Wymagania techniczne i jakościowe dotyczące komponentów metalicznych elektrowni jądrowych (Technical and Quality Requirements for Metallic Components of Nuclear Power PlantsTechnical and Quality Requirements for Metallic Components of Nuclear Power Plants)

Omówiono wymagania „jądrowych” przepisów technicznych ASME i AFCEN dotyczących metalicznych urządzeń, komponentów i systemów w części ciśnieniowej i budowlanej elektrowni jądrowych, a także wymagania norm ISO 19443 oraz NQA-1 dotyczących systemów zapewnienia jakości w przemyśle jądrowym.

Słowa kluczowe: elektrownia jądrowa, komponent metaliczny, przepisy, ASME, AFCEN, wymagania, jakość

Abstract: The article discusses the requirements of the ASME and AFCEN nuclear codes for metallic equipment, components and systems in the pressure and civil structures areas of nuclear power plants as well as the requirements of the ISO 19443 and NQA-1 standards for quality assurance systems in the nuclear industry.

Keywords: nuclear power plant, metallic component, code, ASME, AFCEN, requirements, quality

1. Wprowadzenie

Elektrownia jądrowa jest szczególnym i bardzo skomplikowanym obiektem przemysłowym. W odróżnieniu od elektrowni konwencjonalnej, podczas pracy elektrowni jądrowej występuje dodatkowe zagrożenie w postaci promieniowania generowanego przez paliwo jądrowe, które jest wykorzystywane do inicjacji reakcji jądrowej. Fakt ten powoduje, że zasady projektowania, wytwarzania, kontroli, odbioru oraz eksploatacji nie tylko urządzeń ciśnieniowych i mechanicznych oraz komponentów i konstrukcji metalicznych, ale także stalowych i stalowo-betonowych struktur obudowy bezpieczeństwa reaktora są przedmiotem całego szeregu specjalnych przepisów „jądrowych”.

W związku z brakiem własnej technologii jądrowej, jak również działającej elektrowni jądrowej zbudowanej w oparciu o jakąkolwiek stosowaną na świecie komercyjną technologię jądrową, Polska na chwilę obecną nie posiada własnych przepisów dotyczących projektowania, wytwarzania i eksploatacji jądrowych urządzeń, komponentów i systemów. W kraju są jednak stosowane rozporządzenia, w tym rozporządzenie Ministra Rozwoju z dnia 20 maja 2016 r. w sprawie warunków technicznych dozoru technicznego dla urządzeń technicznych lub urządzeń podlegających dozorowi technicznemu w elektrowni jądrowej [1], w którym w § 4.1 wskazuje się, że „do urządzeń EJ należących do odpowiedniej klasy bezpieczeństwa stosuje się wymagania techniczne określone w dokumentach odniesienia mających zastosowanie do tych urządzeń, o ile przepisy rozporządzenia nie stanowią inaczej”. Z kolei wg § 4.2 „do urządzeń EJ, dla których nie określono klasy bezpieczeństwa, stosuje się wymagania zawarte w normach technicznych właściwych dla danych urządzeń oraz w innych specyfikacjach technicznych dotyczących wymagań projektowych, o ile przepisy niniejszego rozporządzenia nie stanowią inaczej”. Skutkuje to tym, że podczas budowy w Polsce pierwszej i kolejnych elektrowni jądrowych będą stosowane uznane techniczne przepisy „jądrowe”, które dostawca technologii stosował podczas procesu jej projektowania i licencjonowania, ale także przepisy i normy krajowe, unijne i międzynarodowe tam, gdzie przepisy „jądrowe” nie będą miały zastosowania.

Zwarzywszy na to, że na pomorzu rozpoczęto już przygotowania do budowy elektrowni jądrowej z reaktorem AP1000 amerykańskiej firmy Westinghouse, a potencjalnymi dostawcami kolejnych technologii jądrowych mogą być firmy z Korei Południowej, Japonii, Kanady i Francji, wymagania techniczne i jakościowe będą bazowały na przepisach „jądrowych” tych krajów. W USA, ale także w Korei Południowej, Japonii i Kanadzie podstawą do projektowania, wytwarzania i eksploatacji urządzeń ciśnieniowych i mechanicznych oraz konstrukcji stalowych instalacji jądrowych są odpowiednie sekcje i normy amerykańskich przepisów ASME (American Society of Mechanical Engineers) wraz z normami z nimi związanymi, m.in. typu ASTM, AWS, ACI, ASNT. W przypadku technologii francuskiej natomiast tymi przepisami są odpowiednie sekcje przepisów AFCEN (Association Française pour les règles de Conception, de construction et de surveillance en exploitation des matériels des Chaudières Electro Nucléaires, co tłumaczy się na język angielski jako: French Association for the rules governing the Design, Construction and Operating Supervision of the Equipment Items for Electro Nuclear Boilers), które odwołują się głównie do norm europejskich typu EN oraz międzynarodowych typu EN ISO.

2. Zakres stosowania przepisów „jądrowych”

Poszczególne komponenty, urządzenia i systemy elektrowni jądrowej mają różne przeznaczenie, pracują w odmiennych warunkach środowiskowych i eksploatacyjnych oraz są w różnym stopniu odpowiedzialne za bezpieczeństwo jądrowe. Są zatem takie, które mają bezpośrednią styczność z źródłem promieniowania lub medium chłodzącym w obiegu reaktora (obiegu pierwotnym), ale jest także cały szereg komponentów i systemów, które nie mają wpływu na bezpieczeństwo jądrowe lub wpływ ten jest znikomy, np. wiele urządzeń ciśnieniowych i mechanicznych wyspy turbinowej (konwencjonalnej). W związku z powyższym w strukturze elektrowni jądrowej rozróżnia się dwie główne grupy konstrukcji, układów (systemów) i komponentów (structures, systems and components (SSC):

• związane z bezpieczeństwem jądrowym (safety-related),
• nie związane z tym bezpieczeństwem (non safety-related)

lub

• istotne dla bezpieczeństwa jądrowego (Important to Nuclear Safety – ITNS),
• nie istotne dla bezpieczeństwa jądrowego (Non-Important to Nuclear Safety – Non-ITNS).

Powyższy podział komponentów i układów elektrowni jądrowej na safety-related oraz non-safety-related jest stosowany głównie w przepisach, dokumentach i klasyfikacjach amerykańskich, w tym w przepisach USA NRC (Nuclear Regulatory Commission) [2]. Z kolei według zaleceń IAEA (International Atomic Energy Agency) [3] oraz w dokumentach międzynarodowych, europejskich (m.in. francuskich) i krajowych stosuje się podział komponentów i układów na ITNS i non-ITNS. W obydwu przypadkach chodzi o to samo: o określenie komponentów i układów elektrowni jądrowej, które mogą mieć wpływ na bezpieczeństwo jądrowe, jednak wyraz „Important to Nuclear Safety” obejmuje nieco szerszą grupę komponentów i układów elektrowni jądrowej niż wyraz „safety-related”.

W dokumencie IAEA TECDOC-1787 [4] stwierdza się, że mimo zaleceń i wskazówek IAEA, klasyfikacja bezpieczeństwa SSC jest ustanawiana przez organ regulacyjny poszczególnych krajów. W przypadku Polski takim organem jest Państwowa Agencja Atomistyki (PAA). Przyporządkowania poszczególnych układów, struktur i komponentów (SSC) do odpowiedniej klasy bezpieczeństwa jądrowego (Safety Class) lub grupy jakościowej (Quality Group) oraz wskazania klasy wykonania komponentów (Code Class) wg ASME Section III [5] lub AFCEN RCC-M [6] dokonuje z kolei wyłącznie dostawca technologii jądrowej (wnioskodawca) na podstawie wskazówek regulatora krajowego, a następnie przedkłada dokument do zatwierdzenia podczas procesu licencyjnego. A zatem zarówno ww. przepisy ASME, jak i RCC-M ustalają tylko wymagania techniczne w zakresie projektowania, wykonania i kontroli urządzeń ciśnieniowych i systemów dla poszczególnych klas wykonania.

Poniżej przedstawiono przede wszystkim wymagania przepisów technicznych i jakościowych dotyczących urządzeń i systemów elektrowni jądrowych sklasyfikowanych jako istotne dla bezpieczeństwa jądrowego, gdyż w przypadku pozostałych urządzeń i systemów stosuje się przepisy i normy powszechnie znane i szeroko stosowane w wielu gałęziach przemysłu, w tym w branży budowy maszyn, przemyśle chemicznym, budownictwie i transporcie.

3. Rodzaj komponentów metalicznych oraz ich lokalizacja w elektrowni jądrowej

Każda elektrownia jądrowa, zarówno z reaktorem typu PWR (Pressurized Water Reactor), jak i BWR (Boiling Water Reactor), składa się z wyspy jądrowej i wyspy turbinowej (rys. 1 oraz 2). Wyspę jądrową tworzy budynek reaktora, wokół którego są rozmieszczone budynki pomocnicze. Podstawowych zadaniem budynku reaktora, nazywanym także obudowa bezpieczeństwa reaktora (containment), jest ochrona personelu obsługującego i otoczenia przed promieniowaniem. Z kolei sam reaktor i inne ważne urządzenia ciśnieniowe (np. wytwornica pary, stabilizator ciśnienia, pompy, główne rurociągi, zbiorniki z wodą do chłodzenia itd.) muszą być chronione przed uszkodzeniem i przedostaniem się na zewnątrz substancji promieniotwórczych. Ww. wymagania powodują, że zarówno obudowa bezpieczeństwa, jak i inne istotne z punktu widzenia bezpieczeństwa budynki elektrowni jądrowej są projektowane i obliczane w taki sposób, aby mogły wytrzymać wstrząsy sejsmiczne, ataki terrorystyczne (np. upadek samolotu), uderzenia tsunami oraz oddziaływanie wielu innych czynników (np. tornado, huragan, śnieżyca itd.).

Poprawne zaprojektowanie i wykonanie urządzeń ciśnieniowych i układów, jak również stalowych lub kompozytowych budowlanych konstrukcji elektrowni jądrowych odbywa się w oparciu o wymagania odpowiednich przepisów i norm, gdyż wysoka jakość wykonania decyduje o bezpiecznej eksploatacji elektrowni jądrowej, która obecnie jest planowana na okres co najmniej 60 lat z możliwością przedłużenia nawet do 100 lat, co będzie oczywiście zależało od bieżącego stanu technicznego podstawowych komponentów i układów procesowych oraz elementów konstrukcyjnych elektrowni.

Rys. 1. Schemat elektrowni z reaktorem PWR [7]

Rys. 2. Schemat elektrowni z reaktorem BWR [8]

Do podstawowych komponentów ciśnieniowych i mechanicznych, oraz konstrukcji metalicznych elektrowni jądrowych można zaliczyć:

• komponenty obiegu pierwotnego: reaktor, wytwornice pary, stabilizator ciśnienia, główne pompy oraz główne rurociągi;
• komponenty obiegu wtórnego: turbina, skraplacze, wymienniki ciepła, pompy, zawory oraz rurociągi;
• stalowa lub stalowo-betonowa obudowa bezpieczeństwa budynku reaktora;
• stalowa konstrukcja budynku turbinowego;
• zbiorniki ciśnieniowe w różnego rodzaju układach procesowych lub pomocniczych w budynku reaktorowym i turbinowym;
• zewnętrzne i wewnętrzne zbiorniki magazynowe;
• stalowa obudowa wewnętrznych zbiorników wodnych oraz basenów przechowania wypalonego paliwa;
• rurociągi i wsporniki;
• zawory i pompy;
• komponenty i przewody HVAC;
• konstrukcyjne i wsporcze struktury stalowe, w tym wykonane z zastosowaniem prętów zbrojeniowych i kołków.

4. Stalowe konstrukcje budowlane

Rodzaj, wymiary oraz ilość stalowych komponentów, modułów i konstrukcji, jak również gatunki materiałów podstawowych do ich wytwarzania zależą od projektu i dostawcy technologii jądrowej, co wiąże się również z zastosowaniem różnych przepisów i norm do projektowania, wykonania i kontroli tych komponentów i konstrukcji w zależności od tego, czy należą one do grupy komponentów istotnych dla bezpieczeństwa jądrowego lub nie.

Konstrukcje stalowe w części budowlanej elektrowni jądrowej nie są, jak to często bywa w konwencjonalnym budownictwie, tylko stalową lub żelbetową konstrukcją budowlaną obejmującą fundamenty, ściany, dach, podłogi, schody i innego rodzaju elementy. Jak już wspominano, budynek reaktora w chwili obecnej zawsze ma podwójna obudowę bezpieczeństwa. W zależności o projektu elektrowni jądrowej może to być konstrukcja stalowa + panelowa (blachy stalowe z warstwą wzmacniającą z betonu pomiędzy nimi) lub konstrukcja stalowo-żelbetowa + żelbetowa. Obudowa wewnętrzna jest bardzo duża (np. w przypadku reaktora AP1000 obudowa ta ma średnicę 39,6 m i wysokość 65,6 m, a grubość ścianki ze stali SA738 Grade B waha się w zakresie od ok. 41 mm do ok. 48 mm), więc z jednej stromy mogłoby się wydawać, że jest to konstrukcja budowlana, ale ze względu na istotność dla bezpieczeństwa jądrowego, przepisy wymagają, aby była szczelna, co kwalifikują ją do urządzeń ciśnieniowych. A zatem obudowa stalowa lub stalowo-żelbetowa są komponentami ciśnieniowymi wg przepisów „jądrowych”.

Specyfika stalowych konstrukcji budowlanych elektrowni jądrowych powoduje, że podczas ich wykonywania mają zastosowanie zarówno przepisy i normy budowlane, jak i przepisy dotyczące urządzeń i wyrobów ciśnieniowych. W Stanach Zjednoczonych są to zatem przepisy ASME B&PVC, Section III, Division 1 – Subsection NE [9] (obudowa stalowa) lub ASME B&PVC, Section III, Division 2 [10] (obudowa żelbetowa z szczelnym płaszczem stalowym), jak również normy American Concrete Institute ACI 349 [11] i American Institute of Steel Construction ANSI/AISC N690 [12]. W przypadku budowy elektrowni jądrowej według francuskiej technologii wszystkie wymagania dotyczące konstrukcji budowlanych opisano w przepisach AFCEN RCC-CW [13]. Należy ponadto nadmienić, że takie kraje jak Japonia [14], Korea Południowa [15] oraz Kanada [16] również posiadają własne przepisy dotyczące konstrukcji budowlanych obiektów jądrowych, które jednak są bardzo podobne lub w dużej mierze bazują na przepisach amerykańskich.

4.1 Wymagania przepisów AFCEN RCC-CW

Wymagania dotyczące projektowania i wykonania żelbetowych i stalowych konstrukcji budowlanych są opisane w przepisach AFCEN RCC-CW [13], które w marcu 2015 roku zastąpiły dotychczas stosowane przepisy AFCEN ETC-C. W przepisach RCC-CW są opisane wymagania w zakresie projektowania, wytwarzania i badania wszystkich elementów budowlanych reaktora. Struktura przepisów RCC-CW jest następująca:

• Part G General
• Part D Design
• Part C Construction
• Part M Maintenance and Monitoring

Wymagania dotyczące prac ziemnych, budowlanych oraz wytwarzania poszczególnych elementów betonowych, żelbetowych i metalowych budynku reaktora jądrowego są zawarte w odpowiednich rozdziałach Części C „Budowa” (Part C Construction):

• CGEOT     Earthworks and Soil Treatment
  • CCONC    Concrete
  • CFNSH     Surface Finish and Formwork
  • CREIN     Reinforcement for Reinforced Concrete
  • CPTSS      Post Tensioning System
  • CPREF     Prefabricated Concrete Elements and Reinforcement Cages
  • CCLIN     Leaktight Metal Parts on Containments
  • CPLIN      Pools and Tanks
  • CSTLW    Structural Steelwork
  • CANCH    Metal Elements Embedded into the Concrete
  • CBURP    Reinforced Concrete Pipelines
  • CJOIN       Joint Sealing
  • CTOLR     Survey Networks, Tolerances and Monitoring Systems

Jak wynika z powyższego zestawienia, wymagania w zakresie projektowania opisano w części D, natomiast w części C przedstawiono wymagania dotyczące wytwarzania. W Part C Construction ujęto wymagania dotyczące następujących elementów stalowych:

• wyrobów do zbrojenia betonu (CREIN);
• systemu sprężania (CPTSS);
• prefabrykowania kratownic (CPREF);
• szczelnych części stalowych obudowy bezpieczeństwa (CCLIN);
• basenów i zbiorników (CPLIN);
• konstrukcji stalowych (CSTLW);
• elementów metalowych osadzanych w betonie (CANCH);
• rurociągów żelbetowych (CBURP).

4.2 Wymagania przepisów ASME Section III

W przypadku projektów elektrowni jądrowych bazujących na przepisach amerykańskich, normy lub przepisy odniesienia zależą od rodzaju obudowy bezpieczeństwa. W przypadku, gdy wewnętrzna obudowa będzie zaprojektowano jako płaszcz stalowy (np. jak w przypadku AP1000 firmy Westinghouse) wymagania do jej projektowania wytwarzania, kontroli i odbiorów będą zawarte w przepisach ASME Section III, Division 1 – Subsection NE [9]. Z kolei panelowy zewnętrzny płaszcz bezpieczeństwa tego reaktora, konstrukcja wsporcza wewnętrznego płaszcza stalowego obudowy oraz stalowe moduły konstrukcyjne są wykonywane w oparciu o wymagania normy ANSI/AISC N690 [12], a konstrukcje żelbetowe wykonuje się w oparciu o wymagania amerykańskiej normy ACI 349 [11].

Jeśli obudowa bezpieczeństwa będzie konstrukcją żelbetową z szczelnym płaszczem stalowym (liner) o grubości ok. 6 mm, to wówczas wiodącym przepisem odniesienia będzie ASME Section III, Division 2 [10], ale także ASME Section III, Division 1 – Subsection NE [9] oraz norma ANSI/AISC N690 [12].

5. Urządzenia ciśnieniowe i rurociągi

5.1 Ogólna charakterystyka

Zbiorniki ciśnieniowe, zawory, pompy i rurociągi są nieodzownym elementem nie tylko elektrowni konwencjonalnych pracujących na paliwie stałym, ciekłym lub gazowym, lecz także wykorzystujących paliwo jądrowe. Niezależnie od rodzaju elektrowni, w każdej z nich określona grupa komponentów pełni podstawowe zadania technologiczne, ale jednocześnie praca elektrowni nie byłaby możliwa bez całego szeregu bardziej lub mniej istotnych komponentów, systemów i instalacji pomocniczych, których niezawodne działanie jest nie mniej ważne, niż komponentów podstawowych. Urządzenia ciśnieniowe w zależności od przeznaczenia pracują w różnych warunkach środowiskowych oraz są wypełnione różnymi substancjami roboczymi, jak również powinny spełniać różne wymagania, m.in. w zakresie temperatury pracy i ciśnienia (nadciśnienia lub podciśnienia (próżnia).

W zależności od dostawcy technologii jądrowej i mocy reaktora, ilość zbiorników ciśnieniowych, w tym wymienników ciepła, w jednym bloku jądrowym z reaktorem PWR może wahać się od ponad 100 do 260. Najważniejszymi z nich są: reaktor jądrowy (reactor), wytwornica pary (steam generator) i stabilizator ciśnienia (pressurizer). Oprócz parametrów technicznych ww. urządzeń, różnica pomiędzy reaktorami od różnych dostawców technologii polega na różnej ilości wytwornic pary. W przypadku reaktorów AP1000 i APR-1400 tych wytwornic jest dwie, a reaktora EPR – cztery. Reaktor, wytwornica pary i stabilizator ciśnienia zaliczają się do urządzeń ciśnieniowych Class 1 niezależnie od rodzaju przepisów.

W przypadku rurociągów lub komponentów rurowych, są one wykonywane z różnych materiałów, np. stali niestopowych i nierdzewnych, jak również stopów niklu, tytanu lub cyrkonu, a ich średnica mieścić się w zakresie od kilku milimetrów do nawet 2,4 m. Równie szerokie jest także spektrum funkcji, które te rurociągi pełnią. Instalacje rurowe są nieodłączną częścią składową m.in. układów (systemów):

• chłodzenia reaktora;
• odprowadzania ciepła resztkowego;
• kontroli chemicznej i ilości wody;
• chłodzenia urządzeń wyspy jądrowej nie związanych z bezpieczeństwem;
• chłodzenia i oczyszczania wody basenu zużytego paliwa;
• wymiany ciepła w wytwornicach pary;
• zraszania wnętrza obudowy bezpieczeństwa;
• wody technicznej (lub morskiej);
• demineralizacji wody;
• pary świeżej;
• skraplacza i innych urządzeń wyspy turbinowej;
• powrotu schłodzonej wody;
• powietrza;
• zasilania azotem;
• olejowych turbiny;
• chłodzenia i zasilana w paliwo awaryjnych silników diesla;
• filtrowentylacyjnych;
• przeciwpożarowych
• oraz wielu, wielu innych.

Łączna długość rurociągów może istotnie różnić się między sobą w zależności od typu reaktora, jego mocy oraz dostawcy technologii jądrowej. Z informacji prasowych oraz publikacji technicznych wynika, że w przypadku budowy jednego bloku łączna długość rurociągów wynosi od 70 km do 150 km.

Urządzeniem, w którym wykorzystuje się rurki, są ponadto wytwornice pary, w których w zależności od konstrukcji łączna ich długość wynosi od 75 do 220 km, a do produkcji stosuje się różne gatunki stopów niklu. W chwili obecnej powszechnie stosowanymi są rurki ze stopu Alloy 690 (UNS N06690). We wcześniejszym okresie w wytwornicach stosowano rurki z innych stopów niklu, ale wieloletnie doświadczenia praktyczne wykazały przewagę stopu Alloy 690 TT. Średnica używanych w wytwornicach rurek waha się w zakresie od 14 do 25 mm, a grubość ścianki od 0,5 mm do 1,3 mm. Rurki są również jednym z podstawowych elementów konstrukcyjnych wymienników ciepła. W urządzeniach tych rurki są wykonywane głównie ze stali nierdzewnych, ale w przypadku ciężkich warunków pracy, np. przy stosowaniu wody morskiej w skraplaczach wyspy turbinowej, stosuje się rurki ze stopów tytanu.

Przykładowo, wytwornica pary dostarczona z zakładu w Chalon (Francja) na elektrownie jądrową Olkiluoto 3 (Finlandia) zawiera 6 000 rurek o łącznej długości 140 km [17]. Rurki te są wykonane ze stopy niklu Alloy 690 TT oraz cechują się średnicą 19,05 mm i grubością ścianki 1,09 mm.

5.2 Przepisy krajowe, ASME Section III i AFCEN RCC-M

Jak już wspominano na samym początku niniejszego artykułu, Polska nie posiada własnych przepisów dotyczących projektowania, wytwarzania i eksploatacji jądrowych urządzeń, komponentów i systemów, ale w Dzienniku Ustaw opublikowana dwa rozporządzenia dotyczące powyższych zagadnień. O rozporządzeniu Ministra Rozwoju z dnia 20 maja 2016 r. [1] już wspominano we wprowadzeniu, natomiast kolejnym jest rozporządzenie Rady Ministrów z dnia 17 grudnia 2013 r. w sprawie rodzajów urządzeń technicznych podlegających dozorowi technicznemu w elektrowni jądrowej [18]. W rozporządzeniu tym wymieniono urządzenia i systemy, które zalicza się do ciśnieniowych i podlegających dozorowi technicznemu, ale nie wskazano przynależności do poszczególnych klas bezpieczeństwa. W przypadku urządzeń ciśnieniowych są to:

• urządzenia składające się na obieg chłodzenia reaktora oraz jego systemy pomocnicze:
  • zbiornik reaktora, kanały ciśnieniowe i inne elementy konstrukcji reaktora;
  • wytwornice pary wraz z systemami pomocniczymi;
  • wymienniki ciepła;
  • stabilizator ciśnienia wraz z jego systemami pomocniczymi;
• urządzenia ciśnieniowe składające się na systemy wody zasilającej;
• urządzenia techniczne lub urządzenia składające się na system sprężonego powietrza i innych gazów technicznych w pomocniczych systemach technologicznych;
• urządzenia ciśnieniowe składające się na systemy obiegu czynnika roboczego i turbozespołów;
• urządzenia składające się na systemy bezpieczeństwa czynne i bierne, oraz inne systemy mające istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej, w szczególności system awaryjnego chłodzenia reaktora i systemy służące do odprowadzenia ciepła powyłączeniowego, w tym systemy pośredniego chłodzenia oraz agregaty prądotwórcze;
• urządzenia składające się na systemy chłodzenia, w tym system wody chłodzącej, w szczególności do chłodzenia obiegów istotnych dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej oraz płynów na potrzeby systemów technologicznych;
• urządzenia ciśnieniowe w systemach gaszenia pożarów;
• urządzenia do napełniania i opróżniania zbiorników;
• urządzenia ciśnieniowe składające się na inne niż wymieniono powyżej, w których znajdują się płyny pod nadciśnieniem, w szczególności:
  • zbiorniki stałe, dla których iloczyn nadciśnienia wyrażonego w barach i pojemności wyrażonej w dm³ jest większy niż 50, a nadciśnienie jest wyższe niż 0,5 bara, przeznaczone do magazynowania cieczy lub gazów albo prowadzenia w nich procesów technologicznych;
  • kotły cieczowe i parowe o pojemności powyżej 2 dm³, w których znajdują się płyny pod nadciśnieniem wyższym niż 0,5 bara;
  • zbiorniki przenośne stosowane w aparatach ochrony dróg oddechowych;
  • zbiorniki przenośne zmieniające miejsce między napełnieniem a opróżnieniem o pojemności większej niż 0,35 dm³ i nadciśnieniu wyższym niż 0,5 bara, przeznaczone do magazynowania lub transportu cieczy lub gazów;
• urządzenia składające się na systemy grzewcze, wentylacji i klimatyzacji.

Powyższe urządzenia podlegają dozorowi technicznemu wraz z elementami mocującymi i konstrukcjami wsporczymi, osprzętem ciśnieniowym i zabezpieczającym, układami zabezpieczającymi, aparaturą kontrolno-pomiarową oraz układami sterowania.

Z zapisów powyższych rozporządzeń wynika, że w przypadku urządzeń ciśnieniowych, komponentów i systemów sklasyfikowanych jako istotne dla bezpieczeństwa jądrowego (ITNS) będzie miało miejsce stosowania wymagań przepisów ASME B&PVC Section III [5] lub AFCEN RCC-M [6] dotyczących wykonywania komponentów ciśnieniowych, rurociągów, zaworów i pomp zaliczanych do Class 1, 2, 3. Należy także nadmienić, że przepisy ASME B&PVC Section III [5] odwołują się do sekcji materiałowej ASME B&PVC Section II [19], badań nieniszczących ASME B&PVC Section V [20] oraz kwalifikowania technologii spawalniczych ASME B&PVC Section IX [21], jak również do wielu norm amerykańskich typu ASME, ASTM, ASNT i AWS. Z kolei przepisy AFCEN RCC-M [6] posiadają już w swojej strukturze sekcje materiałową (Section 2), metod badawczych (Section 3), spawalniczą (Section 4) i dotyczącą wytwarzania (Section 5), które odwołują się w większości przypadków do dobrze znanych polskiemu przemysłu norm europejskich EN lub międzynarodowych typu EN ISO.

6. Wymagania w zakresie zapewnienia jakości w przemyśle jądrowym

Podstawowe zalecenia w zakresie wymagań dotyczących systemu zapewnienia jakości w energetyce jądrowej opracowane zostały przez Międzynarodową Agencję Energii Atomowej (IAEA – International Atomic Energy Agency). Jest to dokument No. GSR Part 2 [22]. W oparciu o ww. wytyczne IAEA, w krajach będących potentatami w zakresie wytwarzania, stosowania i dostarczania technologii jądrowych tj.: USA, Francja, Rosja, Korea Południowa, Chiny i Japonia, opracowano własne przepisy i normy, które są stosowane przy budowie i eksploatacji instalacji jądrowych. Normy te są również stosowane w krajach, do których dostarczana jest technologia jądrowa. Spośród ww. krajów najczęściej stosowane są przepisy francuskie i amerykańskie.  

We Francji jednostką odpowiedzialną za opracowywanie przepisów dotyczących projektowania, budowy (wytwarzania), eksploatacji i badań podzespołów stosowanych w elektrowniach jądrowych jest ww. stowarzyszenie AFCEN. Przepisy AFCEN RCC-M i RCC-CW obejmują więc wymagania związane z projektowaniem, wytwarzaniem, nadzorem i badaniami, ale także wskazano w nich wymagania związane z systemem zapewnienia jakości. Wymagania te jeszcze do niedawna bazowały na zaleceniach IAEA No. GSR Part 2 [22] oraz normie ISO 9001 [23], ale od 2018 roku w co raz większym stopniu polegają na nowej normie ISO 19443 [24]. Norma ISO 19443 bazuje na wymaganiach dobrze znanej normy ISO 9001:2015 [23], które uzupełniono o wymagania związane z kulturą bezpieczeństwa jądrowego, oceną ryzyka, podejściem stopniowym oraz odpowiedzialnością najwyższego kierownictwa. 

Przepisy związane z zapewnieniem jakości podczas budowy i użytkowania elektrowni jądrowej, a także przy wytwarzaniu energii jądrowej w USA znajdują się przede wszystkim w amerykańskim Kodeksie Przepisów Federalnych (CFR), w 10 księdze tych przepisów zatytułowanej „Energy”, a szczególnie w załączniku B do części nr 50 tej księgi pt.: „Quality Assurance Criteria for Nuclear Power Plants and Fuel Reprocessing Plants” [25]. Przepisy te zostały opracowane przez Nuclear Regulatory Commission (NRC – Komisja Regulacji Nuklearnej), a zatem mają zastosowanie tylko na terenie USA. Kryteria, które wyszczególnione zostały w załączniku B to: organizacja, program zapewnienia jakości, nadzór nad projektowaniem, nadzór nad dokumentacją związaną z zakupami, instrukcje, procedury i rysunki, nadzór nad dokumentami, kontrola zakupionych materiałów, urządzeń i usług, identyfikacja i kontrola materiałów, części i podzespołów, nadzór nad procesami specjalnymi, inspekcje, badania kontrolne, nadzorowanie wyposażenia do badań i pomiarów, postępowanie, przechowywanie i wysyłka wyrobów, status inspekcji i badań, postępowanie z wyrobem niezgodnym, działania korygujące, zapisy jakości i audyty. Na podstawie powyższych kryteriów z 10 CRF Appendix B to Part 50 stowarzyszenie ASME opracowało normę ASME NQA-1 pt.: “Requirements for quality assurance programs for nuclear facilities” [26], która ma zastosowanie również poza terenem USA i ustala wymagania związane bezpośrednio z opracowaniem i realizacją programu zapewnienia jakości, stosowanego podczas wyboru lokalizacji, projektowania, budowy, użytkowania i zamykania elektrowni jądrowej. Wymagania te muszą być bezwzględnie spełnione, gdyż dotyczą przede wszystkim wszelkich działań, mających wpływ na jakość i bezpieczeństwo funkcjonowania wszystkich podzespołów i urządzeń w elektrowni jądrowej.

Stowarzyszenie ASME w latach 70-tych XX wieku opracowało dokument oznaczony ASME Section III, Division 1 and 2, General Requirements NCA-3700, który w późniejszym czasie przyjął oznaczenie NCA-3800. Ta część wymagań ASME Section III [5] jest zatytułowana Metallic Material Organization’s Quality System Program (co można przetłumaczyć jako: Program Systemu Jakości w Organizacji Materiałów Metalicznych). W NCA-3800 zdefiniowano m.in. takie pojęcia jak: materiał metaliczny, materiał źródłowy (z ang. source material), Organizacja Materiałów Metalicznych (z ang. Metallic Material Organization). W dokumencie określono wymagania dotyczące odpowiedzialności oraz systemu zapewnienia jakości, jakie muszą zostać spełnione przez organizację, która zajmuje się wytwarzaniem, przetwarzaniem i sprzedażą materiałów metalicznych na potrzeby szeroko rozumianej energetyki jądrowej. Program zapewnienia jakości wg NCA-3800 powinien obejmować takie obszary działalności organizacji jak: personel, dokumentację, nadzór nad zakupami, nadzór nad metodami i procedurami identyfikacji i oznaczania materiałów, kontrolę procesów specjalnych (spawanie, gięcie itp.) stosowanych w trakcie przetwarzania materiałów, nadzór nad wyposażeniem pomiarowym oraz wymagania dotyczące certyfikatów materiałowych. ASME obecnie prowadzi certyfikację Organizacji Materiałowych i wydaje Certyfikaty Systemu Jakości (Quality Systems Certificate), które potwierdzają, że procesy i usługi w Organizacji Materiałowej związane z wytwarzaniem, przetwarzaniem i sprzedażą materiałów metalicznych są zgodne z wymaganiami ASME B&PVC Section III, NCA-3800.

Niezależnie od stosowanej normy kluczowym zagadnieniem zarówno w NQA-1, jak i ISO 19443 jest zagwarantowanie na każdym etapie najwyższego stopnia niezawodności i bezpieczeństwa. Warunkiem wdrożenia systemu zapewnienia jakości zgodnego z NQA-1 lub ISO 19443 jest wcześniejsze wdrożenie systemu zarządzania jakością wg ISO 9001 lub podobnego. Posiadanie doświadczenia w zakresie funkcjonowania sytemu zwiększa świadomość faktu, że system zapewnienia jakości w energetyce jądrowej kładzie nacisk na ciągłe dążenie do poprawy procedur i przepisów, poprzez wyciąganie wniosków z przeprowadzanych regularnie analiz i audytów (doskonalenie systemu). Proces ten musi wspierać pojedynczego pracownika i całe zespoły tak, aby mogły wykonywać swoje zadania skutecznie. System powinien kłaść szczególny nacisk na zdobywanie doświadczenia oraz pogłębianie wiedzy, a także ciągły rozwój i usprawnianie kultury bezpieczeństwa jądrowego.

7. Podsumowanie

Przedstawione w niniejszej publikacji informacje dotyczące wymagań technicznych i jakościowych podczas projektowania, wytwarzania oraz kontroli jakości w dziedzinie energetyki jądrowej wykazują, że brak przepisów krajowych w tym zakresie powoduje konieczność stosowania uznanych przepisów światowych do urządzeń, komponentów i systemów istotnych z punktu widzenia bezpieczeństwa jądrowego (ITNS). Ze względu na zaawansowane w chwili obecnej prace przygotowawcze, pierwsza elektrownia jądrowa w Polsce zostanie wybudowana na pomorzu przez konsorcjum firm amerykańskich Welstinghouse/Bechtel, co warunkuje, że przepisami odniesienia dla komponentów ITNS będą przepisy amerykańskie, a przede wszystkim przepisy techniczne ASME Section III oraz norma NQA-1 dotycząca systemu zapewnienia jakości. Podobne wymagania będą miały zastosowanie również wtedy, gdy kolejne bloki dużych lub małych modułowych (SMR) elektrowni jądrowych będą budowane w Polsce przez firmy z Korei, Kanady lub Japonii.

Z kolei, gdyby kolejną elektrownie jądrową budowałaby w Polsce firma z Francji, do wytwarzania metalicznych komponentów ITNS będą stosowane m.in. przepisy techniczne AFCEN RCC-M oraz AFCEN RCC-CW, a w zakresie systemu zarządzania jakością – norma EN ISO 19443.

Artykuł powstał i został opublikowany na zlecenie Ministerstwa Przemysłu w ramach realizacji przez Izbę Gospodarczą Energetyki i Ochrony Środowiska szkolenia dla polskiego przemysłu pod kątem wykonywania prac dla energetyki jądrowej.

Literatura

1. Rozporządzenie Ministra Rozwoju z dnia 20 maja 2016 r. w sprawie warunków technicznych dozoru technicznego dla urządzeń technicznych lub urządzeń podlegających dozorowi technicznemu w elektrowni jądrowej. Dz. U. z dnia 24 czerwca 2016 r., poz. 909.
2. NRC use of the terms, “Important to Safety” and “Safety Related” (Generic Letter No. 84-01), January 5, 1984.
3. Safety classification of structures, systems and components in nuclear power plants. IAEA Safety Standards Series No. SSG-30, IAEA, Vienna, 2014.
4. Application of the Safety Classification of Structures, Systems and Components in Nuclear Power Plants. IAEA-TECDOC-1787, IAEA, Vienna, 2016.
5. ASME B&PV, Section III „Rules for construction of nuclear facility components”. American Society of Mechanical Engineers, New York.
6. AFCEN RCC-M „Design and Construction Rules for Mechanical Components of PWR Nuclear Islands”.
7. Moucquot-Laiho V. AREVA: Sub-contractor opportunities in the nuclear energy sector. Vaasa, Finland, 20.03.2013.
8. http://www.tepco.co.jp/en/challenge/energy/nuclear/p-struc-e.html. [06.11.2024].
9. ASME B&PVC, Section III, Division 1 – Subsection NE „Class MC Components”.
10. ASME B&PVC, Section III, Division 2 „Code for Concrete Containments”.
11. ACI 349 Code Requirements for Nuclear Safety-Related Concrete Structures and Commentary.
12. ANSI/AISC N690 „Specification for Safety-Related Steel Structures for Nuclear Facilities”.
13. AFCEN RCC-CW „Rules for Design and Construction of PWR Nuclear Civil Works”.
14. The Japan Society of Mechanical Engineers (JSME), Codes for Nuclear Power Generation Facilities – Rules on Concrete Containment Vessels for Nuclear Power Plants, JSME S NE1-2011, in Japanese.
15. Korea Electric Power Industry Code (KEPIC), Area – SN (Nuclear Structures), Category SNB – Concrete Containment, Category SNC – Concrete Structures.
16. 16CSA N287.1 to N287.7, Requirements for Concrete Containment Structures for Nuclear Power Plants.
17. Finland: Olkiluoto 3 Gradually Taking Shape. Nuclear News Letter, AREVA NP Customer Information, November 2007.
18. Rozporządzenie Rady Ministrów z dnia 17 grudnia 2013 r. w sprawie rodzajów urządzeń technicznych podlegających dozorowi technicznemu w elektrowni jądrowej. Dz. U. z dnia 22 stycznia 2014 r., poz. 111.
19. ASME B&PVC, Section II “Materials”.
20. ASME B&PVC, Section V “Nondestructive Examination”.
21. ASME B&PVC, Section IX „Qualification Standard for Welding, Brazing, and Fusing Procedures; Welders; Brazers; and Welding, Brazing, and Fusing Operators”.
22. Leadership and Management for Safety. IAEA Safety Standards. General Safety Requirements No. GSR Part 2. IAEA, Vienna, 2016.
23. PN-EN ISO 9001:2015-10 Systemy zarządzania jakością – Wymagania.
24. PN-EN ISO 19443:2018 „Quality management systems – Specific requirements for the application of ISO 9001:2015 by organizations in the supply chain of the nuclear energy sector supplying products and services important to nuclear safety (ITNS)”.
25. 10 CFR Appendix B to Part 50 – Quality Assurance Criteria for Nuclear Power Plants and Fuel Reprocessing Plants.
26. NQA-1 „Quality Assurance Requirements for Nuclear Facility Applications”.

Opracowanie: Dr inż. Jerzy Niagaj – Lider Obszaru, Energetyka Jądrowa, Sieć Badawcza Łukasiewicz – Górnośląski Instytut Technologiczny, Centrum Spawalnictwa, Grupa Badawcza Technologie Spawalnicze

Artykuł sponsorowany