ATOMERŐMŰVEK BIZTONSÁGI ALAPELVEI

Robert Skjoeldebrand
Svédország

Az atomerőmű - mint bármely más erőmű - villamos energiát fejleszt, amelyet egy adott villamos energia-hálózatra táplál. Mint más nagy ipari létesítmény, az atomerőmű is kapcsolatba kerül környezetével és potenciális hatást gyakorol az ott dolgozók, valamint a környezetében élők egészségére és biztonságára. Az atomerőmű három olyan egyedülálló jellemzővel rendelkezik, amely különleges biztonsági megfontolást követel, nevezetesen:

Ezek az általánosan ismert, alapproblémák, amelyek indokolják, hogy az atomreaktorok biztonsága áll a fejlesztés és a tudomány középpontjában, és amelyről még ma is legtöbbet tanácskoznak.

Ki felelős a biztonságért?

Alapelv, hogy az atomerőmű biztonságáért a tulajdonos, illetve az üzemeltető a felelős. Ezt a felelősséget sohasem kerülheti ki és adhatja át más szervezetnek, például az erőmű tervezőjének, kivitelezőjének, vagy az országban a nukleáris biztonságot szabályozó hatóságnak.

A szabályozó hatóságot szigorúan el kell határolni minden más, a felelősséget viselő üzemeltető szervezettől, viszont a hatóság felelőssége azon szabályzatok kidolgozása, amelyeket a tulajdonos, illetve üzemeltető köteles betartani, és felelőssége, hogy azokat be is tartsák, Ez a hatósági felelősség az engedélyezési rendszeren keresztül érvényesül, kezdve a telephely jóváhagyásával,

majd a tervezés, ezt követően a kivitelezés, végül az üzemeltetés engedélyezésével. Néhány országban az üzemeltetés engedélyezését időnként megújítják, például tízévenként a tervek felülvizsgálata során, és minden változást követően a létesítményben történt és az üzemeltetés biztonságát érintő esetekben.

Van olyan szabályozó hatóság, amelynek felügyelői állandóan az erőműben tartózkodnak és ellenőrzik, hogy a biztonsági előírásokat és követelményeket folyamatosan betartják-e. Az engedélyezési rendszer nem csökkentheti a tulajdonos vagy üzemeltető felelősségét, de biztosítékot nyújt a lakosság részére, hogy az előírásokat folyamatosan betartsák. Itt szükséges megjegyezni, hogy egyes országok előírásaiban és felügyeleti rendszerében még jelentős eltérések vannak, viszont az IAEA és más szervezetek - mint az OECDINEA és különösen az Európai Közösség Bizottsága - a követelmények legalább regionális összehangolásán, egységesítésén munkálkodik. Reméljük, hogy tíz éven belül már beszélhetünk egy nemzetközileg elfogadott engedélyezési követelményrendszert kidolgozó szervezetről, amely még nem lesz a reaktor biztonságát mindenütt felülvizsgáló nemzetközi szabályozó hatóság. Ezt a szerepet továbbra is a nemzeti hatóságoknak kell betölteniök.

A tulajdonos, illetve üzemeltető nem adhat engedményeket meg nem felelő szabályzatok és követelmények révén. Az általuk lefektetett biztonsági üzemeltetési előírások alapvetően szigorúbbaknak kell lenniök, mint a szabályozó hatóságok által kiadottak. Az ilyen követelményeket olyan adminisztratív rendszeren keresztül kell érvényesíteni, amelyben minden, a szervezet különböző szintjein tevékenykedő személynek teljesen tudatában kell lennie abban, mit cselekedhet, és hogy az milyen mértékben befolyásolja az erőmű biztonságát. Ez az, amit gyakran a biztonsági kultúraként emlegetnek, és ez nem csak az atomenergetika területén, hanem más fontos területen, például a légiforgalomban és az űrrepülésben is egyaránt érvényes. A nukleáris ipar valójában több módszert vett át ezektől az iparágaktól.

A nukleáris biztonság tárgya és alapelvei

A nukleáris biztonságot úgy definiálhatjuk, mint intézkedések sorát abból a célból, hogy:

A fenti célok megvalósítása érdekében bármilyen atomerőmű teljes élettartamára szükséges intézkedések: - az erőmű tervezésének időszakában tanulmányozások és elemzések, majd a komponensek és berendezések gyártási ellenőrzése; - az erőmű kivitelezése és indítása idején a minőségbiztosítási rendszer és ellenőrzés az indítást megelőzően az erőművi rendszerek átfogó próbája;

A radioaktivitás behatárolása és üzemzavar, vagy baleset következményeként a radioaktív szennyeződések kiszóródásának megelőzése céljából a nukleáris biztonság két alapelvre támaszkodik:

Korlátot képeznek: - az üzemanyag;

A mélységben tagolt védelem olyan globális közelítést nyújt, amelyet a tervezés és az üzemeltetés során lehet érvényesíteni felismerve azt a tényt, hogy műszaki és emberi hiba folytán esetleg bekövetkező események, üzemzavarok elháríthatók, és az üzem folytonossága biztosítható.

E korlátok sértetlenségének és működőképességének a biztosítása érdekében három biztonsági funkciót kell, fenntartani minden körülmények mellett (normális üzemben, leállás, vagy üzemen kívüli állapotban, valamint üzemzavari, illetve baleseti helyzetekben):

A reaktivitás-szabályozást a szabályozórudak, a PWR reaktorok primérköri hűtőközegében a bórkoncentráció változtatásával lehet biztosítani és megfelelő tervezéssel oly módon, hogy a zónában bekövetkezett diszturbanciák hatására negatív reaktivitás és így energiacsökkenés, majd leállás következzék be üzemzavar esetén. Amikor a reaktort le kell állítani, akkor ez automatikusan működtesse a védelmi leállító rendszereket, amelyek szabályszerűen gyors működtetésű szabályozó rudakat is tartalmaznak.

PWR reaktorokban - amilyenek Magyarországon is üzemelnek - az üzemanyag hűtését a prímér hűtőközeg és a gőzfejlesztők biztosítják. Üzemen kívüli, illetve leállított állapotban az üzemanyagban fejlődő bomlási hőt egy külön hűtőrendszer távolítja el. Üzemzavari és baleseti állapotban mindkét hűtőrendszernél vészhűtő rendszert kell alkalmazni, amelyek akkor is működnek, ha a másik két hűtőrendszer üzemképtelenné válik.

A korlátok magukba zárják a hasadási termékeket, amelyeket az üzemeltetés során állandó ellenőrzés alatt tartanak a primérköri hűtőközegben növekvő radioaktivitás mérése révén, a primérkör tömörségének időszakos szivárgási ellenőrzésével és a containment szivárgási mértékének időszakos próbájával.

Biztonság a tervezésben

Egy atomerőmű tervezésekor az üzemzavarok védelmi vonalait, láncait következetesen kell integrálni egy komplett biztonsági koncepcióba.

Az első védelmi vonal célja az üzemzavarok, balesetek megelőzése a hiba bekövetkezési valószínűségének csökkentése, a magas minőségi tervezés és kivitelezés révén. Ez a következő megelőző intézkedéseket követeli:

Ezek az üzemzavart és balesetet megelőző intézkedések kell, hogy kapcsolódjanak az üzemviteli intézkedésekhez, mint például a felületvizsgálató tevékenységek, amelyek biztosítják a tervezési jellemzők fennmaradását és az üzemeltetési tevékenységek teljesítését, hogy ilymódon a hibák kockázata minimális mértékű legyen.

A második védelmi vonal a reaktor védelme diszturbanciák esetén. Bizonyos mértékben ezt a fizikai jellemzők biztosítják, amelyek negatív reaktivitási hatást váltanak ki, megakadályozva ezzel az energia hullámzását. Van azonban számos olyan rendszer, amelynek célja az erőmű normál üzemének automatikus helyreállítása vagy biztonságos üzemen kívüli állapotba helyezése.

Ha az első két védelmi vonal meghibásodik, ami azt jelenti, hogy valós üzemzavar kezdődött, egy harmadik védelmi vonal szolgál a következmények enyhítésére. Ezek az úgynevezett lokalizációs rendszerek, beleértve a segéd és containment védelmi rendszereket. Valamennyi rendszert és épületet megfelelő tartalékkal kell méretezni és kialakítani különleges üzemzavari és baleseti eljárások alkalmazására.

Ha mindhárom védelmi vonal meghibásodna, erre az esetre egy utolsó védelmi vonalat, a balesetet levezető eljárást és egy vészállapotot, illetve katasztrófatervet kell kidolgozni. Ez már a legvégső védelmi vonal lenne, amelyet - remélhetőleg - sohasem kell használni.

Az erőmű tervének meg kell előznie a külső és belső események által okozott üzemzavarokat. A külső események között kell figyelembe venni a földrengést, áradást, eljegesedést, repülőgép lezuhanását és az ipari környezet káros hatását (például robbanás). Belső események: tűz, csőostorozás a törés után, belső repülő tárgyak romboló hatása és belső áradás.

A külső események bekövetkezése általában jellemző a választott telephelyre és annak környezetére, ezért azokat esetenként kell kezelni. Az elv: növelni a védelmi intézkedések számát és széles biztonsági tartalékokat alkalmazni a tervezés során az ilyen események ellen. Ha bekövetkeznek, a vizsgált belső események nem vezethetnek súlyosabb balesethez. A jövőben épülő atomerőmű tervéhez valószínűleg társul egy részletes valószínűségi biztonsági és kockázati analízis, amelyről még a következőkben szó lesz.

A biztonság ebben a létesítési állapotban azt követeli, hogy a felhasznált anyagok, szerkezeti elemek és berendezések minősége, továbbá az erőmű rendszerei a tervekben meghatározott követelményeket kielégítsék. Ennek eléréséhez alapvető eszköz a minőségbiztosítás, amelyet igen sok esetben hibásan értelmeznek, és emiatt a nukleáris biztonságban rosszul alkalmazott módszer.

A minőségbiztosítás egyszerűen egy menedzselési módszer azzal a feladattal, hogy a célként kitűzött minőség és az előírt teljesítmény az legyen, amit a tervekben specifikáltak. Ezt alkalmazni kell a tervezés, a gyártás, a kivitelezés és az üzemeltetés minden fázisában. Megjegyzendő, hogy a minőségbiztosítást már hosszú ideje alkalmazzák az iparban, anélkül, hogy definiálták volna. Ahol jó volt a vezetés, ott igen magas szintű követelményeket kellett elérni a minőség vonatkozásában. Különleges módszereket fogalmaztak meg az 1970-es években: Kanadában a repülőgép iparban; az USA-ban az NRC és a NAÜ révén a minőségbiztosítás gyakorlati útmutatásaként, amelyet ma már igen kiterjedten alkalmaznak sok országban.

Ami a minőségbiztosításban valóban félreérthető és ami néha képtelen eredményekhez vezet, az a dokumentálás. A minőségbiztosításnak nem célja, hogy töménytelen dokumentációt szolgáltasson minden egyes csavarra, alkatrészre, és ezzel dokumentálja, hogy ki követett el hibát, ha valami meghibásodik. Az ilyen esetek néha oda vezetnek, hogy a dokumentálási követelmények mellett közel lehetetlen megtalálni a szükséges információs anyagot sok szükségtelen adat között. A minőségbiztosítás célja: biztosítani a valóban meghatározott minőségi szintet és biztosítani, hogy ha valami meghibásodik, akkor ennek oka feltárható legyen.

Az eredeti célt sajnálatos módon sokan félreértelmezték, és az így alkalmazott minőségbiztosítás nem tölti be a gyártási és szerelési, eljárások tervezett funkcióját. Ennek ellenére a minőségbiztosítást szigorúan alkalmazni kell a szerkezeti elemek gyártásában és a minőségellenőrzésben.

Minden kivitelezési munkára vállalkozót minősíteni kell. Ez a minősítési vizsgálat tartalmazza: a gyártási előírások ellenőrzését, a technológiai eljárásokat, tisztasági és tisztítási követelményeket, amelyek révén biztosított, hogy a tárolt anyagok és berendezések a felhasználásig megőrzik előírt állapotukat.

Az atomerőmű normál üzemeltetését megelőzően különféle próbákat kell végrehajtani:

A karbantartó biztonság normális üzemeltetés alatt az alábbiakat jelenti:

Abból a célból, hogy az előbbiekben vázolt biztonsági kultúrát fenntartsák, szükséges, hogy az erőmű valamennyi dolgozója a szigorúság és éberség viselkedésmódját megfelelő módon gyakorolja, amely az alábbiakban foglalható össze: Légy szigorú minden tevékenységben, még a nyílt ügyekben is: használd, alkalmazd ismereteidet és alkalmazz jó gyakorlatot; gondolkodj, mielőtt cselekszel, működj együtt más személyekkel, figyelj és jelents minden rendellenességet, tartsd be a minőségbiztosítási előírásokat jelentsd a magad és mások által elkövetett hibákat.

Az ilyen viselkedési jellemzők nem csak az egyénekre, hanem a közösségben dolgozókra is érvényesek.

Az üzemeltetési minőség egy másik szempontja a dokumentálás, amely egyaránt érvényes az üzemeltetési próbákra és karbantartási eljárásokra, rajzokra, előírásokra. Bármilyen módosítás, változtatás esetén az összes vonatkozó dokumentációt szükséges korszerűsíteni.

Külön említést érdemel a biztonság tökéletesítése az üzemeltetés során. A biztonság sohasem, fogadható el statikus állapotúnak, állandóan törekedni kell a tökéletesítésre. Ez megszerezhető az üzemeltetési tapasztalatok gondos visszacsatolásával, különösen az üzemzavar esetek megfelelő mélységű analízisén keresztül, vagy ha ilyen eseményt sikerült időben megakadályozni. Az ilyen események vezethetnek az erőmű, az eljárások vagy a szervezeti sémák módosításához. A tulajdonos, illetve üzemeltető igyekezzen minél többet tanulni, további ismereteket szerezni más üzemektől és nemzetközi szervezetektől (mint például a WANO és a NAÜ).

A gyakorlást és az időszakos újragyakorlást, valamint a személyzet újraminősítését biztosítani kell és fenn kell tartani a biztonság magas szintjét az üzemeltetés alatt. A gyakorlást az erőmű vezetősége kötelezettséggel kell, hogy segítse, és ennek során a rendelkezésre álló legjobb eszközöket kell alkalmazni.

Ezek a gyakorlások, tréningek tartalmazzák az üzemeltetés és módosítások révén visszacsatolt üzemi tapasztalatokat. Valószínűleg a legtöbb erőmű rendelkezik a vezénylőpulttal azonos méretű és kialakítású számítógépes szimulátorral, mint egy központi segédeszközzel az operátor gyakorlásának elősegítésére. Ezek révén az operátor számos üzemzavart feltárhat vagy üzemzavari helyzetet megelőzhet, amellyel a működő erőműben soha sem találkozhat. A szimulátor az egyetlen olyan eszköz, amely jártasságot nyújt az ilyen helyzetekre és előkészíti az operátort a beavatkozásra.

Üzemzavari vagy haleseti helyzetben az első úgynevezett mélységben tagolt védelmi fokozatnak az erőmű automatikus, vagy belső, inherens működtetésének kell lennie; a második az operátor által kezdeményezett működtetés; míg a harmadik az üzemzavari team beavatkozása. Az automatikus működtetések már az erőmű tervéből ismeretesek és elegendő időt kell, hogy biztosítsanak az operátor számára az esetleg szükséges működtetésre. Általában az ehhez rendelkezésre álló idő legalább 30 perc. Az operátori beavatkozások, amelyekre végső soron szükség van, a helyzet diagnózisán alapszik a vezénylő teremből szerzett megfelelő információ és a helyzet orvoslására rendelkezésre álló működtető eszközök alapján. E célból az erőmű operátorai részére különleges eljárások állnak rendelkezésre. A legtöbb országban biztonsági mérnök nyújt segítséget a műszak felügyelő részére a döntéshozatalhoz, vizsgálva a működtetések megfelelőségét és az erőmű ezt követő reakcióját. Ilyen szempontból a TMI üzemzavar sok tanulsággal szolgált. A reaktivitási baleset rendkívül gyorsan bekövetkezik, mint Csernobil esetében is tapasztalhattuk, viszont a zónaolvadás itt sokkal lassabban alakult ki, mint a TMI esetében.

Abból a célból, hogy a legutolsó vonal védelmet nyújtson és a legnagyobb baleseti helyzet legyőzhető legyen, igénybe kell venni a helyi és a nemzeti krízis (illetve katasztrófa) teamet. Ezek segítséget nyújtanak az erőmű operátorainak a lakosság védelme érdekében szükséges bármilyen további beavatkozásnál. Szükségessé teheti különleges segédeszközök igénybevételét, például valamilyen berendezés használatát vagy további védőintézkedések megtételét, evakuálás elrendelését és végrehajtását.

Mint korábban említettük, a tervezés biztonsági analíziseit manapság a leggyakrabban a valószínűségi biztonsági és a kockázati analízis egészíti ki. Ez a 10^-4, 10^-5 vagy a 10^-6 esemény/év valószínűtlenségeken alapszik, amit ma általánosan - gyakran hibásan - idéznek az atomreaktorok biztonságával foglalkozó szakértői tárgyalásokon. A következőkben megpróbáljuk ezt, a némileg elvont területet olyan - a fontosságát megillető - mélységen tárgyalni, hogy ne legyen félreérthető.

Egy atomerőmű valószínűségi biztonság analízisében nagyon szisztematikus úton kell előrehaladni:

Ennek az elemző módszernek természetesen van egy belső gyengesége, ami az egyes berendezések vagy az emberi megbízhatóság nem elegendő ismeretéből adódik és abból, hogy nagyon nehéz valamennyi, előre nem látható lehetséges üzemzavart kezdeményező esetet és annak bekövetkezési sorrendjét meghatározni. Ebből következik, hogy az eredménynek is van bizonyos bizonytalansága még a legegyszerűbb szinten is, mint egy zónasérülés valószínűsége. Ha ezt kiegészítjük a containmenten keresztüli kibocsátás valószínűségével - vagy még egy további szinten a környezetben élő lakosságot ért sugárzási hatásokkal, a bizonytalanság szükségszerűen még nagyobbá válik. Így a valószínűségi biztonság és kockázati analízisek (PSA/PRA) eredménye csak óvatosan használható.

A szerző véleménye szerint a PSA-ek akkor a legértékesebbek, ha azokat egy erőművön belüli biztonság tanulmányozása során használjuk. A tervezés fázisában megengedhető az azonosítás azon erőművek jellemzőivel, amelyeknél lehetséges a biztonság fejlesztése a tervek módosítása révén. Üzem közben a vezénylő komputerébe programozott PSA lehetőséget nyújt az operátornak, hogy azonnal lássa, hogyan befolyásolja az erőmű üzemének biztonságát az, ha például egy rendszert javítás céljából az üzemeltetésből kiiktatnak.

A 10^-4 /év zóna sérülési valószínűséget a következőképpen kell értelmezni. Először is a statisztika természetében ez nem azt jelenti, hogy a zónasérülés valószínűsége 10 000 évben egy, és nem is jelenti azt, hogy az 10 000 év alatt nem következik be, hanem azt jelenti, hogy ezen időszakban bármikor bekövetkezhet. Másodszor, nagy a bizonytalanság és leggyakrabban nagyobb az alacsonyabb oldalon, mint a felsőn, vagyis, hogy a zóna sérülés kockázata sokkal kisebb lehet, de kisebb valószínűséggel sokkal nagyobb lehet. Harmadszor az erőmű berendezései megbízhatóságának ismerete erőművenként változó, és ennek alapján a végeredmény is megfelelő fenntartással alkalmazható a különböző erőművek biztonságának összehasonlításában.

E figyelmeztető megjegyzések után mégis meg kell állapítani, hogy a PSA/PRA a legfontosabb eszközt adta számunkra az atomerőművek biztonságának megítéléséhez, valamint más ipari létesítményekkel való összehasonlításához. Hollandiában a kockázati kritérium a PSA-a alapszik, amelyet nemrégiben valamennyi olyan ipari tevékenység esetében alkalmaznak, amelyek a polgári lakossággal és a környezettel ütközésbe kerülhetnek. Más ipari tevékenységekkel való összehasonlítást még nehéz végrehajtani. Egy vegyi üzemben, vagy egy cseppfolyósított földgáztárolóban meglehetősen nagy a kis számú azonnali halálesetek bekövetkezésének kockázata egy nagyobb baleset esetén. Az atomerőműben ezzel szemben igen kicsi az olyan jelentős radioaktivitás kibocsátásához vezető baleset bekövetkezésének valószínűsége, amely nagy populációnál okozhat besugárzási dózist és késleltetett halálesetet a rákbetegségen keresztül. Mindig nagyon nehéz lesz összehasonlítást tenni e két scenárió között. Az egyik esetben meglehetősen magas, de jól definiált a kockázat mértéke kevesebb számú személyre, míg a másik esetben nagyon kicsi a kockázat igen nagy számú személyre, de ugyanakkor a becslésekben nagy a bizonytalanság.

A NAÜ Nemzetközi Nukleáris Biztonsági Tanácsadó Csoport (International Nuclear Safety Advisory Group, INSAG) biztonsági célkitűzéseket fektetett le a PSA valószínűségi biztonsági analízis végeredményeire vonatkozóan. Ezek röviden összefoglalva:

A legtöbb jelenleg működő atomerőmű kielégíti az INSAG első kritériumát. Amelyek ezt még nem elégítik ki, azokat korszenesíteni kell, vagy súlyos indokok kellenek ahhoz, hogy fenntartsák az üzemeltetést, amíg a tökéletesítés elvégezhető. A jelenleg üzemelő erőművek közül sok, és biztosan a most rendelt erőművek legtöbbje már kielégíti az INSAG második és harmadik kritériumát. Ez a gyakorlatban azt jelenti, hogy még a jelenleginél kétszerte több atomerőmű működése esetén is a radioaktivitás súlyos kibocsátásának a valószínűsége bármelyik erőműből kisebb, mint 1000 évenként egy.

A jövő atomerőműveinek biztonsága: evolúciós, vagy revolúciós?

Általánossá vált kijelentés, hogy az atomenergiára a jövőben is szükség lesz a környezet védelme érdekében, azonban a jelenlegi reaktortechnológiáknak elfogadhatatlan a kockázata a nagyobb üzemzavar esetekre. Abból a célból, hogy elfogadjuk az atomerőművek nagymértékű létesítését a jövőben, szükséges egy új, úgynevezett “inherens", vagy belső, passzív alapokon nyugvó biztonsági közelítés. Ez nagyon jól hangzik, azonban a realitás valamivel bonyolultabb.

Vannak már kivitelezés alatt álló atomerőművek, amelyek néhány független analízis szerint olyan reaktorral létesülnek, amelyekben a reaktorzóna meghibásodási valószínűsége kisebb, mint 10^-7 /év, vagyis két nagyságrenddel jobbak, mint amelyeket az INSAG a jövőben épülő erőművekre előirányzott.

Van azonban néhány evolúciós, kisebb teljesítőképességű atomerőmű, amelyek kialakítása a jelenlegi erőműveken alapszik, és a velük szerzett tapasztalatok igen jók, és ezek már az évtized közepére rendelkezésre állnak. Végezetül van néhány forradalmian új, vagyis revolúciós erőmű a korai tervezés fokozatában, amelyek a megállapítások szerint “inherensen biztonságosak", biztonságuk független az operátor tevékenységétől: a fizika természeti töményei mindig hoznak számukra egy biztonságos állapotot.

A probléma ezekkel a gyökeresen új tervekkel szemben az, hogy még nem szereztek velük elegendő tapasztalatokat. Az első kétség gyakran az, hogy vajon egyáltalán megbízhatóan működhetnek-e. A második, hogy vajon minden lehetséges üzemzavart figyelembe vettek-e. A legsúlyosabb a zónasérülés lehet, vagyis nem következhet be zónaolvadás, csak tűz vagy vegyi reakció révén. Végezetül fel kell ismerni, hogy amikor a biztonsági tökéletesítések eredményeként a zónasérülés valószínűsége eléri a 10^-7 /év értéket, a fennmaradó kockázat főként a külső eseményekből adódik, amelyek a leggyakrabban nem zárhatók ki még az “inherens biztos" tervek esetén sem.

Félő, hogy a forradalmi tervek által ígért “inherensen biztonság" csak illúzió és nem sokkal jobb, mint a jelenlegi technológia szerint az evolúciós úton elért fejlesztés. Ezzel kapcsolatban két megjegyzést kell tenni:

Bíztató, hogy a villamosművek, az erőművek, valamint a szabályozó hatóságok általában egyetértenek ezekkel a pontokkal és azzal, hogy az új reaktorfejlesztések ebben az irányban haladjanak. Ezzel a háttérrel biztosan állítható, hogy az evolúciós tervezés, amelyet jelenleg alkalmaznak és előkészítik a jövő piacát, olyan biztonsági szintet fog képviselni, amely kielégít minden ésszerű követelményt.

Az atomerőmű biztonságát sohasem lehet statikus elvként figyelembe venni. Az üzemelő atomerőművekben mindig lehet fejlesztést végrehajtani. Ahol ilyen fejlesztés elvégezhető, ott ezt végrehajtják. A biztonsági megfontolások az atomerőmű élettartamának minden időszakában lényegesek lehetnek és érinthetik az atomipar egészének fejlesztését. Az erőmű biztonságában gondolkodva természetes, hogy az magában foglalja a személyek biztonságának fontosságát is. Ezzel szemben nem lehetnek az abszolút biztonság elérhetősége irányában olyan fejlesztési koncepciók, amelyek társadalmunk más tevékenységében nem léteznek, de kell, hogy legyen valamilyen perspektíva azokról a kockázatokról, amelyeket szükséges számításba vennünk.

________________________________