VYHLÁŠKA
Úradu jadrového dozoru Slovenskej republiky
z 12. januára 2006
Úrad jadrového dozoru Slovenskej republiky (ďalej len
"úrad") podľa § 23 ods. 7 zákona č. 541/2004 Z. z. o mierovom využívaní jadrovej energie (atómový
zákon) a o zmene a doplnení niektorých zákonov (ďalej len "zákon")
ustanovuje:
§ 1
Predmet úpravy
Táto vyhláška upravuje intervaly a rozsah vykonávania periodického hodnotenia
jadrovej bezpečnosti podľa § 23 ods. 2 zákona (ďalej len "periodické
hodnotenie").
§ 2
Intervaly a rozsah periodického hodnotenia
počas prevádzky
(1) Držiteľ povolenia vykoná prvé periodické hodnotenie podľa stavu jadrového
zariadenia ku dňu, v ktorom uplynie osem rokov od vydania povolenia na
prevádzku. Každé ďalšie periodické hodnotenie vykoná držiteľ povolenia podľa
stavu jadrového zariadenia ku dňu, v ktorom uplynie desať rokov odo dňa, ku
ktorému bolo vykonané predchádzajúce periodické hodnotenie.
(2) Periodické hodnotenie je zamerané na
a) porovnanie dosiahnutého stavu jadrovej bezpečnosti na jadrovom zariadení so
súčasnými požiadavkami na jadrovú bezpečnosť a so správnou technickou praxou,
b) preverenie kumulatívnych efektov starnutia jadrového zariadenia, vplyvu
vykonaných i uvažovaných zmien na jadrovom zariadení, prevádzkových skúseností
a technického rozvoja na jadrovú bezpečnosť,
c) stanovenie odôvodnených a praktických zmien na jadrovom zariadení s cieľom
udržať požadovanú vysokú úroveň jadrovej bezpečnosti alebo ju zvýšiť do úrovne
približujúcej sa k moderným jadrovým zariadeniam vo svete,
d) preukázanie, že požadovaná úroveň jadrovej bezpečnosti je zaistená až do
ďalšieho periodického hodnotenia alebo do konca platnosti povolenia.
(3) Oblasti periodického hodnotenia sú:
a) projekt jadrového zariadenia,
b) aktuálny stav jadrového zariadenia,
c) kvalifikácia zariadení,
d) riadené starnutie,
e) analýzy bezpečnosti,
f) prevádzková bezpečnosť jadrového zariadenia,
g) využívanie skúseností z iných jadrových zariadení a výsledkov výskumu,
h) organizácia a administratívna správa,
i) zabezpečovanie systému kvality,
j) prevádzkové predpisy,
k) ľudský činiteľ,
l) hodnotenie havarijného plánovania,
m) vplyv prevádzky jadrového zariadenia na životné prostredie.
(4) Držiteľ povolenia predkladá úradu správu o periodickom hodnotení do
šiestich mesiacov odo dňa, ku ktorému bolo vykonané periodické hodnotenie podľa
odseku 1.
(5) Správa o periodickom hodnotení obsahuje
a) stručný opis vykonaného periodického hodnotenia s uvedením jeho cieľa,
rozsahu, postupu, použitých zdrojov a súhrnu odkazov na najdôležitejšiu použitú
a vyhotovenú dokumentáciu,
b) výsledky hodnotenia jadrovej bezpečnosti v jednotlivých oblastiach podľa
odseku 3,
c) integrovaný plán realizácie navrhovaných nápravných opatrení a
bezpečnostných zlepšení na odstránenie zistených negatívnych skutočností,
d) záverečné hodnotenie.
§ 3
Intervaly a rozsah periodického hodnotenia
počas vyraďovania
(1) Držiteľ povolenia vykonáva periodické hodnotenie počas vyraďovania na konci
každej etapy vyraďovania.1)
(2) Periodické hodnotenie je zamerané najmä na porovnanie dosiahnutého stavu
vyraďovania s definovaným konečným stavom zariadenia v danej etape vyraďovania.
(3) Na rozsah hodnotenia jadrovej bezpečnosti počas vyraďovania sa primerane
použijú oblasti hodnotenia podľa § 2 ods. 3.
(4) Držiteľ povolenia predkladá úradu správu o periodickom hodnotení v súlade s
§ 10 ods. 2 zákona.
(5) Správa o periodickom hodnotení obsahuje náležitosti podľa § 2 ods. 5.
§ 4
Projekt jadrového zariadenia
(1) Hodnotenie projektu jadrového zariadenia je posúdenie aktuálnosti projektu
jadrového zariadenia a jeho dokumentácie vzhľadom na súčasné požiadavky a
správnu technickú prax.
(2) Hodnotenie zahŕňa
a) podrobný opis projektu doplnený o schémy a výkresy systémov, štruktúr a
komponentov,
b) zoznam vybraných zariadení a ich kategorizáciu do bezpečnostných tried, 2)
c) dokumentované pôvodné aj zmenené požiadavky na jadrovú bezpečnosť pri
projektovaní,
d) významné pozitívne i negatívne rozdiely medzi stavom jadrového zariadenia v
čase hodnotenia a súčasnými požiadavkami na jadrovú bezpečnosť pri
projektovaní, 3)
e) bezpečnostnú významnosť zistených nedostatkov vo vzťahu ku koncepcii ochrany
do hĺbky.
§ 5
Aktuálny stav jadrového zariadenia
(1) Hodnotenie aktuálneho stavu jadrového zariadenia je zistenie a posúdenie
stavu, v ktorom sa jeho zariadenia nachádzajú v čase hodnotenia, porovnanie
tohto stavu s hodnotami uvažovanými v pôvodnom projekte alebo s hodnotami z
predchádzajúceho periodického hodnotenia a kvality jeho zdokumentovania.
(2) Hodnotenie zahŕňa
a) zoznam vybraných zariadení a ich kategorizáciu do bezpečnostných tried,
b) údaje o integrite a funkčnej spôsobilosti vybraných zariadení,
c) údaje o zhodnotení životnosti vybraných zariadení,
d) rozsah a výsledky prevádzkových kontrol a inšpekcií vybraných zariadení,
ktoré preukazujú ich funkčnú spôsobilosť,
e) opis aktuálneho fyzického a technického stavu vybraných zariadení,
f) opis stavu podporných zariadení nachádzajúcich sa na území alebo v okolí
jadrového zariadenia,
g) prínos zmien na jadrovom zariadení, ktoré majú vplyv na jadrovú bezpečnosť,
vykonaných od predchádzajúceho hodnotenia.
§ 6
Kvalifikácia zariadení
(1) Hodnotenie kvalifikácie zariadení je overenie splnenia požiadaviek na
dokladovanie funkčnej spôsobilosti vybraných zariadení plniť zadané
bezpečnostné funkcie v prípade vzniku požiadavky na ich plnenie v období do
ďalšieho periodického hodnotenia alebo do konca uvažovanej doby ich životnosti.
(2) Hodnotenie zahŕňa
a) zoznam vybraných zariadení a dodržiavanie požiadaviek kategorizácie,
b) požiadavky na kvalifikáciu vybraných zariadení,
c) monitorovanie a vyhodnocovanie charakteristík prostredia, ktorého účinkom je
vybrané zariadenie vystavené,
d) dokumentovanie kvalifikácie vybraných zariadení a overenie ich funkčnej
spôsobilosti vzhľadom na stanovené kvalifikačné požiadavky,
e) programy periodického zisťovania aktuálneho stavu a potvrdzovania funkčnej
spôsobilosti vybraných zariadení vzhľadom na stanovené kvalifikačné požiadavky,
f) postupy a opatrenia na udržanie kvalifikácie vybraných zariadení do konca
uvažovanej doby ich životnosti.
§ 7
Riadené starnutie
(1) Pri hodnotení riadeného starnutia sa posudzuje systematickosť a efektívnosť
programov riadeného starnutia realizovaných na jadrovom zariadení. Analyzujú sa
zmeny vlastností vybraných zariadení náchylných na starnutie a ich schopnosť
plniť určené bezpečnostné funkcie.
(2) Hodnotenie zahŕňa
a) stratégiu a dokumentáciu programov riadeného starnutia,
b) určenie vybraných zariadení náchylných na starnutie,
c) výber a záznam údajov ovplyvňujúcich starnutie a údajov identifikujúcich
stav životnosti vybraných zariadení,
d) výsledky sledovania životnosti a efektívnosť programov riadeného starnutia
vymeniteľných konštrukcií a komponentov,
e) kritériá prijateľnosti, aktuálne a požadované bezpečnostné rezervy vybraných
zariadení náchylných na starnutie,
f) úroveň pochopenia fyzikálnych podmienok, dominantných mechanizmov starnutia,
aktuálnej bezpečnostnej rezervy a ďalších vplyvov, ktoré by mohli znížiť
životnosť vybraných zariadení náchylných na starnutie,
g) možnosti zmiernenia následkov procesu starnutia vybraných zariadení
náchylných na starnutie.
§ 8
Analýzy bezpečnosti
(1) Hodnotenie analýz bezpečnosti je zamerané na posúdenie rozsahu, aktuálnosti
a kvality deterministických analýz bezpečnosti, pravdepodobnostného hodnotenia
bezpečnosti a analýz vplyvu vnútorných a vonkajších javov4) vzhľadom na
aktuálny stav projektu a prevádzky, štruktúr, systémov a komponentov jadrového
zariadenia, použitých analytických metód, výpočtových nástrojov a dát, ako aj
vzhľadom na stav predpovedaný ku dňu ďalšieho periodického hodnotenia.
(2) Hodnotenie zahŕňa
a) vykonané analýzy bezpečnosti a ich výsledky,
b) použité vstupné údaje, podmienky a predpoklady analýz bezpečnosti,
c) použité analytické metódy, výpočtové programy a dosiahnutú úroveň ich
overenia,
d) iniciačné udalosti a ich kategorizáciu, vnútorné a vonkajšie javy, kritériá
prijateľnosti a ich splnenie,
e) metodiku na vypracúvanie a previerky analýz bezpečnosti,
f) efektívnosť opatrení na predchádzanie vzniku a zmierňovanie následkov nehôd
a havárií alebo ich riadenie.
§ 9
Prevádzková bezpečnosť jadrového zariadenia
(1) Hodnotenie prevádzky jadrového zariadenia obsahuje preverenie bezpečnosti a
spoľahlivosti prevádzky.
(2) Hodnotenie zahŕňa
a) systém identifikácie, klasifikácie, zaznamenávania a ohlasovania
prevádzkových udalostí, 5)
b) výber a záznam údajov o prevádzke so vzťahom k jadrovej bezpečnosti vrátane
údajov pre analýzy bezpečnosti,
c) systém analýzy koreňových príčin udalostí, spätnej väzby a zmien systémov,
štruktúr a komponentov na jej základe,
d) analýzy trendu prevádzkových údajov so vzťahom k jadrovej bezpečnosti,
bezpečnostných prevádzkových ukazovateľov, spoľahlivosti a nepohotovosti
systémov a komponentov a vplyvu ľudského činiteľa,
e) množstvo, druh, formu a aktivitu rádioaktívnych odpadov na jadrovom
zariadení a nakladanie s nimi,
f) záznamy o integrite, prípadne porušení fyzických bariér na udržanie
rádioaktívnych látok vrátane netesností,
g) záznamy dávok ožiarenia osôb v stavebných objektoch jadrového zariadenia,
h) záznamy výpustí a únikov rádioaktívnych látok do životného prostredia,
i) záznamy meraní radiačnej situácie na území i v okolí jadrového zariadenia,
j) program pravidelného hodnotenia jadrovej bezpečnosti.
§ 10
Využívanie skúseností z iných jadrových zariadení
a výsledkov výskumu
(1) Hodnotenie je zamerané na analýzu systému spätnej väzby z iných jadrových
zariadení a výsledkov výskumu v oblasti jadrovej bezpečnosti.
(2) Hodnotenie zahŕňa
a) získavanie a využívanie informácie z iných jadrových zariadení,
b) získavanie a využívanie informácie z výsledkov výskumu,
c) zmeny na jadrovom zariadení vyplývajúce z iných jadrových zariadení a
výsledkov výskumu.
§ 11
Organizácia a administratívna správa
(1) Hodnotenie organizácie a administratívnej správy obsahuje hodnotenie úrovne
organizácie a riadenia u držiteľa povolenia podľa zásad kultúry bezpečnosti,
hodnotenie organizačných a personálnych zmien u držiteľa povolenia a ich
prínosu k zvýšeniu kultúry bezpečnosti, alebo jadrovej bezpečnosti od
predchádzajúceho periodického hodnotenia.
(2) Hodnotenie zahŕňa
a) uplatňovanie zásady priority jadrovej bezpečnosti pred všetkými ostatnými
aspektmi využívania jadrovej energie,
b) postup zadávania prevádzkových a bezpečnostných cieľov a ich napĺňanie,
c) dokumentovanie právomocí a zodpovedností jednotlivcov a kolektívov
zamestnancov,
d) postupy uplatňovania spätnej väzby zo zistených nedostatkov v organizácii a
riadení,
e) systém udržiavania systémov, štruktúr a komponentov i dokumentácie jadrového
zariadenia,
f) postupy a zásady pre riadenie technickej podpory,
g) zariadenia odbornej prípravy zamestnancov,
h) zabezpečenie dodržiavania a naplnenia technických i administratívnych
požiadaviek úradu a všeobecne záväzných právnych predpisov,
i) organizačnú štruktúru a mechanizmy riadenia, ktoré majú vplyv na kultúru
bezpečnosti, alebo jadrovú bezpečnosť,
j) súhrnné záznamy histórie prevádzky a údržby jadrového zariadenia.
§ 12
Zabezpečovanie systému kvality
(1) Hodnotenie zabezpečovania systému kvality a vykonávaných činností je
vyhodnotenie plnenia programov kvality a požiadaviek na dokumentáciu systému
kvality držiteľa povolenia podľa osobitného predpisu.6)
(2) Hodnotenie zahŕňa
a) dokumentáciu systému kvality vrátane auditov dodávateľskej sféry,
b) riadenie zavádzania požiadaviek na zabezpečovanie systému kvality do praxe,
c) programy na trvalé zlepšovanie a samohodnotenie efektívnosti zabezpečovania
systému kvality u držiteľa povolenia.
§ 13
Prevádzkové predpisy
(1) Hodnotenie prevádzkových predpisov je preverenie zhody prevádzkových
predpisov7) s prevádzkou jadrového zariadenia a so stanovenými požiadavkami na
riadenie dokumentácie.
(2) Hodnotenie zahŕňa
a) systém schvaľovania, zavádzania a evidencie zmien prevádzkových predpisov,
b) bezpečnostné limity a prevádzkové stavy,
c) súlad prevádzkových predpisov s limitami a podmienkami bezpečnej prevádzky,
d) súlad prevádzkových predpisov s projektom a aktuálnym vyhotovením jadrového
zariadenia, predpokladmi a výsledkami analýz bezpečnosti i prevádzkovými
skúsenosťami,
e) systém opatrení na pravidelnú previerku a aktualizáciu prevádzkových
predpisov,
f) program zdokonaľovania obsahu, formy a štruktúry prevádzkových predpisov.
§ 14
Ľudský činiteľ
(1) Hodnotenie ľudského činiteľa je komplexné posúdenie vplyvu ľudského
činiteľa na zaistenie bezpečnej prevádzky jadrového zariadenia a prijatých
opatrení na odstránenie zistených nedostatkov.
(2) Hodnotenie zahŕňa
a) politiku prípravy zamestnancov, ktorá obsahuje najmä
1. metodiku výberu zamestnancov držiteľa povolenia,
2. splnenie požiadaviek dostatočného počtu vybraných zamestnancov a odborne
spôsobilých zamestnancov podľa limít a podmienok bezpečnej prevádzky,
3. splnenie požiadaviek na zdravotnú spôsobilosť a psychickú spôsobilosť
zamestnancov,
4. ciele odbornej prípravy zamestnancov držiteľa povolenia,
5. rozdelenie zodpovedností za odbornú prípravu zamestnancov držiteľa
povolenia,
6. dokumentáciu a jej aktuálnosť pre zabezpečovanie odbornej prípravy
zamestnancov držiteľa povolenia,
7. špecializované zariadenia a ich technické vybavenie,
8. nadväznosť na iné časti dokumentácie systému kvality držiteľa povolenia,
9. využívanie spätnej väzby ako prevencie zlyhania ľudského činiteľa v odbornej
príprave zamestnancov držiteľa povolenia,
b) dodržiavanie zásad kultúry bezpečnosti,
c) ergonomiku dozorní a havarijných riadiacich stredísk,
d) vplyv ľudského činiteľa na riziko poškodenia jadrového paliva a úniku
rádioaktívnych látok do životného prostredia.
§ 15
Hodnotenie havarijného plánovania
Hodnotenie havarijného plánovania je posúdenie vhodnosti a efektívnosti
havarijných plánov pripravenosti zamestnancov, technických prostriedkov a
zariadení na zdolávanie nehôd a havárií podľa osobitného predpisu8) z hľadiska
a) hodnotenia organizácie havarijnej odozvy,
b) funkcie, členenia a možnosti rozhodovania havarijných riadiacich stredísk,
c) realizácie školení členov organizácie havarijnej odozvy a oboznamovaní
zamestnancov a ostatných osôb oprávnene sa zdržujúcich na území jadrového
zariadenia,
d) realizácie cvičení vrátane plnenia opatrení vyplývajúcich z komplexného
hodnotenia cvičení a ich vplyvu na aktualizáciu vnútorného havarijného plánu,
e) komplexnosti a kvality spracovania dokumentácie,
f) spolupráce držiteľa povolenia s úradom a zložkami havarijného plánovania
orgánov a organizácií štátnej správy, ktoré zabezpečujú realizáciu plánov
ochrany obyvateľstva.
§ 16
Vplyv prevádzky jadrového zariadenia
na životné prostredie
(1) Hodnotenie vplyvu prevádzky jadrového zariadenia na životné prostredie je
posúdenie efektívnosti programu pre dohľad na vplyv jadrového zariadenia na
životné prostredie z hľadiska koncentrácie rádionuklidov vo vzduchu, vo vode, v
pôde, v poľnohospodárskych produktoch a produktoch živočíšnej výroby.
(2) Hodnotenie zahŕňa porovnanie nameraných údajov s hodnotami nameranými pred
tým, ako bolo jadrové zariadenie uvedené do prevádzky.
§ 17
Záverečné hodnotenie
(1) Záverečné hodnotenie podľa § 2 ods. 5 písm. d) a záverečné hodnotenie počas
vyraďovania obsahuje
a) prehľad zistených pozitívnych skutočností,
b) prehľad zistených negatívnych skutočností a ich bezpečnostnú významnosť,
c) prehľad a hierarchiu zmien z hľadiska ich závažnosti na odstránenie
negatívnych skutočností,
d) prehľad skutočností rozhodujúcich na posúdenie dosiahnutej úrovne jadrovej
bezpečnosti jadrového zariadenia,
e) porovnanie hodnotených oblastí so stavom pri predchádzajúcom hodnotení,
f) výsledky celkovej úrovne jadrovej bezpečnosti dosiahnutej v hodnotenom
období.
(2) Držiteľ povolenia na základe výsledkov periodického hodnotenia počas
prevádzky s prihliadnutím na aktualizovanú dokumentáciu podľa prílohy č. 1 bodu
C písm. i) zákona vypracuje revíziu tejto dokumentácie.
(3) Držiteľ povolenia na základe výsledkov periodického hodnotenia počas
prevádzky s prihliadnutím na aktualizovanú dokumentáciu podľa prílohy č. 1 bodu
C písm. j) zákona vypracuje pre jadrové zariadenie s jadrovým reaktorom revíziu
tejto dokumentácie.
(4) Držiteľ povolenia predloží úradu revíziu predprevádzkovej bezpečnostnej
správy podľa odseku 2 do šiestich mesiacov po vydaní písomnej správy podľa § 2
ods. 4.
(5) Držiteľ povolenia predloží úradu revíziu pravdepodobnostného hodnotenia
bezpečnosti prvej úrovne podľa odseku 3 do šiestich mesiacov po vydaní písomnej
správy podľa § 2 ods. 4 a revíziu pravdepodobnostného hodnotenia bezpečnosti
druhej úrovne podľa odseku 3 do dvanástich mesiacov po vydaní písomnej správy
podľa § 2 ods. 4.
(6) Držiteľ povolenia zohľadní výsledky periodického hodnotenia počas
vyraďovania pri príprave dokumentácie podľa prílohy č. 1 bodu D písm. d) a e)
zákona.
§ 18
Táto vyhláška bola prijatá v súlade s osobitým predpisom9) pod číslom
notifikácie 2005/0459/SK.
§ 19
Účinnosť
Táto vyhláška nadobúda účinnosť 1. marca 2006.
Marta Žiaková v. r.
2) § 3 vyhlášky Úradu jadrového dozoru Slovenskej republiky č. 50/2006 Z. z.
3) § 5 vyhlášky Úradu jadrového dozoru Slovenskej republiky č. 50/2006 Z. z.
4) § 19 ods. 2 písm. g) a § 20 ods. 1 písm. h) vyhlášky Úradu jadrového dozoru
Slovenskej republiky č. 58/2006 Z. z., ktorou sa ustanovujú podrobnosti o rozsahu,
obsahu a spôsobe vyhotovovania dokumentácie jadrových zariadení potrebnej k
jednotlivým rozhodnutiam.
5) Vyhláška Úradu jadrového dozoru Slovenskej republiky č. 48/2006 Z. z., ktorou sa ustanovujú podrobnosti o spôsobe
ohlasovania prevádzkových udalostí a udalostí pri preprave a podrobnosti o
zisťovaní ich príčin.
6) Vyhláška Úradu jadrového dozoru Slovenskej republiky č. 56/2006 Z. z., ktorou sa ustanovujú podrobnosti o
požiadavkách na dokumentáciu systému kvality držiteľa povolenia, ako aj
podrobnosti o požiadavkách na kvalitu jadrových zariadení, podrobnosti o
požiadavkách na kvalitu vybraných zariadení a podrobnosti o rozsahu ich
schvaľovania.
7) § 18 vyhlášky Úradu jadrového dozoru Slovenskej republiky č. 58/2006 Z. z.
8) Vyhláška Úradu jadrového dozoru Slovenskej republiky č. 55/2006 Z. z. o podrobnostiach v havarijnom plánovaní pre
prípad nehody alebo havárie.
9) Smernica Európskeho parlamentu a Rady 98/34/ES o postupe pri poskytovaní
informácií v oblasti technických noriem a predpisov v platnom znení (Ú. v. ES L
204, 21. 7. 1998).