetés időszakára vonatkozó előzetes Nukleárisbaleset-elhárítási Intézkedési terv,

acg) Korábbi létesítési tevékenységek során szerzett tapasztalatok, valamint a biztonság szempontjából releváns nem-megfelelőségek bemutatása.

ad) Még rendelkezésre nem álló szükséges műszaki információ

ae) Egységes jelölési rendszer

af) Felhasznált és meghivatkozott dokumentumok jegyzéke

ag) Rajzok és egyéb grafikus információ

aga) Villamos és irányítástechnikai sémák

agb) Csőkapcsolási és műszerezési sémák

agc) Egyéb grafikus információ

ah) Hatósági előírásoknak való megfelelés

b) A telephely leírása

ba) A telephely határainak EOV koordinátákkal történő meghatározása, földrajzi fekvése, a lakosság száma és eloszlása,

bb) A telephely közelében levő ipari, szállításra szolgáló és katonai létesítmények

bc) Meteorológia

bd) Hidrológia

be) Geológia, szeizmológia és geotechnika

bf) Biológiai eredetű hatások

bg) Külső, ember okozta veszélyek

bh) Monitoring program bemutatása

c) Rendszerek, rendszerelemek tervezése, tervezési elvei

ca) A hatósági előírásoknak való megfelelés

cb) Rendszerek, rendszerelemek osztályba sorolása

cc) Normál üzemeltetési feltételekből, valamint tranziensekből adódó hatások

cd) Lehetséges balesetek által okozott hatások paramétereinek értékelése

ce) Szélsőséges időjárási körülmények elleni védelem

cf) Tűz, robbanás és mérgező gázok elleni védelem

cg) Repülőgép rázuhanás elleni védelem

ch) Elárasztás elleni védelem

ci) Repülő tárgy elleni védelem

cj) Feltételezett csőtörés hatásaként bekövetkező dinamikus hatás elleni védelem

ck) Földrengésállóság

cl) Biztonsági osztályba sorolt építészeti rendszerelemek

cm) Gépészeti rendszerek, rendszerelemek

cn) Villamos és irányítástechnikai rendszerek, rendszerelemek

co) Gépészeti, villamos és irányítástechnikai, építészeti rendszerelemek minősítése

d) A reaktor

da) A reaktor ismertetése

daa) A tervezés alapja

dab) A reaktor leírása

dac) A reaktor belső szerkezeti elemeinek anyagai

dad) A reaktor értékelése

db) Üzemanyagrendszer

dba) A tervezés alapja

dbb) Az üzemanyagrendszer jellemzőinek leírása

dbc) Az üzemanyagrendszer anyagai

dbd) Az üzemanyagrendszer jellemzőinek garantálása érdekében végzendő ellenőrzések

dbe) Az üzemanyagrendszer értékelése

dc) Nukleáris jellemzők

dca) A tervezés alapja

dcb) A nukleáris jellemzők leírása

dcc) A nukleáris tervezésnél alkalmazott módszerek

dcd) Az üzemanyagtöltetek reaktorfizikai jellemzőinek ellenőrzése

dce) A tervezés alatt bekövetkezett változtatások

dcf) A nukleáris jellemzők értékelése

dd) Termohidraulika

dda) A tervezés alapja

ddb) Az aktív zóna termohidraulikai jellemzői

ddc) A reaktor hőhordozó rendszerének termohidraulikai jellemzői

ddd) A termohidraulikai jellemzők megfelelőségét igazoló ellenőrzések

dde) A műszerezéssel szembeni követelmények

ddf) A termohidraulikai jellemzők értékelése

de) A szabályozó- és biztonságvédelmi rendszer

dea) A tervezés alapja

deb) A szabályozó- és biztonságvédelmi rendszer jellemzőinek leírása

dec) A szabályozó- és biztonságvédelmi rendszer anyagai

ded) A szabályozó- és biztonságvédelmi rendszer jellemzőinek garantálása érdekében végzendő ellenőrzések

dee) A szabályozó és biztonságvédelmi rendszer értékelése

def) A különböző reaktivitásszabályozó rendszerek kombinált működése és értékelése

e) A reaktor hőhordozó rendszere és a kapcsolódó rendszerek

ea) A rendszer ismertetése

eb) A reaktor hőhordozó rendszer és a kapcsolódó rendszerek integritása

ec) A hőhordozó rendszer elemei

eca) Reaktortartály és a felső blokk

ecb) Főkeringtető vezeték

ecc) Főkeringtető szivattyú

ecd) Térfogat- és nyomástartó rendszer

ece) Gőzfejlesztő

ed) Kapcsolódó rendszerek

eda) Pótvíz- és bóros szabályozás rendszere

edb) Víztisztító rendszerek

edc) Üzemzavari hűtőrendszerek

edd) Remanenshő-elvonó rendszer

ede) Főgőz- és tápvízrendszerek

edf) Szervezett szivárgások rendszere

edg) Szivárgás-ellenőrző rendszer

edh) Folyamatos analitikai mérőrendszer

edi) Egyéb rendszerek

ee) Üzemi és biztonsági szerelvények, tartószerkezetek

f) Biztonságvédelmi rendszerek, rendszerelemek

fa) Konténment rendszer

faa) Tervezési alap

fab) Konténment hűtő- és nyomáscsökkentő rendszerei

fac) Konténment izolálórendszere

fad) Súlyos balesetek kezelésére szolgáló műszaki megoldások

fae) Konténment szivárgás ellenőrzés

faf) Konténment értékelés

fb) Zóna-üzemzavari hűtőrendszer

fba) Nagynyomású zónahűtő rendszer

fbb) Kisnyomású zónahűtő rendszer

fbc) Passzív hűtőrendszerek

fc) Blokkvezénylői tartózkodást biztosító rendszerek

fd) Üzemzavari tápvízellátó rendszer

fe) Egyéb biztonságvédelmi rendszerek

g) Mérés- és irányítástechnika

ga) Biztonsági osztályba sorolt mérés- és irányítástechnikai rendszerek, rendszerelemek és funkcióik

gb) Reaktor üzemzavari leállító rendszere

gc) Biztonságvédelmi rendszerek, rendszerelemek mérés- és irányítástechnikája

gd) A biztonságos leállítást és a leállított állapotot fenntartó rendszerek mérés- és irányítástechnikája

ge) A blokkvezénylők, azok kialakítása, blokkvezénylői információellátást biztosító eszközök

gf) A biztonsággal összefüggő egyéb méréstechnikai rendszerek, rendszerelemek

gg) A biztonsággal nem összefüggő irányítástechnikai rendszerek

h) A villamosenergia-ellátás rendszerei

ha) A biztonsági funkciók megvalósításához szükséges villamosenergia-ellátás tervezési alapja

hb) A telephelyen kívüli villamosenergia-ellátás rendszere

hc) A telephelyen belüli villamosenergia-ellátás rendszere

hca) Váltakozó áramú energiaellátás

hcb) Egyenáramú energiaellátás

hcc) Fő készüléktípusok

hcd) Kábelezés és kábel útvonalak,

hce) Földelés, túlfeszültség és villámvédelem.

i) Egyéb rendszerek és épületek, építmények

ia) Fűtőelem-tárolás és -kezelés

iaa) Friss fűtőelem-tárolás

iab) Kiégett fűtőelem-tárolás

iac) Kiégett fűtőelem tároló medence vizének hűtése és tisztítása

iad) Fűtőelem-kezelés

ib) Vízrendszerek

iba) Biztonsági funkció megvalósításához szükséges hűtővízrendszerek

ibb) Sótalanvíz-készítő és -tároló rendszer

ibc) Kommunális és egészségügyi vízellátó rendszerek

ibd) Kondenzátumtároló rendszer

ic) Technológiai segédrendszerek

ica) Pótvíz-, bórbetápláló és vízüzemi rendszerek

icb) Mintavételi rendszer

icc) Gőzfejlesztő leiszapoló rendszer

icd) Radioaktív leürítések fogadó rendszere

ice) Levegő- és gázrendszerek

id) Dízelgenerátor segédrendszerei

ida) Üzemanyag-ellátó rendszer

idb) Hűtővízellátó rendszer

idc) Indítórendszer

idd) Kenőolaj-ellátó rendszer

ide) Szívó- és kipufogórendszer

ie) Szellőző- és klímarendszerek

iea) Az ellenőrzött zóna szellőzőrendszerei

ieb) A kiégett fűtőelem-tároló medence szellőzőrendszere

iec) A folyékony és szilárd radioaktív hulladék kezelés és tárolás szellőzőrendszerei

ied) A biztonságvédelmi rendszerek, rendszerelemek szellőzőrendszerei

iee) A turbinaépület szellőzőrendszere

if) Tűzvédelmi rendszerek

ig) Kommunikációs és hírközlési rendszerek

ih) Világítási rendszerek

ii) A létesítménnyel összefüggő építmények

ij) Emelőgépek

j) Tápellátó, gőz- és energiaátalakító rendszerek

ja) A turbina- és a generátorrendszer

jb) Frissgőz-rendszer

jc) Fő- és mellékkondenzátum-rendszer

jd) Tápvízrendszer

je) Háziüzemi gőzrendszer

jf) Egyéb rendszerek

jfa) Turbinakondenzátorok

jfb) Kondenzátor vákuum rendszer

jfc) Turbina tömszelence rendszer

jfd) Kondenzátor hűtővíz rendszer

k) Radioaktív hulladék kezelés

ka) Kibocsátási források meghatározása

kb) Folyékony hulladék kezelő rendszerek

kba) A tervezés alapja

kbb) A rendszer leírása

kbc) Kibocsátási értékek

kc) Gáznemű hulladék kezelő rendszerek

kca) A tervezés alapja

kcb) A rendszer leírása

kcc) Kibocsátási értékek

kd) Szilárd hulladék kezelő rendszerek

kda) A tervezés alapja

kdb) A rendszer leírása

ke) Üzemzavarok, súlyos balesetek és nagyon súlyos balesetek kezelése és felszámolása során keletkező hulladékok kezelésének koncepciója

kea) Keletkező hulladékok minőségének és mennyiségének becslése

keb) Átfogó hulladékkezelési koncepció bemutatása

kf) A technológiai rendszerek radioaktivitását és a környezeti kibocsátást figyelő és mintavételező rendszer

kfa) A tervezés alapja

kfb) A rendszer leírása

kfc) Környezeti kibocsátást figyelő és mintavételező rendszer

kfd) A technológiai rendszerek radioaktivitását figyelő és mintavételező rendszer

kg) Értékelés

l) Sugárvédelem

la) Az észszerűen elérhető legalacsonyabb szint betartásának biztosítása

laa) Vezetői elkötelezettség

lab) Tervezési megfontolások

lac) Üzemeltetési megfontolások

lb) Az ionizáló sugárzás forrásai

lba) Szilárd és folyékony halmazállapotú radioaktív anyagok

lbb) Aeroszol és nemesgáz formájú radioaktív anyagok

lbc) Sugárveszélyes tevékenység(ek) technológiai leírása

lc) A sugárvédelem tervezési követelményei

lca) Tervezési követelmények

lcb) Árnyékolások kialakítása

lcc) Szellőzés

lcd) Telepített sugárzás- és aeroszolfigyelő rendszer

lce) A sugárvédelem kialakítása során alkalmazott optimálási szempontok

lcf) Az ellenőrzött, illetve felügyelt területek meghatározásának követelményrendszere és az ellenőrzött, illetve felügyelt területek tervezett meghatározása

ld) Dózisszámítások

lda) Telephelyen belüli dózisterhelések meghatározása

ldb) Telephelyen kívüli dózisterhelések meghatározása

ldc) Reprezentatív csoportra vonatkozó dózisbecslések:

ldca) a külső sugárzásból származó dózisok meghatározása, adott esetben a szóban forgó sugárzás típusának megjelölésével,

ldcb) a kibocsátott radionuklidok aktivitáskoncentrációinak meghatározása az élelmiszerekben és az ivóvízben vagy más releváns környezeti elemben

le) Sugárvédelmi program

lea) A programot megvalósító szervezet

leb) Telepített sugárvédelmi ellenőrző rendszer

lec) Mintavételes sugárvédelmi ellenőrző rendszer

led) Sugárvédelmi eljárások, módszerek

lf) Értékelés

m) Az üzemeltetés irányítása

ma) Szervezeti séma

maa) Vezetőség

mab) A biztonsági követelmények betartását ellenőrző szervezet

mac) Az üzemeltető szervezet

mad) A műszaki háttérszervezet

mae) A személyzettel szemben támasztott követelmények és azok teljesülésének módja

mb) Képzés, a személyzet képzési programja

mc) Veszélyhelyzetre való felkészülés előzetes terve

md) Felülvizsgálatok és auditok

mda) Az Engedélyes kijelölt szervezete által végzett felülvizsgálat

mdb) Az Engedélyestől független külső szervezet által végzett felülvizsgálat

mdc) Felülvizsgálati és audit programok

me) Eljárások

mea) Adminisztratív jellegű utasítások

meb) Műszaki jellegű utasítások

mf) Fizikai védelem előzetes terve

n) Üzembe helyezési program

na) Az üzembe helyezési program előzetes terjedelme

nb) Az üzembe helyezési program kialakításánál felhasználni kívánt tesztelési és üzemeltetési tapasztalatok

nc) Az üzembe helyezéshez szükséges személyzet biztosításának előzetes terve

nd) Alapul vett hatósági előírások

ne) Az üzembe helyezési program előzetes ütemezése

nf) Az üzemeltetési, üzemzavari és veszélyhelyzeti utasítások előzetes ellenőrzési terve

o) Biztonsági elemzések

oa) Normál üzemállapot (TA1)

ob) Várható üzemi események (TA2) és tervezési üzemzavarok (TA3-4)

oba) A kezdeti események

obb) Az elemzéseknél használt bemenő adatok, számítógépi programok, a validáltság igazolása, modellezési megfontolások, kezdeti és határfeltételek, elfogadási kritériumok

obc) Az elemzések eredményei

oc) Komplex üzemzavarok (TAK1)

oca) A kezdeti események és kategorizálásuk

ocb) Az elemzéseknél használt bemenő adatok, számítógépi programok, a validáltság igazolása, modellezési megfontolások, kezdeti és határfeltételek, elfogadási kritériumok

occ) Az elemzések eredményei

od) Súlyos balesetek (TAK2)

oda) A kezdeti események és kategorizálásuk

odb) Az elemzéseknél használt bemenő adatok, számítógépi programok, a validáltság igazolása, modellezési megfontolások, kezdeti és határfeltételek, elfogadási kritériumok

odc) Az elemzések eredményei

oe) Determinisztikus és valószínűségi biztonsági elemzések alkalmazásának megalapozása

p) Előzetes Üzemeltetési Feltételek és Korlátok és azok megalapozása

q) Minőségbiztosítás

qa) Terv- és dokumentáció ellenőrzés

qb) Vállalkozók minősítése, auditok

qc) Anyagok, berendezések, műszerek és szolgáltatások ellenőrzése

qd) Folyamatellenőrzés

qda) Az építési folyamatok ellenőrzése

qdb) A gyártás ellenőrzése

qdc) A szerelés ellenőrzése

qdd) Rendszerek inaktív üzembe helyezési tevékenységeinek ellenőrzése

qde) A létesítmény szintű komplex üzembe helyezési próbák ellenőrzése

qe) Tesztelés és anyagvizsgálat

qf) Irányítástechnikai eszközök és szoftverek verifikációja

qg) Szállítás, kezelés és raktározás ellenőrzése

qh) Nemmegfelelőségek ellenőrzése és javító intézkedések

qi) Minőségbiztosítási dokumentáció

r) Ember-gép kapcsolat

s) Az atomerőmű és blokkjai megszüntetésének előzetes terve

sa) A leszerelés koncepcióterve

sb) A sugárzás forrásai

sc) Sugárzásellenőrzés a leszerelés alatt

sd) Újrahasznosítható anyagok

se) A leszerelés rendszerei, eszközei és szervezése.

1.2.3.0310. Az Előzetes Biztonsági Jelentés felépítésére és tartalmára vonatkozó további ajánlásokat útmutató tartalmazza.

1.2.3.0400. Az engedély iránti kérelemhez mellékelni kell a telephelyre vonatkozó hatályos helyi építési szabályzatot és szabályozási tervet.

1.2.3.0410. A kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény Előzetes Biztonsági Jelentésében az üzemeltetési időszakhoz kapcsolódó létesítési tevékenységeknek az üzemelő létesítmény nukleáris biztonságára gyakorolt hatását be kell mutatni és értékelni kell. Az Előzetes Biztonsági Jelentésben a továbbépítéssel összefüggő átalakítási tevékenységek körét és tartalmát ismertetni kell.

1.2.3.0500. Az engedély iránti kérelemhez olyan részletességgel kell bemutatni a létesítési tevékenységek ütemezését és megvalósítását, hogy azok alapján a nukleáris biztonsági hatóság meg tudja határozni az ellenőrzési célra felhasználható visszatartási pontokat, és meg tudja tervezni az ellenőrzéseit.

1.2.3.0600. Kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény esetében az Előzetes Biztonsági Jelentést a létesítmény tervezett teljes kiépítésére kell elkészíteni. Ha az üzemeltetése során, a létesítmény továbbépítéséhez szükségessé válik az Előzetes Biztonsági Jelentés módosítása, az Előzetes Biztonsági Jelentés új változatának tartalma az üzemeltetési engedély és az azt megalapozó Végleges Biztonsági Jelentés figyelembe vételével a teljes kiépítéshez szükséges további létesítési tevékenységek terjedelmére szűkíthető.

1.2.4. Üzembe helyezési engedély

Az engedély hatálya

1.2.4.0100. Az üzembe helyezési engedély a következő tevékenységek elvégzésére jogosít fel:

a) a fűtőelemkötegek első berakására az atomreaktorba, kiégett üzemanyag átmeneti tárolója esetén a kiégett üzemanyag első berakására az átmeneti tároló tárolási pozícióiba,

b) a nukleáris létesítmény terv szerinti működését igazolni hivatott és előirányzott üzembe helyezési programnak a végrehajtására, valamint a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek, rendszerelemek aktív körülmények közötti próbáinak elvégzésére, valamint

c) az atomerőművi blokk, továbbá kutatóreaktor esetén a névleges teljesítményen történő üzemeltetésre, vagy a kiégett üzemanyag átmeneti tárolója esetén a betárolt kiégett üzemanyaggal történő üzemeltetésre, az üzembe helyezési program sikeres végrehajtását követő időponttól az engedélyben meghatározott időtartamig.

1.2.4.0200. Az üzembe helyezési engedély hatályát veszti, ha a nukleáris létesítmény üzemeltetési engedélye véglegessé vált.

1.2.4.0210. Kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény továbbépítése esetén az üzembe helyezési engedély az üzembe helyezés előtt álló modul üzembe helyezésére jogosít fel, az új modul üzemeltetéséhez az 1.2.5. pont szerinti üzemeltetési engedély megszerzése szükséges.

1.2.4.0300. Az üzembe helyezési engedély kiadásától számított 12 hónapig hatályos, azonban a nukleáris biztonsági hatóság az üzembe helyezés előkészítéséhez és elvégzéséhez szükséges időt, valamint a létesítmény üzemeltetésének specifikumait figyelembe véve - döntésében külön megfogalmazott indokolás alapján - a hatályát 12 hónaptól eltérő időtartamban is meghatározhatja.

Az engedély iránti kérelem tartalmi követelményei

1.2.4.0400. Az engedély iránti kérelemben igazolni kell, hogy

a) a nukleáris létesítmény a terveknek megfelelően készült el,

b) a megvalósult állapot összhangban van a jogszabályokban előírt követelményekkel,

c) az Előzetes Biztonsági Jelentésben leírtakhoz képest megvalósított változtatások megalapozottak és ha a változtatások engedélyezési kötelezettség alá tartoznak, engedélyezettek,

d) a létesítés során felismert, a nukleáris biztonsággal kapcsolatos hiányosságokat megszüntették,

e) az előirányzott üzembe helyezési tevékenység alkalmas arra, hogy a nukleáris létesítmény terveknek, nukleáris biztonsági előírásoknak megfelelő működését igazolja, kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény továbbépítése esetén a rendelkezésre álló létesítményszintű komplex üzembe helyezési eredmények figyelembevételével,

f) biztosítottak a biztonságos üzemeltetés feltételei, azaz a nukleáris létesítmény a tervezett üzembe helyezési tevékenységek sikeres végrehajtását követően üzembe vételre alkalmas,

g) biztosított a nukleáris létesítményben keletkező radioaktív hulladék - ideértve atomreaktorok esetén a kiégett üzemanyagot - biztonságos, a tudomány legújabb igazolt eredményeivel, a nemzetközi elvárásokkal, valamint tapasztalatokkal összhangban levő átmeneti tárolása vagy végleges elhelyezése,

h) kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény továbbépítése esetében a kapcsolódó rendszerek átalakítása megtörtént, és az átalakítás megfelel a vonatkozó előírásoknak,

i) kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény esetében a tervezett üzembe helyezési tevékenységek végrehajtása az üzemelő létesítmény nukleáris biztonságát nem csökkenti, az üzembe helyezés biztonságos végrehajtásának feltételei teljesülnek,

j) a környezet radioaktív szennyeződése és a lakosság sugárterhelése értékeléséhez szükséges paraméterek mérésére alkalmas berendezések, és a vonatkozó eljárások rendelkezésre állnak,

k) a sugárvédelmi rendszer biztosítja, hogy a dolgozók és a lakosság sugárterhelése ne legyen az indokoltnál magasabb,

l) a kialakított sugárvédelmi mérőrendszer megfelelően jelzi az esetlegesen környezetbe kikerülő radioizotópok mennyiségét, valamint

m) az alkalmazott optimálási módszerek megfelelnek az ALARA-elvnek.

1.2.4.0500. A kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény továbbépítése esetének kivételével az engedély iránti kérelemhez mellékelni kell:

a) a Végleges Biztonsági Jelentés előzetes változatát,

b) az Üzemeltetési Feltételek és Korlátok dokumentumot,

c) a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszereknek és rendszerelemeknek a tervekben és a Végleges Biztonsági Jelentésben meghatározott állapota fenntartását biztosító eljárásokat ismertető dokumentumot,

d) az üzemzavarok elhárítását szabályozó kezelési utasítást,

e) a balesetkezelési eljárások dokumentumait,

f) a nukleáris létesítmény Nukleárisbaleset-elhárítási Intézkedési Tervét,

g) a nukleáris létesítmény részletes üzembe-helyezési programját,

h) a 8. § (1) bekezdése szerinti biztonsági politikát, valamint

i) a Munkahelyi Sugárvédelmi Szabályzatot.

1.2.4.0510. Kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény esetén, az első modul üzembe helyezési engedélyét követően az 1.2.4.0500. pont f) alpontja szerinti dokumentum jóváhagyása az 1.4. pont szerinti átalakítási engedélyezési eljárásban történik. A jóváhagyott dokumentum megléte az üzembe helyezési engedély megadásának előfeltétele.

1.2.4.0520. Kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény továbbépítése esetén az engedély iránti kérelemhez mellékelni kell:

a) a Végleges Biztonsági Jelentés továbbépítéssel érintett szakaszainak előzetes változatát,

b) az Üzemeltetési Feltételek és Korlátok dokumentum továbbépítéssel érintett szakaszainak előzetes változatát,

c) az üzemzavarok elhárítását szabályozó kezelési utasítást, valamint

d) az üzembe helyezési programokat és a programok végrehajtásának előzetes ütemtervét.

1.2.4.0600. A Végleges Biztonsági Jelentés előzetes változatában külön fejezetben kell összefoglalni az Előzetes Biztonsági Jelentés előzetes változatában rögzítettekhez képest bekövetkezett változtatásokat.

1.2.5. Üzemeltetési engedély

Az engedély hatálya

1.2.5.0100. Az üzemeltetési engedély birtokában a nukleáris létesítmény az engedélyben meghatározott feltételekkel és ideig üzemben tartható.

1.2.5.0200. A nukleáris biztonsági hatóság az adott nukleáris létesítmény üzemeltetési sajátosságait és egyéb körülményeket figyelembe véve szabja meg az üzemeltetési engedély időbeli hatályát, de az nem lehet hosszabb a nukleáris létesítmény tervezett üzemidejénél. A tervezett üzemidőn túli üzemeltetés az 1.2.6. pont szerinti új engedélyt igényel.

1.2.5.0300. Az üzemeltetési engedély hatályát veszti, ha

a) az engedélyben meghatározott feltételek nem teljesültek;

b) az atomreaktorral működő nukleáris létesítményben az atomreaktor 12 hónapnál hosszabb ideig folyamatosan lehűtött és szubkritikus állapotban van;

c) az atomerőművi blokk energiatermelő része 12 hónapnál hosszabb ideig nyomásmentes; továbbá

d) a kiégett üzemanyag átmeneti tárolója 12 hónapnál hosszabb ideig folyamatosan kiégett üzemanyag nélküli üres állapotban van.

1.2.5.0400. Az üzemeltetési engedély lejárta vagy hatályának megszűnése esetén a nukleáris létesítmény további üzemeltethetőségéhez az 1.2.7. pont szerinti új üzemeltetési engedély megszerzése szükséges.

1.2.5.0500. A 4. melléklet 4.8. pontja, az 5. melléklet 5.3.13. pontja és a 6. melléklet 6.3.9. pontja szerint 1. kategóriába sorolt átalakítások esetén kérelmezni kell a nukleáris biztonsági hatóságnál a nukleáris létesítmény üzemeltetési engedélyének módosítását. Az engedély iránti kérelemben - az új nukleáris létesítményre vonatkozó tartalmi követelmények teljesítésén túl - be kell mutatni az eredeti üzemeltetési engedélyt megalapozó dokumentumokban szükséges módosításokat, és be kell nyújtani - az 1.4.1.1800. pontnak megfelelően - az Átalakítást Értékelő Jelentést.

Az engedély iránti kérelem tartalmi követelményei

1.2.5.0600. Az engedély iránti kérelemben:

a) össze kell foglalni és meg kell alapozni az üzembe helyezési program végrehajtása során szükségessé vált, a Végleges Biztonsági Jelentést érintő változtatásokat,

b) igazolni kell a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek és rendszerelemek állapotváltozásának figyelemmel kíséréséhez és értékeléséhez szükséges "0" állapotra vonatkozó adatok rendelkezésre állását,

c) igazolni kell, hogy biztosított a nukleáris létesítményben keletkező radioaktív hulladék - ideértve atomreaktorok esetén a kiégett üzemanyagot - biztonságos, a tudomány legújabb igazolt eredményeivel, a nemzetközi elvárásokkal, valamint tapasztalatokkal összhangban levő átmeneti tárolása vagy végleges elhelyezése,

d) be kell mutatni, hogy az engedélyes miként biztosítja az üzemeltetési engedély kérelmezett időbeli hatálya alatt a nukleáris biztonság fenntartásához szükséges erőforrásokat,

e) kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény esetében az üzemelő létesítmény biztonságát a nukleáris létesítmény életciklusának üzemeltetési szakaszához kapcsolódó létesítési és üzembe helyezési tevékenységek figyelembe vételével kell igazolni, továbbá

f) igazolni kell, hogy minden típusú sugárveszélyes munkavégzés megfelelően szabályozva van a Munkahelyi Sugárvédelmi Szabályzatban, összhangban az ALARA-elvvel.

1.2.5.0700. Az engedély iránti kérelemhez mellékelni kell az üzembe helyezési engedély alapján lefolytatott tevékenységek tapasztalatai alapján felülvizsgált:

a) aktualizált Végleges Biztonsági Jelentést, amelynek - az üzembe helyezési vizsgálatok eredményeit is figyelembe véve - igazolnia kell, hogy

aa) a nukleáris létesítmény az érvényes tervezési alapnak megfelelően működik,

ab) a biztonságos üzemeltetéshez szükséges ellenőrzési, kezelési, üzemzavar-elhárítási és balesetkezelési előírások alkalmasak a megfogalmazott célok elérésére, és

ac) a Végleges Biztonsági Jelentésben megfogalmazott üzemeltetési feltételek és korlátok mellett biztosított a biztonságos üzemeltetés,

b) Üzemeltetési Feltételek és Korlátok dokumentumot,

c) a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszereknek és rendszerelemeknek a tervekben és a Végleges Biztonsági Jelentésben meghatározott állapota fenntartását biztosító eljárásokat ismertető dokumentumot,

d) az üzemzavarok elhárítását szabályozó kezelési utasítást,

e) balesetkezelési eljárásokat,

f) a nukleáris létesítmény Nukleárisbaleset-elhárítási Intézkedési Tervét, valamint

g) Munkahelyi Sugárvédelmi Szabályzatot.

1.2.5.0800. Kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény esetén az üzemzavar-elhárítási utasításokat és indokolt esetben a baleset-kezelési útmutatókat a továbbépítéssel összefüggő létesítési és üzembe helyezési tevékenységek körére is ki kell terjeszteni,

1.2.5.0900. A dózismegszorítás értékét üzemeltetési engedély kiadásakor, de legalább az IBF keretén belül felül kell vizsgálni.

1.2.6. Tervezett üzemidőn túli üzemeltetés engedélye

Általános követelmények

1.2.6.0100. Atomerőmű kivételével a nukleáris létesítmény tervezett üzemidőn túli üzemeltetésének engedélyezése a tervezett üzemidő lejártát megelőző legkésőbbi, majd az azt követő valamennyi további időszakos biztonsági felülvizsgálat alapján új - a nukleáris létesítmény következő időszakos biztonsági felülvizsgálatáig hatályos - üzemeltetési engedélyének kiadásával történik.

1.2.6.0200. Atomerőművi blokk esetén a tervezett üzemidőn túli üzemeltetés engedélyezése új üzemeltetési engedély kiadásával történik.

1.2.6.0300. Atomerőművi blokk esetén a tervezett üzemidőn túli üzemeltetés engedélyezésének körébe tartoznak:

a) a biztonsági funkciót ellátó rendszerek és rendszerelemek,

b) a nem biztonsági osztályba sorolt rendszerelemek közül azok, amelyek meghibásodása megakadályozza a rendszereket, rendszerelemeket a biztonsági funkciójuk megvalósításában, valamint

c) az eseti hatósági döntéssel a terjedelembe sorolt rendszerek és rendszerelemek.

1.2.6.0400. Az engedélyezést megelőzően az atomerőművi blokk tervezett üzemidején túli üzemeltetése feltételeinek megteremtésére és az üzemeltethetőség igazolására az engedélyes programot készít és hajt végre.

1.2.6.0500. Az atomerőművi blokk tervezett üzemidőn túli üzemeltetés engedélyezése az alábbi alapelvekre épül:

a) az atomerőművi blokk tervezett üzemidején túli üzemeltetése engedélyezésének előkészítése és a tervezett üzemidőn túli üzemeltetés során a biztonságos üzemeltethetőséget a jogszabályok előírásaival és a hatósági előírásokkal összhangban folyamatosan fenn kell tartani, vagyis a nukleáris létesítmény üzemeltetésével kapcsolatosan felmerült aktuális problémákat a nukleáris létesítmény hatályos üzemeltetési engedélyének keretén belül kell megoldani;

b) az atomerőművi blokk tervezett üzemidején túli üzemeltetése során a rendszerek és rendszerelemek biztonsági elemzésekben figyelembe vett, szükséges biztonsági tartalékainak elhasználása soha nem engedhető meg az engedélyezett üzemidő közelgő végére történő hivatkozással;

c) a 4. melléklet 4.6. pontja szerinti, a műszaki állapot fenntartását szolgáló tevékenységeket az engedélyes a tervezett üzemidőn belül megkezdi és folyamatosan végzi, továbbá e tevékenység hatékonyságát szisztematikusan ellenőrzi és értékeli;

d) a c) pont figyelembevételével a tervezett üzemidőn túli üzemeltethetőség igazolása alapvetően a passzív és hosszúéletű rendszerelemek alkalmasságának igazolására korlátozódik;

e) a korszerű nemzetközi követelményekből levezethető biztonságnövelő intézkedéseket az időszakos biztonsági felülvizsgálat keretében kell meghatározni, a vonatkozó szabályok szerint.

Atomerőművi blokk tervezett üzemidőn túli üzemeltethetősége feltételeinek megvalósítására előirányzott program

1.2.6.0600. Az atomerőművi blokk tervezett üzemidőn túli üzemeltethetősége feltételeinek megvalósítására előirányzott program (a továbbiakban: ÜH program) az atomerőmű egy vagy több blokkjára egyidejűleg benyújtható. Az ÜH programban minimálisan 20 év üzemeltetési tapasztalatot kell elemezni, több atomerőművi blokkra vonatkozó ÜH programnál a legelőször üzembe helyezett atomerőművi blokk üzemidejét kell figyelembe venni.

1.2.6.0700. Az ÜH programnak tartalmaznia kell az üzemidő kiterjesztésének tervezett időtartamát.

1.2.6.0800. Az ÜH program tartalmát a tervezett üzemidőn túli üzemeltetés új üzemeltetési engedélye iránti kérelem tartalmi követelményei szerint kell meghatározni. A programban igazolni kell, hogy annak végrehajtásával a hatályban lévő üzemeltetési engedély alapjául szolgáló kritériumok teljesülnek a Nukleáris Biztonsági Szabályzatok követelményeinek megfelelően a teljes kiterjesztett üzemidőre. Az ÜH programban ismertetni kell a benyújtásakor már teljesülő követelményeket. A követelmények teljesülését igazoló információkat be kell mutatni, vagy azokra hivatkozni kell. Ezen kívül ismertetni kell a további követelmények teljesülésének helyzetét, valamint azokat a tevékenységeket - elvégzésük tervezett ütemezésével együtt -, amelyeket az ÜH program maradéktalan teljesülése érdekében végre kívánnak hajtani.

1.2.6.0900. Az ÜH program végrehajtása során felmerülő átalakítások elvégzéséhez szükséges engedélyeket a hatályos üzemeltetési engedély fennállása alatt, a vonatkozó tevékenység engedélyezésére irányadó szabályok szerint külön kell beszerezni.

Atomerőművi blokk tervezett üzemidőn túli üzemeltetése

1.2.6.1000. A tervezett üzemidőn túli üzemeltetés engedélyezése az engedélyes kérelmére kiadott új üzemeltetési engedélyben történik. Az engedély iránti kérelmet atomerőművi blokkonként kell benyújtani legkésőbb a tervezett üzemidőre érvényes üzemeltetési engedély lejárta előtt egy évvel.

Az üzemeltetési engedély hatálya

1.2.6.1100. Az új üzemeltetési engedély birtokában az atomerőművi blokk az engedélyben meghatározott feltételekkel és ideig tartható üzemben.

1.2.6.1200. A nukleáris biztonsági hatóság az üzemeltetés nukleáris biztonságát és egyéb körülményeit figyelembe véve szabja meg az engedély időbeli hatályát, de az nem lehet hosszabb a tervezett üzemidőn túli üzemeltetést megalapozó dokumentációban előirányzott és igazolt időtartamnál.

1.2.6.1300. Az üzemeltetési engedélynek a tervezett üzemidőn túli üzemeltetés nukleáris biztonsági hatóság által engedélyezett időtartamán belüli érvénytelenné válását követően az atomerőművi blokk újbóli üzemeltetése az 1.2.7. pont szerinti eljárásban szerzett, új üzemeltetési engedély birtokában lehetséges.

Az engedély iránti kérelem tartalmi követelményei

1.2.6.1400. Az engedély iránti kérelemben be kell mutatni:

a) a nukleáris létesítményre és annak üzemeltetőjére vonatkozó általános információkat,

b) a tervezett üzemidőn túli üzemeltetési engedély terjedelmébe tartozó rendszerek és rendszerelemek meghatározását,

c) a passzív és hosszúéletű rendszerelemek öregedéskezelésének átfogó felülvizsgálatát,

d) a korlátozott időtartamra érvényes elemzések kezelését,

e) a Végleges Biztonsági Jelentés szükséges módosításait,

f) az Üzemeltetési Feltételek és Korlátok dokumentum szükséges módosításait,

g) az üzemeltetési engedély alapjául szolgáló további dokumentumok módosításait,

h) annak igazolását, hogy az ÜH programot végrehajtották, és az abban meghatározott tevékenységek alapján a teljes tervezett időtartam alatt

ha) az atomerőművi blokk biztonságosan üzemeltethető állapotban van, és ennek hosszú távú fenntartásához szükséges műszaki, adminisztratív feltételek biztosítottak, és

hb) az engedélyes rendelkezik hosszú távon a nukleáris biztonság fenntartásához szükséges erőforrásokkal, továbbá

i) a tervezett üzemidőn túli üzemeltetés elemzésekkel megalapozott tervezett időtartamát.

1.2.6.1500. Az engedély iránti kérelemhez mellékelni kell az alábbi dokumentumok aktualizált változatát:

a) az Üzemeltetési Feltételek és Korlátok dokumentum,

b) a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek és rendszerelemek 4. melléklet 4.6. pontja szerinti megfelelő állapotának fenntartását biztosító eljárásokat ismertető dokumentum,

c) az üzemzavarok elhárítását szabályozó kezelési utasítás,

d) a balesetkezelési eljárások,

e) a nukleáris létesítmény Nukleárisbaleset-elhárítási Intézkedési Terve, továbbá

f) a Munkahelyi Sugárvédelmi Szabályzat.

1.2.6.1600. A tervezett üzemidőn túli üzemeltetést megalapozó dokumentáció és az ÜH program tartalmára vonatkozó ajánlásokat útmutató tartalmazza.

1.2.7. A visszavont vagy hatályát vesztett üzemeltetési engedély ismételt megszerzése

1.2.7.0100. Az 1.2.5. pont vagy az 1.2.6. pont szerinti üzemeltetési engedély hatályának megszűnése esetén új üzemeltetési engedély iránti kérelmet kell benyújtani. Nem szükséges új üzemeltetési engedély iránti kérelmet benyújtani, ha az 1.2.6.0900. pont szerinti kérelmet az engedélyes időben benyújtotta, de a tervezett üzemidőn túli üzemeltetés engedélyezésére vonatkozó eljárás még folyamatban van a korábbi üzemeltetési engedély időbeli hatályának lejártakor. Ebben az esetben az 1.2.6. pont szerinti engedélyezési eljárást kell befejezni.

Az engedély hatálya

1.2.7.0200. A végleges üzemeltetési engedély birtokában a nukleáris létesítmény - a jogszabályban előírt egyéb engedélyek megléte esetén - az engedélyben meghatározott feltételekkel és ideig tartható üzemben.

1.2.7.0300. A nukleáris biztonsági hatóság az üzemeltetés nukleáris biztonságát és egyéb körülményeit figyelembe véve szabja meg az engedély időbeli hatályát, de az nem lehet hosszabb a már üzemeltetési engedély birtokában üzemeltetett nukleáris létesítmény tervezett, vagy a tervezett üzemidőn túli üzemeltetésére vonatkozó engedélyében meghatározott üzemidejének visszamaradó részénél.

Az engedély iránti kérelem tartalmi követelményei az engedély hatályának megszűnése esetén

1.2.7.0400. Az engedély iránti kérelemben igazolni kell, hogy

a) a nukleáris létesítmény biztonságosan üzemeltethető állapotban van, ennek hosszú távú fenntartásához szükséges műszaki és adminisztratív feltételek biztosítottak és a sugárvédelmi előírások megfelelőek,

b) az engedélyes rendelkezik hosszú távon a nukleáris biztonság fenntartásához szükséges erőforrásokkal, valamint

c) az engedély hatályának megszűnését, korlátozását eredményező okokat és körülményeket felszámolták, továbbá a nukleáris biztonsági hatóság által előírtakat teljesítették.

1.2.7.0500. Az engedély iránti kérelemhez mellékelni kell:

a) a tervezett üzemidőn belüli időszakban az 1.2.5. pontban, a tervezett üzemidőn túli üzemeltetés időszakában az 1.2.6. pontban rögzítettek szerinti, az eredeti üzemeltetési engedélyt megalapozó dokumentumok szükséges módosításait, a módosítások indokolását és az eredeti üzemeltetési engedélyt megalapozó dokumentumok aktualizált változatát, valamint

b) az 1.2.7.0400. pont szerintiek igazolásához szükséges, a nukleáris biztonsági hatóság által igényelt dokumentumokat.

1.2.8. Nukleáris létesítmények megszüntetésének engedélyezése

Általános rendelkezések

1.2.8.0100. Az engedélyes az üzemeltetés időszakában tájékoztatás céljából a nukleáris létesítmény Előzetes Leszerelési Tervét minden egyes aktualizálást követően benyújtja a nukleáris biztonsági hatóságnak.

1.2.8.0200. Egymáshoz csatlakozó telephelyeken lévő, technológiai vagy szervezeti kapcsolatban álló nukleáris létesítmények megszüntetésének dokumentációja külön is benyújtható a nukleáris biztonsági hatóságnak, azonban azokban be kell mutatni a nukleáris biztonságot érintő kölcsönhatásokat.

1.2.8.0300. Az engedélyes haladéktalanul bejelenti a nukleáris biztonsági hatóságnak, ha döntést hozott a nukleáris létesítmény végleges leállításáról. A bejelentésben ismerteti a nukleáris létesítmény megszüntetésének tervezett ütemezését.

1.2.8.0400. A 8. melléklet 8.2.4. pontjában meghatározott Végleges Leszerelési Tervet az engedélyes a nukleáris létesítmény végleges leállítását követően két éven belül tájékoztatás céljából benyújtja a nukleáris biztonsági hatóságnak.

1.2.8.0500. Az engedélyes a leszerelés végrehajtási időszakában a tevékenységek alapjául szolgáló Végleges Leszerelési Tervét minden egyes aktualizálást követően tájékoztatás céljából benyújtja a nukleáris biztonsági hatóságnak.

1.2.8.0600. A nukleáris létesítmények megszüntetésének nukleáris biztonsági hatósági felügyelete magában foglalja a végleges leállítási engedély és a leszerelési engedély kérelemre történő kiadását, valamint az azokban meghatározott egyes tevékenységek megkezdéséhez szükséges jóváhagyás megadását a meghatározott feltételek fennállásakor, az 1.2.9. pont szerinti nukleáris biztonsági felügyeletet megszüntető határozat meghozatalát, továbbá az engedélyekben és a határozatban előírtak teljesülésének ellenőrzését.

Végleges leállítási engedély

1.2.8.0700. A végleges leállítási engedély az üzemeltetési tevékenység - beleértve a kiégett üzemanyag átmeneti tárolójában a tárolás megszüntetését - felhagyásával kapcsolatos, és az annak részeként elvégzendő, a leszerelés előkészítéséhez szükséges tevékenységek végrehajtására jogosítja fel az üzemeltetési engedély birtokosát.

1.2.8.0800. A nukleáris biztonsági hatóság a végleges leállítási engedélyben

a) felsorolja a végleges leállítás és a leszerelésnek az üzemeltetés keretében történő előkészítése során - jogszabály alapján - szükséges további nukleáris biztonsági engedélyeket az engedély iránti kérelemben bemutatott, adott időszakra tervezett tevékenységek alapján,

b) rendelkezik azokról a tevékenységekről, amelyek megkezdését külön nukleáris biztonsági hatósági jóváhagyás megszerzéséhez köti,

c) meghatározza a jóváhagyás megadásának feltételeit, valamint

d) meghatározza a végleges leállítás és a leszerelés előkészítése során benyújtandó rendszeres és eseti jelentéseket és azok tartalmát.

1.2.8.0900. A nukleáris biztonsági hatóság a nukleáris létesítmény végleges leállításának és a leszerelés üzemeltetés keretében történő előkészítésének tervében meghatározott időtartamra, de legfeljebb 10 évre adja ki az engedélyt. Amennyiben a leszerelés előkészítő szakasza védett megőrzési időszakot is magában foglal, az engedély időbeli hatálya egyszer, vagy többször kérelemre meghosszabbítható, alkalmanként legfeljebb tíz évvel, összesen legfeljebb a védett megőrzés időtartamával.

Az engedély iránti kérelem tartalmi követelményei

1.2.8.1000. Az engedély iránti kérelemnek tartalmaznia kell:

a) annak bemutatását, hogy az üzemeltetési tevékenység felhagyása hogyan illeszkedik az esetlegesen meglévő nemzeti, ágazati megszüntetési stratégiába, valamint, hogy összhangban van a nukleáris létesítmény megszüntetésének koncepciójával, és megfelel a nukleáris biztonsági hatósági előírásoknak,

b) a nukleáris létesítmény végleges leállításának, a leszerelés előkészítésének tervét,

c) a nukleáris létesítmény végleges leállítása és a leszerelés közötti esetleges védett megőrzés időszaka alatt a szükséges mértékű állapot fenntartási és ellenőrzési feladatok tervét és azok megalapozását, valamint

d) a nukleáris létesítmény végleges leállítása során megvalósítandó sugárvédelmi intézkedéseket és megalapozásukat.

1.2.8.1100. Az engedély iránti kérelemhez mellékelni kell

a) a Végleges Biztonsági Jelentés aktualizált változatát,

b) a nukleáris létesítmény aktualizált Nukleárisbaleset-elhárítási Intézkedési Tervét,

c) a nukleáris létesítmény jellegétől függően az üzemzavarok elhárítását szabályozó, állapotorientált kezelési utasítás, valamint a balesetkezelési eljárások aktualizált változatát,

d) atomerőművi blokk esetében a villamos energiatermelés hatósági felügyeletét ellátó államigazgatási szerv villamosenergia-termelés megszüntetésére vonatkozó engedélyét,

e) a nukleáris létesítmény végleges üzemen kívül helyezése során megvalósítandó sugárvédelmi intézkedéseket és megalapozásukat,

f) a Munkahelyi Sugárvédelmi Szabályzatot.

g) a nukleáris létesítmény végleges üzemen kívül helyezésének tervét és a leszerelési terv aktualizált változatát,

h) a nukleáris létesítmény végleges leállítása és a leszerelés közötti esetleges védett megőrzés időszaka alatt a szükséges mértékű állapotfenntartást célzó intézkedési tervet és annak megalapozását,

i) a nukleáris létesítmény esetlegesen választott halasztott leszerelésének tényéről és annak jellemzőiről szóló tájékoztatást.

Leszerelési engedély

1.2.8.1200. A leszerelési engedély jogszabályban előírt egyéb engedélyek megléte és az engedélyben rögzített feltételek teljesülése esetén a nukleáris létesítmény megszüntetése céljából, rendszereinek, rendszerelemeinek megszüntetésére és leszerelésére, az 1.5.1.0400. pont figyelembevételével az építmények és épületszerkezetek lebontására, továbbá a telephely korlátozott vagy korlátlan hasznosításához szükséges egyéb tevékenységek elvégzésére jogosít fel. Az engedély tartalmazza a leszerelési tevékenységek befejezésének kritériumait.

1.2.8.1300. A nukleáris biztonsági hatóság a leszerelési engedélyben

a) felsorolja a leszerelés során, jogszabály alapján szükséges további nukleáris biztonsági engedélyeket az engedély iránti kérelemben bemutatott, a leszerelés során végrehajtandó tevékenységek figyelembevételével,

b) rendelkezik azokról a tevékenységekről, amelyek megkezdését külön nukleáris biztonsági hatósági jóváhagyás megszerzéséhez köti,

c) meghatározza a jóváhagyás megadásának feltételeit, valamint

d) meghatározza a leszerelés során benyújtandó rendszeres és eseti jelentéseket és azok tartalmát.

1.2.8.1400. A leszerelési engedély időbeli hatálya 10 év. Ha a leszerelés szakasza védett megőrzési időszakot is magában foglal, az engedély időbeli hatálya legfeljebb a védett megőrzés időtartamával hosszabb lehet.

Az engedély iránti kérelem tartalmi követelményei

1.2.8.1500. Az engedély iránti kérelemnek tartalmaznia kell:

a) a leszerelési tevékenység tervét,

b) a Végleges Leszerelési Tervnek a megszüntetési stratégiával való összhangját, beleértve a tervezett végső állapot meghatározását,

c) a terv végrehajtásához szükséges műszaki, szervezési és egyéb feltételeket, továbbá azok biztosítási módját,

d) a tapasztalatok és a tudásmegőrzés módját,

e) a sugárvédelmi célkitűzéseket és azok betartásának módját, valamint

f) a radioaktív hulladékok elhelyezésének, feldolgozásának, felszabadításának és szállításának módját.

1.2.8.1600. Az engedély iránti kérelemhez mellékelni kell:

a) a Végleges Leszerelési Tervet és annak megalapozását,

b) a 8. melléklet szerinti Leszerelési Biztonsági Jelentést és a leszerelési időszakra vonatkozó Nukleárisbaleset-elhárítási Intézkedési Tervet, valamint

c) a Munkahelyi Sugárvédelmi Szabályzatot.

1.2.9. Nukleáris létesítmény nukleáris biztonsági hatósági felügyeletének megszüntetése

1.2.9.0100. Az engedélyes a 8. mellékletben meghatározott Végleges Leszerelési Jelentést benyújtja a nukleáris biztonsági hatósághoz.

1.2.9.0200. A Végleges Leszerelési Jelentés alapján az engedélyes kérelmezheti, hogy a nukleáris biztonsági hatóság szüntesse meg a nukleáris létesítmény vagy együttesen a nukleáris létesítmény és a telephely nukleáris biztonsági hatósági felügyeletét. A telephely nukleáris biztonsági hatósági felügyelete akkor szüntethető meg, ha

a) a telephelyen lévő valamennyi nukleáris létesítmény megszüntetési stratégiájában előirányzott végső állapotot elérték, és

b) az engedélyes vagy más személy nem kíván új nukleáris létesítményt létrehozni a telephelyen.

1.2.9.0300. A nukleáris létesítmény, valamint a telephely nukleáris biztonsági felügyelete megszüntethető korlátozás nélküli felhasználásra engedélyezett felszabadítással, vagy korlátozások fenntartásával történő felhasználásra engedélyezett felszabadítással. A korlátozás nélküli felhasználásra és a korlátozások fenntartásával történő felhasználásra engedélyezett felszabadítás kritériumait jogszabály határozza meg.

1.2.9.0400. Ha az engedélyes a nukleáris létesítmény, valamint a telephely korlátozások fenntartásával történő felhasználásra engedélyezett felszabadítását kérelmezi, akkor ehhez kidolgozza és benyújtja a korlátozásokra vonatkozó javaslatát, továbbá az azok megtartását biztosító intézményesített ellenőrzési rendszer tervezetét. Az intézményesített ellenőrzési rendszer célját és követelményeit, valamint a rendszer megalapozásának módját a 8. melléklet tartalmazza.

1.2.9.0500. A korlátozások fenntartásával történő felhasználásra engedélyezett felszabadítást kimondó határozatnak tartalmaznia kell a korlátozásokat, a betartásukra, továbbá az intézményesített ellenőrzési rendszer felállítására és működtetésére vonatkozó kötelezéseket.

1.2.9.0600. A nukleáris létesítmény, valamint a telephely nukleáris biztonsági felügyeletét korlátozás nélküli felhasználásra engedélyezett felszabadítással, vagy korlátozások fenntartásával történő felhasználásra engedélyezett felszabadítással megszüntető határozatban rendelkezni kell a kötelezően megőrzendő dokumentáció összetételéről, az egyes dokumentumfajták szükséges példányszámáról, megőrzési idejéről és elhelyezéséről. A nukleáris biztonsági hatósági felügyelet, az engedélyes felelőssége és engedélyesi státusza csak a nukleáris létesítmény dokumentációjának a határozat szerinti archiválását követően szűnik meg.

1.2.9.0700. A korlátozások fenntartásával történő felhasználásra engedélyezett felszabadítást követően a telephely, továbbá a nukleáris létesítmény felügyeletét, ezen belül a korlátozások megtartásának és az intézményesített ellenőrzési rendszer működtetésének ellenőrzését jogszabályban meghatározott közigazgatási szerv végzi.

1.2.10. A nukleáris létesítmény engedélyesének változása

1.2.10.0100. Az engedélyes személyében történő változtatás szándékának bejelentését új engedély iránti kérelemnek kell tekinteni, és új engedélyezési eljárást kell lefolytatni. Az Atv. 7. § (1) bekezdésében szabályozott esetekben a kérelemhez csatolni kell a Kormány előzetes, elvi hozzájárulásának hiteles másolatát. A szabályozásban a kérelem részeként nevesített, de az engedélyes személyében bekövetkező változás által nem érintett dokumentumok esetén elegendő a visszakereshetőséget biztosító módon hivatkozni arra a korábbi eljárásra, amelynek keretében a dokumentációt benyújtották a nukleáris biztonsági hatósághoz. A kérelemhez mellékelni kell az aktuális engedélyes nyilatkozatát arról, hogy egyetért az új engedélyes személyével, és az új engedély kiadása esetén nem kíván engedélyes maradni.

1.2.10.0200. Az eljárásban a nukleáris biztonsági hatóság legalább az engedély szerinti tevékenység biztonságos végzéséhez szükséges műszaki, technológiai, anyagi és személyi feltételek meglétét vizsgálja.

1.2.11. Atomerőművi blokk fűtőelemcseréjét követő indításának engedélyezése

1.2.11.0100. Az atomerőmű reaktorában végrehajtott fűtőelem-átrendezést vagy fűtőelemcserét követően az atomreaktor kritikussá tétele csak nukleáris biztonsági hatósági engedély birtokában hajtható végre.

Az engedély hatálya

1.2.11.0200. Az engedély az atomerőművi blokk minimális ellenőrzött teljesítményre hozására és azt követően a névleges teljesítményre történő felterhelésére jogosít. A névleges teljesítmény elérését követően az engedély automatikusan hatályát veszti, és az üzemeltetést az atomerőművi blokk üzemeltetési engedélye szerint kell végezni.

Az engedély iránti kérelem tartalmi követelményei

1.2.11.0300. Az engedély iránti kérelemben igazolni kell, hogy az atomerőművi blokk a fűtőelemcserét követően megfelel a nukleáris biztonsági követelményeknek, a berakott új zóna mellett a biztonsági elemzések, az Üzemeltetési Feltételek és Korlátok dokumentum érvényben maradnak, elvégezték az atomerőművi blokk biztonságos üzemeltetéséhez szükséges karbantartási, javítási, átalakítási munkákat és ellenőrzéseket.

1.2.11.0400. Az engedély iránti kérelemhez mellékelni kell:

a) a főjavítás tervét, valamint

b) a fűtőelemköteg-mozgatás tervét, előzetes kartogramjait, az aktív zóna előzetes töltettervét és biztonsági megalapozását.

1.2.11.0500. Az újraindítás engedélykérelmét és az 1.2.11.0400. pont szerinti dokumentumokat az atomerőművi blokk fűtőelemcseréjével járó tervezett leállása előtt legalább 2 héttel kell benyújtani.

1.2.11.0600. Az aktív zóna tervezett kritikussá tételét megelőzően legalább egy héttel, a benyújtást megelőző 2. nap szerinti állapotnak megfelelő tartalommal a nukleáris biztonsági hatóság részére tájékoztatásul be kell nyújtani:

a) a megvalósított aktív zóna töltettervét, reaktorfizikai jellemzőit, indítási számításait és biztonsági megalapozását,

b) a fűtőelemkötegek elhelyezkedésének kartogramjait,

c) a főjavítás alatt kivitelezett vagy még kivitelezés alatt álló átalakítások listáját,

d) az elvégzett műszaki biztonsági felülvizsgálatok, anyagvizsgálatok, korróziós vizsgálatok ismertetését és azok eredményét, továbbá a hátralévő vizsgálatok listáját és ütemezését,

e) az elvégzett blokkindítási próbákat és azok eredményét, továbbá a hátralévő próbák listáját és ütemezését,

f) a tervezett karbantartási és javítási munkák teljesülésének, a terven felüli munkák és azok szükségességének a bemutatását, az elmaradt munkák rövid indokolását, valamint

g) a főjavítás során bekövetkezett nukleáris biztonságot érintő események és azok kezelésének összefoglalását.

1.3. A NUKLEÁRIS RENDSZEREKRE ÉS RENDSZERELEMEKRE VONATKOZÓ NUKLEÁRIS BIZTONSÁGI ENGEDÉLYEK

1.3.1. Általános szabályok

1.3.1.0100. Az 1.3. pont rendelkezéseit a nukleáris létesítmény létesítési életciklus szakasza során kell alkalmazni.

1.3.1.0200. Modulrendszerű nukleáris létesítmény létesítése esetén az egyes modulokhoz legyártandó rendszerelemeket 1.3. pontban foglaltak szerint, az építményeket, épületszerkezeteket az 1.5. pontban foglaltak szerint kell engedélyeztetni. Azon meglévő rendszerek, rendszerelemek átalakítására, amelyeknek ki kell szolgálniuk a már üzemelő és újonnan létesített modulokat is, az 1.4. pont előírásait kell alkalmazni.

1.3.1.0300. Több beépítendő vagy felszerelendő, a beépítés helyétől, biztonsági és földrengés-biztonsági osztályba sorolásából, továbbá az ellátandó funkcióból származtatott egységes követelményeknek megfelelő rendszerelem gyártására vagy beszerzésére a nukleáris biztonsági hatóságtól gyártási vagy beszerzési típusengedély is kérelmezhető. A típusengedély iránti kérelem tartalmára és hatályára az 1.3.2. és 1.3.3. pontban foglaltakat kell alkalmazni.

1.3.1.0400. Kockázati szempontból egy biztonsági osztályba sorolt rendszer vagy rendszerelem mindaddig szignifikánsnak minősül, amíg a nukleáris biztonsági hatóság által jóváhagyott - bejelentési és tájékoztatási kötelezettség megállapítására szolgáló - kockázat szempontú fontossági elemzés alapján ennek ellenkezője nem igazolt.[19]

1.3.2. Gyártási engedély, az engedélyesi bejelentés tudomásulvétele és a nukleáris biztonsági hatóság tájékoztatása[20]

1.3.2.0100. A nukleáris biztonsági hatóság által kiadott engedély alapján gyárthatók:

a) az 1. biztonsági osztályba tartozó nyomástartó berendezések, csővezetékek és egyéb rendszerek vagy rendszerelemek, amennyiben azokat - a 3.3.1.1800. és 3a.3.1.2200. pontban foglaltak figyelembevételével - nem kereskedelmi termékként szerzik be,[21]

b)[22]

c)[23]

d)[24]

e)[25]

f) a kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény esetében a kiemelten fontos és fontos biztonsági osztályba tartozó rendszerelemek és szoftverek, amelyek kereskedelmi termékként nem szerezhetők be.

1.3.2.0110. A kockázat szempontú fontossági elemzés alapján szignifikánsnak minősített, vagy a 3a.2.1.2400. pont szerinti új tervezési megoldással készülő, 2. és 3. biztonsági osztályba sorolt rendszerek vagy rendszerelemek gyártását - ha azokat az engedélyes nem kereskedelmi termékként szerzi be - az engedélyesnek a gyártás megkezdése előtt a nukleáris biztonsági hatóságnak be kell jelentenie. A bejelentéshez mellékelni kell:[26]

a) a 9.4.4. és 9.4.7. pont szerinti ellenőrzési terveket,

b) a 9.4.2.0400. pont szerinti gyártási dokumentáció távoli elérési linkjét,

c) a 9.2.1.0700. pont szerinti biztonsági szervezet által kiállított, a gyártási dokumentáció független felülvizsgálatát igazoló dokumentumot, és

d) új tervezésű rendszerelem esetében az engedélyes nyilatkozatát a 3a.2.1.2400. pontban előírt követelmények teljesüléséről.

1.3.2.0120. Az 1.3.2.0110. pont szerinti bejelentés alapján a nukleáris biztonsági hatóság bejelentés-tudomásulvételi eljárást folytat le.[27]

1.3.2.0130. Az engedélyes a kockázat szempontú fontossági elemzés alapján nem szignifikánsnak minősített, 2. és 3. biztonsági osztályba sorolt rendszerek vagy rendszerelemek gyártásáról - ha azokat az engedélyes nem kereskedelmi termékként szerzi be - a gyártás megkezdése előtt tájékoztatja a nukleáris biztonsági hatóságot. A tájékoztatáshoz mellékelni kell a gyártási tervdokumentáció engedélyes általi elfogadását igazoló iratot. E követelmény automatizált értesítésküldés mellett, táv-adatszolgáltatás útján is teljesíthető.[28]

A gyártási engedély hatálya[29]

1.3.2.0200. A gyártási engedély az abban rögzített feltételek teljesülése esetén a rendszer vagy rendszerelem gyártására és a telephelyre történő beszállítására jogosít fel.[30]

1.3.2.0300. A gyártási engedély határozott ideig hatályos, időtartamát a nukleáris biztonsági hatóság a gyártási tevékenység egyediségét, a rendszer vagy rendszerelem biztonsági fontosságát, a gyártás előkészítéséhez és elvégzéséhez szükséges időt figyelembe véve határozza meg, de az nem lehet 5 évnél hosszabb.[31]

1.3.2.0400. A gyártási engedély hatálya - a jogszabályi előírások változatlansága esetén - egy alkalommal meghosszabbítható a gyártási engedély hatályosságával legfeljebb azonos időtartammal.[32]

A gyártási engedély iránti kérelem tartalmi követelményei[33]

1.3.2.0500. Az 1.3.2.0100. pont a) alpontja szerinti engedély iránti kérelemnek tartalmaznia kell:[34]

a)[35]

b) rendszerelem esetén azon rendszer megnevezését, amelyhez a rendszerelem tartozik, valamint a beépítés helyét és a rendszerelem feladatát az atomerőművi blokk minden tervezett üzemállapotában;[36]

c) a jogszabályban és a nukleáris létesítmény Előzetes Biztonsági Jelentésében a rendszerre vagy rendszerelemre, a beépítés helyére, a biztonsági és földrengés-biztonsági osztályra meghatározott, a gyártás során figyelembe veendő műszaki és minőségi követelményeket;[37]

d) a nukleáris biztonsági követelmények figyelembevételét igazoló tervezői nyilatkozatokat;

e)[38]

f)[39]

g)[40]

h)[41]

i)[42]

j) a tervező és a gyártómű minősítő lapját;[43]

k)[44]

l)[45]

m)[46]

n)[47]

o) az eljáráshoz kapcsolódóan a nukleáris biztonsági hatóság által kiadott engedély ügyszámát, a kérelem megalapozásához felhasznált, az engedélyes által korábban benyújtott dokumentáció megnevezését és ezek azonosítóit; és[48]

p) a 9.4.2.0400. pont szerinti gyártási dokumentációt.[49]

1.3.2.0510. Az 1.3.2.0100. pont f) alpontja szerinti engedély iránti kérelemnek tartalmaznia kell:[50]

a) a rendszerelem megnevezését, biztonsági és földrengés-biztonsági osztályba sorolását, a rendszerelem által ellátott biztonsági funkció megnevezését;

b) annak a rendszernek a megnevezését, amelyhez a rendszerelem tartozik, a beépítés helyét és a rendszerelem feladatát a létesítmény minden tervezett üzemállapotában;

c) jogszabályban és a nukleáris létesítmény Előzetes vagy Végleges Biztonsági Jelentésében a rendszerelemre, a beépítés helyére, a biztonsági és földrengés-biztonsági osztályra meghatározott, a gyártás során figyelembe veendő műszaki és minőségi követelményeket;

d) a nukleáris biztonsági követelmények figyelembevételét igazoló tervezői nyilatkozatokat;

e) a rendszerelem tervezési alapját, tervezési specifikációját és ezek megalapozó dokumentumait;

f) méretezési információt;

g) műszaki leírást, amely bemutatja a nukleáris biztonsági követelményeknek megfelelő műszaki megoldást, a működést és a legfontosabb műszaki jellemzőket;

h) a gyártási folyamat és gyártási technológia leírását, szoftver esetén a szoftverkészítési folyamat, módszere és eszközei leírását;

i) a gyártás, a szoftver készítés ellenőrzési tervét, az ellenőrző szervezet megnevezését és az ellenőrző szervezetnek a tevékenység elvégzésére való alkalmasságát igazoló dokumentumokat;

j) a tervező és a gyártómű minősítését igazoló dokumentumokat;

k) a gyártmány referenciájára vonatkozó információt;

l) a rendszerelem megfelelőségét igazoló átadási dokumentáció tartalmi követelményeit;

m) rendszerelemre a gyártómű vagy a tervező által kidolgozott, az üzemeltetés feltételeire és korlátaira vonatkozó előírásokat, továbbá a rendszerelem üzemeltetésével, műszaki állapotának fenntartásával kapcsolatos előírásokat, kritériumokat, módszereket, programokat és azok időbeli ütemezését;

n) a rendszerelem karbantartásához és javításához szükséges, kopó és stratégiai tartalék alkatrészek listáját; valamint

o) az eljáráshoz kapcsolódóan a nukleáris biztonsági hatóság által kiadott engedély ügyszámát, a kérelem megalapozásához felhasznált, az engedélyes által korábban benyújtott dokumentáció megnevezését és ezek azonosítóit.

1.3.2.0600. Az 1.3.2.0500. pont b), d), j) és p) alpontja szerinti dokumentumok az új atomerőművi blokkokra vonatkozó eljárásokban magyar vagy angol nyelven nyújthatók be.[51]

1.3.3. Beszerzési engedély, az engedélyesi bejelentés tudomásulvétele és a nukleáris biztonsági hatóság tájékoztatása[52]

1.3.3.0100. A nukleáris biztonsági hatóság által kiadott engedély alapján szerezhetők be:

a) az 1. biztonsági osztályba tartozó nyomástartó berendezések, csővezetékek és egyéb rendszerek vagy rendszerelemek, amennyiben azokat a 3.3.1.1800. és a 3a.3.1.2200. pont figyelembevételével kereskedelmi termékként szerzik be;[53]

b)[54]

c)[55]

d) a kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény esetében a kiemelten fontos és fontos biztonsági osztályba tartozó rendszerelemek.

1.3.3.0110. A kockázat szempontú fontossági elemzés alapján szignifikánsnak minősített, vagy a 3a.2.1.2400. pont szerinti új tervezési megoldással készülő, 2. és 3. biztonsági osztályba sorolt rendszerek vagy rendszerelemek beszerzését - ha azok beszerezhetők kereskedelmi termékként - az engedélyesnek a végátvétel megkezdése előtt be kell jelentenie a nukleáris biztonsági hatóságnak. A bejelentéshez mellékelni kell:[56]

a) a rendszer, rendszerelem átvételének ellenőrzési tervét,

b) a 9.4.8.0100. pont szerint összeállított beszerzési dokumentáció távoli elérési linkjét,

c) a 9.2.1.0700. pont szerinti biztonsági szervezet által kiállított, a beszerzési dokumentáció független felülvizsgálatát igazoló dokumentumot, és

d) új tervezésű rendszerelem esetében az engedélyes nyilatkozatát a 3a.2.1.2400. pontban előírt követelmények teljesüléséről.

1.3.3.0120. Az 1.3.3.0110. pont szerinti bejelentés alapján a nukleáris biztonsági hatóság bejelentés-tudomásulvételi eljárást folytat le.[57]

1.3.3.0130. Az engedélyes a kockázat szempontú fontossági elemzés alapján nem szignifikánsnak minősített, 2. és 3. biztonsági osztályba sorolt rendszerek vagy rendszerelemek esetén - ha azok beszerezhetők kereskedelmi termékként - a beszerzési tervdokumentáció engedélyes általi elfogadásáról az engedélyes a végátvétel megkezdése előtt tájékoztatja a nukleáris biztonsági hatóságot. E követelmény automatizált értesítésküldés mellett, táv-adatszolgáltatás útján is teljesíthető.[58]

A beszerzési engedély hatálya[59]

1.3.3.0200. A beszerzési engedély az abban rögzített feltételek teljesülése esetén a rendszer vagy rendszerelem, mint kereskedelmi termék beszerzésére és a telephelyre történő beszállítására jogosít fel.[60]

1.3.3.0300. A beszerzési engedély határozott ideig hatályos, időtartamát a nukleáris biztonsági hatóság a beszerzendő rendszer vagy rendszerelem biztonsági fontosságát, konstrukciójának, gyártásának egyediségét, a beszerzés tervezett ütemét, a beszerzés előkészítéséhez és elvégzéséhez szükséges időt figyelembe véve határozza meg, de az nem lehet 5 évnél hosszabb.[61]

1.3.3.0400. A beszerzési engedély hatálya - a jogszabályi előírások változatlansága esetén - egy alkalommal meghosszabbítható a beszerzési engedély hatályosságával legfeljebb azonos időtartammal.[62]

A beszerzési engedély iránti kérelem tartalmi követelményei[63]

1.3.3.0500. A beszerzési engedély iránti kérelemnek tartalmaznia kell:[64]

a)[65]

b) rendszerelem esetén azon rendszer megnevezését, amelyhez a rendszerelem tartozik, a beépítés helyét és a rendszerelem feladatát a létesítmény minden tervezett üzemállapotában;[66]

c) a jogszabályban és a nukleáris létesítmény Előzetes Biztonsági Jelentésében a kereskedelmi termék tervezett beépítés helyére, a biztonsági és földrengés-biztonsági osztályra meghatározott, a beszerzés során figyelembe veendő műszaki és minőségi követelményeket;

d)[67]

e)[68]

f)[69]

g)[70]

h) a kereskedelmi termék végátvételének ellenőrzési tervét, az ellenőrző szervezet megnevezését és az ellenőrző szervezetnek a tevékenység elvégzésére való alkalmasságát igazoló dokumentumokat;

i) a gyártómű minősítő lapját;[71]

j)[72]

k)[73]

l)[74]

m)[75]

n) az eljáráshoz kapcsolódóan a nukleáris biztonsági hatóság által kiadott engedély ügyszámát, a kérelem megalapozásához felhasznált, az engedélyes által korábban benyújtott dokumentáció megnevezését és ezek azonosítóit; és[76]

o) a 9.4.8.0100. pont szerinti beszerzési dokumentációt.[77]

1.3.3.0510. Az 1.3.3.0100. pont d) alpontja szerinti engedély iránti kérelemnek tartalmaznia kell:[78]

a) a kereskedelmi termék megnevezését, biztonsági és földrengés-biztonsági osztályba sorolását, a rendszerelem által ellátott biztonsági funkció megnevezését;

b) annak a rendszernek a megnevezését, amelyhez a kereskedelmi terméket be kívánják építeni, a beépítés helyét és az ellátandó feladatot a létesítmény minden tervezett üzemállapotában;

c) jogszabályban és a nukleáris létesítmény Előzetes vagy Végleges Biztonsági Jelentésében a kereskedelmi termék tervezett beépítés helyére, a biztonsági és földrengés-biztonsági osztályra meghatározott, a beszerzés során figyelembe veendő műszaki és minőségi követelményeket;

d) a rendszerelem tervezési alapját, tervezési specifikációját, és ezek megalapozó dokumentumait;

e) méretezési információt;

f) műszaki leírást, amely bemutatja a nukleáris biztonsági követelményeknek megfelelő műszaki megoldást, a működést és a legfontosabb műszaki jellemzőket;

g) a c) pont szerinti követelményeknek való megfelelést igazoló dokumentumokat, amelynek eszközei lehetnek:

ga) a követelményeknek való megfelelés elemzése és értékelése,

gb) az alkalmazási referenciák adatainak elemzése és értékelése,

gc) a gyártómű vagy független minőségtanúsító laboratórium által elvégzett típusvizsgálat dokumentumai,

gd) a kereskedelmi termék tervezőjének nyilatkozata, vagy

ge) a kereskedelmi termék tervezési, gyártási dokumentációja;

h) a kereskedelmi termék végátvételének ellenőrzési tervét, az ellenőrző szervezet megnevezését és az ellenőrző szervezetnek a tevékenység elvégzésére való alkalmasságát igazoló dokumentumokat;

i) a gyártómű minősítését igazoló dokumentumokat;

j) a kereskedelmi termék alkalmazási referenciájára vonatkozó információt;

k) a rendszerelemre a gyártómű vagy a tervező által kidolgozott, a kereskedelmi termék üzemeltetésének feltételeire és korlátjaira vonatkozó előírásokat, továbbá a rendszerelem üzemeltetésével, műszaki állapotának fenntartásával kapcsolatos előírásokat, kritériumokat, módszereket, programokat és azok időbeli ütemezését;

l) a rendszerelem karbantartásához és javításához szükséges, kopó és stratégiai tartalék alkatrészek listáját;

m) a kereskedelmi termék megfelelőségét igazoló átadási dokumentáció tartalmi követelményeit; valamint

n) az eljáráshoz kapcsolódóan a nukleáris biztonsági hatóság által kiadott engedély ügyszámát, a kérelem megalapozásához felhasznált, az engedélyes által korábban benyújtott dokumentáció megnevezését és ezek azonosítóit.

1.3.3.0600. Az 1.3.3.0500. pont b), h), i) és o) alpontja szerinti dokumentumok az új atomerőművi blokkokra vonatkozó eljárásokban magyar vagy angol nyelven nyújthatók be.[79]

1.3.4. Szerelési engedély

1.3.4.0100. A nukleáris biztonsági hatóság által kiadott engedély alapján végezhető a szerelése:

a) az 1. biztonsági osztályba tartozó nyomástartó berendezéseknek és csővezetékeknek, valamint az egyéb rendszereknek vagy rendszerelemeknek,[80]

b) a kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény bővítésének esetében a gyártási és beszerzési engedéllyel rendelkező rendszerelemeknek.

Az engedély hatálya

1.3.4.0200. A szerelési engedély az abban rögzített feltételek teljesülése esetén a rendszerelem felállítására vagy beépítésére, más rendszerelemekhez való csatlakoztatására, az üzembevételhez szükséges előkészítő tevékenységek végrehajtására, így különösen a csővezetékek mosatására, aktív rendszerelem vagy komponensei működési próbájára jogosít fel.

1.3.4.0300. Az engedély határozott ideig hatályos, időtartamát a nukleáris biztonsági hatóság a szerelés előkészítéséhez és elvégzéséhez szükséges időt figyelembe véve határozza meg, de az nem lehet 5 évnél hosszabb.

1.3.4.0400. Az engedély hatálya - a szerelés folyamatos végzése, továbbá a jogszabályi előírások változatlansága esetén - egy alkalommal, 2 évnél nem hosszabb időtartammal meghosszabbítható. Az engedély iránti kérelem tartalmi követelményei

1.3.4.0500. Az engedély iránti kérelemnek tartalmaznia kell:

a) a rendszerelem megnevezését, biztonsági és földrengés-biztonsági osztályba sorolását, a rendszerelem által ellátott biztonsági funkció megnevezését;

b) a rendszerelem feladatát az atomerőművi blokk, illetve a kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény minden tervezett üzemállapotában;

c) a jogszabályban és a nukleáris létesítmény Előzetes Biztonsági Jelentésében a rendszerelemre, a beépítés helyére, a biztonsági és földrengés-biztonsági osztályra meghatározott, a szerelésre vonatkozó műszaki és minőségi követelményeket, továbbá a gyártmány tervezője által előírtakat;

d) a nukleáris biztonsági követelmények figyelembevételét igazoló tervezői nyilatkozatokat;

e) a szerelési tevékenység és szerelési technológiák tervdokumentációját;

f) a szerelés ellenőrzési tervét, az ellenőrző szervezet megnevezését és a tevékenység elvégzésére való alkalmasságot igazoló dokumentumokat;

g) az üzembevételt előkészítő tevékenységeket, így különösen csővezeték-mosatás, feszültség alá helyezés, működtetési próba, ezeknek a tevékenységeknek a végrehajtása során a nukleáris biztonsági követelmények teljesülése érdekében végzendő műszaki és adminisztratív jellegű tevékenységeket tartalmazó dokumentációt;

h) a szerelés megfelelőségét igazoló átadási dokumentáció tartalmi követelményeit;

i) a tervező és a szerelést végző szervezet minősítését igazoló dokumentumokat; valamint

j) az eljáráshoz kapcsolódóan a nukleáris biztonsági hatóság által kiadott engedély ügyszámát, a kérelem megalapozásához felhasznált, az engedélyes által korábban benyújtott dokumentáció megnevezését és ezek azonosítóit.

1.3.4.0600. Az 1.3.4.0500. pont e) és i) alpontjai szerinti dokumentumok az új atomerőművi blokkokra vonatkozó eljárásokban magyar vagy angol nyelven nyújthatók be.

1.3.5. Üzemeltetési engedély

1.3.5.0100. A nukleáris biztonsági hatóság által kiadott engedély szükséges az 1., 2. és 3. biztonsági osztályba sorolt, a nukleáris biztonsági hatóság felügyelete alá tartozó nyomástartó berendezések és csővezetékek üzemeltetéséhez.[81]

Az engedély hatálya

1.3.5.0200. Az üzemeltetési engedély az abban meghatározott feltételek teljesülése esetén - a nyomástartó berendezés sikeres eredményű, dokumentált, jogszabály alapján feljogosított független ellenőrző szervezet által elvégzett, az első üzembe helyezést megelőző helyszíni ellenőrzését követően - a berendezés funkció-, illetve üzembe helyezési próbáira kidolgozott programok elvégzésére és azok sikeres végrehajtása után a rendszerelem üzemeltetésére jogosít fel.[82]

1.3.5.0300. A nukleáris biztonsági hatóság a rendszerelem jellemzőit és az engedély szerinti tevékenység végzésének sajátosságait és körülményeit figyelembe véve szabja meg az engedély érvényességét, de az nem lehet hosszabb a rendszerelem tervezésénél figyelembe vett időtartamnál.

Az engedély iránti kérelem tartalmi követelményei

1.3.5.0400. Az engedély iránti kérelemnek tartalmaznia kell:

a) a rendszerelem megnevezését, biztonsági és földrengés-biztonsági osztályba sorolását, és a rendszerelem által ellátott biztonsági funkció megnevezését;

b) a rendszerelem feladatát az atomerőművi blokk minden tervezett üzemállapotában;

c) a rendszerelem megvalósulási dokumentációját;

d) az engedélyes nyilatkozatát arról, hogy a megvalósult állapot összhangban van;

da) a gyártási vagy beszerzési engedélyezési és a megvalósulási tervdokumentációval,

db) a jogszabályban, a nukleáris létesítmény Előzetes Biztonsági Jelentésében a rendszerelemre, a beépítés helyére, a biztonsági és földrengés-biztonsági osztályra meghatározott műszaki és minőségi követelményekkel, továbbá

dc) a gyártmány tervezője által tett előírásokkal;

e) az első üzembe helyezést megelőző helyszíni ellenőrzést végző, jogszabály alapján feljogosított független ellenőrző szervezet megnevezését és az ellenőrzés programját;[83]

f) az üzembevételt megelőző funkciópróbákat vagy üzembe helyezési programot, és annak igazolását, hogy a funkciópróba vagy üzembe helyezési program alkalmas a rendszerelem terv szerinti megfelelő működésének igazolására;

g) az időszakos vizsgálatok tervét és gyakoriságát;

h) a nyomástartó berendezés és csővezeték biztonságos üzemeltetéséhez szükséges üzemeltetési és karbantartási utasításokat és azok alkalmasságának igazolását a bennük megfogalmazott célok elérésére;

i) a nyomástartó berendezés és csővezeték biztonságos üzemeltetéséhez előírt üzemeltetési feltételeket és korlátokat, továbbá a feltételek és korlátok melletti biztonságos üzemeltethetőség igazolását;

j) a biztonságos üzemeltetéshez szükséges, jogszabály által előírt végzettségű, az üzemeltetési utasításban előírt számú kezelőszemélyzet meglétét igazoló dokumentumokat; valamint

k) az eljáráshoz kapcsolódóan a nukleáris biztonsági hatóság által kiadott engedély ügyszámát, a kérelem megalapozásához felhasznált, az engedélyes által korábban benyújtott dokumentáció megnevezését és ezek azonosítóit.

1.3.5.0500. Az 1.3.5.0400. pont g) alpontjában meghatározott időszakos vizsgálatok tervének tartalmaznia kell az időszakos ellenőrzések, továbbá az egyéb ellenőrzések részleteit, valamint az ezekkel kapcsolatos tevékenységeket annak érdekében, hogy a nyomástartó berendezéssel kapcsolatos minden várható vagy feltételezhető, annak üzemmenetére jellemző meghibásodási jelenség olyan időpontban észlelhető legyen, amikor az a nyomástartó berendezés biztonságát és épségét még nem veszélyezteti.

1.4. AZ ÁTALAKÍTÁSOK NUKLEÁRIS BIZTONSÁGI HATÓSÁGI FELÜGYELETE

1.4.1.0100. Az 1.4. pont előírásait a nukleáris létesítmény üzembe helyezésének és üzemeltetésének életciklus-szakaszaiban kell alkalmazni. A létesítés időszakában elhatározott, az engedélyekben rögzítettektől való eltérések kezelésére az 1.10. pont előírásait kell alkalmazni. A nukleáris létesítmény megszüntetésének életciklus-szakaszában a vonatkozó engedélyekben foglalt előírások szerint kell eljárni a műszaki konfiguráció, a szervezeti felépítés, az irányítási rendszer, valamint a műszaki és szabályozó dokumentumok átalakítása esetében.

1.4.1.0200. Az átalakítások nukleáris biztonsági hatósági felügyelete azok nukleáris biztonsági jelentősége alapján differenciált eszközökkel valósul meg, de valamennyi műszaki, dokumentációs és szervezeti átalakításra, továbbá az ideiglenes módosításokra kiterjed. A differenciálás az átalakítások 4. melléklet 4.8.2.0800. pontja, 5. melléklet 5.3.13.0300-5.3.13.0500. pontja, 6. melléklet 6.3.9.0700-6.3.9.0900. pontja szerinti kategorizálása alapján történik. A nukleáris biztonsági hatósági engedélyezési kötelezettség alá tartozó átalakításokkal szemben támasztott tartalmi és formai követelmények nem függnek az átalakított nukleáris létesítmény, rendszer vagy rendszerelem tervezett fennmaradási idejétől. A nukleáris biztonsági hatóságot nem befolyásolhatja az átalakítás tervezett megvalósítási időpontja a megalapozó dokumentáció felülvizsgálati módszerének meghatározásában.

1.4.1.0210. Az atomenergia alkalmazása körében a fizikai védelemről és a kapcsolódó engedélyezési, jelentési és ellenőrzési rendszerről szóló 190/2011. (IX. 19.) Korm. rendelet 6. mellékletének hatálya alá tartozó nukleáris létesítmények esetében a létesítmény programozható rendszereit érintő átalakítások esetében a programozható rendszerek védelmére vonatkozó kockázatelemzést kell készíteni.

Tájékoztatás az elhatározott átalakításokról, nukleáris biztonsági hatósági felügyeleti terv

1.4.1.0300. A nukleáris biztonsági hatóság felügyeleti tevékenységének megtervezéséhez és végrehajtásához az elhatározott átalakításokról az engedélyes tájékoztatja a nukleáris biztonsági hatóságot. A tájékoztatás a tervezett átalakításoknak a 4. melléklet 4.8.3.0300. pontjában, az 5. melléklet 5.3.13.0600. pont b) alpontjában, a 6. melléklet 6.3.9.1100. pontjában meghatározott, kitöltött Átalakítási Formalap megküldésével történik. Az átalakítások előkészítésének értékelését és a benyújtandó dokumentumok független felülvizsgálatáról szóló jelentést is mellékelni kell az Átalakítási Formalaphoz, amennyiben a nukleáris létesítményre vonatkozó nukleáris biztonsági szabályzatok szerint azokat el kell készíteni.

1.4.1.0400. Az Átalakítási Formalap alapján a nukleáris biztonsági hatóság ellenőrzi, hogy a kategorizálás megfelel-e a követelményeknek.

1.4.1.0500. A nukleáris biztonsági hatóság az átalakítások felügyeleti tervét az engedélyesnek az Átalakítási Formalapban foglalt tájékoztatása alapján elkészíti, naprakészen tartja és végrehajtja. A felügyeleti terv alapján a nukleáris biztonsági hatóság - az engedélyes és a beszállítók rendeltetésszerű tevékenységének lehetséges legkisebb akadályozásával - elvégzi azokat az ellenőrzéseket, amelyek az engedélyezés mellett szükségesek az átalakítások felügyeletéhez. A felügyeleti tervben a nukleáris biztonsági hatóság figyelembe veszi - egyebek mellett az átalakítások előkészítését és végrehajtását értékelő benyújtott dokumentumok alapján - az adott engedélyesnél az átalakítások előkészítése és végrehajtása során összegyűlt tapasztalatokat.

Az átalakítások engedélyezése

1.4.1.0600. Átalakítási engedély szükséges az 1. és 2. kategóriába sorolt átalakítások végrehajtásához. Az engedély iránti kérelem megalapozásához a 4. melléklet 4.8.3.0500. pontjában, az 5. melléklet 5.3.13.0600. pont c) alpontjában, a 6. melléklet 6.3.9.1300. és 6.3.9.1400. pontjában meghatározott Átalakítást Megalapozó Dokumentációt kell benyújtani. Ehhez mellékelni kell az átfogó biztonsági értékelést, az engedélyes által független műszaki szakértővel elvégeztetett felülvizsgálat dokumentumait, és az engedélyes átalakításokat felügyelő belső szervezeti egységének jóváhagyását tartalmazó dokumentumokat, amennyiben a nukleáris létesítményre vonatkozó Nukleáris Biztonsági Szabályzatok szerint azokat el kell készíteni. Szintén mellékelni kell az átalakítás tervezett ütemezését.

1.4.1.0700. Átalakítási engedély szükséges az átalakítási kategóriába sorolástól függetlenül a nukleáris létesítmény 1. és 2. biztonsági osztályba tartozó

a) nyomástartó berendezése és csővezetéke engedélyezési nyomását és hőmérsékletét,

b) nyomáshatároló rendszereleme nyitó-, zárónyomását, lefúvatott mennyiségét, a nyomáshatároló szelepek számát, hasadótárcsák működési paramétereit, valamint

c) nyomástartó berendezései és csővezetékei időszakos vizsgálatainak gyakoriságát, a próbanyomás értékét, a hőmérsékletét

érintő átalakítások végrehajtásához.

1.4.1.0800. Az átalakítási engedély az átalakítás végrehajtására jogosítja fel az engedélyest. Az engedélyben a nukleáris biztonsági hatóság jóváhagyja a kategóriába sorolást továbbá meghatározza, hogy az átalakítás végrehajtása után mikor kell az átalakítás értékelését tájékoztatásul benyújtani, továbbá, amennyiben az szükséges, kötelezi az engedélyest az 1.2.5.0500. pont szerinti módosított üzemeltetési engedély megszerzésére. Az engedély a benne meghatározott, az átalakítás megvalósításának sajátosságait figyelembe vevő időpontig, de legfeljebb 5 évig hatályos.

1.4.1.0810. Az átalakítási engedélyben a nukleáris biztonsági hatóság határidő kitűzése mellett rendelkezik arról is, hogy az adott átalakítás jellegétől függően az üzembe helyezés megkezdését, a szervezeti változtatás, a módosított irányítási rendszer, valamint a módosított műszaki és szabályozó dokumentum bevezetését megelőzően az átalakítással kapcsolatosan addig elvégzett tevékenységről tájékoztatást kell-e küldeni, és azt egy vagy két lépésben kell teljesíteni. A határidőt az átalakítás összetettségének és az átalakítások végrehajtása ütemezésének figyelembevételével úgy kell meghatározni, hogy az elégséges legyen az Átalakítást Követő Üzemeltetés Megkezdését Megalapozó Dokumentáció, illetve az összefoglaló leírás felülvizsgálatára.

1.4.1.0900. Ha az atomerőművi blokk esetében a kiviteli tervezés befejezését követően a műszaki átalakítás a 4. melléklet 4.8.3.1000. pontja alapján felülvizsgált kategóriája eltér az Átalakítási Formalapban meghatározott kategorizálás eredményétől, akkor a módosított Átalakítási Formalapot meg kell küldeni a nukleáris biztonsági hatóságnak. Ha a korábban 1. vagy 2. kategóriába sorolt átalakítás új besorolása 3. kategória, akkor az engedélyes az átalakítás iránti engedélykérelmét visszavonja, vagy kérelmet nyújt be a kiadott átalakítási engedély visszavonására, amennyiben pedig a korábban 3. kategóriába sorolt átalakítás új besorolása 2. vagy 1. kategória, akkor haladéktalanul új Átalakítást Megalapozó Dokumentációt állít össze, és átalakítási engedély iránti kérelmet nyújt be.

1.4.1.1000. Ha az átalakítás előkészítése vagy végrehajtása során az átalakítási engedély alapját képező Átalakítást Megalapozó Dokumentációban szereplő információ megváltozik, akkor arról az engedélyes haladéktalanul írásban tájékoztatja a nukleáris biztonsági hatóságot, szükség esetén a korábbi engedély visszavonását és új engedély kiadását kérelmezi.

Az átalakítások nukleáris biztonsági hatósági felügyelete

1.4.1.1100. Az átalakítási folyamat során a nukleáris biztonsági hatóság - felügyeleti tervének megfelelően - eseti ellenőrzéseket végezhet, figyelembe véve az átalakítás nukleáris biztonsági jelentőségét. Az ellenőrzések tapasztalatai alapján elemzések, értékelések elkészítését írhatja elő, határozatban kötelezheti az engedélyest dokumentumok, tevékenységek módosítására és kijavítására, további tevékenységek elvégzésére, valamint az átalakítás folytatását megtilthatja, ha a nukleáris biztonsági követelmények megsértését állapítja meg.

1.4.1.1200. Engedélyezett műszaki átalakítások esetében, az üzembe helyezés megkezdését megelőzően a nukleáris létesítmény engedélyese Átalakítást Követő Üzemeltetés Megkezdését Megalapozó Dokumentációt elküldi a nukleáris biztonsági hatóságnak, amennyiben azt az átalakítási engedély szerint el kell készíteni. Ha az engedélyezett műszaki átalakítás esetében nem történik üzembe helyezés, akkor a nukleáris biztonsági hatóság az engedélyben a kérelem szerinti műszaki átalakítás jellemzőinek figyelembevételével jelöli ki azt az eseményt, amelyet megelőzően kell benyújtani az Átalakítást Követő Üzemeltetés Megkezdését Megalapozó Dokumentációt.

1.4.1.1300. Ha a nukleáris biztonsági hatóság az átalakítási engedélyben két részletben történő tájékoztatásról rendelkezett, akkor az Átalakítást Követő Üzemeltetés Megkezdését Megalapozó Dokumentáció kijelölt részeit az engedélyben előírt határidőig az üzembe helyezést megelőző utolsó munkanap kezdetéig kell a nukleáris biztonsági hatósághoz benyújtani.

1.4.1.1400. A szervezeti felépítés, az irányítási rendszer, valamint a műszaki és szabályozó dokumentumok engedélyezett átalakítása esetén, a nukleáris létesítmény engedélyese a 4. melléklet 4.8.3.1600. pontja, az 5. melléklet 5.3.13.0600. pont e) alpontja, valamint a 6. melléklet 6.3.9.2200. pontja szerinti összefoglaló leírást elküldi a nukleáris biztonsági hatóságnak, ha azt az átalakítási engedély szerint el kell készíteni.

1.4.1.1500. Ha a nukleáris biztonsági hatóság az átalakítási engedélyben a két részletben történő tájékoztatásról rendelkezett, akkor az összefoglaló leírás kijelölt részeit az engedélyben előírt határidőig, a fennmaradó részeit az átalakítás tényleges végrehajtását megelőző utolsó munkanap kezdetéig kell a nukleáris biztonsági hatósághoz benyújtani.

1.4.1.1610. A kutatóreaktor kivételével az I. kategóriába sorolt átalakítása esetén az Átalakítást Követő Üzemeltetés Megkezdését Megalapozó Dokumentációt, az összefoglaló leírást a független felülvizsgálatról szóló jelentéssel együtt kell a nukleáris hatósághoz benyújtani.

1.4.1.1620. A kutatóreaktor kivételével az Átalakítást Követő Üzemeltetés Megkezdését Megalapozó Dokumentációra, az összefoglaló leírásra és az azokat megalapozó dokumentációra, továbbá a független műszaki szakértői felülvizsgálat dokumentumaira vonatkozó, az engedélyes átalakítások felügyeletét ellátó szervezete által végzett felülvizsgálat, jóváhagyás dokumentumát is be kell nyújtani az NBSZ 1.4.1.0810. pontja szerinti tájékoztatásban.

1.4.1.1700. A benyújtott Átalakítást Követő Üzemeltetés Megkezdését Megalapozó Dokumentációt, valamint az összefoglaló leírást - a felügyeleti tervét is figyelembe véve - a nukleáris biztonsági hatóság ellenőrzi, az 1. kategóriába sorolt műszaki átalakítások esetében helyszíni eseti ellenőrzést végez. Ha a benyújtott Átalakítást Követő Üzemeltetés Megkezdését Megalapozó Dokumentáció, összefoglaló leírás ellenőrzése, vagy az eseti helyszíni ellenőrzés során a nukleáris biztonsági hatóság olyan nem megfelelőséget állapít meg, amely veszélyezteti a biztonságos üzemeltetést, akkor a kiadott átalakítási engedélyt visszavonja, illetve az engedélyt módosítva feltételeket állapít meg.

1.4.1.1710. A nukleáris biztonsági hatóság az 1.4.1.1700. pont szerinti dokumentáció ellenőrzéséről feljegyzést, 1. kategóriába sorolt műszaki átalakítások helyszíni ellenőrzéséről jegyzőkönyvet készít. Ha az Átalakítást Követő Üzemeltetés Megkezdését Megalapozó Dokumentáció, vagy az összefoglaló leírás ellenőrzése nem tárt fel olyan nemmegfelelőséget, amely veszélyezteti a biztonságos üzemeltethetőséget, akkor erről a nukleáris biztonsági hatóság a feljegyzés elküldésével vagy az ellenőrzési jegyzőkönyvben tájékoztatja az engedélyest. Az engedélyes ennek birtokában folytatja az átalakítás végrehajtását.

1.4.1.1800. Ha az átalakítási engedélyben a nukleáris biztonsági hatóság másként nem rendelkezett, akkor 3 hónappal az átalakítás végrehajtását követően, tájékoztatásul meg kell küldeni a nukleáris biztonsági hatóságnak a 4. melléklet 4.8.4.0100. pontja, az 5. melléklet 5.3.13.0600. pont f) alpontja, továbbá a 6. melléklet 6.3.9.2400. pontja szerinti Átalakítást Értékelő Jelentést, továbbá szükséges esetekben be kell nyújtani a nukleáris létesítmény üzemeltetési engedélyének módosítására irányuló kérelmet. Ha nem szükséges a nukleáris létesítmény üzemeltetési engedélyének módosítása, akkor az Átalakítást Értékelő Jelentéshez mellékelni kell azoknak, a nukleáris biztonsági hatóság számára még meg nem küldött, megváltozott dokumentumoknak a végleges változatát, amelyek korábbi változatát az Átalakítást Követő Üzemeltetés Megkezdését Megalapozó Dokumentációhoz mellékelték.

1.5. AZ ÉPÍTMÉNYEK, ÉPÍTMÉNYSZERKEZETEK ÉS FELVONÓK ENGEDÉLYEZÉSE

1.5.1. Általános rendelkezések

1.5.1.0100. Az építmények, építményszerkezetek listáját, feltüntetve a rendeltetést is, a tervező határozza meg, és a rendeltetés alapján javaslatot tesz a sajátos építményi besorolásra. A listát az engedélyes szerepelteti a nukleáris létesítmény életciklus szerinti Biztonsági Jelentésében. A listát a nukleáris biztonsági hatóság először a létesítési engedélyben fogadja el.

1.5.1.0110. Az engedélyes az Előzetes Biztonsági Jelentésében bemutatja az új atomerőmű építésének tervezett szakaszolását. Egyértelmű módon jelöli az egy építési szakaszba tartozó építményeket és az egy építési engedélykérelemmel benyújtani tervezett építményeket.

1.5.1.0200. Az építményekre, építményszerkezetekre - a 10. melléklet 51. pont i) alpontjában meghatározott építményszerkezeteket kivéve, valamint az 1.5.1.0300., 1.5.1.0350., 1.5.1.0370., 1.5.1.1400. és 1.5.1.1500. pontok függvényében - az 1.5.2. és 1.5.3. pont szerinti hatósági engedély szükséges:[84]

a) ha az építési tevékenység folyamata vagy eredménye hatással van a nukleáris biztonságra,

b) az építmény, építményszerkezet építése, telepítése, továbbépítése, átalakítása, áthelyezése esetén, valamint

c) az építmény le- vagy elbontása esetén.

1.5.1.0205. Az 1.5.1.0200. pontban szereplő tevékenységek végzése során OAH e-építési naplót (a továbbiakban: OAH e-napló) kell vezetni.

1.5.1.0210. Az építményekre, építményszerkezetekre, felvonókra vonatkozó hatósági engedély iránti kérelmeket az OAH által üzemeltetett Atomenergia hatósági eljárást Támogató elektronikus Dokumentációs Rendszeren (ATDR) keresztül, elektronikus formában kell benyújtani.

1.5.1.0290. A nukleáris biztonsági hatóság új építmény építése vagy meglévő építmény elbontása esetén az engedélyes kérelmére az ingatlan adataiban bekövetkezett változásnak az ingatlan-nyilvántartásról szóló törvény szerinti átvezetéséhez helyszíni szemle alapján hatósági bizonyítványt állít ki.

1.5.1.0300. Ha létesítés vagy üzembe helyezés alatt álló vagy üzemelő nukleáris létesítménynél az 1.5.1.0100. pont szerinti listán szereplő,[85]

a) a radioaktív anyagok környezetbe jutását megakadályozó,

b) a sugárterhelés csökkentésére szolgáló,

c) a biztonsági funkciók megvalósulásához közvetlenül szükséges,

d) a nukleáris biztonság szempontjából fontos gépészeti, villamos- és irányítástechnikai rendszereket és rendszerelemeket tartalmazó,

e) a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerekre, rendszerelemekre közvetlen hatást gyakorolni képes,

f) a nukleáris létesítmény és a radioaktívhulladék-tároló fizikai védelmében szerepet játszó vagy

g) a telephelyi nukleárisbaleset-elhárítási tevékenység végrehajtását közvetlenül kiszolgáló építményeken, építményszerkezeteken építési tevékenységet végeznek, akkor az építési engedélyezési eljárási követelményeken túl az 1.4. pont, az 1.10. pont, továbbá a 4. melléklet 4.8. pontja, az 5. melléklet 5.3.13. pontja és a 6. melléklet 6.3.9. pontja szerinti, az adott nukleáris létesítményre vonatkozó - adott életciklus-szakasznak megfelelő - követelményeket is alkalmazni kell.[86]

1.5.1.0350. Kivitelezési dokumentáció alapján végezhető tevékenységek:

a) az 1.5.1.0200. pont szerinti hatósági engedélyhez kötött építési tevékenység,

b) az az építési tevékenység - ideértve az építési engedélyhez nem kötött építési tevékenységet -, amely esetében

ba) az előregyártott tartószerkezet támaszköze 5,4 méter, vagy azt meghaladja,

bb) az épület tartószerkezete vagy annak elemei monolit vasbetonból készülnek, kivéve az 5,4 méteres fal- vagy oszlopköznél kisebb előregyártott födémszerkezethez csatlakozó vasbeton koszorút,

bc) az épület a rendezett terepszint felett legalább két építményszintet tartalmaz, valamint pinceszint esetén a pince padlóvonala a rendezett tereptől számítva legfeljebb 1,5 méter mélyen van, és a felszíni teher legfeljebb 2,0 kN/m2,

bd) a tartószerkezet 1,5 méternél hosszabban kinyúló konzolt tartalmaz,

be) a falszerkezet vagy pillér megtámasztatlan magassága 3,0 méter, vagy azt meghaladja, úgy, hogy a koszorú nem számít megtámasztásnak,

bf) 1,5 méternél magasabb földmegtámasztó szerkezet készül, és legfeljebb 2,0 kN/m2 felszíni teherrel kell számolni,

bg) a hasznos terhelések szempontjából a helyiségek használati osztálya az MSZ EN 1991 1 1 szabvány szerint nem "A" besorolású,

bh) az építmény tűzvédelmi jellemzői változnak,

bi) gépalapok, berendezéstartó pódiumok, ezekhez kapcsolódó korlátok és lépcsők építésére kerül sor,[87]

c) az építmény bontása, ha

ca) az építmény terepszint feletti és belső térfogata meghaladja az 500 m3-t, valamint homlokzatmagassága az 5,0 métert, vagy

cb) a terepszint alatti bontás mélysége meghaladja az 1,5 métert.

1.5.1.0355. Az 1.5.1.0350. pont szerinti tevékenység során OAH e-naplót kell vezetni, és a munkaterület visszaadása után 5 napon belül az OAH e-naplót le kell zárni.

1.5.1.0360. Az 1.5.1.0355. pont szerinti OAH e-naplóba - a naplóvezetésre vonatkozó szabályokban rögzítetteken kívül - az alábbiakat is fel kell tölteni:

a) az engedélyesnek a bejelentés tárgyát képező tevékenységek felügyeletére vonatkozó tervét,

b) ha a végezni kívánt tevékenység hatásterülete más nukleáris létesítmény biztonsági övezetével átfedésben van, egy nyilatkozatot az érintett létesítmények engedélyeseitől, és

c) az építménynek, valamint a kivitelezési tevékenységnek a meglévő, illetve a tervezett nukleáris létesítmény biztonságára gyakorolt lehetséges hatását elemző dokumentumot.

1.5.1.0370. Az építési tevékenységek hatósági felügyelete azok biztonsági jelentősége alapján differenciált eszközökkel valósul meg, de valamennyi építési tevékenységre kiterjed. A tervezett építési tevékenységet az engedélyesnek építészeti kategóriába kell sorolnia. Az építészeti kategóriába sorolásnak tartalmaznia kell:

a) a tervezett vagy átalakítással, bontással érintett építmény, építményszerkezet 1.5.1.0380. pont szerinti csoportba sorolását, funkcióját, jellegét, biztonsági övezeten, építményen belüli elhelyezkedését, paraméterei bemutatását, valamint

b) annak biztonsági elemzését, amely alapján eldönthető, hogy a tervezett tevékenység az 1.5.1.0200. pont alapján hatósági engedélyköteles-e, vagy az 1.5.1.0350. pont alapján kiviteli tervdokumentációhoz kötött-e, vagy hatósági bejelentés alapján végezhető-e.

1.5.1.0375. Az építészeti kategóriába sorolás eredményét bejelentés formájában az engedélyesnek elektronikusan kell benyújtania a nukleáris biztonsági hatóság felé. Az építési tevékenység további előkészítése és végrehajtása a nukleáris biztonsági hatóság által elfogadott építészeti kategóriába sorolást figyelembe véve kezdhető meg. Az építészeti kategóriába sorolás pontos formájára, tartalmára és kritériumaira vonatkozó ajánlásokat útmutató tartalmazza.

1.5.1.0380. Az építészeti csoportosítást az épített környezet alakításáról és védelméről szóló törvény szerinti sajátos építményfajtákat alapul véve kell elvégezni, és[88]

a) A. csoportba (nukleárisan sajátos építmény) kell sorolni, ha az építmény az 1.5.1.0300. pont a)-g) alpontja szerinti sajátosságok közül legalább az egyikkel jellemezhető;

b) B. csoportba kell sorolni a nem nukleáris szempontból sajátos építményfajtát;

c) C. csoportba kell sorolni a biztonsági övezeten belül elhelyezkedő nem sajátos építményeket.

1.5.1.0381. Az 1.5.1.0380. pont a) és b) alpontját figyelembe véve egy építmény több szempontból is sajátos építménynek minősíthető.[89]

1.5.1.0390. Az építési tevékenységeket az engedélyes az irányítási rendszerébe illeszkedő szabályozás alapján végzi és felügyeli. A műszaki és biztonsági megfelelőséget, a nukleáris biztonsági követelmények teljesülését biztosító eljárások rendszerét az építési tevékenység életciklusa, annak meghatározó fázisai figyelembevételével kell kialakítani.

1.5.1.0400. A nukleáris létesítmény leszerelése során a nukleáris létesítménnyel összefüggő építmények, építményszerkezetek bontási munkáinak engedélyezése külön építési (bontási) engedély kiadásával történik.

1.5.1.0500. Ha a nukleáris biztonsági hatóság ettől eltérően nem rendelkezik, az építési engedély alapján elvégzett munkák befejezése után a nukleáris biztonsági hatóságtól használatbavételi engedélyt kell kérni.

1.5.1.0510. Ha az építmény használatbavételi engedély nélkül nem vehető használatba, a használatbavételi engedélyt az engedélyes az építmény rendeltetésszerű és biztonságos használatra alkalmassá válásakor kérelmezi.

1.5.1.0520. Az ugyanazon építési engedély alapján megvalósított építési szakaszokra, építményekre, illetve épületszerkezetekre a használatbavételi engedélyt egyidejűleg kell kérelmezni, kivéve az olyan építményeket, illetve építményszerkezeteket, amelyek a rendeltetésszerű és biztonságos használatra önmagukban is alkalmasak. Ezekre a használatbavételi engedélyt külön-külön is lehet engedélyezni.

1.5.1.0600. Amennyiben az építési munka csak az építmény egy részét érinti, annak egyéb részei a nukleáris biztonsági hatóság építési engedélyében meghatározott korlátozásokkal használhatók.

1.5.1.0700. A Nukleáris Biztonsági Szabályzat hatálya alá tartozó építményekben a felvonók létesítéséhez, az építményekbe való állandó jellegű beépítéséhez, áthelyezéséhez, főbb műszaki adataik megváltoztatásával járó átalakításához, használatbavételéhez, valamint lebontásához a nukleáris biztonsági hatóság engedélye szükséges. A hatósági engedélyezésre a felvonókról, mozgólépcsőkről és mozgójárdákról szóló rendeletben foglalt rendelkezések irányadók az 1.5. pontban meghatározott eltérésekkel.

1.5.1.0800. Az atomerőmű konténmentjébe (hermetikus terébe) beépített és csak a blokk javításának idején használt felvonó esetén:

a) a berendezés az átfogó karbantartást és beállítást követően a kijelölt szervezet fővizsgálatával vehető használatba,

b) a működés időszaka alatt kötelező műszaki biztonságtechnikai vizsgálatok olyan gyakorisággal hajtandók végre, mintha a berendezés üzeme egész évben folyamatos lenne, továbbá

c) az üzemi időszakot állagmegóvó karbantartás elvégzése után a berendezés karbantartás ellenőrének jegyzőkönyvével kell lezárni.

1.5.1.0900. A nukleáris biztonsági hatóság az építményekkel összefüggő hatósági eljárásai során, az épített környezet alakításáról és védelméről szóló törvény előírásaiban az elektronikus ügyintézésre szabott kötelezettségeinek, a nukleáris biztonsági hatóság által működtetett elektronikus ügyintézési alkalmazás útján tesz eleget.

1.5.1.1000. A Kormány által kihirdetett veszélyhelyzet esetén a nukleáris biztonsági hatóság az építmények helyszíni szemléjét a hatóság vezetőjének nukleáris biztonsági szempontú mérlegeléssel meghozott döntése szerinti határidőn belül végzi el.

1.5.1.1100. Az építmények nukleáris létesítményi hatásterületen belüli elhelyezése esetén településképi bejelentés, településképi véleményezés, valamint építészeti-műszaki tervtanácsi véleményezés szabályait és előírásait nem kell alkalmazni. A hatásterületen kívüli elhelyezés esetében a véleményt a nukleáris biztonsági és védettségi szempontoknak alávetve kell figyelembe venni.

1.5.1.1200. Építmény, építményrész rendeltetésének építési engedélyköteles építési munkával nem járó megváltoztatásához abban az esetben nem kell a nukleáris biztonsági hatóság engedélye, ha e rendelet alapján a változtatással összefüggésben a nukleáris biztonsági hatóság átalakítási engedélyét sem kell kérelmezni.

1.5.1.1300. A nukleáris biztonsági hatóság az építési, használatbavételi engedély időbeli hatályát, kérelemre vagy hivatalból, a hatáskörébe tartozó valamennyi kérdés mérlegelését követően írja elő, illetve hosszabbíthatja meg.

1.5.1/A. Hatósági engedélyezési eljárás és OAH e-napló vezetése nélkül végezhető építéskivitelezési tevékenységek

1.5.1.1400. Hatósági engedély nélkül - az 1.5.1.1500. pont szerint - kizárólag akkor végezhető építéskivitelezési tevékenység, ha a hatósági engedély nélkül végzett építéskivitelezési tevékenység, valamint az építmény használata nem csökkenti a nukleáris létesítménnyel kapcsolatos bármely biztonsági funkció ellátásának képességét, továbbá nem sérti a nukleáris létesítmény védettségi és biztosítéki előírásait.

1.5.1.1500. Nem szükséges az 1.5.2-1.5.3. pont szerinti engedély

1. az 1.5.1.0300. pontban felsorolt építményeken tervezett, 3. átalakítási kategóriába sorolt átalakításokhoz;

2. az 1.5.1.0300. pontban felsorolt építmények körébe nem tartozó építmények esetén az alábbi tevékenységekhez:

2.1. építmény átalakítása, felújítása, helyreállítása, korszerűsítése, homlokzatának megváltoztatása, ha e tevékenységek a csatlakozó építmény alapozását vagy tartószerkezetét nem érintik;

2.2. meglévő építmény utólagos hőszigetelése, homlokzati nyílászáró cseréje, a homlokzatfelület színezése, a homlokzat felületképzésének megváltoztatása;

2.3. meglévő építményben új égéstermék-elvezető kémény létesítése, illetve új, önálló (homlokzati falhoz rögzített vagy szabadon álló) égéstermék-elvezető kémény építése, amelynek magassága a 6,0 m-t nem haladja meg;

2.4. az épület homlokzatához illesztett előtető, védőtető, ernyőszerkezet építése, meglévő felújítása, helyreállítása, átalakítása, korszerűsítése, bővítése, megváltoztatása;

2.5. nem emberi tartózkodásra szolgáló építmény építése, átalakítása, felújítása, valamint bővítése, amelynek mérete az építési tevékenység után sem haladja meg a nettó 100 m3 térfogatot és 4,5 m gerincmagasságot;

2.6. épületben az önálló rendeltetési egységek számának változtatása;

2.7. önálló reklámtartó építmény építése, meglévő felújítása, helyreállítása, átalakítása, korszerűsítése, bővítése, megváltoztatása;

2.8. szobor, emlékmű, kereszt, emlékjel építése, elhelyezése, ha annak a talapzatával együtt mért magassága nem haladja meg a 6,0 m-t;

2.9. park, kiképzőpálya megfelelőségi igazolással - vagy 2013. július 1-je után gyártott szerkezetek esetében teljesítménynyilatkozattal - rendelkező műtárgyainak építése, egyéb építési tevékenység végzése;

2.10. megfelelőségi igazolással - vagy 2013. július 1-je után gyártott szerkezetek esetében teljesítménynyilatkozattal - rendelkező építményszerkezetű és legfeljebb 180 napig fennálló,

a) rendezvényeket kiszolgáló színpad, színpadi tető, lelátó, mutatványos, szórakoztató, vendéglátó, kereskedelmi, valamint előadás tartására szolgáló építmény,

b) elsősegélyt nyújtó építmény,

c) levegővel felfújt vagy feszített fedések (sátorszerkezetek),

d) legfeljebb 50 fő egyidejű tartózkodására alkalmas - az Országos Tűzvédelmi Szabályzatról szóló miniszteri rendelet szerinti - állvány jellegű építmény

építése;

2.11. növénytermesztésre szolgáló üvegház bővítése, meglévő felújítása, helyreállítása, átalakítása, korszerűsítése, megváltoztatása, bontása;

2.12. növénytermesztésre szolgáló fóliasátor építése, bővítése, meglévő felújítása, helyreállítása, átalakítása, korszerűsítése, megváltoztatása, bontása;

2.13. a 6,0 m vagy annál kisebb magasságú, a 60 m3 vagy annál kisebb térfogatú siló, ömlesztettanyag-tároló, nem veszélyes folyadékok tárolója, nem veszélyes anyagot tartalmazó, nyomástartó edénynek nem minősülő, föld feletti vagy alatti tartály, tároló elhelyezéséhez szükséges meglévő építmény felújítása, helyreállítása, átalakítása, korszerűsítése, bővítése, bontása;

2.14. a kerti vízmedence, kerti tó építése a 2.15. pont betartásával;

2.15. a telek természetes terepszintjének építési tevékenységgel összefüggő, 1,0 m-nél nem nagyobb mértékű, végleges jellegű megváltoztatása, de a mértékadó talajvízszintet legfeljebb 50 cm-re megközelítve;

2.16. előregyártott támfal építése, bővítése, meglévő felújítása, helyreállítása, átalakítása, korszerűsítése, megváltoztatása, amelynek mérete az építési tevékenységgel nem haladja meg a rendezett alsó terepszinttől számított 1,0 m magasságot;

2.17. fizikai védelmi vonzattal nem rendelkező kerítés vagy alapozást nem igénylő mobil kerítés, kerti építmény, tereplépcső, járda és lejtő építése, építménynek minősülő növénytámasz (pergola), növényt felfuttató rács építése, meglévő felújítása, helyreállítása, átalakítása, korszerűsítése, bővítése, bontása;

2.18. mobil illemhely, mobil mosdó, mobil zuhanyozó elhelyezése és felszámolása;

2.19. napenergia-kollektor, szellőző-, klíma-, riasztóberendezés, áru- és pénzautomata, kerékpártartó, zászlótartó építményen való elhelyezése;

2.20. építménynek minősülő, kommunális hulladék elhelyezésére szolgáló hulladékgyűjtő és -tároló, árnyékoló elhelyezése;

2.21. telken belüli közmű-becsatlakozási és -pótló műtárgy építése;

2.22. telken belüli geodéziai építmény építése;

2.23. zászlótartó és kameratartó oszlop (zászlórúd) építése, amelynek terepszinttől mért magassága a 6,0 métert nem haladja meg;

2.24. ideiglenes ideig fennálló építmény építése, telepítése, átalakítása és bontása, az építési tevékenység végzéséhez szükséges állványzat építése és bontása;[90]

2.25. közforgalom elől elzárt, telken belüli út, parkoló, áteresz, bejáró-, átjáróhíd építése, felújítása, bontása;

2.26. a legfeljebb 2,0 m mélységű és legfeljebb 20 m3 légterű meglévő pince, felújítása, helyreállítása, átalakítása, korszerűsítése.

1.5.1.1510. Az 1.5.1.1500. pont 2. alpontjában foglalt tevékenységek végzését az engedélyes köteles a munkavégzés megkezdése előtt legkésőbb 5 nappal bejelenteni a nukleáris biztonsági hatóságnak.

1.5.1/B. Hatósági engedélyezési eljárás nélkül, OAH e-napló vezetése mellett végezhető építéskivitelezési tevékenységek[91]

1.5.1.1520. Hatósági engedélyezési eljárás lefolytatása nélkül, OAH e-napló vezetése mellett végezhető a létesítés alatt álló nukleáris létesítmény esetén a gépalapok, berendezéstartó pódiumok, az ezekhez kapcsolódó korlátok és lépcsők építése. Ezen építmények megfelelőségét legkésőbb az üzembe helyezési engedélyezés során az 1.5.3.0600. pont a)-d) alpontjában foglaltak szerinti tartalommal igazolni kell.

1.5.2. Építmények, építményszerkezetek építési vagy bontási engedélye

1.5.2.0100. Az építési vagy bontási engedélyt az elvégezni kívánt építési vagy bontási munka egészére kell kérni. Több szakaszban megvalósuló építkezés esetében az egyes szakaszokban megépítendő építményekre, valamint a rendeltetésszerű és biztonságos használatra önmagukban is alkalmas építményrészekre szakaszonként külön-külön is lehet építési engedélyt kérni. Ha az engedélyes egyszerre több építmény építésére vagy bontására vonatkozóan egy építési vagy bontási engedély iránti kérelmet nyújt be, a nukleáris biztonsági hatóság az építési vagy bontási engedély kiadására vonatkozó döntéseit egybefoglalhatja.

1.5.2/A. Az engedély iránti kérelem tartalmi követelményei

1.5.2.0200. Az építési vagy bontási engedély iránti kérelemnek tartalmaznia kell

a) az 1.5.1.0300. pontban felsorolt építmények esetén a nukleáris biztonsági követelmények teljesülésének igazolását és műszaki megalapozását,

b) a tervezés (engedélyezési és kiviteli tervek) megfelelő elvégzését biztosító minőségirányítási programot,[92]

c) más hatóságoknak az eljáráshoz kapcsolódó engedélyeit, az azokat megalapozó dokumentációk bemutatását és összefoglaló értékelését,

d) az építési vagy bontási engedélyezési műszaki tervdokumentációt az 1.5.2.0210-1.5.2.0230. pontok szerinti tartalommal, valamint

e) az 1.5.1.0300. pontban felsorolt építmények esetén a dokumentáció felülvizsgálatáról és értékeléséről készített független műszaki szakértői véleményt.

1.5.2.0210. Az 1.5.2.0200. pont d) alpontja szerinti, építményenként külön benyújtandó dokumentáció elemei a tervezés tárgyától függően:

1. Műszaki leírások:

A leírások ismertetik a szakági terveken megjelenő műszaki információk mellett a tervezés legfontosabb adatait, különös tekintettel a nukleáris biztonság megvalósítását célzó műszaki megoldásokra. A műszaki leírásokat építményenként tagolni kell.

1.1. Építészeti műszaki leírás:

A feladat jellegéhez alkalmazkodva a hatósági döntés meghozatalához szükséges terjedelemben tartalmazza a létesítmény építményeinek, helyiségeinek, illetve épületszerkezeteinek sajátosságait figyelembe véve az építménybe telepítendő technológiákat.

1.2. Építménygépészeti műszaki leírás:[93]

Az engedélyezési döntés meghozatalához szükséges terjedelemben tartalmazza - a vonatkozó általános előírások mellett - a biztonsági osztályba nem sorolt épületgépészeti rendszerek ismertetését.

1.3. Tartószerkezeti műszaki leírás:

Az engedélyezési döntés meghozatalához szükséges kidolgozottsággal tartalmazza a tervezés kiinduló adatainak ismertetését, így különösen a tervezési programból és a technológiai igényekből, továbbá a telephely sajátosságaiból adódó speciális hatásokat a következők szerint:

a) az engedélyezési döntés megalapozásához szükséges kidolgozottsággal tartalmazza az építmények megvalósításához szükséges, a tartószerkezetek kialakítására és megépítésére hatással bíró kiinduló adatok ismertetését, így különösen a tervezési programból és a technológiai igényekből, továbbá a telephely földrengés veszélyeztetettségéből, valamint az extrém időjárási viszonyokból adódó terhek, hatások és követelmények ismertetését, figyelembe vett értékeit, megjelöli az alkalmazott szabványokat, valamint

b) az elvégzett erőtani számítások alapján ismerteti az építmények tartószerkezetének rendszerét, az alkalmazott fesztávokat, a fő teherhordó elemek kialakítását, jellemző fő méreteit, a betervezett anyagok, gyártmányok minőségi és teljesítmény követelményeit, kitérve a megvalósíthatóságot biztosító technológiai leírásokra.

1.4. Épületvillamossági műszaki leírás:[94]

Bemutatja az építmények villamosenergiával történő ellátását.

1.5. Rétegrendi kimutatás:

Meghatározza az összes egymástól eltérő vízszintes és függőleges rétegfelépítést.

1.6. Helyiség kimutatás:

Megnevezi az egyes helyiségek rendeltetését, kezelhetőségi és igénybevételi kategóriáit, sugárzási viszonyait, alapterületét és burkolatát.

1.7. Az épületben lévő technológiai rendszerek felsorolása.[95]

1.8. Biztonsági és földrengés biztonsági osztályba sorolás és annak megalapozása.

1.9. A biztonsági osztályba sorolt építmény, építményszerkezet tervezési alapjának bemutatása.

2. Tervlapok: melyek megfelelnek a vonatkozó általános előírásoknak, szakmai követelményeknek.

2.1. A tervező által, az állami ingatlan-nyilvántartási térképi adatbázis felhasználásával készített helyszínrajz a kérelmezett építmény azonosításával, amely tartalmazza - a vonatkozó általános előírások mellett - a biztonsági övezet határát.

2.2. Az építmény egyértelmű beazonosítását a létesítmény helyszínrajzán (genplán).

2.3. Eltérő szintek alaprajzai

2.4. A megértéshez szükséges számú, de legalább két egymással szöget bezáró módon felvett metszet.

2.5. Az építmény valamennyi jellemző külső nézetét ábrázoló homlokzati terv.

2.6. Tereprendezési terv.

2.7. Üzemelő nukleáris létesítmény esetén tartószerkezeti terv: bemutatja a tartószerkezeti elemek geometriai kialakítását, anyagát, jellemző méreteit és egymással való kapcsolatukat.[96]

3. Számítás.

3.1. Építészeti számítások,

3.2. Tartószerkezeti számítás: tartószerkezet részletes statikai számítása, amely igazolja a technológiából és a telephelyi sajátosságokból adódó speciális tervezési követelményeknek való megfelelőséget.

3.3. Épületenergetikai számítás

3.4. A biztonsági osztályba sorolt építmények esetén a tervezési alapnak való megfelelés és biztonsági funkció ellátási képesség megalapozása.

4. Tervezés (engedélyezési és kiviteli tervek) minőségügyi terve.[97]

5. Igazolások.

5.1. Tervezői nyilatkozat.

5.2. Aláírólap.

A vonatkozó általános előírások mellett tartalmazza az atomenergiáról szóló törvény hatálya alá tartozó építményekkel, létesítményekkel kapcsolatos műszaki szakértői, tervezői, műszaki ellenőri és felelős műszaki vezetői tevékenység szerinti szakmagyakorlásra való alkalmasság igazolásának és nyilvántartásba vételének részletes szabályairól, továbbá a nyilvántartás adattartalmára vonatkozó szabályokról szóló rendelet szerinti nyilvántartásba vételi számot.

6. Geotechnikai dokumentáció.

A geotechnikai dokumentációt a vonatkozó szabványoknak megfelelően kell elkészíteni úgy, hogy legalább az alábbiakat tartalmazza:

6.1. A tervezett építmény geotechnikai kategóriáját, a kategóriába sorolás megalapozásával.

6.2. A talajvizsgálati jelentést, ami az építésföldtani adatszolgáltatás, a terepi és laboratóriumi vizsgálatok során megszerzett adatokat mutatja be. Be kell mutatni és igazolni kell, hogy a geotechnikai vizsgálatok során a feltárások módját, mélységét, távolságát, illetve a minták minőségét a tervezett építmény geotechnikai kategóriájának figyelembevételével határozták meg.

6.3. A geotechnikai tervet, ami bemutatja azokat a beavatkozásokat, illetve szerkezeteket, amelyekkel a geotechnikai feladatok megoldhatók, ismerteti az ezek megfelelőségét igazoló számításokat és közli azokat a kivitelezési és műszaki felügyeleti utasításokat, melyek biztosítják a tervben feltételezettek teljesülését. A geotechnikai tervben - ha alkalmazni kívánnak ilyen megoldást - részletesen be kell mutatni a résfal, a cölöpalapozás, valamint a talajszilárdítás építési technológiáját. Igazolni kell, hogy a releváns teherbírási határállapotok túllépése egyik építési állapotban sem következik be. Ha a tervezett építési terület közelében már üzemelő nukleáris létesítmény található, igazolni kell, hogy a munkagödör hatására a környezet talaj- és rétegvíz viszonyai nem változnak meg olyan mértékben, hogy az veszélyeztessen más építményeket. Ha alkalmazni kívánják, ismertetni kell a résfallal szemben támasztott speciális követelményeket, különös tekintettel a tűrésekre, az anyagok tulajdonságaira, a vízzáróságra, a résfal táblák kapcsolatára, valamint a résfal szerkezetére ható igénybevételekre.

7. Geodéziai felmérés.

8. Ellenőrzött zónával rendelkező építményeknél sugárvédelmi ellenőrző számítás.[98]

9. Bontási engedélyezési dokumentáció.

9.1. A bontási engedélyezési dokumentációnak legalább az alábbiakat kell tartalmaznia:

1. Műszaki leírást, amely ismerteti az építmény rendeltetését, főbb és jellemző méreteit, szükség szerint anyagait és szerkezeteit, a csatlakozó közművek fajtáját, állapotát és helyzetét.

2. A bontáshoz tervezett technológiai leírást, amely tartalmazza a bontáshoz felhasználandó eszközöket, segédszerkezeteket, a műveletek sorrendjét, a közművezetékek leválasztási módját, a munkavédelmi és környezetvédelmi előírásokat, valamint az elbontásra kerülő szerkezetek, anyagok további sorsának meghatározását.

9.2. A veszély elhárítását is megoldó tartószerkezeti műszaki leírás szükséges az érzékeny szerkezetű építmény bontásakor (bontás során állékonyságát veszti, életveszély léphet fel).

1.5.2.0220. Az 1.5.2.0200. pont d) alpontja szerinti dokumentációra vonatkozó általános előírások:

1. Az adott anyag vagy szerkezet jelölésére a vonatkozó hatályos szabványt, vagy annak hiányában a Megrendelő által meghatározott, egyértelmű jelkulcsot kell alkalmazni.

2. Az építési tevékenységgel érintett telken, ha az építési tevékenység a telek természetes terepviszonyainak a megváltoztatását is eredményezi, a csapadékvíz-elvezetésének műszaki megoldását is ábrázolni kell. A telek természetes terepviszonyának feltöltéssel vagy terepbevágással történő megváltoztatása esetén a telek eredeti és a megváltoztatott, végleges állapotát a terep szintmagasságának ábrázolásával méretezett terepmetszeten kell bemutatni.

3. Több ütemben megvalósuló építési tevékenység esetében a tervrajzokon az egyes ütemeket egyértelműen jelölni kell.

4. Az építészeti-műszaki dokumentumokat a tervező által hitelesítetten kell benyújtani. A dokumentáció tartalma együtt és dokumentumrészenként is hitelesíthető.

5. Az építészeti-műszaki dokumentáció tartalmi követelménye tekintetében a dokumentáció egyes munkarészeinek kidolgozottságára, tartalmára és léptékére a Magyar Építész Kamara és a Magyar Mérnöki Kamara vonatkozó szakmai, és a tervezési kézikönyvben előirányzott követelményeit figyelembe kell venni.

6. A tervező szervezetnek rendelkeznie kell a tervezővel legalább azonos szakmagyakorlási jogosultsággal rendelkező személlyel, aki a terveket ellenőrzi, és aláírásával igazolja az ellenőrzés tényét. Ha a tervező szervezet nem rendelkezik fenti ellenőrző személlyel, külső személlyel kell elvégeztetni a tervek ellenőrzését, aki a tervezővel legalább azonos szakmagyakorlási jogosultsággal rendelkezik.

1.5.2.0230. Az 1.5.2.0200. pont d) alpontja szerinti dokumentációval összefüggésben a tűzvédelmi szakhatóság állásfoglalásának megkéréséhez szükséges dokumentációra vonatkozó követelmények:

1. Az építési engedélyezési eljárás esetén a tűzvédelmi dokumentáció tartalma

1.1. Az építészeti tűzvédelmi dokumentáció felépítésének és tartalmának a jelen szabályzatban foglaltakon túl meg kell felelnie a vonatkozó építésügyi és tűzvédelmi jogszabályoknak, valamint műszaki követelményeknek. A szakterületi tervdokumentáció tűzvédelmi fejezeteit össze kell hangolni a létesítmény komplex tűzbiztonságának megítélhetősége érdekében.

1.2. A hatósági eljáráshoz készített tűzvédelmi tervdokumentációt tűzvédelmi szakértő vagy tűzvédelmi tervező készítheti.

1.3. Melléklet: az oltóvízellátás biztosítására vonatkozó közműszolgáltatói nyilatkozat.

1.5.2.0300. Az építési engedély iránti kérelem részletes tartalmára vonatkozó ajánlásokat útmutató tartalmazza.

1.5.2.0310. Az 1.5.2.0200. pont a), b), d) és e) alpontjai szerinti dokumentumok az új atomerőművi blokkokra vonatkozó eljárásokban magyar vagy angol nyelven nyújthatók be.

1.5.2.0400. A nukleáris biztonsági hatóság az építési engedély iránti kérelem elbírálása során vizsgálja, hogy az építmény és az azzal összefüggő építési tevékenység megfelel-e a vonatkozó jogszabályokban és szabványokban meghatározott követelményeknek, továbbá

a) a tervezett építmény elhelyezése megfelel-e az épített környezet alakításáról és védelméről szóló törvényben előírtaknak, és

b) az építmény helye szerinti telek kialakítása a helyi építési szabályzat, továbbá a vonatkozó jogszabályokban meghatározottak szerint megtörtént-e.

1.5.3. Építmények, építményszerkezetek használatbavételi engedélye

1.5.3.0100. Ha a nukleáris biztonsági hatóság az 1.5.1.0500. pont szerint eltérően nem rendelkezik, az építményen, építményszerkezeten végzett építési, felújítási, helyreállítási, átalakítási és a rendeltetéstől eltérő használatához szükséges munkákat követően az építmény rendeltetésszerű és biztonságos használatra alkalmassá válásakor, a használatbavételt megelőzően használatbavételi engedélyt kell kérni a nukleáris biztonsági hatóságtól.[99]

1.5.3.0200. Egy telephelyen egyidejűleg megvalósított több építményre, vagy egy építményen belül elvégzett többfajta építési munkára a használatbavételi engedélyt együttesen kell kérni. Több megvalósulási szakaszra bontott építkezés esetében az egyes szakaszokban megépített építményekre, továbbá a rendeltetésszerű és biztonságos használatra önmagukban alkalmas építményrészekre szakaszonként külön-külön is lehet használatbavételi engedélyt kérni.

1.5.3.0300. A használatbavételi engedély hatálya nem lehet hosszabb az építési szakasznak, az építménynek, vagy az építményrésznek a tervezési dokumentumokban megalapozott élettartamánál.

1.5.3.0400. A használatbavételi engedély időbeli hatályának meghosszabbítására külön eljárásban van lehetőség, ha a kérelemben igazolják az építmény műszaki megfelelőségét az adott időtartam végéig.

1.5.3.0500. A nukleáris biztonsági hatóság az építmény, vagy építményrész engedély nélküli, vagy az engedélytől eltérő használatát megtiltja.

Az engedély iránti kérelem tartalmi követelményei

1.5.3.0600. A használatbavételi engedély iránti kérelemhez csatolni kell:

a) azon dokumentumok listáját, amelyek igazolják, hogy az elvégzett építési tevékenység biztosítja a nukleáris biztonsági kritériumok teljesülését,

b) a megvalósulási tervdokumentáció azon tervlapjait, amelyek az építési engedélytől eltérő kivitelezést tüntetik fel, és az eltérések műszaki megalapozását,

c) az építésügyi hatósági eljárásokról és építésügyi hatósági ellenőrzésről szóló jogszabályban előírt nyilatkozatokat, igazolásokat,

d) független műszaki szakértő felelős nyilatkozatát arról, hogy az építési és szerelési munkákra vonatkozó nukleáris biztonsági követelmények kielégítését igazoló minőségbiztosítási dokumentumok teljes körűek és hitelesek, továbbá, hogy az építmény rendeltetésszerű és biztonságos használatra alkalmas, valamint

e) a Végleges Biztonsági Jelentésben leírtaknak a változása esetén a Végleges Biztonsági Jelentés éves aktualizálásánál bevezetni kívánt módosítástervezetét, amennyiben a nukleáris biztonsági hatóság másként nem rendelkezett.

f) - ha az igazolás nem az üzembe helyezési engedélyezés során történik - a technológiai épületekben épülő gépalapok, berendezéstartó pódiumok, és azok rögzítései statikai megfelelőségének igazolását.[100]

1.5.3.0700. A használatbavételi engedély iránti kérelem, valamint a használatbavételi engedély időbeli hatályának meghosszabbítása iránti kérelem részletes tartalmára vonatkozó ajánlásokat útmutató tartalmazza.

1.5.3.0800. A használatbavételi engedély iránti kérelem elbírálása során a nukleáris biztonsági hatóság a helyszínen köteles meggyőződni arról, hogy

a) az építési munkát az építési engedélynek, az ahhoz tartozó műszaki tervdokumentációnak, továbbá az engedélyezett eltéréseknek megfelelően végezték el,

b) az építmény az építési engedélyben megjelölt rendeltetésének megfelelő és biztonságos használatra alkalmas állapotban van, valamint

c) az építési munkát irányító felelős műszaki vezető nyilatkozata összhangban van az eltérésekkel és azok kezelési módjával, a minőségbiztosítási programban előírtak teljesülésével, a minőségbiztosítási dokumentáció teljességével.

1.5.3.0900. A használatbavételi engedély időbeli hatályának meghosszabbítása iránti kérelem elbírálása során a nukleáris biztonsági hatóság a helyszínen köteles meggyőződni arról, hogy az építmény a rendeltetésének megfelelő és biztonságos állapotban van, továbbá, hogy a műszaki megfelelőség igazolása valós tényeken alapul.

1.5.3.1000. Szakhatóságot kell bevonni a használatbavételi engedélyezési eljárásba, ha az építési engedélyezési eljárásban részt vett.

1.5.4. Felvonók építési és bontási engedélye

1.5.4.0100. Az engedély időbeli hatályát az építésügyi hatósági eljárásokról és az építésügyi hatósági ellenőrzésről szóló jogszabály határozza meg.

Az engedély iránti kérelem tartalmi követelményei

1.5.4.0200. Az engedély iránti kérelemnek a felvonókról, mozgólépcsőkről és mozgójárdákról szóló jogszabályban előírtakon túl tartalmaznia kell:

a) a felvonó megnevezését, azonosító jelét és felállítási helyét,

b) a felvonó rendeltetését, a felvonó működtetési módját (pl. szezonális),

c) a felvonó műszaki leírását, valamint

d) az atomerőmű ellenőrzött zónájában elhelyezkedő felvonó esetében a környezeti jellemzőit - így különösen hőmérséklet, páratartalom, radioaktív elszennyeződés lehetősége - és azoknak való megfelelőséget.

1.5.4.0300. Az 1.5.4.0200. pont c) és d) alpontjai szerinti dokumentumok az új atomerőművi blokkokra vonatkozó eljárásokban magyar vagy angol nyelven nyújthatók be.

1.5.5. Felvonók használatbavételi engedélye

Az engedély iránti kérelem tartalmi követelményei

1.5.5.0100. Az engedély iránti kérelemnek felvonókról, mozgólépcsőkről és mozgójárdákról szóló jogszabályban előírtakon túl tartalmaznia kell:

a) a felvonó megnevezését, azonosító jelét, felállítási helyét, valamint

b) a felvonó üzembe helyezéséről készült jegyzőkönyv másolatát.

1.5.5.0200. A felvonók építési, használatbavételi és bontási engedélyezésére vonatkozó ajánlásokat útmutató tartalmazza.

1.6. NUKLEÁRIS BIZTONSÁGI HATÓSÁGI ELLENŐRZÉSI TEVÉKENYSÉG

1.6.1. Általános rendelkezések

1.6.1.0100. A nukleáris biztonsági hatósági ellenőrzési tevékenység ráépül az engedélyes által működtetett teljes körű, a nukleáris biztonság szempontjából differenciált ellenőrzési rendszerre.

1.6.1.0200. A nukleáris biztonsági hatóság a nukleáris létesítményekben, a nukleáris létesítmények engedélyesénél és beszállítóinál (a továbbiakban: hatósági ellenőrzés alá vont) ellenőrzést hajthat végre időkorlát nélkül a nukleáris biztonsággal összefüggő területeken.

1.6.1.0300. Az engedélyes köteles biztosítani bármely időpontban a nukleáris biztonsági hatósági ellenőr akadálytalan belépését a nukleáris létesítménybe és a beszállítók telephelyére, továbbá a nukleáris biztonsági hatósági ellenőr mozgását a nukleáris létesítmény vagy beszállító telephelyének épületeiben, helyiségeiben.

1.6.1.0400. A nukleáris létesítmény engedélyesének képviselője köteles jelen lenni a beszállítók ellenőrzésénél.

1.6.1.0500. A hatósági ellenőrzés alá vont kellő szakmai kompetenciával és felhatalmazással rendelkező képviselője

- beszállítók nukleáris biztonsági hatósági ellenőrzésénél az engedélyes képviselője is - köteles mindent megtenni

- közreműködni és a rendelkezésére álló információt átadni - a sikeres ellenőrzés végrehajtása érdekében.

1.6.1.0600. A nukleáris biztonsági hatósági ellenőr és a hatósági ellenőrzés alá vont képviselője az ellenőrzés teljes ideje alatt, beleértve a jegyzőkönyv elkészítését is, együttműködnek.

1.6.1.0700. Az elkészült jegyzőkönyvet a hatósági ellenőr és az ellenőrzés alá vont képviselője, a beszállítóknál végzett ellenőrzésnél az engedélyes képviselője is aláírja.

1.6.1.0800. Ha a nukleáris biztonsági hatósági ellenőr az ellenőrzés eredményeként megállapítja, hogy a hatósági ellenőrzés alá vont a saját belső szabályozásában, vagy beszállító esetén az engedélyes belső szabályozásában foglalt előírásokat megsértette, a jegyzőkönyvben erre felhívja a hatósági ellenőrzés alá vont képviselőjének figyelmét, és határidő kitűzésével felszólítja a képviselőt - beszállítóknál történt ellenőrzés esetén az engedélyes képviselőjét is - az atomenergia biztonságos alkalmazásához előírt állapot és feltételek helyreállítására.

1.6.1.0900. A hatósági ellenőrzés alá vont képviselője - amennyiben arra kivételesen nincsen jogosultsága, vagy hatásköre - köteles a nukleáris biztonsági hatósági felszólítást közölni a döntésre, intézkedésre jogosult felettesével. A hatósági ellenőrzés alá vont köteles a felszólításnak eleget tenni. A felszólítás figyelmen kívül hagyása esetén a nukleáris biztonsági hatóság kivizsgálja az esetet, hivatalból indított eljárásban kötelezi az engedélyest az atomenergia biztonságos alkalmazásához előírt állapot és feltételek helyreállítására, és egyben érvényesítési eljárást is lefolytathat.

1.6.2. A nukleáris biztonsági hatósági ellenőrzés célja, kiemelt szempontjai és területei

1.6.2.0100. A nukleáris biztonsági hatóság a nukleáris létesítmény adott életciklus szakaszából adódó speciális ellenőrzési szempontokat is érvényesítő ellenőrzéseket végez. Az ellenőrzés területeit a nukleáris létesítmény aktuális életciklus szakasza és a hatályos jogszabályok előírásai, az ellenőrzés gyakoriságát és részletességét az adott terület nukleáris biztonsági fontossága, a nukleáris biztonsági hatósági engedélyezés, értékelés és ellenőrzés tapasztalatai határozzák meg.

1.6.2.0110. Az ellenőrzés során az engedélyes biztosítja nyilatkozattételre jogosult képviselőjét, és az ellenőrzés teljes ideje alatt készen áll a szükséges interjúk elkészítésére, dokumentumok bemutatására, helyszíni bejárások elvégzésére.

A nukleáris biztonsági hatósági ellenőrzések fajtái

Az átfogó ellenőrzés

1.6.2.0200. Az átfogó ellenőrzést a nukleáris biztonsági hatóság a nukleáris létesítmény engedélyese tevékenységének előre meghatározott területein hajtja végre. A vizsgálat célja teljes folyamatok működésének, kölcsönhatásának vizsgálata.

1.6.2.0300. Az átfogó ellenőrzés során a nukleáris biztonsági hatóság egy, vagy néhány egymást kiegészítő szempontból ellenőrzi a nukleáris létesítmény működését, az üzemeltetési folyamatok működőképességét és összhangját, a vezetőség irányítási, felülvizsgálati és értékelési feladatainak teljesülését.

1.6.2.0400. Az ellenőrzés időpontját és területeit a nukleáris biztonsági hatóság előre rögzíti, és az engedélyest erről megfelelő időben tájékoztatja annak érdekében, hogy az átfogó ellenőrzés előkészítéséhez elegendő idő álljon rendelkezésre.

1.6.2.0600. A nukleáris biztonsági hatóság az ellenőrzés tapasztalatairól értékelést készít, és ezt elküldi az engedélyesnek. A nukleáris biztonsági hatósági értékelésben foglalt észrevételek alapján az engedélyes intézkedési tervet dolgoz ki és hajt végre. A feladatok végrehajtásáról beszámol a nukleáris biztonsági hatóságnak a rendszeres jelentések keretében.

A feltáró ellenőrzés

1.6.2.0700. A nukleáris biztonsági hatóság feltáró ellenőrzést végez, ha a nukleáris biztonsági hatósági tapasztalatok egy részfolyamattal, tevékenységgel vagy eseménnyel kapcsolatban eltérést mutatnak az előírásoktól, vagy a jó gyakorlattól, valamint feltáró ellenőrzést végezhet az események kivizsgálása kapcsán.

1.6.2.0800. Az ellenőrzés időpontját és témáit a nukleáris biztonsági hatóság előre meghatározza, és a hatósági ellenőrzés alá vontat erről megfelelő időben tájékoztatja annak érdekében, hogy a feltáró ellenőrzés előkészítéséhez elegendő idő álljon rendelkezésre.

1.6.2.0900. Az ellenőrzés sikeres végrehajtása érdekében a hatósági ellenőrzés alá vont kijelöli a képviselőjét, és felhatalmazza az adott témával kapcsolatban nyilatkozattételi joggal.

1.6.2.1000. A hatósági ellenőrzés alá vont az ellenőrzési jegyzőkönyvben rögzítettek alapján intézkedési tervet dolgoz ki és hajt végre. A feladatok végrehajtásáról az engedélyes beszámol a nukleáris biztonsági hatóságnak a rendszeres jelentések keretében.

Eseti ellenőrzés

1.6.2.1100. A nukleáris biztonsági hatóság eseti ellenőrzést végez egy adott határozati feltétel, cselekmény, eltérés, információ, állapot vagy helyszín ellenőrzésére. Az eseti ellenőrzés lehet előre bejelentett és be nem jelentett.

1.6.2.1200. Az előre bejelentett ellenőrzés esetén a nukleáris biztonsági hatóság valamely program vagy terv alapján megjelöli azt a tevékenységet, cselekményt, vagy helyszínt, amelyet ellenőrizni kíván. Ezután a hatósági ellenőrzés alá vont kötelessége a nukleáris biztonsági hatóságot előre - legalább 24 órával előbb - értesíteni a tevékenység megkezdésének várható időpontjáról.

1.6.2.1300. Előre be nem jelentett ellenőrzés esetén az ellenőrzés megkezdésekor a nukleáris biztonsági hatósági ellenőr a hatósági ellenőrzés alá vont belső szabályozása szerint kijelölt munkavállalónak jelzi a nukleáris biztonsági hatósági ellenőrzés tényét, aki köteles intézkedni az adott témával kapcsolatban nyilatkozattételi és jegyzőkönyvezési joggal rendelkező képviseletről.

1.6.2.1400. A hatósági ellenőrzés alá vont a jegyzőkönyvben rögzítettek alapján intézkedik, és az engedélyes a feladatok végrehajtásáról beszámol a nukleáris biztonsági hatóságnak a rendszeres jelentések keretében.

A tervezéshez és az egyes életciklus szakaszokhoz kapcsolódó nukleáris biztonsági hatósági ellenőrzések

A tervezés hatósági ellenőrzése

1.6.2.1500. A nukleáris létesítmény tervezése során a nukleáris biztonsági hatóság a 22. § (1) bekezdésében foglaltakon túl legalább az alábbiakat ellenőrzi:

a) a tervezés minőségirányítási rendszerének működése, így különösen a generáltervező jogosítványainak és felelősségeinek szabályozása, a szaktervezők és beszállítók tervezési jogosítványainak és felelősségeinek szabályozása, a tervmódosítások végrehajtásának szabályozása, a tervezési szoftverek, kódok és modellek használatának szabályozása;

b) a tervezési kézikönyv kidolgozása, jóváhagyása és alkalmazása;

c) a rendszerek és rendszerelemek egységes jelölésének megfelelő használata;

d) a dokumentációk jelölésének szabályozása és a szabályozás következetes alkalmazása;

e) a konfigurációkezelési követelmények betartása; valamint

f) a tervmódosítások végrehajtása.

A telephely értékelés hatósági ellenőrzése

1.6.2.1600. A telephely-értékelés során a nukleáris biztonsági hatóság a 22. § (1) bekezdésében foglaltakon túl legalább az alábbiakat ellenőrzi:

a) a telephely vizsgálat és értékelés során alkalmazott módszerek; és

b) a telephely-engedélyezési eljárás során folyamatban lévő és tervezett vizsgálatok végrehajtásának köre.

A létesítés hatósági ellenőrzése

1.6.2.1700. A nukleáris létesítmény létesítése során a nukleáris biztonsági hatósága 22. § (1) bekezdésében foglaltakon túl legalább az alábbiakat ellenőrzi:

a) a biztonsági osztályba sorolt rendszerelemek gyártása, építése, szerelése, az üzembe helyezéséhez szükséges előkészítő tevékenységek, így különösen (tisztítási és mosatási munkák, aktív rendszerelem működési próbái), továbbá azoknak az inaktív funkciópróbáknak a végrehajtása, amelyek nukleáris anyagot nem tartalmazó fűtőelemekkel végrehajthatók;

b) a későbbiekben nem vagy nehezen ellenőrizhető helyszíni építési, szerelési munkák, így különösen az alapozások, szigetelések és a hermetizáló rendszerelemek esetén;

c) a főberendezésekkel, nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerekkel, különösen az atomreaktorral, fűtőelem-tároló részekkel, a radioaktív anyagoknak a környezetbe kijutását megakadályozó gátakkal kapcsolatos tevékenységek;

d) biztonsági osztályba sorolt szabályozó és energiaellátó rendszerek;

e) biztonságvédelmi rendszerek inaktív körülmények közötti funkciópróbái; valamint

f) az üzemeltető és karbantartó személyzet kiképzése.

Az üzembe helyezés hatósági ellenőrzése

1.6.2.1800. A nukleáris létesítmény üzembe helyezése során a nukleáris biztonsági hatóság a biztonság szerinti súlyozást alkalmazva a 22. § (1) bekezdésében foglaltakon túl legalább az alábbiakat ellenőrzi:

a) a négyesbizottsági (tervező, beruházó, kivitelező és üzemeltető) bejárások eredményei,

b) a mosatási kritériumok teljesülése,

c) nyomástartó berendezések és csővezetéki rendszerek szilárdsági nyomáspróbái,

d) forgógépek mechanikai próbái,

e) mérések hivatalos próbái,

f) szabályozások hivatalos próbái,

g) reteszpróbák,

h) az üzembe helyezéshez szükséges provizóriumok megszüntetése, a végleges sémák kialakítása,

i) a helyiségek befejező építészeti munkáinak készre jelentése, a helyiségek átadása az üzemeltetőnek,

j) a primerkör hidegpróbái és nyomáspróbája,

k) a primerköri berendezések I. revíziója,

l) a primerkör melegpróbái és nyomáspróbája,

m) a primerköri berendezések II. revíziója,

n) az épületek használatba vételi engedélyezése előtti ellenőrzés,

o) a blokk fizikai indítása,

p) a blokk energetikai indítása, és

q) a blokk felterhelése során végrehajtott próbák eredményei.

Az üzemeltetés hatósági ellenőrzése

1.6.2.1900. A nukleáris létesítmény üzemeltetése során a nukleáris biztonsági hatóság a 22. § (1) bekezdésében foglaltakon túl legalább az alábbiakat ellenőrzi:

a) üzemeltetés,

b) üzemeltetés irányítása,

c) a rendszerek és rendszerelemek műszaki állapotának fenntartására irányuló tevékenységek, mint a karbantartás és hatékonyságának biztosítása, az öregedéskezelés, a berendezések környezetállósági minősítése és a minősített állapot fenntartása,

d) nukleárisüzemanyag-kezelés, és -felhasználás,

e) beszállítók kiválasztása és felügyelete,

f) tervezés,

g) beszerzés és gyártás,

h) átalakítások,

i) tartalék alkatrészek biztosítása, kommunikáció, általános rend,

j) képzési rendszer működése,

k) munkavállalók nukleáris biztonsági hatósági jogosító vizsgája,

l) vezetőségi és független felülvizsgálatok,

m) a nukleáris biztonsági határozatban meghatározott feltételek és előírások teljesítése,

n) az időszakos biztonsági felülvizsgálat keretében végzett üzemeltetői tevékenység, valamint

o) a nukleáris biztonsági hatósági felügyelet alá tartozó nyomástartó berendezéseknek és csővezetékeknek az 1.9.1.0700. pont szerinti ellenőrző szervezet által, az üzemeltető szükség szerinti közreműködésével végrehajtott időszakos vizsgálata és azok dokumentáltsága.

A megszüntetés hatósági ellenőrzése

1.6.2.2000. A nukleáris létesítmény megszüntetése során a nukleáris biztonsági hatóság a 22. § (1) bekezdésében foglaltakon túl legalább az alábbiakat ellenőrzi:

a) halasztott leszerelési stratégia választása esetén az állapot fenntartási és ellenőrzési feladatok végrehajtása,

b) a Végleges Leszerelési Terv, a Leszerelési Biztonsági Jelentés és a leszerelési engedélyben foglaltak alapján a leszerelés tényleges végrehajtása,

c) a Leszerelési Biztonsági Jelentés naprakész állapotban tartása, és

d) a radioaktív hulladékok végleges elhelyezésre történő előkészítése és felszabadítása.

1.6.3. Az építésfelügyeleti ellenőrzés célja, kiemelt szempontjai és területei[101]

1.6.3.0100. A nukleáris biztonsági hatóság a hatáskörébe tartozó valamennyi építési tevékenység vonatkozásában az általános építésfelügyeleti szempontokat is figyelembe véve és érvényesítve végzi az építésfelügyeleti ellenőrzést.[102]

1.6.3.0200. Építésfelügyeleti ellenőrzés táv-adatszolgáltatás útján, távellenőrzés formájában - helyszíni ellenőrzés lefolytatása nélkül - az e-építési napló és az engedélyes által biztosított valamennyi táv-adatszolgáltatás alkalmazásával is megvalósulhat.[103]

1.6.3.0300. Az 1.6.3.0100. pont szerint lefolytatott építésfelügyeleti ellenőrzést feljegyzéssel kell dokumentálni. Ha az építésfelügyeleti ellenőrzés eltérést állapít meg, azt a nukleáris biztonsági hatóság eseti bejegyzéssel rögzíti az e-építési napló főnaplójába.[104]

1.6.3.0400. Az adott építményre vonatkozó kivitelezési tevékenységek befejezése után a nukleáris biztonsági hatóság építésfelügyeleti ellenőrzést nem hajt végre.[105]

Az építés kivitelezésre vonatkozó felelősségek[106]

1.6.3.0500. Az építési tevékenységek végzése során az építés kivitelezési, e-építési napló vezetési és a szakmagyakorlókat érintő szabályok betartása, valamint betartatása az engedélyes felelőssége.[107]

E-építési napló vezetésére vonatkozó különös szabályok[108]

1.6.3.0600. Az e-építési naplóban az adott engedélyezési, építés-szerelési tevékenységben szerepkörrel rendelkező valamennyi szakmagyakorlónak a nukleáris biztonsági hatóság szakmagyakorlói nyilvántartásában szereplő érvényes jogosultsággal kell rendelkeznie.[109]

1.6.3.0700. Az e-építési naplóhoz a kivitelezés helyszínén, vagy a kivitelezés helyszínén biztosított helyiségben online hozzáférést kell biztosítani.[110]

1.6.3.0800. A beépített anyagokra vonatkozó, az építési termék építménybe történő betervezésének és beépítésének, ennek során a teljesítmény igazolásának részletes szabályairól szóló kormányrendelet szerinti teljesítmény nyilatkozatokat az OAH e-naplóba folyamatosan fel kell tölteni.[111]

1.7. AZ ENGEDÉLYES JELENTÉSI KÖTELEZETTSÉGE

1.7.1. Általános rendelkezések

1.7.1.0100. Az atomenergia társadalmilag ellenőrzött használatának biztosítása érdekében az engedélyes a nukleáris létesítmény valamennyi életciklus szakaszában a nukleáris biztonsággal kapcsolatos tevékenységről rendszeres, a biztonságot érintő eseményekről eseti jelentéseket, továbbá a nukleáris létesítmény létesítése során állapothoz rendelt jelentéseket is készít és azokat a nukleáris biztonsági hatóságnak benyújtja.

1.7.1.0200. A nukleáris biztonsági hatóság a jelentési kötelezettség terjedelmét a nukleáris létesítmény üzemeltetéséből adódó kockázat és a nukleáris létesítmény típusának, műszaki sajátosságainak figyelembevételével állapítja meg.

1.7.1.0300. A nukleáris biztonsági hatóság a hatáskörébe tartozó ügyekben hozott döntésében az engedélyest az 1.7.1.0100. pontban meghatározott jelentéseken kívül további jelentések benyújtására kötelezheti.

1.7.1.0400. A nukleáris létesítmény felügyeletében részt vevő többi hatóság részére benyújtott jelentések másolatát azok benyújtásával egy időben a nukleáris biztonsági hatóság részére is el kell küldeni.

1.7.1.0500. Az engedélyes a jelentéseiben szereplő adatokat, információt rendszerezi, és megfelelő módszerrel értékeli, és ahol az értékelés hiányosságot tár fel, ott javító intézkedést fogalmaz meg.

1.7.2. Rendszeres jelentések

1.7.2.0100. A nukleáris biztonsági hatóság a benyújtott jelentéseket a nukleáris létesítmény, annak rendszerei és rendszerelemei állapotának, a nukleáris létesítmény nukleáris biztonsági szintjének és az engedélyes tevékenységének követését és értékelését magába foglaló felügyeleti tevékenységében hasznosítja.

1.7.2.0200. A nukleáris létesítmények rendszeres jelentéseinek tartalmára és a jelentési kötelezettség lehetséges teljesítési módjára vonatkozó ajánlásokat útmutató tartalmazza.

Rendszeres jelentések a nukleáris létesítmény létesítésének időszakában

1.7.2.0300. Az engedélyes évente, első alkalommal a létesítési engedély kiadását követő év március 31-ig éves jelentést nyújt be. Az Éves Jelentés tartalmi követelményei:

a) a létesítési engedélyben, illetve az előző jelentésben szereplő ütemterv értékelése,

b) az engedélyes szervezetére, erőforrásaira vonatkozó információk,

c) a fontosabb beszállítók tevékenységének és biztonsági teljesítményének értékelése,

d) a fontosabb tervmódosítások, engedélyektől, engedélyt megalapozó dokumentációkban foglaltaktól való eltérések indokolásának és megfelelőségének bemutatása, valamint

e) a következő évi ütemterv bemutatása.

Rendszeres jelentések a nukleáris létesítmények üzembe helyezésének és üzemeltetésének időszakában

Atomerőmű rendszeres jelentései

1.7.2.0400. Az engedélyes az atomerőművi blokk üzemeltetésével és a nukleáris biztonságával kapcsolatos tevékenységéről a következő rendszeres jelentéseket köteles benyújtani a nukleáris biztonsági hatóságnak:

a) Negyedéves Jelentés,

b) Éves Jelentés, és

c) Időszakos Biztonsági Jelentés

Kutatóreaktor rendszeres jelentései

1.7.2.0500. Az engedélyes az időszakos üzemanyagcsere mellett működtetett kutatóreaktor üzemeltetésével és a nukleáris biztonságával kapcsolatos tevékenységéről a következő rendszeres jelentéseket köteles benyújtani a nukleáris biztonsági hatóságnak:

a) Éves Jelentés,

b) Előzetes Kampányjelentés,

c) Kampányjelentés,

d) Kampányzáró Jelentés, és

e) Időszakos Biztonsági Jelentés.

1.7.2.0600. Az engedélyes üzemanyagcsere nélkül üzemeltetett kutatóreaktor üzemeltetésével és a nukleáris biztonságával kapcsolatos tevékenységéről a következő rendszeres jelentéseket köteles benyújtani a nukleáris biztonsági hatóságnak:

a) Féléves Jelentés, és

b) Időszakos Biztonsági Jelentés.

Kiégett üzemanyag átmeneti tárolójának rendszeres jelentései

1.7.2.0700. Az engedélyes a kiégett üzemanyag átmeneti tárolójának üzemeltetésével és a nukleáris biztonságával kapcsolatos tevékenységéről a következő rendszeres jelentéseket köteles benyújtani a nukleáris biztonsági hatóságnak:

a) Féléves Jelentés, és

b) Időszakos Biztonsági Jelentés

A rendszeres jelentések tartalma és a benyújtásukra vonatkozó követelmények

1.7.2.0800. A Negyedéves Jelentés a nukleáris biztonsági hatóság számára részletes, rendszerezett és rendszeres információt ad:

a) a nukleáris létesítmény üzemi jellemzőinek alakulásáról,

b) az üzemeltetéssel és a nukleáris biztonsággal kapcsolatos tevékenységekről, problémákról,

c) az üzemeltetés során bekövetkezett, nukleáris biztonságot érintő eseményekről, ezek kivizsgálása során elhatározott javító intézkedések végrehajtásáról, a nukleáris biztonsági hatósági előírások teljesítéséről,

d) az adott időszak biztonsági mutatóinak alakulásáról,

e) az aktuális üzemeltetési kérdésekről, a biztonságos üzemeltetést befolyásoló tényezőkről,

f) a főjavítási tevékenységről, valamint

g) az engedélyes saját ellenőrzési tevékenységéről.

1.7.2.0900. A Féléves és Éves Jelentés a nukleáris biztonsági hatóság számára a nukleáris létesítmény üzemeltetésével és a nukleáris biztonságával kapcsolatos tevékenységet összefoglaló és értékelő, rendszerezett és rendszeres információt szolgáltat.

1.7.2.1000. Az Előzetes Kampányjelentésben a nukleáris biztonsági hatóság a kutatóreaktorban tervezett üzemanyag-átrakásról és az azt követő üzemi kampány műszaki és biztonsági értékeléséről előzetes információt kap az engedélyestől.

1.7.2.1100. A Kampányjelentésben a nukleáris biztonsági hatóság a kutatóreaktorban végrehajtott üzemanyagcserét követően információt kap a kampány pontosított műszaki és biztonsági értékeléséről az Előzetes Kampányjelentésben előirányzott mérések, tevékenységek eredményei és tapasztalatai alapján.

1.7.2.1200. A Kampányzáró Jelentésben az engedélyes a nukleáris biztonsági hatóságnak a kutatóreaktor adott kampányáról összefoglaló és értékelő információt ad:

a) az üzemi jellemzők alakulásáról,

b) az üzemeltetéssel és a nukleáris biztonsággal kapcsolatos tevékenységekről, problémákról,

c) az üzemeltetés során bekövetkezett nukleáris biztonságot érintő eseményekről, ezek kivizsgálása során elhatározott javító intézkedések végrehajtásáról,

d) a nukleáris biztonsági hatósági előírások teljesítéséről,

e) az adott időszak biztonsági mutatóinak alakulásáról,

f) az aktuális üzemeltetési kérdésekről, valamint

g) a biztonságos üzemeltetést befolyásoló tényezőkről.

1.7.2.1300. Az engedélyes köteles a jelentéseket az alábbiak szerint benyújtani a nukleáris biztonsági hatóságnak:

a) a Negyedéves Jelentést a negyedévet követő második hónap 5-ig,

b) a Féléves Jelentést a félévet követő második hónap 5-ig,

c) az Éves Jelentést a következő év március 31-ig,

d) az Előzetes Kampányjelentést a kutatóreaktor üzemanyag-átrakásának megkezdése előtt 15 nappal,

e) a Kampányjelentést a kutatóreaktor üzemanyag-átrakásának befejezését követő 30 napon belül,

f) a Kampányzáró Jelentést a kutatóreaktor adott kampányának befejezését követő 30 napon belül.

1.7.3. Az Időszakos Biztonsági Felülvizsgálata

1.7.3.0100. Az Időszakos Biztonsági Felülvizsgálatot valamennyi nukleáris létesítményben az engedélyes 10 évente elvégzi, és annak eredményeit Időszakos Biztonsági Jelentésben a nukleáris biztonsági hatóság számára benyújtja. Ha két Időszakos Biztonsági Felülvizsgálat között olyan lényeges új információk merülnek fel a nukleáris létesítmény biztonságával kapcsolatban, amelyek fejlesztéseket tesznek szükségessé, azokat haladéktalanul meg kell valósítani.

1.7.3.0200. A felülvizsgálat során az engedélyesnek elemeznie kell a nukleáris létesítmény üzemeltetésének és az engedélyezési alapjának összhangját, és minden, az engedély tartalmát érintően azonosított eltérést meg kell szüntetnie, vagy annak fennmaradásához a nukleáris biztonsági hatóság jóváhagyását kell kérnie.

1.7.3.0300. A felülvizsgálatnak ki kell terjednie az alábbiakra:

a) a nukleáris biztonsági szabályzatoktól és a nemzetközileg elismert jó gyakorlattól való eltérések azonosítása, és az eltérések nukleáris biztonsági jelentőségének értékelése az üzemeltetési tapasztalatok, valamint a tudomány és technika eredményeinek figyelembe vételével,

b) a nukleáris létesítmény, annak rendszerei és rendszerelemei állapotában bekövetkező változások azonosítása és értékelése,

c) a telephely vonatkozásában a tudomány eredményeiből és a műszaki fejlődésből, továbbá a paraméterek monitorozásából következő új ismeretek, tények azonosítása és értékelése, valamint

d) új elemzési módszerekkel és eszközökkel megismételt elemzések eredményei korábbi eredményektől való eltéréseinek azonosítása és értékelése.

1.7.3.0400. A felülvizsgálat terjedelmét pontosan meg kell határozni, és meg kell indokolni. A terjedelemnek a gyakorlatban megvalósítható legkiterjedtebbnek kell lennie, figyelembe véve egy üzemelő nukleáris létesítmény nukleáris biztonsági szempontjait.

1.7.3.0500. Az időszakos biztonsági felülvizsgálat terjedelmébe beletartoznak legalább az alábbi területek:

a) a nukleáris létesítmény Végleges Biztonsági Jelentésben dokumentált terve,

b) a telephelyi jellemzők, külső veszélyeztető tényezőkkel szembeni ellenálló-képesség,

c) leszerelés,

d) a rendszerek és rendszerelemek aktuális állapota,

e) berendezés-minősítés,

f) öregedés,

g) biztonsági elemzések,

h) veszélyeztető tényezők elemzése,

i) a nukleáris létesítmény biztonsági mutatói,

j) releváns műszaki-tudományos eredmények és üzemviteli tapasztalatok értékelése és visszacsatolása,

k) más, hasonló nukleáris létesítmények tapasztalatainak és a kutatások eredményeinek hasznosítása,

l) szervezet, emberi tényező, irányítási rendszer és biztonsági kultúra,

m) eljárások,

n) balesetkezelés,

o) nukleárisbaleset-elhárítási felkészülés,

p) a dolgozók és a lakosság sugárvédelme, valamint a környezet sugárterhelése,

q) kutatóreaktor esetén a kísérleti berendezések,

r) kiégett üzemanyag átmeneti tárolására szolgáló létesítmény esetén a további létesítési tevékenységeket megalapozó Előzetes Biztonsági Jelentés megfelelőségének értékelése, felülvizsgálata, valamint

s) több blokkal rendelkező atomerőmű esetén a blokkok közötti lehetséges kölcsönhatások.

1.7.3.0600. A felülvizsgálat során korszerű, szisztematikus és dokumentált módszertant kell alkalmazni, mind determinisztikus, mind valószínűségi biztonsági elemzéseket figyelembe véve.

1.7.3.0700. Minden, az időszakos biztonsági felülvizsgálat terjedelmébe tartozó területet felül kell vizsgálni, és az azonosított eltéréseket össze kell hasonlítani az engedélyezési követelményekkel, valamint az aktuális nukleáris biztonsági szabályzatokkal és gyakorlattal. Az azonosított eltérések biztonságra gyakorolt hatását megfelelő módszerekkel értékelni kell. A feltárt (pozitív és negatív) eltéréseket átfogóan is értékelni kell és azonosítani kell az észszerűen megvalósítható biztonságnövelő intézkedéseket.

1.7.3.0800. El kell végezni a nukleáris létesítmény nukleáris biztonságának átfogó értékelését, és a minden területre kiterjedő felülvizsgálat eredményei alapján be kell mutatni, hogy a nukleáris létesítmény igazoltan elegendően biztonságos a további folyamatos üzemeltetésre legalább a következő Időszakos Biztonsági Felülvizsgálatig. Az értékelésben ki kell emelni azokat a problémákat, amelyek korlátozhatják a létesítmény biztonságos üzemeltetését, illetve be kell mutatni, hogy az engedélyes ezeket milyen módon kívánja kezelni.

1.7.3.0900. Az engedélyesnek a felülvizsgálat eredményeként előálló minden, a nukleáris biztonság szempontjából jelentős, észszerűen megvalósítható javító intézkedést a lehető legrövidebb időn belül, de legkésőbb a felülvizsgálat megkezdéséig végre kell hajtania. A végrehajtási határidők meghatározásakor a javító intézkedések biztonsági súlyát is figyelembe kell venni.

1.7.3.1000. Az Időszakos Biztonsági Jelentés részletes tartalmára vonatkozó ajánlásokat útmutató tartalmazza.

1.7.4. Eseti jelentések

Eseti jelentések a nukleáris létesítmény létesítésének időszakában

1.7.4.0100. Az eseti jelentéseket a tervezési és létesítési munkák során észlelt fontosabb hibák és nemmegfelelőségek észlelését - beleértve az irányítási rendszerben talált, potenciális nemmegfelelőséget okozó eltéréseket is -, az észlelést követően 8 napon belül jelenteni kell, a kivizsgálási jelentést pedig az észlelést követően 60 napon belül be kell nyújtani a nukleáris biztonsági hatóságnak.

1.7.4.0200. A kivizsgálási jelentés tartalmi követelményei:

a) az észlelés időpontja, körülményei, a jelentést adó személy;

b) a helyesbítő intézkedés végrehajtása előtt hozott azon intézkedés bemutatása, melyet a nem megfelelő termék, szolgáltatás, folyamat, helyszín, jelölésmód alkalmazásának megakadályozása érdekében hoztak;

c) a nemmegfelelőség leírása és biztonsági értékelése;

d) a kezdeményező, vagy mások által végrehajtott azonnali intézkedés a nemmegfelelőség hatásának csökkentése érdekében;

e) a nemmegfelelőség javításának lehetőségei;

f) a tervekben előirányzott biztonsági tartalékok megmaradásának igazolása;

g) a nemmegfelelőség miatt szükséges tervmódosítások meghatározása; valamint

h) a szükséges javítási és megelőzési intézkedések meghatározása és határidői.

Eseti jelentések a nukleáris létesítmények üzembe helyezésének, üzemeltetésének és megszüntetésének időszakában

A jelentési kötelezettség alá tartozó események köre

1.7.4.0300. Az engedélyes a nukleáris létesítményben bekövetkezett, a jelentési kötelezettség alá tartozó minden rendkívüli eseményről eseti jelentést nyújt be a nukleáris biztonsági hatóságnak. A jelentésköteles események körét

a) a létesítési engedélyezési eljárás keretében,

b) üzembe helyezési engedélyezési eljárás keretében,

c) az üzemeltetési engedélyezési eljárás keretében, illetve

d) a végleges leállítási és a leszerelési engedélyezési eljárás keretében

kiadott határozatban a nukleáris biztonsági hatóság határozza meg.

Szükség esetén a nukleáris biztonsági hatóság a jelentésköteles események körét az Időszakos Biztonsági Felülvizsgálat lezárásakor vagy hivatalból indított eljárás keretében megváltoztathatja.

1.7.4.0400. Az eseti jelentésekre vonatkozó részletes ajánlásokat útmutató tartalmazza.

INES minősítési, egyeztetési és tájékoztatási kötelezettség

1.7.4.0500. Minden eseménynek el kell készíteni az INES minősítését. A minősítésre az engedélyes tesz javaslatot, és azt elküldi a nukleáris biztonsági hatóságnak, melynek módjára és tartalmára vonatkozó ajánlásokat útmutató tartalmazza. A végső minősítést a nukleáris biztonsági hatóság állapítja meg.

1.7.4.0600. A jelentésköteles esemény INES minősítéséről legkésőbb az esemény bekövetkezését, vagy amennyiben azt azonnal nem észlelték, akkor az észlelését követő 16 órán belül a nukleáris biztonsági hatóságot értesíteni kell.

1.7.4.0700. Az INES szerinti 1 vagy annál magasabb minősítésű eseményről az esemény bekövetkezését vagy észlelését követő 24 órán belül a Nemzetközi Atomenergia Ügynökséget tájékoztatni kell. A tájékoztatást a nukleáris biztonsági hatóság végzi. Az engedélyes köteles az ehhez szükséges információt és az esemény angol nyelvű INES formanyomtatványát az eseményt követő 20 órán belül a nukleáris biztonsági hatóság rendelkezésére bocsátani.

1.7.4.0800. Az INES szerinti 1 vagy annál magasabb minősítésű eseményről 24 órán belül, az INES szerinti 0 vagy az alatti minősítésű eseményekről rendszeresen kell a közvéleményt tájékoztatni. A tájékoztatást a nukleáris biztonsági hatósággal egyeztetett módon az engedélyes végzi. Az INES szerinti 1 vagy annál magasabb minősítésű eseményről készített tájékoztató közlemény szövegét az engedélyes az esemény bekövetkezését, vagy felfedezését követő 20 órán belül, de még annak nyilvánosságra hozatala előtt elküldi a nukleáris biztonsági hatóságnak.

A jelentési kötelezettség teljesítésének módja az üzembe helyezés, üzemeltetés és megszüntetés során

1.7.4.0900. Az engedélyes az eseti jelentési kötelezettségét a következők szerint teljesíti:

a) azonnali bejelentési kötelezettség alá tartozó eseményt azonnal, de nem később, mint a bekövetkezést, vagy amennyiben azt azonnal nem észlelték, akkor az észlelést követő 2 órán belül telefonon a nukleáris biztonsági hatóságnak bejelenti,

b) a nem azonnali bejelentési kötelezettség alá tartozó eseményt nem később, mint a bekövetkezést, vagy amennyiben azt azonnal nem észlelték, akkor az észlelést követő 14 órán belül telefonon a nukleáris biztonsági hatóságnak bejelenti,

c) az INES minősítést elküldi 16 órán belül,

d) az eseményt írásban bejelenti a nukleáris biztonsági hatóságnak az esemény bekövetkezését követő 16 órán belül,

e) az esemény kivizsgálási jelentését a bekövetkezést vagy észlelést követő 45 napon belül benyújtja a nukleáris biztonsági hatóságnak.

1.7.4.1000. Az 1.7.4.0900. pont d) alpontja szerinti írásbeli bejelentésnek tartalmaznia kell az esemény rövid leírását, a kialakult üzemállapot leírását, a megtett és tervezett intézkedéseket és azok eredményességének és várható hatásának leírását, valamint az esemény előzetes biztonsági értékelését.

1.7.4.1100. Az 1.7.4.0900. pont e) alpontja szerinti eseménykivizsgálási jelentés benyújtási határidejét kérelemre indokolt esetben a nukleáris biztonsági hatóság meghosszabbíthatja.

A jelentésköteles események nukleáris biztonsági hatósági vizsgálata és értékelése

1.7.4.1200. A jelentett eseményeket a nukleáris biztonsági hatóság a bejelentéskor a rendelkezésre álló információ alapján értékeli, és dönt arról, hogy az eseményt:

a) az engedélyes kivizsgálási jelentése alapján elemzi és értékeli,

b) az engedélyes által folyamatosan biztosított információ alapján elemzi és értékeli, továbbá szükség szerint helyszíni vizsgálatot tart, vagy

c) az engedélyes kivizsgálásától független helyszíni nukleáris biztonsági hatósági vizsgálat keretében vizsgálja és értékeli.

1.7.4.1300. A helyszíni kivizsgálás során a nukleáris biztonsági hatóság az érintett személyeket, azok vezetőit kikérdezheti, helyszíni szemlét tarthat, és az esemény lefolyásának rekonstrukcióját rendelheti el.

1.7.4.1400. A kivizsgálás során az engedélyes biztosítja a megfelelő feltételeket, körülményeket a nukleáris biztonsági hatósági kivizsgálás lefolytatásához. Ennek érdekében az eseménnyel kapcsolatos, általa ismert tényeket közli, a bizonyítékokat - amennyiben észszerűen megoldható és szükséges - átadja a nukleáris biztonsági hatóságnak.

1.7.4.1500. Az engedélyes a nukleáris biztonsági hatósággal közösen kiválasztott eseményekről egyeztetett formában és tartalommal magyar vagy angol, vagy mindkettő nyelven jelentéseket készít a nemzetközi nukleáris biztonsági hatósági információcsere elősegítése érdekében. A nukleáris biztonsági hatóság a nemzetközi fórumokon kapott információról tájékoztatja az engedélyest, elősegítve a külső tapasztalatok hasznosítását.

1.7.5. Állapothoz rendelt jelentések

1.7.5.0100. Az engedélyes a nukleáris biztonsági hatóságnak állapothoz rendelt jelentést nyújt be a létesítési életciklus szakaszban az alábbi tervezési és létesítési fázisokat megelőzően 30 nappal:

a) a nukleáris biztonság szempontjából fontos tervezői, építési, gyártási és szerelési szerződések specifikációjának elkészítése,

b) a nukleáris sziget egyes építményeinek elkezdése,

c) a fontosabb betonozási munkák elkezdése,

d) a fővízköri berendezések beemelése,

e) a tisztaszerelési munkák elkezdése,

f) a biztonsági kábelek fektetési munkáinak elkezdése,

g) a biztonsági irányítástechnikai rendszerek szerelésének elkezdése, valamint

h) az egyes rendszerek üzembe helyezési munkáinak elkezdése.

1.7.5.0200. Az állapothoz rendelt jelentés tartalmi követelményei:

a) a tervezési tevékenység állásának és előrehaladásának értékelése,

b) a potenciális, valamint kiválasztott beszállító bemutatása és értékelése,

c) a tervezési kézikönyv készültségének és vonatkozó fejezeteinek értékelése, valamint

d) a kezdődő tevékenységre vonatkozó minőségirányítási követelmények bemutatása.

1.7.6. Riasztás és tájékoztatás nukleáris veszélyhelyzetben, természeti és ipari katasztrófa esetén

1.7.6.0100. Az engedélyes nukleáris veszélyhelyzet kialakulása, természeti vagy ipari katasztrófa bekövetkezése után haladéktalanul, legkésőbb a felismerést követő 15 percen belül elvégzi a veszélyhelyzeti osztály megállapítását. A veszélyhelyzet felismerése után 30 percen belül riasztani kell az országos nukleárisbaleset-elhárítási rendszer érintett szerveit. A riasztást a nukleáris létesítmény Nukleárisbaleset-elhárítási Intézkedési Tervében szabályozott módon és tartalommal kell elvégezni. A riasztási feladatok keretében a nukleáris veszélyhelyzet felismerése után legkésőbb 60 percen belül a nukleáris létesítmény Nukleárisbaleset-elhárítási Intézkedési Terve szerint kell az első tájékoztatást írásban megadni a nukleáris veszélyhelyzet ismertté vált körülményeiről és következményeiről.

1.7.6.0200. Nukleáris veszélyhelyzet kialakulása, természeti vagy ipari katasztrófa bekövetkezése esetén, a riasztási feladatok elvégzése után az engedélyes rendszeres tájékoztatást ad az országos nukleárisbaleset-elhárítási rendszer kijelölt intézményei számára. A helyzetismertető és technológiai tájékoztató jelentéseket a veszélyhelyzeti eseményekhez igazodva, de legalább 1,5-2 óránként kell továbbítani, vagy bármely más módon tájékoztatást adni, amely egyenértékűen biztosítja a veszélyhelyzeti állapot független értékeléséhez szükséges információt.

1.8. A MUNKAVÁLLALÓK NUKLEÁRIS BIZTONSÁGI HATÓSÁGI VIZSGÁZTATÁSA

1.8.1. A munkakörök kategorizálása a nukleáris biztonság szempontjából

1.8.1.0100. Az adott nukleáris létesítményre jellemző sajátosságok figyelembevételével a tervező meghatározza a biztonság szempontjából fontos munkakörök és ezen belül a biztonság szempontjából meghatározó munkakörök listáját, amelyet szerepeltetni kell a nukleáris létesítmény Előzetes Biztonsági Jelentésében, a Végleges Biztonsági Jelentés előzetes változatában és Végleges Biztonsági Jelentésében. A listákat a nukleáris biztonsági hatóság a létesítési engedélyben hagyja jóvá, majd időszakosan, de legalább az időszakos biztonsági felülvizsgálat keretében felülvizsgálja, és szükség szerint aktualizálja.

1.8.2. Hatósági jogosítvány megszerzése és megújítása

1.8.2.0100. A biztonság szempontjából meghatározó munkakörök betöltése nukleáris biztonsági hatósági jogosítványhoz kötött. A nukleáris biztonsági hatósági jogosítvány megszerzéséhez nukleáris biztonsági hatósági jogosító vizsgát kell tenni, melynek az engedélyes által elkészített szabályozását a nukleáris biztonsági hatóság hagyja jóvá.

1.8.2.0200. A jogosítvány megszerzésnek, megújításának feltétele, hogy a munkakört betöltő

a) fizikai, pszichológiai alkalmasságát megfelelő orvosi vizsgálat igazolja,

b) a munkakörre előírt elméleti és gyakorlati képzési programot teljesíti, valamint

c) az adott munkakör betöltéséhez szükséges elméleti és gyakorlati ismeretei alkalmassá teszik a jogosítvány szerinti feladatok elvégzésére.

1.8.2.0300. Az elméleti és gyakorlati ismeretek szükséges szintjének meglétéről a jogosítvány megszerzésekor írásbeli és szóbeli, a jogosítvány megújításakor szóbeli vizsga keretében kell meggyőződni.

1.8.2.0400. A szóbeli vizsga sikeres, ha a nukleáris biztonsági hatóság képviselője is a munkakör betöltéséhez megfelelőnek ítéli a vizsgázó teljesítményét.

1.8.2.0500. Az atomerőműben a jogosítvány megszerzéséhez, megújításához az ügyeletes mérnöki és a blokkvezénylői munkaköröknél a gyakorlati ismeretek megfelelő voltát és a rátermettséget szimulátoron végzett gyakorlattal is igazolni kell. A vizsgán a jelöltnek bizonyítania kell, hogy a nukleáris biztonságot figyelemmel kísérő és azt fenntartó képességgel rendelkezik, és beavatkozási jogosultságának megfelelően képes:

a) a normál üzemi folyamatok végzéséhez, valamint a TA2-4 és TAK1-2 üzemállapotok elhárításához szükséges csoportmunkára,

b) a blokkvezénylői információ alapján megítélni az atomerőművi blokk üzemállapotát, meghatározni a normál üzemtől való eltéréseket és végrehajtani a szükséges intézkedéseket, valamint

c) a TA2-4 és TAK1-2 üzemállapotok esetén felismerni és értékelni a helyzetet, elvégezni az előírások szerinti ellenőrzéseket és intézkedéseket, meghatározni az atomerőművi blokk biztonságos üzemi állapotba viteléhez és tartásához szükséges további teendőket.

1.8.2.0600. Új nukleáris létesítmény esetén a jogosítványokat a nukleáris létesítmény üzembe helyezési engedélyének kiadásáig kell megszerezni.

1.8.2.0700. A jogosítványok kiadását és megújítását az engedélyes kérelmezi. A kérelemhez 2 példányban mellékelni kell a jogosítvány kiadásának, megújításának feltételeként előírtak teljesülését igazoló dokumentumokat.

A jogosítvány hatálya

1.8.2.0800. A jogosítvány időbeli hatálya:

a) 3 év az első jogosító vizsgát követően;

b) 3 év, ha a vizsgázó sikertelen megújító vizsga után sikeres ismétlő vizsgát tesz;

c) 5 év, ha a megújító vizsga kiváló minősítésű;

d) A jogosító vagy megújító vizsgán elért eredmény alapján a jogosítvány hatálya 4 vagy 3 évre korlátozható.

1.8.2.0900. A jogosítvány érvényessége megszűnik, amennyiben:

a) az érvényességi időn belül nem került megújításra,

b) tulajdonosa 6 hónapot meghaladóan nem végzett munkát a jogosítvány szerinti munkakörben,

c) a szinten tartó képzésben való részvétel az előírásoknak nem felel meg, vagy

d) a jogosítvány megújítására irányuló vizsga sikertelen.

1.8.2.1000. A nukleáris biztonsági hatóság a jogosítványt érvényteleníti:

a) a jogosítvány tulajdonosának, vagy az engedélyesnek a kérésére, vagy

b) a nukleáris létesítmény nukleáris biztonságát veszélyeztető súlyos előírássértés miatt.

1.8.2.1100. Érvénytelen jogosítvány esetén a megújítás feltételeit a nukleáris biztonsági hatóság esetileg határozza meg.

1.8.2.1200. Több ugyanolyan típusú blokkal üzemelő atomerőmű esetében, amennyiben a nukleáris létesítmény rendelkezik az atomerőművi blokkok közötti különbségeket is oktató képzési programmal, blokkszimulátorral és a másik atomerőművi blokkon történő munkavégzés feltételeinek a nukleáris biztonsági hatóság által elfogadott szabályozásával, akkor az adott munkakör betöltését biztosító jogosítvány az atomerőmű minden blokkjára kiterjedő érvényességgel is kiadható.

1.9. NYOMÁSTARTÓ BERENDEZÉSEK ÉS CSŐVEZETÉKEK NUKLEÁRIS BIZTONSÁGI HATÓSÁGI FELÜGYELETÉNEK ELŐÍRÁSAI

1.9.1.0100. Az e rendelet hatálya alá tartozó nyomástartó berendezésekre és csővezetékekre (az 1.9. pontban a továbbiakban együtt: nukleáris biztonsági hatósági felügyelet alá tartozó nyomástartó berendezések és csővezetékek) a Nukleáris Biztonsági Szabályzatokban az adott nukleáris létesítmény rendszerelemeire, rendszereire előírt általános engedélyezési és ellenőrzési, valamint műszaki követelményeket az ebben a pontban meghatározott eltérésekkel kell alkalmazni.

1.9.1.0200.[112]

1.9.1.0300. Nem tartozik a nukleáris biztonsági hatóság engedélyezési vagy bejelentés-tudomásulvételi eljárása alá a nukleáris biztonsági hatósági felügyelet alá tartozó nyomástartó berendezés és csővezeték, ha az:[113]

a) 2. vagy 3. biztonsági osztályba sorolt, DN<50 mm-es csővezeték,

b) 3. biztonsági osztályba sorolt, PN<20 bar nyomású csővezeték vagy

c) 2. vagy 3. biztonsági osztályba sorolt, 100 dm3-nél kisebb térfogatú edény.

1.9.1.0400. A nukleáris biztonsági hatóság engedélyezési vagy bejelentés-tudomásulvételi eljárása alá nem tartozó nyomástartó berendezések és csővezetékek gyártása vagy beszerzése megkezdése előtt a gyártásról, illetve a beszerzésről tájékoztatni kell a nukleáris biztonsági hatóságot. A tájékoztatáshoz mellékelni kell a gyártási vagy beszerzési tervdokumentáció engedélyes általi elfogadását igazoló iratot. E követelmény automatizált értesítésküldés mellett, táv-adatszolgáltatás útján is teljesíthető.[114]

1.9.1.0500.[115]

1.9.1.0600. A nukleáris biztonsági hatóság a nukleáris biztonsági hatósági engedélyezési eljárás alá nem tartozó nyomástartó berendezések és csővezetékek létesítésének, továbbá az e rendelet hatálya alá tartozó már üzemben levő összes nyomástartó berendezés és csővezeték üzemeltetésének körülményeit ellenőrizheti, és a szükséges biztonsági intézkedések betartására kötelezheti az engedélyest.

1.9.1.0700. Az üzemelő nukleáris létesítmény nukleáris biztonsági hatósági engedélyezési eljárás alá tartozó nyomástartó berendezésének és csővezetékének gyártását követő első vizsgálatok, továbbá üzemeltetése alatt az időszakos ellenőrzési program szerinti időszakos és eseti vizsgálatok elvégzéséért, az engedélyes a felelős. Az engedélyes a program végrehajtásához akkreditált ellenőrzési szervezetet, illetve akkreditált vizsgáló laboratóriumot vonhat be.

1.9.1.0800. Az ellenőrző szervezetnek és munkavállalóinak függetlennek kell lennie az ítélet alkotását befolyásoló hatásoktól, különösen az elvégzett ellenőrzések eredményében érdekeltek hatásától.

1.9.1.0900. Az ellenőrző szervezetnek rendelkeznie kell az ellenőrzés műszaki és adminisztratív feladatainak szakszerű elvégzéséhez szükséges munkavállalókkal és felszereléssel, így képesnek kell lennie a műszaki követelményeknek való megfelelés megítélésére, valamint az ellenőrzések dokumentálására.

1.9.1.1000. Az ellenőrző szervezet erőforrásainak és kompetenciájának meglétét, az első, az időszakos és a soron kívüli vizsgálatok végrehajtását, valamint a gépkönyvek kezelését a nukleáris biztonsági hatóság ellenőrzi.

1.9.1.1100. Az új nukleáris létesítmény nukleáris biztonsági hatósági felügyelet alá tartozó nyomástartó berendezéseinek és csővezetékeinek időszakos, valamint eseti vizsgálatát jogszabály alapján feljogosított független ellenőrző szervezetnek kell végeznie.[116]

1.9.1.1110. A nyomáspróbák végrehajtása során nyomáspróba regisztert kell alkalmazni.[117]

1.9.1.1200. A nukleáris biztonsági hatóság az atomerőműben üzemelő nukleáris biztonsági hatósági engedélyezési eljárás alá tartozó nyomástartó berendezések és csővezetékek időszakos vizsgálataiból kijelöli, és a főjavítás megkezdése előtt közli az engedélyessel, hogy az atomerőművi blokk főjavítása alatt mely beütemezett időszakos vizsgálatokat fogja ellenőrizni, az engedélyes a közlés alapján a végrehajtást megelőző munkanapon bejelenti a nukleáris biztonsági hatóságnak a vizsgálat elvégzésének időpontját.

1.9.1.1300. Üzemelő nukleáris létesítményben új nyomástartó berendezés és csővezeték létesítését átalakításnak kell tekinteni. Nukleáris biztonsági hatósági felügyelet alá tartozó nyomástartó berendezés engedélyezését az átalakításra vonatkozó szabályok szerint, az adott nukleáris létesítményre vonatkozó Nukleáris Biztonsági Szabályzatokban a nyomástartó berendezésekre és csővezetékekre megfogalmazott követelmények figyelembevétele mellett kell elvégezni.

1.9.1.1400. Az 1.9.1.1300. pont szerinti nyomástartó berendezés és csővezeték létesítése esetén a tervező határozza meg a biztonsági osztályba sorolás figyelembevételével a gyártóművi ellenőrzés módját és terjedelmét, az időszakos ellenőrzési programot és annak ciklusidejét. Az időszakos vizsgálatokat és azok ciklusidejét a nukleáris biztonsági hatóság az átalakítási engedélyben, a 3. kategóriájú átalakítás esetén pedig a 19. § (2) bekezdése szerinti eljárásban hagyja jóvá.[118]

1.9.1.1500. A nukleáris biztonsági hatóság hivatalból indított eljárás keretében megtilthatja új nyomástartó berendezés üzembevételét, amennyiben

a) a gyártást és az első vizsgálatot a tervtől eltérően végezték el,

b) az első vizsgálat sikertelen eredménnyel zárult,

c) a nukleáris biztonsági hatóságnak az 1.7.4. pont szerint jelentett, a nyomástartó berendezést érintő rendkívüli esemény miatt a személyzet, a lakosság és a környezet veszélyeztetése áll, állhat fenn, vagy

d) a nukleáris biztonsági hatósági ellenőrzés a személyzetet, a lakosságot, a környezetet veszélyeztető hiányosságot, eltérést állapított meg és annak megszüntetése nem történt meg.

1.9.1.1600. Új nyomástartó berendezés felügyeletére az első sikeres üzembevételt követően az üzemelő nyomástartó berendezésekre irányadó szabályok vonatkoznak.

1.9.1.1700. Nukleáris biztonsági hatósági felügyelet alá tartozó nyomástartó berendezés és csővezeték átalakítását, javítását követő vizsgálatot a tervező határozza meg és azt az átalakítás, javítás dokumentációjának tartalmaznia kell.

1.9.1.1800. A nukleáris biztonsági hatóság hivatalból indított eljárás keretében megtilthatja a nyomástartó berendezés és csővezeték üzemeltetését, amennyiben

a) a nukleáris biztonsági hatósági ellenőrzés a személyzetet, lakosságot, a környezetet veszélyeztető hiányosságot, eltérést állapított meg, és annak megszüntetése nem történt meg,

b) az nem rendelkezik érvényes és sikeres időszakos vizsgálattal,

c) az átalakítást, javítást a tervtől, vonatkozó műszaki dokumentációtól eltérően végezték el, vagy

d) a nukleáris biztonsági hatóságnak az 1.7.4. pont szerint jelentett, a nyomástartó berendezést és csővezetéket érintő rendkívüli esemény miatt a személyzet, a lakosság és a környezet veszélyeztetése áll, vagy állhat fenn.

1.9.1.1900. A nukleáris biztonsági hatósági engedélyezési eljárás alá tartozó nyomástartó berendezéseknél és csővezetékeknél a vizsgálat érvényességének lejárta előtt az időszakos vizsgálat időpontjának módosítása kérelmezhető a nukleáris biztonsági hatóságnál műszakilag indokolt egyedi esetekben, amennyiben:

a) igazolt, hogy azok műszaki állapota biztosítja a vizsgálat új időpontjáig a biztonságos üzemeltethetőséget, és az engedélyes elvégzi az ehhez szükséges többletinformációt nyújtó ellenőrzéseket és vizsgálatokat, vagy

b) igazolt, hogy meghibásodása nem veszélyezteti a személyzetet, a lakosságot, a környezetet és az engedélyes elvégzi a többletinformációt nyújtó ellenőrzéseket és vizsgálatokat.

1.9.1.2000. A kérelemről a nukleáris biztonsági hatóság a 19. § (2) bekezdése szerinti eljárásban hozza meg döntését.[119]

1.9.1.2100. Nukleáris biztonsági hatósági engedélyezési eljárás alá tartozó nyomástartó berendezéseknél és csővezetékeknél műszakilag indokolt egyedi esetekben, azonos biztonsági követelmények betartása mellett kérelmezhető az időszakos vizsgálat előírt módszerének más ellenőrzési módszerrel történő helyettesítése. A kérelemről a nukleáris biztonsági hatóság a 18. § (2) bekezdése szerinti eljárásban hozza meg döntését.

1.10. A LÉTESÍTÉS SORÁN FELMERÜLŐ ELTÉRÉSEK KEZELÉSÉNEK NUKLEÁRIS BIZTONSÁGI FELÜGYELETE[120]

1.10.0. Általános követelmények[121]

1.10.0.0100. Az 1.10. pont előírásait a nukleáris létesítmény létesítési életciklus-szakaszában kell alkalmazni.[122]

1.10.0.0200. Az 1.10. pont előírásait az eltérések kezelésére alkalmazni kell, ha[123]

a) engedélyköteles tevékenység esetén a nukleáris biztonsági hatóság engedélye véglegessé vált, vagy

b) az 1.3. pont szerinti bejelentésköteles tevékenységek esetén a nukleáris biztonsági hatóság a bejelentésben foglaltakat tudomásul vette.

1.10.1. Engedélyköteles tevékenységek során felmerülő eltérések kezelése[124]

1.10.1.0100. Ha az engedélyes a nukleáris biztonsági hatóság új nukleáris létesítmény megvalósításával összefüggésben kiadott engedélye véglegessé válását követően az engedélyben rögzítettektől vagy az engedélyt megalapozó dokumentációban foglaltaktól a 9.2.1.1300. pont szerint eltérést tervez, az engedélyes köteles az eltérést a nukleáris biztonsági hatóság számára bejelenteni. A bejelentés automatizált értesítéssel, táv-adatszolgáltatás útján is teljesíthető.[125]

1.10.1.0200. Az engedélyes a bejelentéssel együtt megküldi, vagy a nukleáris biztonsági hatóság számára elérhetővé teszi a 9.2.1.1300. pont szerinti előzetes biztonsági értékelést, valamint a 9.2.1.1400. pont - építmények esetén a 9.2.1.1410. pont - szerinti kategorizálás eredményét. A kategorizálást az engedélyesnek indokolnia kell.[126]

1.10.1.0300. Az engedélyes az eltérést kategóriába sorolja, és[127]

a) rendszerek és rendszerelemek kapcsán a 9.2.1.1400. pont a) alpontja szerinti kategória esetén az engedély módosítására irányuló kérelmet nyújt be a nukleáris biztonsági hatósághoz;

b) építmények kapcsán az engedély módosítására irányuló kérelmet nyújt be a nukleáris biztonsági hatósághoz a következő kategória-kombinációk esetén:

ba) a 9.2.1.1400. pont a) alpontja és a 9.2.1.1410. pont a) alpontja,

bb) a 9.2.1.1400. pont a) alpontja és a 9.2.1.1410. pont b) alpontja,

bc) a 9.2.1.1400. pont b) alpontja és a 9.2.1.1410. pont a) alpontja; vagy

c) negyedévente - a negyedévet követő hónap utolsó napjáig - tájékoztatja a nukleáris biztonsági hatóságot az engedélyt megalapozó dokumentumokban történő változásról

ca) rendszerek és rendszerelemek kapcsán a 9.2.1.1400. pont b) alpontja szerinti kategória esetén,

cb) építmények kapcsán a 9.2.1.1400. pont b) alpontja és a 9.2.1.1410. pont b) alpontja szerinti kategória-kombináció esetén.

1.10.1.0400. Az engedélyes az 1.10.1.0300. pont a) és b) alpontja szerinti esetben az eredeti engedélykérelem tartalmi és formai szempontjait alkalmazva, a következők szerint összeállított dokumentációt nyújtja be a nukleáris biztonsági hatósághoz:[128]

a) meghatározza az eltérő dokumentumok körét, és bemutatja a dokumentációtól való eltérés tartalmát, terjedelmét, az eltérést kiváltó okokat, az eltéréshez vezető körülményeket;

b) bemutatja a tervezett eltérés műszaki és biztonsági megfelelőségét, a nukleáris biztonsági követelmények teljesülését; és

c) az a) és b) alpont alapján módosítja az 1.10.1.0100. pont szerinti engedélykérelmet megalapozó, eltéréssel érintett dokumentumokat.

1.10.1.0500.[129]

1.10.1.0600.[130]

1.10.1.0700.[131]

1.10.1.0800.[132]

1.10.2. Bejelentésköteles tevékenységek során felmerülő eltérések kezelése[133]

1.10.2.0100. Az engedélyes az 1.3. pont alapján bejelentésköteles tevékenységek esetén[134]

a) az ellenőrzési terv változásáról bejelentést tesz, és ezzel egyidejűleg benyújtja a frissített ellenőrzési tervet a nukleáris biztonsági hatóság részére, és amennyiben a változással érintett bejelentésköteles tevékenységhez kapcsolódó egyéb dokumentumok is változnak, akkor megadja a megváltozott dokumentumok távoli elérését,

b) amennyiben csak a változással érintett bejelentésköteles tevékenységhez kapcsolódó egyéb dokumentumok változnak, azokat azonosítható és visszakövethető módon dokumentálja, valamint az eltérésekről negyedévente - a negyedévet követő hónap utolsó napjáig - tájékoztatja a nukleáris biztonsági hatóságot.

1.10.2.0200. A nukleáris biztonsági hatóság az 1.10.2.0100. pont a) alpontja szerinti eltérés bejelentést az eredeti bejelentésére vonatkozó szabályok szerint értékeli.[135]

1.10.2.0300. A nukleáris biztonsági hatóság az 1.10.2.0100. pont a) alpontja szerinti bejelentés és az 1.10.2.0100. pont b) alpontja szerinti negyedévente esedékes tájékoztatás kapcsán[136]

a) további információk benyújtására kötelezheti az engedélyest,

b) a tevékenységhez tartozó feltételeket, visszatartási és ellenőrzési pontokat határozhat meg vagy módosíthat.

1.11. A BESZÁLLÍTÓK ALKALMASSÁGÁNAK IGAZOLÁSA

1.11.1.0100. Az engedélyes a beszállítók alkalmasságának igazolására vonatkozó - helyszíni audit nélküli vagy helyszíni audittal történő - minősítő eljárás lefolytatásáról, illetve az érvényes minősítés meghosszabbításáról értesíti a nukleáris biztonsági hatóságot. Belföldi audit esetén az értesítést az auditot megelőzően legalább 10 munkanappal vagy külföldi audit esetén legalább 20 munkanappal korábban megküldi.

1.11.1.0200. Ha a nukleáris biztonsági hatóság jelzi részvételi szándékát a helyszíni audit végrehajtásában, az engedélyes legkésőbb 5 munkanappal a helyszíni audit időpontja előtt megküldi a hatóság számára a beszállító releváns belső szabályozó dokumentumait.

1.11.1.0300. A minősítő audit(ok) befejezését követően 15 munkanapon belül meg kell küldeni a nukleáris biztonsági hatóságnak a vizsgálati jelentést és annak mellékleteit (különösen a minősítő lap, a minősítő lap mellékletei, a minősítő tevékenységet részletező lap, az eltérések jegyzőkönyve(i), jelenléti ív és minden további, az eljárással összefüggésben keletkezett dokumentum), vagy azokhoz elektronikus hozzáférést kell biztosítani.

2. melléklet az 1/2022. (IV. 29.) OAH rendelethez

NUKLEÁRIS BIZTONSÁGI SZABÁLYZATOK

2. kötet

Nukleáris létesítmények irányítási rendszerei

2.1. BEVEZETÉS

2.1.1. A szabályzat célja

2.1.1.0100. A jelen szabályzat célja a nukleáris létesítményben olyan, az irányítási rendszer tervezésére, létrehozására, működtetésére, értékelésére és folyamatos fejlesztésére vonatkozó követelmények meghatározása, amely biztonsági, egészségügyi, környezetvédelmi, fizikai védelmi, minőségügyi, társadalmi és gazdasági elemeket integrál annak érdekében, hogy a biztonságot az engedélyes minden tevékenysége során megfelelő módon vegyék figyelembe.

2.1.1.0200. Az irányítási rendszerre vonatkozó követelmények meghatározásának legfőbb célja, hogy az engedélyes tevékenységeinek hatását nem különálló irányítási rendszerekben, hanem a biztonságot mint egységes egészet kezelve vegyék figyelembe, ezzel biztosítva, hogy a nukleáris biztonság ne sérüljön.

2.2. IRÁNYÍTÁSI RENDSZER

2.2.1. Általános követelmények

2.2.1.0100. Az engedélyes irányítási rendszert hoz létre, működtet, értékel és folyamatosan fejleszt. A rendszernek összhangban kell lennie az engedélyes célkitűzéseivel, és támogatnia kell ezen célok elérését. Az irányítási rendszer alapvető célkitűzése a biztonság elérése és növelése, az alábbiak segítségével:

a) az engedélyes működésére vonatkozó összes követelmény következetes összegyűjtése,

b) azon tervezett és szisztematikus intézkedések meghatározása, amelyek ahhoz szükségesek, hogy teljes bizonyossággal teljesüljenek ezek a követelmények, továbbá

c) annak biztosítása, hogy az egészségügyi, környezetvédelmi, fizikai védelmi, minőségügyi, társadalmi és gazdasági követelmények, elvárások a biztonsági követelményekkel összhangban, a biztonságra gyakorolt potenciális negatív hatásokat elkerülve kerülnek figyelembevételre.

2.2.1.0200. A biztonságnak minden más igénnyel szemben elsődlegesnek kell lennie az irányítási rendszeren belül.

2.2.1.0300. Az irányítási rendszernek meg kell határoznia és integrálnia kell az alábbi követelményeket:

a) a hatályos jogszabályi és hatósági követelményeket;

b) az érdekelt felek által a nukleáris biztonsággal összefüggően kinyilvánított, és az engedélyes által elfogadott összes követelményt; valamint

c) az engedélyes által alkalmazott hazai és nemzetközi követelményeket és szabványokat.

2.2.1.0400. Az engedélyesnek igazolnia kell az irányítási rendszerének működését és a követelmények hatékony teljesülését.

2.2.1.0500. Az irányítási rendszert úgy kell kialakítani és működtetni, hogy az alkalmas legyen a nemmegfelelőségek kezelésére és biztosítsa az üzemeltető személyzet túlterhelésének elkerülését. A rendszernek biztosítania kell, hogy a nukleáris létesítmény biztonságát a nemmegfelelőségek ne veszélyeztessék.

2.2.2. Biztonsági kultúra

2.2.2.0100. Az engedélyes szervezet és a beszállító szervezetek vezetőségének minden szinten következetesen és határozottan el kell várniuk és támogatniuk kell az erős biztonsági kultúrához szükséges hozzáállást, valamint biztosítani kell, hogy a munkavállalók felismerjék és megértsék a biztonsági kultúra kulcsfontosságú szempontjait. Ezt többek között úgy kell megvalósítaniuk, hogy nem támogatják a túlzott magabiztosságot, valamint ösztönzik a nyitott jelentési kultúrát és az olyan kérdésfelvető magatartást, amely megakadályozza a biztonság szempontjából kedvezőtlen tevékenységeket és állapotokat. A szervezet minden tagjának - a felső vezetőségtől kiindulva - hozzá kell járulnia az erős biztonsági kultúra ösztönzéséhez és fenntartásához.

2.2.2.0110. A hatáskörök megfelelő gyakorlása és a feladatok biztonsági előírásokkal összhangban történő ellátása érdekében a vezetői kinevezéseknél és a munkavállalók kiválasztásánál a nukleáris biztonság iránti elkötelezettséget elengedhetetlen szempontként kell figyelembe venni.

2.2.2.0120. A nukleáris létesítmény üzemeltetésében részt vevő szervezetek biztonsági kultúrájának színvonalát a nukleáris létesítmény teljes élettartama alatt folyamatosan fejleszteni kell.

2.2.2.0200. A felső vezetőség és a vezetőség minden szintjén hirdetni és támogatni kell:

a) a biztonság és a biztonsági kultúra egységes értelmezését, beleértve a munkavégzéssel és a munkakörnyezettel kapcsolatos sugárzási kockázatok és veszélyek tudatosítását, a sugárzási kockázatok és veszélyek biztonsági jelentőségének megértését és a biztonságért való egyéni és közösségi elkötelezettséget;

b) a munkavállalók fogadják el, hogy felelősségre vonhatók a biztonságot érintő cselekedetük és hozzáállásuk alapján;

c) olyan szervezeti kultúrát, amely erősíti a bizalmat és támogatja az együttműködést és a kommunikációt;

d) a műszaki, személyi és szervezeti tényezőkkel kapcsolatos problémák, valamint a rendszerek és rendszerelemek hiányosságainak jelentését, hogy megakadályozzák a biztonság szintjének csökkenését, beleértve a megtett intézkedések időben történő nyugtázását és jelentését;

e) intézkedéseket, amelyek elősegítik a kérdésfelvető és tanuló magatartást a szervezet minden szintjén, és gátolják a biztonsággal kapcsolatos túlzott magabiztosságot,

f) a biztonsággal kapcsolatos aggodalmak és problémák hátrányos következmények nélküli felvetését és megfelelő kezelését;

g) azon eszközöket, amelyekkel a szervezet szisztematikusan növeli a biztonság szintjét, erősíti és támogatja az erős biztonsági kultúrát;

h) a biztonság-orientált döntéshozatalt minden tevékenység során;

i) a biztonsági és védettségi kultúrák szempontjainak kölcsönös figyelembevételét.

2.2.2.0210. A biztonsági kultúrát fejlesztő és támogató eszközök alkalmasságát és hatékonyságát rendszeres időközönként, az önértékelés és az irányítási rendszer felülvizsgálata során ellenőrizni kell.

2.2.2.0300. Az engedélyesnek biztosítania kell, hogy a 2.2.2.0100-2.2.2.0210. pontokban megfogalmazott követelményeket a beszállítók és alvállalkozók is teljesítik.

2.2.3. Az irányítási rendszerkövetelmények alkalmazásának differenciálása

2.2.3.0100. Az irányítási rendszer fejlesztésének és alkalmazásának differenciálására alkalmazott kritériumokat dokumentálni kell az irányítási rendszerben, melyben figyelembe veszi:

a) a szervezet, a létesítmény üzemeltetésének és a tevékenységek végrehajtásának biztonsági jelentőségét és komplexitását;

b) az egyes létesítmények vagy tevékenységek biztonsági, egészségügyi, környezetvédelmi, védettségi, minőségügyi és gazdasági elemeihez kapcsolódó veszélyek és lehetséges hatások, kockázatok mértékét, valamint

c) a lehetséges biztonsági következményeket, ha a meghibásodás vagy nem várt esemény történik, vagy ha a tevékenységet nem megfelelően tervezik vagy hajtják végre.

2.2.3.0200. A differenciált megközelítést minden egyes folyamat termékeire és tevékenységeire alkalmazni kell.

2.2.4. Az irányítási rendszer dokumentálása

2.2.4.0100. Az irányítási rendszer dokumentációja minimum az alábbiakat tartalmazza:

a) az engedélyes tevékenységével összefüggő politikákat, kiemelve az általános biztonsági célkitűzést, azaz a lakosság és a környezet védelmének elsődlegességét kinyilvánító biztonsági politikát;

b) az irányítási rendszer és a szervezetre vonatkozó jogszabályi és hatósági követelmények teljesítésének bemutatását;

c) a szervezet felépítésének bemutatását;

d) a funkcionális kötelezettségek, felelősségek, hatásköri szintek és kapcsolódási pontok meghatározását a munkát irányító, végrehajtó és értékelő munkavállalók számára;

e) azon folyamatok és támogató információk bemutatását, amelyek megmagyarázzák, hogy a munkát hogyan kell előkészíteni, átvizsgálni, végrehajtani, dokumentálni, értékelni és továbbfejleszteni; és

f) az érdekelt felekkel és külső szervezetekkel való kapcsolatok leírását, beleértve a hatóságokat és a társszervezeteket.

2.2.4.0200. Az irányítási rendszer dokumentációjának tükröznie kell:

a) az engedélyes szervezetét és az általa végzett tevékenységek jellemzőit, valamint

b) a folyamatok összetettségét és kölcsönhatásait.

2.2.4.0300. Az irányítási rendszer dokumentációját úgy kell kidolgozni, hogy egyértelműen alkalmazható legyen mindazok számára, akik használják. A dokumentumoknak jól olvashatónak, könnyen azonosíthatónak kell lenniük, és a felhasználás helyén a hatályos verzióknak hozzáférhetőnek kell lennie.

2.2.4.0400. Az irányítási rendszer dokumentációját a nukleáris biztonsági hatóság számára elektronikus úton hozzáférhetővé kell tenni.

2.3. A VEZETŐSÉG FELELŐSSÉGE

2.3.1. A vezetőség elkötelezettsége

2.3.1.0100. A vezetőségnek minden szinten ki kell nyilvánítania az irányítási rendszer létrehozása, működtetése, értékelése és folyamatos fejlesztése iránti elkötelezettségét, és ezen tevékenységek végrehajtásához megfelelő erőforrásokat kell biztosítania.

2.3.1.0200. A felső vezetőségnek egyéni és intézményes értékeket, valamint viselkedésre vonatkozó elvárásokat kell meghatároznia a szervezetre az irányítási rendszer megvalósításának támogatása céljából, valamint példát kell mutatnia ezen értékek és elvárások gyakorlati megvalósítása során.

2.3.1.0300. A vezetőségnek minden szinten kommunikálnia kell a munkavállalók számára az egyéni és intézményes értékek, valamint a viselkedésre vonatkozó elvárások elfogadásának, és az irányítási rendszer követelményeinek való megfelelés szükségességét.

2.3.1.0400. A vezetőségnek minden szinten elő kell segítenie a teljes szervezet bevonását az irányítási rendszer megvalósításába, folyamatos javításába és fejlesztésébe.

2.3.1.0500. A felső vezetőségnek biztosítania kell, hogy egyértelmű legyen: az irányítási rendszeren belül mikor, hogyan és kinek kell döntéseket hoznia.

2.3.1.0600. Az engedélyest a biztonsággal kapcsolatos döntéseiben nem korlátozhatják a tulajdonos intézkedései.

2.3.1.0700. A felső vezetőség személyi kérdéseiben hozott döntésekben a szakmai alkalmasság és a nukleáris biztonság elsődlegessége követelményeinek érvényesülnie kell.

2.3.1.0800. A tulajdonosnak biztosítania kell a biztonság szintjének megőrzéséhez és emeléséhez szükséges anyagi erőforrásokat.

2.3.1.0900. A tulajdonos intézkedései nem korlátozhatják az engedélyes felelősségvállalását.

2.3.2. Együttműködés az érdekelt felekkel

2.3.2.0100. Az érdekelt felek elvárásait - elégedettségük növelése érdekében - a felső vezetőségnek figyelembe kell vennie a tevékenységeknél és az irányítási rendszer folyamatainak egymásra hatása során, ugyanakkor biztosítva, hogy a biztonság ne sérüljön.

2.3.2.0200. A felső vezetőségnek azonosítania kell érdekelt feleket és stratégiát kell alkotnia a velük való együttműködésre. A felső vezetőségnek biztosítania kell:

a) megfelelő eszközöket az érdekelt felek rutinszerű és hatékony tájékoztatását, figyelembe véve a létesítmények üzemeltetéséből és a tevékenységek végrehajtásából származó sugárzási kockázatokat;

b) megfelelő eszközöket az érdekelt felekkel való gyors és hatékony kommunikációt a megváltozott vagy nem várt körülmények esetén;

c) megfelelő eszközöket a szükséges, biztonság szempontjából fontos információk átadását az érdekelt felek számára; valamint

d) megfelelő eszközöket, hogy a döntéshozó folyamatokban figyelembe vegyék az érdekelt felek biztonsággal kapcsolatos észrevételeit és elvárásait.

2.3.3. Szervezeti politikák

2.3.3.0100. A felső vezetőség kidolgozza a szervezet politikáit. Ezeknek a politikáknak összhangban kell lenniük a nukleáris létesítmény és az engedélyes tevékenységeivel.

2.3.4. Tervezés

2.3.4.0100. A felső vezetőség

a) olyan stratégiákat, terveket és célkitűzéseket dolgoz ki, amelyek összhangban vannak az engedélyes politikáival;

b) egységes, összehangolt szervezeti politikákat, stratégiákat, terveket és célkitűzéseket dolgoz ki úgy, hogy azoknak a biztonságra gyakorolt együttes hatása érthető és kezelhető legyen;

c) biztosítja, hogy megfelelő folyamatokon keresztül a politikák, stratégiák és tervek gyakorlati megvalósítására vonatkozó, mérhető biztonsági célkitűzéseket határozzanak meg a szervezet különböző szintjein;

d) biztosítja, hogy a stratégiák, tervek megvalósítása során rendszeresen értékeljék a biztonsági célok teljesítését; továbbá

e) biztosítja, hogy a tervektől való eltérések kezelésére szükség esetén intézkedések történjenek.

2.3.5. Az irányítási rendszerhez kapcsolódó felelősség és hatáskör

2.3.5.0100. A biztonság biztosítása érdekében a felső vezetőség felelős az irányítási rendszer létrehozásáért, alkalmazásáért fenntartásáért és folyamatos fejlesztéséért.

2.3.5.0200. A felső vezetőség felelős az irányítási rendszerért abban az esetben is, ha az irányítási rendszer fejlesztésének koordinálását, alkalmazását és karbantartását korábbiaktól eltérő munkavállalók végzik.

2.4. ERŐFORRÁSOK KEZELÉSE

2.4.1. Az erőforrások biztosítása

2.4.1.0100. A felső vezetőség meghatározza és biztosítja az engedélyes tevékenységeinek végrehajtásához, valamint az irányítási rendszer bevezetéséhez, működtetéséhez, értékeléséhez és folyamatos javításához szükséges erőforrásokat és kompetenciát, továbbá dönt ezen források felhasználásáról a létesítmény minden életciklus szakaszában, minden üzemállapotában és minden tevékenység során.

2.4.1.0200. A szervezetben felhalmozódó információt és tudást is erőforrásként kell kezelni.

2.4.2. Emberi erőforrás

2.4.2.0100. A felső vezetőség minden szintre meghatározza a munkavállalókra vonatkozó szakmai követelményeket, és oktatás vagy egyéb intézkedések útján gondoskodik a szükséges ismeret- és tudásszint eléréséről és fenntartásáról, továbbá értékeli a foganatosított intézkedések hatékonyságát. Az így elért hozzáértést és szakértelmet folyamatosan fenn kell tartani.

2.4.2.0150. A biztonság megfelelő szintjének folyamatos fenntartásához a felső vezetőség meghatározza, hogy mely ismereteket és erőforrásokat kell a szervezeten belül kifejleszteni és fenntartani, és mely tudáshoz és erőforrásokhoz indokolt kívülről hozzájutni.

2.4.2.0200. A vezetőség biztosítja, hogy a tevékenységeket a megfelelő ismeretekkel rendelkező munkavállalók végezzék. A munkavállalók számára az irányítási rendszerben rájuk vonatkozó követelményekről megfelelő képzést és oktatást kell nyújtani, hogy tisztában legyenek saját tevékenységük jelentőségével és biztonsági következményeivel.

2.4.2.0300. A szervezeten belüli kompetenciák közé tartozik a vezetési képesség minden szinten, az erős biztonsági kultúra kifejlesztése és fenntartása, valamint a biztonságos tervezéshez, létesítéshez, üzembe helyezéshez, üzemeltetéshez és megszüntetéshez szükséges szakértelem.

2.4.2.0400. A felső vezetőségnek biztosítania kell, hogy a munkavállalók minden szinten:

a) rendelkezzenek a feladatuk biztonságos és hatékony ellátásához szükséges tudással, valamint

b) ismerjék és megértsék a munkájuk elvégzéséhez szükséges szabályozásokat.

2.4.3. Infrastruktúra és munkakörnyezet

2.4.3.0100. A felső vezetőség meghatározza, biztosítja, fenntartja és időszakosan újraértékeli a biztonságos munkavégzéshez és a követelmények teljesüléséhez szükséges infrastruktúrát és munkakörnyezetet.

2.5. A FOLYAMATOK GYAKORLATI MEGVALÓSÍTÁSA

2.5.1. Folyamatok kidolgozása és szabályozása

2.5.1.0100. Meg kell határozni az irányítási rendszer azon folyamatait, amelyek a célok teljesítéséhez, az összes követelmény kielégítéséhez szükséges eszközök biztosításához és az engedélyes termékeinek előállításához szükségesek. Meg kell tervezni ezen folyamatok kidolgozását, bevezetését, értékelését, a működtetéshez és a folyamatos fejlesztéshez szükséges feltételeket, valamint a folyamatok sorrendjét és kölcsönhatásait. Különös figyelmet kell szentelni egyrészt a szervezeten belüli folyamatok közötti, másrészt a külső beszállítók folyamataival való kölcsönhatásokra, valamint arra, hogy e folyamatok ne legyenek negatív hatással a biztonságra.

2.5.1.0200. Meg kell határozni és alkalmazni kell azokat a módszereket, amelyek szükségesek a folyamatok hatékony kidolgozásához és szabályozásához.

2.5.1.0300. Az egyes folyamatok kidolgozása során biztosítani kell, hogy

a) a folyamatra vonatkozó hatósági, jogszabályi, biztonsági, egészségügyi, környezetvédelmi, fizikai védelmi, minőségügyi, társadalmi és gazdasági követelményeket, elvárásokat azonosítják és kezelik;

b) a veszélyeket és kockázatokat azonosítják a szükséges javító vagy megelőző intézkedésekkel együtt;

c) az egymással kapcsolódó folyamatok kölcsönhatásait meghatározzák;

d) a folyamatok bemenő adatait meghatározzák;

e) a folyamat menetét bemutatják;

f) a folyamat eredményeit meghatározzák;

g) a folyamat eredményének igazolásához szükséges feltételeket, módszereket és kritériumokat a folyamat szabályozásában meghatározzák; valamint

h) a folyamat mérésére szolgáló kritériumokat meghatározzák.

2.5.1.0400. A hatékony kommunikáció és a felelősségi körök egyértelmű kijelölésének biztosítása céljából meg kell tervezni, továbbá ellenőrizni és irányítani kell a folyamatban részt vevő különböző munkavállalók vagy csoportok közötti kapcsolatokat és a tevékenységeket.

2.5.2. Folyamatok irányítása

2.5.2.0100. Minden folyamathoz ki kell jelölni egy munkavállalót, aki megfelelő hatáskörrel rendelkezik és felelős az alábbiak tekintetében:

a) a folyamat kidolgozása és dokumentálása, valamint a szükséges háttér-dokumentáció karbantartása, kezelése;

b) kapcsolódó folyamatok közötti összhang és hatékony együttműködés biztosítása;

c) annak biztosítása, hogy a folyamat dokumentációja összhangban legyen minden kapcsolódó dokumentummal;

d) annak biztosítása, hogy a folyamat dokumentációjában meghatározzák azokat a rögzítendő adatokat, amelyek a folyamat eredményességének igazolásához szükségesek;

e) a folyamat teljesítményének monitorozása és az arra vonatkozó jelentés elkészítése;

f) fejlesztések ösztönzése a folyamaton belül; továbbá

g) annak biztosítása, hogy a folyamat vagy annak bármilyen utólagos módosítása összhangban legyen az engedélyes politikáival, stratégiáival, terveivel és célkitűzéseivel.

2.5.2.0200. Minden egyes folyamatra vonatkozóan meg kell határozni az ellenőrzési, vizsgálati, verifikációs és validációs tevékenységeket, azok elfogadási kritériumait és az ezen tevékenységek végrehajtására vonatkozó kötelezettségeket. Meg kell határozni, hogy mely tevékenységeket és mikor kell a munkavégzéstől független munkavállalóknak vagy csoportoknak végrehajtaniuk.

2.5.2.0300. A hatékonyság fenntartása érdekében a folyamatokat értékelni kell.

2.5.2.0400. Az egyes folyamatokban meghatározott, minden biztonságot érintő tevékenységet érvényes dokumentációk, így különösen eljárásrendek, utasítások, rajzok vagy más megfelelő eszközök felhasználásával kell végrehajtani. Az előírt dokumentumok és eszközök megfelelőségének és hatékonyságának biztosítása érdekében, azokat első használat előtt validálni kell, és időszakosan felül kell vizsgálni. Az eredményeket össze kell hasonlítani a várt értékekkel.

2.5.2.0500. Az irányítási rendszeren belül szabályozni kell a külső szervezetek által szerződéses formában végzett folyamatokat. A beszállítók által végrehajtott folyamat esetén is az engedélyes viseli a teljes felelősséget.

2.5.3. Általános irányítási rendszerfolyamatok

2.5.3.0100. Az irányítási rendszerben legalább az alábbi általános folyamatokat kell kidolgozni és bevezetni.

Dokumentumok kezelése

2.5.3.0200. A dokumentumok készítését és felhasználását szabályozni kell. A dokumentumok készítésére, módosítására, felülvizsgálatára vagy jóváhagyására kompetenciával rendelkező munkavállalókat kell kijelölni, és hozzáférést kell biztosítani számukra az összes olyan információhoz, amelyek a bemenő adatok vagy a döntések megalapozásához szükségesek. Biztosítani kell azt, hogy a dokumentumok felhasználói megfelelő és érvényes dokumentációt használjanak és ismerjék azokat.

2.5.3.0300. A dokumentumok módosításait felül kell vizsgálni, dokumentálni kell, és ugyanolyan szintű jóváhagyásnak kell alávetni, mint az eredeti dokumentumokat.

2.5.3.0350. A szervezetnek pontosan ismernie kell a számára nyújtott szolgáltatásokat vagy termékeket.

Termékek kezelése

2.5.3.0400. A szervezetnek képesnek kell lennie, hogy a termékekre vagy szolgáltatásokra vonatkozó specifikációt - beleértve a későbbi módosításokat is - saját maga dolgozza ki a vonatkozó szabályozás és szabvány szerint. A termékleírásnak tartalmaznia kell a vonatkozó követelményeket. A szervezeten belül azonosítani és ellenőrizni kell az egymással kapcsolatban vagy kölcsönhatásban levő termékeket.

2.5.3.0500. Az ellenőrzési, tesztelési, jóváhagyási és érvényesítési tevékenységeket be kell fejezni a termékek átvétele, kivitelezése vagy üzemszerű használatbavétele előtt. Ezen tevékenységekhez használt eszközöknek és berendezéseknek megfelelő típusúnak, mérési tartományúnak és pontosságúnak kell lenniük.

2.5.3.0600. Az engedélyesnek igazolnia kell, hogy a termékek megfelelnek a biztonsági követelményeknek, és biztosítania kell, hogy a termékek üzem közben megfelelően működjenek.

2.5.3.0700. A termékeket oly módon kell előállítani, hogy lehetővé váljon a velük szemben támasztott követelmények teljesülésének igazolása.

2.5.3.0800. Biztosítani kell, hogy a termékek ne kerülhessék el az előírt igazolási műveleteket.

2.5.3.0900. A termékek megfelelő használata érdekében azonosítani kell a termékeket. Ahol a termékek nyomon követhetősége követelmény vagy szükséges, ott az engedélyesnek szabályoznia és dokumentálnia kell a termék egyedi azonosítását.

2.5.3.1000. A termékeket az előírások szerint kell kezelni, szállítani, tárolni, karbantartani és üzemeltetni annak érdekében, hogy elkerülhető legyen sérülésük, elvesztésük, megrongálódásuk vagy helytelen felhasználásuk.

Feljegyzések kezelése

2.5.3.1100. Az irányítási rendszerben meg kell határozni a szükséges feljegyzéseket, és azok kezelését szabályozni kell. Minden feljegyzésnek olvashatónak, teljesnek, azonosíthatónak és könnyen visszakereshetőnek kell lennie.

2.5.3.1200. Úgy kell meghatározni a feljegyzések és a kapcsolódó vizsgálati anyagok és mintadarabok vagy próbatestek megőrzési idejét, hogy az összhangban legyen a jogszabályi előírásokkal és az engedélyes tudásbázis-kezeléssel kapcsolatos kötelezettségeivel. A feljegyzésekhez használt hordozóeszközöknek biztosítaniuk kell a feljegyzések olvashatóságát az adott feljegyzésre meghatározott megőrzési idő alatt.

Beszerzés

2.5.3.1300. A beszállítókat meghatározott kritériumok alapján kell kiválasztani, és teljesítményüket értékelni kell.

2.5.3.1310. Az irányítási rendszerben legyenek szabályok a beszállítói lánc szintjeinek korlátozására és a beszállítók kiválasztására, alkalmasságának vizsgálatára, értékelésére és felügyeletére.

2.5.3.1400. A beszerzésekre vonatkozó követelményeket a beszerzési dokumentumokban kell kidolgozni és meghatározni. A termék felhasználása előtt az engedélyesnek bizonyítékkal kell rendelkeznie arra vonatkozóan, hogy a termék megfelel ezeknek a követelményeknek.

2.5.3.1500. A beszerzési dokumentumokban meg kell határozni a nemmegfelelőségek jelentésére és feloldására vonatkozó követelményeket.

Kommunikáció

2.5.3.1600. A biztonsági, egészségügyi, környezetvédelmi, fizikai védelmi, minőségügyi, társadalmi és gazdasági célkitűzések szempontjából meghatározó információkat meg kell ismertetni az engedélyes szervezetéhez tartozó személyekkel és szükség esetén más érdekelt felekkel.

2.5.3.1700. Belső kommunikációt kell folytatni az engedélyes szervezetének különböző szintjei és funkciói között az irányítási rendszer megvalósításával és hatékonyságával kapcsolatban. Külső kommunikációt kell folytatni a szervezet tevékenységének végrehajtásában érdekelt felekkel.

Szervezeti és működési változások kezelése

2.5.3.1800. A szervezeti és működési változásokat értékelni és osztályozni kell abból a szempontból, hogy mennyire fontosak a nukleáris biztonság tekintetében, és minden változást indokolni és igazolni kell.

2.5.3.1900. Az ilyen változások végrehajtását tervezni, ellenőrizni, kommunikálni, nyomon követni és dokumentálni kell annak érdekében, hogy a nukleáris biztonság ne sérüljön.

2.6. MÉRÉS, ÉRTÉKELÉS ÉS FEJLESZTÉS

2.6.1. Monitorozás és mérés

2.6.1.0100. Az irányítási rendszer hatékonyságát monitorozni és mérni kell annak igazolása céljából, hogy a szervezet képes a tervezett eredmények elérésére és a fejlesztési lehetőségek meghatározására.

2.6.2. Önértékelés

2.6.2.0100. Rendszeresen el kell végezni az irányítási rendszer független értékelését és önértékelését a hatékonyságának elemzésére, és a lehetséges fejlesztések meghatározására. A tapasztalatok és jelentős változások biztonságra gyakorolt hatását elemezni kell.

2.6.3. Független értékelés

2.6.3.0100. A felső vezetőség rendszeres időközönként független értékeléseket rendel el:

a) a folyamatok hatékonyságának értékelésére a követelmények, politikák, stratégiák, tervek és célkitűzések teljesítése terén;

b) a munkateljesítmény és a vezetés megfelelőségének meghatározására;

c) az engedélyes biztonsági kultúrájának értékelésére;

d) a termékminőség monitorozására; és

e) a javítási lehetőségek meghatározására.

2.6.3.0200. Létre kell hozni egy olyan szervezeti egységet vagy munkakört, amely a független értékelések, elemzések végrehajtásáért felelős. Ennek a szervezeti egységnek vagy munkavállalónak megfelelő hatáskörrel kell rendelkeznie feladatai ellátásához.

2.6.3.0300. A független értékelést végző munkavállalók nem vehetnek részt saját munkájuk értékelésében.

2.6.3.0400. A felső vezetőség értékeli a független értékelések eredményeit, megteszi a szükséges intézkedéseket, továbbá dokumentálja és kommunikálja a döntéseit, valamint e döntések okait.

2.6.4. Az irányítási rendszer felülvizsgálata

2.6.4.0100. Tervezett időközönként el kell végezni az irányítási rendszer felülvizsgálatát a folyamatos megfelelőség és hatékonyság biztosítása érdekében, figyelembe véve az új követelményeket és a szervezeti és környezeti változásokat, valamint annak igazolása céljából, hogy az irányítási rendszer képes teljesíteni az engedélyes által és az engedélyes számára meghatározott célkitűzéseket.

2.6.4.0200. A felülvizsgálatoknak legalább - de nem kizárólag - az alábbiakra kell kiterjedniük:

a) a különféle értékelésekből származó eredmények,

b) az engedélyes és folyamatai által elért eredmények és megvalósított célok,

c) nemmegfelelőségek, helyesbítő és megelőző intézkedések,

d) más szervezetektől származó tapasztalatok, levont tanulságok, valamint

e) fejlesztési lehetőségek.

2.6.4.0300. Azonosítani, értékelni és - időben - korrigálni kell a gyengeségeket és az akadályozó tényezőket.

2.6.4.0400. A felülvizsgálatoknak meg kell határozniuk, hogy szükség van-e a politikák, stratégiák, tervek, célok, célkitűzések és folyamatok módosítására vagy fejlesztésére.

2.6.5. Nemmegfelelőségek, javító és megelőző intézkedések

2.6.5.0100. Meg kell határozni a nemmegfelelőségek okait, helyesbítő és megelőző intézkedéseket kell tenni megismétlődésük megakadályozása érdekében.

2.6.5.0200. Azonosítani, elkülöníteni, ellenőrizni, regisztrálni és az engedélyes szervezetén belül a vezetőség számára jelenteni kell azokat a termékeket és folyamatokat, amelyek nem felelnek meg az előírt követelményeknek. A nemmegfelelőségek hatását értékelni kell, melynek eredményeként az alábbi döntés születhet:

a) elfogadás,

b) kijavítás egy meghatározott időtartamon belül, vagy

c) a szándékolatlan felhasználásuk megakadályozása érdekében visszautasítás és leselejtezés vagy megsemmisítés.

2.6.5.0210. A hamisított és csalárd termékekre, mint speciális nemmegfelelőségekre, az irányítási rendszerben célzott megelőző, ellenőrző és helyesbítő folyamatokat kell kialakítani és működtetni.

2.6.5.0300. A nem megfelelő termék vagy folyamat elfogadására vonatkozóan adott engedményeket az irányítási rendszerben meghatározott belső engedélyezési folyamatnak és szükség esetén hatósági engedélyezésnek kell megelőznie. Amikor a nem megfelelő termékeket és folyamatokat kijavítják, ismételt ellenőrzésnek kell alávetni annak igazolása érdekében, hogy megfelelnek a követelményeknek vagy az elvárt eredményeknek.

2.6.5.0400. A nemmegfelelőségek felszámolására irányuló helyesbítő intézkedéseket, valamint az ismételt előfordulásuk megakadályozására és a potenciális nemmegfelelőségek okainak kiküszöbölésére szolgáló megelőző intézkedéseket meg kell határozni és végre kell hajtani.

2.6.5.0500. Az összes helyesbítő és megelőző intézkedés helyzetét figyelemmel kell kísérni, és hatékonyságát értékelni kell, ennek eredményeiről jelentést kell készíteni az engedélyes szervezetén belül a megfelelő vezetői szint számára.

2.6.5.0600. Az engedélyes teljesítményét csökkentő potenciális nemmegfelelőségeket meg kell határozni más, külső és belső szervezetektől származó tapasztalatok hasznosításával, műszaki fejlesztések és kutatások alkalmazásával, tudás és tapasztalat megosztásán keresztül, valamint a legjobb gyakorlatokat meg határozó módszerek használatával.

2.6.6. Fejlesztés

2.6.6.0100. Meg kell határozni az irányítási rendszerre vonatkozó fejlesztési lehetőségeket, valamint ki kell választani, meg kell tervezni, végre kell hajtani és dokumentálni kell a folyamatok fejlesztésére, javítására irányuló intézkedéseket.

2.6.6.0200. A fejlesztésre irányuló terveknek tartalmazniuk kell a megfelelő erőforrások biztosítását is. A fejlesztő intézkedések végrehajtását egészen azok befejezéséig monitorozni kell, továbbá ellenőrizni kell az adott intézkedés hatásosságát is.

3. melléklet az 1/2022. (IV. 29.) OAH rendelethez

Nukleáris Biztonsági Szabályzatok

3. kötet

Üzemelő atomerőművek tervezési követelményei

3.1. BEVEZETÉS

3.1.1. A szabályzat hatálya

3.1.1.0100. A szabályzat célja az atomerőmű mint nukleáris létesítmény és az azt alkotó, a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek, rendszerelemek tervezési alapelveinek és tervezési követelményeinek meghatározása.

3.1.1.0200. E szabályzat rendelkezéseit a Magyarország területén már üzemelő, vízhűtésű, termikus reaktorokkal működő atomerőművek tervezési követelményeinek meghatározása tekintetében kell alkalmazni, azzal, hogy a tervezés folyamatára vonatkozó, a 3.2.1.0100-3.2.1.0500. pontban, 3.2.1.2200. pontban, 3.2.1.2500-3.2.1.2800. pontban, 3.3.1.0100-3.3.1.0200. pontban, 3.3.1.0500. pontban, 3.3.2.0700-3.3.2.0900. pontban, 3.3.2.1200-3.3.2.1300. pontban, 3.3.2.2800. pontban, 3.3.2.3600. pontban, 3.3.3.0100. pontban, 3.3.3.0700. pontban, 3.3.3.0900. pontban, 3.3.5.0400. pontban, 3.3.5.0700. pontban, 3.3.5.1000 pontban, 3.4.3.0300. pontban, és a 3.5.1.1700 pontban szereplő rendelkezéseket az üzemelő blokk átalakítása, valamint a további életciklus szakaszt előkészítő tervezési tevékenység során kell alkalmazni.

3.2. ÁLTALÁNOS TERVEZÉSI KÖVETELMÉNYEK

3.2.1. Alapvető tervezési követelmények

3.2.1.0100. Az engedélyesnek a tervezés összetett folyamatát szabályozó irányítási rendszert kell működtetnie, amely biztosítja a tervek minőségét, összhangját és a nukleáris biztonsági követelmények teljesítését.

3.2.1.0200. A tervek megfelelőségét - beleértve a tervezés eszközeit, a tervezési adatokat és eredményeket - a tervezőtől független szervezet által felül kell vizsgáltatni.

3.2.1.0300. A tervezésre vonatkozó valamennyi követelmény azonosításával a tervezés kezdeti szakaszában meg kell határozni a tervezési folyamat menetét. Az azonosított követelmények alapján részletesen meg kell határozni a követelmények teljesítéséhez szükséges tervezői előírásokat, feladatokat.

3.2.1.0400. Az atomerőmű tervezését csak olyan tervező szervezet végezheti, amely az érintett tervezési szakterületre érvényes, jogszabály által, ennek hiányában az engedélyes által meghatározott minősítéssel rendelkezik, és a tevékenység végzésére jogosult.

3.2.1.0500. Az engedélyes tervező szervezetet is megbízhat az atomerőmű tervezésellenőrzési és tervkezelési feladatainak koordinációjával.

3.2.1.0600. Az engedélyesnek biztosítania kell, hogy a tervek kidolgozásának részletezettsége legalább az adott életciklus szakaszhoz tartozó hatósági engedélyezési eljárások lefolytatásához szükséges terjedelemnek feleljen meg.

3.2.1.0700. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek, rendszerelemek tervezési alapját szisztematikusan kell meghatározni és dokumentálni. A műszaki követelményeket tervezési specifikációkban kell rögzíteni.

3.2.1.0800. Biztosítani kell, hogy az atomerőmű engedélyese minden olyan tervezési információ birtokosa legyen, amely az atomerőmű biztonságos üzemeltetéséért viselt felelősségének fenntartásához szükséges. Az engedélyesnek képesnek kell lennie az atomerőmű teljes élettartama alatt az atomerőmű biztonságát szolgáló tevékenység végzésére vagy végeztetésére, a biztonsággal összefüggő döntések meghozatalára.

Az alapvető biztonsági funkciók biztosítása

3.2.1.0900. Az alapvető biztonsági funkcióknak teljesülnie kell a TA1-4 üzemállapotok esetén. A TAK1-2 üzemállapotokat követően az alapvető biztonsági funkcióknak az atomreaktor ellenőrzött, biztonságos leállított, illetve súlyos baleset utáni biztonságos állapotba viteléhez szükséges mértékben kell teljesülniük.

3.2.1.1000. Az alapvető biztonsági funkciók teljesítésére rendszereket kell tervezni.

3.2.1.1100. Az alapvető biztonsági funkciók teljesítése érdekében meg kell határozni az összes biztonsági funkciót és az azokat teljesítő rendszereket.

3.2.1.1200. Biztosítani kell, hogy az atomerőmű rendszereinek és rendszerelemeinek állapotát ellenőrizni lehessen annak igazolására, hogy az alapvető tervezési követelmények teljesülnek.

A mélységben tagolt védelem elvének alkalmazása

3.2.1.1400. A 7. § szerinti követelmények mellett a 3.2.1.1500-3.2.1.1800. pontban meghatározott kiegészítő követelményeket kell teljesíteni a mélységben tagolt védelem öt szintjének alkalmazása során.

3.2.1.1500. A tervezés során többszörös fizikai gátakat kell alkalmazni a radioaktív anyagok környezetbe történő ellenőrizetlen kikerülésének megakadályozására. Egymástól független védelmi szintekkel kell biztosítani, hogy a lehetséges meghibásodások, a normál üzemtől való eltérések észlelhetők, ellensúlyozhatók és kezelhetők legyenek.

3.2.1.1600. A gátak védelmét biztosítani kell. Tervezési megoldásokkal kell biztosítani a biztonsági funkciók és a biztonsági kritériumok teljesülését a védelem valamely szintjének sérülése esetén is.

3.2.1.1700. Atomerőmű tervezése során, a mélységben tagolt védelem elvével összhangban:

a) tervezési módszerekkel kell biztosítani, hogy az alapvető biztonsági funkciók a gátak fenntartásával és a meghibásodások vagy normál üzemállapottól való eltérések következményeinek csökkentésével megvalósulhassanak;

b) biztonsági funkciót ellátó rendszereket kell alkalmazni a TA2-4 és a TAK1-2 üzemállapot megakadályozása és kezelése érdekében;

c) biztosítani kell, hogy a gátak terve konzervatív legyen, a megvalósításuk pedig magas minőségi normák szerint történjen annak érdekében, hogy

ca) a meghibásodások és a normál üzemi állapottól való eltérések lehetősége az észszerűen elérhető legalacsonyabb szintű legyen,

cb) a TA4 és a TAK üzemállapot az észszerűen megvalósítható szinten kizárhatók legyenek, továbbá

cc) ne jöhessen létre szakadékszél-effektus;

d) műszaki eszközökkel biztosítani kell az atomerőmű állapotának kezelhetőségét úgy, hogy a meghibásodások vagy a normál üzemállapottól való eltérések esetén a biztonsági funkciót ellátó rendszerek működésének szükségessége a lehető legkisebb legyen; továbbá

e) biztosítani kell, hogy az atomerőmű állapotának kezelhetősége a biztonsági funkciót ellátó rendszerek működését igénylő állapotokban is nagy megbízhatóságú legyen, és ne igényelje a kezelő személyzet beavatkozását a folyamat korai szakaszában.

3.2.1.1800. Biztosítani kell az észszerűen megvalósítható legteljesebb mértékben:

a) a gátak integritását veszélyeztető események megelőzését, a veszélyeztető tényezők elviselését;

b) egynél több gát egyidejű meghibásodásának elkerülését;

c) egy gát meghibásodásának elkerülését egy másik gát vagy egyéb rendszerelem hibája következtében; továbbá

d) az üzemeltetés vagy a karbantartás során bekövetkező emberi hiba káros következményeinek elkerülését.

Egyéb általános tervezési követelmények

3.2.1.1900. A biztonsági funkciót ellátó rendszereket úgy kell megtervezni, hogy a biztonsági funkciók a tervben megkövetelt megbízhatósággal valósuljanak meg a teljes élettartam alatt.

3.2.1.2000. A tervekben megfelelő tartalékokat kell biztosítani a tervezési módszerek, eszközök hibáira, a gyártási és szerelési tűrésekre, a feltételezett hibákra és a tervezett üzemidő alatti öregedési mechanizmusok által okozott romlási folyamatok konzervatívan becsült mértékére.

3.2.1.2100. A biztonság szempontjából fontos rendszereket, rendszerelemeket a nukleáris iparban elfogadott szabványok alkalmazásával kell tervezni. A tervezésnél a használatra előirányzott szabványok körét előzetesen meg kell határozni, alkalmazhatóságukat igazolni kell.

3.2.1.2200. A biztonsági funkciót ellátó rendszereket, rendszerelemeket hasonló feltételek között kipróbált, bevált konstrukciós megoldásokat alkalmazva kell tervezni. Ettől eltérő esetben olyan technológiákat és termékeket kell alkalmazni, amelyek alkalmazhatóságát megvizsgálták és igazolták. Az új tervezési megoldások esetében, amelyek eltérnek a műszaki gyakorlatban bevett megoldásoktól, az alkalmazhatóságot adekvát kutatásokkal, tesztekkel, más alkalmazásokban szerzett tapasztalatok elemzésével biztonsági szempontból igazolni kell. Az új megoldást tesztelni kell az üzembe helyezés előtt. A rendszer, rendszerelem működését - annak üzemelése közben - monitorozni kell a megfelelőség végleges igazolása érdekében.

3.2.1.2210. Igazolni kell, hogy a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerelem hibamentes, vagy az esetleges meghibásodások működés alatti vizsgálatokkal, tesztekkel kimutathatók, és az így kimutatott hibák kezelhetőek.

3.2.1.2300. A rendszerek, rendszerelemek azonosítására jelölési rendszert kell kialakítani.

3.2.1.2400. A tervezés során figyelembe kell venni az atomerőművek tervezése, létesítése és üzemeltetése során felgyülemlett tapasztalatokat és a releváns kutatási eredményeket.

3.2.1.2500. A tervezés során, e rendeletben meghatározott módon - a tervezés korai szakaszától kezdve - alkalmazni kell a biztonsági elemzési módszereket.

3.2.1.2600. A rendszereket, rendszerelemeket úgy kell megtervezni, hogy a gyárthatóság, szerelhetőség, építhetőség, ellenőrizhetőség, karbantarthatóság, javíthatóság biztosítható legyen.

3.2.1.2700. A tervezés során biztosítani kell az atomerőmű leszerelhetőségét, amit a felaktiválódás minimalizálásával, a dekontaminálhatósággal, a hozzáférés biztosításával és a leszerelés irányíthatóságának figyelembevételével kell megvalósítani.

3.2.1.2800. A nukleáris biztonsági, a fizikai védelmi és a biztosítéki követelményeket integrált módon, a kölcsönhatások figyelembevételével kell érvényesíteni.

3.2.1.2900. Több blokkal rendelkező atomerőmű esetén biztosítani kell a blokkok egymástól való indokolt mértékű függetlenségét.

3.2.2. A biztonságra való tervezés alapja

Az atomerőmű állapotának és eseményeinek kategorizálása

3.2.2.0100. A normál üzemtől eltérő állapotokat a tervezési alapba tartozó, valamint a tervezési alap kiterjesztése üzemállapotokra kell osztani.

3.2.2.0200. A normál üzemet, valamint az atomerőmű tervezési alapjának részeként figyelembe vett állapotokra vezető eseményeket gyakoriságuk alapján az alábbi táblázat szerinti üzemállapotokhoz kell rendelni.

ABC
1.ÜzemállapotMegnevezésEsemény gyakoriság
(f [1/év])
2.TA1normál üzem-
3.TA2várható üzemi eseményekf ≥10-2
4.TA4tervezési üzemzavarok10-2 ≥ f ≥10-5

3.2.2.0300. A tervezési alap kiterjesztésének az alábbi kategóriáit kell megkülönböztetni:

a) komplex üzemzavar (TAK1), vagy

b) súlyos baleset (TAK2).

Biztonsági osztályba sorolás

3.2.2.2110. A rendszereket és rendszerelemeket a biztonsági hatásuk, funkcióik alapján biztonsági osztályokba kell sorolni. A földrengésre - mint speciális veszélyeztető tényezőre vonatkozó besorolást - a 3.3.6. pontban részletezett független rendszer szerint kell kezelni. A rendszerek, rendszerelemek biztonsági osztályba sorolását megalapozó elemzéseknek elsődlegesen determinisztikus módszereken kell alapulnia, ha szükséges, kiegészítve valószínűségi módszerekkel és mérnöki megfontolással.

3.2.2.2120. A biztonsági funkciókat sérülésük várható következményei alapján három biztonsági osztályba kell csoportosítani. A rendszerek és rendszerelemek biztonsági osztályozását az általuk megvalósított legmagasabb, - legkisebb sorszámú - osztályba sorolt funkció alapján kell elvégezni.

3.2.2.2130. Az 1. biztonsági osztályba tartoznak

a) a fűtőelemkötegek, valamint

b) azok a biztonsági funkciók és az azokat megvalósító rendszerek, rendszerelemek, amelyek meghibásodása vagy hibája olyan eseményhez vezethet, amely közvetlenül veszélyezteti az atomreaktor azonnali szubkritikus állapotba vihetőségét vagy hűtését, és megkívánja tervezési üzemzavart elhárító rendszerek, rendszerelemek azonnali indítását vagy működését.

3.2.2.2140. A 2. biztonsági osztályba tartoznak azok a biztonsági funkciók és az azokat megvalósító rendszerek, rendszerelemek - beleértve a működésükhöz szükséges villamos és irányítástechnikai rendszereket, rendszerelemeket -, amelyek időben történő üzembe lépése vagy folytonos működése szükséges annak érdekében, hogy a tervezési alapba tartozó események ne vezessenek TAK üzemállapothoz. Feladatuk továbbá a nukleáris biztonságot érintő események bekövetkezése esetén az atomreaktor szubkritikusságának és hűtésének biztosítása, vagy a konténment belsejében bekövetkezett, nukleáris biztonságot érintő esemény hatására az atomreaktorból felszabaduló radioaktív anyagok kikerülésének megakadályozása. Ide kell sorolni azokat a rendszereket, rendszerelemeket is, amelyek az atomreaktor hűtőrendszerén kívül tárolt friss és besugárzott fűtőelem-kötegek szubkritikusságát, épségük megőrzését és szükséges mértékű hűtésüket biztosítják.

3.2.2.2150. A 3. biztonsági osztályba tartoznak azok a biztonsági funkciók és az azokat megvalósító rendszerek, rendszerelemek, amelyek:

a) tervezési üzemzavart megelőző szerepet töltenek be és esetleges üzemképtelenségük a tervezési üzemzavar során nincs hatással az üzemzavar lefolyására,

b) biztosítják, hogy az atomreaktoron kívüli sugárforrások nem okoznak többlet-sugárterhelést az üzemeltető személyzet és a lakosság számára,

c) működésükkel a 2. osztályba sorolt biztonsági funkciók üzembe lépésének szükségességét előzik meg,

d) működési hibájuk megakadályozza a technológia biztonságos paramétertartományon belül való működésének ellenőrzését, vagy ezen információk megőrzését, vagy

e) olyan funkciójú rendszerek, rendszerelemek, amelyek TAK1-2 üzemállapotok radiológiai következményeinek enyhítését, továbbfejlődésének megelőzését, gátlását szolgálják, valamint TAK1-2 üzemállapot esetén információt szolgáltatnak.

3.2.2.2160. A 4. - nem biztonsági - osztályba tartozik minden olyan funkció és az azt megvalósító rendszer, rendszerelem, amely nem tartozik az 1., 2. vagy 3. biztonsági osztályba.

3.2.2.2161. Biztonsági funkciót ellátó rendszerek elsődleges rendszerelemei a rendszerrel azonos biztonsági osztályba tartoznak.

3.2.2.2162. Valamely rendszer, rendszerelem azon biztonsági funkciójának teljesítéséhez szükséges segédrendszereket, amelyen az osztályba sorolás alapul, a rendszerrel azonos osztályba kell sorolni.

3.2.2.2163. Az épületszerkezeteket is biztonsági osztályba kell sorolni. Az épületszerkezetek besorolásánál figyelembe kell venni az épületszerkezetekhez rendelhető biztonsági funkciókat, valamint a tönkremenetelükkel, vagy funkció vesztésükkel veszélyeztetett nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszereket, rendszerelemeket. Az így meghatározott biztonsági funkciók közül a legmagasabb besorolású képezi az épületszerkezet besorolási alapját.

3.2.2.2164. Az irányítástechnikai eszközöket - azok alrendszereivel együtt - az általuk megvalósított legmagasabb besorolású biztonsági funkció szerint kell biztonsági osztályba sorolni.

3.2.2.2165. A rendszerek és rendszerelemek biztonsági osztályaihoz a nemzeti és nemzetközi szabványokon és bizonyított mérnöki gyakorlaton alapuló tervezési követelményeket kell rendelni, és következetesen alkalmazni.

3.2.2.2166. A biztonsági osztályba sorolás tervezés során alkalmazott folyamatát olyan részletességgel kell dokumentálni, hogy az eredmények független vizsgálatokkal ellenőrizhetők lehessenek.

Az atomerőmű tervezési alapja

3.2.2.2200. A tervezéshez meg kell határozni mindazon feltételezhető kezdeti eseményt, amely befolyásolhatja az atomerőmű biztonságát, s ezekből determinisztikus módszerrel vagy determinisztikus és valószínűségi módszerekkel ki kell választani a tervezési alapba tartozókat.

3.2.2.2400. A tervezési alap meghatározása során a bizonytalanságok kompenzálása érdekében észszerű mértékben konzervatív feltételezéseket kell alkalmazni.

3.2.2.2500. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek és rendszerelemek alapvető fizikai jellemzőire tervezési korlátokat és határértékeket kell meghatározni az atomerőmű minden üzemállapotában. A tervezési korlátoknak és határértékeknek meg kell felelniük a nukleáris biztonsági követelményeknek és az alkalmazott szabványoknak.

3.2.2.2600. A TA1-4 üzemállapotokat eredményező kezdeti eseményekből kell származtatni azokat a határfeltételeket és követelményeket, amelyekre a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszereket és rendszerelemeket tervezni kell.

3.2.2.2700. A feltételezett kezdeti események között minden olyan eseményt figyelembe kell venni, amely:

a) az atomerőmű telephelyével és annak környezetével kapcsolatos és természeti eredetű;

b) szándékos, de nem célzottan az atomerőmű ellen irányuló, vagy szándékolatlan telephelyi és telephelyen kívüli emberi tevékenységek következménye; vagy

c) az atomerőmű üzemeltetéséből, rendszereinek, rendszerelemeinek meghibásodásából ered.

3.2.2.2800. A tervezési alap részét képezik mindazok az események, amelyeknek radiológiai következményei lehetnek és nem szűrhetők ki a 3.2.2.3400. pont alapján. Ide tartoznak azok a feltételezett kezdeti események is, amelyek az alacsony teljesítményű üzem során, vagy leállított, szétszerelt atomreaktor esetén következnek be. Az atomreaktoron kívüli lehetséges ilyen eseményeket is a tervezési alap részének kell tekinteni.

3.2.2.2900. Az atomerőmű tervezésénél meg kell határozni az összes lehetséges külső és belső veszélyeztető tényezőt.

3.2.2.3000. A külső veszélyeztető tényezők közül legalább az alábbiakat figyelembe kell venni:

a) szélsőséges szélterhelés,

b) szélsőséges külső hőmérsékletek,

c) szélsőséges csapadékviszonyok,

d) villámcsapás,

e) árvíz, jeges árvíz, zöldár, valamint alacsony vízszint,

f) fel- és alvízi létesítmények sérülésének veszélye,

g) szél által mozgatott repülő tárgyak,

h) szélsőséges hűtővíz-hőmérsékletek és jegesedés,

i) a telephely földtani alkalmasságának igazolásánál figyelembe vett földtani adottságok (különösen a földrengés, a talajfolyósodás),

j) katonai és polgári repülőgép becsapódása,

k) telephelyhez közeli szállítási, ipari és bányászati tevékenységek,

l) a kapcsolódó külső távvezeték-hálózat zavarai, beleértve annak tartós és teljes üzemképtelenségét,

m) olyan, a telephelyen lévő vagy közeli létesítmények, amelyek tüzet, robbanást vagy egyéb veszélyt jelenthetnek az atomerőműre,

n) egyéb telephelyen kívülről eredő tűz,

o) elektromágneses interferencia, valamint

p) biológiai eredetű veszélyek.

3.2.2.3010. A külső veszélyeztető tényezők közül a telephely-specifikus elemzés alapján kell kiválasztani a tervezési alapba tartozókat.

3.2.2.3020. A természeti eredetű veszélyeztető tényezők esetén a tervezés alapját képező eseményeket össze kell hasonlítani a történelmi adatokkal és igazolni kell, hogy a múltbéli extrém eseményeket is elegendő tartalékkal vették figyelembe a tervezés során.

3.2.2.3100. Az atomerőmű tervezésénél legalább az alábbi belső eseményeket figyelembe kell venni:

a) hűtőközeg-vesztéses üzemzavar;

b) törés a főgőz- és fő tápvízrendszerekben;

c) primer hűtőközeg tömegáramának szabályozhatatlan csökkenése;

d) fő tápvíz tömegáramának szabályozhatatlan növekedése vagy csökkenése;

e) főgőz tömegáramának szabályozhatatlan növekedése vagy csökkenése;

f) a térfogat-kompenzátor szelepeinek szándékolatlan nyitása;

g) zóna-üzemzavari hűtőrendszerek szándékolatlan működése;

h) a gőzfejlesztő biztonsági szelepeinek szándékolatlan nyitása;

i) főgőz záró armatúrák szándékolatlan zárása;

j) gőzfejlesztő csőtörés;

k) szabályzó rudak szándékolatlan mozgása;

l) szabályzó rudak szabályozatlan kihúzása vagy kilökődése;

m) aktív zóna instabilitása;

n) kémiai és térfogat-szabályozó rendszer hibás működése;

o) az atomreaktor primer hűtőköréhez csatlakozó és részben a konténmenten kívül elhelyezkedő cső törése vagy hőcserélő cső sérülése;

p) a nukleáris üzemanyag kezelésével, mozgatásával és tárolásával kapcsolatos üzemzavarok;

q) nehéz teher leejtése emelőgépek alkalmazása során;

r) tűz, robbanás és belső elárasztás hatásai és az általuk kiváltott kezdeti események;

s) kezdeti eseményeket potenciálisan kiváltó folyamatok, így különösen repülő tárgyak, beleértve a turbina elszabaduló részeit, meghibásodott rendszerekből kikerülő veszélyes közeg, rezgés, törött csővezeték ostorozó mozgása, folyadéksugár hatásai, továbbá

t) túlfeszültség vagy a villamos hálózat instabilitása.

3.2.2.3200. Az egyedi események minden reális kombinációját figyelembe kell venni a tervezés során - beleértve a külső és a belső eredetű eseményeket is -, amelyek TA2-4 vagy TAK üzemállapothoz vezethetnek. A tervezésnél figyelembe veendő eseménykombinációkat mérnöki megfontolások és valószínűségi elemzések együttes figyelembevételével kell kiválasztani.

3.2.2.3400. A tervezéshez a feltételezett kezdeti események köréből kiszűrhető:

a) a rendszerek, rendszerelemek meghibásodásából vagy emberi hibából bekövetkező belső kezdeti esemény, ha a gyakorisága kisebb, mint 10-5/év;

b) a telephelyre jellemző külső emberi tevékenységből származó olyan veszélyeztető tényező, amelynek gyakorisága 10-7/évnél kisebb, vagy ha a veszélyeztető tényező forrása olyan távol van, hogy igazolható, hogy az atomerőművi blokkra várhatóan nem gyakorol hatást; valamint

c) a 10-4/évnél kisebb gyakorisággal ismétlődő természeti eredetű külső veszélyeztető tényező vagy olyan természeti eredetű külső veszélyeztető tényező, amelyekre igazolható, hogy nem képesek fizikailag veszélyeztetni az erőművet.

3.2.2.3500. Több blokkos atomerőművi telephelyen az atomerőmű egésze és a blokkok tervében figyelembe kell venni, hogy egyes külső veszélyeztető tényezők egyidejűleg érinthetik az atomerőmű minden blokkját.

3.2.2.3510. Több blokkal rendelkező atomerőmű esetében a tervezés során vizsgálni kell a blokkok által közösen alkalmazott biztonsági rendszerek közös okú meghibásodásának lehetőségét.

3.2.2.3600. Olyan telephely esetén, ahol több atomerőművi blokk is üzemel, vagy amelynek közelében más nukleáris létesítmény is üzemel, elemezni kell a blokkok és a létesítmények egymásra gyakorolt hatását a létesítmények valamennyi üzemállapotában és a feltételezhető összes veszélyeztető tényező által létrehozott körülmények között. A kölcsönhatások elemzésénél a létesítési, üzembe helyezési és a leszerelési életciklus szakaszokat is figyelembe kell venni.

3.2.2.3700. Tervezési megoldásokkal biztosítani kell, hogy az atomerőművi blokk a TA2-4 üzemállapotokat követően az észszerűen elérhető legrövidebb idő alatt ellenőrzött állapotba, majd biztonságos leállított állapotba kerüljön. Az ellenőrzött állapot elérését legkésőbb 24 órán belül, a biztonságos leállított állapot elérését legkésőbb 72 órán belül biztosítani kell.

3.2.2.3710. Az atomerőművi blokkok nukleáris biztonságára hatással lévő külső tényezők stabilitását és változásait a teljes élettartamra prognosztizálni kell.

A tervezési alap kiterjesztése

3.2.2.3800. A mélységben tagolt védelem elvével összhangban, a tervezési alap kiterjesztéseként a TAK üzemállapotokat eredményező eseményeket olyan terjedelemben kell kiválasztani és figyelembe venni, hogy a 3.2.4.0600. pontban, és a 3.2.4.0900. pontban meghatározott valószínűségi biztonsági kritériumok teljesíthetőek, az észszerűen megvalósítható megelőző vagy a következményeket enyhítő intézkedések meghatározhatók és alkalmazhatóak legyenek. A figyelembe veendő TAK üzemállapotokat eredményező eseményeket és eseménykombinációkat determinisztikus elemzésekkel, valószínűségi módszerekkel és mérnöki megfontolásokkal kell kiválasztani. A biztonság igazolására szolgáló elemzéshez a módszerek közül a vizsgált esetnek leginkább megfelelőt vagy azok leginkább megfelelő kombinációját kell alkalmazni.

3.2.2.3810. A TAK elemzésnek az összes elérhető, validált adatot figyelembe kell vennie, és ha lehetséges, kapcsolatot kell teremtenie a veszélyeztető tényezők súlyossága, így különösen nagysága, időtartama, valamint előfordulásának gyakorisága között. Ha lehetséges, meg kell határozni a veszélyeztető tényezők maximális, még megalapozott mértékű súlyosságát.

3.2.2.3900. A tervezési alap kiterjesztésénél legalább az alábbiakat figyelembe kell venni, feltéve, hogy a tervezési alapnak nem képezi részét és az adott erőműtípusra értelmezhető:

a) teljes feszültségvesztés,

b) a TA2 üzemállapot során szükséges reaktor leállítási funkciót ellátó rendszerek elvesztése,

c) gőzvezeték-törés a gőzfejlesztő hőátadó felületének járulékos sérülésével,

d) a konténment megkerülésével közvetlen környezeti kibocsátáshoz vezető események,

e) teljes tápvízvesztés,

f) hűtőközegvesztés valamelyik zóna-üzemzavari hűtőrendszer-típus teljes elvesztésével,

g) szabályozatlan szintcsökkenés a részlegesen feltöltött hurok melletti természetes cirkulációs üzemállapot vagy átrakás során,

h) az alapvető biztonsági funkciót ellátó berendezések egy vagy több segédrendszerének teljes elvesztése,

i) az aktív zóna hűtésének elvesztése a maradványhő elvezetése során,

j) a pihentető medence hűtésének elvesztése,

k) ellenőrizetlen bórhígulás,

l) gőzfejlesztő több hőátadó csövének egyidejű törése,

m) egy feltételezett kezdeti esemény kezeléséhez hosszú távon szükséges biztonsági rendszerek elvesztése,

n) a végső hőelnyelő elvesztése,

o) üzemanyag-olvadással járó egyéb események.

3.2.2.3910. A TAK1 üzemállapothoz vezető események kiválasztásánál minden olyan eseményt vagy eseménykombinációt figyelembe kell venni, amelyekről nem lehet nagy bizonyossággal megállapítani, hogy rendkívül alacsony a bekövetkezési valószínűségük és olyan állapotokhoz vezethetnek, amiket nem vettek figyelembe a tervezési alapban. Az események kiválasztásánál figyelembe kell venni:

a) a lehetséges üzemállapotok során bekövetkező eseményeket,

b) a belső és külső veszélyeztető tényezők hatására bekövetkező eseményeket,

c) közös okú meghibásodásokat,

d) a közeli nukleáris létesítmények hatását, több blokkal rendelkező telephely esetén a blokkok egymásra hatását, valamint

e) azon eseményeket, amelyek valamennyi közeli létesítményt érinthetnek, a közöttük feltételezhető kölcsönhatásokkal együtt.

3.2.2.3920. Azonosítani kell minden TAK2 üzemállapotot.

3.2.2.3930. A TAK elemzéseknek és a terveknek azonosítaniuk kell minden olyan észszerűen megvalósítható intézkedést, amelyekkel megelőzhetők a súlyos balesetek. Az azonosított intézkedések eredményességétől függetlenül fel kell készülni a súlyos balesetekre is. Az elemzések és a tervezés keretében azonosítani kell minden olyan észszerűen megvalósítható megoldást is, amelyekkel korlátozhatók a súlyos balesetek következményei.

3.2.2.3940. A TAK események elemzésénél és az észszerűen megvalósítható biztonságnövelő intézkedések meghatározásánál:

a) csak megalapozott módszereket és feltételezéseket lehet használni;

b) biztosítani kell az elemzés megismételhetőségét olyan esetekben is, amikor az elemzés során mérnöki becslést vettek figyelembe, illetve figyelembe kell venni az elemzéssel kapcsolatos összes bizonytalanságot és azok hatását;

c) azonosítani kell minden olyan megelőző vagy következmény-csökkentő intézkedést, amivel növelni lehet az erőmű ellenálló képességét a tervezési alapban figyelembe nem vett állapotokkal szemben;

d) meg kell vizsgálni a TAK események telephelyen belüli és kívüli potenciális radiológiai hatásait, feltételezve, hogy a baleset-elhárítási intézkedések sikeresek;

e) figyelembe kell venni az erőmű elhelyezkedését és felépítését, a berendezések képességeit, a vizsgált eseményhez kapcsolódó állapotokat és a tervezett baleset-elhárítási intézkedések hatékonyságát;

f) igazolni kell, hogy az alapvető biztonsági funkciót veszélyeztető szakadékszél-effektus elkerüléséhez kellő tartalékok állnak rendelkezésre;

g) be kell mutatni az 1. és 2. szintű valószínűségi biztonsági elemzések eredményeinek figyelembe vételét;

h) ahol releváns, figyelembe kell venni a súlyos baleset során lejátszódó jelenségeket;

i) definiálni kell végső állapotokat, vagy - ahol lehetséges - biztonságos állapotokat, illetve az ezekhez kapcsolódó rendszerek és rendszerelemek szükséges működési idejét;

j) azonosítani és értékelni kell az alapvető biztonsági funkciók biztosításának leghatékonyabb módjait;

k) figyelembe kell venni az olyan eseményeket is, amelyek egyszerre érintenek több blokkot, valamint redundáns vagy diverz rendszert és rendszerelemet, illetve hatással vannak a telephelyi és a regionális infrastruktúrára, a telephelyen kívüli szolgáltatásokra és intézkedésekre, és

l) igazolni kell, hogy a több blokkal rendelkező atomerőmű esetén a közös használatú erőforrások elegendő mennyiségben állnak rendelkezésre, amelynek teljesüléséről helyszíni ellenőrzéssel is meg kell győződni.

3.2.2.3950. Az alternatív villamos-energia ellátási lehetőséget kell biztosítani a teljes feszültségvesztés elkerülésére. Az alternatív energiaforrásnak függetlennek és fizikailag elválasztottnak kell lennie az üzemzavari energiaellátástól, és működésbe lépése idejének konzisztensnek kell lennie a szünetmentes energiaellátás üzemképességi idejével.

3.2.2.4100. A tervezési alap kiterjesztésénél a baleset-kezelési funkciókat és az azokat megvalósító rendszerek képességeit kell figyelembe venni annak érdekében, hogy a TAK2 üzemállapot következményei a 3.2.4.0900. pontban a nagy vagy korai kibocsátásokra előírt kritériumoknak megfelelően csökkenthetők legyenek.

3.2.2.4110. A TAK1 üzemállapotok során a radioaktív kibocsátások észszerűen megvalósítható mértékben történő minimalizálását igazolni kell. A TAK2 üzemállapotok esetén a radioaktív kibocsátások mértékét és idejét észszerűen megvalósítható mértékben korlátozni kell annak érdekében, hogy

a) az erőművön kívül szükséges védelmi intézkedések megvalósítására kellő idő álljon rendelkezésre,

b) nagy területek hosszú távú elszennyezése elkerülhető legyen.

3.2.2.4200. A TAK1 és TAK2 üzemállapot jellemzőiből kell származtatni a határfeltételeket és követelményeket, amelyekre a TAK üzemállapotot eredményező események kezelésre szolgáló rendszereket és rendszerelemeket tervezni kell.

3.2.2.4300. Specifikus tervezési megoldásokkal vagy preventív baleset-kezelési képességek kialakításával biztosítani kell, hogy mind a reaktortartályban, mind azon kívül a konténmentben elhanyagolható gyakorisággal alakulhassanak ki a következő katasztrofális mértékű energia-felszabadulással járó baleseti folyamatok:

a) prompt kritikussággal járó reaktivitás balesetek, beleértve a heterogén bórhígulási eseteket is,

b) gőzrobbanás, valamint

c) hidrogén detonáció.

3.2.2.4310. A bizonytalanságok minimalizálása és az atomerőművi blokk robosztusságának fokozása érdekében a gyakorlati kizárhatóság igazolása során előnyben kell részesíteni a fizikai lehetetlenségen alapuló igazolást a valószínűségi alapon történő igazoláshoz képest.

3.2.2.4400. A tervezés során baleset-kezelési funkciókat és azokat megvalósító, baleseti nyomáscsökkentő és hidrogén eltávolító rendszereket olyan terjedelemben kell meghatározni, hogy az üzemanyag-olvadást okozó eseményeknél a nagynyomású folyamatok, valamint a korai konténment sérülések elkerülhetők legyenek.

3.2.2.4500. A TAK2 üzemállapot következményeit enyhítő funkciókat és szükség esetén azokat megvalósító rendszereket olyan terjedelemben kell meghatározni, hogy súlyos baleseteknél a zónaolvadéka konténmenten belül lehűtött állapotban megtartható legyen.

3.2.2.4610. Meg kell tervezni a szükséges baleset-kezelési eszközöket, és ki kell dolgozni a baleset-kezelési útmutatókat a részletesen elemezett tervezési alapon túli események - beleértve az üzemanyag teljes megolvadásával járó súlyos baleseti folyamatok - következményeinek hatékony csökkentésére úgy, hogy a környezet és a lakosság veszélyeztetése a baleset-kezelési eljárások és eszközök sikeres működése esetén előre meghatározott, kezelhető szint alatt maradjon.

3.2.2.4620. A baleset-kezelési eszközökre csak észszerűen megvalósítható mértékben kell alkalmazni a biztonsági rendszerekre előírt speciális tervezési követelményeket. A baleset-kezelési eszközök nem befolyásolhatják kedvezőtlenül a tervezési alapba tartozó biztonsági funkciók teljesülését.

A biztonságra való tervezés elvei

3.2.2.4700. Az atomerőművi blokk tervezése során azonosítani kell a TA2-4 üzemállapotot eredményező kezdeti eseményeket. Konzervatív módszerekkel meg kell határozni az események nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerekre és rendszerelemekre kifejtett hatásait. A kezdeti események reprezentatív csoportokba sorolhatók. A tervezési követelményeket, a figyelembe veendő hatásokat, eseményeket és határértékeket csoportonként, burkoló elv alapján is meg lehet határozni.

3.2.2.4800. A kezdeti eseményeket követő folyamatok kezelése során az itt meghatározott sorrendben olyan megoldást kell alkalmazni, mely az észszerű mértékben biztosítja, hogy:

a) a kezdeti esemény ne okozhasson szignifikáns hatást a biztonságra, vagy az esemény okozta változás a biztonság irányába történjen, a rendszerek inherens biztonsági jellemzőinek köszönhetően;

b) a kezdeti esemény hatására az atomerőmű biztonságos maradjon a passzív tervezési megoldások vagy olyan rendszerek működése révén, amelyek folyamatosan üzemelnek a kezdeti esemény szerinti állapotban;

c) a kezdeti eseményt követően az atomerőmű biztonságos leállított állapotba kerüljön azoknak a biztonsági rendszereknek a működése révén, amelyek az esemény kezeléséhez szükségesek; valamint

d) a kezdeti eseményt követően az atomerőmű biztonságos leállított állapotba kerüljön speciális eljárások alkalmazása révén.

3.2.2.4900. Amennyiben valamely kezdeti esemény bekövetkezésekor azonnali beavatkozásra van szükség, biztosítani kell, hogy az automatikusan megtörténjen a súlyosabb következmények megelőzése érdekében. A kezelői beavatkozásra akkor kerülhet sor, ha az esemény észlelése és a szükséges intézkedés közötti idő a biztonsági elemzésekben bizonyítottan elegendően hosszú. A kezelői beavatkozás esetén biztosítani kell a kezdeti esemény kezeléséhez szükséges megfelelő adminisztratív, üzemviteli, üzemzavar-elhárítási és baleset-kezelési eljárások rendelkezésre állását.

3.2.2.5000. A normál üzemvitel céljaira tervezett rendszerekben, rendszerelemekben fellépő meghibásodások nem akadályozhatják a biztonsági funkciók ellátását.

3.2.2.5100. A bármely TA2-4 üzemállapotot eredményező kezdeti esemény következtében történő meghibásodás nem okozhatja az adott kezdeti esemény kezeléséhez szükséges biztonsági funkció elvesztését. A kezdeti eseményből származó egyéb meghibásodásokat a kezdeti esemény részeként kell figyelembe venni.

3.2.2.5200. A tervezésnél figyelembe kell venni a rendszerelemek szándékolatlan működésének lehetőségét és következményeit, meghibásodási módjait.

3.2.2.5300. Megfelelő tervezéssel biztosítani kell, hogy a TA1-2 üzemállapotok esetén az összes fizikai gát teljesítse funkcióját.

3.2.2.5400. Megfelelő tervezéssel biztosítani kell, hogy bármely TA4 üzemállapotot eredményező esemény bekövetkezése esetén a fűtőelemekben lévő radioaktív anyag kibocsátását megakadályozó fizikai gátak közül legalább egy teljesítse a funkcióját.

3.2.2.5500. A tervezés során az operátori beavatkozások, a biztonságos üzemeltetéshez szükséges külső szolgáltatások, külső villamos betáplálás és a végső hőelnyelő tekintetében autonómia követelményeket kell meghatározni. Be kell mutatni, hogy a biztonsági funkciókat támogató erőforrások nagy bizonyossággal rendelkezésre állnak a telephelyen, amíg a külső utánpótlásuk nem biztosítható.

3.2.2.5700. A nukleáris biztonsági osztályba sorolt rendszereket úgy kell tervezni, hogy azok üzem közben szükséges tervszerű megelőző karbantartása vagy tesztelése miatt az atomerőművi blokkot ne kelljen leállítani.

3.2.2.5800. A tervezés során egyszerűségre, átláthatóságra kell törekedni. A passzív tervezési megoldások használatát kell előnyben részesíteni az aktív megoldásokkal szemben.

3.2.3. A biztonság igazolása

Alapkövetelmények

3.2.3.0010. A biztonsági elemzéseknek igazolnia kell, hogy a mélységben tagolt védelmet az erőmű tervében figyelembe vették.

3.2.3.0100. A tervezési alapra vonatkozó általános biztonsági követelmények teljesülésének bizonyítására használt tervező és elemző eszközöket, modelleket és modellrészeket, valamint a bemenő adatokat verifikálni és validálni kell. Az elemzési eszközök validációját a megfelelő nemzetközileg elérhető adatok - kísérleti eredmények - alapján kell bemutatni. Az elemzési modellek verifikációját az elemzést, tervezést végrehajtó személytől, munkacsoporttól független személynek, munkacsoportnak is el kell végeznie.

3.2.3.0300. A tervezési alap meghatározása, valamint a vizsgált események elemzése során alkalmazott módszerek és felhasznált adatok megfelelőségét fizikai adatok, kísérletek felhasználásával, vagy más módon kell bizonyítani. A fennmaradó bizonytalanságok kompenzálása érdekében - a biztonsági elemzésben megalapozott, észszerű mértékben - konzervatív feltételezéseket kell alkalmazni, elsősorban a kezdeti és peremfeltételek konzervatív megválasztásával.

3.2.3.0400. Érzékenységi vizsgálatokat kell végezni a feltételezések, a felhasznált adatok és számítási módszerek bizonytalanságának értékelésére. Ahol az elemzés eredményei érzékenyeknek bizonyulnak a modell feltételezéseire, ott további elemzéseket kell végezni az előzőtől független módszerek és eljárások használatával.

3.2.3.0500. A biztonság igazolására szolgáló elemzéseket oly módon és olyan mélységben kell dokumentálni, hogy azok az atomerőmű teljes élettartama során megismételhetőek, független felülvizsgálatnak alávethetőek, és az átalakítások értékeléséhez szükséges terjedelemben módosíthatóak legyenek, továbbá az alkalmazott konzervativizmusok mértéke és az elemzés alapján rendelkezésre álló tartalékok mértéke felülvizsgálható és újraértékelhető legyen.

3.2.3.0600. Az atomerőmű élettartama során minden, a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszert, rendszerelemet érintő, az engedélyezett állapottól eltérő helyzetet okozó beavatkozás, módosítás megfelelőségét determinisztikus biztonsági elemzéssel vagy determinisztikus és valószínűségi biztonsági elemzések kombinációjával kell igazolni.

3.2.3.0700. A tervezési alapot, a tervezési alap kiterjesztését és ezek igazolását a tervezés lezárásakor, valamint az atomerőmű teljes élettartama során, rendszeres időközönként, továbbá lényeges új biztonsági információk felmerülése esetén felül kell vizsgálni, és szükség esetén módosításokat kell végrehajtani a determinisztikus és valószínűségi számítások eredményei, illetve mérnöki megfontolások alapján. Az azonosított hiányosságokat és biztonságnövelő lehetőségeket értékelni kell, és időben meg kell tenni a szükséges intézkedéseket.

3.2.3.0710. A felülvizsgálat során figyelembe kell venni:

a) az atomerőművi blokkot vagy annak működését érintő változásokat a tervezés vagy a megvalósulás fázisában, és működése során;

b) bármely, a biztonságot szignifikáns módon befolyásoló, érintő új műszaki és tudományos ismeretet az atomerőművi blokk viselkedéséről és a hibalehetőségekről;

c) bármely olyan anyagi tulajdonság megváltozását öregedés vagy más hatás miatt, amelyet korábban nem vettek figyelembe;

d) a biztonsági szabványok nemzetközi fejlődését; valamint

e) jelentős, új biztonsági információ felmerülését.

Determinisztikus biztonsági elemzés

3.2.3.0800. A tervezési alapba, valamint a tervezési alap kiterjesztésébe tartozó összes kezdeti eseményre determinisztikus biztonsági elemzésekkel kell igazolni a vonatkozó elfogadási kritériumok teljesülését.

3.2.3.0900. A TA2-4 üzemállapotot eredményező események elemzése során csak a biztonsági funkciót megvalósító rendszerek működését szabad figyelembe venni. Ezeknek a rendszereknek a teljesítményét a vizsgált folyamat szempontjából lehetséges legkedvezőtlenebb mértékűnek kell feltételezni. Az eseménysorra hatással bíró nem biztonsági funkciót megvalósító rendszerek, rendszerelemek működését akkor kell feltételezni, ha azok működése súlyosbítja a kezdeti esemény hatását.

3.2.3.1000. A TA2-4 üzemállapotot eredményező események elemzéseiben a biztonsági funkciót ellátó rendszereknek az adott esemény következményeit leginkább meghatározó, legsúlyosabb következményt eredményező egyszeres meghibásodását vagy emberi hibát kell feltételezni. Nem szükséges azonban feltételezni passzív tervezési megoldás meghibásodását, amennyiben igazolható, hogy az nagyon kis valószínűségű, vagy a feltételezett kezdeti esemény bekövetkezése nincs rá hatással.

3.2.3.1010. A TA2-4 elemzésekben az üzemállapotot eredményező kezdeti események mellett a leghatékonyabb szabályozó rúd fennakadását is feltételezni kell súlyosbító körülményként.

3.2.3.1100. A TA2 üzemállapotot eredményező kezdeti eseményeket az üzemállapot során szükséges leállítási funkciót ellátó rendszerek elvesztésével is elemezni kell. Az értékelés során az elemzett esetre a kombinált kezdeti eseményre vonatkozó kritériumokat kell használni.

3.2.3.1200. A TA1 üzemállapotban fellépő igénybevételekre, nyomáspróbákra, a TA2-4 üzemállapotot eredményező kezdeti eseményekre, valamint bármely, 10-5 1/év-nél gyakoribb eseménylánc során kialakuló nyomás alatti hőütésre elemezni kell a reaktortartály integritására vonatkozó megfelelőségi kritériumok teljesülését.

3.2.3.1300. A TA2-4 üzemállapotot eredményező események elemzéseiben kezelői beavatkozásokat csak konzervatívan meghatározott időszükséglet alapján lehet figyelembe venni. 30 percnél rövidebb időtartamon belül feltételezett kezelői beavatkozások esetén a bizonytalanságokat is meghatározó elemzésnek kell igazolnia, hogy a feltételezett kezelői tevékenységek végrehajthatók a rendelkezésre álló idő alatt.

3.2.3.1400. A TAK1 és TAK2 üzemállapotot eredményező eseményekre vonatkozó elemzésekben a legjobb becslés módszerét kell alkalmazni. Bármely rendszer vagy rendszerelem működésképtelenségét akkor kell feltételezni, ha annak sérülése a kezdeti esemény vagy az üzemzavari folyamat eredményeképpen valószínűsíthető.

Valószínűségi biztonsági elemzés

3.2.3.1500. Az atomerőmű jelentette teljes kockázat meghatározására, a vonatkozó elfogadási kritériumok teljesülésének igazolására, a terv kiegyensúlyozottságának, egyenszilárdságának értékelésére, valamint a tervezési alap kiterjesztése megfelelőségének megítélésére valószínűségi biztonsági elemzést kell készíteni. A valószínűségi biztonsági elemzést fel kell használni annak igazolására, hogy a szakadékszél-effektus elkerülésére kellő tartalékok állnak rendelkezésre.

3.2.3.1600. Az atomerőművi blokk tervéhez, beleértve a kiégett üzemanyag-tároló és - kezelő rendszereket is, 1. és 2. szintű valószínűségi biztonsági elemzést kell kidolgozni, amely figyelembe vesz minden lehetséges üzemállapotot, rendszerkonfigurációt és valamennyi feltételezett kezdeti eseményt, amelyre más módszerrel nem bizonyítható, hogy a kockázathoz adott járuléka elhanyagolható. Az 1. és 2. szintű valószínűségi biztonsági elemzésekben - figyelembe véve a legkorszerűbb tudományos és technológiai eredményeket - figyelembe kell venni a külső veszélyeztető tényezőket. Ahol ez nem lehetséges, ott elfogadott alternatív elemzési megoldásokkal kell értékelni a külső veszélyeztető tényezők hozzájárulását az atomerőmű által képviselt kockázathoz.

3.2.3.1700. A valószínűségi biztonsági elemzésben figyelembe kell venni a lényeges funkcionális, területi, a rendszerelemek fizikai elhelyezkedéseit alapul vevő, az üzemeltetésből, karbantartásból és egyéb közös okú meghibásodásból fakadó függőségeket, így különösen a repülő tárgyak, folyadék- és gőzsugár hatásait, a belső tüzet és elárasztást, valamint a környező ipari létesítmények üzemzavarait és emberi tevékenységek hatásait.

3.2.3.1800. Az 1. és 2. szintű valószínűségi biztonsági elemzés keretében a bizonytalansági és érzékenységi vizsgálatokat is el kell végezni, és minden alkalmazásnál tekintettel kell lenni azok eredményére.

3.2.3.1900. A valószínűségi biztonsági elemzésnek az atomerőmű viselkedését valósághűen kell modelleznie. Ehhez figyelembe kell venni a vonatkozó tervezési adatokat, az üzemeltetési és üzemzavari utasításokat, baleset-kezelési útmutatókat vagy azok tervezeteit, figyelembe véve az emberi beavatkozásokat, az azokhoz kapcsolódó potenciális emberi hibákkal együtt. A valószínűségi biztonsági elemzésekben feltételezett működési idők megfelelőségét igazolni kell.

3.2.3.2000. Emberi megbízhatósági elemzéseket kell végezni, figyelembe véve azokat a tényezőket, amelyek az atomerőművi blokk egyes üzemállapotaiban hatással lehetnek az üzemeltető személyzet tevékenységére, teljesítőképességére.

3.2.3.2100. A rendszerek és emberi beavatkozások sikerkritériumainak meghatározására vonatkozó elemzésekben a legjobb becslés módszerét kell alkalmazni. Ahol a legjobb becslés módszere nem alkalmazható, ott a feltételezések konzervativizmusa miatti torzító hatást értékelni kell.

3.2.3.2200. A számításokhoz megbízható, hiteles, elsősorban létesítmény-, másodsorban létesítménytípus-, harmadsorban típus-specifikus megbízhatósági adatokat kell használni. Az adatok forrását, a minta nagyságát dokumentálni kell. A forrásadatok változása esetén figyelembe kell venni a tervezési adatok és az üzemi viszonyok közötti különbségeket, és ezeket értékelni kell. Ahol nem állnak rendelkezésre használható statisztikai adatok, megalapozott becsléseket kell alkalmazni.

3.2.3.2300. A valószínűségi biztonsági elemzéseket a rendszerek, rendszerelemek tervezett, majd tényleges karbantartási és tesztelési, ellenőrzési gyakorlatának megfelelően kell elvégezni. A valószínűségi biztonsági elemzések eredményeire vonatkozó követelmények teljesülését a karbantartások, próbák és ellenőrzések rendszer- és rendszerelem-megbízhatóságra gyakorolt hatásának figyelembevételével kell igazolni.

3.2.3.2400. A valószínűségi biztonsági elemzést a rendelkezésre álló nemzetközi tapasztalatok, validált módszerek alkalmazásával az engedélyes minőségirányítási rendszerével összhangban kell elkészíteni, dokumentálni és karbantartani.

Végleges Biztonsági Jelentés készítése

3.2.3.2500. Az atomerőművi blokk létesítését, üzembe helyezését és üzemeltetését megelőző hatósági engedélyeztetési eljárások megalapozásához Biztonsági Jelentést kell készíteni. A Biztonsági Jelentésben egységes rendszerbe kell foglalni az atomerőmű létesítésére, üzembe helyezésére és üzemeltetésére vonatkozó követelmények teljesítésének igazolására vonatkozó információkat.

3.2.3.2600. A Végleges Biztonsági Jelentést a következő tartalmi követelmények alapján kell összeállítani:

1. az alkalmazandó jogszabályok, előírások és szabványok és az ezeknek való megfelelőség igazolása,

2. az atomerőművi blokk általános tervezési elvei és az alapvető biztonsági célkitűzések teljesítésére alkalmazott módszerek,

3. a tervezési dokumentáció alapvető elemei, bemutatva a telephelyet, az atomerőmű kialakítását és normál üzemeltetését, tervezési alapját, valamint az előírt biztonsági szint teljesülését bizonyító elemzéseket,

4. a telephely határainak EOV koordinátákkal történő meghatározása, a telephely biztonság szempontjából meghatározó jellemzői,

5. a biztonsági funkciók, az azokat megvalósító rendszerek és rendszerelemek, a biztonsági osztályba sorolás elvei, a rendszerek, rendszerelemek tervezési alapja és működésük minden üzemállapotban,

6. az atomerőmű biztonságának értékelése céljából a TA1-4 és TAK1-2 üzemállapot esetére, a biztonsági kritériumok és a radioaktív anyagok kibocsátási korlátai teljesülésének igazolására elvégzett biztonsági elemzések, valamint TA1-4 üzemállapot esetén annak bemutatása, hogy megfelelő biztonsági tartalékok állnak rendelkezésre,

7. a biztonsági funkciókat megvalósító mérő és irányítástechnikai rendszerek, az aktív, elektronikus védelmi rendszerek, valamint az üzemeltető személyzetet támogató és regisztráló rendszerek,

8. az atomerőművet üzemeltető szervezet és az irányítási rendszer biztonsági szempontjai,

9. az atomerőmű üzembe helyezésének programja és annak alapjául szolgáló megfontolások, továbbá annak bemutatása, hogy az előirányzott üzembe helyezési tevékenység alkalmas annak igazolására, hogy az atomerőművi blokk a terveknek és a biztonsági előírásoknak megfelelően fog működni,

10. az üzemzavar-elhárítási utasítások és a baleset-kezelési útmutatók, az ellenőrzési utasítások, az üzemeltető személyzet képzettségi követelményei és képzés, az üzemeltetési tapasztalatok és a releváns kutatási eredmények visszacsatolásának eljárása és az öregedéskezelés átfogó programja,

11. a karbantartási, tesztelési és felügyeleti programok és azok alapjául szolgáló megfontolások,

12. az üzemeltetési feltételek és korlátok műszaki megalapozása,

13. a sugárvédelmi politika, sugárvédelmi stratégia, sugárvédelmi módszerek és sugárvédelmi szabályozás,

14. a telephelyi nukleáris baleset-elhárítási felkészülés tervezési alapja és megfelelősége, valamint a kapcsolatok és koordináció azokkal a telephelyen kívüli szervezetekkel, amelyeknek szerepük van a nukleáris baleset-elhárításban,

15. a radioaktív hulladékok telephelyi kezelésének rendszere,

16. a tervezés és üzemeltetés során a végső leállítás és a leszerelés figyelembevételének szempontjai,

17. a 3.2.2.3700. pont és a 3.2.3.2610. pont szerinti elemzések,

18. több blokkal rendelkező atomerőmű, vagy egymáshoz közeli nukleáris létesítmények esetén a blokkok, vagy nukleáris létesítmények közötti lehetséges technikai, szervezeti és adminisztratív kölcsönhatások,

19. az atomerőmű nukleáris biztonságára hatással lévő szervezeti kapcsolatok bemutatása, az emberi tényezők, az irányítási rendszer felépítése és a biztonsági kultúra értékelése, valamint

20. a TA1-4 és TAK1-2 üzemállapotban szükséges és elégséges személyzet meghatározása.

3.2.3.2610. A Végleges Biztonsági Jelentésben szereplő leírásokban, elemzésekben és megállapításokban a telephely egészét is vizsgálni kell annak érdekében, hogy olyan veszélyeztető tényezőket is figyelembe vegyenek, amelyek:

a) rövid időn belül az összes létesítményt érinthetik, vagy

b) a létesítmények közti káros kölcsönhatásokból származhatnak.

3.2.3.2620. Olyan telephely esetén, ahol több atomerőművi blokk is üzemel, vagy amelynek közelében más nukleáris létesítmény is üzemel, és a létesítmények osztoznak valamilyen emberi vagy más erőforráson, akkor igazolni kell, hogy az elvárt biztonsági funkciók így is teljesülnek valamennyi blokk és létesítmény esetében.

3.2.3.2700. Az engedélyesnek valamennyi, a Végleges Biztonsági Jelentésben hivatkozott vagy figyelembe vett - nyilvánosan nem hozzáférhető - dokumentációval rendelkezni kell.

3.2.4. Biztonsági elemzések elfogadási kritériumai

3.2.4.0100. A TA2-4 üzemállapotot eredményező kezdeti eseményből kiinduló folyamatokra bizonyítani kell, hogy a lakosság vonatkoztatási csoportjának 1 főre meghatározott dózisa nem haladja meg:

a) TA2 üzemállapotot eredményező kezdeti eseményből kiinduló folyamatnál a lakossági dózismegszorítás értékét, és

b) a TA4 üzemállapotot eredményező kezdeti eseményből kiinduló folyamatoknál az 5 mSv/esemény értéket.

3.2.4.0200. TA2 üzemállapotot eredményező kezdeti események nem okozhatnak 1 mSv/esemény/fő értéket meghaladó dózist az atomerőmű ellenőrzött zónáján kívül, az atomerőmű emberi tartózkodásra engedélyezett üzemi területein.

3.2.4.0300. A TA4 üzemállapotot eredményező kezdeti események az atomerőmű ellenőrzött zónáján kívül, az atomerőmű emberi tartózkodásra engedélyezett üzemi területein nem okozhatnak 10 mSv effektív dózisértéket vagy 100 mGy pajzsmirigy dózisértéket meghaladó sugárterhelést.

3.2.4.0400. A TA2 üzemállapotot eredményező kezdeti események az atomerőmű ellenőrzött zónájában csak olyan mértékű és jellegű radioaktív szennyeződést okozhatnak, amelyek az üzemszerűen alkalmazott módszerekkel, rendszerekkel és rendszerelemekkel kezelhetők és eltávolíthatók.

3.2.4.0500. A TA2-4 üzemállapotot eredményező kezdeti események - az egyszeres meghibásodás feltételezése mellett, további független hiba feltételezése nélkül - nem idézhetnek elő olyan következményt, amely sérti az adott üzemállapotra előírt biztonsági kritériumokat.

3.2.4.0600. Valamennyi tervezett üzemállapot és feltételezett kezdeti esemény figyelembevételével - a szabotázst kivéve - a zónasérülési gyakoriság nem haladja meg a 10-4/év értéket.

3.2.4.0900. A nagy vagy korai kibocsátással járó súlyos baleseti eseményláncok összegzett gyakorisága, minden kiinduló üzemállapotra és hatásra összegezve - kivéve a szabotázs esetét, valamint a földrengést - nem haladhatja meg a 10-5/év értéket, de minden észszerű átalakítás, beavatkozás alkalmazásával közelíteni kell a 10-6/év értékhez. A követelmények teljesülését 2. szintű valószínűségi alapú biztonsági elemzésekkel kell igazolni.

3.2.4.1000. A tervezésnek determinisztikus biztonsági elemzésekkel kell igazolni, hogy a TA2 üzemállapotot eredményező kezdeti események egyszeres hiba feltételezése mellett nem vezetnek egyetlen gát funkciójának elvesztéséhez sem.

3.2.4.1100. A reaktortartály ridegtöréssel szembeni integritását olyan módon kell biztosítani, hogy a tartály kritikus elemeinek valós pillanatnyi átmeneti hőmérséklete kisebb legyen, mint a TA1-4 üzemállapotot eredményező kezdeti események megfelelő elemzésével meghatározott maximális kritikus átmeneti hőmérséklete.

3.2.4.1200. TA2-4 üzemállapotot eredményező kezdeti eseményeket követően a reaktivitásra ható szabályozó és biztonságvédelmi szerkezetek, a fűtőelemkötegek, valamint az atomreaktor szerkezeti elemei nem sérülhetnek, deformálódhatnak oly mértékben, hogy ezáltal a szabályozó és biztonságvédelmi szerkezeteknek a hasadási láncreakció leállítására irányuló mozgása lehetetlenné váljon.

3.2.4.1300. TA2-4 üzemállapotot eredményező kezdeti eseményeket követően a fűtőelemkötegeknek, az atomreaktor primer körének és az ahhoz kapcsolódó rendszereknek olyan állapotban kell maradniuk, hogy a besugárzott nukleáris üzemanyag rövid és hosszú távú hűtése és kezelhetősége biztosítható legyen, továbbá a hő elvonásához szükséges rendszerek rövid és hosszú távon képesek legyenek feladatuk ellátására.

3.2.4.1400. A TA2 üzemállapotot eredményező eseményekre a tervezés során meg kell határozni a fűtőelempálca sértetlenségének megőrzését biztosító kritériumokat, a nukleáris üzemanyag hőmérsékletére, a kritikus hőfluxusra és a burkolat hőmérsékletére vonatkozó határértékek formájában. A TA4 tervezési üzemzavarokra a hosszú távú hűthetőség és kezelhetőség követelményének teljesítése érdekében meg kell határozni a fűtőelem-sérülés megengedhető maximális mértékét és jellegét.

3.2.4.1500. A radioaktív kibocsátásokat visszatartó vagy korlátozó fizikai gát funkciót ellátó rendszerek és rendszerelemek a biztonsági funkció ellátása érdekében teljes élettartamuk során a maximális nyomására, maximális és minimális hőmérsékletére, a termikus és nyomástranziensekre, a degradációra valamint a megadott hőmérsékleti tartomány függvényében a feszültségekre vonatkozóan kritériumokat kell meghatározni.

3.2.4.1510. A nyomástartó berendezések, a reaktortartály és a konténment törésmechanikai elemzésével, valamint az öregedési folyamatok figyelembevételével kapcsolatos ajánlásokat útmutatók tartalmazzák.

3.2.4.1600. A nukleáris biztonsági követelmények kielégítése érdekében a konténment teljes élettartam során a hőmérsékletére, nyomására és a szivárgás mértékére kritériumokat kell megállapítani.

3.2.5. Üzemeltetési feltételek és korlátok

3.2.5.0100. A tervezési folyamat során meg kell határozni a rendszerek és rendszerelemek üzemeltetésének azon feltételeit és korlátait, amelyek betartása mellett igazolt, hogy az atomerőmű a Biztonsági Jelentésben dokumentált tervezői célkitűzéseknek megfelelően, a nukleáris biztonsági követelményekkel összhangban üzemeltethető.

3.2.5.0200. Az üzemeltetési feltételeket és korlátokat úgy kell meghatározni, hogy azok betartása mellett a TA4 üzemállapotra vezető helyzetek megelőzhetőek, a lehetséges üzemzavarok esetén a következmények enyhíthetőek legyenek. A biztonsági korlátok meghatározásánál konzervatív megközelítést kell alkalmazni a biztonsági elemzések bizonytalanságainak figyelembevétele érdekében.

3.2.5.0300. Az egyes üzemeltetési feltételeket és korlátokat az atomerőmű tervezési megfontolásai, biztonsági elemzései, az üzembe helyezési próbák eredményei alapján kell meghatározni.

3.2.5.0400. Az üzemeltetési feltételek és korlátok meg határozásánál a következő egymásra épülő biztonsági szinteket kell figyelembe venni:

a) biztonsági korlátok,

b) a biztonsági funkciót ellátó rendszerek működésbe lépésének határértékei, és

c) a normál üzem feltételei és korlátai.

3.2.5.0500. Az üzemeltetési feltételeknek és korlátoknak le kell fedni minden üzemi állapotot, beleértve a teljesítményüzemet, a leállított állapotot és az átrakást, valamint az előbbi állapotok közötti átmeneti állapotokat, továbbá a karbantartás, a próbák és a rendszerelemek felügyelete során kialakuló ideiglenes helyzeteket.

3.2.5.0600. A biztonság garantálása érdekében a biztonsági funkciót ellátó rendszerek paramétereinek az Üzemeltetési Feltételek és Korlátok dokumentumban meghatározott értékei és a biztonsági korlátok között - megfelelő konzervatív megközelítéssel vagy a biztonsági elemzések bizonytalanságainak figyelembevételével - tartalékot kell fenntartani.

3.2.5.0700. Az Üzemeltetési Feltételek és Korlátok dokumentumnak tartalmaznia kell az üzemi paraméterekre vonatkozó korlátokat, a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek vonatkozásában pedig azoknak az üzemképes rendszerelemeknek a minimálisan előírt számát, amelyeknek különböző TA1 üzemi állapotokban, üzemi vagy készenléti állapotban kell lenniük. Az üzemeltetési feltételekhez és korlátokhoz képest észlelt eltérés esetére tartalmaznia kell továbbá az üzemeltető szervezet által végrehajtandó beavatkozásokat és a beavatkozások végrehajtására megengedett időt.

3.2.5.0800. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek, rendszerelemek maximálisan megengedett üzemképtelenségi időtartamát, valamint e rendszerek, rendszerelemek időszakos próbáinak, ellenőrzésének ciklusidejét elemzési eredményekre kell alapozni. A ciklusidő meghatározásakor figyelembe kell venni a karbantartás és a próbák miatt fellépő üzemképtelenség okozta kockázat és az e tevékenységek által elérhető megbízhatóság-növekedés egyensúlyát.

3.2.5.0900. Az Üzemeltetési Feltételek és Korlátok dokumentum részeként meg kell határozni a biztonságos üzemeltetéshez szükséges és elégséges személyzettel szemben támasztott követelményeket.

3.2.5.1000. Az atomerőmű üzembe helyezését megelőzően ki kell dolgozni az Üzemeltetési Feltételek és Korlátok dokumentum előzetes változatát, amelyben rögzítettek biztosítják, hogy az atomerőmű rendszerei, rendszerelemei a Biztonsági Jelentésben szereplő tervezési feltételezéseknek és célkitűzéseknek megfelelően működnek.

3.2.5.1100. Az Üzemeltetési Feltételekés Korlátok dokumentum előzetes változatát az üzembe helyezés tapasztalatai alapján felül kell vizsgálni, és a Biztonsági Jelentéssel összhangban szükség szerint módosítani, véglegesíteni kell.

3.2.5.1200. Az Üzemeltetési Feltételek és Korlátok dokumentum módosítására, vagy az abban foglaltaktól való ideiglenes eltérésre vonatkozó szabályokat belső eljárásrendben rögzíteni kell. Az eltérések megengedhetőségét, megfelelőségét minden esetben determinisztikus biztonsági elemzéssel vagy determinisztikus és valószínűségi biztonsági elemzések kombinációjával kell igazolni.

3.3. SPECIÁLIS TERVEZÉSI KÖVETELMÉNYEK

3.3.1. Biztonsági osztályba sorolt rendszerek tervezése

3.3.1.0100. A biztonsági osztályba sorolt rendszerek és rendszerelemek tervezése során a megkövetelt tervezési kritériumok teljesítése érdekében elsősorban a redundancia, diverzitás, fizikai és villamos betáplálás szempontjából történő elválasztás, funkcionális elkülönítés és függetlenség, valamint - amennyiben szükséges - független adatkapcsolat és meghibásodás-védett tervezési elveket kell alkalmazni. Az ilyen rendszereket megbízható, minősített rendszerelemek alkalmazásával, szükség szerint független segédrendszerek kialakításával kell megtervezni.

3.3.1.0200. A biztonsági osztályba sorolt rendszerek és rendszerelemek tervezése során észszerűen megvalósítható mértékben a passzív, inherensen biztonságos megoldásokat kell alkalmazni, amelyek biztosítják, hogy a rendszerek és rendszerelemek meghibásodása - külső beavatkozás nélkül is - biztonságos állapothoz vezet.

3.3.1.0300. Valamely rendszer vagy rendszerelem meghibásodása nem okozhatja egy nála magasabb biztonsági osztályba sorolt rendszer vagy rendszerelem meghibásodását.

3.3.1.0500. A biztonsági osztályba sorolt rendszereket és rendszerelemeket tervezni kell a természeti eredetű külső hatásokra legalább a 10-4/év ismétlődési gyakoriságnak megfelelően, amennyiben a rendszerelemnek az adott helyzetben biztonsági funkciója lehet.

3.3.1.0600. Biztosítani kell, hogy a biztonsági rendszerek, rendszerelemek, azok segédrendszerei a lehető legnagyobb mértékben védettek legyenek a belső és külső veszélyeztető tényezők hatásaitól, a meghibásodott rendszerek, rendszerelemek közötti kölcsönhatásoktól.

3.3.1.0610. Az egyidejűleg működő rendszerek potenciális káros kölcsönhatásának lehetőségét értékelni kell és szükség esetén meg kell akadályozni. Az értékelés során figyelmet kell fordítani a fizikai kapcsolatokra és a szándékos vagy szándékolatlan működés környezeti körülményekre való hatására és a környezeti körülmények másik elemre való visszahatásra.

3.3.1.0700. A közös okú meghibásodás lehetőségét figyelembe kell venni annak meghatározása során, hogy a redundancia, diverzitás, a fizikai elválasztás, valamint a funkcionális elkülönítés elveit hol és milyen módon kell alkalmazni a megkövetelt funkció és megbízhatóság megvalósításához.

3.3.1.0800. A tervezésnél alkalmazni kell az egyszeres hibatűrés követelményét. A rendszerelemek szándékolatlan működésének lehetőségét egy lehetséges meghibásodási módként kell kezelni. Passzív tervezési megoldás meghibásodását figyelembe kell venni, hacsak nem igazolható, hogy nagyon kis valószínűségű, vagy nem befolyásolja az adott funkciót.

3.3.1.0900. A 2. biztonsági osztályba sorolt rendszereknek - a gát funkciót ellátó rendszerek kivételével - redundáns áganként önálló biztonsági villamos betáplálással kell rendelkezniük, továbbá a tervezett redundanciájuknak és függetlenségüknek legalább olyannak kell lenniük, hogy:

a) a rendszerben fellépő egyszeres hiba ne okozhassa a védelmi funkció elvesztését, és

b) bármely egyedi rendszerelemnek az üzemből való kivétele ne okozza az elemzésekben feltételezett minimális redundancia elvesztését.

3.3.1.1000. Biztosítani kell, hogy az 1. és 2. biztonsági osztályba sorolt rendszerek működőképessége üzem közben ellenőrizhető legyen.

3.3.1.1100. A 2. biztonsági osztályba sorolt rendszerek aktiválását és működtetését vagy automatizált rendszerekkel kell biztosítani, vagy passzív rendszereket kell alkalmazni úgy, hogy TA2-4 üzemállapotot eredményező kezdeti eseményt követő 30 percen belül ne legyen szükség operátori beavatkozásra. Ha a funkció ellátásához a kezdeti eseményt követő 30 percen belüli időszakra operátori beavatkozás kerül betervezésre, akkor igazolni kell, hogy az operátori beavatkozás automatikus működéssel vagy passzív rendszerek alkalmazásával nem helyettesíthető, továbbá igazolni kell azt is, hogy a tervezett beavatkozás az operátor által végrehajtható.

3.3.1.1200. Amennyiben a valószínűségi biztonsági célok elérése csak különlegesen nagy megbízhatóságú rendszerek alkalmazásával lenne biztosítható, akkor az ilyen biztonsági funkciót diverz módon kell ellátni.

3.3.1.1300. Az atomreaktor automatikus leállítását és az aktív biztonsági funkciót ellátó rendszerek vezérlését végző rendszer megfelelő tervezésével biztosítani kell, hogy az üzemviteli személyzet a kiépített operatív irányítási helyekről ne tudja megakadályozni az automatikus biztonsági működéseket sem TA1 üzemállapot, sem TA2-4 üzemállapotot eredményező események esetén, ugyanakkor a szükséges beavatkozásokat végre tudja hajtani.

3.3.1.1400. A biztonsági funkciót ellátó programozott rendszereknek - a programozott rendszerekre vonatkozó általános követelményeken túlmenően - teljesíteniük kell a következő követelményeket:

a) a legszigorúbb minőségbiztosítási követelményeket kielégítő referenciákkal rendelkező hardver és szoftver eszközöket kell használni,

b) a teljes fejlesztési folyamatot, beleértve a tervezési változtatások ellenőrzését, tesztelését és üzembe helyezését szisztematikusan dokumentálni és értékelni kell,

c) a számítógépes alapú rendszerek megbízhatóságának igazolása érdekében a számítógépes alapú rendszereket olyan szakértőkkel kell felülvizsgáltatni, akik függetlenek a tervezőtől és a szállítótól, továbbá

d) amennyiben egy rendszer szükséges megbízhatósági szintje nem igazolható, akkor a hozzárendelt védelmi funkciók teljesítését diverz eszközökkel is biztosítani kell.

3.3.1.1500. A biztonsági korlátok és a biztonsági funkciót ellátó rendszerek beállítási értékei között megfelelő tartalékot kell biztosítani.

3.3.1.1600. A biztonsági osztályba sorolt rendszerek, rendszerelemek tervezése, kivitelezése és karbantartása során biztosítani kell, hogy minőségük és az általuk megvalósított biztonsági funkciók megbízhatósága megfeleljen osztályba sorolásuknak.

3.3.1.1700. Az egyes biztonsági osztályokra meg kell határozni:

a) a tervezés, gyártás, szerelés és ellenőrzés során alkalmazandó megfelelő követelményeket és szabványokat,

b) a tartalék energiaforrásból való betáplálás szükségességét,

c) a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek rendelkezésre állásának vagy rendelkezésre nem állásnak feltételezését a determinisztikus biztonsági elemzésekben,

d) a minőségi követelményeket, és

e) a környezetállósági minősítés követelményeit.

3.3.1.1800. Az 1. biztonsági osztályban nem alkalmazhatók kereskedelmi termékek. Ez alól kivételt képeznek a speciális célú rendszerelemek, így különösen légtelenítő-, ürítő-, mérési elvételi helyre beszerelendő csővezetékek és szerelvényeik.

3.3.2. Tervezés élettartamra

Tervezési élettartam

3.3.2.0100. Meg kell határozni az atomerőmű tervezett élettartamát és azt, hogy mely biztonsági vagy fizikai gát funkciót teljesítő rendszerelem élettartama határozza meg, vagy korlátozza ezt az élettartamot.

3.3.2.0200. Az élettartamot korlátozó degradációs folyamatok elemzésével bizonyítani kell, hogy a nem cserélhető rendszerelemek és a nem cserélendő passzív biztonsági és fizikai gát funkciót megvalósító rendszerelemek élettartama legalább olyan hosszú, mint az atomerőmű egészére meghatározott tervezett élettartam, figyelembe véve a teljes élettartam során várható terheléseket és öregedési folyamatokat a szükséges tartalékokkal.

3.3.2.0300. Meg kell határozni, hogy milyen feltételek mellett teljesíthetők a tervezett élettartam alatt a nukleáris biztonsági követelmények.

3.3.2.0400. Amennyiben a rendszer, rendszerelem élettartama rövidebb, mint az atomerőmű tervezett élettartama, ezek felújíthatóságát, cserélhetőségét biztosítani kell.

3.3.2.0500. A leszerelés megkezdéséig és a leszerelés során funkciót ellátó rendszerek, rendszerelemek tervezett élettartamában figyelembe kell venni a leszereléshez szükséges időtartamot is.

Szerkezeti anyagokkal kapcsolatos követelmények

3.3.2.0600. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek, rendszerelemek tervezésekor olyan szerkezeti anyagokat kell alkalmazni, amelyek:

a) kipróbáltak, környezetállósági szempontból minősítettek, megfelelnek a tervezési és környezeti feltételeknek,

b) minőségi osztályuk, jellemzőik igazoltan a tervezésnél alkalmazott szabvány vagy tervezői specifikáció által megadott határértéken belüliek,

c) neutronsugárzásnak kitett rendszerek, rendszerelemek esetén

ca) a felaktiválódásra a lehető legkevésbé hajlamosak, szerkezetük pedig olyan, hogy felaktiválódás esetén a felaktiválódott részek helyben maradnak, és

cb) a feszültségkorrózió-állóság a sugárzás hatására sem romlik,

d) a neutronsugárzásnak kitett 1. biztonsági osztályba sorolt rendszerelemek esetén anyagtulajdonságainak változása a lehető legkisebb és ellenőrizhető a teljes élettartam alatt,

e) degradációs folyamataik az adott körülmények között és közegben ismertek, a degradáció a tervezett élettartamon belül a funkciót nem korlátozza,

f) olyan felületi kiképzést tesznek lehetővé, amelyek az üzemeltetés és a leszerelés során a lehető legnagyobb mértékben dekontaminálhatók, továbbá

g) tűzállóak, vagy a tűzveszélyességük kellően korlátozható.

3.3.2.0610. A nyomástartó berendezés és csővezeték tervezésekor különös gondot kell fordítani a gyártás és szerelés során alkalmazott hegesztés, mint speciális (korlátozottam javítható) folyamat tervezési előírásaira, így különösen az alábbiakra:

a) az alkalmazható hegesztési módszerek,

b) a varratok kialakítása,

c) az alkalmazott alapanyagokhoz illeszkedő hegesztési hozaganyagok meghatározása,

d) a varratvizsgálati módszerek terjedelmének meghatározása, valamint

e) a hegesztés minőségbiztosítási feltételeinek meghatározása:

ea) a gyártókkal és szerelőkkel szemben támasztott követelmények,

eb) a hegesztőkkel és anyagvizsgálókkal szemben támasztott követelmények, és

ec) a hegesztés minőségtanúsító dokumentációjával szemben támasztott követelmények.

3.3.2.0700. A tervezés során az élettartamot korlátozó degradációs folyamatok elemzésével bizonyítani kell, hogy

a) a szerkezeti anyagok szilárdsági tulajdonságai az öregedés hatása ellenére megfelelnek a TA1-4 üzemállapotokra számított maximális terheléseknek az üzemállapotra előírt biztonsági tartalékok figyelembevételével, amennyiben az adott üzemállapotban az érintett rendszerelem biztonsági funkciókat lát el; és

b) a kritikus szerkezetekben a törésmechanika követelmények is teljesülnek.

3.3.2.0800. A tervezés során az anyagkiválasztáskor be kell tartani a katasztrofális meghibásodás elleni kritériumokat.

Vizsgálni kell az összes jellemző törési mechanizmust az érintett rendszerelemeknél.

3.3.2.0900. A tervezés során a szerkezeti anyagok kiválasztásakor, az anyag- vagy termékszabványoknak megfelelően, meg kell határozni az ellenőrzéseket, anyagvizsgálatokat és a bizonylatolás követelményeit.

3.3.2.1000. Új anyagok és gyártási módszerek esetén minősítési eljárást kell lefolytatni, amely alapján a felhasználás céljának és követelményeinek való megfelelés igazolható.

3.3.2.1100. Biztosítani kell, hogy a konténmentben használt anyagok fizikai-kémiai tulajdonságai megakadályozzák a TA2-4 üzemállapotot eredményező események során a jelentős mértékű hidrogénképződést.

3.3.2.1200. A tervezés során a szerkezeti anyagokkal kapcsolatban be kell tartani az alábbi követelményeket:

a) hegesztendő ausztenites öntvények esetén a delta-ferrit tartalmat korlátozni és ellenőrizni kell,

b) a nehezen vizsgálható ausztenites öntvények alkalmazása esetén elemezni kell a termikus öregedéssel szembeni ellenállást,

c) rézötvözetek alkalmazása a tápvíz-, főgőz- és kondenzátum-rendszer üzemi közegeivel érintkező rendszerelemekben nem megengedett,

d) gőz- és nagysebességű vízrendszerekben eróziós korróziónak ellenálló anyagokat kell alkalmazni, továbbá

e) vízüzemi közeggel érintkező szénacél rendszerelemek esetén az általános korróziós folyamatokra a szilárdsági elemzésekben meghatározott falvastagság tartalékot kell előirányozni.

3.3.2.1300. A tervezés során az alkalmazott anyagok kiválasztásakor figyelembe kell venni az atomerőmű tervezett leszerelésének alábbi szempontjait is:

a) a leszerelési stratégiában meghatározott hosszú idejű tárolhatóság az atomerőműben,

b) ellenálló-képesség az atomerőműben alkalmazott vegyi anyagokkal szemben,

c) a dekontaminálást igénylő felületek anyagait és a tisztító, valamint dekontamináló vegyszerek és technológiák rendszerét úgy kell megválasztani, hogy a kívánt tisztaság és a kezeléshez szükséges sugárzási viszonyok megőrzése a rendszer élettartama végéig biztosítottak legyenek, továbbá

d) az üzemelés során felaktiválódó anyagok esetén - a leszerelés tervezett ütemezésével összhangban - a lehető legrövidebb felezési idő.

Vegyészet

3.3.2.1400. Az atomerőművi blokk primer és szekunder köri, valamint segéd- és kiszolgáló rendszereinek vízüzemét úgy kell megtervezni, hogy

a) az alkalmazott technológiai közegek és segédanyagok kémiai összetétele és kondicionálása összhangban legyen a szerkezeti anyagokkal, a konstrukcióval;

b) a korróziós hatások a tervezett mérték alatt maradjanak, és garantálják a rendszerelemek integritását;

c) a közegben levő radioaktív anyagok mennyisége mindenkor az észszerűen elérhető legalacsonyabb szinten legyen; valamint

d) az képes legyen TA1 üzemállapotban a primer körben oldott gázok eltávolítására.

3.3.2.1500. A hűtő- és munkaközegek megfelelőségét számításokkal, elemzésekkel kell igazolni figyelembe véve az atomerőmű tervezett élettartamát.

3.3.2.1600. Mintavételi rendszert kell betervezni, hogy nyomon követhető legyen a biztonság szempontjából fontos vízüzemi paraméterek változása, időben jelezhetők legyenek a nemkívánatos vízkémiai és korróziós folyamatok, a korróziótermékek felhalmozódása és aktivitásuk változása, továbbá az üzemanyag-burkolatok inhermetikussá válása. A tervben biztosítani kell, hogy a mintavételi rendszerből származó minta reprezentatív és a biztonság szempontjából visszahatásmentes legyen.

3.3.2.1700. Meg kell tervezni minden rendszerre a korróziótermékek, radioaktív szennyeződések, valamint az egyéb szennyezők eltávolításának folyamatát, és erre megfelelő módszereket kell kidolgozni, és eszközöket kell tervezni.

3.3.2.1800. A vízüzemek szabályozására alkalmazott vegyszerek koncentrációját, a vízüzemek korróziót befolyásoló paramétereit úgy kell megválasztani, valamint a szennyezőanyagok és korróziótermékek koncentrációját olyan szinten kell meghatározni, hogy azok az adott hőmérséklet, nyomás és áramlási viszonyok mellett az észszerűen elérhető legalacsonyabb szintű káros hatást gyakorolják az alkalmazott szerkezeti anyagokra, az atomerőművi blokk minden tervezett üzemállapotában.

3.3.2.1900. A vízüzemek tervezésekor elemezni kell a korróziót befolyásoló paramétereknek és a korróziótermékeknek a szerkezeti anyagokra és a fizikai folyamatokra - például a hőátadásra - gyakorolt hatását. Meg kell határozni a korróziótermékek koncentrációjának határértékeit, a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerekben, rendszerelemekben levő lerakódások megengedett mértékeit, amelyek nem veszélyeztethetik a biztonságos üzemeltetést. Meg kell tervezni a szükséges intézkedéseket, eszközöket és eljárásokat a határértékek átlépésének megakadályozására és esetleges átlépés esetén a normaértékek visszaállítására.

3.3.2.2000. A korróziót befolyásoló paraméterek, a reaktivitást lekötő, neutronelnyelő anyag koncentrációváltozásával járó pH-effektust korrigáló vegyszerek koncentrációjának szabályozásánál figyelembe kell venni a radiolitikus reakciók hatását.

3.3.2.2100. Víztisztító rendszereket kell tervezni annak elősegítése érdekében, hogy a környezetbe kibocsátott radioaktív anyagok mennyisége és koncentrációja minden tervezett üzemállapotban a korlátok alatt, az észszerűen elérhető legalacsonyabb szinten maradjon. Biztosítani kell, hogy a tisztítási folyamatok során keletkező radioaktív hulladék mennyisége és aktivitása az észszerűen elérhető legalacsonyabb legyen.

3.3.2.2200. A víztisztító rendszerek kapacitásának garantálni kell, hogy a rendszerekben lévő korróziótermékek mennyisége állandóan a terv szerint megengedett, megfelelően alacsony szinten legyen.

3.3.2.2300. Olyan tisztítási technológiákat kell alkalmazni, melyek biztosítják, hogy az érintett szerkezeti anyagok felületén a passzív védőréteg megmarad, vagy ismét kialakul.

Rendszerelemek környezetállósági minősítése

3.3.2.2400. A tervezés során meg kell határozni a TA üzemállapotokban, a külső és belső veszélyeztető tényezők hatására kialakuló környezeti körülményeket, hatásokat, amelyek között a rendszereknek, rendszerelemeknek teljesíteniük kell a biztonsági és a fizikai gát funkcióikat. A terv által meghatározott terjedelemben meg kell határozni a környezeti körülményeket a tervezési alap kiterjesztését képező állapotokra is.

3.3.2.2410. A rendszerelemek minősítését teszteléssel, elemzéssel és az üzemeltetési tapasztalatok felhasználásával, továbbá ezek kombinációjával lehet elvégezni. A módszerek kiválasztásánál - ahol ez lehetséges - a tesztelést kell végezni.

3.3.2.2500. Minősítési eljárásokat kell alkalmazni annak igazolására, hogy a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek és rendszerelemek képesek ellátni a funkciójukat az atomerőmű élettartama alatt a TA1-4 üzemállapotot eredményező események során fennálló környezeti feltételek mellett, amennyiben működésük ekkor szükséges.

3.3.2.2600. Passzív fémes és beton rendszerelemek környezetállóságát tervezéssel kell biztosítani.

A környezetállóságot szükség esetén elemzésekkel kell igazolni.

3.3.2.2700. A nem fémes, nem beton rendszerelemek, valamint az aktív rendszerelemek alkalmasságát egyedi vagy típusminősítéssel kell igazolni.

3.3.2.2800. A rendszerelem tervezésekor és első alkalommal történő minősítésekor figyelembe kell venni az üzem alatti öregedési mechanizmusokat, és igazolni kell, hogy az öregedési hatások ellenére a tervezett üzemidejük végén is képesek a megkövetelt megbízhatósággal funkciójukat teljesíteni.

3.3.2.2900. A rendszerelemek terveiben meg kell határozni a minősített állapot fenntartásának módját, feltételeit.

3.3.2.3000. Az elárasztásra és tűzre akkor kell minősíteni, ha azok bekövetkezhetnek a rendszerelem felszerelésének helyén, és a biztonsági funkciók teljesítésének igazolásához az ilyen eseményeket az egyszeres hibakritérium alkalmazása mellett nem lehet kizárni.

3.3.2.3100. Vizsgálni kell, hogy az elektromágneses hatások veszélyeztethetik-e valamely biztonsági funkció ellátását.

Biztosítani kell, hogy a biztonsági funkció ellátását ilyen hatások ne befolyásolhassák.

3.3.2.3200. Ha a rendszerelemnek TA4 vagy TAK üzemállapotban funkciója van, az adott üzemállapot okozta terhelések elviselésére minősíteni kell.

3.3.2.3300. Baleset-kezelésnél, következményeinek enyhítésénél szerepet játszó rendszerek és rendszerelemek minősítési eljárása során, a TAK1-2 üzemállapotban feltételezhető legvalószínűbb körülmények és terhelések mellett, igazolni kell azok szükséges ideig fennálló működőképességét.

Karbantartás, felülvizsgálat, ellenőrzés

3.3.2.3400. Meg kell határozni minden nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszer, rendszerelem esetében az üzem közbeni vagy rendszeres időszakonkénti ellenőrzés, felülvizsgálat, anyagvizsgálat programját, a szerkezeti épség, a tömörség-ellenőrzés és a funkciópróbák módját és gyakoriságát, a tervszerű megelőző karbantartásra és más karbantartási stratégiákra vonatkozó tervezői előírásokat.

3.3.2.3500. Meg kell határozni a működőképességet, megfelelőséget jellemző paramétereket. Ezekre a paraméterekre meg kell adni a megfelelőségi kritériumokat, amelyek teljesülését a vizsgálatok, ellenőrzések során mérni, ellenőrizni kell. Az elfogadható értékektől való eltérés esetére meg kell tervezni a szükséges intézkedéseket, beleértve a karbantartási programok módosítását.

3.3.2.3600. A tervezés során, amennyiben a vizsgálatok, ellenőrzések végrehajtása nem biztosítható a szerkezet takarása, a hozzáférés korlátos volta miatt, akkor vagy tervezési megoldások szükségesek a korlátozott hozzáférés ellensúlyozására, vagy igazolni kell, hogy a tervezett ideig tartó működés ellenőrzés, felügyelet nélkül fenntartható.

3.3.2.3700. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek, rendszerelemek funkciópróbájának ciklusidejét, felülvizsgálatának gyakoriságát, lefolytatásának követelményeit, karbantartásának módját és feltételeit a tervezés során úgy kell meghatározni és megalapozni, hogy

a) az összhangban legyen a rendszer, rendszerelem tervezési elveivel, konstrukciójával,

b) biztosítsa, hogy az adott biztonsági funkció a rendszer, rendszerelem próbája, felülvizsgálata, karbantartása mellett megbízhatóan megvalósul, valamint

c) a rendszer, rendszerelem próba, felülvizsgálat, karbantartás miatt történő üzemből való kivétele a nukleáris biztonság szempontjából tolerálható legyen, a felülvizsgálat, próba, karbantartás gyakorisága nem vezethet a nukleáris biztonság csökkenéséhez.

3.3.2.3800. A tervezés során meg kell határozni a rendszerelemek gyártóművi, átvételi vizsgálataira vonatkozó előírásokat. A gyártás közbeni ellenőrzési módszereknek a későbbi összehasonlíthatóság érdekében illeszkedni kell az üzem közben tervezett vizsgálati módszerekhez. Külön előírásokat kell meghatározni azon rendszerelemek gyártás során elvégzendő vizsgálataira, amelyek esetében az ellenőrzés a rendszerelem üzemeltetése során nem végezhető el hozzáférés hiányában vagy a rendszerelemek felaktiválódása miatt.

Öregedéskezelés

3.3.2.3900. Azonosítani kell az öregedési folyamatokat, azok jellemzőit minden biztonsági osztályba sorolt rendszerelem esetében, és meg kell adni az üzemeltetés során végrehajtandó öregedéskezelési program, és rendszer kidolgozásához szükséges adatokat és módszereket. A tervező által meghatározott öregedéskezelési rendszernek összhangban kell lenni a karbantartási programokkal, a vizsgálatok minősítésével és a rendszerelemek környezetállósági minősítésével, valamint a minősített állapot fenntartását szolgáló programokkal.

3.3.2.4000. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek, rendszerelemek tervezésekor vizsgálni kell a várható öregedési folyamatokat és azok hatásait. Igazolni kell - a "0" állapot és az öregedési folyamatok lehetséges bizonytalanságainak figyelembevételével -, hogy az alkalmazott szerkezeti anyagok öregedési folyamatai a tervezett élettartam során nem gátolják a rendszereket, rendszerelemeket biztonsági funkcióik teljesítésében.

3.3.2.4100. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek, rendszerelemek tervezésekor a választott szerkezeti anyagok tulajdonságainak az öregedési folyamatok következtében bekövetkező változását értékelni kell. Meg kell határozni a rendszerek, rendszerelemek megengedett élettartamát, integrált üzemidejét, igénybevételének ciklusszámát.

3.3.2.4200. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerekre, rendszerelemekre a tervezés során egyértelmű működési mutatókat, kritériumokat kell meghatározni, az öregedési folyamataik, üzemben tarthatósági feltételeik és maradék élettartamuk meghatározásához.

3.3.2.4300. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerekre, rendszerelemekre ki kell dolgozni az öregedéskezelés előírásait. Az előírásoknak ki kell terjednie:

a) a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek, rendszerelemek öregedési helyeinek és az azokon várható öregedési folyamatok azonosítására,

b) az öregedési folyamatok várható előrehaladásának becslésére,

c) az öregedési folyamatok kezeléséhez szükséges karbantartási, felügyeleti, próba- és monitorozási tevékenységre, valamint

d) az öregedési és állapotromlási folyamatok lassítására, kedvezőtlen hatásainak csökkentésére szolgáló intézkedések meghatározására.

3.3.2.4400. A primer kör nyomástartó berendezéseinek és csővezetékeinek azon részeire, amelyek nagy neutronsugárzásnak vagy más öregedési folyamatnak vannak kitéve, az alkalmazott anyagokban végbemenő öregedési folyamatok ellenőrzése érdekében felügyeleti programot kell kidolgozni és végrehajtani.

3.3.3. Nyomástartó berendezés és csővezeték tervezése

3.3.3.0100. A tervezés során meg kell határozni az üzemi körülményeket és a mechanikai terheléseket, terhelési ciklusokat - beleértve a külső és belső veszélyeztető tényezők által kiváltott hatásokat -, amelyek között az adott nyomástartó berendezés és csővezeték üzemelhet.

3.3.3.0200. A méretezést megalapozó, a rendszerelemek megfelelőségét alátámasztó számításokat egységes, a nukleáris iparban elfogadott előírásrendszer, szabvány szerint, a rendszerek, rendszerelemek biztonsági osztályának megfelelően kell elvégezni. Be kell mutatni a méretezést alátámasztó számításokat, az egyes terhelési esetekre végzett ellenőrző elemzéseket, továbbá a tervezés során feltételezett körülményeket, megfontolásokat.

3.3.3.0300. Kerülni kell a különböző szabványok, előírás-rendszerek szerint tervezett nyomástartó berendezés és csővezeték alkalmazását. Amennyiben ilyen előfordul, a különböző előírásrendszerek alapján méretezett nyomástartó berendezés és csővezeték illesztésének, összeszerelésének lehetőségét külön elemzéssel kell alátámasztani.

3.3.3.0400. A konténmentet mint nyomástartó berendezést kell méretezni és nyomástartó képességének rendszeres ellenőrzési lehetőségét biztosítani kell.

3.3.3.0500. Igazolni kell, hogy az 1. és 2. biztonsági osztályba sorolt rendszerelemek anyaga a terhelésnek megfelelő szívóssággal rendelkezik. Az anyagban - a TA1-4 üzemállapotokban - új repedések nem keletkezhetnek. Igazolni kell, hogy az anyagban már meglévő repedések az instabil repedésterjedéssel szemben megfelelő ellenállással rendelkeznek, ezáltal biztosított, hogy a betervezett rendszeres vizsgálatok a hibákat időben feltárják.

3.3.3.0600. A nyomástartó berendezés és csővezeték tervezésekor figyelembe kell venni az anyagok fizikai, mechanikai tulajdonságainak neutronfluxus hatására történő megváltozását.

3.3.3.0700. A nyomástartó berendezés és csővezeték tervezésénél az alkalmazott szabványok keretein belül biztosítani kell, hogy

a) a kötések számát minimalizálják, és

b) a csővezetékek elemeinek összeillesztésénél hegesztett kötéseket alkalmazzanak, kivéve, ahol

ba) az üzemeltetési körülmények miatt oldható kötés szükséges, vagy

bb) hegesztési munkák végzése tilos, vagy

bc) igazolható, hogy az oldható kötés meghibásodása nem jár a szervezetlen szivárgás növekedésével, vagy primer vagy szekunder köri hűtőközeg-vesztéssel.

3.3.3.0800. Csak külön elemzés elvégzése esetén, egyedi, indokolt esetben, szabad varratokat alkalmazni olyan helyeken, ahol ezek hajlító-igénybevételnek vannak kitéve, és ahol a feszültség koncentrálódik. A nyomástartó berendezés és csővezeték hegesztésénél teljes beolvadást biztosító kötést kell alkalmazni.

3.3.3.0900. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek, rendszerelemek tervezésénél a mechanikai és az áramlás által keltett rezgéseket, valamint az általuk okozott romlási folyamatokat figyelembe kell venni. A rendszereket, rendszerelemeket úgy kell megtervezni, hogy a rezgések minimálisak legyenek. Az üzembe helyezés során bizonyítani kell, hogy a rezgések szintje nem haladja meg a tervezésnél megengedhetőként figyelembe vett mértéket.

3.3.3.1000. A nyomástartó berendezést és csővezetéket az általa teljesített biztonsági funkció által meghatározott mértékben el kell látni ellenőrző és mérőműszerekkel a nyomás, a hőmérséklet, az üzemi közeg közegárama, szintje és kémiai összetétele, valamint az elmozdulások és a hermetikusság ellenőrzésére.

3.3.3.1100. Az egyes rendszerekbe beépítendő szerelvények mennyiségét, helyét és típusát úgy kell meghatározni, hogy lehetséges legyen:

a) a normál üzemviteli útvonalak és paraméterek beállítása,

b) a biztonsági funkciók ellátása,

c) időszakos funkciópróbák, időszakos ellenőrzési programok elvégzése, és

d) a rendszerelemek kizárása a karbantartáshoz és a javításhoz.

3.3.3.1200. A nyomástartó berendezéseket és csővezetékeket, amennyiben a megengedettnél nagyobb nyomás alakulhat ki bennük, megfelelő nyomáshatároló eszközzel kell felszerelni. A nyomáshatároló eszközöket úgy kell megtervezni, hogy működésük esetén a környezetbe kikerülő radioaktív anyag mennyisége az észszerűen elérhető legalacsonyabb szintű legyen.

3.3.3.1300. Amennyiben egy nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszer, rendszerelem kapcsolatban van egy olyan rendszerrel, rendszerelemmel, amelynek üzemi nyomása az előbbinél magasabb, akkor a rendszert, rendszerelemet ezen utóbbi rendszer, rendszerelem nyomásértékeire kell tervezni, vagy tervezési megoldásokkal kell gondoskodni arról, hogy még egyszeres meghibásodás esetén se lépje túl az alacsonyabb nyomásra tervezett rendszer, rendszerelem nyomása a tervezési értéket.

3.3.3.1400. A szilárdsági elemzések eredményeinek igazolniuk kell, hogy:

a) a vizsgált berendezés, csővezeték élettartama elegendően hosszú, figyelembe véve a teljes tervezett üzemideje során várható terheléseket és öregedési folyamatokat;

b) a szerkezeti anyagok az öregedés és az üzemállapotra előírt kritériumok figyelembevételével megfelelnek a TA1-4 üzemállapotokban a számított maximális terheléseknek; továbbá

c) a szerkezetben a feszültségintenzitási tényező értéke a képlékeny alakváltozás figyelembevételével sehol sem haladja meg a kialakult hőmérséklethez tartozó törési szívósságot.

3.3.3.1500. A nyomástartó berendezések és csővezetékek tervezésére vonatkozó követelményeket, szabványokat az adott rendszer, rendszerelem biztonsági osztályával összhangban kell alkalmazni.

3.3.3.1600. Szilárdsági elemzést kell végezni minden biztonsági osztályba sorolt teherviselő, nyomástartó rendszer, illetve rendszerelem megfelelőségének igazolására. Külföldön gyártott nyomástartó rendszerek és rendszerelemek méretezésénél külföldi számítási módszerek alkalmazhatók, ha azok nukleáris ipari szabványok vagy nukleáris területen is alkalmazható általános ipari szabványok. A szilárdsági számítást egy előírásrendszer keretén belül lehet csak elvégezni.

3.3.3.1700. A szilárdsági elemzésekben felhasznált adatoknak konzervatív közelítésből kell származniuk, azokat a választott szabvánnyal összhangban kell felvenni. Figyelembe kell venni a szerkezeti anyagok degradációjához vezető hatásokat.

3.3.3.1800. Vizsgálni kell a ridegtörés elleni védettséget azoknál a rendszerelemeknél, ahol ez szükséges.

3.3.3.1900. A szilárdsági elemzések segítségével ki kell mutatni, hogy TA1-4 üzemállapotokban a vizsgált rendszerelemek terhelése az elfogadható terhelési érték alatt marad.

3.3.4. Építmények és épületszerkezetek tervezése

3.3.4.0100. Az atomerőmű építményei tervezése során az építészeti-műszaki tervezésre vonatkozó általános szabályokat a nukleáris biztonsági követelmények figyelembevételével kell alkalmazni.

3.3.4.0200. Biztosítani kell, hogy az atomerőmű építményei és épületszerkezetei biztonsági osztályba sorolásuk szerint elviseljék a TA1-4 üzemállapotokban fellépő és a tervezési alap kiterjesztését jelentő TAK1 körülmények közötti terheléseket, környezeti hatásokat, az adott üzemállapotra meghatározott megfelelőségi kritériumok szerint.

3.3.4.0300. Ahol szükséges, megfelelő mintavételezési és monitorozási lehetőségeket kell kialakítani annak érdekében, hogy az épületszerkezetek megfelelősége az élettartamuk alatt folyamatosan ellenőrizhető legyen.

3.3.4.0400. A biztonsági osztályba sorolt építményeket biztonsági földrengés által okozott igénybevételekre kell tervezni, beleértve az alapozás megfelelő tervezését és a biztonsági földrengés által kiváltott geotechnikai veszélyek hatásait is. A biztonsági osztályba sorolt építmények megfelelő szerkezeti kialakításával minimalizálni kell azok földrengés során fellépő igénybevételét. A szomszédos építményekkel való kölcsönhatást a biztonsági földrengés esetén ki kell zárni.

3.3.4.0500. A földrengésre való méretezést, biztonsági osztályba sorolt építményekre és épületszerkezeteire elfogadott módszertani és szabványok szerinti előírások alapján kell végezni.

3.3.4.0600. Az építmények, épületszerkezetek földrengésállóságához szükséges tervezési input megállapításának alapja a biztonsági földrengés szabadfelszíni válaszspektrumából származtatott tervezési input válaszspektrum. Ebből kell visszaszámolni az építmény alapozási síkjában ható talajmozgást.

3.3.4.0700. Dinamikai elemzésekkel kell igazolni az építmények tartószerkezeteinek megfelelő teherbíró képességét a biztonsági földrengésnek megfelelő talajmozgások által okozott terhekre. A dinamikai elemzés metodikájának és a modellezés bonyolultságának összhangban kell lennie az atomerőmű kockázatával, és ezen belül az épületszerkezet biztonsági osztályával, az épületszerkezet funkciójával és a várt számítási eredmények felhasználásának céljával.

3.3.4.0800. A talaj-építmény kölcsönhatás modellezésénél kezelni kell az építmény beágyazását, a számításba vett talaj mélységét, rétegződését, dinamikai tulajdonságait és az azt terhelő bizonytalanságot.

3.3.4.0900. A teherbírás ellenőrzését a nukleáris iparban elfogadott szabványok szerint kell végezni. Az épületszerkezetek konstrukciós kialakításából származtatható elmozdulásokra, alakváltozásokra vonatkozó korlátok teljesülését értékelni kell.

3.3.4.1000. A földművek tervezését a vonatkozó szabványok szerint az atomerőmű tervezési alapjába tartozó földrengésből származó hatások figyelembevételével kell elvégezni.

3.3.5. Elrendezés

3.3.5.0100. A rendszerelemek elrendezésénél a közös okú hibák elkerülése érdekében a redundancia, a diverzitás és a függetlenség követelményeit figyelembe kell venni.

3.3.5.0200. Az elrendezésnek biztosítania kell, hogy a tervezési alapban szereplő események valamint az egyes építmények, rendszerek kölcsönhatásai ne okozhassanak elfogadhatatlan mérvű károsodást az atomerőműben.

3.3.5.0300. A nukleáris biztonság szempontjából fontos redundáns rendszereket megfelelő fizikai elválasztással kell tervezni. Ezt a követelményt a meglévő műszaki adottságok figyelembevételével az átalakítások során kell alkalmazni.

3.3.5.0400. Az atomerőműn belüli szállító eszközökkel történő mozgatási útvonalakat úgy kell megtervezni, hogy az emelt terhek esetleges leesése ne veszélyeztesse más rendszer, rendszerelem biztonsági funkciójának ellátását, vagy olyan eszközöket kell tervezni, amelyekkel biztosítható, hogy a teher leejtése legfeljebb TA4 üzemállapotot eredményező eseménynek minősül.

3.3.5.0500. A rendszerek, rendszerelemek elhelyezését úgy kell tervezni, hogy az biztosítson lehetőséget az ellenőrzés, karbantartás, javítás, tartalék alkatrészek cseréje és leszerelés végrehajtására az ezek során felmerülő dózisok minimalizálásával. Biztosítani kell az alapanyag és a hegesztett kötések szemrevételezési, roncsolásmentes vizsgálattal történő ellenőrzési, valamint tisztítási, lemosási és javítási lehetőségét. Ezt a követelményt a meglévő műszaki adottságok figyelembevételével az átalakítások során kell alkalmazni.

3.3.5.0600. A munkahelyeket megközelítő vagy a menekülésre szolgáló útvonalakat úgy kell méretezni, hogy az üzemeltető személyzet védőfelszerelésben is könnyen tudjon mozogni. Megfelelő méretű és teherbírású, akadálytalan útvonalakat kell biztosítani a felaktiválódott vagy szennyeződött tárgyak gépi szállításához. A szerszámok, eszközök tárolására, valamint a munkafolyamatok előkészítésére szolgáló helyiségeket a jelentős sugárzású területektől a sugárvédelmi szempontokat figyelembe vevő megfelelő távolságban kell kialakítani.

3.3.5.0700. Az atomerőművi blokk biztonságos üzemeléséhez szükséges logisztikai hátteret, szolgáltatásokat és eszközöket, beleértve a közlekedési utakat, vízellátást, tűzivízhálózatot, telephelyi kommunikációs eszközöket úgy kell tervezni és telepíteni, hogy azok a TA1-4 üzemállapotokban, üzemállapotok kezeléséhez szükséges mértékben el tudják látni funkciójukat.

3.3.5.0800. Az atomerőművi blokkot úgy kell megtervezni, hogy szükség esetén lehetőség legyen az üzemeltető személyzet bejutására a konténment egyes helyiségeibe a konténment zártságának folyamatos biztosítása mellett.

3.3.5.0900. Az atomerőmű építményeit úgy kell megtervezni, hogy veszélyhelyzet esetén az atomerőmű telephelyén tartózkodó személyek kimenekítése és mentése gyorsan és biztonságosan megvalósítható legyen.

3.3.5.1000. A biztonsági funkciót ellátó redundáns rendszerek kábeleinek elrendezésekor a fizikai elválasztás elvét alkalmazni kell. A villamos és az irányítástechnikai kábeleket el kell választani. Ezt a követelményt a meglévő műszaki adottságok figyelembevételével az átalakítások során kell alkalmazni.

3.3.5.1100. Külső és belső veszélyeztető tényezők hatásainak kezelésében szerepet játszó biztonsági besorolású redundáns rendszereket úgy kell elhelyezni, hogy a hatás ne gátolhassa meg egyidejűleg az összes redundáns elem biztonsági funkciójának teljesítését.

3.3.5.1200. Összhangban a tűzvédelmi tervekkel, a munkaterületeket és a közlekedőfolyosókat veszélyhelyzeti világítással kell ellátni. A menekülési útvonalakat egyértelműen meg kell jelölni. A veszélyjelző rendszereknek a személyzet minden tagját el kell érniük, a tervezéskor a zajszintet és a védőeszközök kialakítását figyelembe kell venni.

3.3.5.1300. TAK1-2 üzemállapotban megengedett az egyes blokkok közötti összekapcsolt támogató rendszerek alkalmazása, amennyiben igazolható, hogy az segíti a baleset-kezelés során egy adott biztonsági funkció helyreállítását. Olyan összekapcsolás nem engedhető meg a blokkok között, amely bármely blokk esetén növelné a következmények valószínűségét vagy súlyosságát.

3.3.5.1400. Minden olyan rendszerelemet, melynek kézi működtetése szükséges lehet az adott kezdeti esemény elhárítása vagy a helyreállítás során, úgy kell elhelyezni, hogy a beavatkozás a várható környezeti körülmények között elvégezhető legyen, vagy alternatív megoldást kell biztosítani.

3.3.6. Specifikus veszélyeztető tényezők

Földrengés

3.3.6.0100. A telephely-specifikus biztonsági földrengést az átlagos veszélyeztetettségi görbe szerint, a szabadfelszíni válaszspektrummal, ennek megfelelő gyorsulás-idő függvénnyel kell jellemezni, a felszíni rétegek nemlineáris átvitelének figyelembevételével. Ennek alapján meg kell határozni azt a válaszspektrumot, amely a tervezés mértékadó inputját képezi a biztonsági földrengésre történő tervezés, ellenőrzés és minősítés során.

3.3.6.0110. Az atomerőművi rendszereket, rendszerelemeket földrengés-biztonsági osztályokba kell sorolni aszerint, hogy azok biztonsági földrengés során milyen biztonsági funkciót látnak el.

3.3.6.0120. Első földrengés-biztonsági osztályba kell sorolni azokat az aktív, a második osztályba azokat a passzív rendszereket, rendszerelemeket, amelyek az atomreaktor leállításához, az atomreaktor szubkritikus állapotban tartásához, a lehűtéshez, vagy a tartós hőelvonásához szükségesek, továbbá amelyek nélkülözhetetlenek a kritikus paraméterek monitorozásához, vagy ahhoz, hogy a radioaktív kibocsátások tervezési üzemzavari körülményekre vonatkozó korlátai betarthatók legyenek.

3.3.6.0130. Biztonsági funkcióval rendelkező építményeket, vagy azok épületszerkezeteit a második földrengés-biztonsági osztályba kell sorolni.

3.3.6.0140. Harmadik földrengés-biztonsági osztályba tartoznak azok a rendszerek és rendszerelemek, amelyek egy földrengés következtében bekövetkező esetleges megrongálódásukkal és az ez által kiváltott hatásokkal az első és második osztályba sorolt rendszerelemek funkcióját veszélyeztetik. A tárolt radioaktív anyagok mennyiségének és a meghibásodás potenciális következményeinek mérlegelésével legalább harmadik földrengés-biztonsági osztályba kell sorolni azokat a rendszereket és rendszerelemeket, amelyek meghibásodásának következtében jelentős radioaktív kibocsátás történhet, vagy sérülésük akadályozná az atomerőmű földrengés utáni biztonságos kezelését.

3.3.6.0150. Negyedik, nem földrengés-biztonsági osztályba tartoznak azok a rendszerelemek, amelyek nem tartoznak a három földrengés-biztonsági osztályba.

3.3.6.0200. Függetlenül a telephely szeizmicitásától, a biztonsági földrengés maximális vízszintes gyorsulásértéke a szabad felszínen nem lehet kisebb, mint 0,1 g.

3.3.6.0300. Az atomerőművet úgy kell megtervezni, hogy az alapvető biztonsági funkciók megvalósuljanak a biztonsági földrengés esetén is, és az atomerőmű ellenőrzött, biztonságos leállított állapotba kerüljön a földrengést követően az ehhez szükséges rendszerek, rendszerelemek egyszeres hibája mellett is.

3.3.6.0400. A biztonsági funkciót megvalósító, továbbá a földrengéssel szembeni védelem megvalósításában résztvevő rendszereket és rendszerelemeket úgy kell megtervezni, minősíteni, hogy azok megőrizzék a megkövetelt működőképességüket, funkciójukat biztonsági földrengés esetén. A tervezést és a minősítést a biztonsági osztálynak megfelelően, nukleáris szabványok, tesztelési eljárások szerint kell végezni.

A tervezést a biztonsági osztálynak megfelelően, nukleáris szabványok szerint kell végezni.

3.3.6.0600. Biztosítani kell a földrengéssel szembeni védelem megvalósításában részt vevő rendszer, rendszerelem védelmét a biztonsági vagy fizikai gát funkcióval nem rendelkező rendszerelemeknek biztonsági földrengés hatására bekövetkező sérülésével, kölcsönhatásával szemben.

3.3.6.0700. Biztosítani kell, hogy a biztonsági földrengés spektrális és maximális gyorsulásértékeinek kisebb meghaladása esetén se következzen be a rendszerek, rendszerelemek azonnali funkcióvesztése.

3.3.6.0800. A rendszerek és rendszerelemek konstrukciója, a csomópontok és kihorgonyzások kialakítása során biztosítani kell, hogy a szerkezet a rugalmas-képlékeny tartományban működve energiadisszipáló képességgel rendelkezzen.

3.3.6.0900. A rideg sérülési módot megfelelő anyagválasztással és konstrukciós megoldásokkal ki kell zárni. Meg kell akadályozni a szomszédos rendszerek és rendszerelemek, a körülvevő tartószerkezet kölcsönhatását, egymással való ütközését.

3.3.6.1000. A rendszerek, rendszerelemek funkcióját figyelembe véve kell meghatározni a biztonsági földrengés által kiváltott teherrel kombinált terheket. A földrengésre való tervezés során az atomerőmű üzemi, leállított, karbantartás, átrakás alatti vagy TA2 üzemállapotában fellépő terheket kell kombinálni a biztonsági földrengésből adódó terhekkel. A megfelelőség kritériuma vonatkozhat a feszültségekre, az alakváltozásokra, az elmozdulásokra és a működőképességre, valamint ezek kombinációira az adott biztonsági osztályra vonatkozó nukleáris szabványok szerint. A TA4 üzemállapotot eredményező események és a biztonsági földrengés mint független események egyidejűségét nem kell feltételezni. A tervezésnél figyelembe kell venni a biztonsági földrengés másodlagos hatásait is.

3.3.6.1100. A rendszerek és rendszerelemek tervezésénél a felállítás helyére jellemző válaszspektrumot, gyorsulás-időfüggvényt kell mértékadónak tekinteni, amelyet szabvány szerint kell képezni telephely-specifikus biztonsági földrengésre meghatározott tervezési input, az építmény dinamikus válasza és a talaj-épület kölcsönhatás figyelembevételével.

3.3.6.1200. A földrengés hatásának kezelése nem függhet külső szolgáltatások rendelkezésre állásától, mint villamos hálózati kapcsolat, tűzoltás, logisztikai szolgáltatások.

3.3.6.1300. Az atomerőművi blokkot 2. biztonsági osztályba sorolt földrengésjelző rendszerrel kell megtervezni és ellátni, amelynek jelzése alapján vagy automatikus védelmi működések indulnak, vagy a kezelő teszi meg a szükséges intézkedéseket. Mindkét esetben meg kell határozni a földrengés azon jellemzőjét, amihez a működés, az intézkedés kötött. Amennyiben olyan rendszer létesül, amely földrengés esetén automatikus védelmi működést indít, akkor annak felépítését redundanciáját, diverzitását, fizikai elválasztását és megbízhatóságát illeszteni kell a védelmi rendszerrel szemben megköveteltekhez.

3.3.6.1400. Az atomerőművi blokkot 3. biztonsági osztályba sorolt földrengés regisztráló rendszerrel kell megtervezni és ellátni, amelynek jelét feldolgozva értékelni lehet a földrengés hatásait és a továbbüzemelés biztonságát. A tervben meg kell határozni a földrengés azon jellemzőit, továbbá az atomerőmű állapotának értékeléséhez szükséges jellemzőket, amelyek a biztonságos továbbüzemelés értékelésének alapját képezik.

3.3.6.1500. Speciális üzemzavar- és baleset-kezelési eljárásokat, intézkedéseket kell kidolgozni földrengés esetére. Az eljárásokban és intézkedési tervekben szabályozni kell az atomerőmű üzemének és kiszolgálásának szervezését, a földrengést követő állapot értékelését, a földrengést követő ellenőrzések körét és módszerét, az újraindítás feltételeit.

3.3.6.1600. Biztosítani kell, hogy az üzemi eseményekkel azonos gyakoriságú üzemi földrengés esetén az üzemeltetés vagy zavartalanul folyhasson, vagy ha az üzemi földrengés esetén az atomerőmű leáll, akkor a rengést követően újraindítható maradjon.

Speciális belső veszélyeztető tényezők

3.3.6.1800. A kezdeti események vizsgálatának részeként azonosítani kell azokat a speciális belső veszélyeztető tényezőket, mint elárasztás, tűz, robbanás, nagy energiájú csőtörés, amelyek bekövetkezése biztonsági vagy izoláló gát funkcióteljesítését befolyásolhatja.

3.3.6.1900. Azonosítani kell a belső veszélynek kitett helyiségeket, az azokban potenciálisan érintett, biztonsági funkcióval rendelkező rendszereket és rendszerelemeket. A vizsgált események hatása nem akadályozhatja meg a biztonsági funkciók teljesülését.

3.3.6.2000. Elárasztás esetén biztosítani kell, hogy a kikerülő közeget megfelelően össze lehessen gyűjteni, biztonságos módon el lehessen vezetni.

3.3.6.2005. A tervezési alapba tartozó külső veszélyeztető tényezők kezeléséhez átfogó kezelési stratégiát kell készíteni, amely biztosítja, hogy teljesülnek a 3.2.1.0900. pontban meghatározott követelmények.

Természeti veszélyeztető tényezők

3.3.6.2010. Hosszútávon fennálló természeti eredetű események esetén fel kell készülni az intézkedésekhez szükséges személyzet váltására és a szükséges eszközök utánpótlására.

3.3.6.2100. A telephelyre jellemző, a tervezési alapba tartozó természeti jelenségekkel, folyamatokkal összefüggő veszélyeztető tényezők minden típusára meg kell határozni a tervezés inputját képező mértékadó jellemzőt a veszélyeztetettségi görbe alapján, az adott veszélyeztető tényezőre vonatkozó szűrési kritérium figyelembevételével. Az elemzést determinisztikus, illetve a legfrissebb tudományos és technikai ismeretek alapján valószínűségi módszerekkel kell végezni. Az elemzésnek az összes elérhető, validált adatot figyelembe kell vennie, és ha lehetséges, kapcsolatot kell teremtenie a veszélyeztető tényezők előfordulási gyakorisága és súlyossága - így különösen a nagysága és időtartama - között. Ha lehetséges, meg kell határozni a veszélyeztető tényezők maximális, még megalapozott mértékű súlyosságát. A tervezés alapba tartozó tervezési paramétereket, mértékadó jellemzőket úgy kell meghatározni, hogy az a tervezési input oldaláról biztosítsa a szakadékszél-effektus elkerülését.

3.3.6.2110. A külső veszélyeztető tényezők elemzése során:

a) figyelembe kell venni minden releváns telephelyi és regionális adatot, különös figyelemmel a történeti adatokra,

b) különös figyelmet kell fordítani az olyan veszélyeztető tényezőkre, amelyek időben változhatnak,

c) a használt módszerek és a feltételezések elfogadhatóságát igazolni kell, illetve becsülni kell az eredményeket befolyásoló bizonytalanságokat.

3.3.6.2120. Ha valamely természeti eredetű veszélyeztető tényező előfordulási gyakoriságát nem lehet elfogadhatóan kismértékű bizonytalansággal meghatározni, akkor egy olyan burkoló vagy egyenértékű eseményt kell kiválasztani, amelyre a biztonság igazolt.

3.3.6.2200. Biztosítani kell az atomerőmű biztonságos üzemeltetését a külső természeti veszélyeztető tényezők körülményei között is. Számításba kell venni a természeti veszélyeztető tényezők észszerűen feltételezhető kombinációit. Figyelembe kell venni a biztonsági funkcióval nem rendelkező rendszerek, rendszerelemek természeti veszélyeztető tényezők hatására bekövetkező meghibásodásainak biztonsági funkciókra gyakorolt hatását.

3.3.6.2300. Külső veszélyeztető tényezők hatásainak elhárítására tervezett rendszerek és szervezési megoldások esetében figyelembe kell venni azt a helyzetet, ha a telephely megközelítése, a rendszerek kiszolgálása és működtetése tartósan nehézségekbe ütközik.

3.3.6.2310. Az átfogó kezelési stratégia feleljen meg a 3.2.1.2000., a 3.2.2.5800. és a 3.3.2.3200. pontoknak, valamint az alábbi szempontoknak:

a) figyelembe kell venni a várható események kiszámíthatóságát és időbeli alakulását,

b) megfelelő eszközöket és eljárásrendeket kell biztosítani, annak érdekében, hogy a tervezési alapban figyelembe vett események során és azt követően meg lehessen győződni az erőmű állapotáról,

c) fel kell készülni az olyan eseményekre, amelyek egyszerre érintenek több blokkot, valamint több rendszert és rendszerelemet, redundáns rendszer esetén az összes ágat egyszerre, illetve hatással vannak a regionális infrastruktúrára, a telephelyen kívüli szolgáltatásokra és védelmi intézkedésekre,

d) több blokkal rendelkező atomerőmű esetén biztosítani kell a szükséges erőforrásokat olyan eseményeknél is, ahol közös berendezéseket és szolgáltatásokat kell használni, hogy az ne befolyásolja hátrányosan a tervezési alapban figyelembe vett eseményekkel szemben kialakított védelmet.

3.3.6.2320. Állapotmonitorozó eszközöknek és figyelmeztető jelzéseknek kell rendelkezésre állniuk a lehetséges veszélyeztető tényezők előrejelzése érdekében, ha az adott veszélyeztető tényező előre jelezhető. Ahol indokolt, riasztási küszöbértékeket kell meghatározni, hogy a megfelelő intézkedéseket időben lehessen végrehajtani. Továbbá meg kell határozni olyan beavatkozási küszöbértékeket, ahol végre lehet hajtani az előre eltervezett, esemény utáni beavatkozásokat.

Az emberi tevékenységgel összefüggő külső veszélyeztető tényezők

3.3.6.2400. Ha a telephelyen vagy annak környezetében jelentős energiasűrűségű rádiófrekvenciás vagy mikrohullámú elektromágneses sugárforrás található, akkor vizsgálni kell annak hatását a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerekre, rendszerelemekre. Ha ilyen hatás lehetősége fennáll, akkor megfelelő védelmi intézkedésekről kell gondoskodni.

3.3.6.2500. Meg kell határozni a tervezési alapba tartozó emberi tevékenységgel összefüggő veszélyeztető tényezőket és ezek hatását a biztonsági funkcióval rendelkező rendszerekre, rendszerelemekre. Amennyiben ezek a hatások a biztonsági funkció teljesülését befolyásolnák, e hatásokkal szemben védelmet kell biztosítani. A védelem biztosítható adminisztratív eszközökkel is, azaz a veszélyt jelentő emberi tevékenység korlátozásával, de a védelem műszaki megoldásait ezekkel szemben előnyben kell részesíteni, amennyiben ilyen megoldások észszerűen megvalósíthatók.

3.3.6.3200. Elemezni kell az atomerőmű környezetében zajló közúti és vízi közlekedési, szállítási tevékenység potenciális hatásait, és az ebből eredő kockázatot, különös tekintettel a veszélyes anyagok szállítására.

3.3.6.3300. Az atomerőmű telephelyén és annak környezetében azonosítani kell és meg kell határozni a jellemzőit minden olyan állandó vagy ideiglenes objektumnak, amely tűz vagy robbanás forrásává válhat, és értékelni kell, hogy az mennyiben veszélyezteti az atomerőművet. Szükség esetén meg kell tenni a megfelelő védőintézkedéseket.

3.3.7. Tűzvédelem

3.3.7.0100. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszereket, rendszerelemeket úgy kell tervezni és elhelyezni, hogy a tűz gyakorisága és hatásai minimálisak legyenek. Biztosítani kell, hogy az atomerőmű a tűz során és utána egyaránt leállítható, a maradványhő eltávolítható, a radioaktív anyagok környezetbe történő kikerülése megakadályozható, és az atomerőművi üzemállapot monitorozható legyen. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszereket, rendszerelemeket tartalmazó építményekben a redundáns, illetve diverz rendszereket, rendszerelemeket magába foglaló helyiségeket önálló tűzszakaszként kell kialakítani. Amennyiben ez nem valósítható meg, akkor aktív és passzív tűzvédelmi eszközökkel ellátott tűzcellákat kell alkalmazni a tűzkockázat-elemzésnek megfelelően.

3.3.7.0110. A biztonság szempontjából fontos berendezéseket tartalmazó építményeket, a tűzkockázat-elemzés eredményeit figyelembe véve, kell tervezni.

3.3.7.0200. Minden tűzszakaszt tűzjelzéssel kell felszerelni. A blokkvezénylőben a tűz pontos helyéről tájékoztató tűzjelzést kell biztosítani. Ezeket a rendszereket szünetmentes biztonsági energiabetáplálással és megfelelő tűzálló kábelezéssel kell ellátni.

3.3.7.0300. Beépített vagy mozgatható, automata vagy kézi oltórendszereket kell telepíteni, amelyeket úgy kell tervezni és elhelyezni, hogy meghibásodásuk vagy indokolatlan működtetésük ne legyen jelentős hatással a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek és rendszerelemek biztonsági funkciójának teljesíthetőségére.

3.3.7.0400. A tűzoltó rendszernek biztosítania kell az atomerőmű biztonság szempontjából fontos területeinek lefedettségét. A lefedettséget a tűzkockázat-elemzéssel kell igazolni.

3.3.7.0500. A szellőzőrendszereket úgy kell elrendezni, hogy tűz esetén minden tűzszakasz betöltse az elválasztó funkcióját.

3.3.7.0600. A szellőzőrendszerek azon részeinek, amelyek a tűzszakaszokon kívül helyezkednek el, ugyanolyan tűzállósági besorolással kell rendelkezniük, mint a tűzszakasz, vagy megfelelő osztályú tűzvédelmi csappantyúval kell biztosítani elszigetelésüket.

3.3.7.0700. Azokat a tereket, ahol a tűz radioaktív kibocsátást okozhat, tűzjelzéssel és - ahol szükséges - beépített tűzoltó berendezéssel kell ellátni. Az ilyen terekben az elrendezést, a tűzvédelmi elválasztásokat, a szellőzőrendszereket és a beépített tűzoltó berendezéseket úgy kell megtervezni és telepíteni, hogy megelőzhető legyen a kontamináció terjedése, és a tűzterhelések az észszerűen elérhető lehető legkisebbek legyenek. Ahol a radioaktív hulladék kezelése során éghető anyagok kerülnek felhasználásra, olyan beépített oltóberendezést kell alkalmazni, ahol az oltóanyag az alkalmazott éghető anyagnak megfelelő.

3.3.7.0800. Elemezni kell a radioaktív hulladékok öngyulladásának lehetőségét és potenciális hatásait.

3.3.7.0900. Robbanásveszélyes közeg használata és tárolása esetén biztosítani kell, hogy az érintett rendszerelemek védettsége összhangban legyen a közeg veszélyességével.

3.3.8. Leszerelés

3.3.8.0100. A tervezés során figyelembe kell venni az atomerőművi blokk végleges leállítására és a leszerelésére vonatkozó követelményeket is.

3.3.8.0200. Biztosítani kell az atomerőmű területén tartózkodó személyek és a lakosság sugárterhelésének, valamint a radioaktív kibocsátásoknak az észszerűen elérhető legalacsonyabb szinten tartását és a környezet radioaktív szennyeződésének elkerülését a leszerelés során is. Ennek érdekében olyan tervezési megoldásokat kell alkalmazni, amelyek lehetővé teszik a leszerelés alatt várhatóan fellépő sugárterhelések optimalizálását, a keletkező radioaktív hulladékok mennyiségének és aktivitásának észszerűen alacsony szinten tartását.

3.3.8.0300. Már a tervezési fázisban intézkedéseket kell előirányozni a radioaktív szivárgások és kifolyások, csökkentésére, ennek érdekében:

a) korlátozni kell az eltakart, bebetonozott, földbe fektetett csővezetékek, csatornák és rendszerelemek mennyiségét a falakban és födémekben, az eltakart rendszerelemek esetében monitorozási lehetőséget kell biztosítani,

b) korlátozni kell a potenciálisan radioaktív közegeket tartalmazó tartályok, aknák és szennyvízvezetékek mennyiségét, továbbá

c) a bebetonozott csővezetékeket, a tartályokat és az aknákat rozsdamentes acélból kell készíteni.

3.3.9. Emberi tényező

3.3.9.0100. Az üzemeltető személyzet munkaterületeit, munkakörnyezetét és az ember-gép kapcsolatot ergonómiai, valamint a téves beavatkozások lehetőségei szempontból elemezni kell. A terveket az elemzések eredményeinek figyelembevételével kell elkészíteni.

3.3.9.0200. A rendszerek, rendszerelemek ember-gép kapcsolatát és ergonómiai kialakítását olyan módon kell megtervezni, hogy - a feltételezett fizikai környezet és a várható pszichikai állapot figyelembevételével - a megfelelően képzett személyzet szükség esetén az elvárt időtartam alatt legyen képes feladatait sikeresen elvégezni.

3.3.9.0210. Az érintett személyzet TA1-4, TAK1-2 üzemállapotok kezelésére való felkészülése elősegítéséhez megfelelő szimulációs eszközöket kell tervezni.

3.3.9.0300. A tervezés során el kell végezni az üzemeltető személyzetre háruló, a biztonsági funkciók teljesítéséhez kapcsolódó feladatok elemzését. A tervezett operátori beavatkozásokat és azok megfelelő megbízhatóságú végrehajthatóságát validálni kell, különös tekintettel a TA4 és TAK1-2 üzemállapotok kezelésére. TA4 esetekre a validáció legfontosabb eszköze a teljesléptékű szimulátor. Ezen a vizsgálatok eredményeit az eljárásoknak és a személyzeti betanító és szinten tartó képzés terveinek kidolgozásakor figyelembe kell venni.

3.3.9.0400. A kezelői felületek tervezésére, gyártására és minősítésére a koncepcionális tervezés időszakában ergonómiai tervezési követelményeket kell meghatározni.

3.3.9.0500. Az ember-gép kapcsolati felületek - vezénylők, képernyők - tervezésének és ellenőrzésének támogatására üzemeltető, irányítástechnikai, informatikai és technológiai szakembereket kell bevonni.

3.3.9.0600. Annak érdekében, hogy az üzemeltető személyzet tagjai az atomerőművi blokk minden üzemállapotában - a munkakörüknek megfelelő terjedelemben - teljes és hatékonyan feldolgozható információval rendelkezzenek, az érintett munkaterületeken megfelelően minősített mérőműszereket és hagyományos vagy számítógépes kijelzőket kell elhelyezni. Biztosítani kell, hogy a műszerezés lehetővé tegye minden, a reaktorzóna, a reaktor-hűtőrendszerek és a konténment funkció ellátása szempontjából jelentős paraméter mérését, az atomerőművi blokk megbízható és biztonságos üzemeltetéséhez szükséges információ rendelkezésre állását, valamint a biztonság szempontjából fontos mért vagy származtatott paraméterek automatikus rögzítését.

3.3.9.0700. Megfelelő kommunikációs rendszert kell tervezni a különböző helyszínek között információáramlás és utasítástovábbítás céljára. A kommunikációs rendszernek biztosítani kell a nem helyhez kötött tevékenységek elvégzéséhez szükséges megfelelő mobilitást is. Kommunikációs kapcsolatot kell biztosítani olyan külső szervezetekkel is, amelyeknek a tevékenységére szükség lehet a TA1-4 és a TAK1, TAK2 üzemállapotok során.

3.4. A KIEMELTEN FONTOS RENDSZEREK ÉS RENDSZERELEMEK TERVEZÉSE

3.4.1. Az atomreaktor és az aktív zóna tervezése

Az atomreaktor és aktív zóna integritása

3.4.1.0100. Az aktív zóna szerkezetének, az atomreaktor belső elemeinek tervezésekor figyelembe kell venni az összes lehetséges őket érő hatást. Különös tekintettel a besugárzás, a kémiai és fizikai folyamatok, a statikus és dinamikus mechanikai terhelések, a hőmérséklet okozta deformációk és feszültségek, és a gyártási tűrések, valamint az élettartam során létrejövő változások figyelembevételével kell igazolni a biztonságos üzemképességet.

3.4.1.0200. Az aktív zónát biztonságosan alá kell támasztani és rögzíteni kell a reaktortartály belső szerkezeteihez és azokon keresztül a tartályhoz. Kialakításának olyannak kell lennie, hogy megakadályozza a zónaszerkezet egészének és a szerkezeten belüli elemek nem tervezett elmozdulásait, károsodáshoz vezető rezgéseit.

3.4.1.0300. Az atomreaktort és szerkezeti elemeit úgy kell megtervezni, hogy csak egyféleképpen lehessen összeállítani, rossz sorrendben történő visszahelyezés, vagy nem megfelelő rendszerelem elhelyezése kizárható legyen.

3.4.1.0400. A konstrukciónak vagy a gyártástechnológiának biztosítania kell azt a lehetőséget, hogy a fűtőelemkötegek szerkezetét és alkatrészeit megfelelően ellenőrizni lehessen az aktív zónába való behelyezésük előtt. Eszközöket kell biztosítani a besugárzás utáni ellenőrzésük megvalósítására.

3.4.1.0500. Az atomreaktort és az aktív zónát úgy kell kialakítani, hogy a TA1-4 üzemállapotot eredményező események estén az atomerőművi blokk rendszereinek, rendszerelemeinek mechanikai meghibásodásai és az atomreaktor hűtőközegének fizikai viselkedése ne akadályozhassák meg az atomreaktor leállítását, szubkritikus állapotban tartását és hűtését.

3.4.1.0600. Az aktív zónához telepített mérőrendszereknek biztosítaniuk kell az üzemeltetés feltételei és korlátai teljesülésének ellenőrzéséhez szükséges paraméterek elegendő pontosságú, folyamatos meghatározását. A szükséges paramétereket rendszeres időközönkénti mérési információkra alapozottan, vagy mérések és számítások kombinációjával kell biztosítani.

3.4.1.0700. Az aktív zóna nukleáris jellemzőinek olyanoknak kell lenniük, hogy hőmérséklet-változások, a hűtőközeg elvesztése, bórhígulás vagy az aktív zóna geometriai változásai a TA1-4 és TAK1 üzemállapotokban nem okozhatnak szabályozhatatlan mértékű reaktivitás-növekedést.

3.4.1.0800. Az atomreaktor leállított állapotában és átrakása során biztosítani kell, hogy hasadóanyag vagy abszorbens aktív zónába való bejuttatása, vagy onnan történő eltávolítása során is folyamatosan fennálljon az előírt mértékű szubkritikusság.

3.4.1.0900. Az aktív zóna és komponenseinek tervezésénél biztosítani kell az aktív zóna stabil, önszabályozó működését TA1-2 állapotokban, valamint a biztonságos leállított állapotban tarthatóságot TA és TAK1 üzemállapotokban.

3.4.1.1000. Az aktív zóna konstrukciójának biztosítania kell, hogy a TA1-4 üzemállapotot eredményező eseményt követően, a fűtőelemkötegek üzemszerű eszközökkel eltávolíthatóak legyenek az atomreaktorból.

3.4.1.1010. A reaktorzóna neutronfluxus-eloszlását és változását detektáló rendszerelemeket kell biztosítani oly módon, hogy alkalmasak legyen arra, hogy a zónára vonatkozó neutron-fluxussal és annak változásával összefüggő, az üzemeltetési feltételekhez és korlátokhoz tartozó paraméterek megfelelő szinten ellenőrizhetőek legyenek.

3.4.1.1020. A reaktorzóna bármely állapotában a fellépő neutronfluxus-eloszlásnak inherensen stabilnak kell lennie. A neutronfluxus-eloszlás alakjának, szintjének és stabilitásának tervezési korlátok közötti fenntartását szolgáló szabályozó rendszerrel szembeni igényeket minden üzemállapotban minimalizálni kell.

A reaktivitás szabályozása

3.4.1.1100. Az atomreaktor leállítását és reaktivitásának szabályozását legalább két, olyan különböző elv szerint működő rendszerrel kell biztosítani, amelyek közül bármelyik önmagában is képes a TA1-4 üzemállapotokból az atomreaktor leállítására. A leállító rendszerek közül legalább az egyiknek automatikus és gyors működésűnek kell lennie, amely - előre meghatározott feltételek teljesülése esetén - az üzemviteli személyzet tevékenységétől függetlenül és megszakíthatatlan módon az atomreaktort nagy megbízhatósággal leállítja. Mindegyik leállító- és szabályozórendszer egyszeres hibatűrő kell, hogy legyen, bármelyik villamos betáplálás hibája és a legnagyobb értékességű szabályozórúd működésképtelensége esetén is.

3.4.1.1110. A leállító eszköznek alkalmasnak kell lennie minden olyan előre látható reaktivitás növekedést megakadályozni, amely szándékolatlan kritikusságot idéz elő a leállítás során, leállított állapotban vagy fűtőelemköteg átrakás közben.

3.4.1.1120. Műszereket és a műszerek tesztelését kell tervezni, hogy a leállító eszközök mindig az adott erőművi üzemállapotra meghatározott helyzetben legyenek.

3.4.1.1200. Az aktív zóna reaktivitás szabályozását az üzemanyag-dúsítás, szabályozó és védelmi rudak, oldott, és kiégő reaktormérgek olyan kombinációjával kell megvalósítani, amely biztosítja a reaktivitás viszonylagos gyors és jelentős növekedésének elkerülését a TA1-4 üzemállapotokban.

3.4.1.1300. Az atomreaktort leállító védelmi jeleket úgy kell kialakítani, hogy a TA2-4 üzemállapotot eredményező eseményeknél a védelmi működés két különböző, független - egyenként is megfelelő redundanciával mért - fizikai jellemző bármelyikének határérték-túllépése esetén bekövetkezzen. A TA2-4 üzemállapotot eredményező eseményekből eredő eseményláncok kimenetele nem függhet lényegesen attól, hogy melyik fizikai paraméter indítja el a reaktorvédelmet.

3.4.1.1310. A reaktorvédelem legyen meghibásodás-védett és legyen képes a szabályozó rendszer nem biztonságos beavatkozását felülírni.

3.4.1.1400. A reaktivitást szabályozó és az atomreaktort leállító rendszerek megfelelő tervezésével biztosítani kell, hogy a TA1-4 üzemállapotban a nukleáris üzemanyag és hűtőközeg hőmérsékletére, valamint más fizikai paraméterekre vonatkozó biztonsági határértékek túllépése kizárt legyen.

3.4.1.1500. A reaktivitás szabályozó eszközök tervezése során megfelelő figyelmet kell fordítani az elhasználódásra és a besugárzás hatásaira, köztük a kiégésre, a fizikai tulajdonságok változására és a gázképződésre.

3.4.1.1600. A reaktivitást szabályozó és az atomreaktort leállító rendszereket oly módon kell megtervezni, hogy a reaktivitás-növekedés mértéke és sebessége, nem terv szerinti működés esetén se léphesse túl a tervezési határértéket.

3.4.1.1610. A szubkritikusságot biztosítani kell, és fenn kell tartani a pihentető medence minden üzemállapotában.

A fűtőelemkötegek tervezése

3.4.1.1700. A fűtőelemkötegek teljes életútját meg kell tervezni, és az összes várható hatás figyelembevételével igazolni kell a nukleáris biztonsági követelmények teljesülését minden fázisban, a friss fűtőelemkötegek beérkezésétől a kiégett fűtőelemkötegek átmeneti tárolásáig, beleértve a kezelési, szállítási folyamatokat is.

3.4.1.1710. A nukleáris üzemanyagot úgy kell megtervezni, hogy az ne zárja ki az újrafeldolgozás vagy a biztonságos végső elhelyezés lehetőségét.

3.4.1.1800. A normál üzem feltételei mellett a besugárzott fűtőelempálcákból a hasadási termékek szivárgását a gyakorlatilag lehetséges minimális értéken kell tartani.

3.4.1.1900. A tervezés során módszert kell biztosítani a meghibásodott fűtőelemkötegek azonosítására és speciális kezelésére.

3.4.1.2000. A fűtőelemkötegeknek - a maximális megengedett kiégést is figyelembe véve - a terv szerint megengedhető mértéket meghaladó meghibásodás nélkül el kell viselniük az elhasználódási folyamatokból eredő összes hatást.

3.4.1.2100. Megfelelő kialakítással kell biztosítani, hogy a fűtőelempálcákat az áramlás által keltett rezgések és elmozdulások ne károsíthassák.

3.4.1.2200. Eltérő fűtőelemköteg csak a tervezési követelmények teljesülésének igazolása után vezethető be. Megfelelő referencia - hasonló atomerőműben, azonos használati körülmények melletti problémamentes alkalmazás - hiányában bevezető fűtőelemkötegek alkalmazása szükséges.

3.4.1.2300. Az eddig alkalmazottaktól eltérő fűtőelem-típus esetén a fűtőelemkötegek tervezési követelményeinek meghatározását, betarthatóságát és a nukleáris üzemanyag viselkedését leíró modellek validáltságát kísérleti eredmények segítségével kell igazolni.

3.4.1.2400. Az eddig alkalmazottaktól eltérő fűtőelem-típus alkalmazása, illetve az üzemanyag kémiai, fizikai jellemzőinek, valamint a burkolat és a mechanikai komponensek módosulása esetében a 3.4.1.1700-3.4.1.2200. pontokban meghatározottakon túl a biztonság igazolásához be kell mutatni:

a) azoknak a kísérleteknek és referenciáknak az eredményeit, amelyek alapján az egyes tervezési határértékeket meghatározták, és

b) a fűtőelem-köteg szerkezeti elemei szilárdsági követelményeinek betarthatóságát igazoló próbapados mérések eredményeit.

3.4.2. A fővízkör tervezése

3.4.2.0100. A fővízköri rendszerelemeknek el kell viselniük minden statikus és dinamikus terhelést, amely az atomerőmű TA1-4 és a TAK1 üzemállapotokban ezeket a rendszerelemeket éri úgy, hogy a biztonsági és fizikai gát funkciók - az üzemállapothoz rendelet kritériumok szerint - teljesüljenek.

3.4.2.0200. A tervezésnél figyelembe kell venni az üzemeltetés során várható hatásokat, amelyek a rendszerelemeket élettartamuk során érik, beleértve minden bizonytalanságot, ami a rendszerelemek tulajdonságainak kezdeti állapota és öregedés miatti lehetséges romlásának meghatározásában mutatkozik. Ezeknek megfelelően a fővízköri rendszerelemeket elegendő tartalékkal kell tervezni, ugyanakkor igazolni kell, hogy a robosztus tervezés nem vezet hátrányokhoz TA4 és TAK üzemállapotban.

3.4.2.0300. A fővízkört, mint a nyomás alatt lévő primerköri hőhordozót tároló rendszert, úgy kell megtervezni, hogy:

a) ki kell zárni a katasztrofális meghibásodás lehetőségét;

b) a fővízkör lezárását a becsatlakozó csővezetékek törése esetére minden csővezetéken két, a fővízkörhöz közel elhelyezkedő elzáró szerelvénnyel kell biztosítani; és

c) biztosítani kell a fővízkör integritásának folyamatos monitorozását.

3.4.2.0400. A fővízkör anyagainak kiválasztása során gondoskodni kell a szerkezeti anyagok üzemeltetés alatti felaktiválódásának minimumra csökkentéséről, különös tekintettel az atomerőmű leszerelési szempontjaira.

3.4.2.0500. A fővízkör belső szerkezeti elemei esetében a minimumra kell csökkenteni az olyan meghibásodások lehetőségét, amelyek elszabadult tárgyak keletkezése miatt a fővízkör más elemeinek roncsolódását eredményezhetik.

3.4.2.0600. A gőzfejlesztőket úgy kell tervezni, hogy azok megfelelően megbízható gátat jelentsenek mind a primer-, mind a szekunderkör oldaláról. A tervben minimálisra kell korlátozni a primerkörből a szekunderkörbe történő szivárgás lehetőségét, és eszközöket kell biztosítani ennek ellenőrzésére és lokalizálására.

3.4.2.0700. A gőzfejlesztők hőcserélő csöveit a primer oldalról kell behegeszteni a csőfalba. A hőcserélő csöveket tágítani kell a köztük és a csőfal szekunder oldala közötti rés csökkentése érdekében.

3.4.2.0800. A gőzfejlesztők hőcserélő csöveit rögzíteni kell a rezgések által okozott romlás csökkentése érdekében. A csőtartókat úgy kell tervezni, hogy minimális legyen az általuk okozott kopás és az üzemi közeg lerakódása, a hőcserélő csövek és a tartózás között. A hőcserélő csöveket kopásálló anyagból kell készíteni.

3.4.2.0900. A gőzfejlesztők hőcserélő csőkötegeit úgy kell méretezni, hogy elegendő tartalék álljon rendelkezésre a hőcserélő csövek ledugózásának és eltömődésének kompenzálására a tervezett üzemidő végén is.

3.4.2.1100. A gőzfejlesztők víz- és gőztereinek méretét elegendő tartalékkal kell meghatározni annak érdekében, hogy az lehetővé tegye a primer és szekunder körre előirányzott üzemeltetési korlátozások betartását a normál üzem valamennyi állapotában.

3.4.2.1200. A térfogat-kiegyenlítő víz- és gőztereinek méretét elegendő tartalékkal kell meghatározni, annak érdekében, hogy lehetővé tegye a primerkörre előirányzott üzemeltetési korlátok betartását a normál üzem valamennyi üzemi állapotában.

3.4.2.1300. A primer kört megfelelő túlnyomás védelemmel kell ellátni. Nyomásszabályozási rendszert kell tervezni a primerköri hőhordozó hőmérsékletváltozásaiból következő térfogatváltozások hatásának kezelésére, az alábbi követelmények figyelembevételével:

a) a fővízkör rendszerelemeit hideg állapotban is védeni kell a nem megengedhető mértékű túlnyomás ellen,

b) kizárható nyomáscsökkentő rendszerelemeket kell tervezni a nagyobb nyomástranziensek kezelésére, és

c) biztosítani kell az üzemzavari nyomáscsökkentést.

3.4.3. Hőelvitel

3.4.3.0100. Meg kell határozni, minőségileg és mennyiségileg elemezni kell az atomreaktor aktív zónájában történő hőfejlődés és hőátvitel minden létrejövő formáját. A hőátviteli rendszerek, rendszerelemek segítségével biztosítani kell a szükséges mértékű folyamatos hőelvonást és a végső hőelnyelő-közegbe való eljuttatást.

3.4.3.0200. Biztosítani kell az aktív zóna hűtését, és ennek érdekében:

a) kényszercirkulációt kell biztosítani a megtermelt hő vagy maradványhő elszállítására az atomreaktor névleges teljesítményétől a lehűtött állapotáig; és

b) a fővízkörben elegendő hatékonyságú természetes cirkulációs hűtésről kell gondoskodni, amely biztosítja a maradványhő elvezetését az aktív zónából, a kényszercirkuláció leállított állapotában.

3.4.3.0300. A hűtés folyamatos biztosítása érdekében:

a) kerülni kell a csővezetékek reaktortartályhoz való csatlakoztatását a nukleáris üzemanyag aktív szintje alatt, és amennyiben kisebb vezetékek csatlakoztatása elkerülhetetlen e szint alatt, akkor igazolni kell, hogy a reaktortartály nem üríthető a nukleáris üzemanyag aktív szintje alá leállított állapotokban,

b) a fővízköri rendszerelemek elrendezésével biztosítani kell, hogy feltöltött állapotban az egyetlen szabad vízfelület a térfogat-kompenzátorban legyen,

c) a fővízkör nyomvonalának kialakításával biztosítani kell, hogy a gőzfejlesztők leürítéséhez vagy karbantartásához ne legyen szükség a primerköri hőhordozó szintjének a melegági csonkok szintje alá történő csökkentésére,

d) a nem kondenzálódó gázok eltávolításával biztosítani kell, hogy azok ne tudják a természetes cirkulációt megakadályozni, továbbá

e) biztosítani kell a korróziós termékek és a lerakódások eltávolítási lehetőségét, annak érdekében, hogy az áramlási útvonalak elzáródása ne veszélyeztethesse az aktív zóna hűthetőségét.

3.4.3.0400. A gőzfejlesztőket úgy kell tervezni, hogy azok biztosítsák az atomreaktor megfelelő hűtését a TA1-4 és TAK-1 üzemállapotban.

3.4.3.0500. TA2-4 üzemállapotok során független és diverz eszközökkel biztosítani kell a maradványhő elvezetését reaktorból, a pihentető medencéből és a konténmentből egyszeres meghibásodás és a teljes feszültségvesztés esetén is. Biztosítani kell, hogy TA2-4 üzemállapotok során sem a fűtőelemre, sem a primerkör nyomástartó berendezéseire és csővezetékeire megállapított határértékek túllépése ne következzen be.

3.4.3.0510. A reaktorból és a pihentető medencéből a maradványhő elvonására tervezett megoldások közül legalább egynek el kell látnia a funkcióját a külső veszélyeztető tényezők által okozott TAK események során is.

3.4.3.0520. Igazolni kell, hogy a fűtőelemek TA1-4 üzemállapotra tervezett hűtési lehetőségének megszűnése esetén elegendő idő áll rendelkezésre a fűtőelemek alternatív hűtésének megkezdésére.

3.4.3.0600. Besugárzott fűtőelemkötegeket tartalmazó rendszerek, így a leállított atomreaktor, vagy a pihentető medence esetében törekedni kell olyan megoldások alkalmazására, hogy a hőelvitel passzív módon is biztosítható legyen.

3.4.3.0700. Amennyiben a maradványhő végső hőelnyelőbe juttatásának képessége nem igazolható minden üzemállapotra magas megbízhatósággal, akkor másodlagos végső hőelnyelőt és a működtetéséhez szükséges rendszereket kell biztosítani, amelyek elhelyezkedésük és a tervezési megoldások révén biztosítják, hogy a hőelvonás biztonsági funkció nem veszik el a külső veszélyeztető tényezők hatására.

3.4.4. Blokk- és tartalékvezénylő műszaki támogató központ

3.4.4.0100. Az atomerőművi blokkon blokkvezénylőt kell kialakítani, ahonnan az atomerőművi blokk normál üzemeltetését, biztonságos állapotban tartását, vagy ilyen állapotba való visszavitelét célzó tevékenységek végrehajthatók a TA1-4 és a TAK1 és TAK2 üzemállapotokban. A blokkvezénylő tervezésekor a legkorszerűbb ergonómiai szempontokat és elveket kell figyelembe venni.

3.4.4.0200. Elégséges kijelző és archiváló, valamint beavatkozó eszköznek kell az üzemviteli személyzet rendelkezésére állnia a blokkvezénylőben a TA1-4 és a TAK1 és TAK2 üzemállapotokra a következő célokból:

a) az atomerőművi blokk és rendszerei, rendszerelemei állapotának megfelelő nyomon követése,

b) a biztonságra lényeges hatással lévő változások nyilvánvaló és időben történő jelzése,

c) bármilyen automatikus védelmi működés azonosítása, elmaradásuk esetén azok indítása, valamint

d) átfogó kép kialakítása az atomerőművi blokk folyamatairól.

3.4.4.0300. Az atomerőművi blokkon tartalékvezénylőt kell kialakítani a blokkvezénylőtől funkcionálisan független, fizikailag és villamos rendszerét tekintve is elkülönített helyen, ahová az állapot monitorozásához és a beavatkozásokhoz elégséges műszerezést, szabályozó- és vezérlőeszközöket kell telepíteni annak érdekében, hogy ha a blokkvezénylő üzemszerű használata bármilyen okból lehetetlenné válna, akkor:

a) az atomreaktor leállítható, lehűthető és korlátlan ideig biztonságos leállított állapotban tartható legyen; valamint

b) az atomreaktor és a besugárzott fűtőelemkötegeket tartalmazó egyéb rendszerek maradványhő elvonása, az atomerőművi blokk fontos jellemzőinek folyamatosan ellenőrzése biztosított legyen.

3.4.4.0400. A tartalékvezénylő funkcióképességét rendszeres ellenőrzéssel kell biztosítani.

3.4.4.0500. Biztosítani kell, hogy a TA1-4 és a TAK1 és TAK2 üzemállapotok belső vagy külső eseményei során a blokkvezénylő és a tartalékvezénylő egyidejűleg ne válhasson használatra alkalmatlanná, továbbá a blokkvezénylő és tartalékvezénylő alkalmas legyen az üzemviteli személyzet hosszú idejű tartózkodásának biztosítására.

3.4.4.0600. A blokk- és a tartalékvezénylőben biztosítani kell a szükséges információk fogadását és megjelenítését, lehetővé téve az atomerőművi blokk állapotának és a kritikus biztonsági funkciók időben történő értékelését TA2-4 és TAK1, TAK2 üzemállapotokban is.

3.4.4.0700. A biztonsági funkciót teljesítő blokk- és tartalékvezénylői rendszerek, rendszerelemek számára folyamatos, szünetmentes villamos betáplálást kell biztosítani.

3.4.4.0800. Olyan műszaki megoldásokat kell alkalmazni, amelyek kizárják a rendszerek, rendszerelemek egyidejű működtethetőségét a blokkvezénylőből és a tartalékvezénylőből. Amikor valamelyik vezénylő használatban van, ki kell zárni a másik vezénylőből érkező jeleket. A tartalékvezénylő illetéktelen használatát meg kell akadályozni.

3.4.4.0900. Kiemelten kell kezelni azoknak a blokk- és tartalékvezénylőn belül vagy kívül lehetséges eseményeknek az azonosítását, amelyek közvetlenül veszélyeztethetik az ott dolgozó személyzetet, a vezénylő folytonos használatát. A tervezés során olyan észszerűen megvalósítható intézkedéseket kell meghatározni, melyek minimalizálják az ilyen események hatásait.

3.4.4.1000. A blokk- és tartalékvezénylőt önálló tűzszakaszokban kell elhelyezni, ami lehetővé teszi az atomreaktor biztonságos leállítását és a leállított állapotban szükséges biztonsági funkciók fenntartását a környező helyiségekben fellépő tűz esetén is.

3.4.4.1010. A blokk- és tartalékvezénylő között megfelelő közlekedési útvonalat kell biztosítani.

3.4.4.1100. A blokk- és a tartalékvezénylő tervezésekor figyelembe kell venni az alábbi követelményeket:

a) biztosítani kell a stabil és kiegyensúlyozott feladatmegosztást és elegendő információs eszközt az üzemviteli személyzet számára,

b) meg kell oldani a megjelenített információ és a beavatkozó eszközök logikus, funkcionális csoportosítását, különös tekintettel arra, hogy az információ és a beavatkozások csoportosítása ne legyen ellentmondásos, valamint

c) biztosítani kell, hogy felesleges, lényegtelen információ ne legyen megjelenítve.

3.4.4.1200. A blokkvezénylő tervezésekor a 3.4.4.0100. pontnak megfelelően figyelembe kell venni az alábbi követelményeket:

a) biztosítani kell a rendszerek és folyamatok képernyő alapú ellenőrzésének lehetőségét, valamint a kezelő személyzetet segítő nagykapacitású számítástechnikai eszközöket,

b) a blokkvezénylői személyzet által jól láthatóan és könnyen értelmezhető módon biztosítani kell az atomerőművi blokk mindenkori állapotának és fő paramétereinek egységes áttekintését,

c) a blokkvezénylői személyzet által biztonságosan elérhető és kezelhető közelségében biztosítani kell:

ca) a külső és belső kommunikációhoz szükséges eszközök rendelkezésre állását,

cb) a technológiai folyamatok és a kibocsátások sugárvédelmi méréseinek eredményeit,

cc) a tűzjelző rendszerekből származó információkat és egyes kiemelt fontosságú tűzoltó rendszerek működtetését,

cd) a karbantartási feladatok és engedélyezések végrehajtásához szükséges eszközöket,

ce) a blokkvezénylői dokumentáció rendelkezésre állását,

cf) a blokkvezénylőbe történő belépés felügyeletét és korlátozását szolgáló eszközöket, valamint

d) a jelzések között egyértelmű sorrendet kell felállítani, és

e) minimalizálni kell a feldolgozó számítógépekről érkező jelzőrendszerek és jelzések számát.

3.4.4.1300. A tartalékvezénylő tervezésekor figyelembe kell venni az alábbi követelményeket:

a) a tartalékvezénylő várható használati eseteit figyelembe véve biztonságos megközelítési útvonalat kell kialakítani a blokkvezénylő és a tartalékvezénylő között,

b) a tartalékvezénylő ember-gép kapcsolati megoldásait, a funkció figyelembevételével, a blokkvezénylőhöz hasonlóan kell kialakítani, valamint

c) a tartalékvezénylőben biztosítani kell:

ca) a működtetéshez szükséges személyzet megfelelő elhelyezkedését,

cb) a külső és belső kommunikációhoz szükséges eszközök rendelkezésre állását,

cc) a tartalékvezénylőből végrehajtandó feladatokhoz szükséges információs és beavatkozó eszközöket, és

cd) a tartalékvezénylői dokumentáció rendelkezésre állását.

3.4.4.1400. Mind a blokkvezénylőtől, mind a tartalékvezénylőtől független műszaki támogató központot kell kialakítani a telephelyen, ahonnan műszaki támogatás nyújtható a blokkok TAK1 és TAK2 üzemállapotában az üzemeltető személyzet részére. A központban hozzáférést kell biztosítani az üzemviteli paraméterekhez, az atomerőmű és közvetlen környezetének sugárzási adataihoz. A központot a blokkvezénylővel, a tartalékvezénylővel és az erőmű minden, a baleset-kezelés szempontjából lényeges helyszínével való kommunikációra alkalmas eszközökkel el kell látni. A központnak üzemképesnek és a személyzet által biztonságosan igénybe vehetőnek kell maradnia a blokkok TAK1 és TAK2 üzemállapotában.

3.4.5. Villamos rendszerek és irányítástechnika

Villamos rendszerek és berendezések

3.4.5.0100. Biztosítani kell, hogy az atomerőművi blokk villamosenergia-ellátó rendszere képes legyen - az egyszeres meghibásodás és a telephelyen kívüli külső villamos betáplálás elvesztésének feltételezése mellett - a működéshez szükséges villamos energiával ellátni a biztonsági osztályba sorolt rendszereket és rendszerelemeket.

3.4.5.0200. Biztosítani kell, hogy mind a belső, mind a külső hálózatból induló villamos tranziensek az atomerőművi blokk rendszereit minimális mértékben érintsék.

3.4.5.0300. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek és rendszerelemek villamosenergia-ellátását biztonsági osztályuknak megfelelően, differenciált követelmények szerint kell tervezni.

3.4.5.0400. A TA1-4 üzemállapotokban a villamos rendszerek és rendszerelemek megengedett villamos terhelése nem haladhatja meg azok névleges terhelhetőségét. A tervezési specifikációban kell megadni a rendszerek és rendszerelemek villamos terhelésére vonatkozó korlátozásokat. Ezek alapján meg kell határozni a biztonsági rendszerek üzemeltetéséhez szükséges villamos energiaforrások mennyiségét, minőségét és teljesítményét, figyelembe véve a lehetséges közös okú hibákat és szükséges üzemelési időtartamot.

3.4.5.0410. Megfelelő villamosenergia-betáplálást kell biztosítani TAK üzemállapotok esetére a TAK elemzések által megállapított szükséges beavatkozások és időkeret szerint, figyelembe véve a külső veszélyeztető tényezőket.

3.4.5.0500. Az atomerőművi blokk normál villamosenergia-ellátó rendszerében bekövetkező események kezelésére megfelelő intézkedéseket kell tartalmaznia a tervezési alapnak úgy, hogy az atomerőművi blokk biztonsága ilyen helyzetekben is garantálható legyen.

3.4.5.0600. Az energiaellátó rendszereket, rendszerelemeket, a biztonsági osztályba sorolás mellett, a villamosenergia-ellátás megengedhető kimaradása szempontjából is csoportosítani kell. Ezek alapján kell megtervezni az atomerőművi blokk villamos betáplálási hálózatát.

3.4.5.0700. A szünetmentes energiaellátás jellemzőit és a létfontosságú energiaellátás megengedhető kimaradásának időtartamát biztonsági megalapozással kell meghatározni. TAK1-2 üzemállapot során funkciót ellátó akkumulátoroknak megfelelő kapacitással kell rendelkezniük az újratölthetőségükig, vagy amíg más energiaellátási megoldás nem biztosítható.

3.4.5.0800. Az üzemi villamos betáplálás kiesésekor, vagy paramétereinek megengedett tartományból való kilépése esetén a biztonsági villamosenergia-ellátó rendszereknek megfelelő időn belül automatikusan át kell kapcsolniuk a tartalék betáplálásokra.

3.4.5.0900. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek és rendszerelemek villamos betáplálásánál láncolt villamos kapcsolatok csak olyan módon létesíthetők, hogy téves üzemi vagy karbantartási műveletek hatására ne fordulhasson elő nem szándékolt funkcióvesztés.

3.4.5.0910. Több blokkal rendelkező atomerőmű esetén észszerűen megvalósítható mértékben biztosítani kell a blokkok közötti közvetlen villamos összeköttetést, úgy hogy az esetleges hibák átterjedése egyik blokkról a másikra gyakorlatilag kizárható legyen.

3.4.5.0920. Villamosenergia-forrást kell tervezni, amely:

a) fizikailag és rendszertechnikailag független a TA2-4 üzemállapotok kezelésére tervezett biztonsági villamosenergia-forrástól, és

b) megfelelő energiaellátást képes biztosítani a TAK2 üzemállapot megelőzéséhez, valamint következményeinek enyhítéséhez a külső és belső villamosenergia-ellátás teljes elveszítése esetében.

Irányítástechnika

3.4.5.1000. Biztosítani kell az alapvető biztonsági funkciók ellenőrzéséhez szükséges paraméterek mérésére alkalmas műszerezést, megteremtve ezzel az atomerőművi blokk megbízható és biztonságos üzemeltetéséhez, a TA1-4 és a TAK1-2 üzemállapotot eredményező események kezeléséhez szükséges információk rendelkezésre állását. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerekre vonatkozó minden lényeges, mért és származtatott paraméter automatikus rögzítéséről is gondoskodni kell.

3.4.5.1100. Ellenőrző és mérőműszerezést kell biztosítani a radioaktív anyagok előfordulási helyeinek megfigyeléséhez és mennyiségének méréséhez minden olyan helyen, ahol a környezetbe történő kibocsátásuk lehetséges.

3.4.5.1200. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszer, rendszerelem műszer- és irányítástechnikai konfigurációja, működtető logikája vagy a hozzá tartozó adatok nem lehetnek megváltoztathatók olyan karbantartói vagy tesztmegoldásokkal, amelyek nem arra a funkcióra tervezettek, vagy nem állnak szigorú adminisztratív ellenőrzés alatt.

3.4.5.1210. Az alkalmazott eszközöknek validáltnak és megfelelően karbantartottnak kell lenniük, valamint meghatározott időközönként tesztelni kell őket.

3.4.5.1300. A védelmi működésekhez, fontos paraméter-eltérésekhez tartozó jelzéseket hangjelzéssel kell ellátni a blokk- és tartalékvezénylőben egyaránt. A védelmi működéshez tartozó jelzések a határérték-túllépés megszűnése után is csak az üzemviteli személyzet beavatkozásával lehetnek nyugtázhatóak.

3.4.5.1400. A biztonsági paraméterekkel kapcsolatos műszerezésnek biztosítania kell mind a mérés, mind a feldolgozórendszer hibás állapotának felismerhetőségét.

3.4.5.1500. Megfelelő szabályozási eszközöket kell alkalmazni az üzemi paraméterek előírt tartományban tartása céljából.

3.4.5.1600. Olyan műszerezést, adatfeldolgozó, megjelenítő és archiváló rendszert kell létesíteni, amely észszerűen megvalósítható mértékben független minden más adatfeldolgozó, megjelenítő és archiváló rendszertől, és alkalmas arra, hogy információt adjon az atomerőművi blokkállapotáról TAK2 üzemállapot környezeti körülményei között is, az ilyen helyzetre kidolgozott útmutató és belső utasítások terjedelmében.

3.4.5.1700. Az irányítástechnikai rendszereknek biztosítaniuk kell:

a) az atomreaktor biztonságos automatikus leállítását és a biztonsági rendszerek indítását meghatározott paraméterek elérése esetén,

b) elegendő és megfelelő információt az üzemeltető személyzet számára az atomerőmű állapotáról,

c) beavatkozási és ellenőrzési eszközöket

ca) az elmaradt automatikus működések pótlására,

cb) az atomreaktor kézi vagy automatikus úton történő biztonságos leállított állapotba viteléhez, és ilyen állapotban tartásához, a TA1-4 és a TAK1 üzemállapotok körülményei között,

cc) azokhoz a biztonsági beavatkozásokhoz, amelyek nem tartoznak az automatikus biztonsági működések körébe, valamint

cd) a balesetkezeléshez szükséges kézi működtetésű műveletekhez, továbbá

d) megfelelő adattárolási, rögzítési rendszert arra, hogy valamely tranziens és üzemzavar részletei később kivizsgálhatóak legyenek.

3.4.5.1800. Biztosítani kell, hogy a reaktorvédelmi rendszer érzékelje a TA1-4 és a TAK1 üzemállapotokat és az állapotnak megfelelően biztosítsa:

a) az atomreaktor leállítását,

b) a megfelelő biztonsági funkciót ellátó rendszerelemek működtetését, és

c) a támogató funkciók indítását.

3.4.5.1900. Az irányítástechnikai rendszerek technológiai funkció specifikációjának meg kell felelnie a következő követelményeknek:

a) azonosítja az irányítási feladatot a technológiai céloknak és követelménynek megfelelően,

b) minden irányítási feladathoz egyértelmű azonosító kódot rendel,

c) az irányítási feladatokat az adott feladat biztonsági fontossága alapján biztonsági osztályba sorolja és a mélységben tagolt védelem megfelelő szintjéhez rendeli,

d) meghatározza a funkciókhoz kapcsolódó diverzitási követelményeket,

e) meghatározza a funkciókhoz tartozó válaszidőket,

f) minden kimenethez meghatározza azt a biztonságos állapotot vagy pozíciót, amit a kimenet detektált hibája esetén fel kell vegyen,

g) meghatározza az operátori beavatkozást igénylő feladatokat az atomerőmű TA üzemállapotra vonatkozóan oly módon, hogy az üzemeltető személyzet képes legyen azokat teljesíteni,

h) formális leírási módot használ és az áttekinthetőség érdekében többszintű, és megfelelően strukturált,

i) formai ellenőrzésére, verifikálására automatizált rendszert irányoz elő,

j) tartalmazza az operátori feladatok végrehajtásához és az automatikus feladatok ellenőrzéséhez szükséges információkat,

k) működtetési határértékekhez és analóg értékek megjelenítéséhez meghatározza a pontossági követelményeket, továbbá

l) 2. biztonsági osztályba sorolt programozható irányítástechnikai rendszerek esetén azok funkcionális ellenőrzésére, validálására szimulációs módszereket határoz meg.

3.4.5.2000. Az irányítástechnikai rendszerek és rendszerelemek tervezését és kivitelezését az adott biztonsági besorolású rendszerekre és rendszerelemekre vonatkozó kiválasztott szabványoknak megfelelően, differenciált követelmények szerint kell végezni.

3.4.5.2100. Meg kell határozni az irányítástechnikai rendszerek és a külvilág közötti emberi és automatikus kölcsönhatásokat logikai és fizikai interfészek formájában. A tervezett kölcsönhatások nem akadályozhatják az automatikus biztonsági funkciók teljesítését.

3.4.5.2200. A 2. biztonsági osztályba sorolt irányítástechnikai rendszerek alrendszereinek a megkövetelt hibatűrő képesség teljesítéséhez elegendő mértékben redundánsnak kell lenniük. A redundáns készleteknek funkcionálisan a lehető legnagyobb mértékben azonosak kell lenniük a szándékolt diverzitás alkalmazása mellett.

3.4.5.2300. A programozható irányítástechnikai rendszerek funkcióinak alrendszerekhez rendelése során alkalmazni kell a mélységben tagolt védelem elvét. A nem biztonsági, vagy az alacsonyabb biztonsági osztályba sorolt funkciók nem építhetők be egy biztonsági osztályba sorolt, vagy magasabb biztonsági osztályba sorolt alrendszerbe. Amennyiben erre nincs lehetőség, biztonsági elemzéssel kell igazolni, hogy az alacsonyabb biztonsági osztályú funkciót teljesítő alrendszer semmilyen módon nem akadályozza valamely magasabb biztonsági osztályú funkció ellátását.

3.4.5.2400. Különböző biztonsági osztályba sorolt programozható irányítástechnikai rendszerek közötti kapcsolat esetén igazolni kell, hogy az alacsonyabb osztályba sorolt rendszer a magasabb osztályba sorolt rendszer működését nem befolyásolja. Azonos biztonsági osztályba sorolt programozható irányítástechnikai rendszerek közötti kapcsolat esetén igazolni kell, hogy az egyik rendszer hibája a másik autonóm biztonsági funkcióinak teljesítését nem gátolja.

3.4.5.2500. A programozható irányítástechnikai rendszerek pontosságára, válaszidejére, eseménysorrend-meghatározására, feldolgozási kapacitástartalékára és kommunikációs kapacitástartalékára vonatkozóan az atomerőmű tervezési alapjával konzisztensen kell a követelményeket meghatározni.

3.4.5.2600. Minden 2. biztonsági osztályba sorolt programozható irányítástechnikai rendszer által ellátott biztonsági funkció tekintetében biztosítani kell az egyszeres hibatűrő képesség folyamatos fenntartását. Funkcióvesztés még karbantartás vagy időszakos próba esetében sem engedhető meg. Igazolni kell, hogy az alkalmazott architektúra megfelel a megbízhatósági követelményeknek.

3.4.5.2700. A 2. biztonsági osztályba sorolt programozható irányítástechnikai rendszerek összes komponensének automatikus önellenőrző képességgel kell rendelkezni. Az önellenőrzés során feltárt hiba esetén - ha szükséges -, az alrendszer kimeneteit egy előre meghatározott, a biztonság irányába ható állapotba kell vezérelni.

3.4.5.2800. A 2. biztonsági osztályba sorolt programozható irányítástechnikai rendszerek önellenőrzés által nem ellenőrizhető meghibásodásainak feltárására, valamint a biztonsági funkciók működőképességének demonstrálására manuális kezdeményezésű tesztelési lehetőséget kell biztosítani. A tesztelési ciklusidő megfelelőségét determinisztikus és valószínűségi biztonsági elemzések együttes alkalmazásával kell igazolni.

3.4.5.2900. A 2. biztonsági osztályba sorolt programozható irányítástechnikai rendszerek esetén, a közös okú hibák lehetőségét minimalizálni kell megfelelő mértékű funkcionális vagy rendszerelem szintű diverzitás alkalmazásával. A diverzitás szükséges mértékét a megkívánt megbízhatósági követelményekből kell levezetni. Elemzéssel kell igazolni, hogy a választott megoldás mellett a közös okú meghibásodások valószínűsége elegendően alacsony.

3.4.5.3000. Az atomerőmű tervezési alapjával összhangban követelményeket kell meghatározni - adott működési igény esetén - a működéselmaradás valószínűségére, valamint, 2. biztonsági osztályba sorolt programozható irányítástechnikai rendszerek esetén, a téves működés gyakoriságára vonatkozóan.

3.4.5.3100. Biztonsági osztályba sorolt irányítástechnikai rendszereket és rendszerelemeket az adott környezetben, teljes körűen kell tesztelni, a tesztelési és az elfogadási kritériumok előzetes meghatározásával, az alábbiak szerint:

a) az ABOS 2 biztonsági osztályba sorolt, számítógépes platformon, mikroprocesszoros platformon, egyéb technológiájú programozható elektronikus rendszerelemekkel vagy komplex elektronikus komponensekkel megvalósított programozott rendszerekre és rendszerelemekre a fejlesztés során verifikációs, valamint validációs, és az ezekből következő tesztelési tervet kell kidolgozni. A verifikációs, a validációs, és a tesztelési tervet fejlesztés közben, valamint az üzembe helyezés előtt végre kell hajtani,

b) az első üzembe helyezés után még megváltoztatható programú, vagy megváltoztatható logikájú ABOS 2 biztonsági osztályba sorolt rendszerek és rendszerelemek esetében az üzemeltetési életciklus szakaszban szükségessé váló további fejlesztések és módosítások, mint jogszabály szerinti átalakítások megtervezésekor a verifikációs, valamint validációs, és az ezekből következő tesztelési terv újra kidolgozandó, és az üzembe helyezés előtt végrehajtandó a tervező, a gyártó, valamint a felhasználó vagy üzemeltető részvételével,

c) az ABOS 3 vagy alacsonyabb biztonsági osztályba sorolt számítógépes platformon, mikroprocesszoros platformon, egyéb technológiájú programozható elektronikus rendszerelemekkel vagy komplex elektronikus komponensekkel megvalósított programozott rendszerekre és rendszerelemekre az első üzembe helyezést megelőzően, és az üzemeltetési életciklus szakaszban szükséges jogszabály szerinti átalakítások fejlesztésekor validációs és ebből következő tesztelési tervet kell kidolgozni, és az üzemeltetés előtt végrehajtani

d) a biztonsági funkciókat, és az ezeket megvalósító rendszereket a gyártóműben, vizsgáló, vagy minősítő laboratóriumban és a létesítményre jellemző körülmények között kell tesztelni. A tesztek fedjék le az összekapcsolt hardverekből, a szoftverekből és a rendszer integrálásából adódó szempontokat, továbbá a tervezés során figyelembe vett és a létesítményre jellemző kezdeti eseményeket, amelyek következtében a biztonsági és egyéb funkciókra szükség van,

e) a komplex elektronikus komponensekhez kapcsolódó informatikai rendszereket a biztonság szempontjából értelmezhető jelentőségük szerint kell minősíteni, és

f) a verifikáció és a validáció, valamint a tesztelés dokumentálandó, és az engedélyezési illetve üzembe helyezési eljárásban az üzemeltető és a hatóságok számára felhasználható kell, hogy legyen.

3.4.5.3200. Megfelelő tervezési megoldásokkal, továbbá intézkedésekkel kell biztosítani, hogy a programozható irányítástechnikai rendszerekhez - mind fizikailag, mind logikailag - csak azok a személyek férjenek hozzá, akiknek az szükséges és megengedett, és csak olyan szinten, olyan lehetőségekkel, amelyek a számukra előírt feladatok elvégzését lehetővé teszik.

3.4.5.3300. Kereskedelmi termék alkalmazása esetén a terméknek rendelkeznie kell egyedi- és típus-azonosítással és megfelelő minősítéssel, annak igazolására, hogy a termék a tervezési alapból levezetett követelményeknek megfelel.

3.4.5.3400. A műszerezettségnek a TA1-4 és a TAK1-2 üzemállapotok körülményei között is információt kell szolgáltatnia a kritikus biztonsági funkciók, valamint az üzemállapot kezeléséhez szükséges technológiai rendszerek állapotáról.

3.4.5.3500. Meg kell határozni az atomerőművi blokk irányítástechnikájával összefüggésben a mereven huzalozott - a félvezető alapú áramkörökkel gyártott logikákat beleértve - és a programozott eszközök megkülönböztetésével az informatikai és irányítástechnikai biztonság szempontjából kockázatot jelentő hozzáférések, valamint a funkció, a programok és az adatok módosításának fizikai lehetőségeit. Ezeket a lehetőségeket a megvalósíthatóság, valamint a módosítás eléréséhez szükséges szakértelem szintjének szempontjából sorrendbe kell állítani és ennek megfelelően kell a beavatkozásokat megtervezni.

3.4.5.3510. A programozható irányítástechnika tervezésekor a Tervezési Alapfenyegetettség vonatkozó részeit és az az atomenergia alkalmazása körében a fizikai védelemről és a kapcsolódó engedélyezési, jelentési és ellenőrzési rendszerről szóló kormányrendelet előírásait is figyelembe kell venni.

3.4.5.3520. A tervezésben a programozható rendszerek védelmi szempontjait is figyelembe kell venni. Ha a tervezés során a nukleáris biztonsági és a programozható rendszerek védelmi szempontjai konfliktusba kerülnek, a nukleáris biztonsági szempont prioritást élvez.

3.4.5.3600. A számítógépek rendellenességeit detektálni kell. Biztosítani kell, hogy a program és a konstans adatfájlok át nem írható adathordozóról beolvasott, installáláskor képzett megbízható adatok szerint ellenőrizhetőek legyenek. Ha megvalósítható, szükséges a technológiából beolvasott adatok hitelességének vizsgálata.

3.4.5.3700. A védelmi és biztonsági rendszerekhez tartozó végrehajtó szerveket működtető, továbbá a nukleáris biztonság szempontjából fontos, az üzemeltető személyzet döntéseit befolyásoló adatokat gyűjtő és megjelenítő funkciókat ellátó rendszereket és eszközöket meg kell védeni a biztonsági funkció megváltoztatását vagy ellehetetlenítését elvileg lehetővé tévő külső informatikai befolyásolás ellen.

3.4.5.3800. A fizikai hozzáférés lehetőségeit, adattovábbító eszközök és az adatkábelek elhelyezését a fizikai védelmi zónákkal összhangban kell kialakítani.

3.4.5.3900. Ki kell dolgozni a szükséges adminisztratív rendszert és az ehhez tartozó belső eljárás és a hozzáférések biztonsági protokolljait:

a) a rendszerekben szükséges karbantartás elvégzésére,

b) a digitális rendszerek szükséges módosítására,

c) a feltárt program- és adathibák kijavítására, és

d) az adathordozók ellenőrzésére, ki- és beszállítására.

3.4.6. A konténment és rendszerei

A konténment konstrukciós kialakítása és szerkezeti integritása

3.4.6.0100. A konténment tervezése során meg kell valósítani:

a) a hasadási termékek kijutását korlátozó fizika gát funkciót és a hasadási termékek ellenőrzött kibocsátását biztosító funkciót;

b) a TA1-4 üzemállapotokban az ionizáló sugárzástól védő árnyékolás funkcióját; és

c) a külső események elleni védelem funkcióját.

3.4.6.0200. A konténment fizikai gát és ellenőrzött kibocsátási funkciójának megvalósításához:

a) a konténment szivárgását olyan értéken kell korlátozni, amely mellett a TA2-4 üzemállapot esetén a kibocsátások az észszerűen elérhető legalacsonyabb szinten tarthatók, és biztosíthatóak a 3.2.4.0100-3.2.4.0500. pont előírásainak betartása, valamint

b) TAK1 üzemállapot esetén a radioaktív kibocsátásokat észszerűen megvalósítható mértékben minimalizálni kell,

c) TAK2 üzemállapot esetén a radioaktív anyagok kibocsátását időben és mennyiségileg is korlátozni kell, annak érdekében, hogy:

ca) kellő idő álljon rendelkezésre a lakosságvédelmi intézkedések bevezetésére, ha szükséges,

cb) nagy területek hosszú távú elszennyeződése elkerülhető legyen,

d) biztosítani kell a radioaktív aeroszolok és a radiojód koncentrációjának csökkentését a konténment légterében,

e) hermetizáló szerelvények alkalmazásával biztosítani kell a konténment falán keresztülhaladó csővezetékeken a hermetizálást,

f) a konténment fizikai integritásának megőrzése érdekében biztosítani kell a konténment normálüzemi klímájának megfelelőségét, és azt, hogy a konténment normálüzemi szellőzőrendszere alkalmas legyen a terv szerinti konténmenten belüli nyomás biztosítására,

g) biztosítani kell a konténment szivárgásának időszakos felügyeletét,

h) biztosítani kell a hő elvezetését a konténmentből, a szerkezet túlnyomás elleni védelmét és a keletkezett éghető gázok kezelését minden üzemállapotban,

i) biztosítani kell a konténment atmoszférájának tisztítását vagy a konténmentből kibocsátott gáznemű közeg szűrését,

j) a konténmentelemeinek az észszerűen elérhető legalacsonyabb szinten kell tartania a bennfoglalt rendszerekből, rendszerelemekből származó közvetlen sugárzás hatását a konténmenten belül munkát végzőkre és a konténmenten kívül tartózkodókra, valamint

k) a zónaolvadéknak a konténment szerkezeti integritására gyakorolt romboló hatását meg kell előzni vagy észszerűen megvalósítható mértékben korlátozni kell.

3.4.6.0300. A külső események elleni védelmi funkció kialakítása során biztosítani kell, hogy a konténment épületszerkezete és belső szerkezeti elemei, továbbá a konténment technológiai rendszerei olyan kialakításúak és olyan ellenállóak legyenek a figyelembe veendő külső veszélyeztető tényezők hatásaival szemben, hogy biztosítsák a primerköri hőhordozót tartalmazó fővízköri rendszerek és rendszerelemek valamint az üzemanyag-sérülés megelőzésére betervezett rendszerek épségét és működőképességét a külső események bekövetkezésekor, a konténment megengedett szivárgási értékének és a szerkezet globális integritásának megtartása mellett.

3.4.6.0400. A konténment funkcióit egy, vagy két különálló konténment szerkezettel egyaránt lehet biztosítani.

3.4.6.0500. A konténment tervezésekor figyelembe kell venni a TA2-4 üzemállapotot eredményező folyamatokat és a TAK1-2 üzemállapotot eredményező eseményeket - az adott üzemállapotra meghatározott megfelelőségi kritériumok szerint. A konténment szilárdsági méretezésére a nyomástartó berendezésekre és csővezetékekre vonatkozó általános elveket kell alkalmazni, figyelembe véve a teherviselő szerkezet anyagával és konstrukciójával összefüggő sajátosságokat.

3.4.6.0600. A konténmentet úgy kell megtervezni, hogy lehetőség legyen

a) a konténment nyomástartó képességének rendszeres ellenőrzésére,

b) a szivárgás ellenőrzésére üzemi nyomáson,

c) nyomáspróba végrehajtására,

d) a konténment állapotának, funkció ellátási képességének ellenőrzésére, valamint

e) a rugalmas tömítéssel és expanziós toldattal rendelkező átvezetések, közlekedőnyílások, zsilipek tömörségének periodikus, lokális tesztelésére.

3.4.6.0700. Meg kell határozni a konténment ellenőrzésének módját és gyakoriságát.

3.4.6.0800. A konténmenten megfelelő méretű átvezetésekről kell gondoskodni a belső helyiségek vagy térrészek között, hogy a nyomáskülönbség vagy a konténment közegének nagy áramlási sebessége ne okozzon károsodást a szerkezetben vagy más rendszerelemben.

3.4.6.0810. A konténment falán áthaladó átvezetések számát az észszerű mértékig minimalizálni kell és minden átvezetésnek meg kell felelnie a konténment hermetikusságára és integritására vonatkozó tervezési követelményeknek. Az átvezetéseket védeni kell a csővezetékek mozgása vagy az üzemzavari terhelések által okozott reakció erőktől, különösen a külső vagy belső eseményektől, vízsugártól, repülő tárgyaktól és a csővezeték ostorozó mozgásától.

3.4.6.0900. Az üzemeltető személyzet konténmentbe való belépését olyan reteszelt zsilipeken keresztül kell megvalósítani, ahol biztosítható, hogy legalább a zsilip egyik ajtaja zárt állapotban van a TA1-4 üzemállapotokban.

3.4.6.1000. Meg kell határozni a konténment zsilipeknek a TAK1-2 üzemállapotra érvényes funkcionalitási követelményeit.

3.4.6.1010. A konténmentbe lépő személyzet számára biztonsági előírásokat kell meghatározni.

3.4.6.1020. Az anyagok és berendezések mozgatásához szükséges konténment ajtókat úgy kell tervezni, hogy gyorsan és megbízhatóan zárhatóak legyenek a konténment izoláció szükségessé válás esetén.

3.4.6.1200. A burkolatok és bevonatok anyagát a konténment funkciójának megfelelően kell kiválasztani, alkalmazásukat specifikálni. Alkalmazásuk, kopásuk, meghibásodásuk nem befolyásolhatja a biztonsági funkciók ellátását.

3.4.6.1210. A konténment szerkezeti épségének elvesztését gyakorlatilag ki kell zárni. Ennek érdekében a konténmentben uralkodó állapotok szabályozására a telephelyen vagy azon kívül tárolt berendezések is alkalmazhatók.

A konténment technológiai rendszerei

3.4.6.1300. A konténmentnek mint rendszernek magába kell foglalnia:

a) a primer kör minden lényeges részét,

b) a nyomások és hőmérsékletek szabályozására képes rendszereket,

c) a hermetizáló elemeket, továbbá

d) a konténment légterébe kikerülő hasadási termékek, hidrogén, oxigén és egyéb anyagok kezelésére és eltávolítására szolgáló eszközöket.

3.4.6.1400. A konténment hőelvonó rendszerének biztosítania kell a konténment nyomásának és hőmérsékletének gyors csökkentését egy hűtőközeg-vesztéssel járó eseményt követően, majd azok észszerűen megvalósítható alacsony értéken tartását, egyszeres meghibásodás feltételezésével.

3.4.6.1500. A konténment hőelvonó rendszerét úgy kell megtervezni, hogy a rendszer integritásának és teljesítőképességének biztosításához szükséges elemek időszakos ellenőrzése megvalósítható legyen.

3.4.6.1600. A konténment tervében TAK1-2 üzemállapotokra műszaki megoldásokat kell alkalmazni a konténment nyomásának és hőmérsékletének ellenőrzésére, szabályozására, valamint az éghető gázok kezelésére, továbbá arra, hogy a konténment légtömörsége ne romoljon lényeges mértékben ilyen eseményeket követő észszerű időtartam alatt.

3.4.6.1610. A konténment helyiségek közötti átvezető útvonalak keresztmetszetének olyan méretűnek kell lennie, amely biztosítja, hogy a nyomáskülönbség az üzemzavari kiegyenlítődési folyamat során nem okoz elfogadhatatlan károsodást a nyomásálló szerkezetekben vagy a TA4 és TAK üzemállapot hatásának csökkentésében érintett rendszerekben.

3.4.6.1700. A konténment határoló falán áthaladó csővezetéket két, megbízhatóan és függetlenül működtetett soros elrendezésű hermetizáló szerelvénnyel kell ellátni, az egyiket a konténmenten belül, a másikat azon kívül elhelyezve. A hermetizáló szerelvényeknek vagy távműködtetéssel ellátottaknak, vagy zárt állapotban reteszeltnek kell lenniük. Az állapotukról helyzetjelzésnek kell megjelennie a blokkvezénylőben. A szerelvényeket a konténment falához a lehető legközelebb kell elhelyezni. A hermetizáló szerelvények specifikációját az atomerőmű tervezési alapjába tartozó valamennyi üzemállapot figyelembevételével kell meghatározni.

3.4.6.1800. A konténment hermetizálását lehetővé kell tenni a TAK1-2 üzemállapot esetére is. Azon leállított üzemállapotokban, ahol a hermetizálás nem végezhető el időben, ott az üzemanyag sérülést meg kell akadályozni. Ha egy esemény a konténmentet megkerülő környezeti kibocsátáshoz vezet, olyan tervezési megoldásokról kell gondoskodni, amelyek megakadályozzák a fűtőelem sérülést.

3.4.6.1900. A konténment szellőzőrendszereit úgy kell megtervezni, hogy

a) a TA1 üzemállapotokban kiszolgálható helyiségekben munkára alkalmas környezetet biztosítsanak az üzemeltető személyzet számára;

b) az atomerőművi blokk helyiségeiben elhelyezkedő berendezések minősítésével összhangban lévő körülményeket tartsanak fenn;

c) korlátozzák az egészségre káros anyagok terjedését, és biztosítsák a levegőben lévő károsanyag-koncentrációnak az egészségügyi határértékek alá történő csökkentését; továbbá

d) biztosítsák a különböző helyiségek megfelelő szellőzését, szükség szerinti leválasztását, szellőzési útvonalak kizárhatóságát, a veszélyforrások kockázatának elfogadható érték alá csökkentése vagy kiküszöbölése érdekében.

3.4.6.2000. A konténment légterének tisztítását úgy kell megoldani, hogy a hasadási termékek, hidrogén, oxigén és egyéb, a konténment légterébe esetlegesen bekerülő anyagok kezelésére, ellenőrzésére szolgáló rendszerek az egyszeres meghibásodás feltételezésével biztosítsák a hasadási termékek környezetbe kibocsátott mennyiségének és koncentrációjának a csökkentését, valamint - a konténment integritásának biztosításához - a konténment légterében a hidrogén vagy oxigén koncentrációjának szabályozását.

3.4.6.2100. A konténment légterének tisztító rendszerét úgy kell megtervezni, hogy az lehetővé tegye a fontos elemek megfelelő, időszakos ellenőrzését a rendszer integritásának és teljesítőképességének biztosításához.

3.4.6.2200. A tűz ellen megfelelő védettséget ki kell alakítani a konténmentben. A tűzgátak elhelyezése azonban nem akadályozhatja a konténment funkcióit és a konténment üzemeltetését.

3.4.7. Segéd és kiszolgáló rendszerek

Biztonsági hűtővízrendszer

3.4.7.0010. A segéd- és kiszolgáló rendszerek megbízhatóságának meg kell felelnie az ellátandó biztonsági rendszerek által támasztott minden követelménynek és a funkcionális képességük tesztelhetőnek kell lennie.

3.4.7.0100. Biztonsági hűtővízrendszerrel kell biztosítani a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerektől és rendszerelemektől történő hőelvonást, hőmérsékletük terv szerinti szinten tartását normál üzemi és üzemzavari körülmények között. A rendszer tervezésénél egyszeres meghibásodást kell feltételezni.

Szellőző és klímarendszerek

3.4.7.0200. Az atomerőművi szellőző és klímarendszereknek biztosítania kell a radioaktív anyagok létesítményen belüli szétterjedésének vagy külső környezetbejutásának megakadályozását vagy csökkentését, az üzemeltető személyzet vagy a berendezések számára szükséges, a minősített állapot fenntartását szolgáló klímaviszonyokat.

3.4.7.0210. Nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerelemeket tartalmazó helyiségek esetén meg kell vizsgálni, hogy a szellőző és klímarendszer kiesése milyen hatással van a működésükre.

3.4.7.0300. A radioaktív anyagok szétterjedését korlátozó szellőző és klímarendszerekkel biztosítani kell:

a) az adott helyiségben a légcsere mértéke legyen arányos a levegővel mozgó radioaktív anyagok koncentrációjának mértékével,

b) a légáramlatok iránya a kevésbé szennyezett helyekről a szennyezettebb helyek felé irányuljon, valamint

c) a rendszerek száma és elrendezése biztosítsa a jobban és kevésbé szennyezett helyiségek szellőzésének szétválasztását.

3.4.7.0400. A szellőző rendszerek tervezése során általános követelményként biztosítani kell:

a) az olyan külső hatások és klimatikus viszonyok figyelembevételét, mint a külső tűz vagy robbanás, extrém szélsebességek, hó vagy másfajta szennyeződések általi eltömődés kockázata, magas páratartalom, vegyi anyagok bejutásának kockázata,

b) a tűzvédelmi és tűzkorlátozó funkció ellátását, továbbá

c) hogy a szellőző rendszerek szükség esetén alkalmasak legyenek a tűz miatt keletkező füst eltávolítására, a normál levegőviszonyok helyreállítására, ugyanakkor meg kell akadályozni a tüzek szellőző rendszereken keresztüli tovaterjedését.

Emelő berendezések és felvonók

3.4.7.0500. Az emelő berendezések tervének biztosítani kell a földrengés-állósági, emelési, leesés elleni, tervezési és lepróbálási követelményeket és kritériumokat.

3.4.7.0700. A biztonsági vagy fizikai gát funkciót érintő emelőgépeket speciális nukleáris tervezési szabvány alkalmazásával kell megtervezni.

3.4.7.0800. A felvonó berendezések tervének igazolnia kell a földrengés-állósági, emelési, leesési, tervezési és lepróbálási követelmények és kritériumok teljesülését.

3.4.7.0900. A biztonsági vagy fizikai gát funkciót érintő felvonókat speciális nukleáris tervezési szabvány alkalmazásával kell megtervezni.

3.5. SUGÁRVÉDELEM

3.5.1. Általános követelmények

3.5.1.0100. A tervezés során alkalmazni kell a sugárvédelem három alapelvét, az indoklás, az optimalizálás és korlátozás elvét.

3.5.1.0200. A sugárvédelmi tervezés során ki kell jelölni az ellenőrzött és felügyelt zónákat. Gondoskodni kell a helyiségek légterének, felületi szennyezettségének és a sugárforrásoknak az ellenőrzéséről, az egyes zónákon belül és azok között. Megfelelő eszközöket kell tervezni, és intézkedéseket kell tenni a radioaktív szennyeződés szétterjedésének korlátozása érdekében.

3.5.1.0300. Az atomerőművi blokk minden olyan részén, ahol az üzemeltető személyzet rendeltetésszerűen tartózkodik vagy tartózkodhat, a TA1-4 üzemállapotban olyan munkakörnyezetet kell biztosítani, amely megfelel annak az elvnek, hogy a személyzet sugárterhelését az észszerűen megvalósítható legalacsonyabb szinten kell tartani.

3.5.1.0400. Sugárveszélyes környezetben való tevékenység körülményeinek megtervezésénél az egyének sugárterhelését úgy kell korlátozni, hogy a lehetséges sugárterhelés-kombinációk ne okozhassák sem az effektív dózis, sem pedig a szerveket és szöveteket érő egyenértékdózis korlátainak túllépését.

3.5.1.0500. A védelmi intézkedéseket optimálni kell annak érdekében, hogy az egyéni dózisok nagysága, a sugárzásnak kitett személyek száma és a sugárterhelés valószínűsége észszerűen alacsony szinten maradhasson az egyéni dóziskorlátokon belül, figyelembe véve az atomerőműre vonatkozó dózismegszorításokat.

3.5.1.0600. Elemezni kell a normál és a potenciális sugárterhelést az atomerőmű teljes területén, figyelembe véve a TA1-4 és TAK1-2 üzemállapotokat, annak érdekében, hogy az atomerőmű területén tartózkodó személyeket és a lakosságot rendszeresen vagy potenciálisan érő sugárterhelés megbecsülhető legyen.

3.5.1.0700. Minden dózisbecslésnek megfelelően konzervatívnak kell lennie, hogy a belső és külső sugárterhelés-számításokban meglévő bizonytalanságokat figyelembe vegyék. A számításokhoz fel kell használni a rendelkezésre álló mérési adatokat is.

3.5.1.0800. Be kell mutatni a legnagyobb éves egyéni dózis értékét és az átlagos kollektív dózis értékét.

3.5.1.0900. A telephelyen nem sugárveszélyes munkakörben foglalkoztatott személyek sugárterhelését a telephely sugárzási jellemzőiből várható dózis maximális értékének becslésével kell meghatározni.

3.5.1.1000. A telephelyen kívül élő lakosság sugárterhelését olyan számított dózisértékek alapján kell meghatározni, melyek a kritikus csoportra vonatkoznak, és figyelembe veszik a mesterséges forrásokból származó külső és belső sugárterheléseket is, az orvosi eredetű sugárterhelés kivételével.

3.5.1.1100. A sugáregészségügyi követelmények alapján - a rendelkezésre álló tapasztalatok birtokában - meg kell határozni az üzemeltető személyzet kollektív dózisára vonatkozó tervezési célkitűzést.

3.5.1.1200. A tervezési folyamat során számításokkal kell megbecsülni, hogy egy adott rendszer üzemeltetése milyen mértékben járul hozzá az üzemeltető személyzet kollektív sugárterheléséhez. A sugárterhelés becslésekor figyelembe kell venni a szomszédos rendszerekből és a levegőben lévő radionuklidokból származó járulékot is.

3.5.1.1300. Értékelni kell a rendszer tervezett felülvizsgálata, karbantartása és komponenseinek javítása, cseréje során fellépő sugárterheléseket is. Azonosítani kell azokat a rendszereket, amelyek a kitűzött tervezési dózisérték betartása mellett jelentős mértékben hozzájárulnak az üzemeltető személyzet kollektív sugárterheléséhez.

3.5.1.1400. A rendszereket, rendszerelemeket úgy kell megtervezni, hogy az atomerőmű üzemeltethető legyen nagy dózisteljesítményű területeken való tartózkodás, munkavégzés nélkül is.

3.5.1.1500. A nagy aktivitású tárgyak kezelésére távműködtetésű eszközöket kell tervezni és létrehozni.

3.5.1.1600. Az ionizáló sugárzást kibocsátó rendszerelemek - dozimetriai szempontból - megfelelő működését, folyamatos és szakaszos sugárvédelmi ellenőrző mérésekkel kell felügyelni. A sugárvédelmi ellenőrzés terjedelmét, a folyamatos és szakaszos műszeres mérések mennyiségét a normál, illetve potenciális sugárterhelés figyelembevételével kell meghatározni.

3.5.1.1700. Radioaktív közeget szállító-, tároló rendszerek, rendszerelemek leürítőit és légtelenítőit oly módon kell kialakítani, hogy a radioaktív közeg elkülönített kezelése lehetővé váljék.

3.5.1.1800. Az atomerőmű üzemeltetéséhez olyan dózisértékelési rendszert kell tervezni, amely

a) a hatósági dózisértékelési rendszer mellett rendszeres időközönként biztosítja a személyzet sugárdózisainak mérését és értékelését,

b) alkalmas a kapott dózisinformációk gyakorisága mellett a dóziskorlátok betartásának igazolására,

c) megfelelő adatokat szolgáltat a sugárvédelem optimalizálásához, továbbá

d) biztosítja a dóziskorlátok túllépésének rövid időn belül történő észlelését.

3.5.2. Dekontaminálás

3.5.2.0100. A dekontaminálás lehetőségét minden olyan helyen meg kell teremteni, ahol az üzemeltető személyzet sugárterhelését észszerűen csökkenteni lehet. A radioaktív közegek szivárgásának megakadályozásával, az ürítő-, légtelenítő, valamint túlfolyóvezetékek zárt rendszerű kialakításával minimalizálni kell a dekontaminálás szükségességének mértékét.

3.5.2.0200. Biztosítani kell, hogy radioaktív közeggel üzemszerűen érintkező vagy radioaktív szennyeződésnek kitett rendszerelem anyaga és konstrukciója, kialakítása tegye lehetővé a dekontaminálást és a dekontamináló oldat teljes eltávolítását.

3.5.2.0210. A dekontaminálási folyamatot úgy kell megtervezni, hogy az érintett rendszerelemek felületminősége a dekontaminálás után is megfeleljen a követelményeknek.

3.5.2.0300. Biztosítani kell az ellenőrzött zónáknak, az ezekbe be- és az ezekből kilépő személyeknek az újrahasználható védőruházat és az innen származó tárgyak ki- és bevitelének ellenőrzését és - ha szükséges - a dekontaminálását.

3.5.2.0400. Fel kell készülni a potenciálisan szennyezett szállító konténerek és egyéb csomagolások dekontaminálására.

3.5.2.0500. Ahol szükséges, tervezni kell a dekontaminálás távműködtetésű eszközökkel történő végrehajtását.

3.5.2.0600. A dekontaminálás hely- és erőforrásigénye nem csökkentheti a nukleáris biztonság szintjét.

3.5.2.0700. Új dekontaminálási technológiát, vagy vegyszeres dekontaminálási technológia esetén új vegyszerkomponenst csak biztonsági elemzéssel igazolva lehet bevezetni. A biztonsági elemzésnek legalább tartalmaznia kell:

a) a keletkező radioaktív hulladék kezelésének módját;

b) annak igazolását, hogy a dekontaminálás végrehajtható a létesítmény biztonsági funkcióinak sérülése nélkül;

c) az aktivitás eltávolíthatóságának igazolását, melynek ki kell térni a szennyeződés fizikai, kémiai jellegére;

d) új vegyszeres dekontaminálási technológia, vagy új vegyszer komponens bevezetése esetén

da) a használat indokoltságát;

db) a szerkezeti anyagokra vonatkozó korróziós vizsgálat eredményeit, és azok értékelését, melyet tesztekkel kell igazolni.

3.5.2.0800. A dekontaminálási folyamatot legalább az alábbiak szerint optimalizálni kell:

a) másodlagos hulladékok keletkezésének mennyisége;

b) személyi sugárterhelés nagysága; valamint

c) a dekontaminálás hatékonysága.

3.5.2.0900. Nukleáris létesítmények helyiségeinek és berendezéseinek dekontaminálásánál minimálisan figyelembe kell venni a helyiségek és berendezések közötti szennyeződésterjedés tervezett irányát és az adott helyiségben alkalmazható vegyszerekre és technológiákra vonatkozó korlátozást.

3.5.2.1000. Azoknak a berendezéseknek, illetve eszközöknek, melyek biztonságosan elszállíthatók, ki kell alakítani a dekontamináláshoz egy helyiséget, ahol a folyamat végrehajtható anélkül, hogy a nukleáris biztonságot befolyásolná.

3.5.2.1100. Azoknál a helyiségeknél, ahol előfordulhat szennyezett vizek kijutása, dekontaminálható felületeket kell kialakítani, valamint a szennyeződés terjedését meg kell akadályozni. Ezeken a helyeken megfelelő határoló felületeket, illetve a terjedés irányításához szükséges megoldást kell alkalmazni a szennyeződött felületek korlátozásához, a gyors elvezetéshez, valamint a kifolyt folyadék összegyűjtéséhez.

3.5.2.1200. Meg kell tervezni a potenciálisan szárazra kerülő és szennyezett felületek kezelését.

3.5.3. Radiológiai ellenőrző eszközök

3.5.3.0100. Megfelelő eszközöket kell tervezni a sugárzási helyzet mérésére, melyek a TA1 4 üzemállapotban képesek megfelelő pontossággal mérni, valamint kijelölt helyeken a TAK1 és TAK2 üzemállapotokban is alkalmasak információ szolgáltatására. Mérőeszközöket legalább a következő funkciókra kell tervezni:

a) az atomerőmű kijelölt helyiségei, pontjai dózisteljesítményének mérése,

b) az üzemeltető személyzet által rendszeresen kiszolgált terek műszeres ellenőrzése, ha e terekben egyes tervezési üzemállapotokban az ott-tartózkodás korlátozás alá eshet,

c) a TA4 és TAK1-2 üzemállapotok során létrejövő dózisteljesítmény jelzése,

d) a technológiai rendszerekből, a környezetből vett légnemű és folyadékminták izotóp koncentrációjának mérése a TA1-4 és TAK1-2 üzemállapotokban,

e) környezeti kibocsátások rendszeres műszeres ellenőrzése a TA1-4 és TAK1-2 üzemállapotokban,

f) felületi radioaktív szennyezettség mérése, valamint

g) az üzemeltető személyzet külső és belső sugárterhelésének, valamint felületi szennyezettségének meghatározására.

3.5.4. Biológiai védelem

3.5.4.0100. Az atomerőművi blokkon biológiai védelmet kell tervezni minden olyan helyre, ahol számítani lehet a láncreakció következtében fellépő közvetlen ionizáló sugárzásra, valamint radioaktív anyag felhalmozódására.

3.5.4.0200. A biológiai védelem anyagának megválasztásakor figyelembe kell venni:

a) a sugárzás jellemzőit,

b) az anyagok árnyékoló tulajdonságait és mechanikai jellemzőit, valamint

c) az elhelyezésnek megfelelő környezeti igénybevételek mellett feltételezhető öregedési folyamatokat.

3.5.5. Radioaktív kibocsátások

3.5.5.0100. Az atomerőművi blokkon megfelelő rendszereket kell kialakítani a légnemű és folyékony radioaktív anyagok kezelésére annak érdekében, hogy a radioaktív anyag kibocsátásának mennyisége és koncentrációja az előírt határértékek alatt, az észszerűen elérhető legalacsonyabb szinten maradjon. A kibocsátási pontok számát az észszerűen elérhető legkevesebbre kell tervezni. Biztosítani kell, hogy a kibocsátásokat integráltan lehessen ellenőrizni.

3.5.5.0110. Azokban a helyiségekben, ahol olyan rendszer, rendszerelem található, ami radioaktív folyadékot tartalmaz, meg kell tervezni a tervszerűen és véletlenül kijutó folyadék eltávolítását.

3.5.5.0200. A kibocsátási helyek pozíciójának és konstrukciójának tervezésekor figyelembe kell venni a környezeti terepi viszonyokat, az időjárási feltételeket, az építmények és kémények távolságát, tekintetbe véve a kibocsátások aerodinamikáját és a közeli építményekben folyó műveletekkel való összeférhetőséget.

3.5.5.0300. Biztosítani kell, hogy a telephely környezetében legyen meteorológiai mérőállomás, amely a tervekben meghatározott terjedelemben és gyakorisággal biztosítja a meteorológiai adatok rendelkezésre állását, minden olyan esetben, amikor azokra szükség van. A meteorológiai információknak minden olyan helyen rendelkezésre kell állni, ahol az a tervek szerinti folyamatokhoz, eljárásokhoz szükséges.

3.5.5.0400. Biztosítani kell a telephelyen kívüli környezet ellenőrzéséhez a dózisteljesítmény, valamint a radioaktív aeroszolok és a jód izotópok aktivitás-koncentrációjának mérését távmérő és mintagyűjtő hálózattal.

3.6. A NUKLEÁRIS ÜZEMANYAG ÉS A RADIOAKTÍV HULLADÉK KEZELÉSE, TÁROLÁSA

3.6.1. Általános követelmények

3.6.1.0100. Biztosítani kell a nukleáris üzemanyagok és a radioaktív hulladékok atomerőművi telephelyen belül történő megfelelő kezelését, szállítását és tárolását. A tervezés során meg kell határozni a teljesítendő tárolási, szállítási, csomagolási, emelési követelményeket.

3.6.1.0200. A nukleáris üzemanyagok és a radioaktív hulladékok telephelyen belüli kezelési, tárolási követelményeit, a telephelyen szükséges mértékű tárolókapacitást a kiégett üzemanyag és a radioaktív hulladékok kezelésének és végleges elhelyezésének nemzeti stratégiájával és a radioaktív hulladékok kezelésével kapcsolatos tevékenységeket a kiégett üzemanyag és a radioaktív hulladék kezelésének nemzeti politikájáról szóló országgyűlési határozattal, valamint a nemzeti programról szóló kormányhatározattal összhangban összhangban kell meghatározni.

3.6.1.0300. A telephelyi tárolás tervezésekor az észszerűen megvalósítható mértékben passzív biztonsági megoldásokat kell alkalmazni.

3.6.1.0400. A nukleáris üzemanyag és a radioaktív hulladékok tervezett telephelyen belül kezelése, tárolása során a fűtőelemköteg és radioaktív hulladék lehetséges állapotainak megfelelő kezelést biztosító eszközöknek rendelkezésre kell állni.

3.6.1.0500. Megfelelő eszközöknek, csomagolásnak kell rendelkezésre állnia az olyan kiégett üzemanyag és radioaktív hulladékcsomagok kezelésére, amelyek állapotromlás jeleit mutathatják.

3.6.1.0600. Nukleáris anyagot vagy más radioaktív anyagot potenciálisan tartalmazó rendszereket úgy kell megtervezni, hogy megelőzzék a szabályozatlan radioaktívanyag-kibocsátást a környezetbe, megakadályozzák a kritikusságot és a túlhevülést, biztosítsák, hogy a radioaktív kibocsátások a kibocsátási korlátok alatt és az észszerűen megvalósítható legalacsonyabb szinten maradnak, valamint, hogy elősegítsék a rendkívüli események radiológiai következményeinek csökkentését.

3.6.2. Nukleáris üzemanyagok kezelése és tárolása

3.6.2.0100. A friss fűtőelemkötegek számára olyan szállító-, kezelő- és tároló rendszereket, rendszerelemeket kell létesíteni, amelyek:

a) megfelelő biztonsági tartalékkal kizárják a kritikusság létrejöttét,

b) megakadályozzák a kezelésből származó, a fűtőelem-kötegekben ébredő nagyobb feszültségek kialakulását,

c) elkerülhetővé teszik a fűtőelemkötegek leesésének vagy egyéb módon történő sérülésének, károsodásának lehetőségét,

d) biztosítják a fűtőelemkötegek ellenőrző felülvizsgálatát,

e) lehetőséget biztosítanak a fűtőelemkötegek mechanikai szennyeződésektől való megtisztításra,

f) biztosítják a fűtőelemkötegek azonosíthatóságát minden tárolási helyszínen, valamint

g) logisztikai rendszere kizárja a fűtőelem elvesztésének lehetőségét.

3.6.2.0150. Meg kell akadályozni folyékony közeg bejutását a friss üzemanyag tárolóba.

3.6.2.0200. A besugárzott nukleáris üzemanyag kezelésére, szállítására és tárolására szolgáló rendszerek és rendszerelemek esetében a friss fűtőelemkötegek szállítására, kezelésére és tárolására tervezett rendszerekkel, rendszerelemekkel szemben megfogalmazott követelményeken túl az alábbi követelményeket is teljesíteni kell:

a) minden üzemállapotban biztosítják a maradványhő elvitelét,

b) megakadályozzák nehéz tárgyaknak a fűtőelemkötegekre történő ráesését,

c) biztosítják a besugárzott fűtőelemkötegek vizuális vizsgálatát, és a fűtőelemek hermetikusságának ellenőrzését és minősítését,

d) a feltételezhető vagy kimutatható hibákkal rendelkező fűtőelemek vagy fűtőelemkötegek esetében biztosítják az állapotuknak megfelelő tárolást,

e) a besugárzott fűtőelem-kötegek fedetlenné válását a víz alatti tároló rendszer és a hozzákapcsolódó hűtőrendszer tömörtelensége esetén is meg kell akadályozni, és képesnek kell lenni a hőelvonáshoz szükséges vízkészlet pótlására,

f) tegye lehetővé az üzemanyag kezelő és tároló területek dekontaminálásának biztosítását,

g) az oldott neutron abszorber megfelelő koncentrációjának biztosítása, valamint

h) az üzemanyag mozgató és tároló eszközök karbantarthatóságának és leszerelhetőségének biztosítása.

3.6.2.0210. A pihentető medence alternatív hűtéséhez szükséges külső vízforrás és a megfelelő bórsav-koncentráció beállítására szolgáló eszközök, technológiák rendelkezésre állását biztosítani kell.

3.6.2.0300. A besugárzott fűtőelemkötegek részére szükséges tárolási kapacitás meghatározásánál biztosítani kell, hogy az atomreaktorban lévő fűtőelemkötegek tervezett kezelési eljárásának megfelelően, minden esetben el lehessen végezni a szükséges mennyiségű fűtőelemköteg atomreaktorból történő kirakását.

3.6.2.0400. A tervezőnek igazolnia kell az alkalmazott nukleáris üzemanyag és a kezelésére tervezett atomerőművi rendszerek, rendszerelemek mechanikai és kémiai kompatibilitását.

3.6.2.0500. A pihentető medence TA1-4 üzemállapotában biztosítani kell:

a) a besugárzott fűtőelemek szükség szerinti vizsgálatát,

b) a tárolóközeg vízkémiai és radiológiai ellenőrzésére szolgáló eszközöket,

c) víztisztító, szivárgásgyűjtő és szivárgás-ellenőrző rendszereket, valamint

d) a tárolómedence szintjét és hőmérsékletét szabályozó és monitorozó rendszereket.

3.6.3. Radioaktív hulladékok kezelése és tárolása

3.6.3.0100. Rendszereket, rendszerelemeket és eljárásokat kell tervezni a keletkező radioaktív hulladékok kezelésére és telephelyi tárolására.

3.6.3.0200. Komplex hulladékkezelési dokumentációt kell kidolgozni a radioaktív anyagok útjának szabályozására és ellenőrzésére.

3.6.3.0300. A radioaktív hulladékokat kezelő rendszereket és az alkalmazott eljárásokat úgy kell megtervezni, hogy a végtermékként keletkező hulladék megfeleljen a szállítási, átmeneti tárolási követelményeknek, valamint - amennyiben ismert - a végső elhelyezés átvételi követelményeinek.

3.6.3.0400. A hatékony hulladékkezelés érdekében a keletkező radioaktív hulladékokat osztályozni kell és halmazállapotuk szerint szét kell választani. Az osztályozási szempontok kialakításakor figyelembe kell venni a hulladék minimalizálásának követelményét. A további szempontok között figyelembe kell venni a felezési időt, a fizikai és kémiai tulajdonságot, radionuklidösszetételt, aktivitáskoncentrációt, térfogatot.

3.6.3.0500. Nuklidspecifikus mérésekkel, a nehezen mérhető radionuklidok esetén közvetett elméleti úton, meg kell határozni a radioaktív hulladékok reprezentatív izotóp összetételét és aktivitását. A keletkező radioaktív hulladékokat minősíteni kell.

3.6.3.0600. A folyékony radioaktív hulladékokat aktivitáskoncentrációjuk szerint kell osztályozni. Feldolgozásuk során fizikai és kémiai tulajdonságaikat figyelembe kell venni. Biztosítani kell, hogy a tárolótartályok, konténerek alkalmas szellőzéssel, nyomásmentesítési lehetőséggel és a szivárgások összegyűjtésére alkalmas berendezéssel rendelkezzenek.

3.6.3.0700. Az atomerőmű területén a tárolást úgy kell megtervezni, hogy minden radioaktív hulladékcsomag ellenőrizhető, szükség esetén visszanyerhető legyen.

3.6.3.0800. A tároló kapacitás meghatározásakor figyelembe kell venni, hogy a tárolónak mindig rendelkeznie kell megfelelő tartalékkal, ami nem várt események esetén is biztosítja a megfelelő kapacitást.

3.6.3.0900. A radioaktív hulladékok átmeneti tárolásához és végleges elhelyezéséhez használt konténertípusoknak biztosítania kell meghatározott tárolási ideig a radioaktív hulladékok elszigetelését a környezettől.

3.6.3.1000. A speciális kezelést igénylő radioaktív hulladékok, különösen a nagyobb mennyiségben alfa-sugárzó radionuklidokat tartalmazó hulladékok, továbbá a gyúlékony, robbanékony, korrozív, toxikus illetve más veszélyes anyagot tartalmazó hulladékok kezelését tervezni kell.

3.6.3/A. Légnemű radioaktív hulladékok kezelése

3.6.3.1100. A légnemű radioaktív anyagok kezelésére alkalmas rendszereket, rendszerelemeket kell tervezni a vonatkozó korlátok betartása és a kibocsátás minimalizálása érdekében.

3.6.3.1200. Az illékony radioaktív anyagokat az észszerűen megvalósítható mértékben el kell távolítani a gáz halmazállapotú radioaktív hulladékból.

3.6.4.1300. Intézkedéseket kell tervezni az éghető vagy robbanásveszélyes elegyek keletkezésének megakadályozására vagy eltávolítására.

3.6.3/B. Folyékony radioaktív hulladékok

3.6.3.1400. A folyékony radioaktív hulladék feldolgozó rendszerek tervezésekor figyelembe kell venni a folyadék összetételét és tulajdonságait.

3.6.5.1500. A különböző típusú hulladékokat megfelelően el kell különíteni és a feldolgozás leghatékonyabb módszerét kell választani az indokoltság elvének betartásával.

3.6.5.1600. A hulladékkondicionáláshoz alkalmas mátrix anyagot és megfelelő hordót vagy konténert kell tervezni.

3.6.5.1700. Megfelelő tartálykapacitással kell rendelkezni a radioaktív közegek tárolásához a környezetbe való kijutás minimalizálása érdekében.

3.6.3./C. Szilárd radioaktív hulladékok

3.6.3.1800. Megfelelő szilárd hulladék kezelési eljárásokat kell tervezni a hulladék-minimalizálás elvével összhangban.

3.6.3.1900. Mobil kondicionáló berendezés esetén intézkedéseket kell tervezni a szennyeződés terjedés meggátolására.

3.7. A TELEPHELYEN BELÜLI NUKLEÁRISBALESET-ELHÁRÍTÁS TERVEZÉSE

3.7.1.0100. A nukleárisbaleset-elhárítási eljárásokat a TA4 és TAK1-2 üzemállapotok elemzési eredményei alapján kell megtervezni, figyelembe véve, hogy az adott telephely összes reaktorában és nukleáris létesítményben egyszerre léphetnek fel a fenti üzemállapotok. Az elemzések terjedelmének elegendő információt kell szolgáltatni a veszélyhelyzet-elhárítási tevékenységek meghatározására.

3.7.1.0200. A tervezés során azonosított veszélyforrásokat azok potenciális súlyossága alapján veszélyhelyzeti tervezési kategóriákba kell sorolni. A veszélyforrások között figyelembe kell venni az atomreaktorral nem közvetlenül összefüggő kockázati tényezőket is, így különösen a kiégett üzemanyag kezelésével, a pihentető medencékkel, a radioaktív hulladékok kezelésével és a telephelyen alkalmazott radioaktív forrásokkal kapcsolatos baleseti helyzeteket is, valamint a telephelyen kívüli kockázati tényezőket, így különösen a telephelyez közeli nukleáris létesítmény potenciális súlyos és nagyon súlyos baleseti helyzeteit. A felkészülés során az elemzések szerinti legsúlyosabb veszélyhelyzet elhárításának képességét kell elérni. Be kell mutatni, hogy a felkészülés minden feltételezett kezdeti esemény és lehetséges veszélyhelyzet esetén biztosítja, hogy a megfelelő intézkedések - osztályozás, értesítés, működésbe lépés és nukleárisbaleset-elhárítási intézkedések - végrehajtása időben megtörténjen.

3.7.1.0300. Veszélyhelyzeti irányító központot kell kialakítani az elhárítást végző személyzet számára. Biztosítani kell, hogy a veszélyhelyzeti irányító központban legyen elégséges műszerezés és legyenek eszközök a veszélyhelyzet során szükséges beavatkozások irányítására, valamint a nukleárisbaleset-elhárításért felelős szervezeti egységekkel, helyszínekkel és a telephelyen kívüli nukleárisbaleset-elhárításért felelős szervezetekkel történő kommunikációra.

3.7.1.0400. A veszélyhelyzeti irányító központot olyan redundáns és diverz kommunikációs rendszerrel kell felszerelni, amely alkalmas a telephelyen belüli, és a telephelyen kívüli, a nukleárisbaleset-elhárításért felelős szervezeti egységek és a telephelyen kívüli nukleárisbaleset-elhárításért felelős szervezetek riasztására, valamint a blokk- és tartalékvezénylővel, az atomerőmű egyéb fontos helyszíneivel és az atomerőművön kívüli nukleárisbaleset-elhárítási szervezetekkel történő kommunikációra.

3.7.1.0500. A veszélyhelyzeti irányító központban tartózkodó személyzetnek a veszélyhelyzetből eredő körülmények elleni védelmét biztosítani kell. Lehetővé kell tenni a veszélyhelyzeti irányító központ funkcióképességének rendszeres ellenőrzését. A veszélyhelyzeti irányító központot úgy kell elhelyezni, hogy megközelíthetősége biztosított legyen a feltételezett veszélyhelyzetekben. A veszélyhelyzeti irányító központ használatának ellehetetlenülése esetére, az atomerőműtől elegendő távolságra tartalék veszélyhelyzeti irányító központot kell létesíteni, amely kielégíti a veszélyhelyzeti irányító központtal szemben támasztott elvárásokat.

3.7.1.0600. A telephelyen tartózkodó minden személy riasztására alkalmas telephelyi riasztórendszert kell kiépíteni. A veszélyhelyzet intézkedések végrehajtásának érdekében egyszerűen, érthetően és tartós módon megjelölt és megbízhatóan kivilágítható biztonságos menekülési utakat és azok biztonságos használatához szükséges egyéb feltételeket kell biztosítani az atomerőműben. A menekülési útvonalakat úgy kell megtervezni, hogy azok kielégítsék a munkavédelmi, sugárvédelmi, tűzvédelmi és fizikai védelmi követelményeket.

3.7.1.0700. A nukleárisbaleset-elhárításért részt vevő személyzet számára a polgári védelmi előírásoknak és a nukleárisbaleset-elhárításban tevékenységbe bevont személyek számának megfelelő óvólétesítményeket kell kialakítani.

3.7.1.0800. A nukleárisbaleset-elhárításhoz szükséges eszközök tervezésekor figyelemmel kell lenni a nagy sugárzású terekben indokolt munkavégzés, valamint az ahhoz elengedhetetlen telephelyi közlekedés szükségességét.

3.7.1.0900. A veszélyhelyzetek kezeléséhez szükséges rendszereket, rendszerelemeket úgy kell megtervezni, hogy minden üzemállapotban, ide értve a TAK1-2 üzemállapotot is, hosszú távon is üzemképesek legyenek és ellássák funkciójukat.

3.7.1.1000. Amennyiben a baleset-elhárítás részét képezi a mobil eszközök használata, azoknak olyan fixen telepített csatlakozási pontokat kell kialakítani, amelyek fizikai és radiológiai szempontból TAK1-2 üzemállapotban is használhatók.

3/A. melléklet az 1/2022. (IV. 29.) OAH rendelethez

Új atomerőművi blokkok tervezési követelményei

3a.1. BEVEZETÉS

3a.1.1. A szabályzat hatálya

3a.1.1.0100. A szabályzat célja az atomerőmű, mint nukleáris létesítmény és az azt alkotó, a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek, rendszerelemek tervezési alapelveinek és tervezési követelményeinek meghatározása.

3a.1.1.0200. A jelen szabályzat rendelkezéseit a Magyarország területén 10. melléklet 175. pontjában meghatározott, létesítendő, vízhűtésű, termikus reaktorokkal működő atomerőművi blokkok tervezési követelményeinek meghatározása tekintetében kell alkalmazni.

3a.2. ÁLTALÁNOS TERVEZÉSI KÖVETELMÉNYEK

3a.2.1. Alapvető tervezési követelmények

3a.2.1.0100. Az engedélyesnek a tervezés összetett folyamatát szabályozó irányítási rendszert kell működtetnie, amely biztosítja a tervek minőségét, összhangját és a nukleáris biztonsági követelmények teljesítését.

3a.2.1.0200. A tervek megfelelőségét - beleértve a tervezés eszközeit, a tervezési adatokat és eredményeket - a tervezőtől független szervezet által felül kell vizsgáltatni.

3a.2.1.0300. A tervezésre vonatkozó valamennyi követelmény azonosításával a tervezés kezdeti szakaszában meg kell határozni a tervezési folyamat menetét. Az azonosított követelmények alapján részletesen meg kell határozni a követelmények teljesítéséhez szükséges tervezői előírásokat, feladatokat.

3a.2.1.0400. Az atomerőmű tervezését csak olyan tervező szervezet végezheti, amely az érintett tervezési szakterületre érvényes, jogszabály által, ennek hiányában az engedélyes által meghatározott minősítéssel rendelkezik, és a tevékenység végzésére jogosult.

3a.2.1.0500. Az engedélyes tervező szervezetet is megbízhat az atomerőmű tervezésellenőrzési és tervkezelési feladatainak koordinációjával.

3a.2.1.0600. Az engedélyesnek biztosítania kell, hogy a tervek kidolgozásának részletezettsége legalább az adott életciklus szakaszhoz tartozó hatósági engedélyezési eljárások lefolytatásához szükséges terjedelemnek feleljen meg.

3a.2.1.0700. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek, rendszerelemek tervezési alapját szisztematikusan kell meghatározni és dokumentálni. A műszaki követelményeket tervezési specifikációkban kell rögzíteni.

3a.2.1.0800. Biztosítani kell, hogy az engedélyes minden olyan tervezési információ birtokosa legyen, amely az atomerőmű biztonságos üzemeltetéséért viselt felelősségének fenntartásához szükséges. Az engedélyesnek képesnek kell lennie az atomerőmű teljes élettartama alatt az atomerőmű biztonságát szolgáló tevékenység végzésére vagy végeztetésére, a biztonsággal összefüggő döntések meghozatalára.

3a.2.1.0900. Biztosítani kell, hogy az atomerőmű rendszerei és rendszerelemei esetén ellenőrizni lehessen annak igazolását, hogy az alapvető tervezési követelmények teljesülnek.

3a.2.1.0910. Programozható rendszerek esetében - amennyiben az adott követelmény másképp nem rendelkezik - a rendszerekre és rendszerelemekre vonatkozó követelményeket az ellátott funkció megvalósításában résztvevő hardver és szoftver együttesére kell vonatkoztatni.

I. Az alapvető biztonsági funkciók biztosítása

3a.2.1.1000. Az alapvető biztonsági funkcióknak teljesülnie kell TA1-4 üzemállapotok esetén. A TAK1 üzemállapotot követően az alapvető biztonsági funkcióknak az atomreaktor ellenőrzött, biztonságos leállított, illetve TAK2 üzemállapotot követően pedig a súlyos baleset utáni biztonságos állapotba viteléhez szükséges mértékben kell teljesülniük.

3a.2.1.1100. Az alapvető biztonsági funkciók teljesítésére rendszereket kell tervezni.

3a.2.1.1200. Az alapvető biztonsági funkciók teljesítése érdekében biztonsági és egyéb elemzések által meg kell határozni az összes biztonsági funkciót és az azokat teljesítő rendszereket, rendszerelemeket minden üzemállapotra, beleértve a normál üzemet is.

II. A mélységben tagolt védelem elvének alkalmazása

3a.2.1.1400. Egymástól független védelmi szintekkel kell biztosítani, hogy a lehetséges meghibásodások, a normál üzemtől való eltérések észlelhetők, ellensúlyozhatók és kezelhetők legyenek. A 7. § szerinti követelmények mellett a

3a.2.1.1500.-3a.2.1.2000. pontban meghatározott kiegészítő követelményeket kell teljesíteni a mélységben tagolt védelem öt szintjének alkalmazása során.

3a.2.1.1500. A tervezés során többszörös fizikai gátakat kell alkalmazni a radioaktív anyagok környezetbe történő ellenőrizetlen kikerülésének megakadályozására.

3a.2.1.1600. A mélységben tagolt védelem elvének alkalmazása érdekében az alábbi négy fizikai gátat kell megkülönböztetni:

a) az üzemanyag-mátrix;

b) a fűtőelem burkolata;

c) a reaktor primer körének határa;

d) a konténment rendszer.

3a.2.1.1700. A gátak védelmét biztosítani kell. Tervezési megoldásokkal kell biztosítani a biztonsági funkciók és az elfogadási kritériumok teljesülését a védelem valamely szintjének sérülése esetén is.

3a.2.1.1800. Atomerőmű tervezése során, a mélységben tagolt védelem elvével összhangban:

a) tervezési megoldásokkal kell biztosítani, hogy az alapvető biztonsági funkciók a gátak fenntartásával és a meghibásodások vagy normál üzemállapottól való eltérések következményeinek csökkentésével megvalósulhassanak;

b) biztonsági funkciót ellátó rendszereket kell alkalmazni a TA2-4 vagy a TAK1-2 üzemállapot megelőzése és kezelése érdekében;

c) biztosítani kell az üzemeltetés vagy a karbantartás során bekövetkező emberi hiba káros következményeinek elkerülését,

d) műszaki eszközökkel biztosítani kell az atomerőmű állapotának kezelhetőségét úgy, hogy a meghibásodások vagy a normál üzemállapottól való eltérések esetén a biztonsági funkciót ellátó rendszerek működésének szükségessége a lehető legkisebb legyen; továbbá

e) biztosítani kell, hogy az atomerőmű állapotának kezelhetősége a biztonsági funkciót ellátó rendszerek működését igénylő állapotokban is nagy megbízhatóságú legyen, és ne igényelje a kezelő személyzet beavatkozását a folyamat korai szakaszában.

3a.2.1.1900. A mélységben tagolt védelem szintjeit az alábbiak figyelembevételével kell kialakítani:

ABCDE
1Mélységben tagolt védelem szintjeCélkitűzésAlkalmazandó
eszközök
Radiológiai
következmények
Vonatkozó
üzemállapot/állapot
21.Normál üzemi
állapottól való
eltérések és hibák
megelőzése
Konzervatív
tervezés, magas
színvonalú
létesítés és üzemeltetés; fő üzemi paraméterek
előírt határok
között tartása
Nincs a hatósági
korlátokat
meghaladó
telephelyen kívüli radiológiai hatás
Normál üzem (TA1)
32.Normál üzemi
állapottól való
eltérések és hibák
kezelése
Szabályozó és
biztonságvédelmi rendszerek;
egyéb
felügyeleti
módszerek
Várható üzemi
események (TA2)
43.3.a.Üzemzavarok
kezelése a
radioaktív
kibocsátás
korlátozása és az
Biztonsági
rendszerek,
üzemzavar-elhárítási
utasítások
Nincs vagy csak
minimális
telephelyen
kívüli radiológiai
hatás
Tervezési
üzemzavar
(TA3-4)
53.b.üzemanyag
olvadás
megelőzése
érdekében
Hozzáadott
biztonsági
eszközök
komplex
üzemzavarok
elhárítására,
üzemzavar-elhárítási
utasítások,
telephelyi
balesetelhárítási
intézkedések
Komplex
üzemzavar
(Feltételezett
többszörös
meghibásodás)
(TAK1)
64.A nagy vagy korai
kibocsátás
gyakorlati
kizárása, az
üzemanyag
olvadással járó
súlyos balesetek
kezelése a
telephelyen kívüli
kibocsátások
korlátozása
érdekében
Kiegészítő
biztonsági
eszközök az
üzemanyag
olvadás
korlátozásához,
baleset-kezelési
útmutatók,
telephelyi
balesetelhárítási
intézkedések
A telephelyen
kívüli radiológiai
hatás térben és
időben
korlátozott
lakossági
óvintézkedések
bevezetését
indokolhatja
Súlyos baleset
(TAK2)
75.Jelentős radioaktív
anyag kibocsátás
radiológiai
következményeinek csökkentése
Telephelyi és
telephelyen
kívüli
balesetelhárítási
intézkedések;
beavatkozási
szintek
A telephelyen
kívüli radiológiai
hatás lakossági
óvintézkedéseket
indokol
Nagyon súlyos
baleset

3a.2.1.2000. Biztosítani kell az észszerűen megvalósítható legteljesebb mértékben:

a) a gátak integritását veszélyeztető események megelőzését, a veszélyeztető tényezők elviselését;

b) egynél több gát egyidejű meghibásodásának elkerülését;

c) egy gát meghibásodásának elkerülését egy másik gát vagy egyéb rendszerelem hibája következtében;

d) a gátak terve konzervatív legyen, a megvalósításuk pedig magas minőségi normák szerint történjen annak érdekében, hogy

da) a meghibásodások és a normál üzemi állapottól való eltérések lehetősége az észszerűen elérhető legalacsonyabb szintű legyen,

db) a TA3-4 vagy a TAK üzemállapotok az észszerűen megvalósítható szinten kizárhatók legyenek, továbbá

dc) ne jöhessen létre szakadékszél-effektus.

III. Egyéb általános tervezési követelmények

3a.2.1.2100. A biztonsági funkciót ellátó rendszereket, rendszerelemeket úgy kell megtervezni, hogy a biztonsági funkciók a tervben megkövetelt megbízhatósággal valósuljanak meg a teljes élettartam alatt.

3a.2.1.2200. A tervekben megfelelő tartalékokat kell biztosítani a tervezési módszerek, eszközök hibáira, a gyártási és szerelési tűrésekre, bizonytalanságokra, a feltételezett hibákra és a tervezett üzemidő alatti öregedési mechanizmusok által okozott romlási folyamatok konzervatívan becsült mértékére.

3a.2.1.2300. A biztonság szempontjából fontos rendszereket és rendszerelemeket a nukleáris iparban elfogadott szabványok alkalmazásával kell tervezni. A tervezésnél a használatra előirányzott szabványok körét előzetesen meg kell határozni, alkalmazhatóságukat igazolni kell.

3a.2.1.2400. A biztonság szempontjából fontos rendszereket, rendszerelemeket hasonló feltételek között kipróbált, bevált konstrukciós megoldásokat alkalmazva kell tervezni. Ettől eltérő esetben olyan technológiákat és termékeket kell alkalmazni, amelyek alkalmazhatóságát megvizsgálták és igazolták. Az új tervezési megoldások esetében, amelyek eltérnek a műszaki gyakorlatban bevett megoldásoktól, az alkalmazhatóságot adekvát kutatásokkal, tesztekkel, más alkalmazásokban szerzett tapasztalatok elemzésével biztonsági szempontból igazolni kell. Az új megoldást tesztelni kell az üzembe helyezés előtt. A rendszer, rendszerelem működését - annak üzemelése közben - monitorozni kell a megfelelőség végleges igazolása érdekében.

3a.2.1.2410. Igazolni kell, hogy a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerelemek hibamentesek, és a keletkező hibák a tervezett üzem közbeni vizsgálatokkal, tesztekkel kimutathatók, valamint az így kimutatott hibák kezelhetők.

3a.2.1.2500. A rendszerek, rendszerelemek azonosítására, a rendszertechnikai helyét is egyértelműen azonosító jelölési rendszert kell kialakítani.

3a.2.1.2600. A tervezés során figyelembe kell venni az atomerőművek tervezése, létesítése és üzemletetése során felgyülemlett tapasztalatokat és a releváns kutatási eredményeket.

3a.2.1.2700. A tervezés során, e rendeletben meghatározott módon - a tervezés korai szakaszától kezdve - alkalmazni kell a biztonsági elemzési módszereket.

3a.2.1.2710. A biztonsági elemzésnek bizonyítékkal kell szolgálnia, hogy a mélységben tagolt védelmet az erőmű tervében figyelembe vették.

3a.2.1.2800. A rendszereket, rendszerelemeket úgy kell megtervezni, hogy a gyárthatóság, szerelhetőség, építhetőség, ellenőrizhetőség, karbantarthatóság, javíthatóság biztosítható legyen.

3a.2.1.2900. A tervezés során biztosítani kell az atomerőmű leszerelhetőségét, amit a felaktiválódás minimalizálásával, a dekontaminálhatósággal, a hozzáférés biztosításával és a leszerelés irányíthatóságának figyelembevételével kell megvalósítani.

3a.2.1.3000. A nukleáris biztonsági, a fizikai védelmi és a biztosítéki követelményeket integrált módon, a kölcsönhatások figyelembevételével kell érvényesíteni.

3a.2.1.3100. Több blokkal rendelkező atomerőmű esetén biztosítani kell a blokkok egymástól való indokolt mértékű függetlenségét.

3a.2.2. A biztonságra való tervezés alapja

I. Az atomerőmű állapotának és eseményeinek kategorizálása

3a.2.2.0100. A normál üzemtől eltérő állapotokat a tervezési alapba tartozó, valamint a tervezési alap kiterjesztése üzemállapotokra kell osztani.

3a.2.2.0200. A normál üzemet, valamint az atomerőmű tervezési alapjának részeként figyelembe vett állapotokra vezető eseményeket gyakoriságuk alapján az alábbi táblázat szerinti üzemállapotokhoz kell rendelni. A különböző állapotokra vezető események gyakoriságát elemzésekkel kell igazolni.

ABC
1.ÜzemállapotMegnevezésEsemény gyakoriság
(f [1/év])
2.TA1normál üzem-
3.TA2várható üzemi eseményekf ≥10-2
4.TA3kis gyakoriságú tervezési
üzemzavarok
10-2 ≥ f ≥10-4
5.TA4nagyon kis gyakoriságú
tervezési üzemzavarok
10-4 ≥ f ≥10-6

3a.2.2.0300. A tervezési alap kiterjesztésének két kategóriáját kell megkülönböztetni:

a) komplex üzemzavar (TAK1), vagy

b) súlyos baleset (TAK2).

3a.2.2.0400. Valószínűségi biztonsági elemzésekkel kell igazolni minden tervezési alapba tartozó üzemzavarra, hogy egy adott kezdeti esemény gyakoriságának és az adott kezdeti esemény okozta tranziens során a TA4 üzemállapotokra vonatkozó elfogadási kritériumok teljesítéséhez szükséges bármely biztonsági funkció elmaradása valószínűségének szorzata nem haladja meg a 10-6/év értéket.

II. Biztonsági osztályba sorolás

3a.2.2.0500. A 3a.2.1.1200. követelmény alapján meghatározott funkciókra fontossági elemzést kell végezni az alábbiak figyelembevételével:

a) a biztonsági funkció megvalósulása elmaradásának következménye,

b) a biztonsági funkció szándékolatlan működésének következménye,

c) a biztonsági funkció megvalósulását igénylő kezdeti események gyakorisága,

d) a biztonsági funkció szerepe az ellenőrzött, vagy a biztonságos állapot biztosításában.

Az elemzéseknek elsődlegesen determinisztikus módszereken kell alapulnia, kiegészítve valószínűségi módszerekkel és mérnöki becsléssel.

3a.2.2.0600. A biztonsági funkciók szintekbe sorolása folyamatában azonosítani kell, hogy az adott funkció a mélységben tagolt védelem szintjei közül melyikhez rendelhető, elsősorban annak érdekében, hogy értékelni lehessen a védelmi szintek egymástól való függetlenségét.

3a.2.2.0700. A biztonsági funkciókat biztonsági szintekbe kell besorolni a következő módon:

a) F1A szinthez kell rendelni azokat a biztonsági funkciókat, amelyek a TA3-4, illetve indokolt esetben TA2 üzemállapotokból az atomerőművi blokk ellenőrzött állapotba hozásához szükségesek;

b) F1B szinthez kell rendelni azokat a biztonsági funkciókat, amelyek

ba) a TA3-4, illetve indokolt esetben TA2 üzemállapotokból az atomerőművi blokk biztonságos leállított állapotba hozásához és legalább 24 óráig a leállított állapotban tartásához szükségesek,

bb) azokat a funkciókat, amelyek az F1A funkciók elmaradását követően azok helyébe lépnek, és segítenek a TA-n túli üzemállapotokat TAK1 üzemállapotban tartani, továbbá

bc) minden olyan normálüzemi funkciót, amelynek elvesztése közvetlenül TA3-4 üzemállapotot eredményezhet.

c) F2 szinthez kell rendelni:

ca) azokat a biztonsági funkciókat, amelyek a TA2-4 üzemállapotok után ahhoz szükségesek, hogy az atomerőművi blokkot 24 óra eltelte után legalább 72 óráig biztonságos leállított állapotban tartsák,

cb) a tervezési alap kiterjesztésénél figyelembe vett biztonsági funkciókat, valamint azokat, amelyek ilyen üzemállapotok esetén információt szolgáltatnak, kivéve a bb) alpontba tartozókat,

cc) az atomreaktor aktív zónájával nem kapcsolatos üzemzavarok elkerülésére szolgáló biztonsági funkciókat, valamint

cd) minden olyan normálüzemi funkciót, amelynek elvesztése TA2 üzemállapotot és közvetlenül reaktorvédelmi működést eredményezhet.

3a.2.2.0710. Elsődlegesen determinisztikus módszerekkel, kiegészítve valószínűségi módszerekkel és mérnöki becsléssel azonosítani kell azokat az alapvető konstrukciós megoldásokból származó rendszereket, rendszerelemeket (beleértve a passzív tervezési megoldásokat, fizikai gátakat), melyek normál üzemi megbízható működése kihatással van a nukleáris biztonságra. Ezeket a nukleáris biztonságra gyakorolt hatásuk alapján - biztonsági funkcióhoz rendelésük nélkül - közvetlenül kell biztonsági osztályba sorolni.

3a.2.2.0800. A fizikai gátak funkcióit a gát által elzárt aktivitás és a gát izolálásának lehetősége alapján a 3a.2.2.0900-3a.2.2.1100. pontnak megfelelően szintekre kell bontani.

3a.2.2.0900. B1 szinthez kell rendelni a nem izolálható gátakat, amelyek potenciálisan erősen szennyezett közeget zárnak el és meghibásodásuk esetén jelentős radioaktív közeg kibocsátás következhet be. Ehhez a szinthez tartozik különösen a fűtőelempálcák burkolata és a primerkör nyomáshatára.

3a.2.2.1000. B2 szinthez kell rendelni az olyan izolálható gátakat, amelyek potenciálisan erősen szennyezett közeget zárnak el, vagy az olyan nem izolálható gátakat, amelyek gyengén szennyezett közeget zárnak el. Ehhez a szinthez tartoznak a szekunder gőz- és vízkörök, valamint a radioaktív anyagok üzemzavar utáni kibocsátásának elhatárolásában részt vevő rendszerelemek.

3a.2.2.1100. B3 szinthez kell rendelni az olyan izolálható gátakat, amelyek gyengén szennyezett közeget zárnak el. Ehhez a szinthez tartoznak a radioaktív anyagok normál üzem alatti elhatárolásában részt vevő rendszerelemek, valamint a konténment olyan, a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerei, amelyek normál üzemben és üzemzavarok során nincsenek közvetlen kapcsolatban az atomreaktor hűtőkörével vagy a konténment légterével.

3a.2.2.1200. A 3a.2.2.1300-3a.2.2.2300. pontoknak megfelelően az atomerőmű rendszereit és rendszerelemeit biztonsági hatásuk, legmagasabb biztonsági szintbe sorolt funkciójuk alapján illetve az alapvető konstrukciós megoldásokat meghibásodásuk következményei alapján kell biztonsági osztályokba és nem biztonsági osztályba sorolni.

3a.2.2.1300. ABOS 1. biztonsági osztályba kell sorolni

a) az F1A funkciót ellátó rendszerek, rendszerelemek közül azokat, amelyekre a 3a.2.2.0500. pont szerinti fontossági elemzés a funkció elmaradása esetén súlyos következményt mutat ki, vagyis a kibocsátási határértékek meghaladják a tervezési alapra megadott értékeket, illetve a fő fizikai paraméterek értékei a tervezési alapra vonatkozó elfogadási kritériumokat.

b) a B1 szintű, nem izolálható gátakat, valamint a 3a.2.2.0710. pont alapján azonosított egyéb rendszerelemeket, amelyek meghibásodása vagy hibája olyan eseményhez vezethet, ami miatt

ba) a kibocsátási határértékek meghaladják a TA4 üzemállapotra megadott értékeket, vagy

bb) a primerkör fizikai paramétereinek értékei meghaladják a TA4 üzemállapotra vonatkozó elfogadási kritériumokat.

3a.2.2.1400. ABOS 2. biztonsági osztályba kell sorolni azokat a rendszereket és rendszerelemeket, amelyek

a) F1 szintű biztonsági funkciókat valósítanak meg és nem kerültek az ABOS 1. biztonsági osztályba,

b) a 3a.2.2.0700. pont c) alpont ca) alpontjához tartozó funkciót ellátó rendszerek közül azok, amelyekre a 3a.2.2.0500. pont szerinti fontossági elemzés a funkció elmaradása esetén súlyos következményt mutat ki, vagyis a kibocsátási határértékek meghaladják a tervezési alapra megadott értékeket, illetve a fő fizikai paraméterek értékei a tervezési alapra vonatkozó elfogadási kritériumokat,

c) az atomreaktor hűtőrendszerén kívül tárolt friss és besugárzott fűtőelemek szubkritikusságát, épségének megőrzését és szükséges mértékű hűtését biztosítják, vagy

d) a B2 szintű izolálható gátakat, valamint a 3a. 2.2.0710. pont alapján azonosított egyéb rendszerelemeket, amelyek TA1-ben történt meghibásodása vagy hibája elfogadási kritériumok alapján TA3-4 üzemállapothoz vezet, és a radiológiai, dózis határértékek meghaladják a TA2-re meghatározottakat.

3a.2.2.1500. ABOS 3. biztonsági osztályba kell sorolni azokat a rendszereket és rendszerelemeket, amelyek

a) B3 szintű izoláló funkciót biztosítanak,

b) F2 biztonsági funkciókat valósítanak meg és nem kerültek besorolásra ABOS 2. biztonsági osztályba,

c) TA3-4 üzemállapotot megelőző szerepet töltenek be, és esetleges üzemképtelenségük a TA3-4 üzemállapot során nincs hatással az üzemzavar lefolyására, ideértve a funkciójuk szerint a blokk egyes üzemi paramétereinek a TA2-re meghatározott tartományból a TA1-re meghatározott tartományba hozatalát ellátó rendszereket, kivéve azokat, amelyek a 3a.2.2.0700. pont a) és b) alpontja szerint F1 funkciót látnak el;

d) biztosítják, hogy az atomreaktoron kívüli sugárforrások ne okozzanak többlet-sugárterhelést az atomerőmű telephelyén tartózkodó személyek és a lakosság számára,

e) működésükkel az ABOS 1. vagy ABOS 2. biztonsági osztályba sorolt rendszerek üzembe lépésének szükségességét előzik meg,

f) működési hibája megakadályozza a technológia biztonságos paraméter tartományon belül való működésének ellenőrzését, ezen információk megőrzését, vagy

g) B3 izoláló funkciót biztosító rendszerelemek, vagy olyan, a 3a.2.2.0710. pont alapján azonosított egyéb rendszerelemek, amelyek TA1-ben történt meghibásodása vagy hibája olyan TA3-4 üzemállapothoz vezet, amely esetén a radiológiai, dózis határértékek meghaladják a normál üzemi foglalkozási sugárterhelésre meghatározottakat.

3a.2.2.1600. ABOS 4. nem biztonsági osztályba kell sorolni minden olyan rendszert és rendszerelemet, amelynek nincs biztonsági funkciója, és nem alapvető konstrukciós megoldás.

3a.2.2.1700. Azokat a 3a.2.2.0710. pont alapján azonosított rendszereket és rendszerelemeket, amelyek meghibásodása befolyásolja a kockázatelemzés és a külső veszélyeztető tényezők elemzésének peremfeltételeit, így különösen tűz-, vagy elárasztás határoló szakaszokat legalább ABOS 3. biztonsági osztályba kell sorolni.

3a.2.2.1800. A TAK1-2 baleseti szituációkban közreműködők elégséges és megbízható információkkal való ellátását biztosító rendszereket - beleértve a monitoring és balesetelhárítási kommunikációs rendszereket is - biztonsági osztályba kell sorolni.

3a.2.2.1900. Biztonsági elemzésekkel alátámasztott, az üzemeltetési tapasztalatokat felhasználó módszert kell alkalmazni a passzív rendszerek biztonsági osztályba sorolásakor.

3a.2.2.2000. El kell végezni a fentiek alapján besorolt rendszerek és rendszerelemek részletes elemzését annak érdekében, hogy megállapítható legyen, hogy mely részegységek - beleértve az irányítástechnikai, energia ellátási részegységeket is - szerkezeti elemek, alkatrészek befolyásolják, és melyek nem befolyásolják, illetve veszélyeztetik az adott rendszer, rendszerelem osztályba sorolása alapjául szolgáló biztonsági funkció megvalósítását.

3a.2.2.2100. A biztonsági osztályba sorolt rendszerek segédrendszereit az alaprendszer részének kell tekinteni, és ennek megfelelően kell biztonsági osztályba sorolni. Ezen segédrendszerekre a megbízhatóság, redundancia, diverzitás, függetlenség és a tesztelés céljából való leválaszthatóság szempontjából azon alaprendszerre vonatkozó követelményeket kell alkalmazni, amelyhez kapcsolódnak.

3a.2.2.2200. A különböző szempontok szerinti osztályba sorolás integrált alkalmazása során azonosítani kell az egyes külső és belső veszélyeztető tényezők, illetve ezek észszerű kombinációinak elhárításához szükséges biztonsági funkciókat, és a potenciális telephelyen belüli és kívüli hatások függvényében kell a biztonsági funkciókat szintekbe sorolni.

3a.2.2.2300. A külső és belső eredetű veszélyeztető tényezők, így különösen tűz, elárasztás, földrengés, elektromágneses interferencia, légszennyezés által kiváltott esemény alatt és azt követően biztosítani kell, hogy az atomerőmű ellenőrzött állapotban maradjon, illetve amennyiben szükséges, biztonságos leállított állapotba kerüljön. A rendszereket, rendszerelemeket a külső és belső eredetű veszélyeztető tényezőkkel szembeni ellenállóság, de legalább földrengés-biztonság szempontjából is osztályba kell sorolni, és a tervezés során ennek megfelelő és differenciált követelményeket kell alkalmazni a 3a.3.6. pont alapján.

3a.2.2.2400. A biztonsági funkciók megvalósítását biztosító rendszereket és rendszerelemeket a 3a.2.2.2600-3a.2.2.2900. pontnak megfelelően kell az adott környezetállósági osztályba sorolni.

3a.2.2.2500. Meg kell teremteni a rendszerek és rendszerelemek különböző szempontok szerinti osztályba sorolása közötti kapcsolatokat, be kell mutatni az ebben figyelembe vett összefüggéseket, és az alkalmazott módszertant.

3a.2.2.2600. Első osztályba tartoznak azok a rendszerek, rendszerelemek, amelyek aktív (F1A, F1B és F2) biztonsági funkcióval rendelkeznek az adott külső- vagy belső veszélyeztető tényezővel szembeni védelem megvalósításában és lehetséges következményeinek kezelésében.

3a.2.2.2700. Második osztályba tartoznak azok a rendszerek, rendszerelemek, amelyek passzív módon vesznek részt az adott külső- vagy belső veszélyeztető tényezővel szembeni védelem megvalósításában és lehetséges következményeinek kezelésében.

3a.2.2.2800. Harmadik osztályba tartoznak azok a rendszerek, rendszerelemek, amelyeknek nincs biztonsági funkciója és nem fizikai gát, de nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerelem funkcióját veszélyeztethetik.

3a.2.2.2900. Negyedik osztályba kell sorolni az atomerőmű minden rendszerét rendszerelemét, amely nem kerül a fenti első, második vagy harmadik osztályba. Ezeket az általános ipari szabványok szerint kell a külső és belső veszélyeztető tényezők hatásaival szemben megtervezni.

3a.2.2.3000. A tervezés során a rendszerelem biztonsági osztályának megfelelő szabványokat és műszaki előírásokat kell alkalmazni.

3a.2.2.3100. A rendszerek és rendszerelemek biztonsági osztályaihoz a nemzeti és nemzetközi szabványokon és bizonyított mérnöki gyakorlaton alapuló tervezési követelményeket kell rendelni, és következetesen alkalmazni.

3a.2.2.3200. A biztonsági osztályba sorolás tervezés során alkalmazott folyamatát teljes részletességgel dokumentálni kell annak érdekében, hogy az eredmények független vizsgálatokkal ellenőrizhetőek lehessenek.

3a.2.2.3300. A biztonsági osztályba sorolás iteratív folyamat, melyet a tervezés során, illetve az erőmű teljes élettartama alatt meghatározott időközönként, továbbá amennyiben azt átalakítások indokolják, ismételten el kell végezni.

3a.2.2.3400. A rendszerek, rendszerelemek osztályozásának elsődlegesen determinisztikus módszereken kell alapulnia, kiegészítve valószínűségi módszerekkel és mérnöki becsléssel.

III. Az atomerőmű tervezési alapja

3a.2.2.3500. A tervezéshez meg kell határozni mindazon feltételezhető kezdeti eseményt, amely befolyásolhatja az atomerőmű biztonságát, és ezekből determinisztikus módszerrel vagy determinisztikus és valószínűségi módszerek kombinációjával kell kiválasztani a tervezési alapba tartozókat.

3a.2.2.3600. Az atomerőmű tervezési alapjában az atomerőmű minden üzemállapotára meg kell határozni azokat a teljesítmény-paramétereket, funkcionális, megbízhatósági jellemzőket, amelyek szükségesek ahhoz, hogy a külső és belső veszélyeztető tényezők által előidézett körülmények között is teljesüljenek az előírt kritériumok.

3a.2.2.3700. A tervezési alap meghatározása során a bizonytalanságok kompenzálása érdekében észszerű mértékben konzervatív feltételezéseket kell alkalmazni.

3a.2.2.3800. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek és rendszerelemek alapvető fizikai jellemzőire tervezési korlátokat és határértékeket kell meghatározni az atomerőmű minden üzemállapotában. A tervezési korlátoknak és határértékeknek meg kell felelniük a nukleáris biztonsági követelményeknek és az alkalmazott szabványoknak.

3a.2.2.3900. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerekre és rendszerelemekre vonatkozó határfeltételeket és tervezési követelményeket a TA2-4 és a TAK1-2 üzemállapotokat eredményező kezdeti eseményekből, illetve azokból a körülményekből kell származtatni, amelyek között teljesíteniük kell a funkcióikat.

3a.2.2.4000. A feltételezett kezdeti események között minden olyan eseményt figyelembe kell venni, amely:

a) az atomerőmű telephelyével és annak környezetével kapcsolatos és természeti eredetű,

b) szándékos, de nem célzottan az atomerőmű ellen irányuló, vagy szándékolatlan telephelyi és telephelyen kívüli emberi tevékenységek következménye,

c) az atomerőmű üzemeltetéséből, rendszereinek, rendszerelemeinek meghibásodásából, eredő technológiai meghibásodás, vagy

d) emberi hibából ered.

3a.2.2.4100. A tervezési alap részét képezik mindazok az események, amelyeknek radiológiai következményei lehetnek és nem szűrhetők ki a 3a.2.2.5000. pont alapján. Ide tartoznak azok a feltételezett kezdeti események is, amelyek az alacsony teljesítményű üzem során, vagy leállított, szétszerelt atomreaktor esetén következnek be. Az atomreaktoron kívüli lehetséges ilyen eseményeket is a tervezési alap részének kell tekinteni.

3a.2.2.4200. Az atomerőmű tervezésénél meg kell határozni az összes lehetséges külső és belső veszélyeztető tényezőt.

3a.2.2.4300. A külső veszélyeztető tényezők közül legalább az alábbiakat figyelembe kell venni:

a) szélsőséges szélterhelés,

b) szélsőséges külső hőmérsékletek,

c) szélsőséges csapadékviszonyok,

d) villámcsapás,

e) jeges és jégmentes árvíz valamint alacsony vízszint,

f) fel- és alvízi létesítmények sérülésének veszélye,

g) szél által mozgatott repülő tárgyak,

h) szélsőséges hűtővíz-hőmérsékletek és jegesedés,

i) a telephely földtani alkalmasságának igazolásánál figyelembe vett földtani adottságok (különösen a földrengés, a talajfolyósodás),

j) katonai és polgári repülőgép becsapódása,

k) telephelyhez közeli szállítási, ipari és bányászati tevékenységek,

l) a kapcsolódó külső távvezeték-hálózat zavarai, beleértve annak tartós és teljes üzemképtelenségét,

m) olyan, a telephelyen lévő vagy közeli létesítmények, amelyek tüzet, robbanást vagy egyéb veszélyt jelenthetnek az atomerőműre,

n) külső tűzhatás,

o) elektromágneses interferencia, valamint

p) biológiai eredetű veszélyek.

3a.2.2.4400. A külső veszélyeztető tényezők közül a telephely-specifikus kockázatvizsgálat alapján kell kiválasztani a tervezési alapba tartozókat.

3a.2.2.4500. Az atomerőmű tervezésénél legalább az alábbi belső eseményeket figyelembe kell venni a különböző TA1-4 üzemállapotok között:

a) TA1-hez tartozó normál üzemi állapotok:

aa) teljesítményüzem,

ab) felterhelési folyamat,

ac) meleg készenléti állapot,

ad) meleg leállított állapot,

ae) hideg leállított állapot,

af) átrakási állapot,

ag) üzemelés kiszakaszolt hurokkal, amennyiben az megengedett,

ah) próba és teszt állapotok.

b) TA1 üzemállapotba tartozó várható üzemi tranziensek:

ba) a hőmérsékletnek az Üzemeltetési Feltételek és Korlátok által megengedett sebességű emelése, vagy csökkentése,

bb) az Üzemeltetési Feltételek és Korlátok által megengedett mértékű ugrásszerű terhelésnövekedés, vagy -csökkenés,

bc) az Üzemeltetési Feltételek és Korlátok által megengedett sebességű terhelésnövekedés, vagy -csökkenés,

bd) szigetüzemre való áttérés háziüzemi teljesítménnyel,

be) túlfeszültség vagy villamos hálózat instabilitás által okozott fogyasztói kiesések, átkapcsolások, üzemi határértéket elérő lengések,

bf) üzemelés az Üzemeltetési Feltételek és Korlátok által engedélyezett korlátozó feltételek mellett,

c) TA2 üzemállapotok:

ca) szabályozó rúdköteg szándékolatlan mozgása szubkritikus reaktor mellett,

cb) szabályozó rúdköteg szándékolatlan mozgása teljesítményüzem mellett,

cc) szabályozó rúdkötegek vagy rúdcsoportok helytelen pozícionálása,

cd) szándékolatlan bórsav hígulás,

ce) a primer hűtőközeg tömegáramának részleges csökkenése,

cf) a főgőzvezeték záró armatúrájának szándékolatlan zárása,

cg) a terhelés teljes elvesztése, illetve turbinakiesés,

ch) gőzfejlesztő fő tápvízáramának elvesztése,

ci) a főgőz-tömegáram irányítatlan csökkenése vagy növekedése,

cj) gőzfejlesztő fő tápvízrendszerének meghibásodása,

ck) telephelyen kívüli villamos betáplálás elvesztése 2 óránál rövidebb időre,

cl) a turbina túlterhelése,

cm) a primer hűtőkör átmeneti nyomáscsökkenése,

cn) gőzfejlesztő biztonsági szelepének szándékolatlan nyitása vagy más egyszeres meghibásodás által okozott szekunderköri nyomásesés,

co) az üzemzavari zónahűtő rendszer indokolatlan indulása,

cp) a primerköri vegyészeti és térfogatszabályozó rendszer meghibásodása,

cq) nagyon kismértékű hűtőközeg vesztés, így különösen impulzusvezeték törése,

cr) elsődleges végső hőelnyelő elvesztése,

d) TA3 üzemállapotok:

da) primer köri hűtőközeg vesztés, így különösen kisméretű csőtörés,

db) szekunder köri kisméretű csőtörés,

dc) a hűtőközeg áram kényszerített csökkenése,

dd) fűtőelemköteg téves pozícióba helyezése,

de) egy szabályzó rúdköteg kihúzása teljesítményüzemen,

df) a térfogatkompenzátor biztonsági szelepének indokolatlan működése,

dg) térfogat szabályozó tartály törése,

dh) gáz halmazállapotú hulladékok visszatartására szolgáló tartály törése,

di) folyékony hulladékok gyűjtőtartályának törése,

dj) egy gőzfejlesztőcső törése, illetve az atomreaktor primer hűtőköréhez csatlakozó és részben a konténmenten kívül elhelyezkedő cső törése vagy hőcserélő cső sérülése, megelőző jódcsúcs nélkül,

dk) telephelyen kívüli villamos betáplálás elvesztése 72 óráig,

dl) aktív zóna instabilitása,

dm) a TA2 üzemállapot során szükséges reaktorleállítási funkciót ellátó rendszerek késleltetett beavatkozása,

e) TA4 üzemállapotok:

ea) főgőz vezeték törése,

eb) fő tápvíz vezeték törése,

ec) főkeringtető szivattyú beékelődés,

ed) bármely szabályzó rúdköteg kilökődése,

ee) primerköri hűtőközegvesztés, beleértve a primer kör legnagyobb átmérőjű vezetékének törését a keresztmetszet 200%-án történő kiömléssel,

ef) a nukleáris üzemanyag kezelésével, mozgatásával és tárolásával kapcsolatos üzemzavarok,

eg) egy gőzfejlesztőcső törése előzetes jódcsúccsal,

eh) több gőzfejlesztőcső törése, vagy a primer kollektor felnyílása.

3a.2.2.4600. A 3a.2.2.4500. pontban felsorolt események másik kategóriába is átsorolhatók, amennyiben megfelelő biztonsági elemzésekkel igazolható, hogy ez a számított bekövetkezési gyakoriságuk alapján indokolt. Átfogó tervezési megoldásokkal kell biztosítani, hogy az összes esemény bekövetkezési gyakorisága az észszerűen elérhető legalacsonyabb legyen. Továbbá a bekövetkezési gyakoriságon alapuló besorolástól függetlenül az összes eseményre az észszerűen elérhető legszigorúbb elfogadási kritériumok teljesítésére kell törekedni.

3a.2.2.4700. A 3a.2.2.4500. pontban felsorolt eseményeken túl, a TA3-4 üzemállapotok keretein belül vizsgálni kell még az alábbi eseménycsoportokat, és az azokba tartozó konkrét kezdeti események következményeire a kezdeti események gyakoriságának megfelelő kritériumokat kell alkalmazni:

a) nehéz teher leejtése emelőgépek alkalmazása során,

b) tűz, robbanás és belső elárasztás hatásai és az általuk kiváltott kezdeti események, továbbá

c) másodlagos következményeket potenciálisan kiváltó folyamatok, így különösen a repülő tárgyak, beleértve a turbina elszabaduló részeit, meghibásodott rendszerekből kikerülő veszélyes közeg, rezgés, törött csővezeték ostorozó mozgása, folyadéksugár hatásai.

3a.2.2.4800. Az egyedi események minden reális kombinációját figyelembe kell venni a tervezés során - beleértve a külső és a belső eredetű eseményeket is -, amelyek TA2-4 üzemállapothoz vezethetnek. A tervezésnél figyelembe veendő eseménykombinációkat mérnöki megfontolások és valószínűségi elemzések együttes figyelembevételével kell kiválasztani.

3a.2.2.4900. A tervezés során meg kell határozni a figyelembe veendő külső és belső események érintett rendszerekre és rendszerelemekre gyakorolt hatásának várható mértékét és időtartamát.

3a.2.2.5000. A feltételezett kezdeti események köréből kiszűrhető:

a) a rendszerek, rendszerelemek meghibásodása vagy emberi hiba, vagy mindkettő következtében bekövetkező belső kezdeti esemény, ha a gyakorisága kisebb, mint 10-6/év;

b) a telephelyre jellemző külső emberi tevékenységből származó olyan veszélyeztető tényező, amelynek gyakorisága 10-7/évnél kisebb, vagy ha a veszélyeztető tényező olyan távolságban van, hogy igazolható az, hogy az atomerőművi blokkra az várhatóan nem gyakorol hatást; valamint

c) a 10-5/évnél kisebb gyakorisággal ismétlődő természeti eredetű külső veszélyeztető tényező vagy olyan természeti eredetű külső veszélyeztető tényező, amelyekre belátható, hogy nem képesek fizikailag veszélyeztetni az erőművet.

3a.2.2.5100. Minden olyan természeti eredetű veszélyeztető tényezőt, amelyet a fenti szűrési kritériumok alapján nem lehet kiszűrni, meg kell vizsgálni determinisztikus, illetve amennyire a legfrissebb tudományos és technikai ismeretek lehetővé teszik, valószínűségi módszerekkel is. Az elemzésnek az összes elérhető, validált adatot figyelembe kell vennie, és amennyire lehetséges, kapcsolatot kell teremtenie a veszélyeztető tényezők súlyossága, így különösképpen a nagysága és időtartama, valamint előfordulásuk gyakorisága között. Amennyire lehetséges, meg kell határozni a veszélyeztető tényezők maximális, még megalapozott mértékű súlyosságát.

3a.2.2.5200. A külső veszélyeztető tényezők elemzése során:

a) figyelembe kell venni minden releváns telephelyi és regionális adatot. Különös figyelmet kell fordítani a történelmi adatokra,

b) különös figyelmet kell fordítani az olyan veszélyeztető tényezőkre, amelyek időben változhatnak,

c) a használt módszerek és a feltételezések elfogadhatóságát igazolni kell, illetve becsülni kell az eredményeket befolyásoló bizonytalanságokat.

3a.2.2.5300. Amennyiben valamely természeti eredetű veszélyeztető tényező előfordulási gyakoriságát nem lehet elfogadhatóan kismértékű bizonytalansággal meghatározni, akkor egy olyan eseményt kell kiválasztani, amelyre igazolják a biztonság azonos szintjét.

3a.2.2.5400. Az atomerőművi blokkok nukleáris biztonságára hatással lévő külső veszélyeztető tényezők stabilitását és változásait a teljes élettartamra prognosztizálni kell, és a tervezési alapban ezt a prognosztizált értéket is figyelembe kell venni. Az időben változó veszélyeztető tényezők esetében a legkedvezőtlenebbet kell figyelembe venni.

3a.2.2.5500. Több blokkal rendelkező atomerőmű esetében az atomerőmű egésze és a blokkok tervében figyelembe kell venni, hogy egyes külső veszélyeztető tényezők egyidejűleg érinthetik az atomerőmű minden blokkját.

3a.2.2.5600. Több blokkal rendelkező atomerőmű esetében a tervezés során vizsgálni kell a blokkok által használt, megegyező rendeltetésű, típusú és üzemeltetésű biztonsági rendszerek közös okú meghibásodásának lehetőségét.

3a.2.2.5700. Több blokk által közösen alkalmazott biztonsági rendszerek meghibásodását és azoknak az egyes blokkok nukleáris biztonságára gyakorolt egyidejű hatását vizsgálni kell.

3a.2.2.5800. Olyan telephely esetén, ahol több atomerőművi blokk is üzemel, vagy amelynek közelében más nukleáris létesítmény is üzemel, elemezni kell a blokkok és a létesítmények egymásra gyakorolt hatását is a létesítmények valamennyi üzemállapotában és a feltételezhető összes veszélyeztető tényező által létrehozott körülmények között. A kölcsönhatások elemzésénél a létesítési, üzembe helyezési és a leszerelési életciklus szakaszokat is figyelembe kell venni.

3a.2.2.5900. Tervezési megoldásokkal biztosítani kell, hogy az atomerőművi blokk a TA2-4 üzemállapotokat követően az észszerűen elérhető legrövidebb idő alatt ellenőrzött állapotba, majd biztonságos leállított állapotba kerüljön. Az ellenőrzött állapot elérését legkésőbb 24 órán belül, a biztonságos leállított állapot elérését legkésőbb 72 órán belül biztosítani kell.

IV. A tervezési alap kiterjesztése

3a.2.2.6000. A mélységben tagolt védelem elvével összhangban, a TAK üzemállapotokat eredményező eseményeket és eseménykombinációkat valószínűségi módszerekkel és mérnöki megfontolásokkal kiegészített determinisztikus elemzésekkel kell kiválasztani. Igazolni kell, hogy minden lehetséges eseményt és eseménykombinációt figyelembe vettek. A biztonság igazolására szolgáló elemzéshez a módszerek közül a vizsgált esetnek leginkább megfelelőt vagy azok leginkább megfelelő kombinációját kell alkalmazni.

3a.2.2.6100. A TAK1 üzemállapotok elemzése során a bizonytalanságok kompenzálása érdekében vagy észszerű mértékben konzervatív feltételezéseket kell alkalmazni vagy a legjobb becslés módszerét és adatokat kell alkalmazni kiegészítve a szükséges bizonytalansági és érzékenység vizsgálatokkal.

3a.2.2.6200. A TAK2 üzemállapotok elemzését a hatások, igénybevételek, anyagjellemzők medián értékeire lehet elvégezni.

3a.2.2.6300. A tervezési alap kiterjesztésénél legalább az alábbiakat figyelembe kell venni, feltéve, hogy a tervezési alapnak nem képezi részét és az adott erőműtípusra értelmezhető:

a) teljes feszültségvesztés,

b) a TA2-4 üzemállapot során szükséges reaktor leállítási funkciót ellátó rendszerek elvesztése,

c) gőzvezeték-törés a gőzfejlesztő hőátadó felületének járulékos sérülésével,

d) a konténment megkerülésével közvetlen környezeti kibocsátáshoz vezető események,

e) teljes tápvízvesztés,

f) hűtőközegvesztés valamelyik zóna-üzemzavari hűtőrendszer-típus teljes elvesztésével,

g) szabályozatlan szintcsökkenés a részlegesen feltöltött hurok melletti természetes cirkulációs üzemállapot vagy átrakás során,

h) az alapvető biztonsági funkciót ellátó rendszerek, rendszerelemek egy vagy több segédrendszerének teljes elvesztése,

i) az aktív zóna hűtésének elvesztése a maradványhő elvezetése során,

j) a pihentető medence hűtésének elvesztése,

k) ellenőrizetlen bórhígulás,

l) egy gőzfejlesztő több hőátadó csövének egyidejű törése,

m) egy feltételezett kezdeti esemény kezeléséhez hosszú távon szükséges biztonsági rendszerek elvesztése,

n) konténment nyomáscsökkentő funkció elvesztése olyan üzemállapotokban, amikor arra szükség lenne,

o) üzemanyag-olvadással járó egyéb események,

p) katonai és polgári repülőgép becsapódása, valamint

q) a többszörös meghibásodással járó események.

3a.2.2.6400. A TAK1 üzemállapothoz vezető események kiválasztásánál minden olyan eseményt vagy eseménykombinációt figyelembe kell venni, amelyekről nem lehet nagy biztonsággal megállapítani, hogy extrém alacsony a bekövetkezési valószínűségük, és olyan állapotokhoz vezethetnek, amiket nem vettek figyelembe a tervezési alapban. Az események kiválasztásánál figyelembe kell venni:

a) a lehetséges üzemállapotok során bekövetkező eseményeket,

b) a belső és külső veszélyeztető tényezők hatására bekövetkező eseményeket,

c) közös okú meghibásodásokat,

d) a telephelyen található valamennyi nukleáris létesítmény hatását, valamint

e) eseményeket, amelyek a telephelyen található valamennyi létesítményt érinthetik, a közöttük feltételezhető kölcsönhatásokkal együtt.

3a.2.2.6500. Azonosítani kell minden TAK2 üzemállapotot.

3a.2.2.6600. A TAK elemzéseknek azonosítaniuk kell minden olyan észszerűen megvalósítható intézkedést, amelyekkel megelőzhetők a súlyos balesetek. Az azonosított intézkedések eredményességétől függetlenül fel kell készülni a súlyos balesetekre is. Az elemzések keretében azonosítani kell minden olyan észszerűen megvalósítható megoldást is, amelyekkel enyhíthetők a súlyos balesetek következményei.

3a.2.2.6700. A TAK események elemzésénél:

a) csak megalapozott módszereket és feltételezéseket lehet használni;

b) biztosítani kell az elemzés megismételhetőségét olyan esetekben is, amikor az elemzés során mérnöki becslést vettek figyelembe, illetve figyelembe kell venni az elemzéssel kapcsolatos összes bizonytalanságot és azok hatását;

c) azonosítani kell minden olyan megelőző vagy következmény-csökkentő intézkedést, amivel növelni lehet az erőmű ellenálló képességét a tervezési alapban figyelembe nem vett állapotokkal szemben;

d) meg kell vizsgálni a TAK események telephelyen belüli és kívüli potenciális radiológiai hatásait, feltételezve, hogy a baleset-elhárítási intézkedések sikeresek;

e) figyelembe kell venni az erőmű elhelyezkedését és felépítését, a rendszerek, rendszerelemek képességeit, a vizsgált eseményhez kapcsolódó állapotokat és a tervezett balesetelhárítási intézkedések hatékonyságát;

f) igazolni kell, hogy a szakadékszél-effektus elkerüléséhez kellő tartalékok állnak rendelkezésre;

g) be kell mutatni a valószínűségi biztonsági elemzések eredményeit és ezek megfelelő felhasználását;

h) ahol releváns, figyelembe kell venni a súlyos baleset során lejátszódó jelenségeket;

i) definiálni kell végső állapotokat, vagy ahol lehetséges biztonságos állapotokat, illetve az ezekhez kapcsolódó rendszerek és rendszerelemek szükséges működési idejét.

3a.2.2.6800. Alternatív villamos-energia ellátási lehetőséget kell biztosítani a teljes feszültségvesztés elkerülésére. Az alternatív energiaforrásnak függetlennek és fizikailag elválasztottnak kell lennie az üzemzavari energiaellátástól, működésbe lépése idejének konzisztensnek kell lennie a szünetmentes energiaellátás üzemképességi idejével.

3a.2.2.6900. A tervezési alap kiterjesztésénél figyelembe vett TAK1 üzemállapotot követően biztosítani kell az ellenőrzött állapot elérését 24 órán belül, a biztonságos leállított állapot elérését legkésőbb 72 órán belül.

3a.2.2.7000. A tervezési alap kiterjesztésénél a baleset-kezelési funkciókat és az azokat megvalósító rendszerek képességeit kell figyelembe venni annak érdekében, hogy a TAK2 üzemállapot következményei a 3a.2.4.0800. pontban a nagy vagy korai kibocsátásokra előírt kritériumoknak megfelelően csökkenthetők legyenek.

3a.2.2.7100. A TAK1 és TAK2 üzemállapot jellemzőiből kell származtatni a határfeltételeket és követelményeket, amelyekre a TAK üzemállapotot eredményező események kezelésre szolgáló rendszereket és rendszerelemeket tervezni kell.

3a.2.2.7200. Legalább az alábbi eseményeket tervezési megoldásokkal vagy preventív baleset-kezelési képességek kialakításával gyakorlatilag ki kell zárni, azaz bizonyítani kell, hogy bekövetkezésük fizikailag lehetetlen, vagy a bekövetkezési gyakorisága nagy biztonsággal kisebb, mint 10-7/év:

a) reaktortartály törése,

b) prompt kritikussággal járó reaktivitás balesetek, beleértve a heterogén bórhígulási eseteket is,

c) minden olyan rövid- és hosszútávon jelentkező terhelés, ami veszélyeztetheti a konténment integritását, így különösképpen nehéz teher leejtése, gőz- és hidrogénrobbanás, üzemanyag-olvadék kölcsönhatása beton teherhordó szerkezetekkel és konténment túlnyomódás,

d) hűtés elvesztése a besugárzott fűtőelem tárolása során, ami fűtőelem-sérüléshez vezethet, valamint

e) hűtőközeg-vesztés nyitott konténment mellett, ami a zóna szárazra kerülését okozhatja.

3a.2.2.7300. A bizonytalanságok minimalizálása és az atomerőművi blokk biztonságának robosztussága érdekében a gyakorlati kizárhatóság igazolása során előnyben kell részesíteni a fizikai lehetetlenségen alapuló igazolást a valószínűségi alapon történő igazoláshoz képest.

3a.2.2.7400. A tervezés során súlyos balesetek kezelésére előirányzott funkciókat és az azokat megvalósító, súlyos baleseti nyomáscsökkentő és hidrogén eltávolító rendszereket olyan terjedelemben kell meghatározni, hogy az üzemanyag-olvadást okozó eseményeknél a nagynyomású folyamatok, valamint a korai konténment sérülések elkerülhetők legyenek.

3a.2.2.7500. A súlyos balesetek következményeit enyhítő funkciókat és szükség esetén azokat megvalósító rendszereket olyan terjedelemben kell meghatározni, hogy súlyos baleseteknél az üzemanyag-olvadék konténmenten belül lehűtött állapotban megtartható legyen.

3a.2.2.7600. A súlyos baleset utáni biztonságos állapot elérését a sérült rendszerek helyreállításával vagy a TAK üzemállapotok kezelését biztosító rendszerek, rendszerelemek működtetésével az észszerűen elérhető legrövidebb időn belül, de a 10. melléklet 146. pont a)-c) alpontjai tekintetében legkésőbb 168 órán belül biztosítani kell.

3a.2.2.7700. Meg kell tervezni a szükséges baleset-kezelési eszközöket, és ki kell dolgozni a baleset-kezelési útmutatókat a részletesen elemzett tervezési alapot meghaladó állapotok - beleértve az üzemanyag teljes megolvadásával járó súlyos baleseti folyamatokat - következményeinek hatékony csökkentésére úgy, hogy a környezet és a lakosság veszélyeztetése a baleset-kezelési eljárások és eszközök sikeres működése esetén előre meghatározott, kezelhető szint alatt maradjon.

3a.2.2.7800. A baleset-kezelési eszközökre csak észszerűen megvalósítható mértékben kell alkalmazni a biztonsági rendszerekre előírt speciális tervezési követelményeket. A baleset-kezelési eszközök nem befolyásolhatják kedvezőtlenül a tervezési alapba tartozó biztonsági funkciók teljesülését.

3a.2.2.7900. TAK üzemállapotot eredményező külső veszélyeztető tényezők elemzése során, az észszerűen megvalósítható biztonságnövelő intézkedések azonosításához legalább a következőket kell teljesíteni:

a) meg kell határozni az adott esemény azon súlyosságát, amelyet átlépve nem lehet biztosítani az alapvető biztonsági funkciókat,

b) igazolni kell, hogy a szakadékszél-effektus elkerüléséhez kellő tartalékok állnak rendelkezésre,

c) azonosítani és értékelni kell az alapvető biztonsági funkciók biztosításának leghatékonyabb módjait,

d) figyelembe kell venni az olyan eseményeket is, amelyek egyszerre érintenek több blokkot, valamint redundáns, illetve diverz rendszereket és rendszerelemeket, továbbá hatással vannak a telephelyi és a regionális infrastruktúrára, a telephelyen kívüli szolgáltatásokra és védelmi intézkedésekre,

e) igazolni kell, hogy több blokkal rendelkező atomerőmű esetén a közös használatú erőforrások elegendő mennyiségben állnak rendelkezésre, aminek teljesüléséről helyszíni ellenőrzéssel is meg kell győződni.

V. A biztonságra való tervezés elvei

3a.2.2.8000. Az atomerőművi blokk tervezése során azonosítani kell a TA2-4 és a TAK1-2 üzemállapotokra vezető kezdeti eseményeket. A tervezési alap esetén konzervatív módszerrel, a tervezési alap kiterjesztési esetén a legjobb becslés módszerével meg kell határozni az események nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerekre és rendszerelemekre kifejtett hatásait. A kezdeti események reprezentatív csoportokba sorolhatók. A tervezési követelményeket, a figyelembe veendő hatásokat, eseményeket és határértékeket csoportonként, burkoló elv alapján is meg lehet határozni.

3a.2.2.8100. A kezdeti eseményeket követő folyamatok kezelése során az itt meghatározott sorrendben olyan megoldást kell alkalmazni, mely az észszerű mértékben biztosítja, hogy:

a) a kezdeti esemény ne okozhasson szignifikáns hatást a biztonságra, vagy az esemény okozta változás a biztonság irányába történjen, a rendszerek inherens biztonsági jellemzőinek köszönhetően;

b) a kezdeti esemény hatására az atomerőmű biztonságos maradjon a passzív biztonsági eszközök vagy olyan rendszerek működése révén, amelyek folyamatosan üzemelnek a kezdeti esemény szerinti állapotban;

c) a kezdeti eseményt követően az atomerőmű biztonságos leállított állapotba kerüljön azoknak a biztonsági rendszereknek a működése révén, amelyek az esemény kezeléséhez szükségesek; valamint

d) a kezdeti eseményt követően az atomerőmű biztonságos leállított állapotba kerüljön speciális eljárások alkalmazása révén.

3a.2.2.8200. Amennyiben valamely kezdeti esemény bekövetkezésekor azonnali beavatkozásra van szükség, biztosítani kell, hogy az automatikusan megtörténjen a súlyosabb következmények megelőzése érdekében. A kezelői beavatkozásra akkor kerülhet sor, ha az esemény észlelése és a szükséges intézkedés közötti idő a biztonsági elemzésekben bizonyítottan elegendően hosszú. A kezelői beavatkozás esetén biztosítani kell a kezdeti esemény kezeléséhez szükséges megfelelő adminisztratív, üzemviteli, üzemzavar-elhárítási és baleset-kezelési eljárások rendelkezésre állását.

3a.2.2.8300. A normál üzemvitel céljaira tervezett rendszerekben, rendszerelemekben fellépő meghibásodások nem akadályozhatják a biztonsági funkciók ellátását.

3a.2.2.8400. A bármely TA2-4 és TAK1-2 üzemállapotot eredményező kezdeti esemény következtében történő meghibásodás nem okozhatja az adott kezdeti esemény kezeléséhez szükséges biztonsági funkció elvesztését. A kezdeti eseményből származó egyéb meghibásodásokat a kezdeti esemény részeként kell figyelembe venni.

3a.2.2.8500. A tervezésnél figyelembe kell venni a rendszerelemek meghibásodási módjait, azok lehetséges szándékolatlan működéseit, valamint következményeit.

3a.2.2.8600. Megfelelő tervezéssel biztosítani kell, hogy a TA1-2 üzemállapotok esetén az összes fizikai gát teljesítse funkcióját.

3a.2.2.8700. Megfelelő tervezéssel biztosítani kell, hogy bármely, TA3-4 és TAK1 üzemállapotot eredményező esemény bekövetkezése esetén 3a.2.1.1600. pont b)-d) alpontjában foglaltak közül az üzemanyag-mátrixon felül legalább egy teljesítse a funkcióját.

3a.2.2.8800. A tervezés során az operátori beavatkozások, a biztonságos üzemeltetéshez szükséges külső szolgáltatások, külső villamos betáplálás és a végső hőelnyelő tekintetében autonómia követelményeket kell meghatározni. A követelményeket az F1 és az F2 szintű biztonsági funkciókra vonatkozó időtartamokból kell levezetni. Be kell mutatni, hogy a biztonsági funkciókat támogató erőforrások nagy bizonyossággal rendelkezésre állnak a telephelyen addig az időpontig, amíg a külső utánpótlásuk nem biztosítható.

3a.2.2.8900. Megfelelő tervezéssel biztosítani kell, hogy:

a) az operátori beavatkozások tekintetében:

aa) a tervben meghatározott kibocsátási szintek betartásához TA2-4, valamint TAK üzemállapotot eredményező eseményeknél a vezénylőben 30 percig, a vezénylőn kívül 1 óráig ne legyen szükség operátori beavatkozásra,

ab) ne legyen szükség telephelyi könnyű mobil eszközre TAK üzemállapotot eredményező esemény esetén az üzemanyag-olvadás megakadályozásához 6 órán belül, valamint a konténment funkció megőrzésére TAK üzemállapotot eredményező esemény esetén 24 órán belül, TA2-4 üzemállapotot eredményező esemény esetén 72 órán keresztül,

ac) TA2-4 és TAK üzemállapotot eredményező esemény esetén ne legyen szükség telephelyi vagy telephelyen kívüli nehéz mobil eszközre 72 órán át, és

ad) a konténment rendszer TAK üzemállapotot eredményező esemény esetén operátori beavatkozás nélkül legalább 12 órán, de lehetőleg 24 órán át álljon ellen;

b) a hőelnyelő tekintetében:

ba) hosszútávon megfelelő hőelnyelő álljon rendelkezésre TA2-4 és TAK üzemállapotot eredményező esemény esetében,

bb) az üzemzavari tápvíz tartalék 24 órán keresztül elég legyen, és

bc) a gőzfejlesztők hűtésére az atomerőmű területén legalább 72 órára elegendő vízmennyiség álljon rendelkezésre;

c) a villamosenergia-ellátásban:

ca) TA1-4 és TAK üzemállapotok esetében a külső ellátástól való függetlenség legalább 72 óráig biztosított legyen,

cb) TA2-4 üzemállapotban F1 biztonsági funkciót ellátó akkumulátorok legalább 2 órán át utántöltés nélkül lássák el biztonsági funkciójukat,

cc) teljes feszültségvesztés üzemállapotban (TAK1) F1 biztonsági funkciót ellátó akkumulátorok - a TA2-4 üzemállapotra tervezett F1 funkciót ellátó akkumulátoroktól függetlenül - legalább 6 órán át utántöltés nélkül lássák el biztonsági funkciójukat, és

cd) TAK2 üzemállapot kezelésére szolgáló rendszereket ellátó akkumulátorok legalább 24 órán át lássák el biztonsági funkciójukat újratöltés nélkül és legyenek függetlenek az F1 biztonsági funkciót ellátó akkumulátoroktól.

3a.2.2.9000. A nukleáris biztonsági osztályba sorolt rendszereket úgy kell tervezni, hogy azok üzem közben szükséges tervszerű megelőző karbantartása vagy tesztelése miatt az atomerőművi blokkot ne kelljen leállítani.

3a.2.2.9100. A tervezés során egyszerűségre, átláthatóságra kell törekedni. A passzív védelmi rendszerek használatát kell előnyben részesíteni az aktív megoldásokkal szemben.

3a.2.3. A biztonság igazolása

I. Alapkövetelmények

3a.2.3.0100. A tervezési alapra vonatkozó általános biztonsági követelmények teljesülésének bizonyítására használt tervező és elemző eszközöket, modelleket és modellrészeket, valamint a bemenő adatokat verifikálni és validálni kell. Az elemzési eszközök validációját a megfelelő nemzetközileg elérhető adatok - kísérleti eredmények - alapján kell bemutatni. Az elemzési modellek verifikációját az elemzést, tervezést végrehajtó személytől, munkacsoporttól független személynek, munkacsoportnak is el kell végeznie.

3a.2.3.0200. El kell végezni a tervek biztonsági szempontból meghatározó jellemzőit tartalmazó elemzések független ellenőrzését eltérő számítási módszerekkel is.

3a.2.3.0300. A tervezési alap meghatározása, valamint a vizsgált események elemzése során alkalmazott módszerek és felhasznált adatok megfelelőségét fizikai adatok, kísérletek felhasználásával, vagy más módon kell bizonyítani. A fennmaradó bizonytalanságok kompenzálása érdekében - a biztonsági elemzésben megalapozott, észszerű mértékben - konzervatív feltételezéseket kell alkalmazni, elsősorban a kezdeti és peremfeltételek konzervatív megválasztásával.

3a.2.3.0400. Érzékenységi vizsgálatokat kell végezni a feltételezések, a felhasznált adatok és számítási módszerek bizonytalanságának értékelésére. Ahol az elemzés eredményei érzékenyeknek bizonyulnak a modell feltételezéseire, ott további elemzéseket kell végezni az előzőtől független módszerek és eljárások használatával.

3a.2.3.0500. A biztonság igazolására szolgáló elemzéseket oly módon és olyan mélységben kell dokumentálni, hogy azok az atomerőmű teljes élettartama során megismételhetőek, független felülvizsgálatnak alávethetőek, és az átalakítások értékeléséhez szükséges terjedelemben módosíthatóak legyenek, továbbá az alkalmazott konzervativizmusok mértéke és az elemzés alapján rendelkezésre álló tartalékok mértéke felülvizsgálható és újraértékelhető legyen.

3a.2.3.0600. Az atomerőmű élettartama során minden, a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszert, rendszerelemet érintő, az engedélyezett állapottól eltérő helyzetet okozó beavatkozás, módosítás megfelelőségét determinisztikus biztonsági elemzéssel vagy determinisztikus és valószínűségi biztonsági elemzések kombinációjával kell igazolni.

3a.2.3.0700. A tervezési alapot, a tervezési alap kiterjesztését és ezek igazolását a tervezés lezárásakor, valamint az atomerőmű teljes élettartama során, rendszeres időközönként, továbbá lényeges új, hazai vagy nemzetközi biztonsági információk felmerülése esetén felül kell vizsgálni, és szükség esetén módosításokat kell végrehajtani a determinisztikus és valószínűségi számítások eredményei, illetve mérnöki megfontolások alapján. Az azonosított hiányosságokat és biztonságnövelő lehetőségeket értékelni kell, és időben meg kell tenni a szükséges intézkedéseket.

3a.2.3.0800. A felülvizsgálat során figyelembe kell venni:

a) az atomerőművi blokkot vagy a működését érintő változásokat a tervezés vagy a megvalósulás fázisában, és működése során;

b) bármely a biztonságot szignifikáns módon befolyásoló, érintő új műszaki és tudományos ismeretet az atomerőművi blokk viselkedéséről és a hibalehetőségekről;

c) bármely olyan anyagi tulajdonság megváltozását öregedés vagy más hatás miatt, amelyet nem vettek figyelembe;

d) a biztonsági szabványok nemzetközi fejlődését; valamint

e) jelentős új, hazai vagy nemzetközi biztonsági információ felmerülését.

II. Determinisztikus biztonsági elemzés

3a.2.3.0900. A tervezési alapba, valamint a tervezési alap kiterjesztésébe tartozó összes kezdeti eseményre determinisztikus biztonsági elemzésekkel kell igazolni a vonatkozó elfogadási kritériumok teljesülését.

3a.2.3.1000. A biztonság igazolásához legalább termohidraulikai-, áramlástani-, reaktorfizikai-, szilárdságtani-, statikai-, törésmechanikai-, dinamikai-, forrócsatorna-, sugárvédelmi- és terjedésszámításokat kell alkalmazni.

3a.2.3.1100. A TA2-4 üzemállapotot eredményező események elemzése során csak a biztonsági funkciót megvalósító rendszerek működését szabad figyelembe venni. Ezeknek a rendszereknek a teljesítményét a vizsgált folyamat szempontjából lehetséges legkedvezőtlenebb mértékűnek kell feltételezni. Az eseménysorra hatással bíró nem biztonsági funkciót megvalósító rendszerek, rendszerelemek működését akkor kell feltételezni, ha azok működése súlyosbítja a kezdeti esemény hatását.

3a.2.3.1200. A TA2-4 üzemállapotot eredményező események elemzéseiben a biztonsági funkciót ellátó rendszereknek az adott esemény következményeit leginkább meghatározó, legsúlyosabb következményt eredményező egyszeres meghibásodását vagy emberi hibát kell feltételezni. Nem szükséges azonban feltételezni passzív tervezési megoldás meghibásodását, amennyiben igazolható, hogy az nagyon kis valószínűségű, vagy a feltételezett kezdeti esemény bekövetkezése nincs rá hatással.

3a.2.3.1210. A TA2-4 elemzésekben az üzemállapotot eredményező kezdeti események mellett a leghatékonyabb szabályozó rúd fennakadását is súlyosbító körülményként feltételezni kell.

3a.2.3.1300. A TA2-3 üzemállapotot eredményező kezdeti eseményeket az üzemállapot során szükséges leállítási funkciót ellátó rendszerek elvesztésével is elemezni kell. Az értékelés során a TA2 üzemállapotokkal kombinált esetekben a TA4-es, a ≥ 10-3/év előfordulási gyakoriságú TA3 üzemállapotokkal kombinált esetekben a TAK1-es kritériumokat kell alkalmazni.

3a.2.3.1400. A TA1 üzemállapotban fellépő igénybevételekre, nyomáspróbákra, a TA2-4 üzemállapotot eredményező kezdeti eseményekre, valamint bármely, 10-6/év-nél gyakoribb eseménylánc során kialakuló nyomás alatti hőütésre elemezni kell a reaktortartály integritására vonatkozó megfelelőségi kritériumok teljesülését.

3a.2.3.1500. A TA2-4 és TAK1 üzemállapotot eredményező események elemzéseiben kezelői beavatkozásokat csak konzervatívan meghatározott időszükséglet alapján lehet figyelembe venni. 30 percnél rövidebb időtartamon belül feltételezett kezelői beavatkozások esetén a bizonytalanságokat is meghatározó elemzésnek kell igazolnia, hogy a feltételezett kezelői tevékenységek végrehajthatók a rendelkezésre álló idő alatt.

3a.2.3.1600. A TAK1 és TAK2 üzemállapotot eredményező eseményekre vonatkozó elemzésekben a legjobb becslés módszerét kell alkalmazni. Bármely rendszer vagy rendszerelem működésképtelenségét akkor kell feltételezni, ha annak sérülése a kezdeti esemény vagy az üzemzavari folyamat eredményeképpen valószínűsíthető.

III. Valószínűségi biztonsági elemzés

3a.2.3.1700. Az atomerőmű jelentette teljes kockázat meghatározására, a vonatkozó kockázati célok és elfogadási kritériumok teljesülésének igazolására, a terv kiegyensúlyozottságának, egyenszilárdságának értékelésére, valamint a tervezési alap kiterjesztése megfelelőségének megítélésére valószínűségi biztonsági elemzést kell készíteni. A valószínűségi biztonsági elemzést fel kell használni annak igazolására, hogy a szakadékszél-effektus elkerülésére kellő tartalékok állnak rendelkezésre.

3a.2.3.1800. Az atomerőművi blokk tervéhez, beleértve az üzemanyag tároló és kezelő rendszereket is, 1. és 2. szintű valószínűségi biztonsági elemzést kell kidolgozni, amely kiterjed minden lehetséges üzemállapotra, rendszerkonfigurációra és valamennyi feltételezett kezdeti eseményre, amelyre más módszerrel nem bizonyítható, hogy a kockázathoz adott járuléka elhanyagolható. Az 1. és 2. szintű valószínűségi biztonsági elemzésekben - a legkorszerűbb tudományos és technológiai eredmények felhasználásával - a lehető legteljesebb mértékben figyelembe kell venni a külső- és belső veszélyeztető tényezőket, illetve ezek lehetséges kombinációit. Ahol ez nem lehetséges, ott nemzetközileg elfogadott alternatív elemzési megoldásokkal kell értékelni a külső veszélyeztető tényezők hozzájárulását az atomerőmű teljes kockázatához.

3a.2.3.1900. A valószínűségi biztonsági elemzésben figyelembe kell venni a lényeges funkcionális, területi, a rendszerelemek fizikai elhelyezkedéseit alapul vevő, az üzemeltetésből, karbantartásból és egyéb közös okú meghibásodásból fakadó függőségeket, különösen a repülő tárgyak, folyadék- és gőzsugár hatásait, a belső tüzet és elárasztást, valamint a környező ipari létesítmények üzemzavarait, az emberi tevékenységek hatásait, és a természeti veszélyeztető tényezők által kiváltott hatásokat.

3a.2.3.2000. A valószínűségi biztonsági elemzés keretében a bizonytalansági és érzékenységi vizsgálatokat is el kell végezni, és minden alkalmazásnál tekintettel kell lenni azok eredményére.

3a.2.3.2100. A valószínűségi biztonsági elemzésnek az atomerőmű viselkedését valósághűen kell modelleznie. Ehhez figyelembe kell venni a vonatkozó tervezési adatokat, az üzemeltetési és üzemzavari utasításokat, baleset-kezelési útmutatókat vagy azok tervezeteit, figyelembe véve az emberi beavatkozásokat, az azokhoz kapcsolódó potenciális emberi hibákkal együtt. A valószínűségi biztonsági elemzésekben feltételezett, szükséges működési idők megfelelőségét igazolni kell.

3a.2.3.2200. Emberi megbízhatósági elemzéseket kell végezni, figyelembe véve azokat a tényezőket, amelyek az atomerőművi blokk egyes üzemállapotaiban hatással lehetnek az üzemeltető személyzet tevékenységére, teljesítőképességére.

3a.2.3.2300. A rendszerek és emberi beavatkozások sikerkritériumainak meghatározására vonatkozó elemzésekben a legjobb becslés módszerét kell alkalmazni. Ahol a legjobb becslés módszere nem alkalmazható, ott a feltételezések konzervativizmusa miatti torzító hatást értékelni kell.

3a.2.3.2400. A számításokhoz megbízható, hiteles, elsősorban létesítmény-, másodsorban létesítménytípus-, harmadsorban típus-specifikus megbízhatósági adatokat kell használni. Az adatok forrását, a minta nagyságát dokumentálni kell. A forrásadatok változása esetén figyelembe kell venni a tervezési adatok és az üzemi viszonyok közötti különbségeket, és ezeket értékelni kell. Ahol nem állnak rendelkezésre használható statisztikai adatok, megalapozott becsléseket kell alkalmazni.

3a.2.3.2500. A valószínűségi biztonsági elemzéseket a rendszerek, rendszerelemek tervezett, majd tényleges karbantartási és tesztelési, ellenőrzési gyakorlatának megfelelően kell elvégezni. A valószínűségi biztonsági elemzések eredményeire vonatkozó követelmények teljesülését a karbantartások, próbák és ellenőrzések rendszer- és rendszerelem-megbízhatóságra gyakorolt hatásának figyelembevételével kell igazolni.

3a.2.3.2600. A valószínűségi biztonsági elemzést a rendelkezésre álló nemzetközi tapasztalatok, validált módszerek alkalmazásával az engedélyes minőségirányítási rendszerével összhangban kell elkészíteni, dokumentálni és karbantartani.

IV. Előzetes és Végleges Biztonsági Jelentés készítése

3a.2.3.2700. Az atomerőművi blokk létesítését, üzembe helyezését és üzemeltetését megelőző hatósági engedélyeztetési eljárások megalapozásához Biztonsági Jelentést kell készíteni. A Biztonsági Jelentésben egységes rendszerbe kell foglalni az atomerőmű létesítésére, üzembe helyezésére és üzemeltetésére vonatkozó követelmények teljesítésének igazolására vonatkozó információkat.

3a.2.3.2800. Az Előzetes és Végleges Biztonsági Jelentést a következő tartalmi követelmények alapján, az 1. melléklet 1.2.3.0280. pontjában rögzítettek figyelembevételével kell összeállítani:

1. az alkalmazandó jogszabályok, előírások és szabványok és az ezeknek való megfelelőség igazolása,

2. az atomerőművi blokk(ok) általános tervezési elvei és az alapvető biztonsági célkitűzések teljesítésére alkalmazott módszerek,

3. a tervezési dokumentáció alapvető elemei, bemutatva a telephelyet, az atomerőmű kialakítását és normál üzemeltetését, tervezési alapját, valamint az előírt biztonsági szint teljesülését bizonyító elemzéseket,

4. a telephely határainak EOV koordinátákkal történő meghatározása, a telephely biztonság szempontjából meghatározó jellemzői,

5. a biztonsági funkciók, az azokat megvalósító rendszerek és rendszerelemek, a biztonsági osztályba sorolás elvei, a rendszerek, rendszerelemek tervezési alapja, műszaki leírásuk és működésük bemutatása minden üzemállapotban,

6. az atomerőmű biztonságának értékelése céljából, a TA1-4 és TAK1-2 üzemállapotok esetére a biztonsági kritériumok és a radioaktív anyagok kibocsátási korlátai teljesülésének igazolására elvégzett biztonsági elemzések bemutatása, valamint TA1-4 és TAK1 üzemállapotok esetén annak bemutatása, hogy megfelelő biztonsági tartalékok állnak rendelkezésre,

7. a biztonsági funkciókat megvalósító mérő és irányítástechnikai rendszerek, az aktív elektronikus védelmi rendszerek, valamint az üzemeltető személyzetet támogató és regisztráló rendszerek,

8. az atomerőművet üzemeltető szervezet és az irányítási rendszer leírása és biztonsági szempontjai, atomerőmű nukleáris biztonságára hatással lévő szervezeti kapcsolatok bemutatása,

9. az atomerőmű üzembe helyezésének programja és annak alapjául szolgáló megfontolások, továbbá

9.1. az Előzetes Biztonsági Jelentésben annak bemutatása, hogy az előirányzott üzembe helyezési tevékenység alkalmas annak igazolására, hogy az atomerőművi blokk(ok) a terveknek és a biztonsági előírásoknak megfelelően fog működni,

9.2. a Végleges Biztonsági Jelentésben azok az üzembe helyezési eredmények, amelyek a biztonságos működést alátámasztják,

10. az üzemzavar-elhárítási utasítások és a baleset-kezelési útmutatók, az ellenőrzési utasítások, az üzemeltető személyzet képzettségi követelményei és képzése, az üzemeltetési tapasztalatok és a releváns kutatási eredmények visszacsatolásának eljárása és az öregedéskezelés átfogó programja,

11. a karbantartási, tesztelési és felügyeleti programok és az azok alapjául szolgáló megfontolások,

12. az üzemeltetési feltételek és korlátok, valamint ezek műszaki megalapozása,

13. a sugárvédelmi politika, sugárvédelmi stratégia, sugárvédelmi módszerek és sugárvédelmi szabályozás,

14. a telephelyi nukleáris baleset-elhárítási felkészülés tervezési alapja és megfelelősége, valamint a kapcsolatok és koordináció azokkal a telephelyen kívüli szervezetekkel, amelyeknek szerepük van a nukleárisbaleset-elhárításban,

15. a radioaktív hulladékok telephelyi kezelésének rendszere,

16. a tervezés és üzemeltetés során a végső leállítás és a leszerelés figyelembevételének szempontjai,

17. több blokkal rendelkező atomerőmű vagy egymáshoz közeli nukleáris létesítmények esetén a blokkok, vagy nukleáris létesítmények közötti lehetséges technikai, szervezeti és adminisztratív kölcsönhatások,

18. az emberi tényezők és a biztonsági kultúra értékelése, valamint

19. a TA1-4 és TAK1-2 üzemállapotokban szükséges és elégséges személyzet meghatározása.

3a.2.3.2900. Az Előzetes és Végleges Biztonsági Jelentésben szereplő leírásokban, elemzésekben és megállapításokban a telephely egészét is vizsgálni kell annak érdekében, hogy olyan veszélyeztető tényezőket is figyelembe vegyenek, amelyek:

a) rövid időn belül az összes létesítményt érinthetik,

b) a létesítmények közti káros kölcsönhatásokból származhatnak.

3a.2.3.3000. Olyan telephely esetén, ahol több atomerőművi blokk is üzemel, vagy amelynek közelében más nukleáris létesítmény is üzemel, és a létesítmények megosztva alkalmaznak valamilyen emberi vagy más erőforrást, igazolni kell, hogy az elvárt biztonsági funkciók teljesülnek valamennyi blokk és létesítmény esetében.

3a.2.3.3100. Az engedélyesnek valamennyi, az Előzetes és Végleges Biztonsági Jelentésben hivatkozott vagy figyelembe vett - nyilvánosan nem hozzáférhető - dokumentációval rendelkezni kell.

3a.2.4. Biztonsági elemzések elfogadási kritériumai

3a.2.4.0100. A TA2-4 üzemállapotot eredményező kezdeti eseményből kiinduló folyamatokra bizonyítani kell, hogy a lakosság vonatkoztatási csoportjának egy főre meghatározott dózisa nem haladja meg:

a) TA2 üzemállapotot eredményező kezdeti eseményből kiinduló folyamatnál a lakossági dózismegszorítás értékét,

b) TA3 üzemállapotot eredményező kezdeti eseményből kiinduló folyamatnál az 1 mSv/esemény értéket, és

c) TA4 és TAK1 üzemállapotot eredményező kezdeti eseményből kiinduló folyamatnál az 5 mSv/esemény értéket.

3a.2.4.0200. TA2 üzemállapotot eredményező kezdeti események nem okozhatnak 1 mSv/esemény/fő értéket meghaladó dózist az atomerőmű ellenőrzött zónáján kívül, az atomerőmű emberi tartózkodásra engedélyezett üzemi területein.

3a.2.4.0300. A TA3-4 üzemállapotot eredményező kezdeti események az atomerőmű ellenőrzött zónáján kívül, az atomerőmű emberi tartózkodásra engedélyezett üzemi területein nem okozhatnak 10 mSv effektív dózisértéket vagy 100 mGy pajzsmirigy dózisértéket meghaladó sugárterhelést.

3a.2.4.0400. A TA2 üzemállapotot eredményező kezdeti események az atomerőmű ellenőrzött zónájában csak olyan mértékű és jellegű radioaktív szennyeződést okozhatnak, amelyek az üzemszerűen alkalmazott módszerekkel, rendszerekkel és rendszerelemekkel kezelhetők és eltávolíthatók.

3a.2.4.0500. A TA2-4 üzemállapotot eredményező kezdeti események - az egyszeres meghibásodás feltételezése mellett, további független hiba feltételezése nélkül - nem idézhetnek elő olyan következményt, amely sérti az adott üzemállapotra előírt biztonsági kritériumokat.

3a.2.4.0600. Valamennyi feltételezett kezdeti eseményből kiinduló eseményláncra - a szabotázst kivéve - a zóna részleges vagy teljes megolvadásával járó esetek összegzett gyakorisága nem haladja meg a 10-5/év értéket.

3a.2.4.0700. A korlátozott környezeti hatás kritérium teljesítéséhez a TAK1 üzemállapotot eredményező eseményre és a

3a.2.2.7000. pont előírásainak figyelembevételével a TAK2 üzemállapotot eredményező eseményekre bizonyítani kell, hogy

a) az atomreaktortól vett 800 m távolságon túl nincs szükség sürgős óvintézkedésekre;

b) az atomreaktortól vett 3 km távolságon túl nincs szükség semmilyen átmeneti intézkedésre, azaz nincs szükség a lakosság ideiglenes áttelepítésére;

c) az atomreaktortól vett 800 m távolságon túl nincs szükség semmilyen késői védőintézkedésre, azaz nincs szükség a lakosság végleges áttelepítésére;

d) ne legyen szükség hosszú távú élelmiszerfogyasztási korlátozásra.

3a.2.4.0800. A nagy vagy korai kibocsátással járó eseményeket gyakorlatilag ki kell zárni. A nagy vagy korai kibocsátással járó eseményláncok minden kiinduló üzemállapotra és hatásra összegzett gyakorisága - kivéve a szabotázs esetét - nem haladhatja meg a 10-6 /év értéket. A követelmény teljesülését 2. szintű valószínűségi biztonsági elemzéssel kell igazolni.

3a.2.4.0900. A tervezésnek determinisztikus biztonsági elemzésekkel kell igazolni, hogy a TA2 üzemállapotot eredményező kezdeti események egyszeres meghibásodás feltételezése mellett nem vezetnek egyetlen gát funkciójának elvesztéséhez sem.

3a.2.4.1000. A reaktortartály ridegtöréssel szembeni integritását olyan módon kell biztosítani, hogy a tartály kritikus elemeiben a feszültségintenzitási tényező sehol sem haladhatja meg a kialakult hőmérséklethez tartozó törési szívósságot - azaz a szerkezetben levő anyagfolytonossági hiányok nem terjedhetnek a TA1-4 és TAK1 üzemállapotot eredményező események során.

3a.2.4.1100. TA2-4 és TAK1 üzemállapotot eredményező kezdeti eseményeket követően a reaktivitásra ható szabályozó és biztonságvédelmi szerkezetek, a fűtőelemkötegek, valamint az atomreaktor szerkezeti elemei nem sérülhetnek, deformálódhatnak oly mértékben, hogy ezáltal a szabályozó és biztonságvédelmi szerkezeteknek a hasadási láncreakció leállítására irányuló mozgása lehetetlenné váljon.

3a.2.4.1200. TA2-4 és TAK1 üzemállapotot eredményező kezdeti eseményeket követően a fűtőelemkötegeknek, az atomreaktor primer körének és az ahhoz kapcsolódó rendszereknek olyan állapotban kell maradniuk, hogy a besugárzott nukleáris üzemanyag rövid és hosszú távú hűtése és kezelhetősége biztosítható legyen, továbbá a hő elvonásához szükséges rendszerek rövid és hosszú távon képesek legyenek feladatuk ellátására.

3a.2.4.1300. A TA2 üzemállapotot eredményező eseményekre a tervezés során meg kell határozni a fűtőelempálca sértetlenségének megőrzését biztosító kritériumokat, a nukleáris üzemanyag hőmérsékletére, a kritikus hőfluxusra és a burkolat hőmérsékletére vonatkozó határértékek formájában. A TA3-4 és TAK1 üzemállapotokra a hosszú távú hűthetőség és kezelhetőség követelményének teljesítése érdekében meg kell határozni a fűtőelem-sérülés megengedhető maximális mértékét és jellegét.

3a.2.4.1400. A radioaktív kibocsátásokat visszatartó vagy korlátozó rendszerek és rendszerelemek a biztonsági funkciójuk ellátása érdekében teljes élettartamuk során a maximális nyomására, maximális és minimális hőmérsékletére, a termikus és nyomástranziensekre, a degradációra, valamint a megadott hőmérsékleti tartomány függvényében a feszültségekre vonatkozóan kritériumokat kell meghatározni.

3a.2.4.1600. A nukleáris biztonsági követelmények kielégítése érdekében a konténment teljes élettartama során a hőmérsékletére, nyomására és a szivárgás mértékére kritériumokat kell megállapítani.

3a.2.5. Üzemeltetési feltételek és korlátok

3a.2.5.0100. A tervezési folyamat során meg kell határozni a rendszerek és rendszerelemek üzemeltetésének azon feltételeit és korlátait, amelyek betartása mellett igazolt, hogy az atomerőmű a Biztonsági Jelentésben dokumentált tervezői célkitűzéseknek megfelelően, a nukleáris biztonsági követelményekkel összhangban üzemeltethető.

3a.2.5.0200. Az üzemeltetési feltételeket és korlátokat úgy kell meghatározni, hogy azok betartása mellett a TA3-4 vagy a TAK1 üzemállapotra vezető helyzetek megelőzhetőek, a lehetséges üzemzavarok esetén a következmények enyhíthetőek legyenek. A biztonsági korlátok meghatározásánál konzervatív megközelítést kell alkalmazni a biztonsági elemzések bizonytalanságainak figyelembevétele érdekében.

3a.2.5.0300. Az egyes üzemeltetési feltételeket és korlátokat az atomerőmű tervezési megfontolásai, biztonsági elemzései, az üzembe helyezési próbák eredményei alapján kell meghatározni.

3a.2.5.0400. Az üzemeltetési feltételek és korlátok meg határozásánál a következő egymásra épülő biztonsági szinteket kell figyelembe venni:

a) biztonsági korlátok,

b) a biztonsági funkciót ellátó rendszerek működésbe lépésének határértékei, és

c) a normál üzem feltételei és korlátai.

3a.2.5.0500. Az üzemeltetési feltételeknek és korlátoknak le kell fedni minden üzemi állapotot, beleértve a teljesítményüzemet, a leállított állapotot és az átrakást, valamint az előbbi állapotok közötti átmeneti állapotokat, továbbá a karbantartás, a próbák és a rendszerelemek felügyelete során kialakuló ideiglenes helyzeteket.

3a.2.5.0600. A biztonság garantálása érdekében a biztonsági funkciót ellátó rendszerek paramétereinek az Üzemeltetési Feltételek és Korlátok dokumentumban meghatározott értékei és a biztonsági korlátok között - megfelelő konzervatív megközelítéssel vagy a biztonsági elemzések bizonytalanságainak figyelembevételével - tartalékot kell fenntartani.

3a.2.5.0700. Az Üzemeltetési Feltételek és Korlátok dokumentumnak tartalmaznia kell az üzemi paraméterekre vonatkozó korlátokat, a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek vonatkozásában pedig azoknak az üzemképes rendszerelemeknek a minimálisan előírt számát, amelyeknek különböző TA1-2 üzemállapotokban, üzemi vagy készenléti állapotban kell lenniük. Az üzemeltetési feltételekhez és korlátokhoz képest észlelt eltérés esetére tartalmaznia kell továbbá az üzemeltető szervezet által végrehajtandó beavatkozásokat és a beavatkozások végrehajtására megengedett időt.

3a.2.5.0800. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek, rendszerelemek maximálisan megengedett üzemképtelenségi időtartamát, valamint e rendszerek, rendszerelemek időszakos próbáinak, ellenőrzésének ciklusidejét elemzési eredményekre kell alapozni. A ciklusidő meghatározásakor figyelembe kell venni a karbantartás és a próbák miatt fellépő üzemképtelenség okozta kockázat és az e tevékenységek által elérhető megbízhatóság-növekedés egyensúlyát.

3a.2.5.0900. Az Üzemeltetési Feltételek és Korlátok dokumentum részeként meg kell határozni a biztonságos üzemeltetéshez szükséges és elégséges személyzettel szemben támasztott követelményeket. A biztonságos üzemeltetéshez szükséges és elégséges személyzet meghatározásánál az üzemzavarok kezelésére vonatkozó követelményeket is teljesíteni kell.

3a.2.5.1000. Az atomerőmű üzembe helyezését megelőzően ki kell dolgozni az Üzemeltetési Feltételek és Korlátok dokumentum előzetes változatát, amelyben rögzítettek biztosítják, hogy az atomerőmű rendszerei, rendszerelemei a Biztonsági Jelentésben szereplő tervezési feltételezéseknek és célkitűzéseknek megfelelően működnek.

3a.2.5.1100. Az Üzemeltetési Feltételek és Korlátok dokumentum előzetes változatát az üzembe helyezés tapasztalatai alapján felül kell vizsgálni, és a Biztonsági Jelentéssel összhangban szükség szerint módosítani, véglegesíteni kell.

3a.2.5.1200. Az Üzemeltetési Feltételek és Korlátok dokumentum módosítására, vagy az abban foglaltaktól való ideiglenes eltérésre vonatkozó szabályokat belső eljárásrendben rögzíteni kell. Az eltérések megengedhetőségét, megfelelőségét minden esetben biztonsági és egyéb elemzéssel kell igazolni.

3a.3. SPECIÁLIS TERVEZÉSI KÖVETELMÉNYEK

3a.3.1. Biztonsági osztályba sorolt rendszerek tervezése

3a.3.1.0100. A biztonsági osztályba sorolt rendszerek és rendszerelemek tervezése során a megkövetelt tervezési kritériumok teljesítése érdekében elsősorban a redundancia, diverzitás, fizikai és villamos betáplálás szempontjából történő elválasztás, funkcionális elkülönítés és függetlenség, valamint független adatkapcsolat és meghibásodás-védett tervezési elveket kell alkalmazni. Az ilyen rendszereket megbízható, minősített rendszerelemek alkalmazásával, szükség szerint független segédrendszerek kialakításával kell megtervezni.

3a.3.1.0200. Minden kiinduló eseményre igazolni kell, hogy az esemény lefolyásában érintett mélységben tagolt védelmi szinthez tartozó biztonsági funkció megvalósításában részt vevő rendszer és rendszerelem független a többi mélységi védelmi szinthez tartozó rendszertől és rendszerelemtől.

3a.3.1.0300. A függetlenség teljesebb biztosítása érdekében, észszerű mértékben, szisztematikusan meg kell valósítani, hogy a kiinduló eseményektől függetlenül egy biztonsági osztályba sorolt rendszer vagy rendszerelem a mélységben tagolt védelem csak egy meghatározott szintjéhez legyen köthető.

3a.3.1.0400. A biztonsági osztályba sorolt rendszerek és rendszerelemek tervezése során észszerűen megvalósítható mértékben a passzív, inherensen biztonságos megoldásokat kell alkalmazni, amelyek biztosítják, hogy a rendszerek és rendszerelemek meghibásodása - külső beavatkozás nélkül is - biztonságos állapothoz vezet.

3a.3.1.0500. A biztonsági osztályba sorolt rendszerek és rendszerelemek tervezésénél törekedni kell azok meghibásodás-védett tervezésére. Ha az egyes biztonsági osztályba sorolt rendszerek és rendszerelemek több különböző pozícióban vagy állapotban is látnak el biztonsági funkciót, meg kell határozni, hogy mely biztonsági funkció elmaradása vezet súlyosabb következményhez. Az így meghatározott biztonsági funkció meghibásodás-védett ellátását kell előnyben részesíteni a tervezés során.

3a.3.1.0600. Valamely rendszer vagy rendszerelem meghibásodása nem okozhatja egy nála magasabb biztonsági osztályba sorolt rendszer vagy rendszerelem meghibásodását.

3a.3.1.0700. Észszerűen megvalósítható mértékben egyszerű biztonsági rendszereket kell alkalmazni annak érdekében, hogy minimálisra csökkenjen:

a) az operátor által végzendő beavatkozások száma,

b) a beavatkozások száma egy adott funkció ellátása érdekében,

c) a védelmi reteszelések szükségessége,

d) a működtetéshez szükséges, valamint a biztonsággal és a megbízhatósággal összefüggő rendszerelemek száma,

e) a karbantartás és az ellenőrzések igénye, és

f) a kiszolgáló rendszerek száma.

3a.3.1.0800. A biztonsági osztályba sorolt rendszereket és rendszerelemeket méretezni kell a természeti eredetű külső hatásokra legalább a 10-5/év ismétlődési gyakoriságnak megfelelően, amennyiben a rendszerelemnek az adott helyzetben biztonsági funkciója lehet.

3a.3.1.0850. A rendszerek, rendszerelemek tervezésénél a terheket és a terheléskombinációkat azon körülmények, hatások elemzése alapján kell meghatározni, amelyek között a rendszer, rendszerelem biztonsági funkciója megvalósul, figyelembe véve a normál üzemet, a várható üzemi eseményeket, a tervezési üzemzavarokat és a tesztkörülményeket, valamint a rendszerelem biztonsági és földrengés-biztonsági osztályát is. A konkrét kombinációkat a tervezési specifikációban a terhek egyidejűsége és fontossága alapján kell meghatározni. Azokban az esetekben, amikor a rendszer, rendszerelemnek a biztonsági funkciója a TAK üzemállapotok kezelésénél szükséges, az azokra jellemző terheléseket és környezeti hatásokat kell figyelembe venni.

3a.3.1.0900. Biztosítani kell, hogy a biztonsági rendszerek, rendszerelemek, azok segédrendszerei a lehető legnagyobb mértékben védettek legyenek a belső és külső veszélyeztető tényezők hatásaitól, a meghibásodott rendszerek, rendszerelemek közötti kölcsönhatásoktól.

3a.3.1.0910. Az egyidejűleg működő rendszerek potenciális káros kölcsönhatásának lehetőségét értékelni kell, és szükség esetén a káros kölcsönhatás kialakulását meg kell akadályozni. Az értékelés során figyelmet kell fordítani a fizikai kapcsolatokra és a szándékos vagy szándékolatlan működés környezeti körülményekre való hatására, és a környezeti körülmények másik elemre való visszahatásra.

3a.3.1.1000. A közös okú meghibásodás lehetőségét figyelembe kell venni annak meghatározása során, hogy a redundancia, diverzitás, a fizikai elválasztás, valamint a funkcionális elkülönítés elveit hol és milyen módon kell alkalmazni a megkövetelt funkció és megbízhatóság megvalósításához.

3a.3.1.1100. A tervezésnél alkalmazni kell az egyszeres hibatűrés követelményét. A rendszerelemek szándékolatlan működésének lehetőségét egy lehetséges meghibásodási módként kell kezelni. Passzív tervezési megoldás meghibásodását figyelembe kell venni, hacsak nem igazolható, hogy az nagyon kis valószínűségű, vagy nem befolyásolja az adott funkciót.

3a.3.1.1200. Az F1 és a helyreállítás céljából nem megközelíthető F2 szintű biztonsági funkciót ellátó rendszereknek redundáns áganként önálló biztonsági villamos betáplálással kell rendelkezniük, továbbá a tervezett redundanciájuknak és függetlenségüknek legalább olyannak kell lenniük, hogy:

a) a rendszerben fellépő egyszeres meghibásodás ne okozhassa a védelmi funkció elvesztését, és

b) bármely egyedi rendszerelemnek az üzemből való kivétele ne okozza az elemzésekben feltételezett minimális redundancia elvesztését.

3a.3.1.1300. Biztosítani kell, hogy az F1 szintű biztonsági funkciót ellátó rendszerek működőképessége üzem közben ellenőrizhető legyen.

3a.3.1.1400. Az F1A szintű biztonsági funkciót ellátó rendszerek aktiválását és működtetését vagy automatizált rendszerekkel kell biztosítani, vagy passzív rendszereket kell alkalmazni úgy, hogy TA2-4 üzemállapotot eredményező kezdeti eseményt követő 30 percen belül ne legyen szükség operátori beavatkozásra. Ha a funkció ellátásához a kezdeti eseményt követő 30 percen belüli időszakra operátori beavatkozás kerül betervezésre, akkor igazolni kell, hogy az operátori beavatkozás automatikus működéssel vagy passzív rendszerek alkalmazásával nem helyettesíthető, továbbá igazolni kell azt is, hogy a tervezett beavatkozás az operátor által végrehajtható.

3a.3.1.1500. Amennyiben a valószínűségi biztonsági célok elérése csak különlegesen nagy megbízhatóságú rendszerek alkalmazásával lenne biztosítható, akkor az ilyen biztonsági funkciót diverz módon kell ellátni.

3a.3.1.1600. Az atomreaktor automatikus leállítását és az aktív biztonsági funkciót ellátó rendszerek vezérlését végző rendszer megfelelő tervezésével biztosítani kell, hogy az üzemviteli személyzet a kiépített operatív irányítási helyekről ne tudja megakadályozni az automatikus biztonsági működéseket sem TA1 üzemállapot, sem TA2-4 üzemállapotot eredményező események esetén, ugyanakkor a szükséges beavatkozásokat végre tudja hajtani.

3a.3.1.1700. A biztonsági funkciót ellátó programozott rendszereknek - a programozott rendszerekre vonatkozó általános követelményeken túlmenően - teljesíteniük kell a következő követelményeket:

a) a legszigorúbb minőségbiztosítási követelményeket kielégítő referenciákkal rendelkező hardver és szoftver eszközöket kell használni,

b) a teljes fejlesztési folyamatot, beleértve a tervezési változtatások ellenőrzését, tesztelését és üzembe helyezését szisztematikusan dokumentálni és értékelni kell,

c) a számítógépes alapú rendszerek megbízhatóságának igazolása érdekében a számítógépes alapú rendszereket olyan szakértőkkel kell felülvizsgáltatni, akik függetlenek a tervezőtől és a szállítótól, továbbá

d) amennyiben egy rendszer szükséges megbízhatósági szintje nem igazolható, akkor a hozzárendelt védelmi funkciók teljesítését diverz eszközökkel is biztosítani kell.

3a.3.1.1800. A biztonsági korlátok és a biztonsági funkciót ellátó rendszerek beállítási értékei között megfelelő tartalékot kell biztosítani.

3a.3.1.1900. A biztonsági osztályba sorolt rendszerek, rendszerelemek tervezése, kivitelezése és karbantartása során biztosítani kell, hogy minőségük és az általuk megvalósított biztonsági funkciók megbízhatósága megfeleljen osztályba sorolásuknak.

3a.3.1.2000. Az egyes biztonsági osztályokra meg kell határozni:

a) a tervezés, gyártás, szerelés és ellenőrzés során alkalmazandó megfelelő követelményeket és szabványokat,

b) a tartalék energiaforrásból való betáplálás szükségességét,

c) a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek rendelkezésre állásának vagy rendelkezésre nem állásnak feltételezését a determinisztikus biztonsági elemzésekben,

d) a minőségi követelményeket, és

e) a környezetállósági minősítés követelményeit.

3a.3.1.2100. Be kell mutatni és igazolni kell a biztonsági osztályba sorolás, valamint a hozzárendelt tervezési, gyártási előírások összhangját, beleértve az alkalmazott kódokat és szabványokat.

3a.3.1.2200. Az 1. biztonsági osztályban nem alkalmazhatók kereskedelmi termékek. Ez alól kivételt képeznek a speciális célú rendszerelemek, különösen légtelenítő-, ürítő-, mérési elvételi helyre beszerelendő csővezetékek és szerelvényeik.

3a.3.2. Tervezés élettartamra

I. Tervezési élettartam

3a.3.2.0100. Meg kell határozni az atomerőmű tervezett élettartamát és azt, hogy mely biztonsági vagy fizikai gát funkciót teljesítő rendszerelem élettartama határozza meg, vagy korlátozza ezt az élettartamot.

3a.3.2.0200. Az élettartamot korlátozó degradációs folyamatok elemzésével bizonyítani kell, hogy a nem cserélhető rendszerelemek és a nem cserélendő passzív biztonsági és fizikai gát funkciót megvalósító rendszerelemek élettartama legalább olyan hosszú, mint az atomerőmű egészére meghatározott tervezett élettartam, figyelembe véve a teljes élettartam során várható terheléseket és öregedési folyamatokat a szükséges tartalékokkal.

3a.3.2.0300. Meg kell határozni, hogy milyen feltételek mellett teljesíthetők a tervezett élettartam alatt a nukleáris biztonsági követelmények.

3a.3.2.0400. Amennyiben a rendszer, rendszerelem élettartama rövidebb, mint az atomerőmű tervezett élettartama, ezek felújíthatóságát, cserélhetőségét biztosítani kell.

3a.3.2.0500. A leszerelés megkezdéséig és a leszerelés során funkciót ellátó rendszerek, rendszerelemek tervezett élettartamában figyelembe kell venni a leszereléshez szükséges időtartamot is.

II. Szerkezeti anyagokkal kapcsolatos követelmények

3a.3.2.0600. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek, rendszerelemek tervezésekor olyan szerkezeti anyagokat kell alkalmazni, amelyek:

a) kipróbáltak, környezetállósági szempontból minősítettek, megfelelnek a tervezési és környezeti feltételeknek,

b) minőségi osztályuk, jellemzőik igazoltan a tervezésnél alkalmazott szabvány vagy tervezési specifikáció által megadott határértéken belüliek,

c) neutronsugárzásnak kitett rendszerek, rendszerelemek esetében

ca) a felaktiválódásra a lehető legkevésbé hajlamosak, szerkezetük pedig olyan, hogy felaktiválódás esetén a felaktiválódott részek helyben maradnak,

cb) a sugárzás hatására sem romlik a feszültségkorrózió-állóság,

d) a neutronsugárzásnak kitett ABOS 1. biztonsági osztályba sorolt rendszerelemek esetén anyagtulajdonságainak változása a lehető legkisebb és ellenőrizhető a teljes élettartam alatt,

e) degradációs folyamataik az adott körülmények között és közegben ismertek, a degradáció a tervezett élettartamon belül a funkciót nem korlátozza,

f) olyan felületi kiképzést tesznek lehetővé, amelyek az üzemeltetés és a leszerelés során a lehető legnagyobb mértékben dekontaminálhatók, továbbá

g) tűzállóak, vagy a tűzveszélyességük kellően korlátozható.

3a.3.2.0700. A radioaktív közegekkel érintkező rendszerelemeket nagy korrózióállósággal rendelkező szerkezeti anyagokból kell készíteni a korróziótermékek lerakódásainak csökkentése érdekében.

3a.3.2.0800. Kifáradási igénybevételnek kitett rendszerelemek esetén kerülni kell az öntvények alkalmazását

3a.3.2.0900. A fővízkörben és a csatlakozó rendszerek rendszerelemeiben minimálisra kell csökkenteni a Co60 végtermékre vezető anyagok arányát (kobalt tartalmú felületkeményítő anyagok alkalmazása nem megengedett, a nikkel tartalmú anyagok alkalmazásakor figyelembe kell venni a Co58 képződésének korlátozását).

3a.3.2.1000. Az ausztenites anyagok alkalmazása során el kell kerülni a kristályközi korrózió veszélyét titánnal stabilizált ötvözetek alkalmazása, a szén és titántartalom arányának szabályozása, illetve az alapanyagok kristályközi korrózió próbájának előírásával. Ausztenites hegesztőanyagok esetén a varrat delta-ferrit tartalmát korlátozni kell.

3a.3.2.1100. Nem fémes szerkezeti anyagok esetén különösen fontos a blokk egész üzemideje során várható valamennyi környezeti feltételnek való megfelelés értékelése.

3a.3.2.1200. A nyomástartó berendezés és csővezeték tervezésekor különös gondot kell fordítani a gyártás és szerelés során alkalmazott hegesztés, mint speciális korlátozottan javítható folyamat tervezési előírásaira, így különösen az alábbiakra:

a) az alkalmazható hegesztési módszerek,

b) a varratok kialakítása,

c) az alkalmazott alapanyagokhoz illeszkedő hegesztési hozaganyagok meghatározása,

d) a varratvizsgálati módszerek terjedelmének meghatározása, valamint

e) a hegesztés minőségbiztosítási feltételeinek meghatározása:

ea) a gyártókkal és szerelőkkel szemben támasztott követelmények,

eb) a hegesztőkkel és anyagvizsgálókkal szemben támasztott követelmények,

ec) a hegesztés minőségtanúsító dokumentációjával szemben támasztott követelmények.

3a.3.2.1300. A tervezés során az élettartamot korlátozó degradációs folyamatok elemzésével bizonyítani kell, hogy

a) a szerkezeti anyagok szilárdsági tulajdonságai az öregedés hatása ellenére megfelelnek a TA1-4 és TAK1-2 üzemállapotokra számított maximális terheléseknek az üzemállapotra előírt biztonsági tartalékok figyelembevételével, amennyiben az adott üzemállapotban az érintett rendszerelem biztonsági funkciót lát el; és

b) a kritikus szerkezetekben a törésmechanika követelmények is teljesülnek.

3a.3.2.1400. A tervezés során az anyagkiválasztáskor be kell tartani a katasztrofális meghibásodás elleni kritériumokat. Vizsgálni kell az összes jellemző törési mechanizmust az érintett rendszerelemeknél.

3a.3.2.1500. A tervezés során a szerkezeti anyagok kiválasztásakor, az anyag- vagy termékszabványok valamint az atomreaktorok gyártási és üzemeltetési tapasztalatai alapján az osztályba sorolásuknak megfelelően, differenciált módon meg kell határozni az ellenőrzéseket, anyagvizsgálatokat és a dokumentálás követelményeit.

3a.3.2.1600. Új anyagok és gyártási módszerek esetén környezetállósági és szeizmikus minősítési eljárást kell lefolytatni, amely alapján a felhasználás céljának és követelményeinek való megfelelés igazolható.

3a.3.2.1700. Biztosítani kell, hogy a konténmentben használt anyagok fizikai-kémiai tulajdonságai a TA2-4 és TAK1 üzemállapotot eredményező események során ne járuljanak hozzá a hidrogénképződéshez.

3a.3.2.1800. A tervezés során a szerkezeti anyagokkal kapcsolatban be kell tartani az alábbi követelményeket:

a) hegesztendő ausztenites öntvények esetén a delta-ferrit tartalmat korlátozni és ellenőrizni kell,

b) az ausztenites öntvények alkalmazása esetén elemezni és bizonyítani kell a termikus öregedéssel és feszültségkorrózióval szembeni ellenállást,

c) réz, alumínium és ötvözeteik alkalmazása biztonsági osztályba sorolt rendszerelemekben nem megengedett,

d) gőz- és nagysebességű vízrendszerekben eróziós korróziónak ellenálló anyagokat kell alkalmazni,

e) vízüzemi közeggel érintkező szénacél rendszerelemek esetén az általános korróziós folyamatokra a szilárdsági elemzésekben meghatározott falvastagság tartalékot kell előirányozni,

f) műanyagok alkalmazása az üzemi nyomás, hőmérséklet és a környezeti feltételek értékelése mellett kizárólag harmadik biztonsági osztályban megengedett, továbbá

g) a szerkezeti anyagok kiválasztását úgy kell elvégezni, hogy a heterogén varratok száma a legkisebb legyen.

3a.3.2.1900. A tervezés során az alkalmazott anyagok kiválasztásakor figyelembe kell venni az atomerőmű tervezett leszerelésének alábbi szempontjait is:

a) a leszerelési stratégiában meghatározott hosszú idejű tárolhatóság az atomerőműben,

b) ellenálló-képesség az atomerőműben alkalmazott vegyi anyagokkal szemben,

c) a dekontaminálást igénylő felületek anyagait és a tisztító, valamint dekontamináló vegyszerek és technológiák rendszerét úgy kell megválasztani, hogy a kívánt tisztaság és a kezeléshez szükséges sugárzási viszonyok megőrzése a rendszer élettartama végéig biztosítottak legyenek, továbbá

d) az üzemelés során felaktiválódó anyagok esetén - a leszerelés tervezett ütemezésével összhangban - a lehető legrövidebb felezési idő.

III. Vegyészet

3a.3.2.2000. Az atomerőművi blokk primer és szekunder köri, valamint segéd- és kiszolgáló rendszereinek vízüzemét úgy kell megtervezni, hogy

a) az alkalmazott technológiai közegek és segédanyagok kémiai összetétele és kondicionálása összhangban legyen a szerkezeti anyagokkal, a konstrukcióval;

b) a korróziós hatások a tervezett mérték alatt maradjanak, és garantálják a rendszerelemek integritását;

c) a közegben levő radioaktív anyagok mennyisége mindenkor az észszerűen elérhető legalacsonyabb szinten legyen; valamint

d) legyen képes TA1 üzemállapotban a primer körben oldott gázok eltávolítására.

3a.3.2.2100. A hűtő- és munkaközegek megfelelőségét számításokkal, elemzésekkel kell igazolni figyelembe véve az atomerőmű tervezett élettartamát.

3a.3.2.2200. Mintavételi rendszert kell betervezni, hogy nyomon követhető legyen a biztonság szempontjából fontos vízüzemi paraméterek változása, időben jelezhetők legyenek a nemkívánatos vízkémiai és korróziós folyamatok, a korróziótermékek felhalmozódása és aktivitásuk változása, továbbá az üzemanyag-burkolatok inhermetikussá válása. A tervben biztosítani kell, hogy a mintavételi rendszerből származó minta reprezentatív és a biztonság szempontjából visszahatásmentes legyen.

3a.3.2.2300. Meg kell tervezni minden rendszerre a korróziótermékek, radioaktív szennyeződések, valamint az egyéb szennyezők eltávolításának folyamatát, és erre megfelelő módszereket kell kidolgozni, és eszközöket kell tervezni.

3a.3.2.2400. A vízüzemek szabályozására alkalmazott vegyszerek koncentrációját, a vízüzemek korróziót befolyásoló paramétereit úgy kell megválasztani, valamint a szennyezőanyagok és korróziótermékek koncentrációját olyan szinten kell meghatározni, hogy azok az adott hőmérséklet, nyomás és áramlási viszonyok mellett az észszerűen elérhető legalacsonyabb szintű káros hatást gyakorolják az alkalmazott szerkezeti anyagokra, az atomerőművi blokk minden tervezett üzemállapotában.

3a.3.2.2500. A vízüzemek tervezésekor elemezni kell a korróziót befolyásoló paramétereknek és a korróziótermékeknek a szerkezeti anyagokra és a fizikai folyamatokra - például a hőátadásra - gyakorolt hatását. Meg kell határozni a korróziótermékek koncentrációjának határértékeit, a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerekben, rendszerelemekben levő lerakódások megengedett mértékeit, amelyek nem veszélyeztethetik a biztonságos üzemeltetést. Meg kell tervezni a szükséges intézkedéseket, eszközöket és eljárásokat a határértékek átlépésének megakadályozására és esetleges átlépés esetén a normaértékek visszaállítására.

3a.3.2.2600. A korróziót befolyásoló paraméterek, a reaktivitást lekötő, neutronelnyelő anyag koncentrációváltozásával járó pH-effektust korrigáló vegyszerek koncentrációjának szabályozásánál figyelembe kell venni a radiolitikus reakciók hatását.

3a.3.2.2700. Víztisztító rendszereket kell tervezni annak elősegítése érdekében, hogy a környezetbe kibocsátott radioaktív anyagok mennyisége és koncentrációja minden tervezett üzemállapotban a korlátok alatt, az észszerűen elérhető legalacsonyabb szinten maradjon. Biztosítani kell, hogy a tisztítási folyamatok során keletkező radioaktív hulladék mennyisége és aktivitása az észszerűen elérhető legalacsonyabb legyen.

3a.3.2.2800. A víztisztító rendszerek kapacitásának garantálni kell, hogy a rendszerekben lévő korróziótermékek mennyisége állandóan a terv szerint megengedett, megfelelően alacsony szinten legyen.

3a.3.2.2900. Olyan tisztítási technológiákat kell alkalmazni, melyek biztosítják, hogy az érintett szerkezeti anyagok felületén a passzív védőréteg megmarad, vagy ismét kialakul.

IV. Rendszerelemek környezetállósági minősítése

3a.3.2.3000. A tervezés során meg kell határozni a TA1-4 és TAK1 üzemállapotokban, a külső és belső veszélyeztető tényezők hatására kialakuló környezeti körülményeket, hatásokat, amelyek között a rendszereknek, rendszerelemeknek teljesíteniük kell a biztonsági és a fizikai gát funkcióikat. A terv által meghatározott terjedelemben meg kell határozni a környezeti körülményeket a tervezési alap kiterjesztését képező állapotokra is.

3a.3.2.3010. A rendszerelemek minősítését teszteléssel, elemzéssel és az üzemeltetési tapasztalatok felhasználásával, továbbá ezek kombinációjával lehet elvégezni. A módszerek kiválasztásánál - ahol ez lehetséges - a tesztelést kell végezni.

3a.3.2.3100. Minősítési eljárásokat kell alkalmazni annak igazolására, hogy a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek és rendszerelemek képesek ellátni a funkciójukat az atomerőmű élettartama alatt a TA1-4 és TAK1 üzemállapotot eredményező események során fennálló környezeti feltételek mellett, amennyiben működésük ekkor szükséges.

3a.3.2.3200. Passzív fémes és beton rendszerelemek környezetállóságát tervezéssel kell biztosítani. A környezetállóságot szükség esetén elemzésekkel kell igazolni.

3a.3.2.3300. A nem fémes, nem beton rendszerelemek, valamint az aktív rendszerelemek alkalmasságát egyedi vagy típusminősítéssel kell igazolni.

3a.3.2.3400. A rendszerelem tervezésekor és kezdeti minősítésekor figyelembe kell venni az üzem alatti öregedési mechanizmusokat, és igazolni kell, hogy az öregedési hatások ellenére a tervezett üzemidejük végén is képesek a megkövetelt megbízhatósággal funkciójukat teljesíteni.

3a.3.2.3500. A rendszerelemek terveiben meg kell határozni a minősített állapot fenntartásának módját, feltételeit.

3a.3.2.3600. Az elárasztásra és tűzre akkor kell minősíteni, ha azok bekövetkezhetnek a rendszerelem felszerelésének helyén, és a biztonsági funkciók teljesítésének igazolásához az ilyen eseményeket az egyszeres hibatűrés kritériumának alkalmazása mellett nem lehet kizárni.

3a.3.2.3700. Vizsgálni kell, hogy az elektromágneses hatások veszélyeztethetik-e valamely biztonsági funkció ellátását. Biztosítani kell, hogy a biztonsági funkció ellátását ilyen hatások ne befolyásolhassák.

3a.3.2.3800. Ha a rendszerelemnek TA3-4 vagy TAK üzemállapotokban funkciója van, az üzemállapot okozta terhelések elviselésére minősíteni kell.

3a.3.2.3900. Súlyos baleset-kezelésénél, következményeinek enyhítésénél szerepet játszó rendszerek és rendszerelemek minősítési eljárása során, a TAK2 üzemállapotban feltételezhető legvalószínűbb körülmények és terhelések mellett, igazolni kell azok szükséges ideig fennálló működőképességét.

V. Karbantartás, felülvizsgálat, ellenőrzés

3a.3.2.4000. A tervezőnek minden rendszerre, rendszerelemre szerelési, üzemeltetési és karbantartási utasításokat kell biztosítania. A szerelési és karbantartási utasításoknak olyan mértékben kell részletezettnek lenni, hogy azokat a méreteket, illesztési értékeket tartalmazzák, amelyek a rendszer, rendszerelem teljes szétszereléséhez, ellenőrzéséhez és összeszereléséhez szükségesek.

3a.3.2.4100. Meg kell határozni minden nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszer, rendszerelem esetében az üzem közbeni vagy rendszeres időszakonkénti ellenőrzés, felülvizsgálat, anyagvizsgálat programját, a szerkezeti épség, a tömörség-ellenőrzés és a funkciópróbák módját és gyakoriságát, a tervszerű megelőző karbantartásra és más karbantartási stratégiákra vonatkozó tervezői előírásokat.

3a.3.2.4200. Meg kell határozni a működőképességet, megfelelőséget jellemző paramétereket. Ezekre a paraméterekre meg kell adni a megfelelőségi kritériumokat, amelyek teljesülését a vizsgálatok, ellenőrzések során mérni, ellenőrizni kell. Az elfogadható értékektől való eltérés esetére meg kell tervezni a szükséges intézkedéseket, beleértve a karbantartási programok módosítását.

3a.3.2.4300. A tervezés során, amennyiben a vizsgálatok, ellenőrzések végrehajtása nem biztosítható a szerkezet takarása, a hozzáférés korlátos volta miatt, akkor vagy tervezési megoldások szükségesek a korlátozott hozzáférés ellensúlyozására, vagy igazolni kell, hogy a tervezett ideig tartó működés ellenőrzés, felügyelet nélkül fenntartható.

3a.3.2.4400. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek, rendszerelemek funkciópróbájának ciklusidejét, felülvizsgálatának gyakoriságát, lefolytatásának követelményeit, karbantartásának módját és feltételeit a tervezés során úgy kell meghatározni és megalapozni, hogy

a) az összhangban legyen a rendszer, rendszerelem tervezési elveivel, konstrukciójával,

b) biztosítsa, hogy az adott biztonsági funkció a rendszer, rendszerelem próbája, felülvizsgálata, karbantartása mellett megbízhatóan megvalósul, valamint

c) a rendszer, rendszerelem próba, felülvizsgálat, karbantartás miatt történő üzemből való kivétele a nukleáris biztonság szempontjából tolerálható legyen, a felülvizsgálat, próba, karbantartás gyakorisága nem vezethet a nukleáris biztonság csökkenéséhez.

3a.3.2.4500. A tervezés során meg kell határozni a rendszerelemek gyártóművi, átvételi, helyszíni szerelés közbeni, első üzembe helyezés előtti vizsgálataira vonatkozó előírásokat, átvételi kritériumokat. A gyártóművi és az azt követő ellenőrzési módszereknek a későbbi összehasonlíthatóság érdekében illeszkedni kell az üzemeltetés időszakára tervezett vizsgálati módszerekhez és hiba kimutathatósági érzékenységükhöz. Külön előírásokat kell meghatározni azon rendszerelemek gyártás során elvégzendő vizsgálataira, amelyek esetében az ellenőrzés a rendszerelem üzemeltetése során nem végezhető el hozzáférés hiányában vagy a rendszerelemek felaktiválódása miatt.

3a.3.2.4600. Az árukísérő dokumentációhoz, így különösen a nem hosszú életű berendezések esetében, mellékelni kell a tervezés során alkalmazott megoldások magalapozását, valamint a tartalék alkatrészekre vonatkozó gyártási terveket.

VI. Öregedéskezelés

3a.3.2.4700. Azonosítani kell az öregedési folyamatokat, azok jellemzőit minden biztonsági osztályba sorolt rendszerelem esetében, és meg kell adni az üzemeltetés során végrehajtandó öregedéskezelési program, és rendszer kidolgozásához szükséges adatokat és módszereket. A tervező által meghatározott öregedéskezelési rendszernek összhangban kell lenni a karbantartási programokkal, a vizsgálatok minősítésével és a rendszerelemek környezetállósági minősítésével, valamint a minősített állapot fenntartását szolgáló programokkal.

3a.3.2.4800. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek, rendszerelemek tervezésekor vizsgálni kell a várható öregedési folyamatokat és azok hatásait. Igazolni kell - a "0" állapot és az öregedési folyamatok lehetséges bizonytalanságainak figyelembevételével -, hogy az alkalmazott szerkezeti anyagok öregedési folyamatai a tervezett élettartam során nem gátolják a rendszereket, rendszerelemeket biztonsági funkcióik teljesítésében.

3a.3.2.4900. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek, rendszerelemek tervezésekor a választott szerkezeti anyagok tulajdonságainak az öregedési folyamatok következtében bekövetkező változását értékelni kell. Meg kell határozni a rendszerek, rendszerelemek megengedett élettartamát, integrált üzemidejét, valamint az üzemi, üzemzavari, karbantartási és próba igénybevételek ciklusszámát.

3a.3.2.5000. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerekre, rendszerelemekre a tervezés során egyértelmű működési mutatókat, kritériumokat kell meghatározni, az öregedési folyamataik, üzemben tarthatósági feltételeik és maradék élettartamuk meghatározásához.

3a.3.2.5100. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerekre, rendszerelemekre ki kell dolgozni az öregedéskezelés előírásait. Az előírásoknak ki kell terjedniük:

a) a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek, rendszerelemek öregedési helyeinek és az azokon várható öregedési folyamatok azonosítására,

b) az öregedési folyamatok várható előrehaladásának becslésére,

c) az öregedési folyamatok kezeléséhez szükséges karbantartási, felügyeleti, próba- és monitorozási tevékenységre, valamint

d) az öregedési és állapotromlási folyamatok lassítására, kedvezőtlen hatásainak csökkentésére szolgáló intézkedések meghatározására.

3a.3.2.5200. A primer kör nyomástartó berendezéseinek és csővezetékeinek azon részeire, amelyek nagy neutronsugárzásnak vagy más öregedési folyamatnak vannak kitéve, az alkalmazott anyagokban végbemenő öregedési folyamatok ellenőrzése érdekében felügyeleti programot kell kidolgozni és végrehajtani.

3a.3.3. Nyomástartó berendezés és csővezeték tervezése

3a.3.3.0100. A tervezés során meg kell határozni az üzemi körülményeket és a mechanikai terheléseket, terhelési ciklusokat - beleértve a külső és belső veszélyeztető tényezők által kiváltott hatásokat -, amelyek között az adott nyomástartó berendezés és csővezeték üzemelhet.

3a.3.3.0200. A méretezést megalapozó, a rendszerelemek megfelelőségét alátámasztó számításokat egységes, a nukleáris iparban elfogadott előírásrendszer vagy szabvány szerint, a rendszerek, rendszerelemek biztonsági osztályának megfelelően kell elvégezni. Be kell mutatni a méretezést alátámasztó számításokat, az egyes terhelési esetekre végzett ellenőrző elemzéseket, továbbá a tervezés során feltételezett körülményeket, megfontolásokat.

3a.3.3.0300. Kerülni kell a különböző szabványok, előírás-rendszerek szerint tervezett nyomástartó berendezés és csővezeték alkalmazását. Amennyiben ilyen előfordul, a különböző előírásrendszerek alapján méretezett nyomástartó berendezés és csővezeték illesztésének, összeszerelésének lehetőségét külön elemzéssel kell alátámasztani.

3a.3.3.0400. A konténmentet mint nyomástartó berendezést kell méretezni és nyomástartó képességének rendszeres ellenőrzési lehetőségét biztosítani kell.

3a.3.3.0500. Igazolni kell, hogy a B1 és B2 szintek szerinti fizikai gát funkciót teljesítő, ABOS 1. és 2. biztonsági osztályba sorolt rendszerelemek anyaga a terhelésnek megfelelő szívóssággal rendelkezik. Az anyagban - a TA1-4 és TAK1 üzemállapotokban - új repedések nem keletkezhetnek. Igazolni kell, hogy az anyagban már meglévő repedések az instabil repedésterjedéssel szemben megfelelő ellenállással rendelkeznek, ezáltal biztosított, hogy a betervezett rendszeres vizsgálatok a hibákat időben feltárják.

3a.3.3.0600. A nyomástartó berendezés és csővezeték tervezésekor figyelembe kell venni az anyagok fizikai, mechanikai tulajdonságainak neutronfluxus hatására történő megváltozását.

3a.3.3.0700. A nyomástartó berendezés és csővezeték tervezésénél az alkalmazott szabványok keretein belül biztosítani kell, hogy

a) a nyomástartó berendezéseken és a fővízköri csővezetékeken a kötések számát minimalizálják,

b) előnyben kell részesíteni a hegesztett kötések alkalmazását, figyelembe véve a roncsolásmentes vizsgálati lehetőségeket, továbbá a karbantartás végrehajtását.

c) az oldható kötések alkalmazása a rendszer kockázatelemzésével igazolt legyen.

3a.3.3.0800. Csak külön elemzés elvégzése esetén, egyedi, indokolt esetben, szabad varratokat alkalmazni olyan helyeken, ahol ezek hajlító-igénybevételnek vannak kitéve, és ahol a feszültség koncentrálódik. A nyomástartó berendezés és csővezeték hegesztésénél teljes beolvadást biztosító kötést kell alkalmazni. A részleges beolvadást eredményező hegesztett kötések alkalmazhatóságát elemzéssel kell igazolni.

3a.3.3.0900. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek, rendszerelemek tervezésénél a mechanikai és az áramlás által keltett rezgéseket, valamint az általuk okozott romlási folyamatokat figyelembe kell venni. A rendszereket, rendszerelemeket úgy kell megtervezni, hogy a rezgések minimálisak legyenek. Az üzembe helyezés során bizonyítani kell, hogy a rezgések szintje nem haladja meg a tervezésnél megengedhetőként figyelembe vett mértéket.

3a.3.3.1000. A nyomástartó berendezést és csővezetéket az általa teljesített biztonsági funkció által meghatározott mértékben el kell látni ellenőrző és mérőműszerekkel a nyomás, a hőmérséklet, az üzemi közeg közegárama, szintje és kémiai összetétele, valamint az elmozdulások és a hermetikusság ellenőrzésére.

3a.3.3.1100. Az egyes rendszerekbe beépítendő szerelvények mennyiségét, helyét és típusát úgy kell meghatározni, hogy lehetséges legyen:

a) a normál üzemviteli útvonalak és paraméterek beállítása,

b) a biztonsági funkciók ellátása,

c) időszakos funkciópróbák, időszakos ellenőrzési programok elvégzése, és

d) a rendszerelemek kizárása a karbantartáshoz és a javításhoz.

3a.3.3.1200. A nyomástartó berendezéseket és csővezetékeket, amennyiben a megengedettnél nagyobb nyomás alakulhat ki bennük, megfelelő nyomáshatároló eszközzel kell felszerelni. A nyomáshatároló eszközöket úgy kell megtervezni, hogy működésük esetén a környezetbe kikerülő radioaktív anyag mennyisége az észszerűen elérhető legalacsonyabb szintű legyen.

3a.3.3.1300. Amennyiben egy nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszer, rendszerelem kapcsolatban van egy olyan rendszerrel, rendszerelemmel, amelynek üzemi nyomása az előbbinél magasabb, akkor a rendszert, rendszerelemet ezen utóbbi rendszer, rendszerelem nyomásértékeire kell tervezni, vagy tervezési megoldásokkal kell gondoskodni arról, hogy még egyszeres meghibásodás esetén se lépje túl az alacsonyabb nyomásra tervezett rendszer, rendszerelem nyomása a tervezési értéket.

3a.3.3.1400. A szilárdsági elemzések eredményeinek igazolniuk kell, hogy:

a) a vizsgált berendezés, csővezeték élettartama elegendően hosszú, figyelembe véve a teljes tervezett üzemideje során várható terheléseket és öregedési folyamatokat;

b) a szerkezeti anyagok az öregedés és az üzemállapotra előírt kritériumok figyelembevételével megfelelnek a TA1-4 és TAK1 üzemállapotokban a számított maximális terheléseknek; továbbá

c) a szerkezetben a feszültségintenzitási tényező értéke a képlékeny alakváltozás figyelembevételével sehol sem haladja meg a kialakult hőmérséklethez tartozó törési szívósságot.

3a.3.3.1500. A nyomástartó berendezések és csővezetékek tervezésére vonatkozó követelményeket, szabványokat az adott rendszer, rendszerelem biztonsági osztályával összhangban kell alkalmazni.

3a.3.3.1600. Szilárdsági elemzést kell végezni minden biztonsági osztályba sorolt teherviselő, nyomástartó rendszer, illetve rendszerelem megfelelőségének igazolására. A szilárdsági számítást egy előírásrendszer keretén belül lehet csak elvégezni.

3a.3.3.1700. A szilárdsági elemzésekben felhasznált adatoknak konzervatív közelítésből kell származniuk, azokat a választott szabvánnyal összhangban kell felvenni. Figyelembe kell venni a szerkezeti anyagok degradációjához vezető hatásokat.

3a.3.3.1800. Vizsgálni kell a ridegtörés elleni védettséget azoknál a rendszerelemeknél, ahol ez szükséges.

3a.3.3.1900. A szilárdsági elemzések segítségével ki kell mutatni, hogy TA1-4 és TAK1 üzemállapotokban a vizsgált rendszerelemek terhelése az elfogadható terhelési érték alatt marad.

3a.3.4. Építmények és épületszerkezetek tervezése

3a.3.4.0100. Az atomerőmű nukleáris építményei tervezése során az építészeti-műszaki tervezésre vonatkozó általános szabályokat a nukleáris rendszerekre, rendszerelemekre megállapított sajátos követelmények figyelembevételével kell alkalmazni.

3a.3.4.0200. Az atomerőmű nukleáris építményi tervezési programja szöveges dokumentum formájában tartalmazza a nukleáris építmény rendeltetésének célja, vagy céljai alapján az építményre, építményszerkezetre értelmezhető, az országos településrendezési és építési követelményekről szóló kormányrendeletben meghatározott alapvető, továbbá az építmény, építményszerkezet sajátosságából eredően vele szemben támasztani kívánt sajátos követelmények megállapítását.

3a.3.4.0300. A tervezési programban előírt valamennyi sajátos követelményt a Nukleáris Biztonsági Szabályzatok, valamint a vonatkozó jogszabályok nukleáris rendszerekre, rendszerelemekre hatályos előírásaira figyelemmel kell megállapítani. Az Atv. 4. § (2) bekezdésében meghatározott alapelvvel összhangban, a megállapított sajátos követelmény elsőbbséget élvez a megállapított alapvető követelménnyel szemben.

3a.3.4.0400. Biztosítani kell, hogy az atomerőmű építményei és épületszerkezetei biztonsági osztályba sorolásuk szerint elviseljék a TA1-4 üzemállapotokban és a tervezési alap kiterjesztését jelentő TAK1-2 üzemállapotban fellépő terheléseket, környezeti hatásokat, az adott üzemállapotra meghatározott megfelelőségi kritériumok szerint.

3a.3.4.0500. Ahol szükséges, megfelelő mintavételezési és monitorozási lehetőségeket kell kialakítani annak érdekében, hogy az épületszerkezetek megfelelősége az élettartamuk alatt folyamatosan ellenőrizhető legyen.

3a.3.4.0600. A biztonsági osztályba sorolt építményeket biztonsági földrengés által okozott igénybevételekre kell tervezni, beleértve az alapozás megfelelő tervezését és a kiváltott geotechnikai veszélyek hatásait is. A biztonsági osztályba sorolt építmények megfelelő szerkezeti kialakításával minimalizálni kell azok földrengés során fellépő többlet igénybevételét. A szomszédos építményekkel való kölcsönhatást a biztonsági földrengés esetén ki kell zárni.

3a.3.4.0700. A földrengésre való méretezést, biztonsági osztályba sorolt építményekre és épületszerkezeteire elfogadott módszertani és szabványok szerinti előírások alapján kell végezni.

3a.3.4.0800. Az építmények, épületszerkezetek földrengésállóságához szükséges tervezési input megállapításának alapja a biztonsági földrengés szabadfelszíni válaszspektrumából származtatott tervezési input válaszspektrum. Ebből kell visszaszámolni az építmény alapozási síkjában ható talajmozgást.

3a.3.4.0900. Dinamikai elemzésekkel kell igazolni az építmények tartószerkezeteinek megfelelő teherbíró képességét a biztonsági földrengésnek megfelelő talajmozgások által okozott terhekre. A dinamikai elemzés metodikájának és a modellezés bonyolultságának összhangban kell lennie az atomerőmű kockázatával, és ezen belül az épületszerkezet biztonsági osztályával, az épületszerkezet funkciójával és a várt számítási eredmények felhasználásának céljával.

3a.3.4.1000. A talaj-építmény kölcsönhatás modellezésénél figyelembe kell venni az építmény felszín alatti szerkezeteit, annak és az alkalmazott alapozási szerkezeteknek a tulajdonságait, a talajkörnyezet rétegződéseit, a talajok talajfizikai paramétereit, dinamikai tulajdonságait és ezeket terhelő bizonytalanságokat.

3a.3.4.1100. Földrengés következtében kialakuló talajfolyósodás esetében műszaki megoldás alkalmazása után a lokális talajfolyósodás valószínűsége legyen kisebb, mint 10-6/év tekintettel a szakadékszél hatásra.

3a.3.4.1200. A teherbírás ellenőrzését a nukleáris iparban elfogadott szabványok szerint kell végezni. Az épületszerkezetek konstrukciós kialakításából származtatható elmozdulásokra, alakváltozásokra vonatkozó korlátok teljesülését értékelni kell.

3a.3.4.1300. A geotechnikai szerkezetek tervezését a vonatkozó magyar szabványoknak megfeleltetve az atomerőmű tervezési alapjába tartozó földrengésből származó hatások figyelembevételével kell elvégezni.

3a.3.4.1400. Minden építményszerkezet tervezésénél igazolni kell, hogy a releváns teherbírási határállapotok túllépése egyik építési állapotban sem következik be, ide értve a talajjal kölcsönhatásba lépő építményszerkezeteket is.

3a.3.4.1500. Ha a tervezett építményszerkezet helye egy már üzemelő nukleáris létesítmény közelében lesz, a talajjal kölcsönhatásba lépő építményszerkezeteket úgy kell megtervezni, hogy a környezet talaj- és rétegvíz viszonyai ne változzanak meg oly mértékben, hogy az veszélyeztesse a közeli nukleáris létesítmény építményeit.

3a.3.4.1600. A talajvizsgálati jelentés és a geotechnikai tervek, tervrészek felülvizsgálatára geotechnikai tervellenőrzést kell folytatni az engedélyezési és a kiviteli tervfázisban. A tervellenőrzést a nukleáris biztonsági hatóság az atomenergiáról szóló törvény hatálya alá tartozó építményekkel, létesítményekkel kapcsolatos műszaki szakértői, tervezői, műszaki ellenőri és felelős műszaki vezetői tevékenység szerinti szakmagyakorlásra való alkalmasság igazolásának és nyilvántartásba vételének részletes szabályairól, továbbá a nyilvántartás adattartalmára vonatkozó szabályokról szóló rendelet szerinti geotechnikai tervezői, geotechnikai szakértői jogosultsággal rendelkező személy végezhet.

3a.3.5. Elrendezés

3a.3.5.0100. A rendszerelemek elrendezésénél a közös okú hibák elkerülése érdekében a redundancia, a diverzitás és a függetlenség követelményeit figyelembe kell venni.

3a.3.5.0200. Az elrendezésnek biztosítania kell, hogy a tervezési alapban szereplő események valamint az egyes építmények, rendszerek kölcsönhatásai ne okozhassanak elfogadhatatlan mérvű károsodást az atomerőműben.

3a.3.5.0300. A nukleáris biztonság szempontjából fontos redundáns rendszereket megfelelő fizikai elválasztással kell tervezni.

3a.3.5.0400. A biztonság szempontjából fontos kábeleket önálló kábelalagutakban kell vezetni. A villamos és az informatikai kábelek nem vezethetők közös csatornában.

3a.3.5.0500. A csővezetékeket szét kell választani radioaktív és inaktív tartalmuk szerint. Radioaktív anyagot szállító csővezetékeket ott kell vezetni ahol emberi jelenlét nem szükséges.

3a.3.5.0600. A fűtés, szellőztetés és légkondicionálás vezetékeit el kell választani a biztonság szempontjából fontos vezetékektől.

3a.3.5.0700. Az atomerőműn belüli szállító eszközökkel történő mozgatási útvonalakat úgy kell megtervezni, hogy az emelt terhek esetleges leesése ne veszélyeztesse más rendszer, rendszerelem biztonsági funkciójának ellátását, vagy olyan eszközöket kell tervezni, amelyekkel biztosítható, hogy a teher leejtése esetén a TA4 üzemállapotra vonatkozó elfogadási kritériumok teljesülnek.

3a.3.5.0800. A rendszerek, rendszerelemek elhelyezését úgy kell tervezni, hogy az biztosítson lehetőséget az ellenőrzés, karbantartás, javítás, tartalék alkatrészek cseréje és leszerelés végrehajtására az ezek során felmerülő dózisok minimalizálásával. Biztosítani kell az alapanyag és a hegesztett kötések szemrevételezési, roncsolásmentes vizsgálattal történő ellenőrzési, valamint tisztítási, lemosási és javítási lehetőségét.

3a.3.5.0900. A munkahelyeket megközelítő vagy a menekülésre szolgáló útvonalakat úgy kell méretezni, hogy az üzemeltető személyzet védőfelszerelésben is könnyen tudjon mozogni. Megfelelő méretű és teherbírású, akadálytalan útvonalakat kell biztosítani a felaktiválódott vagy szennyeződött tárgyak gépi szállításához. A szerszámok, eszközök tárolására, valamint a munkafolyamatok előkészítésére szolgáló helyiségeket a jelentős sugárzású területektől a sugárvédelmi szempontokat figyelembe vevő megfelelő távolságban kell kialakítani.

3a.3.5.0910. A biztonsági osztályba sorolt rendszereket, rendszerelemeket tartalmazó helyiségeket, valamint az ellenőrzött zóna határán lévő nyílászárókat monitorozó és vészjelző rendszerrel kell ellátni, ami információt szolgáltat azok állapotáról a vezénylőben.

3a.3.5.1000. Az atomerőművi blokk biztonságos üzemeléséhez szükséges logisztikai hátteret, szolgáltatásokat és eszközöket, beleértve a közlekedési utakat, vízellátást, tűzivízhálózatot, telephelyi kommunikációs eszközöket úgy kell tervezni és telepíteni, hogy azok a TA1-4 és TAK1-2 üzemállapotokban, az üzemállapotok kezeléséhez szükséges mértékben el tudják látni funkciójukat.

3a.3.5.1100. Az atomerőművi blokkot úgy kell megtervezni, hogy szükség esetén lehetőség legyen az üzemeltető személyzet bejutására a konténment egyes helyiségeibe a konténment zártságának folyamatos biztosítása mellett.

3a.3.5.1200. Az atomerőmű építményeit úgy kell megtervezni, hogy veszélyhelyzet esetén az atomerőmű telephelyén tartózkodó személyek kimenekítése és mentése gyorsan és biztonságosan megvalósítható legyen.

3a.3.5.1300. Külső és belső veszélyeztető tényezők hatásainak kezelésében szerepet játszó biztonsági besorolású redundáns rendszereket úgy kell elhelyezni, hogy a hatás ne gátolhassa meg egyidejűleg az összes redundáns elem biztonsági funkciójának teljesítését.

3a.3.5.1400. Összhangban a tűzvédelmi tervekkel, a munkaterületeket és a közlekedőfolyosókat veszélyhelyzeti világítással kell ellátni. A menekülési útvonalakat egyértelműen meg kell jelölni. A veszélyjelző rendszereknek a személyzet minden tagját el kell érniük, a tervezéskor a zajszintet és a védőeszközök kialakítását figyelembe kell venni.

3a.3.5.1410. A tervben figyelembe vett események vagy ezek kombinációja esetére legalább egy menekülési útvonalnak rendelkezésre kell állnia a munkavégzési helyekről és a személyzet által használt egyéb helyekről.

3a.3.5.1500. Több blokkal rendelkező atomerőmű esetén az észszerűen megvalósítható mértékig minden blokknak saját biztonsági rendszerekkel és rendszerelemekkel kell rendelkeznie a TA1-4 és TAK1-2 üzemállapotok kezelésére. A biztonsági rendszerek csak a biztonság szempontjából indokolt esetben oszthatók meg a blokkok között.

3a.3.5.1600. A TAK1-2 üzemállapotban megengedett az egyes blokkok közötti összekapcsolt támogató rendszerek alkalmazása, amennyiben igazolható, hogy az segíti a baleset-kezelés során egy adott biztonsági funkció helyreállítását. Olyan összekapcsolás nem engedhető meg a blokkok között, amely bármely blokk esetén növelné a következmények valószínűségét vagy súlyosságát.

3a.3.5.1700. Minden olyan rendszerelemet, melynek kézi működtetésére szükség lehet az adott kezdeti esemény elhárítása vagy a helyreállítás során, úgy kell elhelyezni, hogy a beavatkozás a várható környezeti körülmények között elvégezhető legyen.

3a.3.6. Specifikus veszélyeztető tényezők

I. Földrengés

3a.3.6.0100. A telephely-specifikus biztonsági földrengést az átlagos veszélyeztetettségi görbe szerint, a szabadfelszíni válaszspektrummal, ennek megfelelő gyorsulás-idő függvénnyel kell jellemezni, a felszíni rétegek nemlineáris átvitelének figyelembevételével. Ennek alapján meg kell határozni azt a válaszspektrumot, amely a tervezés mértékadó inputját képezi a biztonsági földrengésre történő tervezés, ellenőrzés és minősítés során.

3a.3.6.0200. Függetlenül a telephely szeizmicitásától, a biztonsági földrengés maximális vízszintes gyorsulásértéke a szabad felszínen nem lehet kisebb, mint 0,25 g.

3a.3.6.0300. Az atomerőművet úgy kell megtervezni, hogy az alapvető biztonsági funkciók megvalósuljanak a biztonsági földrengés esetén is, és az atomerőmű ellenőrzött, biztonságos leállított állapotba kerüljön a földrengést követően az ehhez szükséges rendszerek, rendszerelemek egyszeres meghibásodása mellett is.

3a.3.6.0400. Az F1 biztonsági funkciót megvalósító, továbbá a földrengéssel szembeni védelem megvalósításában résztvevő F2 funkciót ellátó rendszereket és rendszerelemeket úgy kell megtervezni, minősíteni, hogy azok megőrizzék a megkövetelt működőképességüket, funkciójukat biztonsági földrengés esetén. A tervezést és a minősítést a biztonsági osztálynak megfelelően, nukleáris szabványok, tesztelési eljárások szerint kell végezni.

3a.3.6.0500. A B1, B2 funkciót megvalósító ABOS 1. és 2. biztonsági osztályba sorolt, továbbá a fölrengéssel szembeni védelem megvalósításában részt vevő B3 funkciót ellátó rendszereket és rendszerelemeket úgy kell megtervezni, minősíteni, hogy azok megőrizzék szerkezeti integritásukat, stabilitásukat és tömörségüket biztonsági földrengés esetén. A tervezést a biztonsági osztálynak megfelelően, nukleáris szabványok szerint kell végezni.

3a.3.6.0600. Biztosítani kell az F1, B1, és B2 funkciójú, továbbá a földrengéssel szembeni védelem megvalósításában részt vevő F2 vagy B3 funkciót ellátó rendszer, rendszerelem védelmét a biztonsági vagy fizikai gát funkcióval nem rendelkező rendszerelemeknek biztonsági földrengés hatására bekövetkező sérülésével, kölcsönhatásával szemben.

3a.3.6.0700. Biztosítani kell, hogy a biztonsági földrengés spektrális és maximális gyorsulásértékeinek kisebb meghaladása esetén se következzen be a rendszerek, rendszerelemek azonnali funkcióvesztése.

3a.3.6.0800. A rendszerek és rendszerelemek konstrukciója, a csomópontok és kihorgonyzások kialakítása során biztosítani kell, hogy a szerkezet a rugalmas-képlékeny tartományban működve energiadisszipáló képességgel rendelkezzen.

3a.3.6.0900. A rideg sérülési módot megfelelő anyagválasztással és konstrukciós megoldásokkal ki kell zárni. Meg kell akadályozni a szomszédos rendszerek és rendszerelemek, a körülvevő tartószerkezet kölcsönhatását, egymással való ütközését.

3a.3.6.1000. A rendszerek, rendszerelemek funkcióját figyelembe véve kell meghatározni a biztonsági földrengés által kiváltott teherrel kombinált terheket. A földrengésre való tervezés során az atomerőmű üzemi, leállított, karbantartás, átrakás alatti vagy TA2 üzemállapotában fellépő terheket kell kombinálni a biztonsági földrengésből adódó terhekkel. A megfelelőség kritériuma vonatkozhat a feszültségekre, az alakváltozásokra, az elmozdulásokra és a működőképességre, valamint ezek kombinációira az adott biztonsági osztályra vonatkozó nukleáris szabványok szerint. A TA3-4 üzemállapotot eredményező események és a biztonsági földrengés mint független események egyidejűségét nem kell feltételezni. A tervezésnél figyelembe kell venni a biztonsági földrengés másodlagos hatásait is.

3a.3.6.1100. A rendszerek és rendszerelemek tervezésénél a felállítás helyére jellemző válaszspektrumot, gyorsulás-időfüggvényt kell mértékadónak tekinteni, amelyet szabvány szerint kell képezni telephely-specifikus biztonsági földrengésre meghatározott tervezési input, az építmény dinamikus válasza és a talaj-épület kölcsönhatás figyelembevételével.

3a.3.6.1200. A földrengés hatásának kezelése nem függhet külső szolgáltatások (villamos hálózati kapcsolat, tűzoltás, logisztikai szolgáltatások) rendelkezésre állásától.

3a.3.6.1300. Az atomerőművi blokkot ABOS 2. osztályba sorolt földrengésjelző rendszerrel kell megtervezni és ellátni, amelynek jelzése alapján vagy automatikus védelmi működések indulnak, vagy a kezelő teszi meg a szükséges intézkedéseket. Mindkét esetben meg kell határozni a földrengés azon jellemzőjét, amihez a működés, az intézkedés kötött. Amennyiben olyan rendszer létesül, amely földrengés esetén automatikus védelmi működést indít, akkor annak felépítését redundanciáját, diverzitását, fizikai elválasztását és megbízhatóságát illeszteni kell a védelmi rendszerrel szemben megköveteltekhez.

3a.3.6.1400. Az atomerőművi blokkot ABOS 3. biztonsági osztályba sorolt földrengés regisztráló rendszerrel kell megtervezni és ellátni, amelynek jelét feldolgozva értékelni lehet a földrengés hatásait és a továbbüzemelés biztonságát. A tervben meg kell határozni a földrengés azon jellemzőit, továbbá az atomerőmű állapotának értékeléséhez szükséges jellemzőket, amelyek a biztonságos továbbüzemelés értékelésének alapját képezik.

3a.3.6.1500. Speciális üzemzavar- és baleset-kezelési eljárásokat, intézkedéseket kell kidolgozni földrengés esetére. Az eljárásokban és intézkedési tervekben szabályozni kell az atomerőmű üzemének és kiszolgálásának szervezését, a földrengést követő állapot értékelését, a földrengést követő ellenőrzések körét és módszerét, az újraindítás feltételeit.

3a.3.6.1600. Biztosítani kell, hogy az üzemi eseményekkel azonos gyakoriságú üzemi földrengés esetén az üzemeltetés vagy zavartalanul folyhasson, vagy ha az üzemi földrengés esetén az atomerőmű leáll, akkor a rengést követően újraindítható maradjon.

3a.3.6.1700. Az üzemi földrengésre is tervezni és minősíteni kell az atomerőmű F1 és F2, valamint B1, B2 és B3 funkcióval rendelkező ABOS 1-3. biztonsági osztályba sorolt rendszereit és rendszerelemeit, ha az üzemi földrengés maximális vízszintes gyorsulásértéke a biztonsági földrengés maximális vízszintes gyorsulásértékének egyharmadát meghaladja. A tervezést, ellenőrzést és minősítést a TA2 üzemállapotra előírt szabályok és megfelelőségi kritériumok szerint kell végezni.

II. Speciális belső veszélyeztető tényezők

3a.3.6.1800. A kezdeti események vizsgálatának részeként azonosítani kell azokat a speciális belső veszélyeztető tényezőket, mint elárasztás, tűz, robbanás, nagy energiájú csőtörés, amelyek bekövetkezése biztonsági vagy izoláló gát funkcióteljesítését befolyásolhatja.

3a.3.6.1900. Azonosítani kell a belső veszélynek kitett helyiségeket, az azokban potenciálisan érintett, biztonsági funkcióval rendelkező rendszereket és rendszerelemeket. A vizsgált események hatása nem akadályozhatja meg a biztonsági funkciók teljesülését.

3a.3.6.2000. Elárasztás esetén biztosítani kell, hogy a kikerülő közeget megfelelően össze lehessen gyűjteni, biztonságos módon el lehessen vezetni.

III. Természeti veszélyeztető tényezők

3a.3.6.2100. Hosszútávon fennálló természeti eredetű események esetén fel kell készülni a védelmi intézkedésekhez szükséges személyzet váltására és a szükséges eszközök utánpótlására.

3a.3.6.2200. A telephelyre jellemző, a tervezési alapba tartozó természeti jelenségekkel, folyamatokkal összefüggő veszélyeztető tényezők minden típusára meg kell határozni a tervezés inputját képező mértékadó jellemzőt a veszélyeztetettségi görbe alapján, az adott veszélyeztető tényezőre vonatkozó szűrési kritérium figyelembevételével. A tervezés alapba tartozó tervezési paramétereket, mértékadó jellemzőket úgy kell meghatározni, hogy az a tervezési input oldaláról biztosítsa a szakadékszél-effektus elkerülését.

3a.3.6.2300. Biztosítani kell az atomerőmű biztonságos üzemeltetését a külső természeti veszélyeztető tényezők körülményei között is. Számításba kell venni a természeti veszélyeztető tényezők észszerűen feltételezhető kombinációit. Figyelembe kell venni a biztonsági funkcióval nem rendelkező rendszerek, rendszerelemek természeti veszélyeztető tényezők hatására bekövetkező meghibásodásainak biztonsági funkciókra gyakorolt hatását.

3a.3.6.2400. A tervezési alapba tartozó természeti veszélyeztető tényezőkkel szembeni védekezés érdekében egy olyan átfogó védekezési tervet kell kidolgozni, amely biztosítja, hogy teljesülnek a 3a.2.1.1000. követelményei.

3a.3.6.2500. Az átfogó védekezési tervet a 3a.2.1.2200., 3a.2.2.9100. és a 3a.3.2.3800. pontok szerinti, valamint az alábbi szempontok figyelembe vételével kell kidolgozni:

a) Figyelembe kell venni a várható események kiszámíthatóságát és időbeli alakulását.

b) Megfelelő eszközöket és eljárásrendeket kell biztosítani, annak érdekében, hogy a tervezési alapban figyelembe vett események során és azt követően meg lehessen győződni az erőmű állapotáról.

c) Fel kell készülni az olyan eseményekre, amelyek egyszerre érintenek több blokkot, valamint több rendszert és rendszerelemet (redundáns rendszer esetén az összes ágat egyszerre), illetve hatással vannak a regionális infrastruktúrára, a telephelyen kívüli szolgáltatásokra és védelmi intézkedésekre.

d) Több blokkal rendelkező atomerőmű esetén biztosítani kell a szükséges erőforrásokat olyan eseményeknél is, ahol közös berendezéseket és szolgáltatásokat kell használni, hogy az ne befolyásolja hátrányosan a tervezési alapban figyelembe vett eseményekkel szemben kialakított védelmet.

3a.3.6.2600. Állapotmonitorozó eszközöknek és figyelmeztető jelzéseknek folyamatosan működőképesnek kell lenniük, annak érdekében, hogy támogatást nyújtsanak az átfogó védekezési tervhez a lehetséges veszélyek előrejelzésével. Ahol indokolt, riasztási küszöbértékeket kell meghatározni, hogy a megfelelő intézkedéseket időben lehessen végrehajtani. Ezen felül, meg kell határozni olyan beavatkozási küszöbértékeket, ahol végre lehet hajtani előre eltervezett, esemény utáni beavatkozásokat.

3a.3.6.2700. Külső veszélyeztető tényezők hatásainak elhárítására tervezett rendszerek és szervezési megoldások esetében figyelembe kell venni azt a helyzetet, ha a telephely megközelítése, a rendszerek kiszolgálása és működtetése tartósan nehézségekbe ütközik.

IV. Az emberi tevékenységgel összefüggő külső veszélyeztető tényezők

3a.3.6.2800. Ha a telephelyen vagy annak környezetében jelentős energiasűrűségű rádiófrekvenciás vagy mikrohullámú elektromágneses sugárforrás található, akkor vizsgálni kell annak hatását a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerekre, rendszerelemekre. Ha ilyen hatás lehetősége fennáll, akkor megfelelő védelmi intézkedésekről kell gondoskodni.

3a.3.6.2900. A tervezési alap meghatározásakor figyelembe kell venni az emberi tevékenységgel összefüggő veszélyeztető tényezőket, és ezek hatását a biztonsági funkcióval rendelkező rendszerekre, rendszerelemekre. Ha ezek a hatások a biztonsági funkció teljesülését befolyásolnák, e hatásokkal szemben védelmet kell biztosítani. A védelem biztosítható adminisztratív eszközökkel is, azaz a veszélyt jelentő emberi tevékenység korlátozásával, de a védelem műszaki megoldásait ezekkel szemben előnyben kell részesíteni, amennyiben ilyen megoldások észszerűen megvalósíthatók.

3a.3.6.3000. A külső tevékenységből eredő veszélyeztető tényezők hatását jellemző mértékadó tervezési input paramétereket a veszélyeztetettségi görbén a szűrési szintnek megfelelően kell meghatározni. A posztulált veszélyeket determinisztikusan, az adott eseményt jellemző paraméterekkel kell megadni.

3a.3.6.3100. A katonai és polgári repülőgép becsapódás esetére biztosítani kell a TAK1 üzemállapotra vonatkozó követelmények teljesítését.

3a.3.6.3200. Elemezni szükséges a magyar légtérben repülő, katonai és polgári repülőgép becsapódásának következményeit.

3a.3.6.3300. Igazolni kell, hogy az atomerőművi blokk rendelkezik olyan beépített tervezési jellemzőkkel és funkcionális képességekkel, amelyek biztosítják, hogy katonai vagy polgári repülőgép becsapódását követően is:

a) az atomreaktor aktív zónájának hűtése fennmarad, vagy a konténment nem sérül, és

b) a pihentető medence hűtése, vagy integritása fennmarad.

3a.3.6.3400. A 3a.3.6.3200. pont szerinti elemzésnek ki kell terjednie:

a) az érintett építmények meghatározására,

b) az esemény miatti mechanikai hatásokra: az építmények stabilitása, a szerkezetek átszakítása, az építmények és az érintett rendszerelemek rezgése és ütése,

c) a tűz és robbanás hatásaira, és

d) az üzemeltető személyzetnek a szükséges tevékenységek ellátására való képességére.

3a.3.6.3500. Elemezni kell az atomerőmű környezetében zajló közlekedési, szállítási tevékenység potenciális hatásait, és az ebből eredő kockázatot, különös tekintettel a veszélyes anyagok szállítására.

3a.3.6.3600. Az atomerőmű telephelyén és annak környezetében azonosítani kell és meg kell határozni a jellemzőit minden olyan állandó vagy ideiglenes objektumnak, amely tűz vagy robbanás forrásává válhat, és értékelni kell, hogy az mennyiben veszélyezteti az atomerőművet. Szükség esetén meg kell tenni a megfelelő védőintézkedéseket.

3a.3.7. Tűzvédelem

3a.3.7.0100. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszereket, rendszerelemeket úgy kell tervezni és elhelyezni, hogy a tűz gyakorisága és hatásai minimálisak legyenek. Biztosítani kell, hogy az atomerőmű a tűz során és utána egyaránt leállítható, a maradványhő eltávolítható, a radioaktív anyagok környezetbe történő kikerülése megakadályozható, és az atomerőművi üzemállapot monitorozható legyen. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszereket, rendszerelemeket tartalmazó építményekben a redundáns, illetve diverz rendszereket, rendszerelemeket magába foglaló helyiségeket önálló tűzszakaszként kell kialakítani. Amennyiben ez nem valósítható meg, akkor aktív és passzív tűzvédelmi eszközökkel ellátott tűzcellákat kell alkalmazni a tűzkockázat-elemzésnek megfelelően.

3a.3.7.0200. A biztonság szempontjából fontos rendszereket, rendszerelemeket tartalmazó építményeket, a tűzkockázat-elemzés eredményeit figyelembe véve kell tervezni.

3a.3.7.0300. Minden tűzszakaszt tűzjelzéssel kell felszerelni. A blokkvezénylőben a tűz pontos helyéről tájékoztató jelzést kell biztosítani. Ezeket a rendszereket szünetmentes biztonsági energiabetáplálással és megfelelő tűzálló kábelezéssel kell ellátni.

3a.3.7.0400. Beépített vagy mozgatható, automata vagy kézi oltórendszereket kell telepíteni, amelyeket úgy kell tervezni és elhelyezni, hogy meghibásodásuk, vagy indokolatlan működésük ne legyen jelentős hatással a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek és rendszerelemek biztonsági funkciójának teljesíthetőségére.

3a.3.7.0500. A tűzoltó rendszernek biztosítania kell az atomerőmű biztonsága szempontjából fontos területeinek lefedettségét. A lefedettséget a tűzkockázat-elemzéssel kell igazolni.

3a.3.7.0600. A szellőzőrendszereket úgy kell elrendezni, hogy tűz esetén minden tűzszakasz betöltse az elválasztó funkcióját.

3a.3.7.0700. A szellőzőrendszerek azon részeinek, amelyek a tűzszakaszokon kívül helyezkednek el, ugyanolyan tűzállósági besorolással kell rendelkezniük, mint a tűzszakasz, vagy megfelelő osztályú tűzvédelmi csappantyúval kell biztosítani elszigetelésüket.

3a.3.7.0800. Azokat a tereket, ahol a tűz radioaktív kibocsátást okozhat, tűzjelzéssel és - ahol szükséges - beépített tűzoltó berendezéssel kell ellátni. Az ilyen terekben az elrendezést, a tűzvédelmi elválasztásokat, a szellőzőrendszereket és a beépített tűzoltó berendezéseket úgy kell megtervezni és telepíteni, hogy megelőzhető legyen a kontamináció terjedése, és a tűzterhelések az észszerűen elérhető lehető legkisebbek legyenek. Ahol a radioaktív hulladék kezelése során éghető anyagok kerülnek felhasználásra, olyan beépített oltóberendezést kell alkalmazni, ahol az oltóanyag az alkalmazott éghető anyagnak megfelelő.

3a.3.7.0900. Elemezni kell a radioaktív hulladékok öngyulladásának lehetőségét és potenciális hatásait.

3a.3.7.1000. Robbanásveszélyes közeg használata és tárolása esetén biztosítani kell, hogy az érintett rendszerelemek védettsége összhangban legyen a közeg veszélyességével.

3a.3.8. Leszerelés

3a.3.8.0100. A tervezés során figyelembe kell venni az atomerőművi blokk végleges leállítására és a leszerelésére vonatkozó követelményeket is.

3a.3.8.0200. Biztosítani kell az atomerőmű területén tartózkodó személyek és a lakosság sugárterhelésének, valamint a radioaktív kibocsátásoknak az észszerűen elérhető legalacsonyabb szinten tartását és a környezet radioaktív szennyeződésének elkerülését a leszerelés során is. Ennek érdekében olyan tervezési megoldásokat kell alkalmazni, amelyek lehetővé teszik a leszerelés alatt várhatóan fellépő sugárterhelések optimalizálását, a keletkező radioaktív hulladékok mennyiségének és aktivitásának észszerűen alacsony szinten tartását.

3a.3.8.0300. Már a tervezési fázisban intézkedéseket kell előirányozni a radioaktív szivárgások és kifolyások, csökkentésére, ennek érdekében:

a) korlátozni kell az eltakart, bebetonozott, földbe fektetett csővezetékek, csatornák és rendszerelemek mennyiségét a falakban és födémekben, az eltakart rendszerelemek esetében monitorozási lehetőséget kell biztosítani,

b) korlátozni kell a potenciálisan radioaktív közegeket tartalmazó tartályok, aknák és szennyvízvezetékek mennyiségét, továbbá

c) a bebetonozott csővezetékeket, a tartályokat és az aknákat rozsdamentes acélból kell készíteni.

3a.3.9. Emberi tényező

3a.3.9.0100. Az üzemeltető személyzet munkaterületeit, munkakörnyezetét és az ember-gép kapcsolatot ergonómiai, valamint a téves beavatkozások lehetőségei szempontból elemezni kell. A terveket az elemzések eredményeinek figyelembevételével kell elkészíteni.

3a.3.9.0200. A rendszerek, rendszerelemek ember-gép kapcsolatát és ergonómiai kialakítását olyan módon kell megtervezni, hogy - a feltételezett fizikai környezet és a várható pszichikai állapot figyelembevételével - a megfelelően képzett személyzet szükség esetén az elvárt időtartam alatt legyen képes feladatait sikeresen elvégezni.

3a.3.9.0300. Az érintett személyzet TA1-4, TAK1-2 üzemállapotok kezelésére való felkészülése elősegítéséhez megfelelő szimulációs környezetet kell tervezni.

3a.3.9.0400. A tervezés során el kell végezni az üzemeltető személyzetre háruló, a biztonsági funkciók teljesítéséhez kapcsolódó feladatok elemzését. A tervezett operátori beavatkozásokat és azok megfelelő megbízhatóságú végrehajthatóságát validálni kell, különös tekintettel a TA3-4 és TAK1-2 üzemállapotok kezelésére. TA3-4 esetekre a validáció legfontosabb eszköze a teljesléptékű szimulátor. Ezen a vizsgálatok eredményeit az eljárásoknak és a személyzeti betanító és szinten tartó képzés terveinek kidolgozásakor figyelembe kell venni.

3a.3.9.0500. A kezelői felületek tervezésére, gyártására és minősítésére a koncepcionális tervezés időszakában ergonómiai tervezési követelményeket kell meghatározni.

3a.3.9.0600. Az ember-gép kapcsolati felületek - vezénylők, képernyők - tervezésének és ellenőrzésének támogatására üzemeltető, irányítástechnikai, informatikai és technológiai szakembereket kell bevonni.

3a.3.9.0700. Annak érdekében, hogy az üzemeltető személyzet tagjai az atomerőművi blokk minden üzemállapotában - a munkakörüknek megfelelő terjedelemben - teljes és hatékonyan feldolgozható információval rendelkezzenek, az érintett munkaterületeken megfelelően minősített mérőműszereket és hagyományos vagy számítógépes kijelzőket kell elhelyezni. Biztosítani kell, hogy a műszerezés lehetővé tegye minden, a reaktorzóna, a reaktor-hűtőrendszerek és a konténment funkció ellátása szempontjából jelentős paraméter mérését, az atomerőművi blokk megbízható és biztonságos üzemeltetéséhez szükséges információ rendelkezésre állását, valamint a biztonság szempontjából fontos mért vagy származtatott paraméterek automatikus rögzítését.

3a.3.9.0800. Megfelelő kommunikációs rendszert kell tervezni a különböző helyszínek között információáramlás és utasítástovábbítás céljára. A kommunikációs rendszernek biztosítani kell a nem helyhez kötött tevékenységek elvégzéséhez szükséges megfelelő mobilitást is. Kommunikációs kapcsolatot kell biztosítani olyan külső szervezetekkel is, amelyeknek a tevékenységére szükség lehet a TA1-4 és a TAK1, TAK2 üzemállapotok során.

3a.4. A KIEMELTEN FONTOS RENDSZEREK ÉS RENDSZERELEMEK TERVEZÉSE

3a.4.1. Az atomreaktor és az aktív zóna tervezése

I. Az atomreaktor és aktív zóna integritása

3a.4.1.0100. Az aktív zóna szerkezetének, az atomreaktor belső elemeinek tervezésekor figyelembe kell venni az összes lehetséges őket érő hatást. Különösen a besugárzás, a kémiai és fizikai folyamatok, a statikus és dinamikus mechanikai terhelések, a hőmérséklet okozta deformációk és feszültségek, és a gyártási tűrések, valamint az élettartam során létrejövő változások figyelembevételével kell igazolni a biztonságos üzemképességet.

3a.4.1.0200. Az aktív zónát biztonságosan alá kell támasztani és rögzíteni kell a reaktortartály belső szerkezeteihez és azokon keresztül a tartályhoz. Kialakításának olyannak kell lennie, hogy megakadályozza a zónaszerkezet egészének és a szerkezeten belüli elemek nem tervezett elmozdulásait, károsodáshoz vezető rezgéseit.

3a.4.1.0300. Az atomreaktort és szerkezeti elemeit úgy kell megtervezni, hogy csak egyféleképpen lehessen összeállítani, rossz sorrendben történő visszahelyezés, vagy nem megfelelő rendszerelem elhelyezése kizárható legyen.

3a.4.1.0400. A konstrukciónak vagy a gyártástechnológiának biztosítania kell azt a lehetőséget, hogy a fűtőelemkötegek szerkezetét és alkatrészeit megfelelően ellenőrizni lehessen az aktív zónába való behelyezésük előtt. Eszközöket kell biztosítani a besugárzás utáni ellenőrzésük megvalósítására.

3a.4.1.0500. Az atomreaktort és az aktív zónát úgy kell kialakítani, hogy a TA1-4 és TAK1 üzemállapotot eredményező események estén az atomerőművi blokk rendszereinek, rendszerelemeinek mechanikai meghibásodásai és az atomreaktor hűtőközegének fizikai viselkedése ne akadályozhassák meg az atomreaktor leállítását, szubkritikus állapotban tartását és hűtését.

3a.4.1.0600. Az aktív zónához telepített mérőrendszereknek biztosítaniuk kell az üzemeltetés feltételei és korlátai teljesülésének ellenőrzéséhez szükséges paraméterek elegendő pontosságú, folyamatos meghatározását. A szükséges paramétereket rendszeres időközönkénti mérési információkra alapozottan, vagy mérések és számítások kombinációjával kell biztosítani.

3a.4.1.0700. Az aktív zóna nukleáris jellemzőinek olyanoknak kell lenniük, hogy hőmérséklet-változások, a hűtőközeg elvesztése, bórhígulás vagy az aktív zóna geometriai változásai a TA1-4 és TAK1 üzemállapotokban nem okozhatnak szabályozhatatlan mértékű reaktivitás-növekedést.

3a.4.1.0800. Az atomreaktor leállított állapotában és átrakása során biztosítani kell, hogy hasadóanyag vagy abszorbens aktív zónába való bejuttatása, vagy onnan történő eltávolítása során is folyamatosan fennálljon az előírt mértékű szubkritikusság.

3a.4.1.0900. Az aktív zóna és komponenseinek tervezésénél biztosítani kell, hogy egy-egy zónaparaméter kismértékű megváltoztatása ne okozzon kedvezőtlen irányú, jelentős változásokat a TA1-4 és TAK1 üzemállapotokban.

3a.4.1.1000. Az aktív zóna konstrukciójának biztosítania kell, hogy a TA1-4 és TAK1 üzemállapotot eredményező eseményt követően, a fűtőelemkötegek üzemszerű eszközökkel eltávolíthatóak legyenek az atomreaktorból.

3a.4.1.1100. Megfelelő tervezéssel kell megakadályozni azt, hogy az aktív zóna bármely alkatrészének nem tervezett kikerülése a zónából, vagy azon belüli elmozdulása, továbbá bármely idegen test bekerülése a zónába a reaktivitás nem tervezett növekedését vagy a hűtőközeg áramlásának akadályozását okozhassa.

3a.4.1.1110. A reaktorzóna neutronfluxus-eloszlását és változását detektáló rendszerelemeket oly módon kell kialakítani, hogy alkalmasak legyenek arra, hogy a zónára vonatkozó neutron-fluxussal és annak változásával összefüggő, az üzemeltetési feltételekhez és korlátokhoz tartozó paraméterek megfelelő szinten ellenőrizhetőek legyenek.

3a.4.1.1120. A mérőrendszer tervezésekor biztosítani kell az első és az átrakásokat követő reaktorfizikai indítási mérések megfelelő pontosságú végrehajthatóságát az észszerűen megvalósítható legkisebb számú korrekciós faktor alkalmazása mellett.

II. A reaktivitás szabályozása

3a.4.1.1200. Az atomreaktor leállítását és reaktivitásának szabályozását legalább két, olyan különböző elv szerint működő, F1A biztonsági funkciót megvalósító rendszerrel kell biztosítani, amelyek közül legalább az egyik önmagában is képes a TA1-4 üzemállapotokból az atomreaktor leállítására. A leállító rendszerek közül legalább az egyiknek automatikus és gyors működésűnek kell lennie, amely - előre meghatározott feltételek teljesülése esetén - az üzemviteli személyzet tevékenységétől függetlenül és megszakíthatatlan módon az atomreaktort nagy megbízhatósággal leállítja. A reaktor gyors leállítására utasító védelmi jelet képező reaktorvédelmi rendszernek abban az esetben is el kell látnia a feladatát, ha a rendszer egyik ága meghibásodik és ezzel párhuzamosan karbantartás, vagy próba miatt egy másik is üzemképtelen. Ezen felül mindkét leállító- és szabályozórendszer egyszeres meghibásodás ellen védett kell, hogy legyen, bármelyik villamos betáplálás hibája és a legnagyobb értékességű szabályozó rúdköteg működésképtelensége esetén is.

3a.4.1.1210. A leállító és szabályozórendszereknek alkalmasnak kell lenniük minden olyan reaktivitásnövekedést megakadályozni, amely kritikusságot idéz elő a leállítás során, a leállított állapotban vagy a fűtőelemköteg átrakása közben.

3a.4.1.1220. A reaktor aktív zónája állapota monitorozására biztonságvédelmi, szabályozási vagy diagnosztikai funkció ellátására telepített neutrondetektorok öregedésének méréssel történő rendszeres ellenőrzését biztosítani kell.

3a.4.1.1300. Az aktív zóna reaktivitás szabályozását az üzemanyag-dúsítás, szabályozó és védelmi rudak, oldott, és kiégő reaktormérgek olyan kombinációjával kell megvalósítani, amely biztosítja az ismételt kritikusság vagy a reaktivitás ugrásszerű változásának elkerülését, a TA1-4 és TAK1 üzemállapotokban és azokat követően.

3a.4.1.1400. A feltételezett kezdeti események azon részénél, amelyeknél a reaktor gyors leállítása szükséges, a reaktort leállító védelmi jeleket úgy kell kialakítani, hogy a védelmi működés két különböző, független - egyenként is megfelelő redundanciával mért - fizikai jellemző bármelyikének határérték-túllépése esetén bekövetkezzen. E tranzienseknél az eseményláncok kimenetele nem függhet lényegesen attól, hogy melyik fizikai paraméter indítja el a reaktorvédelmet.

3a.4.1.1410. A reaktorvédelem legyen meghibásodás-védett és legyen képes a szabályozó rendszer nem biztonságos beavatkozását felülírni.

3a.4.1.1500. A reaktivitást szabályozó és az atomreaktort leállító rendszerek megfelelő tervezésével biztosítani kell, hogy a TA1-4 üzemállapotban a nukleáris üzemanyag és hűtőközeg hőmérsékletére, valamint más fizikai paraméterekre vonatkozó biztonsági határértékek túllépése kizárt legyen.

3a.4.1.1600. Az aktív zóna teljesítmény szerinti reaktivitás együtthatójának negatívnak kell maradnia a TA1-4 és TAK1 üzemállapotokban.

3a.4.1.1700. A reaktivitást szabályozó és az atomreaktort leállító rendszereket oly módon kell megtervezni, hogy a reaktivitás-növekedés mértéke és sebessége, nem terv szerinti működés esetén se léphesse túl a tervezési határértéket.

3a.4.1.1800. A szubkritikusságot biztosítani kell, és fenn kell tartani a fűtőelem tárolás és szállítás bármely szakaszában.

III. A fűtőelemkötegek tervezése

3a.4.1.1900. A fűtőelemkötegek teljes életútját meg kell tervezni, és az összes várható hatás figyelembevételével igazolni kell a nukleáris biztonsági követelmények teljesülését minden fázisban, a friss fűtőelemkötegek beérkezésétől a kiégett fűtőelemkötegek átmeneti tárolásáig, beleértve a kezelési, szállítási folyamatokat is.

3a.4.1.2000. A nukleáris üzemanyagot úgy kell megtervezni, hogy az ne zárja ki az újrafeldolgozás vagy a biztonságos végső elhelyezés lehetőségét.

3a.4.1.2100. A normál üzem feltételei mellett a besugárzott fűtőelempálcákból a hasadási termékek szivárgását a gyakorlatilag lehetséges minimális értéken kell tartani. Üzemviteli korlátokat kell meghatározni a megengedett szivárgás mértékére.

3a.4.1.2200. A tervezés során módszert kell biztosítani a meghibásodott fűtőelemkötegek azonosítására és speciális kezelésére, hogy a TA1 üzemállapotra vonatkozó, sugárvédelmi, nukleáris biztonsági, valamint biztosítéki követelmények teljesüljenek.

3a.4.1.2300. A fűtőelemkötegeknek - a maximális megengedett kiégést is figyelembe véve - az Üzemeltetési Feltételek és Korlátok szerint megengedhető mértéket meghaladó meghibásodás nélkül el kell viselniük az elhasználódási folyamatokból eredő összes hatást.

3a.4.1.2400. Megfelelő kialakítással kell biztosítani, hogy a fűtőelempálcákat az áramlás által keltett rezgések és elmozdulások ne károsíthassák.

3a.4.1.2500. Az atomerőművi blokk üzemeltetése során új típusú fűtőelemköteg csak az eredeti tervezési követelmények teljesülésének igazolása után vezethető be. Megfelelő referencia - hasonló atomerőműben, azonos használati körülmények melletti problémamentes alkalmazás - hiányában bevezető fűtőelemkötegek alkalmazása szükséges.

3a.4.1.2600. Eltérő fűtőelemköteg esetén a fűtőelemkötegek tervezési követelményeinek meghatározását, betarthatóságát és a nukleáris üzemanyag viselkedését leíró modelleket kísérleti eredmények segítségével kell validálni.

3a.4.1.2700. Eltérő fűtőelemköteg esetén a 3a.4.1.1900-3a.4.1.2500. pontban meghatározottakon túl a fűtőelemek biztonságosságának igazolásához be kell mutatni:

a) azon kísérletek eredményeit, amelyek alapján az egyes tervezési követelmények határértékei kellő tartalékkal teljesíthetők,

b) az üzemeltetés utáni fűtőelem állapotra irányuló vizsgálatok eredményeit,

c) a fűtőelemköteg szerkezeti elemei szilárdsági követelményeinek betarthatóságát igazoló próbapados mérések eredményeit, és

d) a nukleáris üzemanyag viselkedését leíró kódoknak fenti kísérleti eredményekre is alapozott validációját.

3a.4.1.2900. A kazetták az aktív zóna minden pozíciójában őrizzék meg függőleges helyzetüket oldalsó megtámasztás nélkül is.

3a.4.1.3000. A fűtőelemek burkolatát úgy kell tervezni, hogy ellenálljon a primerkörbe esetlegesen bekerülő idegen testek koptató hatásának.

3a.4.1.3100. A fűtőelemkötegeket úgy kell tervezni, hogy az esetleges lerakódások és idegen testek ne akadályozzák a hőhordozó hozzáférését.

3a.4.1.3200. A fűtőelemek, fűtőelemkötegek terveiben figyelembe kell venni az üzemanyag sugárzás miatti duzzadását.

3a.4.1.3300. Az üzemanyag tervezése során figyelembe kell venni a maximális kiégés mértékét, a manőverezési igényt, a maximális zónában töltendő időt, a várható gyártási hibákat, a zónán kívüli kezelés és tárolás szempontjait, így különösen a szubkritikusságot és sugárvédelmet.

3a.4.1.3400. Az alapvető funkcionális követelmények:

a) axiális és horizontális pozíció megtartása,

b) megfelelő tömörség,

c) a szabályozó rúdköteg működésének megfelelősége (sebesség, megállás),

d) a zónán belüli körülményeknek (áramlás, kémiai közeg, vibráció, besugárzás) megfelelő konstrukció és anyagválasztás és

e) kirakhatóság.

3a.4.1.3500. A követelményeket olyan részletességgel kell kidolgozni, ami biztosítja, hogy a fűtőelemkötegek több, különböző gyártó esetén is kompatibilisek legyenek a tervezési alappal, egymással, a zóna egyéb komponenseivel, az üzemanyag kezelési módszerekkel és a kiégett üzemanyag kezelési létesítményekkel.

3a.4.2. A fővízkör tervezése

3a.4.2.0100. A fővízköri rendszerelemeknek el kell viselniük minden statikus és dinamikus terhelést, amely az atomerőmű TA1-4 és a TAK1 üzemállapotokban ezeket a rendszerelemeket éri úgy, hogy a biztonsági és fizikai gát funkciók - az üzemállapothoz rendelet kritériumok szerint - teljesüljenek.

3a.4.2.0200. A tervezésnél figyelembe kell venni az üzemeltetés során várható hatásokat, amelyek a rendszerelemeket élettartamuk során érik, beleértve az eróziós, nyúlási, fáradási, a radioaktív és a vegyi környezetből származó hatásokat és minden bizonytalanságot, ami a rendszerelemek tulajdonságainak kezdeti állapota és öregedés miatti lehetséges romlásának meghatározásában mutatkozik. Ezeknek megfelelően a fővízköri rendszerelemeket elegendő tartalékkal kell tervezni, ugyanakkor igazolni kell, hogy a robosztus tervezés nem vezet hátrányokhoz a TA3-4 vagy a TAK üzemállapotban.

3a.4.2.0300. A fővízkör anyagának megválasztása és tervei lehetővé kell, hogy tegyék a törés előtti szivárgás koncepciójának alkalmazását.

3a.4.2.0400. A fővízkört, mint a nyomás alatt lévő B1 funkcióval rendelkező, primerköri hőhordozót tároló rendszert, úgy kell megtervezni, hogy:

a) a lehető legteljesebb mértékben ki legyen zárva a nagyenergiájú csőtörés lehetősége;

b) meg kell felelni a törés előtti szivárgás észlelési és intézkedési feltételeinek, és biztosítani kell, hogy az esetleges szivárgások esetén azok továbbfejlődése lassú legyen annak érdekében, hogy az észlelésre és beavatkozásra elegendő idő álljon rendelkezésre;

c) a fővízkör lezárását a becsatlakozó csővezetékek törése esetére minden csővezetéken két, a fővízkörhöz közel elhelyezkedő elzáró szerelvénnyel kell biztosítani; és

d) biztosítani kell a fővízkör integritásának folyamatos monitorozását.

3a.4.2.0500. A fővízkör anyagainak kiválasztása során gondoskodni kell a szerkezeti anyagok üzemeltetés alatti felaktiválódásának minimumra csökkentéséről, különös tekintettel az atomerőmű leszerelési szempontjaira.

3a.4.2.0600. A fővízkör belső szerkezeti elemei esetében a minimumra kell csökkenteni az olyan meghibásodások lehetőségét, amelyek elszabadult tárgyak keletkezése miatt a fővízkör más elemeinek roncsolódását eredményezhetik.

3a.4.2.0700. A gőzfejlesztőket úgy kell tervezni, hogy azok megfelelően megbízható gátat jelentsenek mind a primer-, mind a szekunderkör oldaláról. A tervben minimálisra kell korlátozni a primerkörből a szekunderkörbe történő szivárgás lehetőségét, és eszközöket kell biztosítani ennek ellenőrzésére és lokalizálására.

3a.4.2.0800. A gőzfejlesztők hőcserélő csöveit a primer oldalról kell behegeszteni a csőfalba. A hőcserélő csöveket tágítani kell a köztük és a csőfal szekunder oldala közötti rés csökkentése érdekében.

3a.4.2.0900. A gőzfejlesztők hőcserélő csöveit rögzíteni kell a rezgések által okozott romlás csökkentése érdekében. A csőtartókat úgy kell tervezni, hogy minimális legyen az általuk okozott kopás és az üzemi közeg lerakódása, a hőcserélő csövek és a tartózás között. A hőcserélő csöveket kopásálló anyagból kell készíteni.

3a.4.2.1000. A gőzfejlesztők hőcserélő csőkötegeit úgy kell méretezni, hogy elegendő tartalék álljon rendelkezésre a hőcserélő csövek ledugózásának és eltömődésének kompenzálására a tervezett üzemidő végén is.

3a.4.2.1100. A tervezés során a hegesztési varratok elhelyezését úgy kell meghatározni, hogy az biztosítsa az időszakos anyagvizsgálat céljából történő hozzáférhetőséget, illetve a varratok és környezetük kialakítása olyan legyen, hogy a varratokon végzett anyagvizsgálati tevékenységek könnyen és nagy megbízhatósággal elvégezhetők legyenek.

3a.4.2.1200. Biztosítani kell, hogy a gőzfejlesztők szekunder oldalának belső kialakítása lehetővé tegye a lerakódások hatékony eltávolítását, idegen agyagok bejutásának megakadályozását a szekunderköri csővezetékekből, valamint a gőzben lévő vízcseppek hatékony eltávolítását.

3a.4.2.1300. A gőzfejlesztők víz- és gőztereinek méretét elegendő tartalékkal kell meghatározni annak érdekében, hogy az lehetővé tegye a primer és szekunder körre előirányzott üzemeltetési korlátozások betartását valamennyi TA1 üzemállapotban.

3a.4.2.1400. A térfogat-kiegyenlítő víz- és gőztereinek méretét elegendő tartalékkal kell meghatározni, annak érdekében, hogy lehetővé tegye a primerkörre előirányzott üzemeltetési korlátok betartását valamennyi TA1 üzemállapotban.

3a.4.2.1500. A primer kört megfelelő túlnyomás védelemmel kell ellátni. Nyomásszabályozási rendszert kell tervezni a primerköri hőhordozó hőmérsékletváltozásaiból következő térfogatváltozások hatásának kezelésére, az alábbi követelmények figyelembevételével:

a) a fővízkör rendszerelemeit hideg állapotban is védeni kell a nem megengedhető mértékű túlnyomás ellen,

b) kizárható nyomáscsökkentő rendszerelemeket kell tervezni a nagyobb nyomástranziensek kezelésére, és

c) biztosítani kell az üzemzavari nyomáscsökkentést,

d) cserélhető térfogat-kiegyenlítő üzemi fűtőtesteket, valamint több, olyan független üzemi befecskendező vezetéket kell alkalmazni, amelyek fúvókái könnyen ellenőrizhetők és cserélhetők;

e) olyan üzemzavari befecskendező rendszert kell tervezni, amely teljesen független az üzemi befecskendező rendszertől;

f) a térfogat-kiegyenlítőt a primerköri csővezetékkel összekötő vezeték elrendezésénél figyelemmel kell lenni a hőmérséklet-rétegződésre, valamint a külső és belső ellenőrizhetőségre, valamint

g) a fővízkörhöz olyan szivárgásdetektáló rendszert kell tervezni, ami kellő pontossággal, a lehető legrövidebb időn belül képes egy szivárgást detektálni és meghatározni a mértékét, illetve segítséget tud nyújtani a szivárgás helyének meghatározásában. A szivárgásdetektáló rendszernek egyszeres meghibásodás ellen védettnek kell lennie.

3a.4.3. Hőelvitel

3a.4.3.0100. Meg kell határozni, minőségileg és mennyiségileg elemezni kell az atomreaktor aktív zónájában történő hőfejlődés és hőátvitel minden létrejövő formáját. A hőátviteli rendszerek, rendszerelemek segítségével biztosítani kell a szükséges mértékű folyamatos hőelvonást és a végső hőelnyelő-közegbe való eljuttatást.

3a.4.3.0200. Biztosítani kell az aktív zóna hűtését, és ennek érdekében:

a) kényszercirkulációt kell biztosítani a megtermelt hő vagy maradványhő elszállítására az atomreaktor névleges teljesítményétől a lehűtött állapotáig; és

b) a fővízkörben elegendő hatékonyságú természetes cirkulációs hűtésről kell gondoskodni, amely biztosítja a maradványhő elvezetését az aktív zónából, a kényszercirkuláció leállított állapotában.

3a.4.3.0300. A hűtés folyamatos biztosítása érdekében:

a) kerülni kell a csővezetékek reaktortartályhoz való csatlakoztatását a nukleáris üzemanyag aktív szintje alatt, és amennyiben kisebb vezetékek csatlakoztatása elkerülhetetlen e szint alatt, akkor igazolni kell, hogy a reaktortartály nem üríthető a nukleáris üzemanyag aktív szintje alá leállított állapotokban,

b) a fővízköri rendszerelemek elrendezésével biztosítani kell, hogy feltöltött állapotban az egyetlen szabad vízfelület a térfogat-kompenzátorban legyen,

c) a fővízkör nyomvonalának kialakításával biztosítani kell, hogy a gőzfejlesztők leürítéséhez vagy karbantartásához ne legyen szükség a primerköri hőhordozó szintjének a melegági csonkok szintje alá történő csökkentésére,

d) a nem kondenzálódó gázok eltávolításával biztosítani kell, hogy azok ne tudják a természetes cirkulációt megakadályozni, továbbá

e) biztosítani kell a korróziós termékek és a lerakódások eltávolítási lehetőségét, annak érdekében, hogy az áramlási útvonalak elzáródása ne veszélyeztethesse az aktív zóna hűthetőségét.

3a.4.3.0400. A gőzfejlesztőket úgy kell tervezni, hogy azok biztosítsák az atomreaktor megfelelő hűtését, a TA1-4 és TAK1 üzemállapotokban.

3a.4.3.0500. TA2-4 üzemállapotok során biztosítani kell a maradvány hő elvezetését a reaktorból, a pihentető medencéből és a konténmentből egy vagy több redundáns hőelvonó rendszer segítségével, úgy hogy együttesen akkor is képesek legyenek a hőelvonásra, ha az egyik rendszer vagy egy rendszer redundáns ága meghibásodás miatt kiesik és vele párhuzamosan egy másik rendszer vagy redundáns ág is karbantartás vagy próba miatt üzemképtelen. Amennyiben a hőelvonó rendszer vagy annak kiszolgáló rendszere passzív tervezési megoldásokat tartalmaz, amelyekre igazolható a rendkívül alacsony meghibásodási valószínűség az adott üzemállapotra, akkor a passzív rendszerelemeket elegendő egyszeres meghibásodás ellen védettre tervezni.

3a.4.3.0600. Elegendő, az energiaellátás tekintetében is független és diverz hőelviteli megoldást kell biztosítani a maradványhő eltávolítására a reaktorból és a pihentető medencéből. Legalább egy tervezési megoldásnak el kell látnia a funkcióját a külső veszélyeztető tényezők által okozott TAK események során is.

3a.4.3.0700. Biztosítani kell, hogy TA2-4 üzemállapotok során sem a fűtőelemre, sem fűtőelem-kötegekre, sem a primerkör nyomástartó berendezéseire és csővezetékeire az adott üzemállapotra megállapított határértékek túllépése ne következzen be.

3a.4.3.0800. Igazolni kell, hogy a fűtőelemek TA1-4 és TAK1 üzemállapotra tervezett hűtési lehetőségének megszűnése esetén elegendő idő áll rendelkezésre a fűtőelemek alternatív hűtésének megkezdésére.

3a.4.3.0900. A 3a.4.3.0500. és 3a.4.3.0600. pontokban leírt hőelvonó rendszereken felül további független hőelvonó megoldást kell biztosítani TAK2 üzemállapotok esetére. A hőelvonásra más üzemállapot kezelésére szolgáló rendszerek is használhatók, amennyiben, azok üzemképesek maradnak és alkalmasak a TAK2 üzemállapot során való üzemelésre.

3a.4.3.1000. Besugárzott fűtőelemkötegeket tartalmazó rendszerek, így a leállított atomreaktor vagy a pihentető medence esetében biztosítani kell a passzív hőelvitel lehetőségét.

3a.4.3.1100. Amennyiben a maradványhő végső hőelnyelőbe juttatásának képessége nem igazolható minden üzemállapotra magas megbízhatósággal, akkor másodlagos végső hőelnyelőt és a működtetéséhez szükséges rendszereket kell biztosítani, amelyek elhelyezkedésük és a tervezési megoldások révén biztosítják, hogy a hőelvonás biztonsági funkció nem veszik el a külső veszélyeztető tényezők hatására.

3a.4.3.1200. Az atomerőműnek rendelkeznie kell üzemzavari zónahűtőrendszerrel, amely képes a tervezés során figyelembe vett, a primer körben és a hozzá kapcsolódó rendszerekben fellépő hűtőközegvesztéssel járó folyamatokat kezelni, illetve képes megfelelő hűtést biztosítani az üzemanyagnak.

3a.4.3.1300. Az üzemzavari zónahűtőrendszer működőképességét és hatékonyságát megfelelő primer köri konfigurációval és az üzemzavari hűtőrendszer csatlakozási pontjainak megfelelő elhelyezésével kell biztosítani.

3a.4.3.1400. Az üzemzavari zónahűtőrendszert úgy kell megtervezni, hogy a szükséges ideig képes legyen a maradványhő elszállítására. Ennek megvalósításához többek között biztosítani kell a primer körből kiömlő hűtővíz recirkulációját a reaktorba. A recirkulációs rendszer kialakítása során különös figyelmet kell fordítani a kiömlő hűtőközegbe kerülő szilárd és kémiai szennyeződések káros hatására. Annak érdekében, hogy ezek a szennyeződések ne okozzanak kárt a recirkulációs rendszerben és a reaktorban, megfelelően méretezett szűrőberendezéseket kell telepíteni (zsompszűrő). A szűrőberendezés alkalmasságát igazolni kell kísérletileg. A szűrők tervezése során a következőket kell figyelembe venni:

a) a szűrőn átjutó vagy azt megkerülő szennyeződések mértéke legyen kellően alacsony ahhoz, hogy ne veszélyeztesse a recirkulációs rendszer üzemét és a reaktor hűtésének hatékonyságát;

b) a szűrőberendezésen fennakadó szennyeződések okozta nyomásesés nem akadályozhatja meg a recirkulációs rendszer üzemét vagy csökkentheti jelentősen annak hatékonyságát;

c) biztosítani kell, hogy a szűrőberendezést fordított áramlási iránnyal vagy gázbefúvással tisztítani lehessen az eltömődés elkerülése érdekében.

3a.4.4. Blokk- és tartalékvezénylő, műszaki támogató központ

3a.4.4.0100. Az atomerőművi blokkon blokkvezénylőt kell kialakítani, ahonnan az atomerőművi blokk üzemeltetését, biztonságos állapotban tartását, vagy ilyen állapotba való visszavitelét célzó tevékenységek végrehajthatók a TA1-4 és TAK1-2 üzemállapotokban. A blokkvezénylő tervezésekor a legkorszerűbb ergonómiai szempontokat és elveket kell figyelembe venni.

3a.4.4.0200. Elégséges kijelző és archiváló, valamint beavatkozó eszköznek kell az üzemviteli személyzet rendelkezésére állnia a blokkvezénylőben a TA1-4 és TAK1-2 üzemállapotokra a következő célokból:

a) az atomerőművi blokk és rendszerei, rendszerelemei állapotának megfelelő nyomon követése,

b) a biztonságra lényeges hatással lévő változások nyilvánvaló és időben történő jelzése,

c) bármilyen automatikus védelmi működés azonosítása, elmaradásuk esetén azok indítása, valamint

d) átfogó kép kialakítása az atomerőművi blokk folyamatairól.

3a.4.4.0300. Az atomerőművi blokkon tartalékvezénylőt kell kialakítani a blokkvezénylőtől funkcionálisan független, fizikailag és villamos rendszerét tekintve is elkülönített helyen, ahová az állapotmonitorozáshoz és a beavatkozásokhoz elégséges műszerezést, szabályozó- és vezérlőeszközöket kell telepíteni annak érdekében, hogy ha a blokkvezénylő üzemszerű használata bármilyen okból lehetetlenné válna, akkor:

a) a reaktor leállítható, lehűthető és korlátlan ideig biztonságosan leállított állapotban tartható legyen; valamint

b) a reaktor és a besugárzott fűtőelemkötegeket tartalmazó egyéb rendszerek maradványhő elvonása, az atomerőművi blokk fontos jellemzőinek folyamatosan ellenőrzése biztosított legyen.

3a.4.4.0400. A tartalékvezénylő funkcióképességét rendszeres ellenőrzéssel kell biztosítani.

3a.4.4.0500. A blokk- és tartalékvezénylőkben számítógépek - így különösen személyi számítógép és szerverek - nem lehetnek, azok elhelyezését a vezénylőn kívül más helységekben kell megoldani. Ezen helységekbe történő belépést érzékelni, a blokk- és tartalékvezénylőkben jelezni és archiválni kell.

3a.4.4.0600. A blokkvezénylőben és a tartalékvezénylőben azonos funkcionalitású önálló baleset-kezelési panelt kell telepíteni. Ezeken a helyeken kell biztosítani a baleset-kezelési útmutató ajánlásainak végrehajtásához TA4 és TAK1-2 üzemállapotokban szükséges információt és a baleset-kezeléskor szükséges beavatkozási lehetőségeket.

3a.4.4.0700. Biztosítani kell, hogy a TA1-4 és a TAK1-2 üzemállapotok belső vagy külső eseményei során a blokkvezénylő és a tartalékvezénylő egyidejűleg ne válhasson használatra alkalmatlanná, továbbá a blokkvezénylő és tartalékvezénylő alkalmas legyen az üzemviteli személyzet hosszú idejű tartózkodásának biztosítására.

3a.4.4.0800. A blokk- és a tartalékvezénylőben biztosítani kell a szükséges információk fogadását és megjelenítését, lehetővé téve az atomerőművi blokk állapotának és a kritikus biztonsági funkciók időben történő értékelését TA2-4 és TAK1-2 üzemállapotokban is.

3a.4.4.0900. A biztonsági funkciót teljesítő blokk- és tartalékvezénylői rendszerek, rendszerelemek számára folyamatos, szünetmentes villamos betáplálást kell biztosítani.

3a.4.4.1000. Olyan műszaki megoldásokat kell alkalmazni, amelyek kizárják a rendszerek, rendszerelemek egyidejű működtethetőségét a blokkvezénylőből és a tartalékvezénylőből. Amikor valamelyik vezénylő használatban van, ki kell zárni a másik vezénylőből érkező jeleket. A tartalékvezénylő illetéktelen használatát meg kell akadályozni. Valamely vezénylő használatára irányuló próbálkozásról a másik vezénylőben jelzést kell biztosítani.

3a.4.4.1100. Kiemelten kell kezelni azoknak a blokk- és tartalékvezénylőn belül vagy kívül lehetséges eseményeknek az azonosítását, amelyek közvetlenül veszélyeztethetik az ott dolgozó személyzetet, a vezénylő folytonos használatát. A tervezés során olyan észszerűen megvalósítható intézkedéseket kell meghatározni, melyek minimalizálják az ilyen események hatásait.

3a.4.4.1200. A blokk- és tartalékvezénylőt önálló tűzszakaszokban kell elhelyezni, ami lehetővé teszi az atomreaktor biztonságos leállítását és a leállított állapotban szükséges biztonsági funkciók fenntartását a környező helyiségekben fellépő tűz esetén is.

3a.4.4.1300. A blokk- és tartalékvezénylő között megfelelő közlekedési útvonalat kell biztosítani.

3a.4.4.1400. A blokk- és a tartalékvezénylő tervezésekor figyelembe kell venni az alábbi követelményeket:

a) biztosítani kell a stabil és kiegyensúlyozott feladatmegosztást és elegendő információs eszközt az üzemviteli személyzet számára,

b) meg kell oldani a megjelenített információ és a beavatkozó eszközök logikus, funkcionális csoportosítását, különös tekintettel arra, hogy az információ és a beavatkozások csoportosítása ne legyen ellentmondásos, valamint

c) biztosítani kell, hogy felesleges, lényegtelen információ ne legyen megjelenítve.

3a.4.4.1500. A blokkvezénylő tervezésekor a 3a.4.4.0100. pontnak megfelelően figyelembe kell venni az alábbi követelményeket:

a) biztosítani kell a rendszerek és folyamatok képernyő alapú ellenőrzésének lehetőségét, valamint a kezelő személyzetet segítő nagykapacitású számítástechnikai eszközöket,

b) a blokkvezénylői személyzet által jól láthatóan és könnyen értelmezhető módon biztosítani kell az atomerőművi blokk mindenkori állapotának és fő paramétereinek egységes áttekintését, valamint

c) a blokkvezénylői személyzet által biztonságosan elérhető és kezelhető közelségében biztosítani kell:

ca) a külső és belső kommunikációhoz szükséges eszközök rendelkezésre állását,

cb) a technológiai folyamatok és a kibocsátások sugárvédelmi méréseinek eredményeit,

cc) a tűzjelző rendszerekből származó információkat és egyes kiemelt fontosságú tűzoltó rendszerek működtetését,

cd) a karbantartási feladatok és engedélyezések végrehajtásához szükséges eszközöket,

ce) a blokkvezénylői dokumentáció rendelkezésre állását, és

cf) a blokkvezénylőbe történő belépés felügyeletét és korlátozását szolgáló eszközöket.

3a.4.4.1600. A tartalékvezénylő tervezésekor figyelembe kell venni az alábbi követelményeket:

a) a tartalékvezénylő várható használati eseteit figyelembe véve biztonságos megközelítési útvonalat kell kialakítani a blokkvezénylő és a tartalékvezénylő között,

b) a tartalékvezénylő ember-gép kapcsolati megoldásait, a funkció figyelembevételével, a blokkvezénylőhöz hasonlóan kell kialakítani, valamint

c) a tartalékvezénylőben biztosítani kell:

ca) a működtetéshez szükséges személyzet megfelelő elhelyezkedését,

cb) a külső és belső kommunikációhoz szükséges eszközök rendelkezésre állását,

cc) a tartalékvezénylőből végrehajtandó feladatokhoz szükséges információs és beavatkozó eszközöket, és

cd) a tartalékvezénylői dokumentáció rendelkezésre állását.

3a.4.4.1700. A blokkvezénylőtől térben elkülönítve, de ahhoz megfelelő közelségben üzemzavari műszaki támogatóközpontot kell létrehozni úgy, hogy elhelyezkedése lehetővé tegye az operátorok és az operátorok munkájának támogatására összegyűlő szakemberek közötti szóbeli kommunikációt, de utóbbiak munkája ne zavarja a blokkvezénylő személyzetét.

3a.4.4.1800. Mind a blokkvezénylőtől, mind a tartalékvezénylőtől, mind az üzemzavari műszaki támogató központtól független veszélyhelyzeti műszaki támogató központot kell kialakítani a 3a.7.1.0300-3a.7.1.0500. pontok szerinti veszélyhelyzet irányító központokban, ahonnan műszaki támogatás nyújtható a blokkok TA1-4 és TAK1-2 üzemállapotában az üzemeltető személyzet részére. A központnak üzemképesnek és a személyzet által biztonságosan igénybe vehetőnek kell maradnia a blokkok TAK1 és TAK2 üzemállapotában.

3a.4.4.1900. Mind az üzemzavari, mind a veszélyhelyzeti műszaki támogató központokban hozzáférést kell biztosítani az atomerőmű üzemviteli paramétereihez, az atomerőmű és közvetlen környezetének sugárzási adataihoz. A központokat a blokkvezénylővel, a tartalékvezénylővel és az erőmű minden, a balesetkezelés és baleset-elhárítás szempontjából lényeges helyszínével való kommunikációra alkalmas eszközökkel kell ellátni. A központokban elegendő helyet kell biztosítani az üzemviteli személyzet támogatására összegyűlő szakemberek munkájához. A központokban álljon rendelkezésre:

a) a teljes blokki technológiai számítógép adat archív, a balesetkezelést igénylő helyzetet megelőzően legalább egy nappal korábbi kezdéssel, folyamatos frissítéssel;

b) a létesítmény teljes műszaki dokumentációja;

c) a balesetkezeléshez szükséges adatok a telephelyen tartózkodó személyekről, valamint

d) a külső környezetellenőrző rendszer on-line és archív adatai.

3a.4.5. Villamos rendszerek és irányítástechnika

I. Villamos rendszerek és berendezések

3a.4.5.0100. Biztosítani kell, hogy az atomerőművi blokk villamosenergia-ellátó rendszere képes legyen - az egyszeres meghibásodás és a telephelyen kívüli külső villamos betáplálás elvesztésének feltételezése mellett - a működéshez szükséges villamos energiával ellátni a biztonsági osztályba sorolt rendszereket és rendszerelemeket.

3a.4.5.0200. Biztosítani kell, hogy mind a belső, mind a külső hálózatból induló villamos tranziensek az atomerőművi blokk rendszereit minimális mértékben érintsék.

3a.4.5.0300. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek és rendszerelemek villamosenergia-ellátását biztonsági osztályuknak megfelelően, differenciált követelmények szerint kell tervezni.

3a.4.5.0400. A TA1-4 és TAK1 üzemállapotokban a villamos rendszerek és rendszerelemek tervezett villamos terhelése nem haladhatja meg azok megengedett terhelhetőségét. A tervezési specifikációban kell megadni a rendszerek és rendszerelemek villamos terhelésére vonatkozó korlátozásokat. Ezek alapján meg kell határozni a biztonsági rendszerek üzemeltetéséhez szükséges villamos energiaforrások mennyiségét, minőségét és teljesítményét, figyelembe véve a lehetséges közös okú hibákat és szükséges üzemelési időtartamot.

3a.4.5.0500. Megfelelő villamosenergia-betáplálást kell biztosítani TAK üzemállapotok esetére a TAK elemzések által megállapított szükséges beavatkozások és időkeret szerint, figyelembe véve a külső és a belső veszélyeztető tényezőket.

3a.4.5.0600. Az atomerőművi blokk normál villamosenergia-ellátó rendszerében bekövetkező események kezelésére megfelelő intézkedéseket kell tartalmaznia a tervezési alapnak úgy, hogy az atomerőművi blokk biztonsága ilyen helyzetekben is garantálható legyen.

3a.4.5.0700. Az energiaellátó rendszereket, rendszerelemeket, a biztonsági osztályba sorolás mellett, a villamosenergia-ellátás megengedhető kimaradása szempontjából is csoportosítani kell. Ezek alapján kell megtervezni az atomerőművi blokk villamos betáplálási hálózatát.

3a.4.5.0800. A szünetmentes energiaellátás jellemzőit és a létfontosságú energiaellátás megengedhető kimaradásának időtartamát biztonsági megalapozással kell meghatározni. TAK1-2 üzemállapot során funkciót ellátó akkumulátoroknak megfelelő kapacitással kell rendelkezniük az újratölthetőségükig, vagy amíg más energiaellátási megoldás nem biztosítható.

3a.4.5.0900. Az üzemi villamos betáplálás kiesésekor, vagy paramétereinek megengedett tartományból való kilépése esetén a biztonsági villamosenergia-ellátó rendszereknek megfelelő időn belül automatikusan át kell kapcsolniuk a tartalék betáplálásokra.

3a.4.5.1000. A külső villamos hálózattól független biztonsági villamos energiaellátást megvalósító, fixen telepített, redundáns berendezéseknek olyan kialakításúnak kell lenniük, amelyek a lehető legteljesebb mértékben függetlenek az atomerőmű kiszolgáló rendszereitől.

3a.4.5.1100. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek és rendszerelemek villamos betáplálásánál láncolt villamos kapcsolatok csak olyan módon létesíthetők, hogy téves üzemi vagy karbantartási műveletek hatására ne fordulhasson elő nem szándékolt funkcióvesztés.

3a.4.5.1200. Több blokkal rendelkező atomerőmű esetén észszerűen megvalósítható mértékben biztosítani kell a blokkok közötti közvetlen villamos összeköttetést, úgy hogy az esetleges hibák átterjedése egyik blokkról a másikra gyakorlatilag kizárható legyen.

3a.4.5.1300. A TAK1 üzemállapotra villamosenergia-forrást kell tervezni, amely:

a) fizikailag és rendszertechnikailag független a TA2-4 üzemállapotok kezelésére tervezett biztonsági villamosenergia-forrástól, valamint

b) megfelelő energiaellátást képes biztosítani a TAK2 üzemállapot megelőzéséhez, valamint következményeinek enyhítéséhez teljes feszültségvesztés esetén.

II. Irányítástechnika

3a.4.5.1400. Biztosítani kell az alapvető biztonsági funkciók ellenőrzéséhez szükséges paraméterek mérésére alkalmas műszerezést, megteremtve ezzel az atomerőművi blokk megbízható és biztonságos üzemeltetéséhez, a TA2-4 és a TAK1-2 üzemállapotot eredményező események kezeléséhez szükséges információk rendelkezésre állását.

3a.4.5.1500. Az elindult F1A és F1B funkciót nem szabad leállítani, annak be kell fejeződnie.

3a.4.5.1600. A programozható ABOS 2. rendszerek és rendszerelemekben futó szoftver működése legyen determinisztikus, a futási ciklusideje nem függhet a bemeneti jelek kombinációjától, vagy változási sebességétől. ABOS 2. rendszerben valós idő, vagy a redundanciák és diverzitások közötti időzítés szinkronizációs mechanizmus nem használható.

3a.4.5.1700. Ellenőrző és mérőműszerezést kell biztosítani a radioaktív anyagok előfordulási helyeinek megfigyeléséhez és mennyiségének méréséhez minden olyan helyen, ahol a környezetbe történő kibocsátásuk lehetséges.

3a.4.5.1800. A tudomány és technológiai fejlődés eredményeit alkalmazni kell az irányítástechnikai tervezés során. Korszerű, ugyanakkor megfelelő üzemi tapasztalatokkal rendelkező berendezéseket kell használni. A gyártásból kiszoruló technológiák alkalmazását kerülni kell. A rendszerek tervezésekor figyelembe kell venni az irányítástechnika viszonylag rövid életciklusát és a későbbi biztonságnövelés lehetőségét is. Ennek megfelelően elegendő tartalék kapacitást kell tervezni az alábbi szempontok szerint:

a) legyen elegendő szabad hely az elektronikai helységekben és a szekrényekben,

b) szabad szabványos csatlakozási lehetőségek későbbi fejlesztésekhez,

c) szabad memória és feldolgozási kapacitás a komputerekben, valamint

d) elegendő tartalék adatátviteli kapacitás.

3a.4.5.1900. Az irányítástechnikai rendszereket úgy kell tervezni, hogy a blokk üzemideje alatt akár többször is egyszerűen felújíthatók legyenek. A létesítési engedélykérelemben be kell mutatni a blokk üzemideje során alkalmazandó felújítási stratégiát az irányítástechnikai rendszerekre.

3a.4.5.2000. ABOS 2. és ABOS 3. rendszerek esetén bizonylattal kell igazolni, hogy az alkalmazott irányítástechnikai platformot egy arra szakosodott, független, akkreditált tanúsító szervezet megvizsgálta és hibamentesnek, valamint nukleáris erőművek biztonsági rendszereiben való alkalmazásra megfelelőnek minősítette. Programozható irányítástechnika esetén a tanúsítványnak a szoftver és a hardver platform, valamint a fejlesztő eszközök és kódgenerátorok megfelelőségét is igazolni kell.

3a.4.5.2100. ABOS 2. és ABOS 3. biztonsági osztályba sorolt rendszerek esetén el kell készíteni az alábbi igazoló elemzéseket:

a) determinisztikus elemzés az egyszeres meghibásodás elleni védettség igazolására,

b) a hardver és szoftver meghibásodási módok és hatások elemzése,

c) az ember-gép kapcsolat kialakításához és az automatizáltság szintjének megállapításához funkció és feladat elemzés,

d) közös okú meghibásodási lehetőségek elemzése, így különösképpen a specifikáció-béli, tervezési, gyártási, szoftver és hardver, környezeti hatások, karbantartási problémák, azonos rendszer vagy rendszerelem alkalmazása különböző mélységben tagolt védelmi vonalakban, architektúra, elválasztások, elégséges diverzitás,

e) valószínűségi megbízhatósági elemzés,

f) teszt lefedettség elemzése.

3a.4.5.2200. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszer, rendszerelem műszer- és irányítástechnikai konfigurációja, működtető logikája vagy a hozzá tartozó adatok megváltoztatására szigorú adminisztratív ellenőrzés alatt álló lehetőségeket kell biztosítani.

3a.4.5.2300. Olyan megfelelő veszélyjelzéseket kell alkalmazni, amelyek lehetővé teszik az üzemeltető személyzet beavatkozását, mielőtt az adott paraméterek a biztonságvédelmi rendszerek működését indító beállítási értéket elérnék. A védelmi működésekhez, fontos paraméter-eltérésekhez tartozó jelzéseket hangjelzéssel kell ellátni a blokk- és tartalékvezénylőben egyaránt. A védelmi működéshez tartozó jelzések a határérték-túllépés megszűnése után is csak az üzemviteli személyzet beavatkozásával lehetnek nyugtázhatóak.

3a.4.5.2400. A biztonsági paraméterekkel kapcsolatos műszerezésnek biztosítania kell mind a mérés, mind a feldolgozórendszer hibás állapotának felismerhetőségét.

3a.4.5.2500. Megfelelő felügyeleti és szabályozási eszközöket kell alkalmazni az Üzemeltetési Feltételek és Korlátok megsértésének megelőzése érdekében.

3a.4.5.2600. Olyan műszerezést, adatfeldolgozó, megjelenítő és archiváló rendszert kell létesíteni, amely észszerűen megvalósítható mértékben független, alkalmas arra, hogy információt adjon az atomerőművi blokkállapotáról TAK2 üzemállapot környezeti körülményei között is, az ilyen helyzetre kidolgozott útmutató és belső utasítások terjedelmében.

3a.4.5.2700. Az irányítástechnikai rendszereknek biztosítaniuk kell:

a) az atomreaktor biztonságos automatikus leállítását és a biztonsági rendszerek indítását meghatározott paraméterek elérése esetén,

b) teljes körű, pontos és a szükséges időn belül rendelkezésre álló információt az üzemeltető személyzet számára az atomerőmű állapotáról,

c) beavatkozási és ellenőrzési eszközöket;

ca) az elmaradt automatikus működések pótlására,

cb) az atomreaktor kézi vagy automatikus úton történő biztonságos leállított állapotba viteléhez, és ilyen állapotban tartásához, a TA1-4 és a TAK1 üzemállapotok körülményei között,

cc) azokhoz a biztonsági beavatkozásokhoz, amelyek nem tartoznak az automatikus biztonsági működések körébe, valamint

cd) a baleset-kezeléshez szükséges kézi működtetésű műveletekhez, továbbá

d) megfelelő adattárolási, rögzítési rendszert arra, hogy valamely tranziens és üzemzavar részletei később kivizsgálhatóak legyenek.

3a.4.5.2800. Az irányítástechnikai rendszerek pontosságára, válaszidejére, eseménysorrend-meghatározására, feldolgozási kapacitástartalékára és kommunikációs kapacitástartalékára vonatkozóan az atomerőmű tervezési alapjával konzisztensen kell a követelményeket meghatározni.

3a.4.5.2900. Biztosítani kell, hogy a biztonsági irányítástechnikai rendszer érzékelje a TA1-4 és a TAK1 üzemállapotokat és az állapotnak megfelelően biztosítsa:

a) az atomreaktor leállítását,

b) a megfelelő biztonsági funkciót ellátó rendszerelemek működtetését, és

c) a támogató funkciók indítását.

3a.4.5.3000. A végrehajtó szervhez vezetett, különböző biztonsági szinthez tartozó parancsok esetén a magasabb biztonsági szintű parancsnak prioritást kell biztosítani. Ettől való eltérést elemzéssel kell igazolni. A prioritásképzést megvalósító rendszerelem biztonsági osztályát az általa kezelt legmagasabb szintű biztonsági funkcióhoz tartozó parancs biztonsági szintjéből kell megállapítani.

3a.4.5.3100. Minden, a biztonság szempontjából fontos adatot archiválni kell. Az adathoz időbélyeg is tartozik. Az időbélyeget az adatfolyamban a keletkezéséhez legközelebb, minél korábban kell generálni. Az archívot a blokkok üzemidejének végéig meg kell őrizni.

3a.4.5.3200. Az irányítástechnikai rendszerek technológiai funkció specifikációjának meg kell felelnie a következő követelményeknek:

a) azonosítja az irányítási feladatot a technológiai céloknak és követelménynek megfelelően,

b) minden irányítási feladathoz egyértelmű azonosító kódot rendel,

c) az irányítási feladatokat az adott feladat biztonsági fontossága alapján funkcionális biztonsági szintekbe sorolja és a mélységben tagolt védelem megfelelő szintjéhez rendeli,

d) meghatározza a funkciókhoz kapcsolódó függetlenségi kritériumokat, beleértve a diverzitási követelményeket,

e) meghatározza a funkciókhoz tartozó válaszidőket,

f) minden kimenethez meghatározza azt a biztonságos állapotot vagy pozíciót, amit a kimenet detektált hibája esetén fel kell vegyen,

g) meghatározza az operátori beavatkozást igénylő feladatokat az atomerőmű TA1-4 és TAK1 üzemállapotokra vonatkozóan oly módon, hogy az üzemeltető személyzet képes legyen azokat teljesíteni,

h) emberi nyelvű leírás mellett többszintű, megfelelően strukturált, formális nyelvi leírási módot használ,

i) formai ellenőrzésére, verifikálására automatizált rendszert irányoz elő,

j) tartalmazza az operátori feladatok végrehajtásához és az automatikus feladatok ellenőrzéséhez szükséges információkat,

k) működtetési határértékekhez és analóg értékek megjelenítéséhez meghatározza a pontossági követelményeket, továbbá

l) meghatározza az elvárt megbízhatósági követelményeket, továbbá

m) ABOS 2. biztonsági osztályba sorolt programozható irányítástechnikai rendszerek esetén azok funkcionális ellenőrzésére, validálására szimulációs módszereket határoz meg.

3a.4.5.3300. Az irányítástechnikai rendszerek és rendszerelemek tervezését és kivitelezését az adott biztonsági besorolású rendszerekre és rendszerelemekre vonatkozó kiválasztott szabványoknak megfelelően, differenciált követelmények szerint kell végezni.

3a.4.5.3400. Az irányítástechnika tervezése során használt digitális tervező eszközök és adatbázisok közötti adatcserét automatizált módon kell végrehajtani. Törekedni kell arra, hogy a konzisztens adatstruktúrában egy adat egy helyen legyen tárolva. Programozható rendszerek és rendszerelemek tervezéséhez olyan korszerű fejlesztő eszközöket kell használni, amelyek az alábbi funkciókkal rendelkeznek:

a) programozás,

b) kódgenerálás,

c) dokumentálás,

d) kód analízis, valamint

e) szimuláció, tesztelés.

3a.4.5.3500. Digitális ABOS 2. és ABOS 3. osztályba sorolt rendszerek esetén dokumentálni kell, hogy a generált felhasználói szoftver kód visszaolvasásra került, majd a visszaolvasott kód analízise igazolta, hogy a kódgenerálási folyamat nem vitt be hibát. A fejlesztési, tervezési, gyártási és létesítési szakasz minden műveletét részletesen dokumentálni kell. Bármely dokumentum hatósági ellenőrzés vagy szakértői értékelés tárgyát képezheti a létesítmény teljes időtartama alatt.

3a.4.5.3600. Meg kell határozni az irányítástechnikai rendszerek és a külvilág közötti emberi és automatikus kölcsönhatásokat logikai és fizikai interfészek formájában. A tervezett kölcsönhatások nem akadályozhatják az automatikus biztonsági funkciók teljesítését.

3a.4.5.3700. ABOS 2. rendszer vagy rendszerelem az adott blokkon kívüli rendszerrel nem kommunikálhat, ugyanazon blokk alacsonyabb biztonsági osztályú rendszere vagy rendszereleme számára pedig csak fizikailag egyirányú kommunikáción keresztül adhat adatot.

3a.4.5.3800. A technológiához kapcsolódó irányítástechnikai rendszer másik blokk irányítástechnikai rendszere számára vagy külső rendszerek felé csak fizikailag egyirányú adatkapcsolaton keresztül szolgáltathat adatot.

3a.4.5.3900. ABOS 2. rendszer adat kicsatolása céljából csak fizikailag egyirányú kommunikációval csatlakozhat alacsonyabb osztályú irányítástechnikai rendszerekhez. Diagnosztikai és szerviz célú eszközök alkalmazása esetén igazolni kell, hogy szándékolatlan vagy rosszindulatú parancsok bejutása a biztonsági rendszerbe a csatlakoztatott diagnosztikai és szerviz célú eszközök felől kizárt. ABOS 3. rendszerek esetében igazolni kell, hogy a csatlakoztatott alacsonyabb osztályú rendszerek vagy rendszerelemek felől szándékolatlan vagy rosszindulatú parancsok bejutása kizárt.

3a.4.5.4000. Az ABOS 2. biztonsági osztályba sorolt irányítástechnikai rendszerek alrendszereinek a megkövetelt hibatűrő képesség teljesítéséhez elegendő mértékben redundánsnak kell lenniük. A redundáns készleteknek funkcionálisan a lehető legnagyobb mértékben azonosak kell lenniük a szándékolt diverzitás alkalmazása mellett.

3a.4.5.4100. Az irányítástechnikai rendszerek architektúrájának illeszkedni kell a mélységben tagolt védelem szintjeihez. A mélységi védelemhez illeszkedő szinteket az észszerűen megvalósítható legteljesebb mértékben el kell választani egymástól.

3a.4.5.4200. A nem biztonsági, vagy az alacsonyabb funkcionális biztonsági szinthez rendelt funkciók nem építhetők be egy biztonsági osztályba sorolt, vagy a szükségesnél magasabb biztonsági osztályba sorolt alrendszerbe. Amennyiben erre nincs lehetőség, biztonsági elemzéssel kell igazolni, hogy az alacsonyabb biztonsági szinthez rendelt funkciót teljesítő alrendszer semmilyen módon nem akadályozza valamely magasabb biztonsági szinthez rendelt funkció ellátását.

3a.4.5.4300. Különböző biztonsági osztályba sorolt irányítástechnikai rendszerek közötti kapcsolat esetén igazolni kell, hogy az alacsonyabb osztályba sorolt rendszer a magasabb osztályba sorolt rendszer működését nem befolyásolja. Azonos biztonsági osztályba sorolt irányítástechnikai rendszerek közötti kapcsolat esetén igazolni kell, hogy az egyik rendszer hibája a másik autonóm biztonsági funkcióinak teljesítését nem gátolja.

3a.4.5.4400. F1A és F1B, valamint F2 funkciók tekintetében biztosítani kell az egyszeres hibatűrő képesség folyamatos fenntartását. F1A, F1B vagy F2 funkcióvesztés még karbantartás vagy kézzel indított tesztelés esetében sem engedhető meg. F1A és F1B funkció esetén az egyszeres meghibásodás téves működést sem okozhat. Igazolni kell, hogy az alkalmazott architektúra megfelel a megbízhatósági követelményeknek.

3a.4.5.4500. Az ABOS 2. és ABOS 3. biztonsági osztályba sorolt irányítástechnikai rendszerek összes komponensének automatikus önellenőrző képességgel kell rendelkezni. Az önellenőrzés során feltárt hiba esetén jelzést kell generálni az operátor számára és - ha szükséges -, az alrendszer kimeneteit a 3a.4.5.3200. pont előírásai szerint, előre meghatározott, a biztonság irányába ható állapotba kell vezérelni.

3a.4.5.4600. Az ABOS 2. és ABOS 3. biztonsági osztályba sorolt irányítástechnikai rendszerek önellenőrzés által nem ellenőrizhető meghibásodásainak feltárására, valamint a biztonsági funkciók működőképességének demonstrálására manuális kezdeményezésű automatizált tesztelési lehetőséget kell biztosítani. A manuálisan kezdeményezhető, automatizált tesztelés végrehajtásához beépített eszközöket kell használni. A tesztelési ciklusidő megfelelőségét biztonsági elemzésalkalmazásával kell igazolni.

3a.4.5.4700. Az ABOS 2. biztonsági osztályba sorolt irányítástechnikai rendszerek esetén, a közös okú hibák lehetőségét minimalizálni kell megfelelő mértékű funkcionális vagy rendszerelem szintű diverzitás alkalmazásával. A diverzitás szükséges mértékét a megkívánt megbízhatósági követelményekből kell levezetni. Elemzéssel kell igazolni, hogy a választott megoldás mellett a közös okú meghibásodások valószínűsége elegendően alacsony.

3a.4.5.4800. Az atomerőmű tervezési alapjával összhangban követelményeket kell meghatározni - adott működési igény esetén - a működéselmaradás valószínűségére, valamint, ABOS 2. biztonsági osztályba sorolt irányítástechnikai rendszerek esetén, a téves működés gyakoriságára vonatkozóan.

3a.4.5.4900. Biztonsági osztályba sorolt irányítástechnikai rendszereket és rendszerelemeket az adott környezetben teljes körűen kell tesztelni, a tesztelési és az elfogadási kritériumok előzetes meghatározásával, az alábbiak szerint:

a) Az ABOS 2. biztonsági osztályba sorolt számítógépes platformon, mikroprocesszoros platformon, egyéb technológiájú programozható elektronikus rendszerelemekkel vagy komplex elektronikus komponensekkel megvalósított programozott rendszerekre és rendszerelemekre a fejlesztés során verifikációs és validációs, valamint az ezekből következő tesztelési terveket kell kidolgozni. A verifikációs, a validációs, és a tesztelési terveket fejlesztés közben, valamint az üzembe helyezés előtt végre kell hajtani.

b) az első üzembe helyezés után még megváltoztatható programú, vagy megváltoztatható logikájú ABOS 2 biztonsági osztályba sorolt rendszerek és rendszerelemek esetében az üzemeltetési életciklus szakaszban szükségessé váló további fejlesztések és módosítások e rendelet szerinti átalakítások megtervezésekor a verifikációs és validációs, és az ezekből következő tesztelési tervek újra kidolgozandók, és az üzembe helyezés előtt végrehajtandók a tervező, a gyártó, valamint a felhasználó vagy üzemeltető részvételével.

c) Az ABOS 3. vagy alacsonyabb biztonsági osztályba sorolt számítógépes platformon, mikroprocesszoros platformon, egyéb technológiájú programozható elektronikus eszközökkel vagy komplex elektronikus komponensekkel megvalósított programozott rendszerekre és rendszerelemekre az első üzembe helyezést megelőzően, és az üzemeltetési életciklus szakaszban szükséges, e rendelet szerinti átalakítások fejlesztésekor validációs és ebből következő tesztelési terveket kell kidolgozni, és az üzemeltetés előtt végrehajtani.

d) A biztonsági funkciókat, és az ezeket megvalósító rendszereket a gyártóműben, vizsgáló, vagy minősítő laboratóriumban és a létesítményre jellemző körülmények között kell tesztelni. A tesztek fedjék le az összekapcsolt hardverekből, a szoftverekből és a rendszer integrálásából adódó szempontokat, valamint a tervezés során figyelembe vett és a létesítményre jellemző kezdeti eseményeket, amelyek kezeléséhez a biztonsági és egyéb funkciókra szükség van.

e) A komplex elektronikus komponensekhez kapcsolódó adatgyűjtő, adatfeldolgozó, valamint fejlesztő, programozó és tesztelő informatikai rendszereket a biztonság szempontjából értelmezhető jelentőségük szerint kell tervezni és minősíteni.

f) A verifikáció és a validáció, valamint a tesztelés dokumentálandó, és a dokumentáció az engedélyezési illetve üzembe helyezési eljárásban az üzemeltető és a hatóságok számára felhasználható kell, hogy legyen.

3a.4.5.5000. Megfelelő tervezési megoldásokkal, továbbá intézkedésekkel kell biztosítani, hogy irányítástechnikai rendszerekhez - mind fizikailag, mind logikailag - csak azok a személyek férjenek hozzá, akiknek az szükséges és megengedett, és csak olyan szinten, olyan lehetőségekkel, amelyek a számukra előírt feladatok elvégzését lehetővé teszik.

3a.4.5.5100. Kereskedelmi termék alkalmazása esetén a terméknek rendelkeznie kell egyedi- és típus-azonosítással és megfelelő, akkreditált vizsgáló szervezettől származó minősítéssel, annak igazolására, hogy a termék a tervezési alapból levezetett követelményeknek megfelel.

3a.4.5.5200. A műszerezettségnek a TA1-4 és a TAK1-2 üzemállapotok körülményei között is információt kell szolgáltatnia a biztonsági funkciók, valamint az üzemállapot kezeléséhez szükséges technológiai rendszerek állapotáról.

3a.4.5.5300. A programozható irányítástechnika tervezésekor a Tervezési Alapfenyegetettség vonatkozó részeit és az atomenergia alkalmazások fizikai védelemről szóló kormányrendelet előírásait is figyelembe kell venni.

3a.4.5.5400. A tervezésben a programozható rendszerek védelmi szempontjait is figyelembe kell venni. Ha a tervezés során a nukleáris biztonsági és a programozható rendszerek védelmi szempontjai konfliktusba kerülnek, a nukleáris biztonsági szempont prioritást élvez.

III. Az informatikai és irányítástechnikai biztonság tervezés követelményei

3a.4.5.5500. Az Előzetes Biztonsági Jelentésben és a Végleges Biztonsági Jelentésben meg kell határozni az atomerőművi blokk irányítástechnikájával összefüggésben a mereven huzalozott - a félvezető alapú áramkörökkel gyártott logikákat beleértve - és a programozott eszközök megkülönböztetésével az informatikai és irányítástechnikai biztonság szempontjából kockázatot jelentő hozzáférések, valamint a funkció, a programok és az adatok módosításának fizikai lehetőségeit. Ezeket a lehetőségeket a megvalósíthatóság, valamint a módosítás eléréséhez szükséges szakértelem szintjének szempontjából sorrendbe kell állítani és ennek megfelelően kell a beavatkozásokat megtervezni.

3a.4.5.5600. A programozható eszközök rendellenességeit detektálni kell. Biztosítani kell, hogy a program és a konstans adatfájlok át nem írható adathordozóról beolvasott, installáláskor képzett megbízható adatok szerint ellenőrizhetőek legyenek. Ahol észszerűen megvalósítható, szükséges a technológiából beolvasott adatok hihetőségének vizsgálata.

3a.4.5.5700. A védelmi és biztonsági rendszerekhez tartozó végrehajtó szerveket működtető, továbbá a nukleáris biztonság szempontjából fontos, az üzemeltető személyzet döntéseit befolyásoló adatokat gyűjtő és megjelenítő funkciókat ellátó rendszereket és eszközöket meg kell védeni a biztonsági funkció megváltoztatását lehetővé tévő külső befolyásolás ellen.

3a.4.5.5800. A fizikai hozzáférés lehetőségeit, az adattovábbító eszközök és adatkábelek elhelyezését a fizikai védelmi zónákkal összhangban kell kialakítani.

3a.4.5.5900. Ki kell dolgozni a szükséges adminisztratív rendszert és az ehhez tartozó belső eljárás és a hozzáférések biztonsági protokolljait:

a) a rendszerekben szükséges karbantartás elvégzésére,

b) a digitális rendszerek szükséges módosítására,

c) a feltárt program- és adathibák kijavítására, és

d) az adathordozók ellenőrzésére, ki- és beszállítására.

3a.4.5.6000. Az irányítástechnikai konfigurációkezelésnek az alábbi területeket is le kell fednie:

a) a rendszer és a rendszerelemek dokumentációját, kereskedelmi termék esetén is,

b) a hardver dokumentációt,

c) a szoftver dokumentáció és kód minden formáját, így többek között a specifikációkat, a tervezési dokumentumokat, a forrás kódokat, a futtatható kódokat, gépi kódokat, könyvtárakat,

d) fejlesztő rendszereket, beleértve a kód generátorokat, fordítóprogramokat, tesztkörnyezeteket és teszteszközöket,

e) a teszt- eseteket és eredményeket,

f) a módosításokat és az azokhoz kapcsolódó elemzéseket, valamint

g) az oktatási anyagokat.

3a.4.6. A konténment és rendszerei

I. A konténment konstrukciós kialakítása és szerkezeti integritása

3a.4.6.0100. A konténment tervezése során meg kell valósítani:

a) a radioaktív kibocsátásokat korlátozó vagy visszatartó fizikai gát funkcióját és a radioaktív anyagok ellenőrzött kibocsátását biztosító funkcióját;

b) a TA1-4 és TAK1-2 üzemállapotokban az ionizáló sugárzástól védő árnyékolás funkcióját; és

c) a külső események elleni védelem funkcióját.

3a.4.6.0200. A konténment radioaktív kibocsátásokat korlátozó vagy visszatartó, illetve ellenőrzött kibocsátási funkciójának megvalósításához:

a) a konténment szivárgását olyan értéken kell korlátozni, amely mellett a TA2-4 üzemállapot esetén a kibocsátások az észszerűen elérhető legalacsonyabb szinten tarthatók, és biztosíthatóak a 3a.2.4.0100-3a.2.4.0500. előírásainak betartása,

b) biztosítani kell a radioaktív aeroszolok és a radiojód koncentrációjának csökkentését a konténment légterében,

c) hermetizáló szerelvények alkalmazásával biztosítani kell a konténment falán keresztülhaladó csővezetékeken a hermetizálást,

d) a konténment fizikai integritásának megőrzése érdekében biztosítani kell a konténment normálüzemi klímájának megfelelőségét, és azt, hogy a konténment normálüzemi szellőzőrendszere alkalmas legyen a terv szerinti konténmenten belüli nyomás biztosítására,

e) biztosítani kell a konténment szivárgásának időszakos felügyeletét,

f) biztosítani kell a hő elvezetését a konténmentből, a szerkezet túlnyomás elleni védelmét és a keletkezett éghető gázok kezelését minden üzemállapotban,

g) biztosítani kell a konténment atmoszférájának tisztítását vagy a konténmentből kibocsátott gáznemű közeg szűrését,

h) a konténmentelemeinek az észszerűen elérhető legalacsonyabb szinten kell tartania a bennfoglalt rendszerekből, rendszerelemekből származó közvetlen sugárzás hatását a konténmenten belül munkát végzőkre és a konténmenten kívül tartózkodókra, és

i) a üzemanyag-olvadéknak a konténment szerkezeti integritására gyakorolt romboló hatását meg kell előzni vagy észszerűen megvalósítható mértékben korlátozni kell.

3a.4.6.0300. A külső események elleni védelmi funkció kialakítása során biztosítani kell, hogy:

a) a konténment épületszerkezete és belső szerkezeti elemei, továbbá a konténment technológiai rendszerei olyan kialakításúak és olyan ellenállóak legyenek a külső veszélyeztető tényezők hatásaival szemben, hogy biztosítsák a B1 fizikai gát funkcióval rendelkező ABOS 1, azaz a primerköri hőhordozót tartalmazó fővízköri rendszerek és rendszerelemek valamint az üzemanyag-sérülés megelőzésére betervezett rendszerek épségét és működőképességét a külső események bekövetkezésekor, a konténment megengedett szivárgási értékének és a szerkezet globális integritásának megtartása mellett, és

b) a TAK1 és TAK2 üzemállapotokban a konténment megengedett szivárgási értékének megtartása mellett őrizze meg a konténment a szerkezeti integritását.

3a.4.6.0400. A konténment funkcióit egy, vagy két különálló konténment szerkezettel egyaránt lehet biztosítani.

3a.4.6.0500. Amennyiben a konténment funkciót két különálló konténment szerkezet biztosítja, akkor a két szerkezet közötti zárt térrészt el kell látni olyan szellőző rendszerrel, amely biztosítja a légkörinél alacsonyabb nyomást, megfelelő szűrőkkel van ellátva a konténmentből esetlegesen szivárgó radioaktív anyagok eltávolítására, egyszeres meghibásodás ellen védett és észszerűen megvalósítható mértékben független az atomerőmű többi szellőzőrendszerétől.

3a.4.6.0600. A konténment tervezésekor figyelembe kell venni a TA2-4 üzemállapotot eredményező folyamatokat és a TAK1-2 üzemállapotot eredményező eseményeket - az adott üzemállapotra meghatározott megfelelőségi kritériumok szerint. A konténment szilárdsági méretezésére a nyomástartó berendezésekre és csővezetékekre vonatkozó általános elveket kell alkalmazni, figyelembe véve a teherviselő szerkezet anyagával és konstrukciójával összefüggő sajátosságokat.

3a.4.6.0700. A konténmentet úgy kell megtervezni, hogy lehetőség legyen

a) a konténment nyomástartó képességének rendszeres ellenőrzésére,

b) a szivárgás ellenőrzésére üzemi nyomáson,

c) nyomáspróba végrehajtására,

d) a konténment állapotának, funkció ellátási képességének ellenőrzésére, valamint

e) a rugalmas tömítéssel és expanziós toldattal rendelkező átvezetések, közlekedőnyílások, zsilipek tömörségének periodikus, lokális tesztelésére.

3a.4.6.0800. Meg kell határozni a konténment ellenőrzésének módját és gyakoriságát.

3a.4.6.0900. A konténmenten megfelelő méretű átvezetésekről kell gondoskodni a belső helyiségek vagy térrészek között, hogy a nyomáskülönbség vagy a konténment közegének nagy áramlási sebessége ne okozzon károsodást a szerkezetben vagy más rendszerelemben.

3a.4.6.0910. A konténment falán áthaladó átvezetések számát az észszerű mértékig minimalizálni kell és minden átvezetésnek meg kell felelnie a konténment hermetikusságára és integritására vonatkozó tervezési követelményeknek. Az átvezetéseket védeni kell a csővezetékek mozgása vagy az üzemzavari terhelések által okozott reakció erőktől, különösen a külső vagy belső eseményektől, vízsugártól, repülő tárgyaktól és csővezeték ostorozó mozgásától.

3a.4.6.1000. Az üzemeltető személyzet konténmentbe való belépését olyan reteszelt zsilipeken keresztül kell megvalósítani, ahol biztosítható, hogy legalább a zsilip egyik ajtaja zárt állapotban van a TA1-4 és TAK1 üzemállapotokban.

3a.4.6.1100. Meg kell határozni a konténment zsilipeknek a TAK1-2 üzemállapotra érvényes funkcionalitási követelményeit.

3a.4.6.1110. A konténmentbe lépő személyzet számára biztonsági előírásokat kell meghatározni. A konténmentbe lépő és az eszközzsilipeket használó személyzet biztonságáról gondoskodni kell.

3.4.6.1120. Az anyagok és berendezések mozgatásához szükséges konténment nyílászárókat úgy kell tervezni, hogy gyorsan és megbízhatóan zárhatóak legyenek a konténment izoláció szükségessé válása esetén.

3a.4.6.1200. A konténment nyomástartó részére vonatkozó tervezési tartaléknak biztosítania kell, hogy az üzemeltetés, karbantartás, vizsgálat, valamint a TA1-4 és TAK1 üzemállapotokban feltételezett igénybevételek hatására a ferrites szerkezetű anyagok nem fognak ridegen viselkedni, és az instabil repedésterjedés valószínűsége minimális lesz.

3a.4.6.1300. A burkolatok és bevonatok anyagát a konténment funkciójának megfelelően kell kiválasztani, alkalmazásukat specifikálni. Alkalmazásuk, kopásuk, meghibásodásuk nem befolyásolhatja a biztonsági funkciók ellátását.

3a.4.6.1400. A konténment szerkezeti épségének elvesztését gyakorlatilag ki kell zárni. Ennek érdekében a konténmentben uralkodó állapotok szabályozására a telephelyen vagy azon kívül tárolt berendezések is alkalmazhatók.

II. A konténment technológiai rendszerei

3a.4.6.1500. A konténmentnek mint rendszernek magába kell foglalnia:

a) a primer kör minden lényeges részét,

b) a nyomások és hőmérsékletek szabályozására képes rendszerek végrehajtó szerveit,

c) a hermetizáló elemeket, továbbá

d) a konténment légterébe kikerülő hasadási termékek, hidrogén, oxigén és egyéb anyagok kezelésére és eltávolítására szolgáló eszközöket.

3a.4.6.1600. A konténment hőelvonó rendszerének biztosítania kell a konténment nyomásának és hőmérsékletének gyors csökkentését egy hűtőközeg-vesztéssel járó eseményt követően, majd azok észszerűen megvalósítható alacsony értéken tartását, egyszeres meghibásodás feltételezésével.

3a.4.6.1700. A konténment hőelvonó rendszerét úgy kell megtervezni, hogy a rendszer integritásának és teljesítőképességének biztosításához szükséges elemek időszakos ellenőrzése megvalósítható legyen.

3a.4.6.1800. TAK1-2 üzemállapotokra műszaki megoldásokat kell alkalmazni a konténment nyomásának és hőmérsékletének ellenőrzésére, szabályozására, valamint az éghető gázok kezelésére, továbbá arra, hogy a konténment légtömörsége ne romoljon lényeges mértékben ilyen eseményeket követő észszerű időtartam alatt.

3a.4.6.1810. A konténment helyiségek közötti átvezető útvonalak keresztmetszetének olyan méretűnek kell lennie, amely biztosítja, hogy a nyomáskülönbség az üzemzavari kiegyenlítődési folyamat során nem okoz elfogadhatatlan károsodást a nyomásálló szerkezetekben vagy az üzemzavari helyzet hatásainak csökkentésében érintett rendszerekben.

3a.4.6.1900. A konténment határoló falán áthaladó, a fővízkör nyomáshatárával vagy a konténment légterével közvetlen kapcsolatban lévő csővezetéket legalább két, megbízhatóan, egymástól függetlenül, segédenergiával működtetett és soros elrendezésű hermetizáló szerelvénnyel kell ellátni, melyek közül az egyik a konténmenten belül, a másikat azon kívül kell elhelyezni.

3a.4.6.1910. A hermetizálási funkció tervezésénél biztosítani kell a következőket:

a) dupla falú konténment alkalmazása esetén figyelembe kell venni annak jellemzőit,

b) a hermetizáló szerelvényeket a konténment falátvezetéséhez a lehető legközelebb kell elhelyezni,

c) figyelembe véve a hermetizálási funkció elmaradásának a következményeit a hermetizáló szerelvények közötti csővezetékszakaszt szivárgásellenőrző rendszerrel kell ellátni,

d) a hermetizáló szerelvények és falátvezetések funkcióképességét ellenőrizni és periodikusan tesztelni kell,

e) a hermetizáló szerelvények működésének kellően gyorsnak kell lenniük ahhoz, hogy hatékonyan el tudják látni a funkciójukat, valamint,

f) a hermetizáló szerelvények specifikációját az atomerőmű tervezési alapjába és a tervezési alap kiterjesztésébe tartozó valamennyi releváns üzemállapot figyelembevételével kell meghatározni.

3a.4.6.1920. Valószínűségi elemzéssel kiegészített determinisztikus elemzéssel megalapozottan tervezhetők a hermetizálási funkció ellátására a 3a.4.6.1900. ponttól eltérő megoldások.

3a.4.6.1925. A segédenergiával működtetett hermetizáló szerelvényeknek gyorsműködésűeknek, automatikusan üzemeltetetteknek és távműködtetéssel ellátottaknak kell lenniük, állapotukról helyzetjelzésnek kell megjelennie a blokk- és tartalékvezénylőben, valamint biztosítani kell, hogy a segédenergia kiesése vagy a működtető közeg elvesztése esetén meghibásodásvédett módon lássák el funkciójukat.

3a.4.6.1940. Ha a 3a.4.6.1900. ponttól eltérő konstrukciójú hermetizáló szerelvény kerül alkalmazásra, biztosítani kell, hogy a szerelvény automatikusan üzemeltetett távműködtetésű, vagy reteszelhető legyen.

3a.4.6.1950. A konténmenten belül elfogadható visszacsapó szelep is, ha a szerelvény állapota folyamatosan ellenőrzött.

3a.4.6.1960. Az olyan csővezeték szakaszokon, amelyek nem kapcsolódnak közvetlenül sem a fővízkör nyomáshatárához, sem a konténment légteréhez, megalapozott esetben elhagyható a konténmenten belüli hermetizáló szerelvény, ha műszaki megoldással a csővezeték-szakasz integritása biztosított.

3a.4.6.1965. Eltérés lehetséges a 3a.4.6.1900. pontban foglaltaktól az impulzusvezetékeknél vagy olyan esetekben, amikor a hermetizálás 3a.4.6.1900. pont szerinti megvalósítása elemzéssel igazolt módon csökkentené annak a biztonsági rendszernek a megbízhatóságát, amelynek csővezetéke áthalad a konténment falán. Ez utóbbi esetben a konténmenten belül elfogadható visszacsapó szelep alkalmazása is a hermetizáló szerelvény alternatívájaként, ha a szerelvény állapota folyamatosan ellenőrzött, vagy a konténmenten belüli szerelvény elhagyása, ha műszaki megoldással a szakasz integritása biztosított. A 3a.4.6.1900. pontba foglalt követelménytől való eltérés esetén az alkalmazott alternatív hermetizáló szerelvények megfelelőségét determinisztikus és valószínűségi biztonsági elemzésekkel igazolni kell.

3a.4.6.1970. A segédenergiával működő hermetizáló szerelvények esetén törekedni kell arra, hogy a segédenergia kiesése vagy működtető közeg elvesztése esetén meghibásodás-védett módon lássák el funkciójukat.

3a.4.6.1975. Azon, a konténment falán áthaladó csővezetékek esetében, melyek sem a fővízkör nyomáshatárával, sem a konténment légterével nincsenek közvetlen kapcsolatban, legalább egy, a konténmenten kívül elhelyezett, segédenergiával működtetett, hermetizáló szerelvényt kell alkalmazni. Megalapozott esetben két, soros elrendezésű, kézi működtetésű, zárt állapotában reteszelt elzáró szerelvény is elfogadható, melyek közül az egyiket a konténmenten belül, a másikat azon kívül kell elhelyezni.

3a.4.6.2000. A konténment hermetizálását lehetővé kell tenni a TAK1-2 üzemállapotok esetére is. Azon leállított üzemállapotokban, ahol a hermetizálás nem végezhető el időben, ott az üzemanyag sérülést nagy biztonsággal meg kell akadályozni. Ha egy esemény a konténment megkerüléséhez vezet, olyan tervezési megoldásokról kell gondoskodni, amelyek gyakorlatilag kizárják a fűtőelem sérülés lehetőségét.

3a.4.6.2100. A konténment szellőzőrendszereit úgy kell megtervezni, hogy

a) a TA1 üzemállapotokban kiszolgálható helyiségekben munkára alkalmas környezetet biztosítsanak az üzemeltető személyzet számára;

b) a konténment helyiségeiben elhelyezkedő rendszerek, rendszerelemek környezetállósági minősítésével összhangban lévő körülményeket tartsanak fenn;

c) korlátozzák az egészségre káros anyagok terjedését, és biztosítsák a levegőben lévő károsanyag-koncentrációnak az egészségügyi határértékek alá történő csökkentését; továbbá

d) biztosítsák a különböző helyiségek megfelelő szellőzését, szükség szerinti leválasztását, szellőzési útvonalak kizárhatóságát, a veszélyforrások kockázatának elfogadható érték alá csökkentése vagy kiküszöbölése érdekében.

3a.4.6.2200. A konténment légterének tisztítását úgy kell megoldani, hogy a hasadási termékek, hidrogén, oxigén és egyéb, a konténment légterébe esetlegesen bekerülő anyagok kezelésére, ellenőrzésére szolgáló rendszerek az egyszeres meghibásodás feltételezésével biztosítsák a hasadási termékek környezetbe kibocsátott mennyiségének és koncentrációjának a csökkentését, valamint - a konténment integritásának biztosításához - a konténment légterében a hidrogén vagy oxigén koncentrációjának szabályozását.

3a.4.6.2300. A konténment légterének tisztító rendszerét úgy kell megtervezni, hogy az lehetővé tegye a fontos elemek megfelelő, időszakos ellenőrzését a rendszer integritásának és teljesítőképességének biztosításához.

3a.4.6.2400. A tűz ellen megfelelő védettséget ki kell alakítani a konténmentben. A tűzgátak elhelyezése azonban nem akadályozhatja a konténment funkcióit és a konténment üzemeltetését.

3a.4.7. Segéd és kiszolgáló rendszerek

I. Biztonsági hűtővízrendszer

3a.4.7.0010. A segéd- és kiszolgáló rendszerek megbízhatóságának meg kell felelnie az ellátandó biztonsági rendszerek által támasztott minden követelménynek és a funkcionális képességüknek tesztelhetőnek kell lennie.

3a.4.7.0100. Biztonsági hűtővízrendszerrel kell biztosítani a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerektől és rendszerelemektől történő hőelvonást, hőmérsékletük terv szerinti szinten tartását normál üzemi és üzemzavari körülmények között. A rendszer tervezésénél egyszeres meghibásodást kell feltételezni.

II. Szellőző és klímarendszerek

3a.4.7.0200. Az atomerőművi szellőző és klímarendszereknek biztosítania kell a radioaktív anyagok létesítményen belüli szétterjedésének vagy külső környezetbejutásának megakadályozását vagy csökkentését, az üzemeltető személyzet vagy a rendszerek, rendszerelemek számára szükséges, a minősített állapot fenntartását szolgáló klímaviszonyokat.

3a.4.7.0300. Nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerelemeket tartalmazó helyiségek esetén meg kell vizsgálni, hogy a szellőző és klímarendszer kiesése milyen hatással van a működésükre. Indokolt esetben a szellőző és légkondicionáló rendszert biztonsági osztályba kell sorolni és megfelelő redundanciával kell kiépíteni.

3a.4.7.0400. A helyiségeket kategóriánként, egymástól független szellőzőrendszerrel kell ellátni. Ez alól kivételt képez a blokk- és tartalékvezénylő, valamint a konténment helyiségei, amelyekre a 3a.4.7.0700. és 3a.4.6.0900. pontok érvényesek.

3a.4.7.0500. A radioaktív anyagok szétterjedését korlátozó szellőző és klímarendszerekkel biztosítani kell, hogy:

a) az adott helyiségben a légcsere mértéke legyen arányos a levegővel mozgó radioaktív anyagok koncentrációjának mértékével,

b) a légáramlatok iránya a kevésbé szennyezett helyekről a szennyezettebb helyek felé irányuljon, valamint

c) a rendszerek száma és elrendezése biztosítsa a jobban és kevésbé szennyezett helyiségek szellőzésének szétválasztását.

3a.4.7.0600. Törekedni kell egyetlen kidobó kémény alkalmazására a légnemű sugárvédelmi kibocsátások integrált mennyiségének ellenőrizhetősége érdekében.

3a.4.7.0700. A szellőző rendszerek tervezése során általános követelményként biztosítani kell:

a) az olyan külső hatások és klimatikus viszonyok figyelembevételét, mint a külső tűz vagy robbanás, extrém szélsebességek, hó vagy másfajta szennyeződések általi eltömődés kockázata, magas páratartalom, vegyi anyagok bejutásának kockázata,

b) a tűzvédelmi és tűzkorlátozó funkció ellátását,

c) hogy a szellőző rendszerek szükség esetén alkalmasak legyenek a tűz miatt keletkező füst eltávolítására, a normál levegőviszonyok helyreállítására, ugyanakkor meg kell akadályozni a tüzek szellőző rendszereken keresztüli tovaterjedését,

d) a szellőző és klímarendszer szívó oldalát el kell látni megfelelő szűrőkkel, annak érdekében, hogy azok a robbanásveszélyes, mérgező és egyéb veszélyes anyagok, illetve szennyeződések, amelyek megjelenésére számítani lehet, ne juthassanak be a biztonsági osztályba sorolt helyiségekbe. A szellőzőrendszert el kell látni megfelelő mérőműszerekkel, amelyek alkalmasak a veszélyes anyagok detektálására,

e) a szellőző és klíma rendszer nyomó oldalát el kell látni olyan szűrőkkel, amelyek alkalmasak a szellőző rendszerbe kerülő radioaktív anyagok eltávolítására, továbbá szükség esetén a kibocsátások korlátozása érdekében lehetőséget kell biztosítani a helyiségből elszívott levegő hűtésére és az áramlás korlátozására,

f) a 3a.5.2.0200. ponttal összhangban, a szellőző és légkondicionáló rendszer geometriai kialakítását és a felhasznált anyagokat úgy kell megválasztani, hogy könnyen lehessen dekontaminálni,

g) a blokk- és tartalékvezénylőt, a műszaki támogató központot, valamint a veszélyhelyzeti irányító központot olyan izoláló és szűrő rendszerrel kell ellátni, amely lehetővé teszi, hogy TA2-4, TAK1-2 üzemállapotok esetén a személyzet egyéni védőfelszerelés nélkül tudjon benne dolgozni, hosszú távon is. A blokk- és tartalékvezénylő, a műszaki támogató központot, valamint a veszélyhelyzeti irányító központ helyiségeit kiszolgáló szellőző és légkondicionáló rendszernek észszerűen megvalósítható mértékben függetlennek és egyszeres meghibásodás ellen védettnek kell lennie.

3a.4.7.0800. A klímarendszerek rendszerelemeit a lehetséges mértékig egységesíteni kell. A tervezésnek a tesztelhetőséget, és amennyiben szükséges, a szivárgásmentességet és a zajszint követelményeket figyelembe kell vennie.

3a.4.7.0900. A szellőzőcsatornák tervezését a rendelkezésre álló szabvány profilok, sugárvédelmi követelmények, földrengésállóság, szerelhetőség, valamint a várható külső és belső nyomásviszonyok figyelembevételével kell elvégezni.

3a.4.7.1000. A ventilátorok tervezésénél az egyedi és párhuzamos üzem rendszerkompatibilis jelleggörbéit, a forgó elemektől való védelmet, a könnyű hozzáférhetőséget és szerelhetőséget, (különösen szíjhajtású ventilátoroknál) és a rezgések továbbterjedésének megelőzését kell figyelembe venni.

3a.4.7.1100. A fűtőberendezések alkalmazása során villamos és vizes berendezés is alkalmazható, a földrengésállóságra méretezendő helyekre villamos berendezést célszerű telepíteni. A hűtési hőcserélőknél hullámos lamellák alkalmazása célszerű úgy, hogy távolságuk korlátozza a lerakódást.

3a.4.7.1200. A csappantyúkat mechanikus helyzetjelzővel kell ellátni és a beszabályozásra szolgálóknál gondoskodni kell a megfelelő pozícióban való rögzítés lehetőségéről.

III. Emelő berendezések

3a.4.7.1300. Az emelő berendezések tervének biztosítani kell a földrengés-állósági, emelési, leesés elleni, tervezési és lepróbálási követelményeket és kritériumokat.

3a.4.7.1400. Az emelő berendezéseknek funkciótól függően rendelkezniük kell kézi mozgatási és távműködtetési lehetőségekkel, amelyekkel feszültség-kimaradás esetén biztosítható a teher biztonságos letétele.

3a.4.7.1500. A biztonsági vagy fizikai gát funkciót érintő emelőgépeket speciális nukleáris tervezési szabvány alkalmazásával kell megtervezni.

IV. Felvonók

3a.4.7.1600. A felvonó berendezések tervének biztosítani kel a földrengés állósági, emelési, leesés elleni, tervezési és lepróbálási követelményeket és kritériumokat.

3a.4.7.1700. A felvonó berendezéseknek funkciótól függően rendelkezniük kell kézi mozgatási lehetőséggel, amellyel feszültség kimaradás esetén biztosítható a felvonó biztonságos leeresztése.

3a.4.7.1800. A biztonsági vagy fizikai gát funkciót érintő felvonókat speciális nukleáris tervezési szabvány alkalmazásával kell megtervezni.

3a.4.8. Rendszerelemekre vonatkozó speciális tervezési követelmények

I. Szerelvények

3a.4.8.0100. A rendszereket úgy kell tervezni, hogy minél kevesebb szerelvényre legyen szükség, figyelembe véve ugyanakkor a biztonság, a funkcionalitás, a megbízhatóság és a rendelkezésre állás szempontjait.

3a.4.8.0200. Minden egyes szerelvényre meg kell határozni azon követelményeket, amelyek teljesülésével biztosítható a szerelvény és hajtásának működőképessége minden tervezési állapotban. A legfontosabb szempontok a biztonsági funkció, az áramló mennyiség, a nyomásesés, a megbízhatósági követelmények, a redundancia követelmények és a kizárási követelmények.

3a.4.8.0400. A szerelvényekkel együtt szállított műszaki információnak a későbbi helyettesíthetőség, illetve átalakítás érdekében az üzemeltetési és karbantartási információkon, valamint rajzokon és diagramokon túl tartalmaznia kell a kiválasztási indokokat, így különösképpen a hidraulikus ellenállás, kavitáció és kétfázisú közeg sajátosságok, hajtás terhelése a közegáramlás és a nyomáskülönbség függvényében, futásidő.

3a.4.8.0500. Tervezési megoldásokkal kell biztosítani a szerelvények szivárgási valószínűségének minimalizálását.

3a.4.8.0600. Azokat a szerelvényház elemeket, amelyek a tömítés szivárgásakor bórsavas közeggel érintkeznek, bórsavkorróziónak ellenálló anyagból kell készíteni.

3a.4.8.0700. A szerelvényeken legyen kívülről látható azok nyitott vagy zárt helyzete.

3a.4.8.0800. Legyen lehetőség a szerelvények biztonsági funkciójának tesztelésére. A tesztelési feltételek a lehetséges mértékig legyenek a tervezési feltételekhez közeliek.

3a.4.8.0900. Az azonos típusba tartozó szerelvények alkatrészei legyenek csereszabatosak.

II. Szerelvény hajtások

3a.4.8.1000. A szerelvény hajtások tervezési követelményeinek biztosítani kell a működést minden tervezett körülmény között, a méretezéshez a legrosszabb körülményeket választva, beleértve a tápfeszültség vagy a meghajtó közeg paramétereinek ingadozásait.

3a.4.8.1100. A hajtásoknak biztosítaniuk kell a szerelvény működtetéséhez szükséges nyomatékot és a biztonsági elemzésben előirányzott zárási és nyitási időt anélkül, hogy kárt okoznának a hajtott szerelvényben.

3a.4.8.1200. A hajtás típusát a funkció figyelembe vételével kell kiválasztani.

3a.4.8.1300. A konténmentben - különösen szabályozó szelepek esetén - előnyben kell részesíteni a motoros hajtásokat. Ha azonban a motoros hajtások nem tudnak megfelelni az előírt teljesítmény-, vagy biztonsági követelményeknek, akkor saját közeg vagy peumatikus hajtások is alkalmazhatók.

3a.4.8.1400. A meghajtott szerelvényeket szükség esetén kézi működtetéssel és láncolási lehetőséggel kell ellátni.

3a.4.8.1500. A pneumatikus hajtások tömítéseit minősíteni kell.

3a.4.8.1600. Meg kell oldani a szerelvények nyomaték- és túlterhelés-védelmét.

3a.4.8.1700. A blokkvezénylőben biztosítani kell az 1. biztonsági osztályba sorolt szerelvényhajtások túlterhelődésének jelzését.

3a.4.8.1800. A túlterhelés-védelem nem akadályozhatja meg a biztonsági funkciók ellátását.

III. Szivattyúk

3a.4.8.1900. A kiszolgáló rendszereket igénylő szivattyúk alkalmazását lehetőség szerinti kerülni kell.

3a.4.8.2000. A szivattyúk karbantartását úgy kell tervezni, hogy két tervezett karbantartási ciklus között kizárható legyen a szivattyúk rendelkezésre állásának normál kopásból származó elvesztése.

3a.4.8.2100. A hidraulikai paraméterek beállításához fojtóelemek helyett szabályzószelepek alkalmazását kell előnyben részesíteni a cserélhetőség érdekében.

3a.4.8.2200. A szivattyúk belső részei legyenek könnyen kiszerelhetők karbantartás céljára vagy maguk a szivattyúk legyenek könnyen cserélhetők.

3a.4.8.2300. Ahol lehetséges, a nagy dózisteljesítménnyel rendelkező helyeken hosszú életű tömítéseket és folyamatos kenést kell alkalmazni.

3a.4.8.2400. A tömítések tegyék lehetővé a szivattyúk zárt nyomóágra történő indítását.

3a.4.8.2500. Megfelelő szívóági állapotok biztosításával a kavitációs kopásokat meg kell előzni. Az előtétszivattyúk alkalmazását kerülni kell, vagy ha mégis szükségesek, akkor biztosítsák a kavitáció elkerüléséhez szükséges szívónyomást és közegáramot, különösen indulási és leállási üzemmódban, továbbá megbízhatóságuk legyen legalább olyan, mint a fő szivattyúé.

3a.4.8.2600. Axiálisan osztott szivattyúházak nem alkalmazhatók nagy közeghőmérsékletű, illetve nagy hőütéssel jellemezhető, továbbá nagynyomású, radioaktív anyagokat szállító rendszerekben.

3a.4.8.2700. Axiálisan osztott szivattyúházak nem alkalmazhatók biztonsági rendszerekben.

3a.4.8.2800. Hermetikus szivattyúk alkalmazására a rendkívül alacsony szivárgás, a megnövelt karbantartási ciklusidő és az ennek köszönhető alacsonyabb karbantartási dózisterhelés alapján törekedni kell.

3a.4.8.2900. A terv biztosítsa a szivattyúk üzem közbeni tesztelhetőségét olyan közegáramokkal, amelyek bizonyítják a normál üzemben történő megbízható működést, és amelyek nem vezetnek a szivattyú romlásához.

3a.4.8.3000. A fő keringtető szivattyúk esetén biztosítani kell a szivattyúk hosszú kifutási idejének elegendőségét az EBJ és VBJ elemzéseiben előirányzottak szerint. Az előirányzott kifutási idő meglétét az üzembe helyezési próbák során igazolni kell.

3a.4.8.3100. A fő keringtető szivattyúk tengely melletti szivárgása legyen korlátozott akkor is, ha a záróvíz betáplálás rövid időre kiesik.

IV. Hőcserélők

3a.4.8.3200. Lehetőség szerint olyan hőcserélő típusokat kell alkalmazni, amelyek mindenkor, minden előkészítés és kondicionálás nélkül üzembe vehetők.

3a.4.8.3300. Csőköteges hőcserélőknél ki kell zárni az üzemi közeg forrását a csőtábla és a hőcserélő csövek behengerlési zónájában.

3a.4.8.3400. A radioaktív közeg a hőcserélő csövekben áramoljon és, ahol lehetséges, nyomása kisebb legyen, mint a köpenytér nyomása.

3a.4.8.3500. A hőcserélő csöveket védeni kell a közegáramlás keltette rezgésektől a legkedvezőtlenebb áramlási és hőmérsékleti viszonyok esetén is.

3a.4.8.3600. A hőcserélőket megfelelő tartalékkal kell méretezni a szükséges csődugózások és eltömődések, valamint a lerakódások figyelembevételével.

3a.4.8.3700. Megfelelő korróziós tartalékot kell figyelembe venni a hőcserélő csövek esetében, azonban a tartalékok nem okozhatnak túlbiztosítást.

3a.4.8.3800. A hőcserélők legyenek teljesen leüríthetők és tisztíthatók.

3a.4.8.3900. Biztosítani kell a hőcserélők csőkötegeinek kiszerelhetőségét és a visszaszerelhetőségét.

V. Szűrők és ioncserélők

3a.4.8.4000. A radioaktív folyadékokat kezelő szűrők esetén a könnyű kezelhetőséget, szerelhetőséget akár távműködtetési módszerek alkalmazásával is biztosítani kell.

3a.4.8.4100. Olyan megoldásokat kell alkalmazni, amelyeknél a szűrőből kivett anyagok nem okoznak komoly sugárterhelést.

3a.4.8.4200. A patronos szűrőknek olyanoknak kell lenniük, hogy a legfeljebb kétévente történő cseréjük könnyen kivitelezhető legyen és a kiemelt patronok normál hulladékkezelési eljárásokkal kezelhetők legyenek.

3a.4.8.4300. A visszamosatásos szűrők tervezésénél figyelembe kell venni a szűrendő folyadékban lévő szemcseméretet/mennyiséget, a gravitációs visszamosatás megoldását és a visszamosatás gyakoriságának elegendően nagy intervallumát.

3a.4.8.4400. Az ioncserélő szűrők esetében biztosítani kell a gyanta hőmérsékletének megőrzését, lazíthatóságát, regenerációját, cserélhetőségét és a tartály megfelelését a közeg és nyomásviszonyokra. A gyanta megfelelő élettartamát biztosítani kell.

3a.4.8.4500. Légszűrők esetében az esetlegesen radioaktívvá váló szűrőket el kell választani az inaktív terektől. A betétek cseréjéhez szükséges helyet biztosítani kell.

VI. Tároló tartályok

3a.4.8.4600. A nyomás nélküli tároló tartályok általános tervezési követelményei az alábbiak:

a) leülepedés elleni intézkedések és megoldások biztosítása,

b) a tartály külső-belső merevítésének olyan kialakítása, amelyek nem akadályozzák a teljes ürülést/légtelenítést és dekontaminálást,

c) a betontartályok megfelelő belső burkolása,

d) a belső burkolatok időtállósága vagy javíthatósága,

e) külső elhelyezésű tárolótartályoknál a fagyállóság biztosítása,

f) a radioaktív folyadékok tárolására szolgáló tartályokra külön dekontaminálási, ürítési, mosatási, mintavételezési és szivárgás-kizárási követelményeket kell megfogalmazni,

g) a tárolótartályok legyenek karbantartás céljából hozzáférhetők, e célból legalább 500 mm helyet kell biztosítani körülöttük, a járható utak magassága legalább 2 m legyen.

VII. Csővezetékek és csővezetéki elemek

3a.4.8.4700. A csővezetékek tervezésénél biztosítani kell a hegesztési varratok ellenőrizhetőségét, a magas- és mélypontok minimalizálását, a légtelenítés, a nyomáspróbák és a tömörségvizsgálatok végrehajthatóságát, valamint a radioaktív anyagokat tartalmazó rendszerek esetén a szigetelés könnyű szerelhetőségét.

3a.4.8.4800. Ahol lehetséges, hajlított csőszakaszokat kell alkalmazni egyenes csövek és könyökök alkalmazása helyett.

3a.4.8.4900. A fojtótárcsákat megfelelő hosszúságú egyenes szakaszokba, kívülről azonosítható módon kell beépíteni.

VIII. Csavaros kötések és menetes rögzítők

3a.4.8.5000. A csavaros kötéseket és menetes rögzítéseket csak ott szabad alkalmazni, ahol a gyakori megbontási igény ezt indokolja.

3a.4.8.5100. A nyomáshatáron, ezen belül elsősorban a veszélyes anyagokat határoló kötések esetén különösen fontos az ellenálló, ellenőrizhető kötések alkalmazása. Kilazulás kockázata esetén a kötésre bontható záró mechanizmust kell alkalmazni.

IX. Dízelgenerátorok

3a.4.8.5200. A dízelgenerátorok kezelésének, indítási, felterhelési, stabil üzemi, és leállítási sajátosságainak olyannak kell lenni, hogy automatikusan, illetve szükség esetén kézi kapcsolási lehetőséggel, megfelelő időben biztosítsák a szükséges fogyasztók lépcsőzetes bekapcsolódását, elviseljék a legnagyobb egyedi terhelés ki- és bekapcsolását minden üzemállapotban, alkalmasak legyenek a megadott korlátokon belül az elvárt paraméterek gyors biztosítására és folyamatos fenntartására és üzemzavari állapotban csak a minimálisan szükséges védelmi funkcióik kapcsolják ki üzemből.

3a.4.8.5300. Minden dízelgenerátort független, külső és belső veszélyektől védett üzemanyag-, kipufogó-, kenő-, hűtővíz-, égési levegő-, indítólevegő-, és elektromos rendszerrel kell ellátni. A dízelgenerátornak és segédrendszereinek tesztelhetőeknek kell lenniük.

3a.4.8.5400. A dízelgenerátorokat tűzoltórendszerrel kell ellátni.

3a.5. SUGÁRVÉDELEM

3a.5.1. Általános követelmények

3a.5.1.0100. A tervezés során alkalmazni kell a sugárvédelem három alapelvét, az indoklás, az optimalizálás és korlátozás elvét.

3a.5.1.0200. A sugárvédelmi tervezés során ki kell jelölni az ellenőrzött és felügyelt zónákat. Az ellenőrzött zónában gondoskodni kell a helyiségek légterének, felületi szennyezettségének és a sugárforrásoknak az ellenőrzéséről. Megfelelő eszközöket kell tervezni, és intézkedéseket kell tenni a radioaktív szennyeződés felügyelt zónában történő szétterjedésének korlátozása érdekében.

3a.5.1.0300. Az atomerőművi blokk minden olyan részén, ahol az üzemeltető személyzet rendeltetésszerűen tartózkodik vagy tartózkodhat, a TA1-4 és TAK1 üzemállapotokban olyan munkakörnyezetet kell biztosítani, amely megfelel annak az elvnek, hogy a személyzet sugárterhelését az észszerűen megvalósítható legalacsonyabb szinten kell tartani.

3a.5.1.0400. Sugárveszélyes környezetben való tevékenység körülményeinek megtervezésénél az egyének sugárterhelését úgy kell korlátozni, hogy a lehetséges sugárterhelés-kombinációk ne okozhassák sem az effektív dózis, sem pedig a szerveket és szöveteket érő egyenértékdózis korlátainak túllépését.

3a.5.1.0500. A védelmi intézkedéseket optimálni kell annak érdekében, hogy az egyéni dózisok nagysága, a sugárzásnak kitett személyek száma és a sugárterhelés valószínűsége észszerűen alacsony szinten maradhasson az egyéni dóziskorlátokon belül, figyelembe véve az atomerőműre vonatkozó dózismegszorításokat.

3a.5.1.0600. Elemezni kell a normál és a potenciális sugárterhelést az atomerőmű teljes területén, figyelembe véve a TA1-4 és TAK1-2 üzemállapotokat, annak érdekében, hogy az atomerőmű területén tartózkodó személyeket és a lakosságot rendszeresen vagy potenciálisan érő sugárterhelés megbecsülhető legyen.

3a.5.1.0700. Minden dózisbecslésnek megfelelően konzervatívnak kell lennie, hogy a belső és külső sugárterhelés-számításokban meglévő bizonytalanságokat figyelembe vegyék. A számításokhoz fel kell használni a rendelkezésre álló mérési adatokat is.

3a.5.1.0800. Be kell mutatni a legnagyobb éves egyéni dózis értékét és az átlagos kollektív dózis értékét.

3a.5.1.0900. A telephelyen nem sugárveszélyes munkakörben foglalkoztatott személyek sugárterhelését a telephely sugárzási jellemzőiből várható dózis maximális értékének becslésével kell meghatározni.

3a.5.1.1000. A telephelyen kívül élő lakosság sugárterhelését olyan számított dózisértékek alapján kell meghatározni, melyek a kritikus csoportra vonatkoznak, és figyelembe veszik a mesterséges forrásokból származó külső és belső sugárterheléseket is, az orvosi eredetű sugárterhelés kivételével.

3a.5.1.1100. A sugáregészségügyi követelmények alapján - a rendelkezésre álló tapasztalatok birtokában - meg kell határozni az üzemeltető személyzet kollektív dózisára vonatkozó tervezési célkitűzést.

3a.5.1.1200. A tervezési folyamat során számításokkal kell megbecsülni, hogy egy adott rendszer üzemeltetése milyen mértékben járul hozzá az üzemeltető személyzet kollektív sugárterheléséhez. A sugárterhelés becslésekor figyelembe kell venni a szomszédos rendszerekből és a levegőben lévő radionuklidokból származó járulékot is.

3a.5.1.1300. Értékelni kell a rendszer tervezett felülvizsgálata, karbantartása és komponenseinek javítása, cseréje során fellépő sugárterheléseket is. Azonosítani kell azokat a rendszereket, amelyek a kitűzött tervezési dózisérték betartása mellett jelentős mértékben hozzájárulnak az üzemeltető személyzet kollektív sugárterheléséhez.

3a.5.1.1400. A rendszereket, rendszerelemeket úgy kell megtervezni, hogy az atomerőmű üzemeltethető legyen nagy dózisteljesítményű területeken való tartózkodás, munkavégzés nélkül is.

3a.5.1.1500. A nagy aktivitású tárgyak kezelésére távműködtetésű eszközöket kell tervezni és létrehozni.

3a.5.1.1600. Az ionizáló sugárzást kibocsátó rendszerelemek - dozimetriai szempontból - megfelelő működését, folyamatos és szakaszos sugárvédelmi ellenőrző mérésekkel kell felügyelni. A sugárvédelmi ellenőrzés terjedelmét, a folyamatos és szakaszos műszeres mérések mennyiségét a normál, illetve potenciális sugárterhelés figyelembevételével kell meghatározni.

3a.5.1.1700. Radioaktív közeget szállító-, tároló rendszerek, rendszerelemek leürítőit és légtelenítőit oly módon kell kialakítani, hogy a radioaktív közeg elkülönített kezelése lehetővé váljék.

3a.5.1.1800. Az atomerőmű üzemeltetéséhez olyan dózisértékelési rendszert kell tervezni, amely

a) a hatósági dózisértékelési rendszer mellett rendszeres időközönként biztosítja a személyzet sugárdózisainak mérését és értékelését,

b) alkalmas a kapott dózisinformációk gyakorisága mellett a dóziskorlátok betartásának igazolására,

c) megfelelő adatokat szolgáltat a sugárvédelem optimalizálásához, továbbá

d) biztosítja a dóziskorlátok túllépésének rövid időn belül történő észlelését.

3a.5.2. Dekontaminálás

3a.5.2.0100. A dekontaminálás lehetőségét minden olyan helyen meg kell teremteni, ahol az üzemeltető személyzet sugárterhelését észszerűen csökkenteni lehet. A radioaktív közegek szivárgásának megakadályozásával, az ürítő-, légtelenítő, valamint túlfolyóvezetékek zárt rendszerű kialakításával minimalizálni kell a dekontaminálás szükségességének mértékét.

3a.5.2.0200. Biztosítani kell, hogy radioaktív közeggel üzemszerűen érintkező vagy radioaktív szennyeződésnek kitett rendszerelem anyaga és konstrukciója, kialakítása tegye lehetővé a dekontaminálást és a dekontamináló oldat teljes eltávolítását.

3a.5.2.0210. A dekontaminálási folyamatot úgy kell megtervezni, hogy az érintett rendszerelemek felületminősége a dekontaminálás után is megfeleljen a követelményeknek.

3a.5.2.0300. Biztosítani kell az ellenőrzött zónáknak, az ezekbe be- és az ezekből kilépő személyeknek, az újrahasználható védőruházat és az innen származó tárgyak ki- és bevitelének ellenőrzését és ha szükséges, a dekontaminálását.

3a.5.2.0400. Fel kell készülni potenciálisan szennyezett szállító konténerek és egyéb csomagolások dekontaminálására.

3a.5.2.0500.Ahol szükséges, tervezni kell a dekontaminálás távműködtetésű eszközökkel történő végrehajtását.

3a.5.2.0600. A dekontaminálás hely- és erőforrásigénye nem csökkentheti a nukleáris biztonság szintjét.

3a.5.2.0700. Új dekontaminálási technológiát, vagy vegyszeres dekontaminálási technológia esetén új vegyszer komponenst csak biztonsági elemzéssel igazolva lehet bevezetni. A biztonsági elemzésnek tartalmaznia kell:

a) a keletkező hulladék kezelésének módját;

b) annak igazolását, hogy a dekontaminálás végrehajtható a létesítmény biztonsági funkcióinak sérülése nélkül;

c) az aktivitás eltávolíthatóságának igazolását, melynek ki kell térni a szennyeződés fizikai, kémiai jellegére;

d) új vegyszeres dekontaminálási technológiát, vagy új vegyszer komponens bevezetése esetén

da) a használatának indokoltságát, valamint

db) a szerkezeti anyagokra vonatkozó korróziós vizsgálat eredményeit és azok értékelését, melyet tesztekkel kell igazolni.

3a.5.2.0800. A dekontaminálási folyamatot legalább az alábbiak szerint optimalizálni kell:

a) másodlagos hulladékok keletkezésének mennyisége;

b) személyi sugárterhelés nagysága és

c) a dekontaminálás hatékonysága.

3a.5.2.0900. Nukleáris létesítmények helyiségeinek és berendezéseinek dekontaminálásánál minimálisan figyelembe kell venni a helyiségek és berendezések közötti szennyeződés-terjedés tervezett irányát és az adott helyiségben alkalmazható vegyszerekre és technológiákra vonatkozó korlátozást.

3a.5.2.1000. Azoknak a berendezéseknek, illetve eszközöknek, amelyek biztonságosan elszállíthatók, ki kell alakítani a dekontaminálás elvégzéséhez egy külön helyiséget, ahol a folyamat végrehajtható anélkül, hogy a nukleáris biztonságot befolyásolná.

3a.5.2.1100. Azoknál a helyiségeknél, ahol előfordulhat szennyezett vizek kijutása, dekontaminálható felületeket kell létrehozni, valamint a szennyeződés terjedését meg kell akadályozni. A helyiségben megfelelő határoló felületeket, illetve a terjedés irányításához szükséges megoldást kell alkalmazni a szennyeződött felületek korlátozásához, a gyors elvezetéshez, valamint a kifolyt folyadék összegyűjtéséhez.

3a.5.2.1200. Megoldási módot kell tervezni potenciálisan szárazra kerülő és szennyezett felületek kezelésére.

3a.5.3. Radiológiai ellenőrző eszközök

3a.5.3.0100. Megfelelő eszközöket kell tervezni a sugárzási helyzet mérésére, melyek a TA1-4 üzemállapotban képesek megfelelő pontossággal mérni, valamint kijelölt helyeken a TAK1 és TAK2 üzemállapotokban is alkalmasak információ szolgáltatására. Mérőeszközöket legalább a következő funkciókra kell tervezni:

a) az atomerőmű kijelölt helyiségei, pontjai dózisteljesítményének mérése,

b) az üzemeltető személyzet által rendszeresen kiszolgált terek műszeres ellenőrzése, ha e terekben egyes tervezési üzemállapotokban az ott-tartózkodás korlátozás alá eshet,

c) a TA3-4 és TAK1-2 üzemállapotok során létrejövő dózisteljesítmény jelzése,

d) a technológiai rendszerekből, a környezetből vett légnemű és folyadékminták izotóp koncentrációjának mérése a TA1-4 és TAK1-2 üzemállapotokban,

e) a környezeti kibocsátások rendszeres műszeres ellenőrzése a TA1-4 és TAK1-2 üzemállapotokban,

f) felületi radioaktív szennyezettség mérése, valamint

g) az üzemeltető személyzet külső és belső sugárterhelésének, valamint felületi szennyezettségének meghatározására.

3a.5.4. Biológiai védelem

3a.5.4.0100. Az atomerőművi blokkon biológiai védelmet kell tervezni minden olyan helyre, ahol számítani lehet a láncreakció következtében fellépő közvetlen ionizáló sugárzásra, valamint radioaktív anyagok felhalmozódására.

3a.5.4.0200. Az árnyékolás anyagának megválasztásakor figyelembe kell venni:

a) a sugárzás jellemzőit,

b) az anyagok árnyékoló tulajdonságait és mechanikai jellemzőit, valamint

c) az elhelyezésnek megfelelő környezeti igénybevételek mellett feltételezhető öregedési folyamatokat.

3a.5.5. Radioaktív kibocsátások

3a.5.5.0100. Az atomerőművi blokkon megfelelő rendszereket kell kialakítani a légnemű és folyékony radioaktív anyagok kezelésére annak érdekében, hogy a radioaktív anyag kibocsátásának mennyisége és koncentrációja az előírt határértékek alatt, az észszerűen elérhető legalacsonyabb szinten maradjon. A kibocsátási pontok számát az észszerűen elérhető legkevesebbre kell tervezni. Biztosítani kell, hogy a kibocsátásokat integráltan lehessen ellenőrizni.

3a.5.5.0110. Azokban a helyiségekben, ahol olyan rendszer, rendszerelem található, ami radioaktív folyadékot tartalmaz, megoldási módot kell tervezni a szervezetten és szervezetlenül kijutó folyadék eltávolítására.

3a.5.5.0200. A kibocsátási helyek pozíciójának és konstrukciójának tervezésekor figyelembe kell venni a környezeti terepi viszonyokat, az időjárási feltételeket, az építmények és kémények távolságát, tekintetbe véve a kibocsátások aerodinamikáját és a közeli építményekben folyó műveletekkel való összeférhetőséget.

3a.5.5.0210. Az engedélyesnek már a létesítmény tervezése során a kibocsátásokkal kapcsolatban fel kell mérnie:

a) a kibocsátások lehetséges aktivitását;

b) a lehetséges kibocsátási útvonalakon várható, legvalószínűbb kibocsátások hatásainak elemzését, beleértve a kibocsátásokból származó környezeti hatásokat és a kritikus lakossági csoportot érő dózisokat.

3a.5.5.0300. Biztosítani kell, hogy a telephely környezetében legyen meteorológiai mérőállomás, amely a tervekben meghatározott terjedelemben és gyakorisággal biztosítja a meteorológiai adatok rendelkezésre állását, minden olyan esetben, amikor azokra szükség van. A meteorológiai információknak minden olyan helyen rendelkezésre kell állni, ahol az a tervek szerinti folyamatokhoz, eljárásokhoz szükséges.

3a.5.5.0400. Biztosítani kell a telephelyen kívüli környezet ellenőrzéséhez a dózisteljesítmény, valamint a radioaktív aeroszolok és a jód izotópok aktivitás-koncentrációjának mérését távmérő és mintagyűjtő hálózattal.

3a.6. A NUKLEÁRIS ÜZEMANYAG ÉS A RADIOAKTÍV HULLADÉK KEZELÉSE, TÁROLÁSA

3a.6.1. Általános követelmények

3a.6.1.0100. Biztosítani kell a nukleáris üzemanyagok és a radioaktív hulladékok atomerőművi telephelyen belül történő megfelelő kezelését, szállítását és tárolását. A tervezés során meg kell határozni a teljesítendő tárolási, szállítási, csomagolási, emelési követelményeket.

3a.6.1.0200. A nukleáris üzemanyagok és a radioaktív hulladékok telephelyen belüli kezelési, tárolási követelményeit, a telephelyen szükséges mértékű tárolókapacitást a kiégett üzemanyag és a radioaktív hulladékok kezelésének és végleges elhelyezésének nemzeti stratégiájával és a radioaktív hulladékok kezelésével kapcsolatos tevékenységeket a kiégett üzemanyag és a radioaktív hulladék kezelésének nemzeti politikájáról szóló országgyűlési határozattal, és a nemzeti programról szóló kormányhatározattal összhangban kell meghatározni.

3a.6.1.0300. A telephelyi tárolás tervezésekor az észszerűen megvalósítható mértékben passzív biztonsági megoldásokat kell alkalmazni.

3a.6.1.0400. A nukleáris üzemanyag és a radioaktív hulladékok tervezett telephelyen belül kezelése, tárolása során a fűtőelemköteg és radioaktív hulladék lehetséges állapotainak megfelelő kezelést biztosító eszközöknek rendelkezésre kell állni.

3a.6.1.0500. Megfelelő eszközöknek, csomagolásnak kell rendelkezésre állnia az olyan kiégett üzemanyag és radioaktív hulladékcsomagok kezelésére, amelyek állapotromlás jeleit mutathatják.

3a.6.1.0600. Nukleáris anyagot vagy más radioaktív anyagot potenciálisan tartalmazó rendszereket úgy kell megtervezni, hogy megelőzzék a szabályozatlan radioaktívanyag-kibocsátást a környezetbe, megakadályozzák a kritikusságot és a túlhevülést, biztosítsák, hogy a radioaktív kibocsátások a kibocsátási korlátok alatt és emellett az észszerűen megvalósítható legalacsonyabb szinten maradnak, valamint hogy elősegítsék a rendkívüli események radiológiai következményeinek csökkentését.

3a.6.2. Nukleáris üzemanyagok kezelése és tárolása

3a.6.2.0100. A friss fűtőelemkötegek számára olyan szállító-, kezelő- és tároló rendszereket, rendszerelemeket kell tervezni és műszaki intézkedéseket kidolgozni, amelyek:

a) megfelelő biztonsági tartalékkal kizárják a kritikusság létrejöttét,

b) megakadályozzák a kezelésből származó, a fűtőelemkötegekben ébredő nagyobb feszültségek kialakulását,

c) elkerülhetővé teszik a fűtőelemkötegek leesésének vagy egyéb módon történő sérülésének, károsodásának lehetőségét,

d) biztosítják a fűtőelemkötegek ellenőrző felülvizsgálatát,

e) lehetőséget biztosítanak a fűtőelemkötegek mechanikai szennyeződésektől való megtisztításra,

f) biztosítják a fűtőelemkötegek azonosíthatóságát minden tárolási helyszínen, valamint

g) logisztikai rendszere kizárja a fűtőelemköteg elvesztésének lehetőségét.

3a.6.2.0150. Meg kell akadályozni folyékony közeg szándékolatlan bejutását a friss üzemanyag tárolóba.

3a.6.2.0200. A besugárzott nukleáris üzemanyag kezelésére, szállítására és tárolására szolgáló rendszerek és rendszerelemek esetében a friss fűtőelemkötegek szállítására, kezelésére és tárolására tervezett rendszerekkel, rendszerelemekkel szemben megfogalmazott követelményeken túl az alábbi követelményeket is teljesíteni kell:

a) minden üzemállapotban biztosítják a maradványhő elvitelét,

b) megakadályozzák nehéz tárgyaknak a fűtőelemkötegekre történő ráesését,

c) biztosítják a besugárzott fűtőelemkötegek vizuális vizsgálatát, és a fűtőelemek hermetikusságának ellenőrzését és minősítését,

d) a feltételezhető vagy kimutatható hibákkal rendelkező fűtőelemek vagy fűtőelemkötegek esetében biztosítják az állapotuknak megfelelő tárolást

e) a pihentető medencéhez kapcsolódó vezetékek integritásának elvesztése miatti hűtőközeg-vesztés lehetőségét műszaki intézkedésekkel ki kell zárni,

f) a besugárzott fűtőelem-kötegek fedetlenné válását a víz alatti tároló rendszer tömörtelensége esetén is meg kell akadályozni és képesnek kell lenni a hőelvonáshoz szükséges vízkészlet pótlására,

g) a pihentető medencét a konténmentben, vagy ha az nem lehetséges, akkor a fűtőelemek sérüléséből adódó lehetséges következmények ellen megfelelő védelmet biztosító környezetben kell elhelyezni,

h) biztosítsák az alkalmazott neutron abszorbensek hatékonyságát,

i) az üzemanyag mozgató és tároló eszközök karbantarthatóságának és leszerelhetőségének biztosítása, valamint

j) tegye lehetővé az üzemanyag kezelő és tároló területek dekontaminálását.

3a.6.2.0300. A pihentető medence alternatív hűtéséhez szükséges külső vízforrás és a megfelelő bórsav-koncentráció beállítására szolgáló eszközöket, technológiákat biztosítani kell.

3a.6.2.0400. A besugárzott fűtőelemkötegek részére szükséges tárolási kapacitás meghatározásánál biztosítani kell, hogy az atomreaktorban lévő fűtőelemkötegek tervezett kezelési eljárásának megfelelően, minden esetben el lehessen végezni a szükséges mennyiségű fűtőelemköteg atomreaktorból történő kirakását.

3a.6.2.0500. A tervezőnek igazolnia kell az alkalmazott nukleáris üzemanyag és a kezelésére tervezett atomerőművi rendszerek, rendszerelemek mechanikai és kémiai kompatibilitását.

3a.6.2.0600. A pihentető medencéhez biztosítani kell:

a) a besugárzott fűtőelemek szükség szerinti vizsgálatát,

b) a tárolóközeg vízkémiai és radiológiai ellenőrzésére szolgáló eszközöket,

c) víztisztító, szivárgásgyűjtő és szivárgás-ellenőrző rendszereket,

3a.6.2.0700. A pihentető medence szintjét és hőmérsékletét szabályozó rendszereket kell biztosítani TA1-4 üzemállapotokban, valamint monitorozó rendszereket kell biztosítani TA1-4 és TAK1-2 üzemállapotokban.

3a.6.3. Radioaktív hulladékok kezelése és tárolása

3a.6.3.0100. Rendszereket, rendszerelemeket és eljárásokat kell tervezni a keletkező radioaktív hulladékok kezelésére és telephelyi tárolására.

3a.6.3.0200. Komplex hulladékkezelési dokumentációt kell kidolgozni a radioaktív anyagok útjának szabályozására és ellenőrzésére.

3a.6.3.0300. A radioaktív hulladékokat kezelő rendszereket és az alkalmazott eljárásokat úgy kell megtervezni, hogy a végtermékként keletkező hulladék megfeleljen a szállítási, átmeneti tárolási követelményeknek, valamint - amennyiben ismert - a végső elhelyezés átvételi követelményeinek.

3a.6.3.0400. A hatékony hulladékkezelés érdekében a keletkező radioaktív hulladékokat osztályozni kell és halmazállapotuk szerint szét kell választani. Az osztályozási szempontok kialakításakor figyelembe kell venni a hulladék minimalizálásának követelményét. A további szempontok között figyelembe kell venni a felezési időt, a fizikai és kémiai tulajdonságot, radionuklid összetételt, aktivitáskoncentrációt, térfogatot.

3a.6.3.0500. Nuklidspecifikus mérésekkel, a nehezen mérhető radionuklidok esetén közvetett elméleti úton, meg kell határozni a radioaktív hulladékok reprezentatív izotóp összetételét és aktivitását. A keletkező radioaktív hulladékokat minősíteni kell.

3a.6.3.0600. A folyékony radioaktív hulladékokat aktivitáskoncentrációjuk szerint kell osztályozni. Feldolgozásuk során fizikai és kémiai tulajdonságaikat figyelembe kell venni. Biztosítani kell, hogy a tárolótartályok, konténerek alkalmas szellőzéssel, nyomásmentesítési lehetőséggel és a szivárgások összegyűjtésére alkalmas berendezéssel rendelkezzenek.

3a.6.3.0700. Az atomerőmű területén a tárolást úgy kell megtervezni, hogy minden radioaktív hulladékcsomag ellenőrizhető, szükség esetén visszanyerhető legyen.

3a.6.3.0800. Megfelelő műszaki megoldással biztosítani kell, hogy a radioaktív közeggel érintkező rendszereket és rendszerelemeket tartalmazó kiszolgáló épületekben, illetve - amennyiben az atomerőmű rendelkezik ilyennel - a másodlagos konténmentben összegyűjtött folyékony halmazállapotú radioaktív hulladékok visszajuttathatók legyenek a konténmentbe TA és TAK üzemállapotokban is, amennyiben azok mennyisége meghaladja a folyékony hulladék feldolgozó rendszer kapacitását.

3a.6.3.0900. Megfelelő tartalékokkal meg kell becsülni, hogy a TA3-4 és TAK1-2 események, valamint azok kezelése és elhárítása során várhatóan milyen típusú és mekkora mennyiségű radioaktív hulladékok keletkezhetnek. Ezek ismeretében meg kell tervezni a hulladékok átmeneti tárolására és kezelésére alkalmas megoldásokat, és ki kell jelölni ezek helyét a telephelyen.

3a.6.3.1000. A tárolókapacitás meghatározásakor figyelembe kell venni, hogy a tárolónak mindig rendelkeznie kell megfelelő tartalékkal, ami a nem várt események esetén is biztosítja a megfelelő kapacitást.

3a.6.3.1100. A radioaktív hulladékok átmeneti tárolásához és végleges elhelyezéséhez használt konténertípusoknak biztosítania kell meghatározott tárolási ideig a radioaktív hulladékok elszigetelését a környezettől.

3a.6.3.1200. A speciális kezelést igénylő radioaktív hulladékok kezelését tervezni kell. Ilyenek lehetnek a nagyobb mennyiségben alfa-sugárzó radionuklidokat tartalmazó hulladékok, továbbá a gyúlékony, robbanékony, korrozív, toxikus, illetve más veszélyes anyagot tartalmazó hulladékok.

3a.6.3/A. Légnemű radioaktív hulladékok kezelése

3a.6.3.1300. A légnemű radioaktív anyagok kezelésére alkalmas rendszereket, rendszerelemeket kell tervezni a vonatkozó korlátok betartása és a kibocsátás minimalizálása érdekében.

3a.6.3.1400. Az illékony radioaktív anyagokat az észszerűen megvalósítható mértékben el kell távolítani a gáz halmazállapotú radioaktív hulladékból.

3a.6.3.1500. Intézkedéseket kell tervezni az éghető vagy robbanásveszélyes elegyek keletkezésének megakadályozására vagy eltávolítására.

3a.6.3/B. Folyékony radioaktív hulladékok

3a.6.3.1600. A folyékony radioaktív hulladék feldolgozó rendszerek tervezésekor figyelembe kell venni a folyadék összetételét és tulajdonságait.

3a.6.3.1700. A különböző típusú hulladékokat megfelelően el kell különíteni és a feldolgozás leghatékonyabb módszerét kell választani az indokoltság elvének betartásával.

3a.6.3.1800. A hulladékkondicionáláshoz alkalmas mátrix anyagot és megfelelő hordót vagy konténert kell tervezni.

3a.6.3.1900. Megfelelő tartálykapacitással kell rendelkezni a radioaktív vizek tárolásához a környezetbe való kijutás minimalizálása érdekében.

3a.6.3/C. Szilárd radioaktív hulladékok

3a.6.3.2000. Megfelelő szilárd hulladékkezelési eljárásokat kell tervezni a hulladék-minimalizálás elvével összhangban.

3a.6.3.2100. Mobil kondicionáló berendezés esetén intézkedéseket kell tervezni a szennyeződés terjedés meggátolására.

3a.7. A TELEPHELYEN BELÜLI NUKLEÁRISBALESET-ELHÁRÍTÁS TERVEZÉSE

I. Általános követelmények

3a.7.1.0100. A nukleárisbaleset-elhárítási eljárásokat a TA3-4 és TAK1-2 üzemállapotok és a nagyon súlyos balesetek elemzései eredményei alapján kell megtervezni, figyelembe véve, hogy az adott telephely összes reaktorában és nukleáris létesítményben egyszerre léphetnek fel a fenti üzemállapotok. Az elemzések terjedelmének elegendő információt kell szolgáltatni a veszélyhelyzet elhárítási tevékenységek meghatározására, beleértve a szükséges telephelyi elhárító személyzet létszámát és összetételét.

3a.7.1.0200. A tervezés során azonosított veszélyforrásokat azok potenciális súlyossága alapján veszélyhelyzeti tervezési kategóriákba kell sorolni. A veszélyforrások között figyelembe kell venni az atomreaktorral nem közvetlenül összefüggő kockázati tényezőket is, különösen a kiégett üzemanyag kezelésével, a pihentető medencékkel, a radioaktív hulladékok kezelésével és a telephelyen alkalmazott radioaktív forrásokkal kapcsolatos baleseti helyzeteket is, valamint a telephelyen kívüli kockázati tényezőket, különösen a telephelyhez közeli nukleáris létesítmények potenciális baleseti és súlyos baleseti helyzeteit. A felkészülés során az elemzések szerinti legsúlyosabb veszélyhelyzet elhárításának képességét kell elérni. Be kell mutatni, hogy a felkészülés minden feltételezett kezdeti esemény és lehetséges veszélyhelyzet esetén biztosítja, hogy a megfelelő intézkedések - osztályozás, értesítés, működésbe lépés és nukleárisbaleset-elhárítási intézkedések - végrehajtása időben megtörténjen.

3a.7.1.0300. Veszélyhelyzeti irányító központot kell kialakítani az elhárítást végző személyzet számára. Biztosítani kell, hogy a veszélyhelyzeti irányító központban legyen elégséges műszerezés és legyenek eszközök a veszélyhelyzet során szükséges beavatkozások irányítására, valamint a nukleárisbaleset-elhárításért felelős szervezeti egységekkel, helyszínekkel és a telephelyen kívüli nukleárisbaleset-elhárításért felelős szervezetekkel történő kommunikációra.

3a.7.1.0400. A veszélyhelyzeti irányító központot olyan redundáns és diverz kommunikációs rendszerrel kell felszerelni, amely alkalmas a telephelyen belüli, és a telephelyen kívüli, a nukleárisbaleset-elhárításért felelős szervezeti egységek és a telephelyen kívüli nukleárisbaleset-elhárításért felelős szervezetek riasztására, valamint a blokk- és tartalékvezénylővel, az atomerőmű egyéb fontos helyszíneivel és az atomerőművön kívüli nukleárisbaleset-elhárítási szervezetekkel történő kommunikációra.

3a.7.1.0500. A veszélyhelyzeti irányító központban tartózkodó személyzetnek a veszélyhelyzetből eredő körülmények elleni védelmét biztosítani kell. Lehetővé kell tenni a veszélyhelyzeti irányító központ funkcióképességének rendszeres ellenőrzését. A veszélyhelyzeti irányító központot úgy kell elhelyezni, hogy megközelíthetősége biztosított legyen a feltételezett veszélyhelyzetekben. A veszélyhelyzeti irányító központ használatának ellehetetlenülése esetére, az atomerőműtől elegendő távolságra tartalék veszélyhelyzeti irányító központot kell létesíteni, amely kielégíti a veszélyhelyzeti irányító központtal szemben támasztott elvárásokat.

3a.7.1.0600. A telephelyen tartózkodó minden személy riasztására alkalmas telephelyi riasztórendszert kell kiépíteni. A veszélyhelyzet intézkedések végrehajtásának érdekében egyszerűen, érthetően és tartós módon megjelölt és megbízhatóan kivilágítható biztonságos menekülési utakat és azok biztonságos használatához szükséges egyéb feltételeket kell biztosítani az atomerőműben. A menekülési útvonalakat úgy kell megtervezni, hogy azok kielégítsék a munkavédelmi, sugárvédelmi, tűzvédelmi és fizikai védelmi követelményeket.

3a.7.1.0700. A nukleárisbaleset-elhárításban részt vevő személyzet számára a polgári védelmi előírásoknak és a nukleárisbaleset-elhárítási tevékenységbe bevont személyek számának megfelelő óvólétesítményeket kell kialakítani.

3a.7.1.0800. A nukleárisbaleset-elhárításhoz szükséges eszközök tervezésekor figyelemmel kell lenni a nagy sugárzású terekben végzett munka, valamint az annak elvégzéséhez elengedhetetlen telephelyi közlekedés szükségességére.

3a.7.1.0900. A veszélyhelyzetek kezeléséhez szükséges rendszereket, rendszerelemeket úgy kell megtervezni, hogy minden üzemállapotban, ide értve a TAK1-2 üzemállapotot, valamint a nagyon súlyos balesetek elemzési eredményei szerinti körülményeket, hosszú távon üzemképesek legyenek és ellássák funkciójukat.

3a.7.1.1000. Amennyiben a baleset-elhárítás részét képezi a mobil eszközök használata, azoknak olyan fixen telepített csatlakozási pontokat kell kialakítani, amelyek fizikai és radiológiai szempontból TAK1-2 üzemállapotban is használhatók.

II. Üzemzavari megközelíthetőség

3a.7.1.1100. Az ellenőrzési és helyreállítási műveleteknek megfelelően biztosítani kell a rendszerek, rendszerelemek üzemzavar utáni megközelíthetőségét. Ehhez egy előzetes tervben kell kijelölni azokat a területeket, amelyeknek a megközelítése szükséges lehet.

3a.7.1.1200. A személyzet által üzemzavar közben használni szükséges útvonalakat meg kell határozni. Az őrzésvédelmi intézkedések nem gátolhatják meg a kezelők szükséges mozgását üzemzavari helyzetben.

3a.7.1.1300. Az ellenőrzési intézkedések legyenek összhangban egyes, biztonság szempontjából fontos terek üzemzavarok közbeni gyors megközelítésének vagy elhagyásának igényével.

4. melléklet az 1/2022. (IV. 29.) OAH rendelethez

Nukleáris Biztonsági Szabályzatok

4. kötet Atomerőművek üzemeltetése

4.1. BEVEZETÉS

4.1.1. A szabályzat célja és hatálya

4.1.1.0100. A jelen szabályzat célja az atomerőművek, azok nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerei és rendszerelemei üzembe helyezésének, üzemeltetésének, állapotfenntartásának, átalakításának és felülvizsgálatának végrehajtására, valamint a nukleárisbaleset-elhárítási tevékenységre, továbbá az e tevékenységeket végzőkre vonatkozó nukleáris biztonsági követelményeknek a meghatározása.

4.1.1.0200. A jelen szabályzat követelményeit alkalmazni kell Magyarország területén működő valamennyi atomerőműre.

4.2. ÜZEMELTETÉSI FELTÉTELEK ÉS KORLÁTOK

4.2.0.0100. Az engedélyesnek olyan üzemviteli dokumentumokat kell kidolgoznia és karbantartania, amelyek betartása biztosítja az üzemeltetési feltételek és korlátok 3. melléklet, új atomerőművek esetében a 3/A. melléklet szerinti teljesülését.

4.2.0.0200. Az egyes rendszerek, rendszerelemek teljes élettartam során való azonosíthatósága érdekében a 3. melléklet 3.2.1.2300., illetve a 3/A. melléklet 3a.2.1.2500. pontja szerinti azonosítót a helyszínen is fel kell tüntetni.

4.2.0.0300. Az üzemeltetési feltételeket és korlátokat naprakész állapotban kell tartani, és felül kell vizsgálni a megszerzett tapasztalatok, a tudomány és technika fejlődésének tükrében, és minden olyan esetben, ha ezt az atomerőművi átalakítások vagy a biztonsági elemzések változása indokolja, és szükség esetén módosítani kell.

4.2.0.0500. Az üzemeltetési feltételeket és korlátokat tartalmazó dokumentum azonnali hozzáférhetőségét a vezénylőtermi személyzet számára biztosítani kell.

4.2.0.0600. A vezénylőtermi személyzetnek magas szinten ismernie kell az üzemeltetési feltételeket és korlátokat, valamint azok műszaki megalapozását. Az irányítási funkciót ellátó üzemeltető személyzetnek tudatában kell lennie azok jelentőségével az atomerőmű nukleáris biztonságát illetően.

4.2.0.0800. Az üzemeltetési feltételeket és korlátokat tartalmazó dokumentumban meg kell határozni az atomerőművi blokk biztonságosabb állapotba hozása érdekében végrehajtandó intézkedéseket, és meg kell határozni az intézkedések végrehajtására megengedett időt arra az esetre, ha az üzemeltetési feltételek és korlátok nem teljesíthetőek.

4.2.0.0900. Az üzemeltetési feltételeket és korlátokat tartalmazó dokumentumban meg kell határozni a szolgálatot teljesítő személyzet szükséges létszámát és feladatait annak figyelembevételével, hogy a TA1-4 üzemállapotok során szükséges intézkedéseket is el tudják végezni.

4.2.0.1000. Ha az üzemeltető személyzet nem tud megbizonyosodni arról, hogy az atomerőművi blokk az üzemeltetési feltételeken és korlátokon belül üzemel, vagy ha az atomerőművi blokk nem várt módon viselkedik, akkor késlekedés nélkül intézkedéseket kell foganatosítani az atomerőmű biztonságos és stabil állapotba hozása érdekében.

4.2.0.1100. Az előre nem tervezett módon leállított atomerőművi blokkot addig nem szabad ismét üzembe helyezni, amíg nem igazolt annak biztonságos végrehajtása.

4.2.0.1200. Az engedélyes annak érdekében, hogy az üzemeltetési feltételeknek és korlátoknak meg tudjon felelni, felügyeleti programot alakít ki és hajt végre. A program eredményeit értékelni kell és meg kell őrizni.

4.2.0.1300. Az üzemeltetési feltételek és korlátok megsértése esetén azonnal javító intézkedéseket kell végrehajtani, hogy az üzemeltetési feltételek és korlátok követelményei ismét teljesüljenek.

4.2.0.1400. Az üzemeltetési feltételek és korlátok megsértését ki kell vizsgálni, és javító intézkedést kell hozni a nem megfelelőség ismételt előfordulásának megelőzése érdekében.

4.2.0.1500. Amennyiben az üzemeltetési feltételektől és korlátoktól való eltérést megszüntetni hivatott intézkedés nem az előírtaknak megfelelő, beleértve azokat az eseteket is, amikor az intézkedések végrehajtását nem sikerül befejezni az Üzemeltetési Feltételeket és Korlátokat tartalmazó dokumentumban meghatározott leállási idő alatt, akkor az atomerőművi blokkot úgy kell kezelni, mintha az nem az üzemeltetési feltételeknek és korlátoknak megfelelően üzemelne.

4.3. ÜZEMBE HELYEZÉS

4.3.1. A tevékenység célja

4.3.1.0300. Az atomerőmű létesítését és műszaki átalakítását követően az érintett rendszereken kötelező művelet az üzembe helyezés, amelynek során meg kell győződni arról, hogy a tervezési célok teljesülnek, és ezáltal az atomerőmű, annak rendszerei és rendszerelemei alkalmasak a biztonságos üzemeltetésre.

4.3.1.0400. Az üzembe helyezés során az előzetes üzemeltetési feltételeket és korlátokat igazolni és az üzembe helyezési mérések, valamint próbák eredményei alapján véglegesíteni kell.

4.3.2. Az üzembe helyezés szervezése, végrehajtása

4.3.2.0100. A 4.3.1. pontban megfogalmazott célok teljesítéséhez az üzembe helyezésért felelős szervezetnek részletes programot kell készítenie vagy készíttetnie a tervező közreműködésével, amely az egyedi próbák megkezdésétől a próbaüzem lefutásáig logikailag összefoglalja a tevékenységeket.

4.3.2.0200. Az üzembe helyező szervezetnek üzembe helyezési rendet kell kidolgoznia, ami szabályozza az üzembe helyezést előkészítő tevékenységektől a próbaüzem zárásáig a részt vevő szervezetek tevékenységét, felelősségét, kapcsolatait.

4.3.2.0300. A nukleáris létesítmény első üzembe helyezése során a leendő, a nukleáris létesítményben végzett átalakításokat követő üzembe helyezések során pedig az aktuális üzemeltető és karbantartó személyzet részvételét biztosítani kell annak érdekében, hogy számukra az üzembe helyezés az üzemeltetésre való felkészülés fontos gyakorlati lépése legyen.

4.3.2.0400. Az üzembe helyezési tevékenységet az üzembe helyező szervezet által készített munkaprogramok alapján kell elvégezni.

4.3.2.0500. Legalább az alábbi tevékenységek munkaprogramjainak kell rendelkezésre állnia az atomerőmű üzembe helyezésének megkezdése előtt:

a) előzetes próbák,

b) hivatalos próbák,

c) biztonsági funkciót ellátó programozható eszközök,

d) a gépésztechnológiai rendszerek üzembe helyezése,

e) a cirkulációs mosatás végzése,

f) a melegjáratás végzése,

g) a fizikai indítás végrehajtása,

h) energetikai indítás, és

i) a próbaüzem lefuttatása.

4.3.2.0600. A rendszerek, rendszerelemek átalakítását követő üzembe helyezés előtt az átalakítás terjedelmétől függően hagyhatók el a 4.3.2.0500. pont e)-i) alpontok szerinti munkaprogramok.

4.3.2.0700. A munkaprogramoknak legalább az alábbiakat kell tartalmazniuk:

a) a végrehajtandó feladat leírását és megkezdésének előfeltételeit, a közben végzett vizsgálatokat, azok eredményének várható értékeit, elfogadási kritériumait, kapcsolatukat a tervezett üzemeltetési paraméterekkel,

b) a visszatartási pontokat,

c) a vizsgálatok eljárásmódjait és sorrendjét,

d) a szervezeti kérdéseket, felelősségeket,

e) a munkát végzők minimális létszámát, szükséges szakképzettségüket,

f) a tűz- és munkavédelmi követelményeket, valamint sugárveszélyes tevékenység esetén a sugárvédelmi követelményeket, melyeket a munka közben be kell tartani, valamint

g) a munkaprogramban előírt és a gyakorlati végrehajtás közben tapasztalt paraméterek közötti nemmegfelelőségek kezelését.

4.3.2.0800. Az üzembe helyezési munkaprogramokban foglaltak végrehajtását, az összegyűjtött információk hitelességét a tevékenységekben részt vevő felelős személyzetnek kell igazolnia.

4.3.2.0900. Az üzembe helyezés során el kell végezni a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek, rendszerelemek "0" állapotát felmérő és tanúsító vizsgálatokat és azok dokumentálását az előírt terjedelemben, annak érdekében, hogy az üzemeltetési időszak során bekövetkező változások azonosíthatóak legyenek.

4.3.2.1000. Az üzembe helyezés során összegyűjtött tapasztalatokat, az atomerőműre vonatkozó pontosított adatokat a Végleges Biztonsági Jelentésbe be kell építeni.

4.3.2.1100. Új atomerőművi blokk üzembe helyezése során a primer kör belső felületeit még az első kritikusság előtt passziválni kell. A passzivitás sikerességét megfelelő anyagminták segítségével igazolni kell.

4.4. AZ ENGEDÉLYES SZERVEZETE

4.4.0.0100. Az engedélyes felső vezetősége biztosítja az atomerőmű biztonságos, az összes vonatkozó jogszabályi és hatósági követelményt kielégítő működését.

4.4.0.0110. Atomerőmű üzembe helyezésében és üzemeltetésében, a biztonsági kérdésekben, az erőforrások biztosításában döntési jogkörrel rendelkező vezetőknek rendelkezniük kell legalább három éves nukleáris szektorban szerzett tapasztalattal és a nukleáris biztonsági követelmények ismeretével.

4.4.0.0200. A szervezet kialakításának legfőbb szempontja az atomerőmű biztonságos üzemeltetése a tervezési alapba tartozó valamennyi üzemállapotban, a biztonságos üzemeltetéshez szükséges funkciók meglétének és megfelelő működtetésének, valamint a veszélyhelyzetek megfelelő elhárítására való alkalmasság biztosítása. A szervezeti felépítés e szempontoknak megfelelő alkalmasságát igazolni és dokumentálni kell a nukleáris létesítmény üzembe helyezésének és minden szervezeti átalakításának megkezdése előtt. A szervezeti felépítés kialakításakor, fejlesztésekor és működtetésekor biztosítani kell az alábbi funkciók szétválasztását:

a) irányítási, tervezési funkciók,

b) az üzemeltetés végrehajtási funkciói,

c) független felülvizsgálati funkciók,

d) az üzemeltetést támogató funkciók.

4.4.0.0300. Az engedélyes a nukleáris létesítmény üzemeltetésébe az alábbi megkötésekkel vonhat be beszállítót:

a) az engedélyesnek mindig rendelkeznie kell elegendő számú és szaktudású saját személyzettel és erőforrással ahhoz, hogy ismerje és értse az atomerőmű engedélyezési alapját, az atomerőmű tényleges felépítését, üzemeltetését és működését az atomerőmű valamennyi üzemállapotában;

b) az engedélyesnek elegendő számú és szakértelmű saját személyzetet és erőforrást kell fenntartania a beszállítókra vonatkozó előírások meghatározásához, a beszállítók által végzett munka irányításához, értékeléséhez és felügyeletéhez;

c) az engedélyesnek a nukleáris biztonsággal kapcsolatos minden területen gondoskodnia kell a szükséges mérnöki és műszaki háttértámogatás rendelkezésre állásáról a nukleáris létesítmény fennállásának teljes időtartama alatt;

d) a beszállítók által nyújtott szolgáltatások nem terjedhetnek ki az üzemeltetés tervezési, irányítási és ellenőrzési funkcióira;

e) az üzemvitel területén azon tevékenységek végrehajtásánál lehet beszállítót alkalmazni, amelyek érdemben nem érintik sem az energiatermelés alapfolyamatát, sem a nukleáris biztonságot; adminisztratív előírásokkal biztosítani kell, hogy a váltóműszakos operatív irányítási séma szerinti hierarchia érvényesüljön a beszállítók bevonása révén alkalmazott személyzetre is;

f) az üzemeltetés felügyeletét az üzemeltetéstől független szervezeti egységnek kell ellátnia; az ellenőrzés tervezését, az eredmények jóváhagyását az engedélyes felügyeletet ellátó szervezeti egységének kell végeznie.

g) az engedélyesnek fel kell mérnie a beszállítók alkalmazásából eredő, a nukleáris biztonság szempontjából releváns kockázatokat és megfelelő folyamatokkal - ha indokolt a beszállító helyettesíthetőségének biztosításával - kell rendelkeznie azok kezelésére; továbbá

h) az engedélyesnek rendelkeznie kell olyan folyamatokkal, amelyek alkalmasak a nukleáris biztonság szempontjából jelentős hatással rendelkező beszállító kiesésének kezelésére.

4.4.0.0400. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek, rendszerelemek ellenőrzését megfelelő hatáskörrel rendelkező szervezeti egységre kell bízni.

4.4.0.0500. A beszállítók munkavállalóinak a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszereken vagy rendszerelemeken folytatott munkavégzését az engedélyes - adott munkavégzés szempontjából - megfelelő szaktudással rendelkező munkavállalójának kell jóváhagynia és ellenőriznie.

4.4.0.0600. Az engedélyes felelős azért, hogy az üzemeltető személyzet számára adottak legyenek a biztonságos munkavégzéséhez szükséges felszerelések és munkafeltételek.

4.4.0.0700. A nukleáris biztonság fenntartása és szükség szerinti növelése érdekében az engedélyes folyamatosan figyelemmel kíséri a biztonsági teljesítményt egy erre alkalmas felülvizsgálati rendszeren keresztül.

4.4.0.0800. Az üzemeltetési folyamatok megfelelő szabályozásával el kell érni, hogy a biztonsággal összefüggő döntéseket elegendő és megbízható információ alapján időben hozzák meg. A döntéshozatal során figyelembe kell venni a kockázati szempontokat. A nukleáris biztonsággal összefüggő döntéseket megfelelő elemzésnek és független biztonsági felülvizsgálatnak kell megelőznie.

4.4.0.0900. A munkavállalók számára a felelősségeket, a jogosultságokat, az alá-, fölérendeltségi viszonyokat és a kommunikációs útvonalakat világosan definiálni és dokumentálni kell.

4.4.0.1000. Az engedélyes szervezeti és működési szabályzatának tartalmaznia kell a munkaköri leírásokkal kapcsolatos előírásokat. Pontosan meg kell határozni a jogokat, kötelességeket, felelősségeket, a szükséges kompetenciákat és függőségi kapcsolatokat az engedélyes szervezetén belül az egyéntől a különböző méretű szervezetekig. A munkaköri leírásokban ki kell térni az adott munkakör betöltéséhez szükséges ismeretek és feltételek meghatározására is.

4.4.0.1100. Ki kell zárni annak a lehetőségét, hogy az atomerőmű blokkjának üzemeltetése során az atomerőművi blokk üzemmódjaiban az üzemviteli feladatokra kijelölt és szükséges képesítéssel rendelkező munkavállalókon kívül más személyek bármiféle változtatást végrehajthassanak.

4.4.1. A munkavállalókra vonatkozó követelmények

4.4.1.0100. A biztonságos üzemeltetéshez szükséges üzemeltető személyzet létszámát és szaktudását szisztematikusan és dokumentumokban rögzített módon kell elemezni.

4.4.1.0200. A biztonságos üzemeltetéshez szükséges és elégséges üzemeltető személyzet létszámát, szaktudását és a biztonságos munkavégzésre való alkalmasságát szabályozott módon igazolni kell és be kell mutatni a Végleges Biztonsági Jelentésben.

4.4.1.0300. Az engedélyes gondoskodik a biztonságos üzemeltetéshez szükséges és elégséges üzemeltető személyzet rendelkezésre állásáról.

4.4.1.0400. Az engedélyesnek hosszú távú munkaerő-gazdálkodási tervvel kell rendelkeznie a nukleáris biztonság szempontjából fontos tevékenységekre.

4.4.1.0500. Figyelembe kell venni az emberi kapcsolatokat, elsősorban a függőségi viszonyokat, az együttműködés és kommunikáció hatását az üzemeltető személyzet összetételének megállapításakor.

4.4.1.0600. Az üzemeltető személyzetnek mindenkor meg kell felelnie létszámmal, iskolai végzettséggel, szakképzettséggel, jártassággal, a nukleáris biztonság iránti elkötelezettséggel, egészségi állapottal, fizikai és pszichológiai alkalmassággal kapcsolatos, az adott feladatra írásban rögzített követelményeknek. A fentieknek biztosítaniuk kell, hogy az üzemeltető személyzet TA2-4 és TAK1-2 üzemállapotok esetén is képes legyen feladatainak ellátására. A követelményeknek való megfelelést dokumentálni kell.

4.4.1.0700. A nukleáris biztonság szempontjából fontos munkakört betöltő munkavállalók fizikai és pszichológiai alkalmasságát orvosi vizsgálaton kell megállapítani. Az orvosi vizsgálatokat időszakonként meg kell ismételni.

4.4.1.0800. A munkavégzésre és a munkavállalókra vonatkozó követelményeknek azonosnak kell lenniük attól függetlenül, hogy a munkát az engedélyes munkavállalója, vagy a beszállító munkavállalója végzi.

4.4.1.0900. Az atomerőműben tevékenykedő munkavállalókat ellenőrizni kell munkaképességük, egészségügyi, fizikai, pszichikai állapotuk, szakképesítésük és szakmai gyakorlatuk megfelelősége szempontjából, ezért erre megfelelő ellenőrzési rendszert és eszközöket kell biztosítani.

4.4.1.0910. Az engedélyes a nukleáris biztonság és a fizikai védelem magas szinten tartása érdekében meghatározott alkohol- és drogpolitikájáról valamennyi munkavállalót tájékoztatni kell és azt valamennyi munkavállaló számára hozzáférhetővé kell tenni.

4.4.1.0920. A 4.4.1.0910. pont szerinti alkohol- és drogpolitika tartalmazza az engedélyes drog-prevenciós stratégiáját, a munkabiztonsági alkalmassági vizsgálat elvégzésének célját, alapelveit, módját és rendszerességét, valamint azon különleges kockázattal járó tevékenységet végző személyek körét, akikkel szemben véletlenszerű munkabiztonsági alkalmassági vizsgálat elrendelése indokolt.

4.4.1.0930. Az atomerőműben tevékenykedő munkavállalók munkabiztonsági alkalmasságát a nukleáris biztonság és fizikai védelem magas szinten tartása érdekében rendszeresen ellenőrizni kell. A munkabiztonsági alkalmasságot munkabiztonsági alkalmassági vizsgálat elvégzésével kell ellenőrizni. Nem alkalmas a munkavégzésre az, akinél szeszesital-, kábítószer-fogyasztást, gyógyszerfüggőséget állapítottak meg (pozitív alkoholteszt vagy pozitív drogszűrés eredmény), illetve az ezekre utaló elvonási (testi és pszichikai) tünetek észlelhetők.

4.4.1.0940. A munkabiztonsági alkalmassági vizsgálatot kizárólag a foglalkozás-egészségügyi szolgálat orvosa végezheti. Az orvos az alkalmassági vizsgálatról az alkalmassági vizsgálat alá vont személyt teljes körűen tájékoztatja, az alkalmassági vizsgálat eredményét tartalmazó dokumentum egy példányát az alkalmassági vizsgálat alá vont személynek át kell adni.

4.4.1.1000. Az engedélyesnek átfogó képzési politikájával összhangban az üzemeltető személyzet szakmai felkészítésének, a felkészültség számonkérésének, a rendszeres szinten tartó képzéseknek és a felkészültség időszakos ellenőrzésének programját írásban kell rögzíteni, és időszakonként felül kell vizsgálni.

4.4.1.1100. A képzési és szinten tartó oktatási programnak, a vezetői magatartásnak, példamutatásnak, támogatásnak és elvárásnak kell biztosítania, hogy az üzemeltető személyzet a szervezet minden szintjén megértse a nukleáris biztonság elsőrendű fontosságát, és helyesen tudja teljesíteni kötelességét a nukleáris létesítmény TA1-4 és TAK1-2 üzemállapotai esetében, az írásban rögzített üzemeltetési és üzemzavar-elhárítási utasításoknak, valamint baleset-kezelési útmutatóknak megfelelően.

4.4.1.1200. A képzési és szinten tartó oktatási programnak mind az elméleti, mind pedig a gyakorlati - különösen a szimulátoron és munkahelyen történő - képzésre ki kell terjednie.

4.4.1.1300. Az alkalmazott szimulátornak biztosítani kell a normál kezelési, az üzemzavar-elhárítási utasítások és a baleset-kezelési útmutatók használatának és az üzemviteli személyzet együttműködésének hatékony gyakorlását.

4.4.1.1400. A szinten tartó képzésnek ki kell terjednie az üzemeltetési tapasztalatokra és az átalakításokra.

4.4.1.1500. A vezénylőtermi beosztásokban állandó vagy ideiglenes jelleggel munkát végző üzemviteli személyzet éves szinten tartó képzésének tartalmaznia kell legalább 5 napos szimulátoros gyakorlatot.

4.4.1.1600. A karbantartó és a műszaki háttér személyzetnek képzést kell kapniuk a tőlük megkövetelt, a nukleáris biztonság szempontjából kritikus tevékenységekre.

4.4.1.1700. A képzési programban kiemelt figyelmet kell fordítani a TA3-4 és a TAK1-2 során foganatosítandó intézkedésekre. A képzési programban szerepelnie kell a következőknek:

a) az üzemi földrengést követően végrehajtandó ellenőrzések, valamint a biztonsági földrengés esetére vonatkozó intézkedési terv oktatása, továbbá az intézkedési terv végrehajtásának időszakos gyakoroltatása, és

b) az üzemzavar-elhárítási utasításokról a baleset-kezelési útmutatókra történő áttérésnek és a súlyos baleseti helyzet kezelésének gyakorlása.

4.4.1.1800. A biztonság szempontjából fontos munkakörökre nézve

a) megfelelő egyedi képzési programokat kell kifejleszteni a képzési igények folyamatos felmérése alapján;

b) a képzési szervezetnek rendelkeznie kell a szükséges forrásokkal, eszközökkel és létesítményekkel;

c) a képzést megfelelő képzettségű oktatóknak kell végezniük, és az oktatók tevékenységét ellenőrizni kell;

d) rendszeresen mérni kell a képzés hatékonyságát; valamint

e) az üzemeltető személyzet alkalmasságát folyamatosan ellenőrizni kell, és az ellenőrzések tapasztalatait figyelembe kell venni a szintentartó képzések összeállításánál.

4.4.1.1900. A képzésben szisztematikus megközelítést kell alkalmazni. A képzési program kialakítása a különböző munkaköröknél a következő fejlesztési fázisokból áll:

a) elemzés: az adott munkakör megfelelő ellátásához szükséges ismereteken alapuló képzési igények meghatározása;

b) tervezés: az ismeretek elsajátításához szükséges képzési célok meghatározása;

c) fejlesztés: a képzési célok eléréséhez szükséges képzési anyagok előállítása;

d) megvalósítás: a képzési anyagok szisztematikus oktatása;

e) értékelés: a korábbi összes fázis adatainak feldolgozása a képzési program fejlesztése, javítása érdekében.

4.4.1.2000. A képzéssel kapcsolatos dokumentációnak tartalmaznia kell a képzési programra és az oktatók teljesítményére vonatkozó adatokat. A képzések hatékonyságát mérni kell, amiről a vezetőséget rendszeresen tájékoztatni kell.

4.4.1.2100. A képzési programnak ki kell terjednie a vezetőségre, az üzemeltető személyzetre, valamint a képzést végző oktatókra, instruktorokra, akiknek ismernie és értenie kell a hatósági követelményeket is, hogy megfelelő intézkedésekkel időben teljesítsék az előírásokat.

4.4.1.2200. A nukleáris biztonság szempontjából fontos munkaköröket betöltők képzéséről, az ismeretek számonkérésének eredményeiről, a munkakörök betöltéséhez szükséges vizsgákról az engedélyesnek személyre szóló nyilvántartást kell létrehoznia és azt naprakész állapotban tartania.

4.4.1.2300. A biztonság szempontjából meghatározó munkaköröket betöltő személyzetnek a munkakör betöltéséhez az 1. melléklet 1.8. pontjában meghatározott érvényes jogosítvánnyal kell rendelkeznie. Az engedélyesnek ki kell dolgoznia e jogosítvány megszerzésének és megújításának eljárását. Dokumentált kritériumokat kell alkalmazni annak megítélésére, hogy az adott munkavállaló szaktudása és alkalmassága alapján a jogosítvány kiadható-e.

4.4.1.2400. Az üzemeltető személyzetnek rendelkeznie kell nukleáris biztonsági, sugárvédelmi, munka- és tűzvédelmi, telephelyi nukleárisbaleset-elhárítási és ipari biztonsági alapismeretekkel.

4.4.1.2500. Biztosítani kell, hogy a képzésre használt eszközök megfelelően tükrözik az érvényes erőművi állapotokat és üzemeltetést.

4.4.1.2600. Az ionizáló sugárzás elleni védelemről és a kapcsolódó engedélyezési, jelentési és ellenőrzési rendszerről szóló OAH rendelet (a továbbiakban: sugárvédelemről szóló OAH rendelet) által előírt képzési követelményeken túlmenően a sugárvédelmi oktatás keretében a nukleáris létesítmény speciális jellemzőit is ismertetni kell.

4.5. AZ ÜZEMVITEL OPERATÍV IRÁNYÍTÓ HELYISÉGEI, AZ ÜZEMVITELT TÁMOGATÓ MŰSZAKI ÉS ADMINISZTRATÍV DOKUMENTUMOK

4.5.1. Általános követelmények

4.5.1.0100. A blokkvezénylőt és a tartalékvezénylőt a mindenkori műszaki fejlettségnek megfelelő, az ergonómiai igényeket is figyelembe vevő szinten kell tartani a nukleáris létesítmény teljes élettartama alatt.

4.5.1.0300. A blokkvezénylői rendszerek, rendszerelemek számára tervezett, folyamatos, szünetmentes villamos betáplálásnak az üzemviteli dokumentációkban meghatározott mértékben működőképesnek kell lennie az atomerőművi blokk minden tervezett üzemállapotában.

4.5.1.0400. A blokkvezénylő megfelelő munkafeltételeit folyamatosan biztosítani kell, valamint intézkedéseket kell tenni a vezénylőterem személyzetének védelme érdekében, hogy a blokkvezénylő TA2-4 üzemállapotok esetén is megközelíthető legyen, és az ott dolgozó személyzet sugárterhelése az elfogadható határértékek alatt maradjon.

4.5.1.0500. A blokkvezénylőben az információt szolgáltató jelzések képi megjelenítésének és hangjelzésének az üzemviteli dokumentációkban meghatározott mértékben folyamatosan működőképesnek kell lenniük.

4.5.1.0600. A tartalékvezénylő funkcióképességét folyamatosan fenn kell tartani, és rendszeresen ellenőrizni kell, valamint biztosítani kell a megközelíthetőségét.

4.5.1.0700. Biztosítani kell, hogy az üzemeltető személyzet minden részletre kiterjedően megismerkedjen az üzemeltetést támogató műszaki dokumentumok tartalmával, beleértve azok mindenkori változtatásait is.

4.5.1.0800. Az üzemeltetést támogató műszaki dokumentumok aktuális verzióit az üzemeltető személyzet számára a vezénylőteremben és az üzemviteli tartózkodó helyiségekben elérhetővé kell tenni.

4.5.1.0900. Az egyes, normál üzemeltetést támogató műszaki dokumentumokban utalni kell azokra az üzemeltetői dokumentumokra, melyek a TA2-4 üzemállapotokat kezelik.

4.5.2. TA2-4 üzemállapotok

4.5.2.0100. A végrehajtási utasításokban és az eljárásrendekben szabályozni kell a paraméterek dokumentálásának rendjét arra az esetre, ha az üzemviteli és környezeti paraméterek eltérnek a megengedett korlátozásoktól. Az eljárásrendekben meg kell határozni az eltérések esetén elvégzendő hatáselemzések, értékelések készítésének, a szükséges javító intézkedések meghatározásának szervezeti és adminisztratív kereteit.

4.5.2.0200. Az üzemeltetés operatív dokumentumaival összefüggő változtatások, az ideiglenes módosítások, a normál üzemvitel kereteit meghaladó műveletek, vizsgálatok, kísérletek, vagy műszaki szükségességből elrendelt ideiglenes üzemviteli utasítások kidolgozásának folyamatát szabályozni kell. E dokumentumok jóváhagyási folyamatába az üzemviteltől független, a nukleáris biztonságért felelős szervezeti egységet is be kell vonni.

4.5.2.0300. A normál üzemvitel kereteit meghaladó műveletek, vizsgálatok, kísérletek, vagy műszaki szükségességből elrendelt ideiglenes módosítások végrehajtását biztosító tevékenységeket csak a szabályozás szerint kidolgozott és jóváhagyott dokumentumok birtokában szabad megkezdeni.

4.5.2.0400. Minden ideiglenes módosítást egyértelműen azonosítani kell az átalakítás helyszínén, minden érintett rendszer, rendszerelem kezelésére szolgáló kezelőszervnél, továbbá a velük kapcsolatos adminisztratív és műszaki háttértevékenységet végző munkahelyen. Az üzemviteli személyzetet pontosan tájékoztatni kell az ideiglenes módosításokról és az atomerőmű üzemére gyakorolt hatásairól.

4.5.2.0500. Az atomerőművi blokk rendszereit, rendszerelemeit az érvényes üzemviteli dokumentációkban, folyamat és végrehajtási utasításokban foglaltaktól - az ideiglenes módosításokat meghatározó utasításokat is ideértve - eltérő állapotba hozni még átmenetileg sem szabad.

4.5.2.0600. Az egyidejűleg fennálló ideiglenes módosítások számát a lehető legkevesebbre kell csökkenteni, és fennállásuk időtartamát korlátozni szükséges. Az ideiglenes módosításként kezelt eltérő állapotot a létrehozását indokoló kényszerítő ok felszámolásával az első, műszakilag lehetséges időpontban meg kell szüntetni, és vissza kell állítani az ideiglenes módosítást megelőző, terv szerinti állapotot, vagy az ideiglenes módosítást ideiglenes vagy végleges átalakításként kell kezelni.

4.5.2.0700. A nukleáris létesítmény biztonsági jelentésében elemzett, és a később felismert lehetséges TA2-4 üzemállapotok kezelésére üzemzavar-elhárítási utasításoknak kell rendelkezésre állniuk. Az üzemzavar-elhárítási utasításoknak tartalmaznia kell az atomerőművi blokk biztonságos állapotának helyreállításához szükséges intézkedéseket.

4.5.2.0800. A kezelési, tesztelési utasításoknak tartalmazniuk kell azokat a teendőket, amelyeket TA2-4 üzemállapotok bekövetkezésekor végre kell hajtani az atomerőművi blokk biztonságos állapotának helyreállításához.

4.5.2.0900. Az üzemzavar-elhárítási utasításokat ki kell dolgozni, és az ebből a célból elvégzett elemzésekkel kell alátámasztani. Az üzemzavar-elhárítási utasításoknak összhangban kell lenniük a többi üzemeltetési utasítással, többek között a védelmi jelzések esetén végrehajtandó utasításokkal és a balesetkezelési útmutatókkal.

4.5.2.1000. Az üzemzavar-elhárítási utasításoknak biztosítaniuk kell, hogy a vezénylőtermi személyzet gyorsan felismerje azokat a helyzeteket, amelyekre az utasítás vonatkozik. Ehhez az utasítások belépési és kilépési feltételeit meg kell határozni, amelyek alapján a vezénylőtermi személyzet képes kiválasztani a megfelelő utasítást, és képes navigálni és átváltani az utasításokról a balesetkezelési útmutatókra.

4.5.2.1100. TA2 üzemállapotot követően az atomerőművi blokkot újraindítani csak az eljárásrendekben és végrehajtási utasításokban leírtaknak, valamint a vonatkozó kezelési utasításoknak megfelelően szabad.

4.5.2.1200. A TA2-4 üzemállapotokra vonatkozó üzemzavar-elhárítási utasításoknak állapotorientált utasításoknak, vagy állapotorientált és eseményorientált utasítások kombinációinak kell lenniük, valamint megfelelően minősített rendszerelemeken és méréseken kell alapulniuk.

4.5.3. TAK1-2 üzemállapotok kezelése

4.5.3.0100. Az üzemzavar-elhárítási utasításoknak és a baleset-kezelési útmutatóknak rendelkezésre kell állnia. Az útmutatókban minden lehetséges kiinduló üzemállapotot le kell fedni.

4.5.3.0110. Több blokkal rendelkező atomerőmű esetében az üzemzavar-elhárítási utasításoknak, a baleset-kezelési útmutatónak és a baleset-elhárítási intézkedési tervnek több reaktor és pihentető medence egyidejű üzemzavarát vagy súlyos baleseti állapotát is figyelembe kell vennie, és a végrehajtásukhoz szükséges erőforrásokat ezek figyelembevételével kell meghatározni beleértve az igénybe venni tervezett külső segítséget. Különös figyelmet kell fordítani a reaktor és a pihentető medence közötti potenciális kölcsönhatásokra az ilyen baleseti helyzetek során.

4.5.3.0200. Üzemzavar-elhárítási utasításokat kell biztosítani a tervezésen túli üzemzavarok kezelésére az üzemanyag-olvadás kezdetének bekövetkezésig terjedően, az elvesztett biztonsági funkciók helyreállítása vagy pótlása és az üzemanyag-olvadás megelőzése érdekében.

4.5.3.0300. Balesetkezelési útmutatókat kell biztosítani a súlyos balesetek következményeinek enyhítése céljából arra az esetre, ha az elvesztett biztonsági funkciók helyreállítását vagy pótlását célzó intézkedések nem voltak sikeresek az üzemanyag-olvadás megelőzésében.

4.5.3.0400. A TAK1 üzemállapotra vonatkozó utasítások csak állapotorientáltak lehetnek.

4.5.3.0410. Az üzemzavar-elhárítási utasításokban és a balesetkezelési útmutatókban rögzíteni kell azokat az intézkedéseket amellyel, több blokkal rendelkező atomerőmű esetén észszerűen megvalósítható mértékben biztosítani lehet, hogy egy blokk támogatni tudjon egy másikat a következmények minimalizálása érdekében.

4.5.3.0420. Az üzemzavar-elhárítási utasításokban és a balesetkezelési útmutatókban figyelembe kell venni az események kapcsán várható környezeti körülményeket, így különösen a környezeti radiológiai állapotokat, illetve a kezelendő helyzetet kiváltó kezdeti esemény vagy veszélyeztető tényező által előidézett állapotot.

4.5.3.0430. A TAK üzemállapotokra vonatkozó üzemzavar-elhárítási utasításoknak és a balesetkezelési útmutatóknak elsősorban megfelelően minősített rendszerelemeken és méréseken kell alapulniuk.

4.5.3.0500. A balesetkezelési útmutatókat szisztematikus módon, atomerőmű-specifikus megközelítést alkalmazva kell kidolgozni. A baleset-kezelési útmutatóknak olyan stratégiákat kell tartalmazniuk, amelyekkel a súlyos balesetek elemzéseiben azonosított eseménysorokat lehet kezelni. Az elemzések az atomerőmű TAK2 üzemállapottal szembeni sérülékenységének azonosítását, az atomerőmű képességeinek értékelését és a balesetkezelési intézkedések kifejlesztését célozzák.

4.5.3.0600. Az üzemzavar-elhárítási utasításokat és a balesetkezelési útmutatókat a lehetőségek szerint olyan formában kell verifikálni és validálni, amilyen formában alkalmazni fogják azokat, annak érdekében, hogy az atomerőmű számára biztosítsák a dokumentumok adminisztratív és műszaki helyességét, valamint kompatibilitásukat a rendelkezésre álló emberi erőforrásokkal, valamint azzal a környezettel, amelyben alkalmazni fogják őket.

4.5.3.0700. Az atomerőmű-specifikus validációhoz és verifikációhoz alkalmazott megközelítést dokumentálni kell. Az emberi tényezők műszaki elvei figyelembevételének hatékonyságát az utasításokban és az útmutatókban a validáció során kell vizsgálni. Az üzemzavar-elhárítási utasítások validációját reprezentatív szimulációra kell alapozni, ahol lehetséges, szimulátor alkalmazásával.

4.5.3.0800. Az üzemzavar-elhárítási utasításokat és a balesetkezelési útmutatókat naprakész állapotban kell tartani.

4.5.3.0810. A személyzetet fel kell készíteni a több blokkot érintő balesetkezelési tevékenység végrehajtására.

4.5.3.0900. A személyzetet rendszeres időközönként képzésben kell részesíteni és gyakorlatoztatni kell abban a szerepkörben, amelyet az üzemzavar-elhárítási utasításokban és baleset-kezelési útmutatókban meghatározottak szerint el kell látnia. Az üzemzavar-elhárítási utasítások alkalmazására teljes léptékű szimulátoros, míg a baleset-kezelési útmutatók által lefedett állapotokra szimulátoros gyakorlatokat kell szervezni.

4.5.3.1000. Az üzemzavar-elhárítási utasításokról a balesetkezelési útmutatókra történő áttérést a súlyos balesetek kezelésre történő felkészülés során gyakoroltatni kell.

4.5.3.1100. Az üzemzavar-elhárítási utasítások és a baleset-kezelési útmutatók által megkövetelt, a szükséges biztonsági funkciók helyreállítása érdekében elengedhetetlen beavatkozásokat, ideértve a mobil és telephelyen kívüli eszközök használatát tervezni és rendszeresen gyakoroltatni kell. Továbbá fel kell készülni a villamosenergia-ellátás, a mérőeszközök és a világítás kiesésére, valamint az egyéni védőfelszerelések használatára.

4.5.3.1300. A baleset-kezelésben operatívan résztvevő személyzet részére műszaki támogatást kell biztosítani. A baleset-kezelési és a baleset-elhárítási tevékenységet össze kell hangolni.

4.6. A RENDSZEREK ÉS RENDSZERELEMEK MŰSZAKI ÁLLAPOTÁNAK FENNTARTÁSA

4.6.0.0100. Az engedélyes az üzemeltetési engedély kiadásának alapjául szolgáló előírásoknak megfelelően igazolja az elvárt biztonsági funkciók ellátásának képességét - ezen belül az elvárt teljesítményparaméterek szerinti teljesítőképességet - az alábbiak közül egy vagy több módszer összehangolt alkalmazásával:

a) biztonsági elemzések,

b) környezetállósági minősítés és annak fenntartása,

c) öregedéskezelési programok működtetése,

d) a karbantartás hatékonyságának monitorozása.

4.6.0.0200. Az engedélyes dönt, hogy a 4.6.0.0100. pontban meghatározott igazolási módszerek közül melyiket alkalmazza, azzal a megkötéssel, hogy

a) a biztonsági funkció teljesítése során barátságtalan környezetben üzemelő villamos és irányítástechnikai rendszerelemek esetén környezetállósági minősítést végez,

b) a fővízköri rendszerelemekre és tartószerkezeteikre, új atomerőművi blokk esetében a pihentető medencére és hűtőköreire, az ott azonosított öregedési helyekre és romlási mechanizmusokra öregedéskezelést valósít meg,

c) az időszakos ellenőrzési program vizsgálatait jóváhagyott program alapján végzi, a 4.6.4.0500. pontban foglaltakat is figyelembe véve.

4.6.1. A karbantartási, próba- és felügyeleti program

A karbantartási, próba- és felügyeleti program tárgya és terjedelme

4.6.1.0100. Az engedélyes dokumentált karbantartási, próba- és felügyeleti programot készít és hajt végre a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerekre és rendszerelemekre azért, hogy a rendszerek és rendszerelemek megbízhatóan üzemeltethetőek legyenek, és tervezett funkciójukat teljesítsék az atomerőművi blokk teljes élettartama alatt.

4.6.1.0200. A karbantartási, próba- és felügyeleti programnak ki kell terjednie:

a) az üzem közbeni és leállás alatti ellenőrzés, az alkatrészek javítása és cseréje, a revízió és általános karbantartás, a csere, a karbantartás utáni beszabályozás és újraminősítés tervezésének, végrehajtásának és elemzésének tevékenységeire, valamint a joghatással járó mérések hitelesítésére is;

b) a rendszerek és rendszerelemek rendszeres ellenőrzésére és próbáira a megbízhatóságuk igazolása, valamint annak meghatározása céljából, hogy alkalmasak-e az atomerőművi blokk folyamatos biztonságos üzemeltetésére, vagy szükség van-e valamilyen javító intézkedésre; valamint

c) a rendszerek és rendszerelemek üzem közbeni hatások miatt bekövetkező öregedésének ellenőrzésére, elemzésére és értékelésére.

4.6.1.0300. A hermetikus tér integritását ellenőrző karbantartási, próba és felügyeleti programnak a következőket kell magában foglalnia:

a) szivárgásvizsgálat;

b) az átvezetések tömítésének és a zárószerelvények, a határ részét képező zsilipek vagy szelepek vizsgálata, a szivárgásmentességük és amennyiben szükséges, az üzemképesség igazolása érdekében; és

c) a szerkezeti integritás ellenőrzése.

A program készítése és felülvizsgálata

4.6.1.0400. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek és rendszerelemek karbantartási, próba- és felügyeleti programját az alábbiak alapján kell meghatározni:

a) biztonsági osztályba sorolás,

b) inherens megbízhatóság,

c) romlásra való érzékenység,

d) üzemeltetési és egyéb tapasztalatok, valamint az öregedéskezelési programok eredményei,

e) valószínűségi biztonsági elemzések, továbbá

f) tervezői, gyártóművi ajánlások és előírások.

4.6.1.0500. A karbantartási, próba- és felügyeleti programban szereplő elfogadási kritériumokat a tervezési előírások és a mértékadó műszaki szabványok figyelembevételével kell meghatározni.

4.6.1.0600. A karbantartási, próba- és felügyeleti programban figyelembe kell venni az üzemeltetési feltételeket és korlátokat.

4.6.1.0700. A felülvizsgálatnak ki kell terjednie az alábbiakra:

a) a rendszerelemeken azonosított öregedési folyamatok,

b) az ellenőrzési eredmények,

c) a rendszerelemek tényleges műszaki állapota, és

d) a tervezési előírások vagy mértékadó műszaki szabványok által előirányzott biztonsági tartalékok megléte.

4.6.1.0800. A karbantartási, próba- és felügyeleti programok végrehajtása során keletkező adatokat gyűjteni, tárolni és elemezni kell.

4.6.1.0900. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek és rendszerelemek karbantartási, próba- és felügyeleti programjának dokumentációit azok teljes élettartama alatt meg kell őrizni.

4.6.1.1000. Az adatokat a kezdődő és ismétlődő hibák jeleinek felderítése céljából vizsgálni kell azért, hogy ennek alapján javító karbantartást lehessen kezdeményezni, a megelőző karbantartási, próba- és felügyeleti programot pedig ennek nyomán megfelelően módosítani lehessen.

4.6.1.1100. A karbantartási, próba- és felügyeleti programot időszakosan felül kell vizsgálni az üzemeltetési tapasztalat figyelembevételével, és minden, a programban javasolt változtatást a rendszerek, rendszerelemek megbízhatóságának, az atomerőművi blokk biztonságának és az alkalmazandó előírásoknak való megfelelés céljainak figyelembevételével kell értékelni.

4.6.1.1200. Értékelni kell az alkalmazott karbantartási, próba- és felügyeleti program potenciális hatását az atomerőművi blokk biztonságára.

4.6.1.1300. A karbantartási, próba- és felügyeleti program kialakításakor optimális egyensúlyt kell találni a program végrehajtása által elérhető megbízhatóság növekedése és a karbantartás miatt bekövetkező üzemképtelenség kockázatnövelő hatása között. Amennyiben az érvényes karbantartási programok által előirányzott karbantartási ütemezésektől eltérő programokat vezetnek be, úgy azok kockázatra gyakorolt hatását elemezni kell.

4.6.1.1400. Az engedélyes a karbantartási, próba- és felügyeleti programot vagy annak egyes részeit beszállítók bevonásával is megvalósíthatja, de az ilyen átruházott feladatért is teljes felelősséggel tartozik. Az engedélyes elvégzi az adminisztratív, műszaki és ellenőrzési tevékenységek felelős koordinálását, különös tekintettel az alábbi célokra:

a) a leállított atomerőművi blokk mellett is üzemben tartandó rendszerek üzemképességének fenntartása,

b) a karbantartási tevékenységek olyan szervezése, amely az észszerűen elérhető legalacsonyabb szintű sugárterhelést eredményezi, továbbá

c) az atomerőmű területén tartózkodó személyek és a környezet lakosságának védelme minden megengedhetetlen sugárterheléstől.

A karbantartási, próba- és felügyeleti program megvalósítása

4.6.1.1500. A karbantartási, próba- és felügyeleti programot úgy kell megszervezni, hogy azok ne jelentsenek indokolatlan kockázatot a munkavállalók számára, és ne csökkentsék jelentősen a rendszerek rendelkezésre állását.

4.6.1.1600. A karbantartási, próba- és felügyeleti program végrehajtására eljárásrendeket kell kidolgozni, amelyeket szükséges rendszeresen felülvizsgálni és validálni.

4.6.1.1700. Átfogó munkatervezési és irányítási rendszert kell kialakítani abból a célból, hogy a karbantartási, a próba- és felügyeleti program engedélyezett módon és az eljárásrendekkel összhangban dokumentáltan és biztonságosan legyen végrehajtva.

4.6.1.1800. A karbantartási munkák tervezésével biztosítani kell azt, hogy a nukleáris létesítmény valamely okból történő leállása során a nukleáris biztonságra kiható műszaki karbantartások és felügyeleti tevékenységek szükség szerint végrehajthatók legyenek.

4.6.1.1900. Az engedélyesnek fel kell készülnie arra, hogy a jóváhagyott karbantartási, próba- és felügyeleti programot akkor is végre tudja hajtani, ha a közreműködésre előirányzott beszállítók a kiadott feladatokat nem tudják ellátni.

4.6.1.2000. A rendszer, rendszerelem üzemből történő kivétele vagy ismételt üzembe helyezése előtt az adott rendszert, rendszerelemet érintő, tervezett technológiai, villamos vagy irányítástechnikai változtatást ellenőrizni kell, és jóvá kell hagyni, amit a végrehajtott változtatás dokumentált igazolása és - ahol lehetséges - funkcionális próba követ.

4.6.1.2100. A rendszereket, rendszerelemeket arra meghatalmazott munkavállalók ellenőrzik, próbázzák és az üzemeltetési utasításoknak megfelelően üzemi állapotba hozzák.

4.6.1.2200. Az általános üzemi rend fenntartása keretében el kell végezni:

a) a hőszigetelések ellenőrzését és helyreállítását,

b) az üzemeltetéshez nem igényelt eszközök eltávolítását, vagy terv szerinti deponálását és megfelelő rögzítését,

c) a földrengésállóságot biztosító eszközök tervszerű állapotba való visszaállítását, valamint

d) a területen lévő, biztonsági problémát okozó idegen anyagok eltávolítását.

4.6.1.2300. Az elfogadási kritériumok nem teljesülése esetén végrehajtandó karbantartási, próba- és felügyeleti intézkedéseket eljárásrendekben és végrehajtási dokumentumokban kell meghatározni.

4.6.1.2400. A karbantartási, próba- és felügyeleti program megfelelőségét, hatékonyságát, céljának teljesülését folyamatosan monitorozni és az eredményeit elemezni kell. Az elemzési eredményeket, a nemzetközi gyakorlatból származó ismereteket a karbantartási, próba- és felügyeleti program rendszeres felülvizsgálatánál figyelembe kell venni.

4.6.1.2500. A rendszerek és rendszerelemek javítását indokolatlan késlekedés nélkül, az üzemeltetési feltételek és a korlátok betartása mellett kell megtervezni és végrehajtani. A prioritásokat elsősorban a meghibásodott rendszerek és rendszerelemek biztonsági fontossága határozza meg.

4.6.1.2600. Bármilyen rendellenes esemény után az engedélyesnek az esemény által érintett rendszerek és rendszerelemek biztonsági funkcióit és funkcionális integritását újra igazolnia kell, a szükséges javító intézkedéseket - beleértve a felügyeletet, próbát, karbantartást - végre kell hajtania.

4.6.1.2700. A vizsgálatokra és próbákra használt mérő és vizsgáló berendezéseknek azok összes elemével és tartozékával együtt hitelesítettnek vagy kalibráltnak kell lennie, amit a használat előtt ellenőrizni kell. Minden berendezést pontosan azonosítani kell a hitelesítési vagy kalibrációs jegyzőkönyvben. Az engedélyesnek a hitelesítésekkel, kalibrálásokkal összefüggő tevékenységét a minőségirányítási rendszerével összhangban rendszeresen ellenőriznie kell.

4.6.1.2800. Biztosítani kell, hogy a teljesítmény üzem alatti karbantartási munkákat megfelelő mélységben tagolt védelem mellett hajtsák végre.

4.6.1.2900. Megfelelő koordinációt kell biztosítani a különböző szakterületen munkát végző karbantartási csoportok, valamint a csoportok és az üzemviteli személyzet között.

4.6.1.3000. Átfogó és szisztematikus megközelítést kell alkalmazni a hibák azonosításához, hogy biztosítva legyen a karbantartási tevékenységek megfelelő irányítása.

4.6.1.3100. Az érvényes karbantartási, tesztelési, felügyeleti és vizsgálati stratégiák jelentős változását eredményező új megközelítések csak a biztonságra való ráhatás megfelelő figyelembevétele - szükség esetén - megfelelő hatályba léptetési folyamat végrehajtása után alkalmazhatóak.

4.6.2. Az öregedés kezelése

4.6.2.0100. Az engedélyes olyan átfogó öregedéskezelési programot készít, amelynek keretében:

a) a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek és rendszerelemek minden potenciális öregedési mechanizmusát azonosítják,

b) meghatározzák a potenciális öregedési folyamatok lehetséges következményeit,

c) meghatározzák és végrehajtják az öregedési mechanizmusok kialakulásának megelőzéséhez, a következmények csökkentéséhez, a romlás előrehaladásának követéséhez szükséges tevékenységeket annak érdekében, hogy a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek és rendszerelemek rendelkezésre állását, megbízhatóságát fenntartsák, biztosítsák a biztonsági funkciók teljesítésének képességét a tervezési alapban meghatározott feltételek között, az atomerőmű teljes üzemideje alatt.

4.6.2.0200. Az átfogó öregedéskezelési programot az atomerőművi blokk teljes üzemideje alatt működtetni kell, és össze kell hangolni az üzemeltetési, a karbantartási, próba- és felügyeleti tevékenységekkel és a rendszerelemek minősítési eljárásaival.

4.6.2.0300. Az átfogó öregedéskezelési program létrehozásakor és működtetésekor az engedélyesnek figyelembe kell vennie a környezeti körülményeket, a folyamatok feltételeit, az üzemi ciklusokat, a karbantartási terveket, a tervezett üzemidőt, a próbák ütemezését és az alkatrészcsere-stratégiát.

4.6.2.0400. Az engedélyes az öregedési hatások értékelésére olyan monitorozási, tesztelési, mintavételezési és ellenőrzési tevékenységet folytat, amely biztosítja az üzem közben nem várt folyamatok vagy romlások időben történő azonosítását és a szükséges megelőző, javító intézkedések megtételét.

4.6.2.0500. Az átfogó öregedéskezelési program hatékony végrehajtásához az engedélyes olyan adatbázist működtet, amely alkalmas a program hatálya alá tartozó rendszerekkel, rendszerelemekkel kapcsolatos információk gyűjtésére, tárolására, elemzésére, és támogatja a szükséges tevékenységek meghatározását, optimalizálását és végrehajtásának koordinálását.

4.6.2.0600. Az átfogó öregedéskezelési programot évente kell felülvizsgálni és aktualizálni.

4.6.2.0700. Az atomerőművi blokk jogszabályban előírt időszakos biztonsági felülvizsgálata során az engedélyes megvizsgálja és igazolja, hogy az öregedési, elhasználódási mechanizmusokat figyelembe vették és feltárták az öregedés okozta előzetesen nem várt problémákat.

4.6.3. Rendszerelemek minősített állapotának fenntartása

4.6.3.0100. A nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerelemeknél a 3. melléklet 3.3.2.2400-3.3.2.3300. pontja szerinti kezdeti minősített állapotot az üzemeltetés során fenn kell tartani.

4.6.3.0200. A minősített állapot fenntartását a tervezéskor vagy az üzemeltetési tapasztalatok alapján kiválasztott tevékenységek alkalmazásával kell elérni. A minősített állapot fenntartása érdekében monitorozó eljárásokat tartalmazó programot kell kidolgozni és megvalósítani a rendszerelemek minősített állapotának követésére.

4.6.3.0300. A minősített állapot fenntartására irányuló program végrehajtása esetén a rendszerelemeket úgy kell tekinteni, mint amelyek elvárt funkciójukat teljesíteni tudják minősített élettartamuk alatt a tervekben meghatározott körülmények között.

4.6.3.0400. Azon rendszerelemek esetén, amelyeknek minősítése nem teljes, elemezni kell, hogy milyen körülmények között, milyen funkciójuk ellátása válhat kérdésessé. Az ilyen funkciók elmaradása miatt beálló következmények súlyossága alapján kell a minősítés teljessé tételére vonatkozó intézkedések prioritását meghatározni.

4.6.3.0500. A rendszerelemek tervezett és a környezetállósági minősítési eljárás során meghatározott, várható maradék élettartamát az üzemeltetési tapasztalatok, a biztonsági mutatók és trendek elemzése alapján össze kell vetni, és ezt az időszakos vizsgálatok, cserék, és rekonstrukciók tervezésénél figyelembe kell venni.

4.6.3.0600. A rendszerelemek környezetállósági minősítésére olyan eljárásnak kell rendelkezésre állni, amely abban az esetben is megalapozza a rendszerelemek maradék élettartamának értékeit, ha azokat a létesítés idején érvényes követelmények szerint másként, vagy egyáltalán nem minősítették.

4.6.3.0700. A minősítés érvényét veszti, ha bármilyen ok következtében degradálódott környezeti körülmények miatt a kezdeti minősítés során figyelembe vett paraméterhatárok sérülnek, vagy ha a minősítés során figyelembe nem vett, vagy akkor csak lassúnak feltételezett, de az új körülmények között gyorsabb degradáció lép fel.

4.6.3.0800. Azokat a rendszerelemeket, amelyek egy esemény során már működtek olyan barátságtalan környezetben, amelyben rájuk nézve szignifikáns öregítő tényező voltjelen, ki kell cserélni.

4.6.3.0900. Műszakilag észszerűen cserélhető egy rendszerelem, ha a csere szereléssel megvalósítható. Az ilyen villamos és irányítástechnikai rendszerelemet minősítettre kell cserélni, ha

a) számára a minősítés nem adható meg,

b) a minősítése érvényét veszti, vagy

c) a minősítéskor meghatározott, az egymás után, megfelelő sorrendben elvégzett tesztek eredményeként meghatározott minősített élettartamát kimerítette.

4.6.4. Az időszakos vizsgálatok végrehajtása

Az időszakos ellenőrzési program tárgya és terjedelme

4.6.4.0100. Az engedélyesnek dokumentált időszakos ellenőrzési programot kell készítenie és végrehajtania a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerekre és rendszerelemekre, továbbá a hatósági felügyelet alá tartozó nyomástartó berendezésekre és csővezetékekre, azért, hogy a rendszerek és rendszerelemek integritását igazolja, valamint a biztonságos állapotuk fenntartásához szükséges intézkedéseket megalapozza az atomerőművi blokk teljes élettartama alatt.

4.6.4.0200. Az időszakos ellenőrzési programnak ki kell terjednie a nyomástartó berendezések és csővezetékek biztonsági fontosságával arányosan az üzem közbeni és leállás alatti roncsolásmentes vizsgálattal végrehajtott ellenőrzésekre, azok követelményeire, a cserék, javítások utáni ismételt vizsgálatok végrehajtására és az eredmények értékelésére is.

4.6.4.0300. Az időszakos ellenőrzési programnak tartalmaznia kell a nukleáris biztonság szempontjából fontos rendszerek és rendszerelemek, továbbá a hatósági felügyelet alá tartozó nyomástartó berendezések és csővezetékek időszakos ellenőrzését, vizsgálatát annak meghatározása céljából, hogy alkalmasak-e az atomerőművi blokk folyamatos biztonságos üzemeltetésére vagy szükség van-e valamilyen javítóintézkedésre.

A program készítése és felülvizsgálata

4.6.4.0400. Az időszakos ellenőrzési programot a karbantartási, próba- és felügyeleti program kidolgozásával megegyező módon kell készíteni és felülvizsgálni.

4.6.4.0500. Az atomerőművek időszakos roncsolásmentes vizsgálatainak terjedelmét, időbeli ütemezését, kritériumait és a végrehajtásuk módszerét az engedélyes határozza meg és azt a nukleáris biztonsági hatóság a 19. § (4) bekezdése szerint jóváhagyja. Az időszakos roncsolásmentes vizsgálatok ciklusidejét konzervatív feltételezésekkel úgy kell megállapítani, hogy az tegye lehetővé még a legjobban igénybe vett rendszerelemek esetén is a károsodás észlelését a meghibásodást megelőzően.[137]

4.6.4.0600. Az időszakos ellenőrzési programban előírt vizsgálatokat az adott terjedelemben a ciklusidőn belül legalább egyszer végre kell hajtani. Az engedélyes évente elkészíti és benyújtja a nukleáris biztonsági hatóságnak az adott évben elvégzendő vizsgálatok programját.

4.6.4.0700. Az időszakos ellenőrzési program végrehajtásakor keletkező anyagvizsgálati jegyzőkönyveket, adatokat gyűjteni, tárolni és értékelni kell.

4.6.4.0800. Az engedélyes az időszakos ellenőrzési programot, vagy annak egyes részeit más szervezeti egység, vagy beszállító bevonásával is megvalósíthatja, de az ilyen átruházott feladatért is teljes felelősséggel tartozik. Az engedélyes elvégzi az adminisztratív, műszaki és ellenőrzési tevékenységek felelős koordinálását.

A program megvalósítása

4.6.4.0900. Az időszakos ellenőrzési program végrehajtására eljárásrendeket kell kidolgozni, melyeket rendszeresen felül kell vizsgálni.

4.6.4.1000. Az időszakos ellenőrzési program végrehajtásakor a rendszereket, rendszerelemeket arra meghatalmazott munkavállalóknak kell vizsgálniuk, ellenőrizniük, próbázniuk.

4.6.4.1100. Bármilyen rendellenes esemény után az engedélyes az esemény által érintett rendszerek és rendszerelemek funkcionális integritását újra igazolja, a szükséges javító intézkedéseket - beleértve a vizsgálatot, próbát - végrehajtja.

4.6.4.1200. Amennyiben olyan, az atomreaktor leállását kiváltó esemény történt, ami a szivárgásmentességre hatással lehetett, akkor az üzembevétel előtt az atomreaktor hőhordozórendszer nyomástartó határát tömörségvizsgálattal kell ellenőrizni.

4.6.4.1300. Az időszakos roncsolásmentes vizsgálatok hatékony elvégzéséhez el kell végezni a rendszerek és rendszerelemek üzembe helyezés előtti állapotának rögzítését, és a későbbiekben biztosítani kell az időszakos vizsgálati eredmények ezekkel történő összevethetőségét.

4.6.4.1400. A rendszerek és rendszerelemek időszakos anyagvizsgálati eljárásait minősíteni kell, amelyekkel igazolható, hogy a vizsgáló rendszer - a vizsgáló berendezés, a vizsgálattechnológia és a vizsgáló személyzet - képes a követelményeknek való megfelelésre valós vizsgálati körülmények között.

4.6.4.1500. Amennyiben egy vizsgálat során az elfogadási kritériumot meghaladó méretű hibát találnak, akkor az azonos funkciójú és kialakítású rendszerelemeken további vizsgálatokkal kell feltárni az esetleg előforduló hibákat. A további vizsgálatok terjedelmét a hiba természetének és biztonsági következményeinek figyelembevételével kell meghatározni.

4.6.4.1600. A nukleáris létesítmény hatósági felügyelet alá tartozó nyomástartó berendezéseit és csővezetékeit időszakos vizsgálatnak kell alávetni jóváhagyott programok szerint. A nyomástartó berendezések és csővezetékek üzembevételének és üzemben tarthatóságának előfeltétele, hogy rendelkezzenek érvényes és sikeres időszakos vizsgálattal. A nyomástartó berendezés és csővezeték nem vehető üzembe, és nem üzemeltethető, ha javítását, átalakítását és soron kívüli vizsgálatát tervtől eltérően végezték el.

4.6.4.1700. Az atomreaktor hőhordozórendszer nyomástartó határát a nukleáris üzemanyag átrakást követő visszaindulás előtt tömörségi, az időszakos vizsgálati ciklus végén szilárdsági nyomáspróbának kell alávetni.

4.6.4.1800. A nyomástartó berendezések és csővezetékek üzemben tarthatóságához szükséges időszakos vizsgálatokat:

a) az engedély hatálya lejártának évében az atomreaktor főjavítást követő első kritikus állapotba hozatalának kezdetéig kell elvégezni, amennyiben a vizsgálat csak az atomerőművi blokk leállása alatt végezhető el,

b) az engedély hatályának lejárata szerinti év végéig kell elvégezni, amennyiben a vizsgálat az atomerőművi blokk főjavításán kívüli időszakban is elvégezhető.

4.6.4.1900. Nyomástartó berendezés és csővezeték sikertelen időszakos vizsgálat esetén csak akkor vehető üzembe, ha a sikertel