§ 22

1. Przy analizach deterministycznych bezpieczeństwa awarii projektowych obiektu jądrowego przyjmuje się, że:

1) PZI następuje w najbardziej niekorzystnym momencie w odniesieniu do stanu obiektu jądrowego;

2) systemy sterowania działają w sposób pogarszający skutki PZI, przy czym nie bierze się pod uwagę żadnego działania systemów sterowania w kierunku ograniczenia skutków PZI;

3) wystąpi najgorsze pojedyncze uszkodzenie przy pracy grup bezpieczeństwa, których działanie jest wymagane po zaistnieniu danego PZI; w przypadku systemów zwielokrotnionych zakłada się, że uruchomiona zostaje i pracuje ich minimalna liczba, przy której jest możliwa realizacja funkcji bezpieczeństwa;

4) systemy bezpieczeństwa pracują z minimalnymi wydajnościami, przy których jest możliwa realizacja funkcji bezpieczeństwa;

5) niezdatne do pracy są wszelkie systemy oraz elementy konstrukcji i wyposażenia obiektu jądrowego:

a) których nie można uznać za w pełni zdatne do pracy,

b) które podczas awarii osiągają graniczne parametry projektowe, chyba że projektant dowiódł ich pełnej zdatności do pracy w sytuacji osiągnięcia tych parametrów.

2. Czynności pracowników obiektu jądrowego podejmowane w celu zapobieżenia lub łagodzenia przebiegu awarii uwzględnia się w analizach deterministycznych bezpieczeństwa jedynie wówczas, gdy można wykazać, że:

1) pracownicy mają dostatecznie dużo czasu na wykonanie wymaganych czynności;

2) dostępna jest dostatecznie obszerna informacja dla potrzeb diagnostyki zdarzenia (uwzględniając skutki zdarzenia inicjującego i kryterium pojedynczego uszkodzenia);

3) dostępne są odpowiednie pisemne procedury;

4) pracownicy zostali wystarczająco przeszkoleni.

3. W analizie deterministycznej bezpieczeństwa można dodatkowo przyjąć inne niż określone w ust. 1 i 2 założenia zachowawcze.

4. Przy określaniu zachowawczych założeń do analiz deterministycznych bezpieczeństwa uwzględnia się niepewności stanu początkowego reaktora, w tym nastaw systemów bezpieczeństwa.