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Document  11 
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European 
Commission 
JRC TECHNICAL  REPORTS 
Belarus Stress Tests: 
Contribution of JRC to the 
ENSREG  Peer Review 
Author:-
Article 4(1)(b)
LIMITED DISTRIBUTION 
2018 


This publication is a Technical report by the Joint Research Centre  (JRC),  the  European Commission's science 
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Article 4(1)(b)
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How to  cite  this report:_,  Belarus Stress Tests: Contribution of JRC  to the  ENSREG  Peer  Review; 
JRC113818,  2018. 
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Contents 
Abstract ............................................................................................................. 1 
1  Introduction ................................................................................................... 2 
2  Belarus Stress Test Peer Review ........................................................................ 3 
2.1  The stress test peer review process .............................................................. 3 
2.2  Belarus Stress Test timetable and contribution of JRC ..................................... 3 
2.3  Belarus Stress Test results .......................................................................... 4 
3  References ..................................................................................................... 6 
List of abbreviations and definitions ....................................................................... 7 
Annexes ............................................................................................................. 8 
Annex 1. JRC questions to the Belarus Nuclear Regulatory Authority following the 
Desktop Review. ............................................................................................. 9 
Annex 2. EU peer review report of the Belarus Stress Tests. ................................. 18 
Annex 3. EU peer review report of the Belarus Stress Tests – Executive Summary. .. 20 


Abstract 
This report documents the JRC contribution to the Belarus Stress Test Peer Review 
exercise that took place between November 2017 and June 2018. 


1  Introduction 
On 11 March 2011, the Fukushima-Daiichi nuclear power plant suffered major damage 
after the magnitude 9.0 great east-Japan earthquake and resultant tsunami. The 
earthquake resulted in the loss of the off-site power supply. Although the reactors 
tripped in response to the seismic event, and the emergency diesel generators started 
correctly in order to provide the required back-up electrical supplies, the tsunami that 
was triggered by the earthquake, and arrived at the NPP some 50 minutes later, 
breached the tsunami barriers of the NPP and flooded the site, taking out the back-up 
power supplies as well as the structures and systems of the ultimate heat sink. The 
extended total loss of electrical power and heat removal resulted in severe accidents at 
several of the units of the NPP. 
Following the accident, the European Council of 24/25 March 2011 requested that the 
safety of all EU nuclear plants should be reviewed, on the basis of a comprehensive and 
transparent risk and safety assessment ("stress tests") comprising targeted 
reassessments of the safety margins of nuclear power plants. 
In addition, the European Commission organised a meeting with representatives of 
Armenia, Belarus, Russia, Switzerland, Turkey and Ukraine, with a view to inviting these 
countries to participate in the stress test exercise along with the relevant EU Member 
States.  
Extension of the EU nuclear stress tests to EU neighbour countries has an important 
impact in improving the safety of nuclear facilities in those countries and contributes to 
reducing the risk of accidents that can have serious consequences for the local 
populations and EU MS. 
Two of the countries approached, Switzerland and Ukraine, participated directly in the full 
process of the Stress Tests along with the EU Member States, following the same 
timetable and joining the peer review process. Some of the other countries, including 
Armenia, Belarus and Turkey expressed an interest in following the same process, 
including peer review, but at an appropriate time in the future. 
Armenia produced its Stress Test National Report in July 2015. The peer review process 
followed, with a similar contribution from JRC (see JRC102137) as described in this 
report for Belarus. The peer review report was prepared in June 2016 and published on 
the website of the European Nuclear Safety Regulators Group (ENSREG). 
The process has now been repeated for Belarus, and this report documents the JRC 
contribution to the Belarus Stress Test Peer Review. 


 
2  Belarus Stress Test Peer Review 
2.1  The stress test peer review process 
The Stress Test peer review is carried out on the basis of a national stress test report 
prepared by the stress test host country nuclear regulatory authority (NRA). This report 
may in turn be based on stress test self-assessment reports prepared by the licensees of 
each nuclear power plant operating in the host country. However, only the national 
report prepared by the NRA is subject to peer review. To ensure transparency and 
consistency of the stress test process, the national report is prepared in accordance with 
a technical specification issued by ENSREG [Ref. 1], and which has been followed by all 
participants of the stress test exercise.  
According to the technical specification, the stress tests include three specific topics: 
  Topic 1: Assessment relative to earthquakes, flooding and other extreme weather 
conditions 
  Topic 2: Assessment relative to loss of electrical power and loss of ultimate heat 
sink 
  Topic 3: Assessment relative to severe accident management 
These topics are covered in corresponding chapters of the national report. 
Once the national report is submitted to ENSREG by the host NRA, the peer review 
process can begin. The process generally comprises the following steps: 
1.  Establishment, by ENSREG, of a peer review team comprising experts nominated 
by nuclear regulatory authorities of other participating countries of the EU Stress 
Tests exercise and the European Commission. 
2.  A desktop review of the national report by the nominated peer reviewers. Peer 
reviewers may raise questions on issues requiring clarification following the review 
of the national report. Questions raised by the peer reviewers are collected and 
sent to the national nuclear regulatory authority of the host country. 
3.  Receipt of the answers to the questions from the host NRA, and review of the 
answers by the peer reviewers. 
4.  A peer review mission to the host country, of about 1 week duration. 
5.  Preparation of the Peer Review Report and publication on the ENSREG website. 
 
2.2  Belarus Stress Test timetable and contribution of JRC 
The Belarus National Stress Test Report was issued in October 2017. It has been 
published on the website of ENSREG [Ref. 2]. 
ENSREG established a peer review team of 17 experts from EU and non-EU nuclear 
regulatory authorities, 1 expert (JRC) and 1 rapporteur (DG ENER) from the European 
Commission and 3 observers from the IAEA, Russia and Iran, the latter being a potential 
future stress test host country. 
The whole peer review process was scheduled from 1 January to 31 March 2018. 
In support to DG ENER and to the JRC participant in the peer review team, JRC organised 
a team of staff with nuclear safety expertise to perform the desktop review of the Belarus 
national report. The desktop review of the national report took place during January 
2018. 
The JRC team of 5 experts, including the expert nominated to participate in the ENSREG 
peer review team, reviewed the report and jointly compiled 87 questions to be combined 


with those of the other peer reviewers1 and sent to the host NRA by end of January 
2018. While the JRC expert nominated in the ENSREG Peer Review Team was assigned to 
the topic 1, the JRC Desktop review covered all three topics of the stress test. The full set 
of questions compiled by JRC is given in Annex 1. 
The host NRA had until 28 February to prepare answers to all the questions and the peer 
review team had a short time to analyse the answers before the peer review mission to 
Belarus which took place from 12 – 16 March 2018. 
Following the mission to Belarus, the peer review team (excluding observers) prepared 
the peer review report, as well as an executive summary, which were endorsed by 
ENSREG and published on its website on 4 July 2018 [Refs. 3 and 4]. These documents 
are also included in Annexes 2 and 3 of this report. 
2.3  Belarus Stress Test results 
The conclusions of the stress test peer review are provided in the attached report and 
executive summary (Annexes 2 and 3). A summary of the peer review team 
recommendations, extracted from Annex 3, is provided below: 
Topic 1: Assessment relative to earthquakes, flooding and other extreme 
weather conditions 
Earthquake 
In general, the seismic design basis seems to be in line with current international 

practice, IAEA guidelines and the WENRA (2014) Safety Reference Levels. The 
procedure for definition of DBE is in accordance with Russian and Belarus regulatory 

requirements and standards, which is different from the widely accepted methods 
implemented in EU and WENRA countries. 
The completion of the PSHA 2018 confirmed ground motion values of 0.10 g for the 

design basis earthquake with the occurrence probability of 10-4 per year which was 
acceptable to the PRT. 
Further it will inform the decision for further appropriate safety measures. 
However, a systematic assessment of the seismic margins for all SSCs important to 

safety is currently not available. Therefore, to further strengthen the seismic 
robustness of the Belarusian NPP the PRT recommends that the regulator should 

consider the PSHA 2018 results in the beyond design basis safety evaluation of the 
plant and ensure the implementation of appropriate safety upgrading measures.  
Flooding 
The topography of the site of the Belarus NPP, which is located some 50 metres above 
the nearest river, adequately protects against river flooding and impact from dam 

rupture. This is regarded a strong safety feature. 
Due to the current state of construction, the PRT recommends that the Regulatory 

Body should check that plant measures against water ingress into safety related 
buildings and underground galleries are robustly designed and implemented. 
Extreme Weather 
The Belarus Power Plants show a high resistance to extreme weather hazards. 
However, the PRT recommends that the operational procedures associated with the 

management of extreme weather conditions that were under development should be 
fully developed and available before commissioning of the Belarusian NPP. 

1 A total of 460 questions were sent to the Belarussian NRA from the peer review team (Ref. 4). 


Topic 2: Assessment relative to loss of electrical power and loss of ultimate 
heat sink 
In the Belarus NR, robustness and time margins were theoretically demonstrated for 

all relevant accidents considered in the EU stress tests due to the diversification of the 
active safety systems with passive ones, big water reserves stored inside the 

containment and other features of the Belarus NPP. 
Particular strengths of the Belarusian NPP include a Passive Residual Heat Removal 
System through the Steam Generators (SG PHRS) and Passive System for Heat 

Removal from the Containment atmosphere (PHRS C). Both systems are capable to 
operate passively and automatically even during station black-out conditions at least 

for 24 hours in the stand-alone mode. In addition, there is a core catcher capable of 
capture, cool down and stabilize the molten corium preventing a direct challenge to 

the containment boundary.  
Nevertheless, the PRT concludes, that some issues regarding the safety especially 

under design extension conditions (DEC) need clarification and enhancement. As an 
example, despite the autonomy of the passive heat removal systems which are 
designed to cope with SBO scenarios, the SG PHRS, the PHRS C tanks and the spent 

fuel pool are refilled with water using a single pump JNB50AP001 (only 1 pump per 
unit is designed). During a SBO, electrical power for this pump will be supplied by a 

mobile diesel generator to be connected when required. Owing to the importance of 
ensuring the functionality of SG PHRS in SBO, the PRT recommends enhancing the 

reliability by installing an additional redundant pump. Considering the crucial function 
of the JNB-50 pump for meeting the requirements for DEC, the PRT recommends that 

a permanent power supply should also be installed to improve the availability of the 
pump in SBO situation. 

Topic 3: Assessment relative to severe accident management 
In relation to severe accident management, the PRT recognized that several advanced 

safety features are implemented in the design. 
Nevertheless, the overall concept of practical elimination of early and large releases 

should be more explicitly reflected in an updated plant safety case. Other measures 
related to habitability of control areas, and further developments of EOP and SAMG’s 

should also be undertaken. 
The PRT noted positive aspects taken regarding training, as a training centre is 
equipped with the full scope simulator with rather unique capabilities to also simulate 

severe accidents, thus providing additional features for effective staff training. 
In addition, PRT noticed with satisfaction that Ministry for Emergency Situations has 

also established a strong NPP fire brigade, well equipped with numerous mobile 
appliances ready to respond to fires and other hazards at the plant. In addition, at the 

country level there are other necessary sources such as heavy machines and transport 
available to respond to severe accidents. 



3  References 
1. EU "Stress tests" specifications, ENSREG, May 2011, 
http://www.ensreg.eu/sites/default/files/EU%20Stress%20tests%20specifications 1
.pdf  
2. NATIONAL REPORT OF THE REPUBLIC OF BELARUS ON THE BELARUSIAN NPP
OBJECTIVE SAFETY REASSESSMENT (STRESS TESTS), October 2017,
http://www.ensreg.eu/sites/default/files/attachments/belarus stress test national
report-31.10.2017 0.pdf
3. EU Peer Review Report of the Belarus Stress Tests, June 2018, ENSREG,
http://www.ensreg.eu/sites/default/files/attachments/hlg p2018-
36 155 belarus stress test peer review report 0.pdf
4. Belarus Stress Tests Peer Review  Executive summary, June 2018, ENSREG,
http://www.ensreg.eu/sites/default/files/attachments/hlg p2018-
36 156 belarus stress test prt report - executive summary 0.pdf
 


List of abbreviations and definitions 
DG ENER 
European Commission Directorate General for Energy 
ENSREG 
European Nuclear Safety Regulators Group 
EU
European 
Union
IAEA 
International Atomic Energy Agency 
JRC
Joint 
Research 
Centre
MS
Member 
State
NPP 
Nuclear Power Plant 
NRA 
Nuclear Regulatory Authority 
 


 
Annexes 
Annex 

1.  JRC questions to the Belarus Nuclear Regulatory Authority 
following the Desktop Review. 
Annex 2. 

EU peer review Report of the Belarus Stress Tests. 
Annex 3. 
EU  peer  review  Report  of  the Belarus Stress Tests – Executive 
Summary. 
 

 

 

Annex 1. JRC questions to the Belarus Nuclear Regulatory Authority following 
the Desktop Review. 



Information required in accordance with ENSREG ST Specifications is absent in 

Ch. 3.1.3, p58 
Ch.3.1.3 of NSTR “Compliance of the plants with licensing requirements”. The Section 
should be revised. 
- To what PGA does MSK 8 pts correspond?
- What max PGA can the ECCS resist? (0.162g?)
1
§3.2.1.1 
(SMA) 
- What max PGA can the SFP racks resist? (0.144g?)
- What max PGA can the MCR resist?
- What max PGA can the ECR resist?
- What max PGA can the EDGs resist?
The report states that "The safe-related electrical equipment refers to seismic 
category I as per NP-031-01 and maintains operation ability under an earthquake of 
1
§3.2.1.2 p62 
the 7-points level as per the MSK-64 scale." 
Does that mean that safety related electrical equipment has no margin above the SSE 
level? Please confirm the max PGA that safety related electrical equipment can resist. 
The report states that "Taking into account the accepted resistance margin for the 
1
§3.2.1.2 
p62&64 
equipment and pipelines the maximum admissible acceleration is 0.12 x 1.07=0.13g."
Please list precisely which safety-related Systems Structures and Components that 
have this max PGA of 0.13g. 
The report states that the max PGA that the "main structures" can resist is 0.62g. 
1
§3.2.1.2 p63 
Which buildings are concerned here (in particular, the containment building has a 
lower resistance as stated on p64)? Please list precisely the max PGA of each safety-
related building. 
The reactor developer recommends to improve the seismic resistance for several 

Ch. 3.2.1.4 p. 63 
systems e.g. ECCS, pressuriser injection and discharge pipelines, etc.. Are those 
recommendations followed up by the regulator? 
Is the proposed reassessment of seismic margins using the SMA method ongoing or 

Ch. 3.2.4 p. 66 
planned? 
The report does not consider seismic resistance of the outer containment and effect of 

Ch. 3 
its possible destruction during an earthquake on the inner containment. 
The report does not present information on seismic resistance margin of equipment of 
power supply support systems, systems for monitoring and control of additional 

Ch.3 
technical means, whose operation is needed in case of beyond design-basis and 
severe accidents. 
Highest and lowest fluctuations of Viliya water levels on Figure 4.1.1.2 (p70) seem to 

p 67 Table 4.1.1,  
not correspond with estimated probability of exceedance in Table 4.1.1 (p67). Please 
p 70 Figure 4.1.1.2  
clarify this or correct if necessary. 
There is not a formalized reference water level applied for the design. This should be 

Ch. 4.1.1., p68 
provided. The methodologies used for the characterization of the hazards of flooding 
depending on their origin are not presented in the report. 
Regarding the dam failure, the conclusions are made on the basis of studies 

conducted in 1972 by "CNIIKIVR". The corresponding studies have to be reviewed 
Ch. 4.1.1., p68 
taking into account the last data and knowledge about changes in the region able to 
modify spreading of the released water. 
The report presents the provisions of protection against flooding taken in the design: 
drainage, gutters, storm water drainage system. The conclusion not having floods in 

Ch. 4.1.2., p71 
the compartments of the site in case of unavailability of some of these devices (power 
loss) is not justified. No data is provided on the considered scenario, the intensity of 
the hazard, the duration of the phenomenon etc. 
With regard to the requirement of the ENSREG ST Specification to report on 
Provisions to protect the plant against the DBF, i) Main operating provisions ..., and ii) 

Ch. 4.1.2., p71 
Situation outside the plant, including preventing or delaying access of personnel and 
equipment to the site, no information is provided. The report should present 
conclusive information on these. 
1. What is the Design Basis precipitation?
2. What is the maximum precipitation corresponding to T=10000 years (this value is
1
p72
missing in table 5.2.1.1)? What would be the resulting water level on site?
3. Are the storm water treatment system and the drainage systems needed to cope
with the 10000 years max precipitation, or can the plant survive without them?
The report states "In case of electric power failure, the storm water treatment system 
and drainage systems will not operate."  
1
p72 
Storm is generally associated with an increased risk of Loss Of Offsite Power (LOOP). 
How does the plant avoid flooding of safety-related parts in case of LOOP caused by 
storm with heavy precipitations (in particular those systems located below 0.0 m level 

 
indicated on p74)? 
The report states the compliance without further analysis. The report has to be 
completed to address the requirements of the ENSREG ST Specification, requiring 

Ch. 4.1.3, p73 
moreover, that analysis has to cover all the plant states (reactor, pool) and the 
induced possible consequences (for example possible link of flood with fire events 
occurring due to short circuits created by water spreading). 
With regard to the requirement of the ENSREG ST Specification to report on Plant 
compliance with its current licensing basis; 
i) Licensee's process to ensure that off-site mobile equipment/supplies ...are available 
and remain fit
; no information is provided, in particular related to the location of the 

Ch. 4.1.3, p73 
mobile devices and of their support systems (fuel, oil, cooling) and their respective 
protection against flooding risk; 
ii) Any known deviation and consequences in terms of safety; planning of remedial 
actions
; no information is provided.  
The report should provide the relevant information on these aspects. 
The list of analysed dangerous meteorological phenomena on page 76 does not 

p 76 5.1.1 (a) 
mention low temperature, even if low temperatures are considered later in the 
chapter. Only high temperature is mentioned in this list. 
Dangerous meteorological phenomena are providing details about frequencies for not 
so rare or dangerous values. Perhaps this is to illustrate expected weather conditions. 
However, more attention should be focused on the extreme conditions. This is 

p 76 5.1.1 (b) 
partial y covered by next chapter 5.1.2 in the Table 5.1.2.1 and later on in the section 
about threshold analysis (Table 5.2.1.1). It would be much better to first introduce all 
extreme meteorological values with needed explanations. 
In the report the value given for heavy snowfalls is precipitation> 20 mm. Is the 

Ch. 5.1.1 p. 76 
dimension a printing mistake? 
In the report it is argued that the combinations of rare (exceedance frequencies of 
approx. 10-4/y) weather events lead to very low exceedance frequencies below the 
typical screening criteria. As combinations of not-too-severe weather events (e.g. with 
exceedance frequencies of approx. 10-2/y) may have effects beyond the sum of the 
individual effects, also such combinations need to be assessed.  In Table 5.1.2.1. of 
the report only a qualitative assessment of combinations of extreme weather events is 

Table 5.1.2.1, p79-80  provided. The listed consequences are typically loss of off-site power and loss of 
ultimate heat sink. At least loss of ultimate heat sink is a beyond design basis event. 
Thus this bounding qualitative assessment does not fulfil the ENSREG requirement to 
describe combinations of extreme weather events included in the design basis. 
The combinations of extreme weather conditions included in the design basis should 
be identified. This holds in particular for causally linked weather conditions (e.g. strong 
winds, heavy precipitation and lightning as a result of a storm passing over the site). 
The assessment of safety margins is limited to a direct comparison between design 
values and loads resulting from events with exceedance frequencies of 10-4/y. 
Potential cliff-edge effects and the corresponding margins are not identified. Besides 
this, the argument that extreme weather conditions are covered by the design against 
blast wave and aircraft crash is only true for certain failure modes of building 
structures. With regard to the safety systems only qualitative information is given for 

Ch. 5.2.1, p80 
the ventilation systems. 
Potential cliff-edge effects should be identified. The available margins between the 
design basis and the identified cliff-edge effects should be quantified. In particular for 
building structures, it should be verified (e.g. in the framework of a national action 
plan) that human-induced events cover all aspects of extreme weather conditions. In 
addition, safety margins for systems should be evaluated and quantitative information 
should be provided. 
It states on p 83 that "Supply and discharge pipes of the cooling water system of the 
PE essential consumers are placed in underground passageway tunnels of the UQZ 

p83 
and URZ safety systems, which excludes their freezing." How is this determined and 
for which freezing conditions? Please clarify in the document what are the UQZ and 
URZ safety systems and how they exclude freezing of the cooling water.  
What are the references or methods used for deriving values of extreme natural 
impacts in the Table 5.2.1.1 (p 84)?  
Why return values for 10000 years (or other appropriate values) are not provided for 

p 84 Table 5.2.1.1 
other dangerous meteorological phenomena like heavy rain and heavy snowfalls? 
Table 5.1.2.1 is presenting some more extreme values but without reference to 
frequency nor reasons for selection. 
 
 

Table 5.2.1.1 gives design values and values for events with exceedance frequencies 
of 10-4/y, but no information is provided on how the values have been derived (e.g. 
statistical method used to extrapolate from the limited meteorological observations to 

p 84 Table 5.2.1.1 
rare events). This information is necessary to verify that the loads given for events 
with exceedance frequencies of 10-4/y are reasonable and reliable. 
Moreover, for wind loads it is not clear from the report whether the given values refer 
to mean wind velocities or to gusts. 
Table 5.2.1.1 states that design minimum temperature is -61◦C while extreme 
temperature with frequency 1E-4 1/year is -50◦C. Clear extreme temperature limits 

p 84 Table 5.2.1.1 
are provided, for example, for mobile generator plant operation with minimum -50◦C (p 
39). Please elaborate that in more details including relevance to other temperature 
sensitive safety systems (e.g. diesel supply for other DGs, cooling systems). 
It is stated on page 85 how impossible is to predict reliable supply of diesel fuel at a 

p85 
late stage of an accident. Could you please clarify that extreme low temperature is not 
affecting diesel fuel supply in the early stage with specific low temperature? 
The emergency backup transformer (EBT) is powered from the “Vilia” substation 

Ch. 6.1.1 / Page 86 
through a ground cable line. What is the seismic qualification of this ground cable 
connection? 
According to the text, the operation of the unit from the EBT is safe for max. 7 days 
(168 hours) in accident situations starting from "power" and "cold shutdown" operation 
modes. The "refuelling" operation mode is not mentioned as initial condition, what is 

Ch. 6.1.1 / Page 86 
the maximum duration of safe reactor operation in this case? Note: the SG PHRS is 
not able to remove heat from the open reactor and consequently the time before fuel 
damage occurs would be considerably shorter for operation modes involving open 
reactor. 
Section 6.1 does not seem to address the SBO for all operational conditions, as the 
plant is assumed to be operating at power at the beginning of the accident. No 
justification is given that this situation would envelop any other initial operational 
Ch. 6.1 / Pages 86-

condition (for instance, if the plant is in shutdown when the SBO occurs) . An analysis 
95 
is presented for the spent fuel pool cooling safety function (called «option 1»), but no 
similar attempt is done for fuel in the vessel, considering the most unfavourable initial 
safety system configuration. 
Section 6.1 does not make clear if there is a normal backup AC power, for instance a 
backup transformer connected to the offsite grid, and the actions needed to take it 

Ch. 6.1 / Page 86 
onto operation (Section 6.1 does mention an emergency backup transformer of limited 
capacity, but the question is if there exists a normal backup AC transformer) 
Please explain more clearly which equipment can be supplied from the emergency 
backup transformer, and what human actions are needed to take it on service. Also 

Ch. 6.1 / Page 86 
explain if this emergency back-up transformer is supposed to operate in parallel to the 
emergency diesel generators, before the DG start, or only after the DG have failed. 
Please explain the function of the «Unit DG». Is it a unit shared by the two reactors in 

Ch. 6.1 / Page 86 
the plant? What human actions are needed to take it on service? Does it have the 
same level of protection against external hazards as the EPSS DGs? 
The description on page 87 claims that "Power supply from the UPS is designed for 2 
hours of operation without battery recharge", while on page 89 it is written that "It is 
assumed that in 24 hours from the start of the accident Unit becomes uncontrollable 

Ch. 6.1.2 / Page 87 
because the reliable power supply batteries are discharged". Since there are two 
different UPS systems (i.e. EPSS UPS and BDBA UPS) a clear distinction should be 
made in the descriptions to avoid misunderstandings. 
SBO analyses require consideration of various scenarios of accident progression 
depending on potential failures of equipment actuated in the course of accident 
(irrespective of the probability of the failure). In particular this pertains to the primary 

Ch. 6.1 
and secondary circuit relief valves, as well as relief valves installed at residual heat 
removal lines of LPIS (for shutdown states). This will allow to identify the failures 
significantly limiting time till onset of core damage and to propose measures needed 
to cope with such situations. 
Time estimate for operation of passive SG heat removal system needs to be re-

Ch. 6.1 
checked considering useful volume of system tanks. Timing for organization of the 
replenishment of these tanks needs to be adjusted accordingly. 

The report says that, after the emergency heat removal tanks exhaustion (subsequent 
to 3 days of SG PHRS operation), the time allowance for the fuel elements in the core 
«prior to the start of heating is about 86 hours». Does it refer to the beginning of the 
accident or to the exhaustion of the tanks? What does exactly mean «start of 
heating»? Furthermore, at the end of page 89, it is said that «the time allowance 

Ch. 6.1 / Page 88 
before the beginning of the reactor core heating may vary from 13 to 15 days from the 
beginning of the accident», apparently referring to the same scenario, could you 
please explain why this difference?. Could you provide the time allowance from the 
beginning of the accident up to (1) coolant level in the vessel reaching the top of the 
core and (2) fuel degradation with fast cladding oxidation and H2 production if the SG 
PHRS tanks are not refilled? 
The description on page 89 claims that "During SG PHRS operation, even a short-
term dehydration of the core does not occur and the FR (fuel rod) temperature does 
not exceed the design limit of 1200 °C." Note that 1200 °C is the fuel cladding 

Ch. 6.1.2 / Page 89 
temperature limit for DBA events; therefore it does not correspond to the fuel rod 
temperature limit, which is the fuel melting point. Please correct the description 
accordingly. 
What is the difference between the initiating events considered in sections 6.1.2 and 
6.1.3? The initiating event considered in section 6.1.2 is clearly described in the first 
Ch. 6.1 / Pages 87-
paragraph of the section, but an equivalent description is missing from section 6.1.3 

93 
According to the title of the sections, the difference should be that in the scenario 
addressed by section 6.1.3 the «various stationary backup AC power supplies» have 
also failed, but these «various supplies» are not identified. 
The report says the 2 mobile DG sets for the BDBA power supply channel (channel 7) 
will be «located outdoors at the NPP site». Will they be protected against external 

Ch. 6.1.4 / Page 93 
hazards such as flooding, earthquakes, severe weather, etc.? Please clarify storage 
conditions and level of protection against each of these hazards. 
At the bottom of page 93 the text states that "Monitoring and control are performed 

Ch. 6.1.4 / Page 93 
from the BDBA panel located in the MCR". No information is provided on the 
monitoring capabilities available in the ECR.  
As the ECR is not fully equivalent to the MCR (several functions are not available in 
the ECR, e.g. the CWL01 containment integrity monitoring panel, see 7.3.7 on page 

Ch. 6.1.4 / Page 93 
137), it is recommended to amend the text by a table (or an annex) showing those 
control and monitoring and actuation functions which are not available in the ECR to 
carry out DBA or BDBA accident management. 
In page 93 it is said that the mobile DG sets are monitored and controlled from the 
Ch. 6.1.4 / Page 93-
BDBA panel in the main control room, but in page 94 it is said that the mobile DG is 

94 
controlled directly from the local control panel located on the equipment. Please 
clarify. 
The report states that the plant can survive 72 hours without any AC power though it 
seems that this refers only to the autonomy of the emergency heat removal tanks (see 
first paragraph in section 6.1.5). The report also states that after 2 hours some 
batteries will be depleted rendering I&C and some valve inoperable. On the other 
side, section 6.1.2 on page 89 of the report states that after 24 hours the plant would 
become uncontrollable 'because the reliable power supply batteries are discharged'.  
2 & 3 
p92-94, p107 
Does this mean that operator actions to prevent fuel damage in case of SBO are 
needed within 24 hours rather than 72 hours?  
Please clarify the sequence of events in case of total loss of AC power: 1. What 
instrumentation, controls and valves are needed to operate the open cooling mode 
using the SG PHRS tanks and the atmospheric discharge? 2. What is the battery 
autonomy for these components? 3. Is this cooling mode performed automatically or 
does it require operator intervention? 
The means available for replenishment of the PHRS tanks (in case of SBO) are not 
described in detail. Section 6.1.4 says it is accomplished by the pump JNB50AP001, 
which can take water from the LCU tanks or the containment sump. But this same 
pump is used also for replenishment of the spent fuel pool. Which source is used for 
which purpose in which cases? Will the corresponding alignments of valves be 
Ch. 6.1.4/5 - Pages 
feasible for the operators to be done under SBO conditions (in terms of power 

93-95 
available for the valves and in terms of the time available for the operators). What is 
the flow capacity of this pump and how does it compare to the volume of the PHRS 
tanks? Furthermore, the last paragraphs on section 6.1.5 describe an alternative 
means for spent fuel pool makeup using fire trucks. Would this alternative means be 
available also for PHRS tanks replenishment? Are these fire trucks available on site or 
are they to be considered as external y-supplied equipment? 
Arrange for making-up of the spent fuel pool after 41hrs by connecting a fire engine 

95 
pump. Are the flexible hose couplings prepared and provided, i.e. is this measure 

implemented or will it be implemented before commissioning of the reactor units? 
Analysis of the BNPP site presented in Ch.2.2 indicates that the site is located at a 
substantial distance from natural water sources. In this connection, water for NPP 
needs is taken at a distance of about 11 km from the site. A single line of water supply 
with two sequential pumps is used for both BNPP units. Robustness of this water 
supply scheme (in particular, robustness of the GA system of additional water supply) 
with respect to external hazards is not addressed.  

Ch. 6.2 
At the same time, failure of the pump station located on the river coast may be 
caused, for example, by its flooding in the river high-water period. It is reasonable to 
estimate the potential duration of extreme conditions that may result in failure of the 
additional water supply system and to compare it with time during which BNPP 
systems that need to be refilled with water can perform their functions. Based on the 
results obtained, it will be necessary to revise the conclusion on NPP resistance to 
external hazards. 
There is no information about combination of extreme air temperature values with 
unfavourable humidity and wind conditions that should be considered for the design of 
the PE/KAA systems. 
It should be noted that the limit of capacity of the spray ponds (supposing their max. 
theoretical efficiency) to cool down the PE water to 31°C could be reached with max. 
air temperature of 37,4°C and relative humidity of 62% (it is physically impossible to 
cool water to less than 31°C with these conditions). 

Ch.6.2 
It could be suggested to provide explicit information about extreme and unfavourable 
meteorological conditions (values, method of calculation, uncertainties and possible 
combinations) that could lead to the total loss of the primary UHS (PE/KAA) and/or 
significantly impact the performance of PE/KAA systems.  
These unfavourable conditions should be taken into account for evaluation of 
autonomy and time available for operator to implement the mitigation actions in case 
of total loss of the UHS.  
Section 6.2 does not clearly define the primary UHS and the alternate UHS. According 
to the stress test specifications, the primary UHS enables heat removal for all non-
safety and safety functions. Please clarify what is the primary UHS in Belarus NPP 

Ch. 6.2 
(including both non-safety and safety loads) and the alternate UHS (including both 
non-safety and safety loads), and then structure the section 6.2 accordingly, 
presenting the relevant design provisions and the effects of losing the primary UHS 
first, and then the alternate UHS as well. 
Buildings containing essential cooling water supply equipment are protected from 
external hazards (by design of the buildings). To preclude direct uptake of water by 
tornado, each spray pond (SP) is subdivided into two sections, one of which is closed 
and connected to the open one by submerged pipelines of DN 800 mm. According to 
the evaluation presented in Ch.6.2.2, in the case of complete water uptake from the 
open section, the water remaining in the closed section will flow to the open one. The 
new water level inside the pond will not lead to a failure of the essential service water 
supply system. 
It is necessary to note that the SP open and closed sections represent communicating 
vessels, and decrease of the level in one of the sections under hydrostatic forces will 
cause water flow into the other section. Therefore, in case of water uptake by tornado 
from the open section, the level in the closed section will decrease as well. 
Considering that it is difficult to estimate water inventory that will be lost due to 
tornado and taking into account the requirement to use conservative approach and 
the most unfavourable operating conditions in external hazards analysis, it is 

Ch.6.2.2 
reasonable to evaluate a scenario with complete loss of water from the spray pools, 
identify measures and technical means to be used to refill SP, estimate the time 
needed to restore operation of at least two essential service water trains and compare 
it with available time to preclude violation of acceptance criteria. Based on the 
analysis results, it will be necessary to revise the conclusion on NPP resistance to 
external hazards.  
It should be mentioned that spray pond pipes and sprinklers could be affected by 
flying objects generated by tornado. In accordance with US NRC RG 1.76 2007/03 
“Design-basis tornado and tornado missiles for NPPs” for tornado of Class III (max. 
twist speed 72 m/s) the following flying objects should be considered for the design: 
- Metal piping sections of Ø0,168x4,58 m, mass of 130 kg and max. horizontal speed 
of 24 m/s ; 
- Vehicle of 4,5x1,7x1,5 m, mass of 1178 kg and max. horizontal speed of 24 m/s ; 
- Spherical metal objects of Ø 2,54 cm, mass of 0,0669 kg and max. horizontal speed 
of 6 m/s. 
It could be suggested to perform the assessment of possible impact of the tornado to 

the performance of PE spray ponds considering combined effects of water loss and 
flying objects. 
If the atmosphere is used as heat sink through the operation of the BRU-A valves, the 
SG makeup is ensured by the emergency feedwater, but nothing is said about the 

6.2.2 
water source for this makeup. What is the inventory available? Is it needed some 
manual action to put it in service? How long would it last without additional operator 
intervention? What human actions are needed after that time? 
The report refers to reference document [31] Report on the conduct of a targeted 
reassessment of safety (stress tests) of the Belarusian 


6.2.2. 
NPP" BL-11752 for the analysis of final states for various NPP operation modes after 
the loss of primary UHS and alternate UHS, which seems highly relevant for the 
purposes of the stress test exercise. However this document has not been made 
available for the stress test review. 
The report states that the «failure of the main and auxiliary cooling systems in the cold 
initial state of the reactor plant does not affect safety and does not change operation 
mode», but no justification is given. Will the availability of all primary and alternate 
UHS be the same during cold operational modes as in power operation? If not, it 

6.2.2 
should be justified that the longer times available for the operator due to lower 
residual heat loads are sufficient to restore unavailable systems related to the primary 
or alternate UHS. Furthermore, for the case of the spent fuel stored in the pool, «the 
cold states» could represent a more unfavourable initial condition, if all core has been 
unloaded. 
It is recommended to extend the scope this chapter by presenting the measures: 
• Proposed by the operator and agreed by the regulator
• Identified by the regulator during safety review of the PSAR and that should be

Ch. 6.2.5, p100 
presented by the operator for the operating license application
• Identified by the regulator in the stress tests assessment and that should require
follow up actions
The report proposes various coolant make-up methods using non-borated water 
sources to compensate for the evaporated SFP coolant during an SBO and/or LUHS 
event (see e.g. 2.3.3, page 38). However, the potential effect of non-borated make-up 
2 / generic 
Ch. 6.2 and 6.3 
water on the criticality of SFP is not analysed in detail. These analyses should be 
included in the report to demonstrate that the required level of SFP sub-criticality is 
always maintained. 
According to the descriptions provided the success of DBA and BDBA event handling 
depends on the proper operation of the steam generator and containment passive 
heat removal systems (SG PHRS and containment PHRS) to a great extent. The two 
systems have important common parts, because the containment PHRS uses the SG 
PHRS heat exchangers (water evaporation tanks) to deliver heat to the atmosphere 
through 4x2 air ducts installed on the external surface of the containment dome. In 
addition, the SG PHRS heat exchangers are directly connected to the steam 
2 / generic 
Ch. 6.2 and 6.3 
generators through a communication pipeline, consisting of pipes and valves. These 
interconnections might result in common-cause failures (e.g. due to broken or 
damaged SG communication lines, stuck valves, malfunctioning / damaged heat 
exchangers or air ducts, etc.) and the effects of these potential common-cause 
failures (resulting in degraded PHRS performance) are not analysed in the report. The 
robustness of plant response to external events and the presence of cliff-edge effects 
could be significantly influenced by the performance of the PHRS in these degraded 
conditions.  
In the accident analyses it is always assumed that the SG PHRS (or the containment 
PHRS) is available in the minimum sufficient configuration, i.e. 3 from the 4 trains are 
2 / generic 
Ch. 6.2 and 6.3 
working according to design. No analysis is provided to illustrate the plant response 
under those conditions when the minimum sufficient configuration is not available. 
It is necessary to clarify automatic algorithms of PRZ PORV, containment spray 
system and emergency off-gas system operation which are mentioned in the report 
with respect to hydrogen management strategy. 
Operability of equipment which is supposed to be used for crucial SA management 

Ch. 7 
measures need to be assessed for conditions which are expected during SA inside 
containment as well as inside the reactor system. In particular this pertains to 
operability of PRZ PORV and emergency off-gas system to preclude high pressure 
RPV failure scenarios. 
Shipment to the site and putting into operation of mobile water pumps - These water 

Ch. 7.1.1 p. 105 
pumps are not mentioned elsewhere in the document. For which actions will These 
mobile water pumps be used and when? 
Emergency plans and organisation are not yet in place. What is the schedule for 

Ch. 7.1.1 p. 105 
preparing a first draft of the emergency plans? When are national and international 

 
emergency exercises planned to be held?  
p22 

Why is there only one mobile Emergency Diesel Generator per unit? There is no 
p107 
redundancy in case of multi-unit accident.  
The report states that the mobile DG sets shall be delivered within 24 hours. Please 

p107 
demonstrate that the plant does not need mobile DGs before 24 hours (in particular in 
complete Station Blackout (SBO)). What is the autonomy of all batteries needed to 
ensure emergency cooling in case of SBO?  
The report mentions a number of vehicles of the onsite firefighting brigade. 1. Please 
clarify how many of these vehicles are meant to be used as mobile pumps in case of 
emergency. 2. How many mobile pumps are needed per unit to survive total SBO and 

p107-108 
loss of ultimate heat sink? 3. Please clarify whether fixed connection points have been 
installed and tested for connexion of the fire trucks (make up water to the spent fuel 
pools and for the steam generator cooling). 4. Please clarify what drills and exercises 
will be organised for the connection of mobile pumps.  
How is online monitoring of radioactive releases outside the plant area arranged? Is 

Ch. 7.1.2 p. 109 
there a country wide radiation monitoring system available? 

Ch. 7.1.2 p. 110 
How is the communication to neighbour countries in emergency situations arranged? 

Ch. 7.1.3.1 p. 111 
It is written "MCR allows to provide an independent monitoring…." Should it be ECR? 
Ch. 7.1.3.1 &7.3.7 p.  The BDBA control panel is located in the MCR. How can the BDBA control panel be 

111 &137 
operated when the MCR is not available? 
What would be the maximum effective equivalent dose to personnel in the MCR and 
3 p112 
ECR for severe accidents 'not accounted in the design' (dose cumulated during the 
entire duration of the accident)? Could it jeopardize the operators' response? 
In case of damage of MCR and ECR accident management will be performed from 

Ch. 7.1.3.1 p. 112 
the emergency control post. Are there any plant process and radiation data 
transferred to the emergency control post?  

Ch. 7.1.3.2 & 7.1.3.3  Are there specific equipment qualification requirements for BDBA equipment? 
Are there any actions to be performed manually by the operator in high radiation 

Ch. 7.1.3.5 p. 114 
zones during accident mitigation? 
Please provide more design info about the validation of the core catcher. How has it 
3 p124 
been validated: only by modelling or has an experimental demonstration been 
performed?  
The report states that disabling the spray system and the SG PHRS is one of the 
measures that can be used by the operator to manage the hydrogen situation. 
However, disabling the spray and SG PHRS systems can have adverse effects on 
other parameters (reactor building pressure and radioactivity in the reactor building 
3 p126 
atmosphere). The plant should not need to disable these systems to manage the 
hydrogen issue. The number and position of Passive Autocatalytic Recombiners 
(PARs) should be designed to avoid hydrogen detonation in all BDBA scenarios, 
without unnecessary controversial operator intervention.  
Is the capacity of the PARs designed to cope with all scenarios, including beyond 
design basis accidents? How much fuel damage is considered? 
3 p143-144 
Are there PARs installed in the SFP area to avoid hydrogen detonations? How is their 
capacity designed? 
Topics: 
1 - Earthquakes, flooding and other extreme weather 
2 - Loss of Electrical Power and Loss of Ultimate Heat Sink 
3 - Severe Accident Management 
 
 
 
 

 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
Annex 2. EU peer review report of the Belarus Stress Tests. 
 
 
 
 



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HLG_p(2018-36)_155 Belarus Stress Test Peer Review Report 
Contents 
1  INTRODUCTION and BACKGROUND ................................... 4 
2  EU – STRESS TESTS AND FOLLOW-UP ................................ 4 
2.1 
Mandate ....................................................................................................................... 4 
2.2 
Methodology ................................................................................................................ 4 
2.3 
Transparency and public involvement ......................................................................... 5 
2.4 
Invitation to neighbouring countries to take part in the EU-STs ................................. 5 
2.5 
Follow-up ..................................................................................................................... 6 
3  BELARUS– CURRENT STATUS and STs PROCESS ............ 8 
3.1 
Nuclear Power Plant in Belarus ................................................................................... 8 
3.2 
Mandate to perform a Stress Test Peer Review in Belarus ......................................... 8 
3.3 
Stress Tests in Belarus in compliance with the European STs process ....................... 8 
3.4 
Peer Review Board ...................................................................................................... 9 
3.5 
Peer Review Team (PRT) .......................................................................................... 10 
3.6 
Independence ............................................................................................................. 10 
3.7 
Questions of the Peer Review Team (PRT) to the Belarus National Report (NR) ... 10 
3.8 
Belarus Peer Review process - timescale .................................................................. 11 
3.9 
Transparency and public involvement ....................................................................... 12 
3.10 
Peer Review Team report ....................................................................................... 12 
4  GENERAL QUALITY OF NATIONAL REPORT AND 
NATIONAL ASSESSMENTS .......................................................... 14
 

4.1 
Compliance of the national report with the topics defined in the EU stress tests 
specifications ........................................................................................................................ 14 
4.2 
Adequacy of the information supplied, consistency with the EU stress tests 
specifications ........................................................................................................................ 15 
4.3 
Adequacy of the assessment of compliance of the plants with their current 
licensing/safety case basis for the events within the scope of the stress tests ...................... 16 
4.4 
Adequacy of the assessment of the robustness of the plants: situations taken into 
account to evaluate margins ................................................................................................. 17 
4.5 
Regulatory treatment applied to the actions and conclusions presented in NR ......... 18 
4.5.1 
General aspects ................................................................................................... 18 
4.5.2 
Periodic Safety Review (PSR) ........................................................................... 18 
5  PLANT(S) ASSESSMENT RELATIVE TO 
EARTHQUAKES, FLOODING AND OTHER EXTREME 
WEATHER CONDITIONS ............................................................. 19
 

5.1 
Description of present situation of plants in country with respect to earthquake ..... 19 
5.1.1 
Design Basis Earthquake (DBE) ........................................................................ 19 
5.1.2 
Derivation of DBE ............................................................................................. 21 
5.1.3 
Assessment of robustness of plants beyond the design basis ............................. 26 
5.1.4 
Peer review conclusions and recommendations specific to this area ................. 29 
5.2 
Description of present situation of plants in country with respect to flood .............. 30 
5.2.1 
Design Basis Flood (DBF) ................................................................................. 30 
5.2.2 
Assessment of robustness of plants beyond the design basis ............................. 33 
5.2.3 
Peer review conclusions and recommendations specific to this area ................. 34 
5.3 
Description of present situation of plants in country with respect to extreme weather 
 
 ................................................................................................................................... 35 


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HLG_p(2018-36)_155 Belarus Stress Test Peer Review Report 
5.3.1 
Design Basis Extreme Weather .......................................................................... 35 
5.3.2 
Assessment of robustness of plants beyond the design basis ............................. 38 
5.3.3 
Peer review conclusions and recommendations specific to this area ................. 39 
6  PLANT(S) ASSESSMENT RELATIVE TO LOSS OF 
ELECTRICAL POWER AND LOSS OF ULTIMATE HEAT 
SINK 

 ............................................................................................. 40
6.1 
Description of present situation of plants in the country ........................................... 40 
6.1.1 
Regulatory basis for safety assessment and regulatory oversight (national 
requirements, international standards, licensing basis already used by another country) 40 
6.1.2 
Main requirements applied to this specific area ................................................. 42 
6.1.3 
Technical background for requirement, safety assessment and regulatory 
oversight (Deterministic approach, PSA, Operational Experience Feedback) ................ 42 
6.1.4 
Compliance of plants with current requirements ............................................... 43 
6.2 
Assessment of robustness of plants ........................................................................... 43 
6.2.1 
Approach used for safety margins assessment ................................................... 43 
6.2.2 
Main results on safety margins and cliff edge effects ........................................ 43 
6.2.3 
Strong safety features and areas for safety improvement identified in the process 
 ............................................................................................................................ 51 

6.2.4 
Possible measures to increase robustness ........................................................... 52 
6.2.5 
Measures (including further studies) already decided or implemented by 
operators and/or required for follow-up by regulators ..................................................... 53 
6.3 
Peer review conclusions and recommendations specific to this area ........................ 53 
7  PLANT(S) ASSESSMENT RELATIVE TO SEVERE 
ACCIDENT MANAGEMENT ......................................................... 55

7.1 
Description of present situation of nuclear power plants in Belarus ......................... 55 
7.1.1 
Regulatory basis for safety assessment and regulatory oversight (national 
requirements, international standards, licensing basis already used by another country) 55 
7.1.2 
Main requirements applied to this specific area ................................................. 56 
7.1.3 
Technical background for requirement, safety assessment and regulatory 
oversight ........................................................................................................................... 56 
7.1.4 

Compliance of plants with current requirements (national requirements) ......... 56 
7.2 
Assessment of robustness of plants ........................................................................... 57 
7.2.1 
Adequacy of present organizations, operational and design provisions ............ 57 
7.2.2 
Margins, cliff edge effects and areas for improvements .................................... 62 
7.2.3 
Possible measures to increase robustness ........................................................... 64 
7.2.4 
New initiatives from operators and others, and requirements or follow up 
actions (including further studies) from regulatory authorities: modifications, further 
studies, decisions regarding operation of plants ............................................................... 64 

7.3 
Peer review conclusions and recommendations specific to this area ........................ 65 
8  MAIN CONCLUSIONS OF THE PEER REVIEW TEAM ... 66
9  List of acronyms ........................................................................... 73


2018-07-04 
HLG_p(2018-36)_155 Belarus Stress Test Peer Review Report 
1  INTRODUCTION and BACKGROUND 
 
On March 11th 2011, a magnitude 9.0 earthquake struck some 80 km off Japan's Tohoku coast. The 
ensuing tsunami and the subsequent accident at the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant (NPP) 
triggered the core melt of three reactors at the site. It was the worst emergency at a nuclear power 
plant since the Chernobyl disaster in 1986. 
The  analysis  of  the  Fukushima  accident  revealed  quite  substantial,  well-known  and  recurring 
technical  issues:  natural  phenomena  of  a  critical  nature  not  being  considered,  faulty  design, 
insufficient backup systems, failure to introduce safety improvements to operating reactors, human 
error,  inadequate  contingency  plans,  confusion  in  the  response  to  a  severe  accident  and  poor 
communications. These points are clearly described in the International Atomic Energy Agency (IAEA) 
comprehensive report on Fukushima published in September 20151. 
2  EU – STRESS TESTS AND FOLLOW-UP  
2.1  Mandate 
Against the background of Fukushima and based upon a mandate given by the European Council at 
its meeting on 24-25/03/2011, the European Commission (EC) – together with the European Nuclear 
Safety  Regulators Group
  (ENSREG)  –  launched  in  2011  EU-wide  comprehensive  risk  and  safety  re-
assessments of all EU NPPs (hereinafter referred to as "Stress Tests" (STs)). 
The  request  of  the  European  Council  defined  that  the  Stress  Tests  had  to  be  performed  first  at 
national level and to be complemented by a European Peer Review (PR).  
2.2  Methodology 
The European Council invited the EC and ENSREG to develop the scope and modalities for the Stress 
Tests with the support of the Western European Nuclear Regulators’ Association (WENRA). WENRA 
drafted  the  preliminary  stress  tests  specifications.  Consensus  on  these  specifications,  the  so-called 
"EU-STs specifications", was achieved by ENSREG and the EC on 24/05/20112. 
The  specifications  for  the  Peer  Review  of  these  EU-STs  as  well  as  a  working  paper  on  the 
transparency aspects of the STs3 were agreed later at the 11/10/2011 ENSREG meeting. 
The EU-STs specifications, which were the basis of the safety track of the stress tests, defined three 
main areas (topics) to be assessed
extreme natural events (earthquake, flooding, extreme weather 
conditions), response of the plants to prolonged loss of electric power and/or loss of the ultimate 
heat sink
 (irrespective of the initiating cause) and severe accident management.  
The assessments were organised in three phases: 
  Self-assessments by nuclear licensees. Licensees were asked to submit STs reports covering all their 
Nuclear Power Plants (NPP) to the national regulators  
  National review of the self-assessments. The National regulator reviewed the ST reports supplied 
by the licensees and prepared a National Report (NR); 
  European Peer Review of National Reports.  
                                                           
1 https://www.iaea.org/newscenter/news/iaea-releases-director-generals-report-on-fukushima-daiichi-
accident  
2 http://www.ensreg.eu/node/289/ 
3 http://www.ensreg.eu/node/349/  


2018-07-04 
HLG_p(2018-36)_155 Belarus Stress Test Peer Review Report 
The  peer  review  teams  were  composed  of  nuclear  safety  experts  from  EU  Member  States, 
Switzerland, Ukraine and from the Commission, with observers from  three countries (Croatia, USA, 
and Japan) and the International Atomic Energy Agency (IAEA). 
A considerable effort was made, in terms of human resources, to analyse the safety of all NPPs and 
spent fuel storage facilities of all 17 countries in a short time. In each of the 17 countries the review 
team  conducted  a  NPP  visit.  The  total  number  of  reactor  units  on  the  sites  visited  during  the 
originally  scheduled visits  in  March  2012 was  43  (approximately 30%  of  all  the  units  in operation). 
The plant visits confirmed the details of the prior analyses and in some cases have led to additional 
recommendations. 
Additional visits were performed to eight reactor sites by the peer review teams in September 2012, 
in  order  to  gain  additional  insight  on  different  reactor  types,  to  discuss  implementation  of  the 
identified improvements and in order to alleviate concerns relating to installations in areas bordering 
other  Member  States.  Thus,  all  operating  reactor  types  in  Europe  have  been  visited  by  peer 
reviewers. 
While  the  Stress  Tests  confirmed  the  high  standards  of  nuclear  safety  in  the  EU,  the  reports  also 
identified a number of improvements that could enhance safety. To ensure an appropriate follow-up, 
Member  States  developed  National  Actions  Plans  (NAcPs)  for  the  implementation  of  the  identified 
recommendations. 
2.3  Transparency and public involvement 
In its meeting on 24-25 March 2011, the European Council mandated that the outcome of the Stress 
Tests  and  the  information  on  any  subsequent  selected  safety  improvement  measures  should  be 
provided to the public. Therefore, from the very beginning full transparency was a key issue of the 
EU-STs and its  follow-up activities. The  ability to become  involved, by raising questions on the NRs 
and later the NAcPs and to have public access to all reports of the reviews conducted, illustrates the 
extent of transparency achieved. 
Several public  meetings also took  place  in 2012 to present  the process of the Stress Tests  and the 
major outcomes. 
All  NRs  and  NAcPs,  as  well  as  many  licensee  reports,  are  accessible  to  the  public  on  the  ENSREG 
website4.  
2.4  Invitation to neighbouring countries to take part in the EU-STs 
The events in Japan underlined the vital importance of nuclear safety, which should be addressed by 
the European Union (EU) and its neighbouring countries together as an absolute policy priority and 
the need to continuously re-evaluate nuclear safety. 
On 23 June 2011 a meeting took place with Commissioner Oettinger, Deputy Ministers of Energy and 
senior  representatives  of  the  Ministries  of  Energy  and  national  authorities  responsible  for  nuclear 
energy  of  the  Republic  of  Armenia,  Republic  of  Belarus,  Republic  of Croatia,  Russian  Federation, 
Swiss Confederation, Republic of Turkey and Ukraine with the aim of inviting these counties to take 
part in the EU Stress Tests and improve the safety of their nuclear installations. The outcome of this 
meeting was that the attending countries, in cooperation with the EU5: 
  Confirmed their willingness to undertake on a voluntary basis comprehensive risk and safety 
assessments  ('stress  tests'),  taking  into  account  the  specifications  agreed  by  the  European 
                                                           
4 http://www.ensreg.eu/EU-Stress-Tests  
5https://ec.europa.eu/energy/sites/ener/files/documents/20110623 stress test joint declaration eu neighb
ouring countries.pdf  
 


2018-07-04 
HLG_p(2018-36)_155 Belarus Stress Test Peer Review Report 
Commission and the European Nuclear Safety Regulators Group (ENSREG) on 24 May 2011. 
The  need  for  a  consistent  approach  towards  nuclear  safety  by  all  countries  making  use  of 
nuclear  energy  being  reinforced  by  their  shared  vision  that  highlights  the  potential  cross-
border nature of nuclear accidents; 
 Agreed  to  commit  nuclear  operators  to  self-assessments  of  their  nuclear  power  plants,  as
well as to invite national regulatory bodies to present national reports, and to make use of a
transparent  peer-review  system,  enhancing  credibility  and  accountability  of  the
comprehensive risk and safety assessments;
 Agreed  to  engage  on  a  multilateral  level  and  with  the  IAEA  in  discussions  on  strong  and
common safety standards as well as international peer reviews.
Two  countries  Switzerland  and  Ukraine  directly  participated  in  the  full  process  of  the  Stress  Tests 
with the other EU countries in 2012 and contributed to the National Action Plan (NAcP) peer reviews 
in 2013 and 2015.  
Some neighbouring countries like Armenia, Belarus and Turkey expressed their interest in following 
the same peer review process at an appropriate point in the future. The EC has always indicated its 
willingness  to  support  the  peer  review  process  in  collaboration  with  ENSREG  when  the  country 
indicates  that  it  is  ready  to  be  subject  to  the  peer  review  process.  The  Peer  Review  process  took 
place in Armenia in 2015-2016 and this report documents the Peer Review that took place in Belarus 
in 2017-2018
.  
2.5  Follow-up 
Member  States  developed  National  Actions  Plans  that  were  subject  to  the  EU  level  peer  review 
process. The 1st NAcP peer review workshop was organised by ENSREG in April 2013. The workshop: 

Identified  specific  country  actions  and  timescales  for  actions  to  improve  nuclear  safety  in
nuclear reactors

Highlighted  the  importance  of  the  principle  of  "Defence-in-Depth"  whereby  the  safety  of
nuclear  plants  is  assured  in  the  case  of  an  accident  by  a  number  of  independent  layers  of
safety actions

Recognized the importance of Periodic Safety Reviews (PSR) for continuous improvement in
the field of nuclear safety

Highlighted the need to maintain "containment integrity" under severe accident conditions

Committed  to  present  an  updated  NAcP  report  by  December  2014  with  a  follow-up  peer
review workshop in April 2015
The 2nd NAcP peer review workshop took place in April 2015, discussed the updated NAcPs and the 
measures  undertaken  to  improve  the  safety  of  nuclear  power  plants  as  well  as  changes  in  the 
schedules  since  the  first  reports.  During  the  2nd  Workshop,  special  attention  was  devoted  to  the 
technical basis for any changes to the safety improvement measures proposed as well as the review 
of studies and analyses identified and completed since the 1st Workshop. 
The  workshop  identified  that  an  important  number  of  actions  listed  on  the  NAcPs  have  been 
completed under the oversight of the respective national regulatory authorities and concluded that 
most  of  the  countries  are  adequately  progressing  the  implementation  of  their  NAcPs,  with  all 
participating  countries  strongly  committed  to  the  full  implementation  of  identified  improvement 
actions  in  their  respective  NAcPs,  under  the  oversight  of  the  regulatory  authorities.  Despite  these 
positive  improvements,  in  November  2015  ENSREG  issued  a  statement  on  this  topic6  where  it 
6 http://www.ensreg.eu/document/ensreg-statement-progress-implementation-post-fukushima-national-
action-plans-nacps  


2018-07-04 
HLG_p(2018-36)_155 Belarus Stress Test Peer Review Report 
considered that "the rate of safety upgrade implementation should be strengthened to target agreed 
implementation deadlines, taking into account other safety priorities and quality requirements
".  
As a follow-up to the completion of implementation of the pending actions contained in the NAcPs, 
ENSREG members committed to update and publish periodically (every 2 years starting from 2017) 
a  status  report  from  each  country
  on  the  implementation  of  the  NAcP,  until  completion  of  their 
respective NAcP. These updated NAcPs were published on the ENSREG Website in January 20187. 
 
                                                           
7 http://www.ensreg.eu/EU-Stress-Tests/Country-Specific-Reports  


2018-07-04 
HLG_p(2018-36)_155 Belarus Stress Test Peer Review Report 
3  BELARUS– CURRENT STATUS and STs PROCESS 
3.1  Nuclear Power Plant in Belarus 
On  17  September  2007,  the  President  of  the  Republic  of  Belarus  approved  the  Concept  of  Energy 
Security  of  the  Republic  of  Belarus,  which  considers  the  introduction  of  a  nuclear  option  into  the 
national energy mix. The  Concept  assumes  the  construction of a nuclear power plant  consisting of 
two reactors with total output electric capacity of 2000 MW before 2020. 
In November 2007 a presidential decree defined the organizations responsible for preparing for the 
construction of the country's first nuclear power plant and budgeted money for engineering and site 
selection. The candidate sites were Krasnopolyansk and Kukshinovsk (both in the Mogilev region) and 
Ostrovets  in  the  Grodno  region.  Ostrovets/Astravets,  23  km  from  the  European  Union  border  and 
55  km from Vilnius, was chosen in December 2008. 
On 30 July 2008, the Law of the Republic of Belarus “On the use of atomic energy” was adopted. The 
Law sets up conditions and normative and legal bases for the safe development of the nuclear energy 
sector, and for the use of nuclear technologies in various sectors of the national economy, as well as 
for conducting research activities.  
The  design  of  the  Belarusian  NPP  from  type  AES  2006  V-491  is  the  result  of  an  evolutionary 
development  process  of  the  Russian  VVER  ((Vodo-  Vodyanoi  Energetichesky  Reaktor)  type 
Pressurized  Water  Reactor  (PWR)  family.  The  operating  experience  within  the  VVER-type  plants 
amounts  to  about  1300  reactor-years,  among  them  a  great  number  of  plants  from  the  VVER-440 
power  plants  in  Russia  and  eastern  Europe  as  well  as  the  VVER-1000s  operating  in  the  Czech 
Republic, Bulgaria, China, India, Russia and Ukraine.  
The  later  VVER-1000  NPPs  of  the  type  AES-91  operated  in  China  (two  units)  can  be  seen  as  the 
reference  plant  for  the  development  of  the  V-491.  Currently,  two  units  of  this  type  are  in  the 
construction and commissioning phase at the Leningrad site in Russia. The project company for the 
Belarusian NPP project JSC St. Petersburg Research and Design Institute ATOMENERGOPROEKT took 
the  units  at  the  Leningrad  site  as  reference  units  for  the  Belarusian  NPP  project.  The  two  Nuclear 
Power Plants to be built on the Ostrovets (Astravyets) site will have a unit power of 2 × 1194 MW. 
The first unit is currently scheduled to go online in 2019. A second unit of the same size is scheduled 
to enter service in 2020. 
3.2  Mandate to perform a Stress Test Peer Review in Belarus 
In the wake of the Fukushima accident in 2011, Europe took the lead in carrying out comprehensive 
risk and safety assessments ("Stress Tests") of Nuclear Power Plants (NPPs) to assess their ability to 
withstand extreme external events. 
By  joining  the  Joint  Declaration  on  comprehensive  risk  and  safety  assessments  of  nuclear  plants 
(stress tests) in June 2011, Belarus confirmed its willingness to undertake on a voluntary basis such 
assessments,  taking  into  account  the  specifications  agreed  by  the  European  Commission  and  the 
European Nuclear Safety Regulators Group (ENSREG) on 24 May 2011.  
The European Commission and ENSREG have continually expressed their willingness to support any 
non  EU  country  which  would  decide  to  undertake  the  same  kind  of  peer  review  process  and  this 
support has been extended to Belarus.  
3.3  Stress Tests in Belarus in compliance with the European STs process 
Since June 2011 the European Commission services of DG ENERGY have been in regular contact with 
the  Belarusian  Ministry  of  Energy  and  the  Belarusian  Nuclear  Safety  Regulator  to  explain  the  EU 


2018-07-04 
HLG_p(2018-36)_155 Belarus Stress Test Peer Review Report 
stress  tests  peer  review  process  and  ensure  that  the  peer  review  process  could  be  conducted  in 
Belarus as soon as possible.  
To  ensure  a  smooth  implementation  of  the  process,  the  Commission  initiated  early  detailed 
discussions  with  ENSREG  to  guarantee  that  sufficient  resources  would  be  available  to  perform  the 
peer review process in a timely manner. In 2015, ENSREG included the Belarus peer review exercise 
in its Work programme for 2016-20198.  
In  June  2017,  in  preparation  for  the  peer  review,  the  European  Nuclear  Regulators  Safety  Group 
(ENSREG)  established  a  Board9  and  in  September  2017  a  Peer  Review  Team  (PRT)  of  experts  to 
review the Belarusian national stress test report, the latter consisting of 17 nuclear safety regulators 
from nuclear and non-nuclear power EU Member States and the Commission. 
During  2017  the  Belarus  nuclear  regulatory  authority  (Ministry  for  Emergency  Situation  (MES) 
represented by its department Gosatomnadzor (GAN) worked to produce the host country national 
report for the stress test process and the Russian version of the national report was approved during 
an inter-governmental meeting on 27th September 2017. Belarus subsequently submitted the English 
version  of  its  national  stress  tests  report  on  the  Belarusian  Nuclear  Power  Plant  to  the  EC  and 
ENSREG for peer review on 31st October 2017. 
To ensure consistency the EU Stress Test peer review process in Belarus adopted and followed the 
same  technical  specification  prepared  by  ENSREG  in  May  2011  for  previous  applications  of  the 
process  and  was  performed  in  full  transparency  according  to  the  ‘principle  for  openness  and 
transparency’  as  embraced  by  ENSREG  in December  2011.    According to  this principle,  the  Belarus 
national  stress  test  report,  the  core  element  of  the  peer  review,  was  published  on  the  ENSREG 
website10 8th November 2017. 
To ensure the smooth implementation of the process, all practical details of the Peer Review were 
compiled in to a single document setting out the "Practical Arrangements11", which was agreed and 
approved by the Stress Test Board and by Belarus Counterparts.  
The objective of the Stress Test peer review is to promote continuous nuclear safety improvements 
in  Belarus,  by  providing  an  international,  independent,  and  complementary  assessment  to  ensure 
that no important issues have been overlooked on any of the topics within the scope of the Stress 
Test.  Recognising  the  benefits  of  the  conclusions  of  previous  stress  test  reviews,  the  Peer  Review 
Team  also  provided  information  to  the  Belarus  national  regulator  and the  licensee/operator/utility 
the  areas  for  further  improvement  and  good  practice  that  were  identified  during  the  earlier  peer 
review of national reports in 2012 or later12 for their consideration. 
3.4  Peer Review Board  
The Board Composition was as followed: 
  Chairperson: Marta Žiaková , Chairperson of the Nuclear Regulatory Authority of the Slovak 
Republic  
  Deputy Chairperson: Sylvie Cadet Mercier, Commissioner, Nuclear Safety Authority, France  
                                                           
8 http://www.ensreg.eu/document/ensreg-work-programme-2016-2019  
9 http://www.ensreg.eu/news/minutes-34th-meeting-ensreg  
10 http://www.ensreg.eu/sites/default/files/attachments/belarus stress test national report-
31.10.2017 0.pdf  
11 http://www.ensreg.eu/sites/default/files/attachments/practical arrangements-31.10.2017 0.pdf  
12 http://www.ensreg.eu/NODE/513  


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HLG_p(2018-36)_155 Belarus Stress Test Peer Review Report 
  Peer Review Team Leader: Mark Foy, Chief Nuclear Inspector of the UKs Office for Nuclear 
Regulation  
  Representative  from  non-nuclear  EU  MS:  Andreas  Molin,  Head  of  Nuclear  Coordination, 
Federal Ministry of Agriculture, Forestry, Environment and Water Management13, Austria  
  European  Commission  representative:  Massimo  Garribba,  Director,  DG  Energy  –  Nuclear 
energy, safety and ITER  
The  Board  secretariat  tasks  were  performed  by Ghislain  Pascal,  European  Commission,  DG  Energy, 
Team Leader International Relations. 
The detailed roles and appointment process of the Board and PRT are described in the "Peer Review 
Practical Arrangements"14 that have been approved by the Belarus Nuclear Regulatory Authority the 
18th October 2017. 
Several meetings of the Board took place from September 2017 to June 2018 to ensure an efficient 
and transparent implementation of this peer review process. 
3.5  Peer Review Team (PRT)  
During the 34th ENSREG plenary Meeting in June 2017, the EC's Directorate-General for Energy asked 
ENSREG to seek nominations to form a Peer Review Team (PRT) of experts that would  perform the 
peer review exercise for Belarus. Nomination were sought not only from ENSREG Members but also 
from  Countries  which  have  already  participated  to  the  EU  Stress  Test  process  in  the  past  (e.g. 
Switzerland, Ukraine, etc.). 
Based  on  proposals  received,  the  Belarus  Stress  Test  Board  selected  the  team  of  experts.  It 
comprised  1  Team  Leader,  1  Deputy  Team  Leader,  1  Rapporteur,  1  leader  for  Topic  1  (Extreme 
external initiating events), 1 leader for Topic 2 (safety functions and design issues) and 1 leader for 
Topic 3 (Severe Accident Management) and experts for each of the topics. The PRT was composed in 
total of 17 experts from EU and non EU Member states (2 DE; 2 SE; 1 AT, 1 FR; 1 ES; 1 LT; 1 GR; 1 HU; 
1 BG; 1 UK; 1 FL; 1 CH; 1 SK; 1 UA). 
The PRT also included 2 representatives from the Commission, 1 expert from JRC and 1 rapporteur 
from DG ENERGY and 3 observers: 1 from the IAEA, 1 from the Russian Federation and 1 from Iran.  
3.6  Independence 
The  Peer  Review  has  been  performed  in  an  independent  and  structured  manner  by  the  selected 
experts in the PRT being experienced in such type of exercises.  
The experts drew on information sources provided by a variety of different stakeholders (regulator, 
licensee, TSOs, Non-governmental Organizations (NGOs), etc.) supplementing by the core element of 
the peer review, i.e. the Belarus Stress Test National Report. 
3.7  Questions of the Peer Review Team (PRT) to the Belarus National Report 
(NR) 
The PRT began its work at the end of October 2017, with a desktop review of the Belarus NR. Each 
member  of  the  PRT  had  access  to  the  NR,  and  was  asked  to  develop  written  questions.  These 
questions were reviewed by the Topic leaders and by the Team and Deputy Team Leaders and were 
subsequently  submitted  to  Belarus  Nuclear  Regulatory  Authority  on  6th  February  2018
.  In  total, 
around  460  written  questions  were  prepared  by  the  PRT,  which  were  a  combination  of  questions 
developed by the PRT, those from NGOs and others provided by Latvia. Prior to the visit to Belarus, 
                                                           
13 now Ministry Sustainability and Tourism 
14 http://www.ensreg.eu/document/belarus-stress-tests-practical-arrangements  
10 

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on 7th March, Gosatomnadzor provided written answers to all of the questions raised by the PRT and 
a response to all questions was provided on 7 March 2018. The full set of questions and associated 
answers have been published on the ENSREG website. 
The questions were structured by the PRT according to the three topical areas of the ST: 
 General: (62 questions)
 Topic 1: Impact from extreme natural hazards (155 questions),
 Topic 2: Loss of safety systems (132 questions), and
 Topic 3: Severe accident management (116 questions).
3.8  Belarus Peer Review process - timescale 
The main activities and timeframe of the peer review exercise was: 
 Belarus Stress Test Board appointed: 27th June 2017
 1st Meeting of the Belarus Stress Test Board: 21st September 2017
 PRT established by the Board: 21st September 2017
 Belarus NR transmitted to the EC and ENSREG: 31 October 2017
 2nd Meeting of the Belarus Stress Test Board: 19th December 2017
 Public  Consultation  on  the  Belarus  Stress  Test  report  on  the  ENSREG  Website:  open  from
Monday 13 November 2017 to Saturday 13 January 2018.
 Desktop review of the Belarus NR by the PRT (from November 2017 to end of January 2018).
A template for the questions was provided to the PRT by the PRT secretariat.
 A  one-day  pre-meeting  of  the  PRT  was  organized  in  Luxembourg  on  31  January  2018  to
ensure  an  optimal  preparation  for  the  country  visit  to  Belarus  in  March  and  review  the
questions prepared by the experts. A video conference with Gosatomnadzor was organized
in the frame of this meeting.
 Questions  prepared  by  the  PRT  were  compiled  by  the  rapporteur  and  sent  to
Gosatomnadzor on 6 February 2018.
 Written  replies  from  Gosatomnadzor  to  the  PRT  questions  were  provided  6  and  7  March
2018.
 Written  replies  from  Gosatomnadzor  to  the  remaining  NGO  etc.  questions  were  provided
the 28th May 2018.
 The PRT members completed the development of very early initial drafts of the chapters of
the PRT report on 5 March 2018.
 A  first  preliminary  draft  of  the  PRT  report  was  assembled  by  the  rapporteur  and  sent  to
Gosatomnadzor  on 7 March  2018,  to  give  Gosatomnadzor  the opportunity  to  comment  on
the early draft.
 The country visit of the PRT (Country Review) to Belarus took place from 12 to 16 March
2018 (including a 1 day visit of BNPP on 14 March) during which the draft version of the PRT
report was developed
 3rd Meeting of the Belarus Stress Test Board to review draft report of PRT: 22nd March 2018
 4th Meeting of the Belarus Stress Test Board to approve the Belarus PRT Report: 24th May
2018
 Belarus Stress Test Board visit to Belarus to present the PRT report: 12-14 June 2018
11 

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  Belarus Stress Test Board presents the results of the peer review to ENSREG: 2nd July 2018 
  Belarus Stress Test Board presents the results of the peer review to the public: 3rd July 2018 
  Belarus ST peer review report published on the ENSREG Website: 4th July 2018. 
3.9  Transparency and public involvement  
The PRT was conscious that full transparency, combined with the opportunity for wider civil society 
involvement, would significantly contribute to the Belarus ST process being recognised by the public 
and  other  stakeholders,  as  a  reliable  and  trustworthy  reference  on  the  status  and  adequacy  of 
nuclear  safety  in  Belarus.  Consequently,  the  EC  and  ENSREG,  in  close  collaboration  with  Belarus 
Counterparts  ensured  that  the  PRT  of  the  Belarus  STs  was  guided  from  the  beginning  by  the 
principles of openness  and transparency,  similar to those  applied  in Europe  for the earlier  STs and 
associated follow-up process. 
Gosatomnadzor was informed about the EU transparency objectives and requirements and advised 
on  how  it  might  engage  the  public  by organizing  a structured  and  comprehensive  information  and 
public communications process. Transparency was further ensured by publishing key background and 
communication  documents  on  the  ENSREG  Website15.  A  large  effort  was  invested  in  regularly 
updating  the  information  available  on  this  website  to  ensure  a  comprehensive  overview  of  the 
process was available for the public. 
The goal of all these activities was to inform all stakeholders as objectively and comprehensively as 
possible on each aspect of the process and to facilitate  collecting the views of stakeholders on the 
key nuclear safety related issues and how they were being dealt with in the course of the PR. 
The Belarus national stress test report, the core element of the peer review, was published on the 
ENSREG  website,  remaining  open  for  Public  Consultation  from  Monday  13  November  2017  to 
Saturday 13 January 2018. During this Public Consultation comments/questions were received from 3 
sources: 
  The Ministry of Environmental Protection and Regional Development from Latvia 
  Greenpeace Central and Eastern  Europe  
  Belarus NGO "Ecohome" 
These questions/comments and associated responses were published on the ENSREG Website. 
During  the  PRT  mission  in  March,  an  opportunity  was  provided  for  the  Belarus  NGOs  to  have  a 
meeting with several representatives of the PRT (TL, DTL and Topic Leaders) and the Belarus Nuclear 
Regulatory Authority. During this meeting the representatives of the Belarus NGOs sought clarity on 
the  Stress  Test  scope  and  the  peer  review  process.  They  were  also  advised  that  the  full  suite  of 
questions  (including  those  of  the  NGOs)  arising  from  the  review  of  the  national  report  and  the 
subsequent  Gosatomnadzor  responses  will  be  placed  on  the  ENSREG  web  site  within  a  few  weeks 
after the PRT mission. During the meeting, the representatives of the NGOs did not raise any issues 
of a technical nature with the PRT. 
3.10  Peer Review Team report 
The main outcome of this peer review exercise is this "PRT report". The structure of this report is 
similar to the structure of the reports published for the countries which participated in the EU STs in 
2012. According to the 2012 ST template the report covers the following topics: 
                                                           
15 http://www.ensreg.eu/EU-Stress-Tests/Country-Specific-Reports/EU-Neighbouring-Countries/Belarus  
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  General Quality of national report and national assessment 
  Plant assessment relative to earthquake, flooding and other extreme weather conditions. 
  Plant assessment relative to loss of electrical power and loss of ultimate heat sink 
  Plant assessment relative to Severe Accident Management 
The PRT report presents further potential improvements or good practices that have been identified 
during  the  review  exercise  performed  in  Belarus  with  a  view  to  ensuring  continuous  safety 
improvement.  
 
 
 
13 

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4  GENERAL QUALITY OF NATIONAL REPORT AND 
NATIONAL ASSESSMENTS 
4.1  Compliance of the national report with the topics defined in the EU stress 
tests specifications 
In  the  opinion  of  the  PRT  the  Belarus  national  report  was  drafted  in  accordance  with  the 
requirements of the EU stress Tests. Belarus’s agreement to complete the EU Stress Test process in a 
relatively  compressed  timeframe  is  noted,  particularly  as  it  is  an  embarking  country  developing  a 
new  nuclear  power  programme  and  even  for  more  established  countries  the  process  presents  a 
sizeable challenge and learning process. The team was told that Gosatomnadzor had developed the 
national report mainly on its own, with limited external support.   
Attempts  to reduce  the  volume of its  initial draft national report resulted in limited information in 
some  parts,  which  led  to  a  large  number  of  additional  questions  being  sent  to  Belarusian 
counterparts  by  the  PRT  and other stakeholders  involved in Stress Test  process. However, the PRT 
was impressed with how hard Belarusian counterparts worked to answer the questions raised by the 
PRT. Belarusian counterparts fully answered the questions and provided the answers translated into 
English to the PRT for consideration within 4 weeks, along with additional reference materials such as 
copies of parts of PSAR, project documentation, schemes, as further evidence to its given answers.  
Together with subsequent discussions with counterparts and the site visit in Belarus, these allowed 
the PRT to clarify all of its outstanding points.  
Previous stress tests were undertaken on pre-existing reactor designs that were already operational 
and  on  NPPs  under  construction  at  the  time  in  the  EU.  From  the  start,  the  experts  from  the  PRT 
considered that highest safety standards should be taken into account during the stress test process 
for  Belarus  even  though  the  construction  licence  for  Belarus  NPP  was  issued  before  WENRA 
approach was established for new reactor design.   
The PRT acknowledges that the design of the NPP is intended to make the best of the evolutionary 
development process of the Russian VVER that has been developed and constructed in several east 
European countries as well as in Russian Federation, China and India.  
The general view of the national report in each topic area was as follows: 
Topic 1 
The  regulations  presented  for  site  investigations  and  evaluation  as  well  as  for  design  of  the  plant 
against  the  seismic  hazards  are  limited.  Short  descriptions  of  the  national  requirements  and 
regulations  for  nuclear  and  radiation  safety  don’t  include  whole  existing  requirements  against 
seismic hazards (including investigation and characterization of the site-specific hazards and design).   
This assessment is also similar for other external hazards such as flooding and extreme weather: the 
regulatory  basis  is  not  detailed  in  the  NR.  The  methodologies  used  for  the  screening  and 
characterization of the hazards depending on their origin were partly presented in the NR. However, 
additional information was subsequently provided during the country visit. 
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Topic 2 
The NR states that the legal framework is built in accordance with international norms as the IAEA 
Safety Standards. This legal framework relies on two laws enacted in 1998 and 2008 (as well as their 
related  decrees)  which  are  aiming  at  implementing  international  standards  and  rules.  Applied 
technical  requirements  for  the  safety  design  of  the  BNPP  needed  to  be  discussed  during  the  PRT 
mission. The NR makes DiD claims intended to meet IAEA safety standards, comprising five levels. 
 
Topic 3 

The regulatory specification setting out the scope of the stress tests and reporting of the results of 
the  stress  tests  in  the  area  of  severe  accident  management  is  fully  consistent  with  EU  stress  tests 
specification. The utility report has been developed in accordance with the regulatory specifications. 
The  same  is  true  for  the  national  report,  although  an  attempt  to  reduce  the  size  of  the  national 
report has led to limited factual information, that resulted in a large number of additional questions 
being raised by international experts and other stakeholders involved in stress tests.  
4.2  Adequacy  of  the  information  supplied,  consistency  with  the  EU  stress 
tests specifications 
Topic 1 
In  general,  the  seismic  design  basis  seems  to  be  in  line  with  current  international  practice,  IAEA 
guidelines and the WENRA (2014) Safety Reference Levels. The procedure for definition of DBE is in 
accordance with Russian and Belarus regulatory requirements and standards, but it is different from 
the widely accepted methods implemented in EU and WENRA countries (references 2016).  
In addition, the Belarus standard ТКП 263-2010 (02300) which is practically equivalent to NP-031-01 
(in  line  with  the  IAEA  Safety  Guides  NS-G-1.6  and  taking  into  account  the  superseded  IAEA 
documents  50-SG-D15  and  50-SG-S1)  is  not  taken  into  account  in  the  NR,  relying  instead  on  the 
Russian standard RB-019-01.  
The NR provides insufficient information  about the regulatory bases, technical background and the 
methodology  used  for  screening  and  characterization  of  the  flooding  hazards,  however  additional 
information  was  provided  during  the  country  visit.  The  concept  of  Design  Basis  Flood  (DBF)  is  not 
strictly used at the Belarus NPP. Using the methodology to screen and characterize flooding hazards, 
the maximum flooding level corresponding to a non-exceedance probability of 10-4 per year has been 
assessed  taking  into  account  Belarussian  regulatory  bases  and  IAEA  recommendations.,  consistent 
with the EU stress tests specification. 
Regarding  extreme  weather  hazards,  the  NR  doesn’t  provide  full  information  about  the  regulatory 
bases, and methodology used for screening and characterizing such phenomena (heavy rain, etc.). It 
should be formalised in line with existing international standards. Nevertheless, with the information 
provided during the visit the PRT concluded that all relevant extreme weather events are taken into 
account.  
 
 
 
15 

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Topic 2 
The  NR  does  not  provide  detailed  information  regarding  the  relevant  technical  specifications,  and 
their application to the design of the Belarusian NPP, which required follow-up by the PRT to gain a 
clear understanding. 
 
Topic 3  
In  general  for  severe  accident  management,  information  provided  in  the  NR  is  consistent  with  EU 
stress  tests  specifications,  although  in  several  cases  it  was  necessary  to  obtain  more  detailed 
information through the responses to the additional questions and also through the discussions held 
during  the  country  visit.  Typical  areas  where  additional  information  was  needed  include  specific 
legislation  applicable  for  severe  accident  management,  selected  approach,  status  of  development 
and plans for future implementation of EOPs and SAMGs, independence between design provisions 
implemented  at  different  levels  of  defence,  operational  characteristics  and  functioning  of  novel 
design  solutions,  and  more  specific  information  about  interfaces  between  the  on-site  accident 
management and off-site emergency planning.  
 
4.3  Adequacy  of  the  assessment  of  compliance  of  the  plants  with  their 
current licensing/safety case basis for the events within the scope of the 
stress tests 

 
Topic 1  
The PRT focused on the reliability of the current design basis earthquake of I = 7° MSK-64 and PGAH = 
0.10  g  for  the  non-exceedance  probability  of  10-4  year.  This  was  due  to  the  fact  that  several 
earthquakes  of  I  =  7°  have  been  reported  from  the  region  and  near-region  around  the  NPP,  this 
requires complementary analysis which are currently undertaken.  
Compliance of the plant with their licensing basis for flooding has been found to be adequate. 
The  maximum  values  corresponding  to  a  non-exceedance  probability  of  10-4  per  year  for  most 
relevant extreme weather scenarios were given. If historical, local and regional data are limited, the 
WENRA  2014  SRLs  Issue  T4.2  allows  a  non-probabilistic  estimation  of  the  event.  A  practical 
procedure for a justification could be a comparison of requirements in neighbouring countries. 
Topic 2  
The  description of  the  general  safety  concept  ensured  by  the  active  and  passive  safety  features  in 
order to take into account European objectives and requirements as formulated by WENRA seem to 
be met. This concept is intended to address safety related aspects coming from the lessons learned 
of the Fukushima Daichii accident.  
 
 
 
16 

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Topic 3 
Safety features of the plant relevant for the management of severe accidents ensure full compliance 
with the licensing basis of the country of origin (Russian Federation) as well as applicable regulatory 
documents  of  Belarus.  In  addition,  there  is  a  report  on  comparison  of  Belarusian,  Russian,  IAEA 
Safety  Standards  and  WENRA  Reference  Levels  and  Safety Objectives  concluding  that  there  are  no 
significant contradictions between these reference documents. Nevertheless, it is taken into account 
that since the plant design there has been significant progress in updating the safety requirements, in 
particular  the  Russian regulations and IAEA Safety Standards. The most  significant  modifications  to 
these standards  are the main source of the suggestions made  by the peer review team for further 
safety enhancements. 
4.4  Adequacy  of  the  assessment  of  the  robustness  of  the  plants:  situations 
taken into account to evaluate margins 
Topic 1 
The reported analysis on seismic resistance gives a basic overview of the margins expected on several 
equipment’s,  such  as  high-pressure  components.  This  does  however  not  apply  for  all  the 
equipment’s (see ECCS) and the expected margins are rather different.  
Comfortable  margins  of  the  plant  design  in  respect  to  flooding  have  been  demonstrated  for  river 
overflow  and dam rupture.  As groundwater  rising  up to lower basement level cannot  be excluded, 
basement of buildings have been made watertight against groundwater ingress and special drainage 
arrangements have been put in place.  
For  extreme  weather  cases,  some  margins  have  been  taken  into  account.  The  exceedance 
frequencies and the corresponding values for precipitation were presented during the country visit. 
For lightning the design requirements were given, which corresponds to other countries. 
Topic 2 
The  PRT  found  that  the  assessment  work  performed  regarding  loss  of  off-site  power  (supplement 
power  transmission  line),  on-site  power  supply,  station  blackout  or  heat  removal  is  generally 
satisfactory. However later in this report the PRT highlights further assessment work in a number of 
areas it considers necessary to enhance the robustness of the design. 
Topic 3 
The national report highlights design features of the Belarusian NPP that form a good basis for the 
robustness of the plant for coping with severe accident conditions including:  
 double containment,
 multiple means for the reactor coolant system depressurization,
 hydrogen mitigation system,
 passive containment heat removal system
 core catcher for molten corium stabilization.
Suggestion  for  future  enhancements  are  mainly  associated  with  post-Fukushima  safety 
requirements,  such  as  enhanced  independence  between  different  levels  of  defence  in  depth, 
demonstration of practical elimination of early and large  radioactive  releases, adequate margins in 
17 

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design of selected systems against natural external hazards more severe than design basis events and 
specific use of mobile sources in the plant design. 
 
4.5  Regulatory treatment applied to the actions and conclusions presented in 
NR  
4.5.1  General aspects 
The  national  report  highlights  a  limited  number  of  measures  to  improve  the  safety  of  the  Belarus 
NPP. Examples of the identified measures to improve safety include: 
  Installing additional anti seismic supports to improve the seismic resistance of the ECCS and 
Pressurizer System 
  Installation of stops to the racks of the spent fuel pool, limiting rack horizontal movement 
and improving seismic resistance 
  Improving the seismic resistance of the RCPS anti-seismic fixation rod 
  Arranging permanent, fixed local seismic monitoring network to obtain geodynamic data 
  Improving the tie in arrangements to improve the make-up capability to the spent fuel pool 
to maintain water levels and hence heat removal capability 
  Reviewing the options to recharge the UPS 
  Provision of 2 mobile DG sets (one set per NPP) to improve NPP stability in the case of a loss 
of power supply and UHS to both NPPs at the same time. 
This list is not exhaustive. However, the PRT considers that adopting the recommendations made by 
the  PRT  later  in  this  report  would  provide  greater  safety  benefits  than  some  of  the  measures 
proposed by Gosatomnadzor.  
4.5.2  Periodic Safety Review (PSR) 
The Belarus NPP is under construction and no specific PSR has been considered or performed. 
However, responses to the PRTs written questions confirm that there is a requirement in the legal 
provisions for a PSR to be undertaken after 10 years. 
 
 
18 

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5  PLANT(S) ASSESSMENT RELATIVE TO EARTHQUAKES, 
FLOODING AND OTHER EXTREME WEATHER 
CONDITIONS  

The plant under review in Belarus is a new NPP under construction. Consequently, the experts from 
the PRT considered that highest safety standards should be taken into account during the stress test 
process  for  Belarus.  WENRA16  stipulates  that  for  new  NPP  designs  “accidents with  core  melt  which 
would lead to early or large releases have  to be practically eliminated17”. 
WENRA further specifies, 
“For  that  reason,  rare  and  severe  external  hazards,  which  may  be  additional  to  the  general  design 
basis,  unless  screened  out  (…),  need  to  be  taken  into  account  in  the  overall  safety  analysis.”  
It  is 
further said that  “Rare and severe external hazards  are additional to the general design basis,  and 
represent more challenging or less frequent events. This is a similar situation to that between Design 
Basis  Conditions  (DBC)  and  Design  Extension  Conditions  (DEC);  they  need  to  be  considered  in  the 
design but the analysis could be realistic rather than conservative.” 
 
These safety expectations require a broader and more extensive consideration of external hazards in 
the plant design and the consideration of events with occurrence probabilities below 10-4 per year in 
the safety demonstration.  
5.1  Description  of  present  situation  of  plants  in  country  with  respect  to 
earthquake 
5.1.1  Design Basis Earthquake (DBE) 
5.1.1.1  Regulatory basis for safety assessment and regulatory oversight  
The presentation of the Belarus national regulations for site investigations and evaluations as well as 
the  plant  design  against  seismic  hazards  is  rather  scarce  in  the  National  Report  (NR).  National 
requirements and regulations for nuclear and radiation safety are summarized in chapter 1.2 of the 
NR.  The  relevance  of  these  documents  for  the  safety  requirements  with respect  to  seismotectonic 
hazards and for the investigation and characterization of the site-specific hazards and design against 
hazard, effects could not be judged.  
During the country visit, the PRT received a full list of the regulatory documents relevant for securing 
seismic safety. Regulations are based on both, Belarus and Russian documents. It  was clarified that 
the main basis of the regulation regarding investigation and characterisation of the seismic hazard is 
the Russian normative document NP-031-0118. This standard has been developed taking into account 
the recommendations of the now superseded IAEA guidelines 50-SG-D1519 and 50-SG-S120. The NP-
031-01 defines two levels of earthquake:
16 WENRA, 2013. Report safety of New NPP designs. http://www.wenra.org/publications/ 
17 In this context, the possibility of certain conditions occurring is considered to have been practically 
eliminated if it is physically impossible for the conditions to occur or if the conditions can be considered with a 
high degree of confidence to be extremely unlikely to arise. 
18 NP-031-1: Standards for Design of Seismic Resistant Nuclear Power Plant 
19 IAEA 50-SG-D15: Seismic Design and Qualification for Nuclear Power Plants, 1992 (outdated) 
20 IAEA 50-SG-S1: Earthquakes and Associated Topics in Relation to. Nuclear Power Plant Siting, 1979 
(outdated) 
19 

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1.  The  Safe  Shutdown  Earthquake  (SSE)  as  an  event  with  10.000  years  return  period  (0.5% 
exceedance probability in 50 years) and  
2.  the  Operating  Basis  Earthquake  (OBE)  as  an  event  with  1.000  years  return  period  (5% 
exceedance probability in 50 years).  
The  SSE  complies  with  international  practice21.  Due  to  a  translation  error  from  the  Russian  to  the 
English  version the  NR  addresses  the  OBE  as the  design  basis  earthquake  (DBE).  Correctly,  the  SSE 
should be labelled as DBE. 
Regarding the site seismicity, the NP-031-01 standard refers to the Maps of General Seismic Zoning 
of North Eurasia (GSZ-97)22. The maps in the scale of 1 : 10.000.000 include the Belarus territory. The 
seismic  intensity  presented  in  these  maps  is  described  as  the  numerical  value  on  the  Medvedev-
Sponheur-Karnik scale 1964 (MSK 64). The scientific studies for the maps were performed from 1991 
to 1997. The Belarus standard TKP 45-3.02-108-200823 adopts the concept of NP-031-01 and provides 
in its Appendix B the map of isoseismic zones for Belarus that is based on the map GSZ-97-D for the 
Russian  Federation  from  2002.  The  map  GSZ-97-D  is  applicable  for  the  design  of  nuclear  power 
plants,  since  the  MSK-64  intensity  is  given  for  0.5%  exceedance  probability  in  50  years,  which 
corresponds to an average recurrence interval of 10.000 years.  
The NP-031-01 defines the minimum value of maximum horizontal peak ground acceleration for the 
SSE (PGAH) with 0.1 g, which is in line with the IAEA Safety Guides NS-G-1.6 and SSG-9. 
In  the  NR  the  Russian  standard  RB-019-0124  is  cited  as  a  basis  for  the  site-specific  seismic  hazard 
assessment.  
The seismic design of the structures, systems and components (SSC) of the Belarus NPPs follow NP-
031-01  and  the  Russian  standard  NP-064-0525.  The  Belarus  standard  ТКП  263-2010  (02300)  that  is 
practically  equivalent  to  NP-031-01  is  not  cited  in  the  NR.  Seismic  qualification  of  the  electrical 
equipment and I&C follows the Russian standards GOST 17516.1 and GOST 16962.2. 
The PRT concludes that the Russian codes and standards have been used by the designer/supplier in 
cases where no comprehensive Belarus regulation existed. The laws of Belarus approve this.  
                                                           
21 WENRA Safety Reference Levels for Existing Reactors (2014) require to consider events with exceedance 
frequencies not higher than 10-4 per year for the design basis. IAEA NS-G-1.6 (Seismic design and qualification 
for nuclear power plants) notes that the OBE is usually not associated with safety requirements but is related 
to operational requirements only. The SSE should be adopted for the design of safety classified items. The 
minimum level should correspond to a peak ground acceleration of 0.1 g.  
22 V. N. Strakhov, V. I. Ulomov, and L. S. Shumilina, 1998, New Maps of General Seismic Zoning of North Eurasia 
Izvestiya, Physics of the Solid Earth, Vol. 34, No. 10, pp. 872–876. 
23 TKP 45-3.02-108-2008: High-rise buildings – Design buildings rules 
24 RB-019-01: Seismic assessment of the regions of location of nuclear and radiation hazardous sites on the 
basis of geodynamic data 
25 NP-064-05: Accounting of External Natural and Man-Induced Impacts on Nuclear Facilities 
20 

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A Belarus regulatory document exists for assessment of core damage frequency due to natural and 
man-made  external  hazards  (ТКП  566-2015  (33130)).  These  regulations  have  been  applied  in  the 
Stress  Tests  of  Belarus  NPP  (see  page  8  of  NR).  However,  there  is  no  indication  of  the  use  of  this 
regulatory document in the Section 3 of the NR (except of the heading of the sections).  
 
5.1.2  Derivation of DBE 
Information on the DBE provided in the NR (p. 40-41) is inconsistent and difficult to understand. After 
receiving extensive information during the country visit, the PRT concludes the following:  
According to NP-031-01 the seismic hazard map GSZ-97-D26 has been used to derive the Design Basis 
Earthquake  (DBE  correctly  SSE)27.  The  map  GSZ-97-B  was  used  for  the  definition  of  the  Operating 
Basis Earthquake (OBE). Taking into account the map in the Belarus standard TKP 45-3.02-108-2008, 
the following ground motion values were selected for the Belarusian NPP: 
DBE (exceedance frequency 10-4 per year) (named SSE in the NR): Intensity 7° MSK-64 = 0.10 g PGAH 
OBE (exceedance frequency 10-3 per year) (named DBE in the NR): Intensity 6° MSK-64 = 0.05 g PGAH 
The  NP-031-01  correlates  the  maximum  horizontal  acceleration  to  the  intensity  grades  for  the 
medium soil conditions and defines the standard design response spectra28. It is said that the design 
accounts for the soil conditions at the site. However, detailed information on the site conditions is 
not provided in the NR.  
An  alternative  determination  of  the  DBE  hazard  level  using  an  approach  taking  into  account  the 
seismogenic zoning and local conditions at the NPP site revealed: 
DBE (exceedance frequency 10-4 per year) = 0.069 g PGAH 
This ground motion value was not accepted as it is below the minimum level of 0.1 g suggested by 
IAEA, as a consequence the NR states the DBE = 0.10 g PGAH  
However,  Atomenergoprojekt,  the  designer  of  the  Belarus  NPP,  set  the  value  of  0.12  g  as  the 
engineering basis of design, which corresponds to the general basic design of the VVER-1200, 2006 
reactor. 
Although  the  performance  of  external  hazards  PSHA  seems  to  be  a  requirement  according  to  ТКП 
566-2015  (33130),  a  seismic  hazard  curve  is  not  presented  in  the  NR.  Information  about  ground 
motion  values  with  occurrence  probabilities  <  10-4  are  therefore  not  available.  During  the  country 
visit, it was explained and shown that site-specific hazard curves have recently been calculated as the 
basis for seismic PSA. 
Design  basis  values  for  other  seismotectonic  hazards  (liquefaction,  dynamic  compaction)  are  not 
developed. It is mentioned in the NR that the soil at the site is not susceptible to liquefaction without 
providing supplementing information on how the hazard was screened out. The answers to the PRT 
                                                           
26 Уломов В.И. Сейсмичность // Большая Российская Энциклопедия (БРЭ). Том 1. 2004. С.34-39 
27 In the English version of the NR the OBE is erroneously translated as DBE. 
28 The Belarus standard TKP 45-3.02-108-2008 correlate 1 m/s2 (~0.1g) maximum horizontal acceleration to 
intensity 7° MSK-64. 
21 

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questions inform that these hazards are addressed in the SAR. During the country visit, the Belarus 
counterpart  granted  access  to  the  technical  report  37/3-307-1579  (14.03.2014)  that  excludes  soil 
liquefaction for the site.  
Site investigations to screen out the hazard of surface faulting (fault capability) are not mentioned in 
the  NR.  During  the  country  visit,  the  PRT  was  informed  that  dedicated  geological  and  geophysical 
investigations  addressed  the  identification  and  assessment  of  faults.  The  only  Quaternary  fault 
identified (Oshmanski fault, 0.3 m displacement in 2 ma) is located at a distance of 22 km from the 
site. 
External flooding of the site due to the earthquake exceeding the design basis level can be excluded 
(dry site concept). 
5.1.2.1  Main requirements applied to this specific area 
National regulatory requirements for seismic safety are not presented in the NR. During the country 
visit,  the  Belarus  counterpart  presented  a  full  set  of  norms  and  standards  applicable  for  seismic 
safety.  The  requirements  for  the  derivation  of  the  seismic  design  basis  are  given  in  the  Russian 
standard NP-031-01 and associated Russian regulatory requirements and standards, as well as in the 
Belarus standard TKP 45-3.02-108-2008, Appendix B. 
SSCs important to safety are said to be seismically qualified for PGAH of 0.12 g. The value envelopes 
the ground motion determined for the design basis earthquake (PGAH = 0.1 g). The value corresponds 
to  the  basic  design  of  the  VVER  1200,  2006  reactor type.  The  seismic  classification  of  SSCs  for  the 
plant design has been developed on the principles and definitions given in the Russian standard NP-
031-01. A Safe Shutdown Equipment List (SSEL) comprising of 72 individual SSCs is included in Table
3.1.2.1 of the NR.
5.1.2.2  Technical background for requirement, safety assessment and regulatory oversight 
(Deterministic approach, PSA, Operational Experience Feedback) 
The original selection of vibratory ground motion values for the DBE uses three different and partly 
independent  approaches:  (1)  non-site  specific  normative  seismic  zoning  maps  from  the  Russian 
Federation, (2) probabilistic and (3) deterministic seismic hazard analyses.  
(1) The seismic hazard of the region is defined based on macroseismic intensity maps included in the
standard TKP 45-3.02-108-2008 (map GSZ-97-D). Since the site is located within a zone of intensity 7°
MSK-64, the DBE was  defined according to Appendix 2 of NP-031-01. The design basis is therefore
selected with I = 7° MSK-64 which is equal to PGAH = 0.1 g.
(2) The micro-zoning approach led to the assessment of the DBE with PGAH = 0.069 g. Since NP-031-
01 defines the minimum applicable PGAH = 0.1 g, the site-specific ground motion value is bounded by
0.1 g (in line with international practice).
22 

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(3)  The  micro  zoning  as  per  NP-031-01  has  been  supplemented  by  a  site-specific  seismic  hazard 
assessment, which follows the Russian regulation RB-019-0129 and NP-064-0530. Chapter 3.1.1 of the 
NR provides information about some details of the procedure. Analyses include the compilation of an 
earthquake  catalogue  for  the  period  1602-2007,  the identification  of  geodynamic  active  zones  and 
possible earthquake sources (PES zones), and the selection of maximum magnitudes (Mmax) for both, 
active  zones  and  earthquake  sources.  The  NR  does  not  provide  information on  the  ground  motion 
prediction  equations  (GMPEs)  or  “attenuation  functions”  used  to  develop  the  hazard  model.  The 
method used for SHA is also not mentioned in the NR. DBE hazard levels were apparently calculated 
for a “scattered seismic activity model” resulting in intensity of 6° MSK-64 for the DBE and average 
soil conditions, and a “structured seismic activity model” resulting in intensity of 7.2° MSK-64 for the 
DBE (SSE) and average soil conditions. The SHA therefore led to practically the same intensity for DBE 
(SSE) as the values deduced from NP-031-01 and GSZ-97-D (i.e., 7° MSK-64).  
In the seismic hazard analysis, the PRT notes five main issues which are regarded important for the 
reliability of the hazard results: 
(1)  Hazard  results  are  highly  sensitive  to the chosen maximum  earthquake  magnitudes  (Mmax). 
The NR states that for the possible earthquake sources (PES zones) Mmax was selected from 
the  magnitude of the  strongest observed earthquake,  apparently without  adding a margin. 
This approach is not conservative. For the Oshmyany, Daugavpils and Kaliningrad-Lithuanian 
seismogenic zones maximum magnitudes of Mmax = 4.5 and Mmax = 4.0 are assumed. These 
values  appear unrealistically low  when compared to the other international seismic hazard 
studies covering the same region (e.g., the 2013 European Seismic Hazard Model EHSHM13 
uses Mmax between about Mw = 6.5 to 7).   
(2)  The assumption of very shallow hypocentre depths of 5 km for Oshmyany zone or 8 km for 
Kaliningrad-Lithuanian seismogenic zone seems unreasonably  small  given that the region is 
located  in  thermally  old  (1.5-0.6  Ga)  and 45 km  thick  continental  crust.  It  should  be  noted 
that GMPEs are sensitive to hypocentre depths. 
(3)  In  several  paragraphs  of  chapter  3.1.1  the  NR  refers  to  hazard  values  for  ”average  soil 
conditions“  suggesting  that  the  results  of  quantitative  analyses  of  soil  conditions  (e.g., 
determination shear wave velocity vs) were not accounted for. Such data, however, appear 
important,  as  the  NPP  site  is  located  on  thick  Quaternary  sediments  with  low  or  very  low 
shear wave velocities that may lead to an amplification of the ground motion.  
(4)  Chapter 3.1.1 of the NR suggests that hazard levels were calculated for two scenarios named 
„scattered seismic activity model” and “structured seismic activity model”. This procedure is 
not  comparable  to  modern  PSHA,  which  adopts  a  logic  tree  approach  to  capture  the 
epistemic uncertainty of the input data. 
(5)  Hazard assessments, which are based on macroseismic intensity, are not state of the art in 
ENSREG  and  WENRA  countries.  This  is  due  to  the  large  uncertainties  that  arise  from  the 
conversion of macroseismic intensity into ground motion values. It is common practice in EC 
countries  to  base  SHA  on earthquake  data  expressed  in  moment magnitude  (Mw)  and  use 
adequate  GMPEs  to  relate  ground  motion  parameters  (PGA,  spectral  acceleration  etc.)  to 
earthquake magnitude and distance from the seismic source. The PRT, however, takes notice 
that macroseismic intensity based hazard assessments are Russian practice.  
                                                           
29 RB-019-01: Seismic assessment of the regions of location of nuclear and radiation hazardous sites on the 
basis of geodynamic data 
30 NP-064-05: Accounting external, natural and man-induced impacts on nuclear facilities 
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During the country visit, the PRT was informed about a new probabilistic seismic hazard assessment 
(PSHA 2018), which was performed to develop a seismic PSA.  
The study was carried out by The Schmidt Institute of Physics of the Earth of the Russian Academy of 
Sciences (Report 01/2018-02-1031) for the designer. At the time of the country visit the draft report 
has  not  been  approved.  It  includes  an  up-to-date  probabilistic  seismic  hazard  assessment  (PSHA) 
adopting  a  logic  tree  approach.  The  geological-geophysical  database  of  the  PSHA  is  based  on 
extensive surveys (including reflection seismic) covering the near-region of the site (Geology Report 
201332). It accounts for a number of faults in the near-region including the Oshmyanski active fault 
for which a Quaternary displacement of 0.3 m was identified. The fault is located at a distance of 22 
km from the site. The PSHA is based on the seismotectonic model resulting from the Geology Report 
2013,  recent  GMPEs,  site-specific  soil  conditions (vs,  vp  velocities  determined  from  boreholes),  and 
maximum magnitude values close to those used in EHSHM13 hazard model.  
The PSHA developed hazard curves and spectral accelerations ranging to frequencies well below 10-4. 
The used methodology accounts for reservations of the PRT described above and seems to conform 
to  the  current  state  of  science  and  technology.  The  PRT,  however,  was  unable  to  perform  a 
comprehensive review of the study. 
The hazard curves calculated in the PSHA show PGAH values for the occurrence probability of 10-4 to 
10-10 for different soil conditions (vs velocities) and confidence levels (most important mean hazard 
value  and  84%  confidence  interval).  Results  for  the  design  basis  earthquake  with  the  occurrence 
probability of 10-4 per year are 0.10 g for the mean hazard value. The PRT recognizes the on-going 
work in this area. The impact of the ground motion values derived by the PSHA 2018 now need to be 
considered, including those for rare and infrequent probabilities below 10-4.  
5.1.2.3  Periodic safety reviews (regularly and/or recently reviewed) 
The Belarus NPP is a new plant under construction; no periodic safety review has been performed. 
 
5.1.2.4  Conclusions on adequacy of design basis 
Defining  the  design  seismic  basis  for  a  return  period  of  10.000 years  is  in  agreement  with  current 
international  practices,  IAEA  guidelines  and  the  WENRA  2014  Safety  Reference  Levels.  Setting  the 
minimum  peak  horizontal  acceleration  at  0.1 g  is  also  in  line  with  international  practice.  However, 
information on uncertainty of the value as highlighted by WENRA 2014 is not provided 
The  procedure  for  the  definition  of  DBE  is  in  accordance  with  Russian  and  Belarus  regulatory 
requirements  and standards, but  it is  different  from  international guidelines (IAEA-SSG933; WENRA, 
                                                           
31 PSHA 2018: “Topical Report Belarus NPP Calculation of seismic hazard curves based on the parameters and 
configuration of the zones of possible seismic sources and GMPEs” (No. 01 / 2018-03-10), 
32 Energoprojecttechnologia Academy of sciences, Report Nr. BLR1C. 752.&.&&&&&&.&&&&&.002.HG.0001. 
Technical report. Belarus NPP consisting of 2 Units. Updating of the seismotectonic conditions for the region 
and for the site of the Belarus NPP and preparation of documents for the PSAR  - Book 1. Seismotectonic 
features and seismicity of the region and the vicinity of the site of the Belarus NPP. 
33 IAEA, 2010: Specific Safety Guide No. SSG-9. Seismic Hazards in Site Evaluation for Nuclear Installations 
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201434;  WENRA,  201535;  WENRA,  201636)  and  the  widely  accepted  PSHA  methods  practised  in 
WENRA countries.  
The  information  available  in  the  NR  does  not  allow  judging  the  adequacy  of  the  DBE.  The  PRT, 
however, notes that the DBE is challenged by the fact that earthquake catalogues for the East Baltic 
region (e.g., the European SHEEC catalogue) show that several earthquakes with epicentral intensity 
I0=7° should have occurred in about the last hundred years within the area, which according to the 
maps TKP 45-3.02-108-2008 and GSZ-97-D is characterized by an occurrence probability of 10-4 per 
year  for  such  events.  The  closest  I0=7°  earthquake  listed  in  the  SHEEC  catalogue  occurred  at  a 
distance of only 25 km from the NPP site (Oshmyansky 1908).  
The  National  Academy  of  Sciences  of  Russia  indicated  its  confidence  that  the  existence  of  these 
events is doubtful.  At the time of the PRT visit it was undertaking an analysis of the relevant events 
and  on  completion  of  this  work  a  review  of  the  zoning  and  seismic  catalogue  will  need  to  be 
undertaken..  
The DBE appears to be confirmed by the PSHA 2018 which reveals higher ground motion values for 
the design basis earthquake. The methodology used by the Geological Study 2013 and the PSHA 2018 
is in line with the cited WENRA and IAEA reference levels and guidelines and provides comprehensive 
information on uncertainties.  
After approval of the PSHA 2018 by the regulator the results of the study should replace the older 
assessments. The 2018 results should be used for any further considerations of seismic safety. The 
regulator should consider the results in the safety evaluation of the plant and implement appropriate 
safety upgrading measures where this is shown to be necessary.  
5.1.2.5  Compliance of plant(s) with current requirements for design basis 
According to the NR the plant design fulfils the design basis requirements. The plant is designed for a 
maximum horizontal ground acceleration of PGAH =0.12 g (see page 41). However, depending on the 
PSHA results and their acceptance by the regulator, an update of the seismic design basis may deem 
necessary to conform with WENRA safety requirements, which were taken as a reference by the PRT.  
In case  of a new plant,  the  design procedure, the design and qualification (testing) standards used 
are the basis of assessment of the compliance with design basis requirements. The starting point of 
the  adequate  design  is  the  seismic  classification  that  complies  with  the  NP-031-01.  The  seismic 
classification  of  SSCs  is  presented  in  the  table  3.1.2.1  of  the  NR.  The  seismic  design  is  made  in 
compliance  with  Russian  codes  NP-031-01  and  PNAE  G-002-8637.  The  building  structures  are 
designed  in  accordance  with  standard  SP  14.13330.2011  (an  updated  version  of  SNiP  II-7-81 
"Construction in Seismic Areas"). The containment is designed in accordance with ASME BPVC-ASME 
Boiler and Pressure Vessel Code, Part III, Division 2. These are adequate normative documents. 
34 WENRA, 2014: Report WENRA Reference Levels for Existing Reactors 
35 WENRA, 2015: Guidance Document Issue T: Natural Hazards Head Document on Natural Hazards 
36 WENRA, 2016: Guidance Document Issue T: Natural Hazards Guidance on Seismic Events 
37 PNAE G-002-86: Equipment and pipelines strength analysis norms for nuclear power plants 
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According to table 3.1.2.1 of the NR SSCs can have functions in several plant conditions, i.e. normal 
operation (NO), anticipated operational occurrences (AOO), design basis accidents (DBA) and beyond 
design basis accidents (BDBA), or otherwise these SSCs have functions related to different levels of 
defence in depth. During the country visit, it was explained that the design basis for all SSCs including 
those, which have safety functions under BDBA, is 0.12 g (PGAH). 
The scenarios after an earthquake above OBE level and up-to SSE level are presented in the Tables 
3.1.2.2  and  3.1.2.3  of  the  NR  for  power  operation  and  cold  shutdown  condition,  respectively. 
According to these tables, the fundamental safety functions for the reactor and the SFP are ensured. 
During the country visit it was explained that it is currently unclear whether the functionality of SSCs 
that have safety functions in BDBA conditions caused by earthquake is ensured by sufficient margins.  
According to table 3.1.2.2 of the NR fire fighting systems are only classified as seismic category II and 
III.  Gas-based  fire  fighting  systems  inside  the  containment  are  classified  as  seismic  category  I.  It  is 
unknown if the availability of these systems is required by the protection concept in case of a design 
basis earthquake or in cases of earthquakes exceeding the DBE, and/or internal fire induced by such 
earthquakes. 
 
5.1.3  Assessment of robustness of plants beyond the design basis 
5.1.3.1  Approach used for safety margins assessment 
The assessment of safety margins is based on the comparison of the ground motion value derived for 
the design basis earthquake PGAH = 0.10 g and the value selected as the basis for the general design 
of the VVER-1200, 2006 reactor (0.12 g). 
In  addition,  seismic  margins  were  assessed  by  an  analysis  of  the  design  calculation  to  identify 
conservatisms in the design. This calculation was made during the Stress Tests process. 
The  design  features  of  the  reactor  system  and  anchorages  of  the  main  coolant  system  SSCs  is 
presented  in  the  NR  sections  3.2.1.1  and  3.2.1.1.  The  design  margin  of  passive  structures  and 
components are assessed and briefly summarised in the NR. The method of assessment of the design 
margin is rather simple: the stresses or deformations due to DBE effects (loads) are compared to the 
allowable or ultimate stresses or deformations and corresponding factors of safety. For the analysis, 
the  design  standard  PNAE  G-002-86  is  used  as  a  reference.  The  damping  and  ductility  values 
accounted  in  the  seismic  design  are  also  compared  to  those  accepted  in  the  Seismic  Margin 
Assessment (SMA) procedures trying to justify the obvious conservatism of the design. 
Regarding  the  design  of  the  containment  structure  the  NR  is  referring  to  the  standard  SP 
14.13330.2011. For the justification of the design, some comparison of the Russian code is made to 
the IBC-2000 "International Building Code" and UBC-97 "Uniform Building Code". 
Although the design margin of safety and seismic class 1 SSCs with respect to the DBE (SSE) seismic 
effects are assessed, a systematic and state-of-the-art seismic margin assessment is not presented in 
the NR.  
In the  report,  some  non-precise  hints  and comparisons are made  to the international practice  and 
accepted methods for evaluation of seismic margin. For example, some considerations of the EPRI-
NP-6041 "A Methodology for Assessment of Nuclear Power Plant Seismic Margin" are arbitrarily used 
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in Section 3.2.2 of the NR to justify the conservatism of containment design. The design is apparently 
obviously conservative. 
The  NUREG/CR-0098  response  spectra  is  compared  to  the  Belarus  NPP  design  basis  earthquake 
spectra, neglecting the fact that the method for definition of the NUREG/CR-0098 response spectra is 
differing from the method for definition of the spectra for Belarus NPP. There are also non-precise 
comparisons  to  some  Western  standards  (e.g.  BPVC  Section  III-Rules  for  Construction  of  Nuclear 
Facility  Components-Division  2-Code  for  Concrete  Containments  is  mentioned  with  regard  to 
“equipment  and  tanks”  page  62,  or  IBC-2000  "International  Building  Code"  and  UBC-97  "Uniform 
Building Code", page 63 of the NR).  
The seismic margin in the EPRI Code “Deterministic-Failure-Margin (CDFM)” methodology is defined 
as:  High  Confidence  of  Low  Probability  of  Failure  (HCLPF)  proportional  to  the  total  load  bearing 
capacity of failure minus permanent loads. The result of this has to be divided by the seismic load.  
The information given in the NR in respect to seismic margin does not follow this calculation concept. 
The  margin  values  given  in  the  NR  represent  only  a  more  or  less  approximation  of  the  above 
mentioned HCLPF. To have qualified information about the margins the PRT suggests to perform the 
margin assessment in accordance with the EPRI methodology. 
Furthermore  the  PRT  suggests  the  performance  of  a  qualified  seismic  PSA  and  a  rigorous  seismic 
margin assessment. In the seismic PSA the mean hazard curve of the seismic PSHA 2018 (if approved) 
should  be  used.  The  regulatory  body  should  consider  the  results  in  the  course  of  the  NPP  safety 
evaluation and ensure that safety upgrading measures are completed where needed.  
It is rather difficult to guess what will be the total probability of the failure now. 
5.1.3.2  Main results on safety margins and cliff edge effects 
Independent  from  the  determination  of  the  design  basis  earthquake  with  the  PGAH  =  0.1  g  the 
Belarus  NPP  is  designed  for  the  value  of  0.12  g.  The  value  was  selected  by  the  designer  and 
corresponds to the general basic design of the VVER-1200, 2006 reactor. 
The  analysis  of  the  design  calculation  to  identify  conservatisms  in  the  design  revealed  a  seismic 
resistance of 0.13 g for the design of the weakest safety-relevant SSCs. The NR therefore quantifies 
the  seismic margin of the plant  with PGAH = 0.13 g which is 0.03 g higher than the ground motion 
value derived for the site-specific design basis earthquake (DBE=SSE).   
For  the  building  structures  of  seismic  category  I,  the  earthquake  with  PGA=0.6  g  can  result  in 
imminent damage (page 63). Particularly, loss of containment integrity is assessed at PGA =0.51 g. 
According  to  the  NR  the  seismic  resistance  of  the  reactor,  steam  generators,  primary  loops, 
pressurizer,  mean  circulating  pumps  and  structure  of  the  electric  connection  unit  correspond  to 
intensity 8° MSK-6438. According to NP-031-01 the maximum horizontal acceleration corresponding 
to intensity 8° is PGAH = 0.2 g. It means that the listed SSCs have a margin of 0.1 g when compared to 
the  design  basis  earthquake.  During  the  PRT  visit  to  Belarus  the  PRT  was  advised  that  the  seismic 
margin  analysis  was  done  on  the  basis  of  the  horizontal  design  peak  ground  acceleration  PGAH  = 
0.12g.  
                                                           
38 The assessment is justified in a document entitled “Analysis of seismic resistance of the main equipment of 
the reactor unit of units 1,2 of Belarusian NPP at 8-points MDBE” 
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The  above  mentioned  margin  is  not  valid  for  the  emergency  core-cooling  system  (ECCS),  injection 
and  discharge  pipelines,  pressurizer  system,  the  reactor  upper  unit,  the  SFP,  and  the  RCPU  anti-
seismic fixation rod. According to the NR some of these SSCs have 35% margin above the design of 
0.12 g. The reactor upper unit has a seismic resistance of 0.13 g (10% margin above 0.12 g). The racks 
in the SFP have a margin of 20% above 0.12 g. According to the NR, the seismic resistance of safety 
system pipelines does not exceed 0.13 g. 
The safety systems have active parts and electrical and I&C subparts. The design and qualification of 
active systems is not presented in the NR. 
The NR concludes that the seismic resistance of “safety-system piping and pipelines”, which is limited 
to PGAH=0.13g, is the determining factor for limiting the safety margin of the Belarus  NPP. The NR 
does not provide information on the accident conditions, which are expected to result from events 
leading to PGAH > 0.13 g. 
The occurrence probability of events with PGAH > 0.13 g is not specified in the NR. The PSHA 2018 
assigns occurrence probabilities of about 10-4 to 10-5 to events with PGAH = 0.13 g. The PRT therefore 
considers  that  the  margin  of  0.03  g  is  not  sufficient  to  demonstrate  the  practical  elimination  of 
accidents leading to early or large releases, a WENRA Safety Objective for new nuclear power plants. 
The practical elimination of such accidents requires the demonstration that the conditions leading to 
the accidents can be considered with a high degree of confidence to be extremely unlikely to arise. 
Consequently, the seismic margins should be specified for all safety-relevant SSCs and their adequacy 
to ensure continuous safety of the plant should be confirmed, with the expectation that they confirm 
the practical elimination of core melt accidents that would lead to early or large releases. 
5.1.3.3  Strong safety features and areas for safety improvement identified in the process 
The PRT acknowledges the following strong safety features: 
 The passive safety systems of the VVER-1200, 2006. It should be ensured that these systems
are also available in BDBA conditions subsequent to BDB earthquake.
 High seismic resistance of the containment
 Seismic observation network
 Dedication to perform and complete a modern PSHA and a seismic PSA.
5.1.3.4  Possible measures to increase robustness 
The  PRT  suggests  reviewing  the  seismic  robustness  of  all  SSCs,  mobile  equipment,  and  buildings 
housing such SSCs or used as storages for mobile equipment, which are required for coping with DB 
and BDB accidents, including DB and BDB earthquake. The provided demonstration of conservatism 
of  the  seismic  design  of  passive  safety  systems  is  not  sufficient  for  the  justification  of  sufficient 
margin. 
Analyses should ensure the functionality of SSCs in different levels of defence in depth. The need for 
measures  to  increase  the  robustness  of  the  plant  can  be  identified  by  a  state-of-the-art  seismic 
margin  evaluation  of  the  plant  or  seismic  PSA.  The  analyses  may  lead  to  the  evidence  that  SSCs 
required to cope accidents induced by earthquakes exceeding the design basis need upgrading.  
Attention  should  be  given  to  the  upgrade  of  the  fire  extinguishing  system,  which  is  currently  not 
seismically resistant. 
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5.1.3.5  Measures (including further studies) already decided or implemented by operators 
and/or required for follow-up by regulators 
The  measures  and  future  actions  identified  in  the  Section  3.2.4  of  NR  are  adequate  and  urgent. 
Measures  include  the  development  of  seismic PSA  and  a  re-assessment of  the  seismic  margins  for 
SSCs of seismic category I using a SMA methodology as specified in EPRI-NP-6041 and NS-G-2.13.  
During the period of the Stress Tests Atomergoprojekt was conducting a seismic PSA, which includes 
a  re-assessment  of  seismic  hazards  with  an  up-to  date  PSHA  methodology.  The  PSHA  was  already 
completed at the time of the country visit. The complete results of the study are expected for July 
2019. 
During  the  country  visit  it  was  explained  that  the  temporary  seismic  observation  network  shall  be 
replaced by a permanent one which will be integrated into the existing Belarus national network. The 
network will be operated by the National Academy of Sciences of Belarus.  
 
5.1.4  Peer review conclusions and recommendations specific to this area 
Initially, the PRT focused on the reliability of the current design basis earthquake of I = 7° MSK-64 and 
PGAH = 0.10 g for the non-exceedance probability of 10-4 year. This was due to the fact that several 
earthquakes  of  I  =  7°  have  been  reported  from  the  region  and  near-region  around  the  NPP.  The 
National Academy of Sciences of Russia indicated its confidence that the existence of these events is 
doubtful  and  at  the  time  of  the  PRT  visit  was  undertaking  an  analysis  of  the  relevant  events.  On 
completion of this analysis, the PRT recommends that a review of the zoning and seismic catalogue is 
undertaken by the academy of Belarus and updated as necessary. 
However,  the  PRT’s  hesitations  to  accept  PGAH  =  0.10  g  for  the  design  basis  earthquake  were 
addressed  by  the  comprehensive  PSHA  conducted  by  Academy  of  Sciences  of  Russia  which  were 
presented  during  the  country  visit  (PSHA  2018).  It  reveals  ground  motion  values  of  0.10  g  for  the 
mean hazard value for the design basis earthquake with the occurrence probability of 10-4 per year 
which is acceptable to the PRT. 
The review of the seismic classifications of SSCs required by the protection concept revealed that all 
SSCs are equally designed for PGAH = 0.12 g irrespective of the fact that SSCs have functions related 
to different levels of defence in depth. The fact that the function of some SSCs is also required  for 
coping with beyond design basis accidents (BDBA) is neither reflected by higher design requirements, 
nor have adequate margins been proved for such SSCs. 
A  systematic  assessment  of  the  seismic  margins  for  all  SSCs  important  to  safety  is  currently  not 
available.  Although  most  of  the  SSCs  required  by  the  protection  concept  appear  to  have  some  or 
even significant margins of their seismic resistance above the DBE, pipes and pipelines of some safety 
systems are only resistant up to PGAH = 0.13g. The accident conditions that may arise from failure of 
the SSCs with the smallest seismic margin are currently unknown. The PSHA 2018 assigns occurrence 
probabilities of about 10-4 to 10-5 to events with PGAH = 0.13 g.  
The PRT therefore considers that the margin of 0.03 g is not sufficient to demonstrate the practical 
elimination of accidents leading to early or large releases as required in WENRA Safety Objective. The 
practical elimination of such accidents requires the demonstration that the conditions leading to the 
accidents can be considered with a high degree of confidence to be extremely unlikely to arise. The 
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seismic  margins  should  be  specified  for  all  safety-relevant  SSCs  and  their  adequacy  to  ensure 
continuous  safety  of  the  plant  should  be  confirmed,  with  the  expectation  that  they  confirm  the 
practical elimination of core melt accidents that would lead to early or large releases. 
To further strengthen the seismic robustness of the Belarusian NPP the PRT therefore recommends 
that:  
  The  regulator  should  consider  the  PSHA  2018  results  in  the  beyond  design  basis  safety 
evaluation  of  the  plant  and  ensure  the  implementation  of  appropriate  safety  upgrading 
measures.  The  results  of  the  PSHA  may  require  an  update  of  the  protection  concept  with 
respect to seismic impacts to conform with WENRA safety objectives for new nuclear power 
plants which were taken as a reference by the PRT. 
  A comprehensive margin assessment based on the hazard curve from the PSHA and fragility 
evaluations  should  be  performed,  to  justify  the  adequacy  of  the  margins  of  all  SSCs  with 
respect  to  the  design  basis  and  beyond  for  ensuring  their  integrity  and  function  in 
accordance with their role in support of Defence-in-Depth (DiD) levels. 
  The  regulator  should  ensure  that  the  seismic  resistances  of  SSCs  credited  for  coping  with 
accident conditions (DiD levels 3 and 4) induced by a seismic event are adequate to ensure 
their performance.  
  The  PRT  is  aware  of  the  different  interpretations  of  the  1908  seismic  event  published  in 
seismological  literature  and  catalogues.  Keeping  this  in  mind,  the  PRT  recommends 
performing a study on this seismic event to clarify its nature and completing a review of the 
zoning and seismic catalogues. 
  Extend  the  number  of  stations  of  the  seismic  observation  network  to  also  cover  the 
Quaternary Oshmiyansky fault.  
  Provide free access to the  data recorded by the seismic observation network for scientific 
purpose  to  profit  from  research  results  that  better  constrain  the  seismotectonic  model  for 
future updates of the PSHA.  
  Implement the measures and actions defined in the Section 3.2.4 of the NR. 
 
5.2  Description of present situation of plants in country with respect to flood
   
5.2.1  Design Basis Flood (DBF) 
5.2.1.1  Regulatory basis for safety assessment and regulatory oversight (national 
requirements, international standards, licensing basis already used by another 
country…) 

The  regulatory  basis  for  flooding  (codes,  guides  and  standards  applied  in  Belarus  for  the  flood 
evaluation and design) is not detailed in the NR. However, it was clarified during the country visit that 
the Belarussian Technical Code of Practice TCP-263-2010 “Accounting of external natural and man-
induced impacts on nuclear facilities” covering external hazards, TCP 45-4.01-30-2009 “Water intake 
structures  -  Design  construction  norms”,  TCP  45-4.01-31-2009  “Water  preparation  structures  - 
Design construction norms” were used as well as the Russian codes SNiP 2.04.02-84 “Water supply - 
Pipelines  and  portable  water  treatment  plants”,  SNiP  2.06.04-82  “Loads  and  impacts  on  hydraulic 
structures (from wave, ice and ships)” and SNiP 2.06.15-85 “Engineering protection of territory from 
flood  and  water  ingress”.  The  methodologies  used  for  the  screening  and  characterization  of  the 
hazards  of  flooding  depending  on  their  origin  are  not  presented  in  the  NR.  An  assessment  of  the 
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potential flood sources was performed, taking into account atmospheric precipitation, dam or water 
reservoir rupture, flash floods, melting of snow, groundwater ingress and drains directed towards the 
site.  
The report mentions that the design basis for rainfall was calculated based on Soviet standards (2012 
updated  edition  of  SNiP  33-01-2003).  Catchwater  ditches  have  been  put  in  place  to  prevent  site 
flooding by external floods and rainfall, in accordance  with "Norms of Structural Design of Nuclear 
Power  Plants  with  Reactors  of  Different  Types"  (PiN  AE-5.6)  and  SP  58.13330.2012  "Hydraulic 
Structures - Basic statements - Updated edition of SNiP 33-01-2003". 
5.2.1.2  Derivation of DBF 
The  concept  of  Design  Basis  Flood  (DBF)  is  not  strictly  used  at  the  Belarus  NPP.  There  is  not  a 
formalized reference DBF level provided for the site.  
The topography of the Belarus NPP site near Ostrovets makes it a "dry site" (dry site concept). The 
site is slightly graded and the absolute elevation is between +174.5 and +182.7 m BES. All rivers and 
water basins existing near the plant site are located more than 50 m lower than the elevation of the 
plant site. 
The following potential sources of flooding have been assessed: 
 River flood (Viliya river). The long term average level of the Viliya river at the level of the
plant water intake is estimated to be +117.40 m BES. The maximum level of the Viliya river
corresponding to a non-exceedance probability of 10-3 per year, is estimated to be +125.70 m
BES and the maximum level corresponding to a non-exceedance probability of 10-4 per year is
+127.80 m BES. These estimations were made using a one-dimensional hydrodynamic model
and are based on historical data recorded since 1925. The elevation of the pumping station is
+130.30 m BES.
 Dam rupture (Vileyka reservoir). The NR states that the highest water level would be caused
by a break of the Vileyka reservoir which is located about150 km upstream (Malye Sviryanki).
Calculations were made in 1972 by the Central Research Institute for Complex Use of Water
Resources and the Institute of Hydrodynamics (Siberian department of the USSR Academy of
Science,  Novosibirsk).  These  estimations  were  made  based  on  a  one-dimensional
hydrodynamic  model.  Although  the  calculations  were  initially  made  in  1972,  the  known
changes in the region that could affect the spread of water since the construction of the dam
of the Vileika reservoir are expected not to have a significant impact on the calculated level
in the river (RUE TSNIIKIVR, 2013).
The NR does not provide the maximum flood level in case of rupture of the Vileyka reservoir,
but it was clarified during the country visit that the estimated wave height is expected to be
lower than 6 meters at a distance of 50 km downstream of the dam. As the water intake of
the Belarus NPP is about 150 km downstream of the dam, the possible additional flood level
would be lower.
 Groundwater ingress. The elevation of the aquifer around the Belarus NPP site is estimated
to  evolve  between +157.18  and  +162.67 m  BES.  Regardless  of these  values,  to  protect  the
foundation  and  to  prevent  possible  flooding  of  the  underground  basements,  the  design
includes stratum drainage. The NR states that groundwater cannot reach the bottom of the
foundation.  During  the  observation  period  beginning  in  2008,  there  have  been  no  clear
abnormalities  in  dynamics  of  ground  waters,  and  there  is  no  significant  evolution  of  the
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groundwater  level.  The  deepest  basement  of  Belarus  NPP  is  at  elevation  +165.6m  BES.  As 
groundwater  rise  to  higher  elevations  cannot  be  excluded  (also  because  of  the  short 
observation period), basement of buildings have been made watertight against groundwater 
ingress.  
  Heavy rain (flash flood). This scenario is covered under the chapter 5.3 (extreme weather) of 
this report.   
5.2.1.3  Technical background for requirement, safety assessment and regulatory oversight 
(Deterministic approach, PSA, Operational Experience Feedback) 
Technical background has been provided in chapter 5.2.1.2. 
Taking into account the topography of the site, the flooding due to nearby river overflow and dam 
rupture is excluded by the dry site concept.  
 
5.2.1.4  Conclusions on adequacy of design basis 
The  NR  provides  little  information  about  the  regulatory  bases,  technical  background  and  the 
methodology  used  for  screening  and  characterization  of  the  flooding  hazards;  however,  the 
necessary information was provided during the country visit. The concept of Design Basis Flood (DBF) 
is not strictly used at the Belarus NPP. There is no formalized reference DBF level provided for the 
site.  
 
The following can be concluded: 
-  The  methodology  to  screen  and  characterize  flooding  hazards  is  formalised.  Using  this 
methodology, the maximum flooding level corresponding to a non-exceedance probability of 10-4 
per  year  has  been  assessed  taking  into  account  Belarussian  regulatory  bases  and  IAEA 
recommendations. 
-  Because  of  the  topography  of  the  site,  the  flooding  due  to  nearby  river  overflow  and  dam 
rupture can be excluded (dry site concept). 
-  As  groundwater  rise  up  to  lower  basement  elevations  cannot  be  excluded,  basements  of 
buildings have been made watertight against groundwater ingress and special drainage measures 
have been implemented below safety relevant buildings.  
-  In case of flooding, the necessary access to the site remains ensured.  
-  Mobile equipment necessary in case of severe accident stored on the site remain accessible in 
case of flooding scenarios.  
 
5.2.1.5  Compliance of plant(s) with current requirements for design basis 
The NR states that the NPP complies with the regulatory requirements regarding protection against 
floods. To confirm the compliance of the Belarusian NPP with the license requirements, inspections 
are conducted by: 
-  Gosatomnadzor,  
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-  other governmental bodies ensuring compliance with requirements in the field of construction, 
industrial, sanitary and fire safety, 
-  the general contractor to ensure compliance with the requirements of technical documents and 
the design, 
-  the  operating  organization  to  ensure  compliance  with  the  regulatory  requirements,  quality 
assurance programmes, as well as design, technical and operation documents. 
During  plant  operation,  stipulated  periodic  surveillance  tests  and  maintenance  are  used  to  ensure 
operability of the systems and to monitor performance of components.  
The NR states that no deviation from the licensing basis has been observed.  
5.2.2  Assessment of robustness of plants beyond the design basis 
5.2.2.1  Approach used for safety margins assessment 
A calculation of the maximum level of the Viliya river up to a non-exceedance probability of 10-4 per 
year  was  completed  by  the  Central  Research  Institute  for  Complex  Use  of  Water  Resources  (see 
“Report on the conduct of a targeted reassessment of safety (stress tests) of the Belarusian NPP" BL-
11752).  Estimated  water  levels  have  been  calculated  using  mathematical  modelling  of  the  water 
regime and cross-sections of the Viliya basin measured by the Central Research Institute for Complex 
Use of Water Resources and Belgiprovodkhoz in 2008-2012.  
A  conservative  deterministic  analysis  of  the  consequences  of  a  flooding  on  safety-related  SSCs 
located  below  +0.0  m  (absolute  elevation  +179.3  m  BES)  has  been  performed  to  identify  possible 
cliff-edge effects.   
5.2.2.2  Main results on safety margins and cliff edge effects 
The maximum level of the Viliya river corresponding to a non-exceedance probability of 10-4 per year 
is  estimated  to  be  +127.80  m  BES.  This  result  shows  that  flooding  by  river  can  be  practically 
eliminated (more than 50 meters of margin between the Belarus NPP site and the river). The NR also 
states that access routes to the NPP and main roads cannot be flooded by the Viliya river, eliminating 
hampered or delayed access of the staff and equipment delivery to the NPP site. 
The calculations also showed a margin of about 50 m in case of the dam rupture. 
The  margin  for  groundwater  ingress  has  not  been  quantified  and  water  could  rise  up  to  lower 
basement; therefore basement of buildings have been made watertight against groundwater ingress 
and special drainage measures have been put in place below safety relevant building basements.  
A conservative deterministic analysis of the consequences of a flooding impacting SSCs located below 
+0.0  m  (absolute  elevation  +179.3  m  BES)  has  shown  that  it  could  lead  to  a  loss  of  the  following
critical safety functions:
-
transfer of heat from spent nuclear fuel (loss of FAK and JMN systems),
-
transfer of heat from the primary circuit (loss of JNG, JNA, KAA, KAB systems),
-
coolant inventory maintenance (loss of JND system),
-
the primary circuit feed (loss of JND system).
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In case of water accumulation inside plant buildings, the water is evacuated gravitationally through 
the sump system.  
Fire trucks are available on site and can be used to pump water from the site.  
5.2.2.3  Strong safety features and areas for safety improvement identified in the process 
The topography of the Belarus NPP site makes it a "dry site" preventing external flooding from river 
water, which is a robust passive safety feature. 
5.2.2.4  Possible measures to increase robustness 
Due  to  the  current  state  of  the  construction  during  the  plant  visit,  the  PRT  was  not  able  to  fully 
review the volumetric protection of plant safety related buildings against water ingress.  
Therefore,  the  PRT  recommends  the  Regulatory  Body  to  check  that  plant  measures  against  water 
ingress  into  safety  related  buildings  and  underground  galleries  are  robustly  designed  and 
implemented. 
5.2.2.5  Measures (including further studies) already decided or implemented by operators 
and/or required for follow-up by regulators 
The NR states that as flooding of the site is impossible, no additional potential measures to prevent 
flooding are needed. However, in application of the defence in depth concept, some measures are 
proposed to increase the time during which the reactors and the spent fuel pool remain safely cooled 
in case of site flooding. These measures are not specific to flooding and are described in the chapters 
of this report addressing loss of electrical power and loss of ultimate heat sink. 
5.2.3  Peer review conclusions and recommendations specific to this area   
The topography of the site of the Belarus NPP, which is located some 50 metres above the nearest 
river,  adequately  protects  against  river  flooding  and  impact  from  dam  rupture.  This  is  regarded  a 
strong safety feature. 
The  NR  provides  little  information  about  the  regulatory  bases,  technical  background  and  the 
methodology  used  for  screening  and  characterization  of  the  flooding  hazards,  however  during  the 
country visit the necessary information has been provided.  
The concept of Design Basis Flood (DBF) is not used at the Belarus NPP.    
Using  the  methodology  to  screen  and  characterize  flooding  hazards,  the  maximum  flooding  level 
corresponding to a non-exceedance probability of 10-4 per year has been assessed and is in line with 
the EU stress tests recommendations. 
Groundwater  rising  up  to  lower  basement  level  cannot  be  excluded,  basements  of  buildings  have 
been  made  watertight  against  groundwater  ingress  and  special  drainage  measures  have  been 
implemented.  
Nevertheless,  because  the  PRT  was  not  able  to  fully  review  the  volumetric  protection  due  to  the 
current state of construction, the PRT recommends that the Regulatory Body should check that plant 
measures against water ingress into safety related buildings and underground galleries are robustly 
designed and implemented. 
In  case  of  flooding,  the  necessary  access  to  the  site  remains  ensured  and  mobile  equipment 
necessary in case of severe accidents stored on the site remains accessible.  
 
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5.3  Description  of  present  situation  of  plants  in  country  with  respect  to 
extreme weather 
5.3.1  Design Basis Extreme Weather 
 
5.3.1.1  Regulatory basis for safety assessment and regulatory oversight (national 
requirements, international standards, licensing basis already used by another 
country…) 

National  requirements  for  extreme  weather  conditions  are  not  mentioned  directly  in  the  NR. 
However, it can be concluded, that the basis for the Probabilistic Safety Assessment (PSA) and for the 
NR  of  the  EU  stress  tests  related  to  extreme  weather  are  the  requirements  of  TCCP  566-2015 
"Assessment of the  frequency of severe damage  to the  reactor core (for external source  events of 
natural  and  man-made  nature)"  and  the  requirements  of  the  IAEA  Safety  Guide  No.  SSG-3.  For 
protection  against  flooding  and  heavy  rainfall  PiN  AE-5.6  “Norms  of  Structural  Design  of  Nuclear 
Power Plants with Reactors of Different Types" and SP 58.13330.201 are mentioned  
One  of  the  key  recommendations  from  ENSREG  following  the  completion  of  the  European  stress 
tests in the aftermath of the TEPCO Fukushima Dai-Ichi accident was to develop the WENRA Safety 
Reference  Levels  (SRLs)  specific  to  Natural  Hazards  (Issue  T)  and  a  corresponding  Guidance  Head 
Document  issued  2014.  The  corresponding  Guidance  Head  Document  contributes  to  a  consistent 
interpretation of the SRLs and provides insight into the considerations that led to their formulation. 
Another international basis to evaluate the protection of a NPP in respect to extreme weather is the 
IAEA  Safety  Guide  No.  SSG-18  “Meteorological  and  Hydrological  Hazards  in  Site  Evaluation  for 
Nuclear Installations”, issued in 2011. 
Therefore the assessment of the Belarus Stress test peer review is based on WENRA 2014 SRLs Issue 
T specific (Natural Hazards) and the IAEA Safety Guide No. SSG-18. 
For the review process, the definition of a design basis accident of the WENRA 2014 SRLs Issue T 
(T4.2) is used:  
The exceedance frequencies of design basis events shall be low enough to ensure a high degree of 
protection with respect to natural hazards. A common target value of frequency, not higher than 10–4 
per annum, shall be used for each design basis event. Where it is not possible to calculate these 
probabilities with an acceptable degree of certainty, an event shall be chosen and justified to reach 
an equivalent level of safety. 
5.3.1.2  Derivation of the design bases for extreme weather loads 
As part of the EU-stress tests the following dangerous meteorological phenomena were analysed. A 
reliable  exceedance  frequency  was  not  given  for  any  of  the  events.  Reasons  were  the  limited 
historical data. The events were covered in part by other design base events described in the NR such 
as: 

strong winds (instantaneous speed> 25 m/s) but covered by tornado and extreme 
wind speed, 

squalls (short-term wind speed increase up to 21 – 35 m/s, 
(exceedance frequency probably once per ~40 years) covered by tornado;  

large hail (diameter> 20 mm) (exceedance frequency probably once per ~40 years)  
covered by flying object during a tornado and aircraft impact; 

dust storms exclude, but would be covered by extreme wind and the design of the 
plant against minimum temperature for the safety systems (closing of air intakes); 
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-
strong snowstorms (with wind speed of 15 m/s ;exceedance frequency
once per  3 to 6 years); but would be covered by extreme wind and the design of the
plant
against minimum temperature for the safety systems (closing of air intakes)
-
heavy snowfalls (precipitation> 20 mm within 12 hours or less); covered by extreme
snow load
-
thick ice coating and hard rime (diameter> 20 mm); covered by extreme snow load an
loss of off site power;
-
heavy fogs (visibility – less than 100 m) no direct impact to the plant;
However, most of the external meteorological hazards corresponding to an exceedance probability 
of 10-4/year, in line with WENRA 2014 SRLs Issue T (T4.2), were assessed (Table 5.2.1.1 of the NR). 
As  shown  in  the  table  below,  the  NPP  design  can  cope  with  the  following  external  events 
corresponding to an exceedance frequency of 10-4/year. 
Recurrent extreme effects 
Value used in the Belarusian 
Values of extreme natural  
NPP design 
impacts with a frequency of 1 
time per 10 000 years 
according to PiN AE-5.6, typical 
for the Belarusian NPP site 
Minimum temperature 
-61 °C
-50 °C
Maximum temperature 
+52 °C
+37,3 °C
Extreme snow load 
4.3 kPa 
3 kPa 
Extreme wind speed 
61 m/s 
54 m/s 
Tornado 
Class F3,6 
Class F3,6  Class F2,5 
-maximum  wind  speed  in  the
Vm =95 m/s 
Vm =70 m/s 
vortex
-maximum
subatmospheric 
∆P max = 11.1 kPa 
∆P max  = 5.55 kPa 
  pressure in the tornado eye 
-maximum wind pressure
P max  = 8.7 kPa 
P max  = 3.2 kPa 
- flying objects
Considered 
No flying objects 
Precipitation 
(question 
&  150mm elevating of the safety  5.3 mm flood level at plant site 
answers  given  during  the 
related  buildings
(160 mm/day) 
country visit) 
The  combination of  events  listed  in  the  NR  in  table  5.1.2.1  –“Analysis  of  Combinations  of  External 
Effects” was part of the PSA-1, which include beyond design basis accidents. 
The following open items were explained during the country visit: 
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In respect to heavy rain (precipitation> 50 mm within 12 hours or less; exceedance frequency 
once per 1 to 2 years) additional information was given. It was explained, that the precipitation 
of 150 mm/day has an exceedance frequency of once in 10000 years, which leads to a flood 
level  at  the  plant  site  of 5,3mm. This  is covered  by elevating  the safety  related  building  150 
mm above the plant site. The site was still under construction, so the PRT could not confirm 
the finial civil work of the site. It is recommended that the regulator observes this issue.  
Lightning  by  and  in  the  area  of  the  power  lines  is  mentioned  in  the  NR.  No  exceedance 
frequency was given for the lightning considered in the design of the plant (impact in power 
lines,  buildings  and  other  structures).  During  the  country  visit  it  was  explained  that  the 
protection against  lightning was  in accordance  with the IEC  62305 and the Russian Standard 
GOST R IEC 62305. 
5.3.1.3  Technical background for requirement, safety assessment and regulatory oversight  
The basic principles for analysing external events are based on general recommendations specified in 
the IAEA SSG-3 Development and Application of Level 1 Probabilistic Safety Assessment for Nuclear 
Power  Plants.  During  the  country  visit  it  was  stated  that  the  national  requirements  of  the  Russian 
Federation  were  applied  (NP-064-05  “Accounting  of  external  natural  and  man-induced  impacts  on 
nuclear  facilities”,  AE-5.6,  SP  20.13330.2011  “Loads  and  Impacts”,  SP  58.13330.2012  "Hydraulic 
Structures  Basic  statements»).  In  addition,  the  national  requirements  of  the  Republic  of  Belarus 
TCCP-263-2009  was  used  («The  list  of  external  effects  of  natural  and  human  induced  events  for 
Nuclear Power  Plants»  and  TCCP 566-2015 "Assessment of the  frequency of severe  damage  to the 
reactor  core  for  external  source  events  of  natural  and  man-made  nature").  As  described  above, 
historical data are limited. 
5.3.1.4  Conclusions on adequacy of design basis 
The  conclusions  of  the  EU  Stress  Tests  and  the  WENRA  2014  SRLs  require  the  definition  of  design 
basis events for exceedance frequencies not higher than once per 10 000 years. It can be concluded, 
that  all  analysed  events  in  the  NR  fulfil  the  requirement  of  WENRA  2014  SRLs  Issue  T4.2  with 
exceptions: for precipitation (heavy rain) and lightning the information in the NR are not sufficient. 
Nevertheless,  during  the  country  visit,  the  necessary  information  was  given  for  precipitation. 
Available data for meteorological phenomena in the past (for example heavy rain) were limited. An 
extrapolation  to  an  exceedance  frequency  to  once  in  10`000  years  results  in  a  high  degree  of 
uncertainty.  
For  example  regarding  lightning,  the  WENRA  2014  SRLs  Issue  T4.2  allows  a  non-probabilistic 
estimation of the event: “Where it is not possible to calculate the probabilities of the event with an 
acceptable degree of certainty, an event shall be chosen and justified to reach an equivalent level of 
safety”.  
A  practical  procedure  for  a  justification  could  be  a  comparison  of  requirements  in  neighbouring 
countries. The given standard for protection against lightning is acceptable. 
 
5.3.1.5  Compliance of plant(s) with current requirements for design basis 
The PRT has no evidence that the plant does not comply with the current national requirements.  
For  heavy  rain  (precipitation)  and  lightning,  the  information  in  the  NR  was  not  sufficient,  but  the 
necessary information was given during the county visit. 
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In  the  NR  protective  measures  against  flooding  of  the  site  due  to  heavy  rain  (such  as  catchwater 
ditches  and  storm-water  drains)  to  ensure  normal  operation  of  safety  category  I-III  structures 
according  to  PiN  AE-5.6  “Norms  of  Structural  Design  of  Nuclear  Power  Plants  with  Reactors  of 
Different  Types"  are  described.  The  storm  water  treatment  and  drainage  systems  at  the  site  are 
designed  for  normal  operation  conditions.  In  case  of  electric  power  failure,  the  storm  water 
treatment  and  drainage  systems  will  not  operate.  The  perimeter  pavement  around  the  safety 
relevant  buildings  are  150  mm  high  and  the  buildings  have  waterproof  walls  in  their  underground 
sections, such precipitation will not affect the equipment in the buildings. According to the NR, the 
NPP  complies  with  the  regulatory  requirements  regarding  protection  from  precipitation/floods, 
which  is  confirmed  by  inspections  of  Gosatomnadzor  and  other  governmental  bodies.  During  the 
plant visit, the site was still under construction, so the PRT could not confirm the finial civil work of 
the site. It should be ensured that the plant site could be drained via the surface by gravity (Streets, 
catch water ditches). It is recommended that the regulator observe this issue. 
5.3.2  Assessment of robustness of plants beyond the design basis 
5.3.2.1  Approach used for safety margins assessment 
The safety assessment of the plant includes PSA of external events as part of the full scale PSA-1. 
The  NR  presented  the  result  of  an  analysis  of  the  combination  of  external  events  in  table  5.1.2.1, 
which can be categorized as beyond design basis accidents or as Design Extended Conditions (DEC). 
In table 5.2.1.1 main extreme weather conditions are listed with the design values and their value of 
an  exceedance  frequency  of  once  per  10  000  years.  It  was  mentioned  in  the  NR,  as  a  result  of  a 
threshold analysis, that the maximum values of extreme climatic conditions, determined for the site 
are  much  lower  than  those  used  in  the  design.  This  design  values  cover  the  events  for  extreme 
weather conditions with an exceedance frequency of once in 10000 years. 
5.3.2.2  Main results on safety margins and cliff edge effects 
In  the  NR  it  was  shown  that  the  design  has  margin  to  the  design  basis  accident  conditions  for 
extreme weather. However, exceedance frequencies for these design extended conditions were not 
given.  Lightning  and  precipitation  were  identified  by  the  PRT  as  open  items  in  the  NR.  During  the 
country visit, it was explained that the protection against lightning was based on IEC 62305 and the 
Russian Standard GOST R IEC 62305. 
The  design  of  the  plant  has  taken  precipitation  already  into  account  by  elevating  the  pavement 
around  the  buildings  150  mm  higher  than  the  surrounding  area.  The  design  base  event  for 
precipitation was given during the country visit. The PRT inspected the plant during the country visit.  
During  the  country  visit  the  regulator  confirmed  that  the  plant  area  has  a  continuous  slope  and 
dangerous roof ponding can be excluded by the design. The area around the building is flat to drain 
the  site  via  the  surface  even  if  the  storm  water  treatment  and  drainage  systems  would  fail.  The 
safety related buildings have no direct connection to the metrological draining systems, so that the 
buildings cannot be flooded via these systems backwards.  
The PHRS-System is designed to work also under extreme low temperature conditions. Analyses and 
a full-scale facility test was used to prove operation for more than 20 days at -61°C. (Report N0-0-0-
22-T-002  “Evaluation  of  the  serviceability  of  PHRS  and  PHRS30  in  the  condition  of  extremely  low
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temperature  of  external  air).    The  PHRS  has  enough  water  to  operate  for  72h  autonomously. 
Furthermore, demineralised water is foreseen for 7 days. Even the water of the spray ponds would 
be available to feed the PHRS under extreme low temperature conditions due to heating and their 
depth. The PRT concluded, that only a part of the inventory of the spray ponds (4x 20`000 m3) would 
be enough to remove the decay heat for months. The water in the spray ponds is also available for 
the PHRS when a layer of ice is assumed at the surface.  
The PRT concludes that there is no risk of cliff edge effects associated with extreme weather. 
5.3.2.3  Strong safety features and areas for safety improvement identified in the process 
During  extreme  weather  conditions,  the PHRS  is  protected  in  the  reactor  building  and  ensures  the 
decay  heat  removal  from  the  primary  system  and  the  containment,  even  if  the  emergency  diesel 
generators failed during the first 24 hours of an accident.  
Only minor features and areas for safety improvement were identified. 
For high air temperature a maximum design value of 52 °C is given. It is assumed from the PRT, that 
this is the design limit of the cooling/refrigeration systems. The limiting effect or the relevant SSC is 
not  described in the  NR. It is assumed, that the given limiting high air temperature  is valid for the 
safety  systems  as  a  whole.  In  general,  the  installation  of  instrumentation  and  control  systems  are 
sensitive  to  high  temperatures.  From  the  physical  point  of  view,  the  PHRS  has  no  limiting  high  air 
temperature as long as the system has a reliable and controlled water supply. It was confirmed that 
the PHRS is able to operate manually and if necessary to refill using mobile pumps after 72h.  
Some  extreme  weather  conditions  need  a  reasonable  time  to  develop  such  as  high  and  low 
temperature,  snow,  snowstorm  (clogging  air  intakes  of  the  emergency  diesel  generator)  and  high 
snow  loads  on  the  roofs.  To  consider  the  weather  forecast  and  to  implement  a  clear  process 
(operating procedures for extreme weather conditions) additional staff can be called in early to the 
site  to  assist  with  corrective  operator  actions  (shovelling  snow,  plant  walk  down)  in  time.  After 
Fukushima, the operating procedures for extreme weather conditions were significantly improved in 
European  countries.  For  a  nuclear  power  plant  under  construction,  it  is  recommended  to  develop 
such plant specific operating procedures early to have them in place already during first start up. 
 
5.3.3  Peer review conclusions and recommendations specific to this area   
As part of the stress tests the Belarus nuclear power plants have been analysed in respect to extreme 
weather conditions and necessary combinations of them.  
The  report  provides  little  information  about  the  screening  process  for  the  selection  of  analysed 
extreme weather phenomena. During the country visit the necessary information was provided. 
In respect to the extreme weather phenomena, the plants show a high resistance. 
It was stated during the country visit that operational procedures for extreme weather conditions are 
under  development.  The  PRT  recommends  having  specific  operating  procedures  in  place  before 
commissioning of the Belarusian NPP. 
During the plant visit, the site was under construction, so the PRT could not confirm the final civil 
work of the site and the adequacy of the drainage arrangements. It should be ensured that the plant 
site can be drained via the surface by gravity (streets, catch water ditches). 
 
 
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6  PLANT(S) ASSESSMENT RELATIVE TO LOSS OF 
ELECTRICAL POWER AND LOSS OF ULTIMATE HEAT 
SINK 

6.1  Description of present situation of plants in the country 
6.1.1  Regulatory basis for safety assessment and regulatory oversight (national 
requirements, international standards, licensing basis already used by another 
country) 

The  design  of  the  Belarusian  NPP  from  type  AES  2006  V-491  is  the  result  of  an  evolutionary 
development  process  of  the  Russian  VVER  (Vodo-  Vodyanoi  Energetichesky  Reaktor)    -type 
Pressurized Water Reactor (PWR) family. According to the commonly international applied category, 
this  concept  could  be  assorted  into  the  modern  designs  regarding  to  safety  concept  and 
implemented  safety  features.  The  operating  experience  within  the  VVER-type  plants  amounts  to 
about 1 300 reactor-years in several countries.  
Nowadays, the advanced VVER-1000 NPPs from the type AES-91 operated in China (two units) can be 
seen as the reference plant for the development of the V-491. Currently, two units from this type are 
in the construction and commissioning phase at the Leningrad site in Russia. The project company for 
the  Belarusian  NPP  project  JSC  St. Petersburg  Research  and  Design  Institute  ATOMENERGOPROEKT 
took the units at the Leningrad site as reference units for the Belarusian NPP project. 
As presented in the NR, the legal framework in Belarus is built in accordance with the international 
agreed and applied norms issued by the IAEA. It is  mentioned in a general statement, that further 
provisions  laid  down  in  the  associated  standards  which  itemize  the  IAEA  Safety  Standards  are 
implemented in national regulations. 
As  expressed  in  the  NR,  the  construction  as  well  as  the  future  commission  and  operation  of  the 
Belarusian NPP is based on the Law of the Republic of Belarus of July 30, 2008 "On the Use of Atomic 
Energy" 
as well as the Law of the Republic of Belarus of January 5, 1998 "On Radiation Safety of the 
Population",  
implementing  international  standards  and  rules  and,  the  associated  Presidential 
Decrees, itemizing the laws regarding to the licensing procedure and the procedures and activities for 
review and assessment of the safety related documents describing the conceptual design.  
The  NR  doesn`t  contain  any  information  regarding  applied  technical  requirements  requested  and 
applied  in  Belarus  for  the  safety  design  of  the  Belarusian  NPP.  Also,  no  information  are  given, 
whether and if yes, in which mode the requirements stipulate in IAEA SSR 2/1,  Rev. 1 and SSR 2/2, 
Rev.  1  are  implemented  in  Belarusian  regulations  and  standards  for  design,  commissioning  and 
operation of the Belarusian NPP. 
During  the  discussion  Gosatomnadzor  informed  the  PRT,  that  in  the  Republic  of  Belarus  two  IAEA 
missions were carried out connected with regulatory infrastructure and legal framework assessment 
regarding the application of international agreed standards.  
In  a  letter  dated  23  November  2011,  the  Permanent  Mission  of  the  Republic  of  Belarus  to  the 
International  Organizations  in  Vienna  requested  the  IAEA  to  carry  out  an  Integrated  Nuclear 
Infrastructure Review Mission (INIR). The Republic of Belarus (hereafter Belarus) also provided their 
self-evaluation  report  (in  Russian  and  English)  entitled:  Report  on  the  Assessment  of  the  National 
Nuclear Infrastructure of the Republic of Belarus. INIR mission were held in from 18 to 29 June 2012. 
By  the  results  of  INIR  mission  National  Action  Plan  to  Carry  Out  the  Recommendations  of  the 
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HLG_p(2018-36)_155 Belarus Stress Test Peer Review Report 
International Atomic Energy Agency (IAEA) Mission for the Integrated Nuclear Infrastructure Review 
(INIR) of the Republic of Belarus was approved and implemented. 
On  invitation of the  Government  of  the Republic of Belarus  from  2  till 14  October  2016  in Belarus 
there was held an Integrated Regulatory Review Service (IRRS). 
The  mission  experts  studied  the  previously  prepared  by  the  Republic  of  Belarus  self-assessment 
materials,  held  interviewing  with  the  representatives  of  the  state  administrative  bodies  and 
organizations, took part in the inspections at the Belarusian NPP construction site, SSE “Joint Institute 
for  Power  and  Nuclear  Research  -  Sosny”  of  the  Academy  of  Sciences  of  Belarus,  JSC  “Isotope 
Technologies”, CUE “Ecorez”, SE “Republican Clinical Hospital of Medical Rehabilitation”. 
The group of experts came to the conclusion that in Belarus there is the regulatory infrastructure in 
place and in course of the mission there was demonstrated a strong commitment to the principles of 
nuclear and radiation safety, high order of alignment with the IAEA safety standards. 
Based at recommendations and suggestions of IRRS mission there were prepared an action plan on 
improvement  of  the  regulatory  infrastructure  of  nuclear  and  radiation  safety  of  the  Republic  of 
Belarus. 
As  a  result  of  the  discussion  Gosatomnadzor  informed  the  PRT  that  the  following  Belarusian  and 
Russian legal requirements and norm and standards are applied: 

"Regulations  on  the  Licensing  of  Certain  Types  of  Activities"  approved  by  the  Decree  of  the 
President of the Republic of Belarus of September 1, 2010 No. 450; 

Resolution  №  1781  of  December  7,  2010  "On  Approval  of  the  Clause  about  the  Procedure  of 
Examining Documents Ensuring Nuclear and Radiation Safety in the Sphere of Atomic Power Use 
and Ionizing Radiation Sources"; 

Decree of the Ministry of Emergency Situations of the Republic of Belarus No. 72 of December 
30,  2006  "On  Approval  of  Normative  Legal  Acts  in  the  Field  of  Nuclear  Security  Assurance" 
(together with the "Rules for the Arrangement and Safe Operation of the Executing Mechanisms 
of  the  Reactivity  Regulators",  "Safety  Requirements  for  Storage  and  Transportation  of  Nuclear 
Fuel at Nuclear Facilities"; 

TCP  170-2009  (02300)  "General  provisions  of  safety  of  nuclear  power  plants  (GPS  NPP)", 
approved  by  the  Order  of  the  Ministry  of  Emergency  Situations  of  the  Republic  of  Belarus  of 
February 17, 2009 No.14; 

TCP  171-2009  (02300)  "Nuclear  safety  rules  for  NPP  reactors",  approved  by  the  Order  of  the 
Ministry of Emergency Situations of the Republic of Belarus of February 17, 2009 No.14; 

TCP  294-2010  (02300)  "Content  Requirements  for  Safety  Case  Report  for  Nuclear  Power  Plant 
with VVER Type Reactor", approved by the Decree of the Ministry of Emergency Situations of the 
Republic of Belarus of December 27, 2010 No. 68; 

TCP 294-2010 (02300)  "  Content  Requirements for Safety Case  Report for Nuclear Power Plant 
with VVER Type Reactor ", approved by the Decree of the Ministry of Emergency Situations of the 
Republic of Belarus of December 27, 2010 No. 68. 
 
Additionally in accordance with the legislation of the Republic of Belarus the legal acts of Russian 
Federation in the area of nuclear safety are valid in case if there no regulations of the Republic of 
Belarus in this area. 
41 

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HLG_p(2018-36)_155 Belarus Stress Test Peer Review Report 
According to the item 3.10 of the Decree of the President of the Republic of Belarus of November 23, 
2017 No. 7 "On the Development of Entrepreneurship" the technical standards of “USSR in the area 
of atomic energy use” are applicable in the legislation of the Republic of Belarus. 
 
6.1.2  Main requirements applied to this specific area 
NPP safety is achieved by a comprehensive implementation of the principle of defence-in-depth (DiD) 
based on the application of a system of measures composed by off-site and on-site power systems, 
physical barriers and different level of ultimate heat sink.  
Criteria for composition and function of the respective safety systems are mentioned in the NR. They 
are  structured  in  accordance  with  recognised  international  practices  and  comprise  single  failure 
criterion,  redundancy,  physical  separation,  electrical  isolation,  consideration  of  common  cause 
failures and diversity.   
Passive safety features such as the “Steam Generators Passive Heat Removal System - SG PHRS” are 
implemented in the  safety design.  For  beyond design conditions,  Belarus  recognises  these systems 
provide adequate residual heat removal from the fuel elements to assure the long-term integrity of 
the barriers retaining the radioactivity as part of its DiD approach. 
The  detailed  requirements  such  as  codes  and  standards,  norms  and  practices  of  other  country, 
specific requirements of systems’ designer or license holder are not presented in NR. 
 
6.1.3  Technical background for requirement, safety assessment and regulatory 
oversight (Deterministic approach, PSA, Operational Experience Feedback) 
The  NR  states,  that  the  Probabilistic  Safety  Analysis  (PSA)  is  applied  as  a  constitutive  part  of  the 
safety assessment to be conducted in the frame of the licensing procedure for the Belarusian NPP. 
Pertaining to the Safety Analysis Report, PSA level 1 and 2 are under development by the applicant. 
These  Analysis  bases  on  Russian  technical  norms  normally  intended  to  be  used  for  application  in 
Russia. Average values of core damage frequency are formulated in the PSA level 1. The highest Core 
Damage Frequency (CDF) for internal events estimated in the PSA level 1 is reported with 7.7 x 10-7 
per year for reactor in operation.  
In the IAEA safety standard SSG 3 reference was made to theoretical basics of achievable CDF`S for 
new  reactor  concepts  considering  the  longstanding  experiences  with  the  design  and  operation  of 
nuclear  power  plants.  In  this  document  also  an  internal  IAEA  document,  INSAG  12,  was  quoted, 
where as an objective for the CDF to be achieved for new plants, the numerical value of in maximum 
1 × 10–5 per reactor-year for have been proposed for a full scope PSA Level 1 (all operational modes, 
all potential initiating events and potential hazards). Moreover, the current state of PSA Level 1 and 
the results of PSA Level 2 are not presented in the NR. 
Regarding  Deterministic  Safety  Analysis  (DSA)  no  special  description  is  contained  in  the  NR.  The 
National Report contains the results of the deterministic safety analysis of the NPP with regard to the 
stress-tests.  Since,  DSA  is  an  international  applied  standard  procedure  for  the  safety  analysis  of 
nuclear facilities, the execution and implementation of DSA into the respective chapters of the Safety 
Analysis Report is supposed by the PRT. 
 
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6.1.4  Compliance of plants with current requirements 
The technical concept of the AES 2006 V-491 design has been already assessed and reviewed in detail 
in the frame of the licensing procedure for the two units at the Leningrad site in Russia (regulatory 
reviews  performed,  construction  and  operation  license  issued).  The  design  concept  was  checked 
against international and national Russian requirements for nuclear safety. 
The  NR  doesn`t  contain  any  information  regarding  applied  technical  requirements  requested  and 
applied in Belarus for the design of the Belarusian NPP. 
6.2  Assessment of robustness of plants 
6.2.1  Approach used for safety margins assessment 
The  assessment  of  the  robustness  of  the  plant  to  cover  the  issues  SBO  and  loss  of  UHS  was 
conducted according to the requirements set in the EU-STs specifications from May 2011. For both 
cases the required levels of actions set in the specifications were considered and assessed. Actions 
and countermeasures were described and safety margins were defined generally as well as cliff edge 
effects and related time periods up to their occurrence expressed. 
The  approach  is  based  on  an  assessment  of  technical  and  partially  administrative  measures  that 
enable the plant to cope with the consequences of a total failure of power supply which is termed as 
station black out (SBO) and loss of ultimate heat sink (LUHS). This includes losses of power from the 
national  grid,  after  the  reactor  scram  and  an  immediate  or  subsequent  failure  of  the  alternative 
power  supplies.  For  the  LUHS,  an  assessment  of  the  sufficiency  of  residual  heat  removal  from  the 
reactor to avoid a core damage event was undertaken. 
6.2.2  Main results on safety margins and cliff edge effects 
The review of Topic 2 of the Belorussian NR concluded that the ENSREG specification developed 
for the EU stress tests was followed in the process of assessment in the area of loss of electrical 
power supply and loss of heat sink.  
Based  on  the  text  of  the  NR  supplemented  by  the  discussions  of  the  review  team  with  the 
Belarusian  counterparts  coming  from  the  regulatory  body  and  the  operator  as  well  as  with 
Russian  experts  from  the  project  organizations  designing  and  constructing  the  NPP,  it  can  be 
considered, the design is appropriate to cope with the stress test requirements.  
Since the NPP is under construction currently, no comparison between the statements in the NR 
as well as the discussion and the realization in the plant systems and components was possible. 
So,  the  demonstration  of  sufficient  robustness  and  time  margins  for  all  relevant  accidents 
considered  in  the  EU  stress  tests  planned  to  be  achieved  by  the  diversification  of  the  active 
safety  systems  with  passive  ones,  big  water  reserves  stored  inside  the  containment  as  well  as 
other features was rendered theoretical only. 
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Loss of off-site power (LOOP) 
Off-site Power Supply Features 
The Belarusian NPP is planned to be connected to the national grid on a voltage level of 330 kV. In 
the  shutdown  mode,  when  a  station  supply  cannot  be  provided,  power  supply  will  be  realized  by 
means of two transformers (main and standby) transforming the grid voltage of the 300 kV down to 
the operational voltage  level of 10 kV as well as  the respective  transmission lines,  circuit breakers 
and auxiliary systems.  
The equipment of the main power output system allows for cutting off the electrical equipment  of 
Unit 1 and Unit 2 with 330 kV circuit breakers of the units, therefore the power supply system of one 
unit is independent of the other unit. 
As  an  additional  unclassified  off-site  power  source,  if  the  330  kV  national  grid  isn`t  available,  the 
“Viliya” substation with an output voltage level of 110 kV  would serve the site via an underground 
transmission line. In the case of demand, the substation should feed a so called “emergency backup 
transformer” with a power of 16 MVA, and a voltage of 110/10 kV. This transformer is intended to 
supply power to one Emergency Power Supply System (EPSS) channel of each Unit. Standard feeds 
from 110/10 kV substation are provided for all 10 kV sections of the unit power supply  system for 
normal operation.  
 
On site power supply  
A back up power on-site power supply system is installed at each unit feeding the Emergency Power 
Supply Channels (EPSS) is installed. These channels provide energy to the safety relevant consumers 
which  are  needed  for  ensuring  the  operability  of  the  safety  functions  such  as  core  residual  heat 
removal and maintenance of the plant integrity. 
Each power unit comprises a Diesel Generator (DG) system of four 10.5 kV of emergency power 
supply system diesel-generators with power capacity of 6300 kW each, which provide energy to the 
Emergency Power Supply System of each of the four safety train power channels (EPSS channel). 
A fifth diesel generator called as “unit DG” is planned to be installed in a separate building devoted to 
serve  as  an  internal  power  source  for  the  reliable  power  supply  to  normal  operation  auxiliary 
consumers important for safety and integrity of the main equipment.  
The  four  EPSS  EDG´s  are  hard  wired  connected  and  dedicated  to  feed  one  of  the  four  redundant 
safety trains comprising all safety related systems and components to bring and maintain the unit in 
a safe mode in case of loss of off-site power supply. Therefore they are directly assigned to one of 
the four safety trains and the safety trains acts independently from each other.  
The NR states, that the operation of the unit with power supply from EDG`s is guaranteed for more 
than 72 hour by the EDG system. According to Russian standards applied for the design of the safety 
systems  at  the  Belarussian  NPP,  an operational  time  of 53  hours  for  EDG  is  ensured  by the  supply 
tank of the respective EDG (5 h) and a directly assigned storage tank, in the NR called as intermediate 
warehouse (48 h). Additional available fuel stock is stored in separate on-site storage facility, in the 
NR  called  as “Open diesel fuel warehouse”, which comprises fuel amount  for the  operation of one 
EDG per unit for a period of 5 days with nominal power.  
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The  four  EG`DG`S  are  housed  in  a  building  in  four  physically  separated  compartments.  Each  EDG`s 
has  auxiliary  systems  for  the  control  and  an  internal  water  cooling  circuit  which  is  cooled  by  air 
coolers located on the roof of the EDG building.  
If  necessary  EDG  intermediate  fuel  reservoirs  can  be  refilled  by  tank  trucks  which  will  deliver  the 
required diesel fuel from the Main fuel and lubricant warehouse of the NPP or from the nearest oil 
depot to the respective EDGs fuel storage facilities. 
Alarms  for  levels  in  the  supply  tank  and  the  storage  tank  are  displayed  on  the  control  panel. 
According to the NR the oil system is designed to provide such oil inventory to ensure independent 
operation for at least 240 hours. 
 
Station Blackout (SBO)  
The EU-STs specifications define the SBO as a loss of all permanently-installed AC power sources on 
and off site. In the case of Belarussian NPP, it is the loss of the external national grid as well as the 
loss of all four EDG`s per unit. In this case also additional unclassified  power transmission line with 
110/10 kV from the “Viliya” substation  feeding the “emergency transformer” is lost. Since  the  unit 
DG isn`t connected to the EPSS of the four safety trains, it cannot take credit from them as a back-up 
power source for providing power to the safety trains in case the four EDG`s are lost. 
This event  generates  a failure  of all active  safety components. Heat removal from the  core  cannot 
longer be provided by the cooling systems used for normal operation conditions, AOO conditions or 
DBA conditions. According to the  NR,  this status is seen as beyond design basis  condition/accident 
(BDBA)  and  the  respective  technical  features  come  into  operation  and  organizational  sequences 
come into force. 
The spent fuel cooling in the spent fuel pool is also lost. 
Energy needed for the category 1 consumers will be supported by the uninterruptable power supply 
fed by accumulators (EPPS UPS). These consumers include special devises as valves and general I&C 
systems. The EPPS UPS is designed for two hours operation without battery recharge, after this time 
power supply to components will be stopped which leads to the loss of their function and the loss of 
safety  related  I&C  systems,  valves,  switches  and  measuring  devices.  In  this  situation,  the  SG  PHRS 
valves automatically open and the SG PHRS operates autonomously within at least 24 hours.   
When  all  AC  stand-by  safety  power  sources  (EDGs)  are  lost  (SBO  condition),  the  station  batteries, 
associated to each safety bus, which provide uninterruptible power supply to the safety and safety 
related loads, will be discharged within 2 hours (calculated value). Although during the SBO event the 
heat  removal  from  the  reactor  is  ensured  by  the  SG  PHRS,  losing  the  DC  power  system,  if  not 
recharged  before  battery  depletion  time,  will  cause  a  complete  loss  of  equipment  (e.g.  I&C  and 
control  power  to  manage  switching  operations,  lighting,  heating  and  ventilation  systems,  DEC 
equipment ensuring the MCR and ECR habitability, Ra filtration system in annulus).  
The only available power source will be the 7th channel, which is intended to serve as a BDBA power 
source with limited functionality. The 7th channel batteries supply power with a capacity of 24 hours, 
and can be recharged by a mobile diesel generator with a power of 500kW. Therefore systems and 
components  dedicated  for  DEC,  and  that  may  be  required  to  maintain  habitability  functions  and 
switching operation while restoring power supply will be unavailable. However, the National Report 
highlighted the survivability and self-sufficiency of the main control room for 72 hours.  
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Monitoring features and equipment devoted to maintain the reactor safety under BDBA conditions 
will be  powered by a special power  “channel 7”. As stated in the NR, the accumulators supporting 
this channel with a capacity of 2030 Ah will be discharged after 24 hours latest, which leads to the 
termination  of  operation.  For  recharging  these  accumulators  a  special  mobile  diesel  generator  for 
each NPP unit (power 500 kW) to be connected to the “channel 7” switchgear from an access point 
outside the safety building is intended.  
The NR states  that the  concept  to manage  an SBO event when the reactor is  at  power is the heat 
removal via SG PHRS as described in the next paragraph. This system acts autonomously, is passive 
and does not require power supply, except for opening of the valves (only once at the moment of the 
NPP blackout).  
When an SBO event occurs during the refuelling period; specifically when the reactor is drained to 
the 550 mm below the main reactor flange, the heat removal is interrupted and boiling in the reactor 
pressure vessel will occur soon. The respective time will be discussed below in the paragraph “Time 
margins until „Cliff Edge Effects“”. 
Heat removal in case of SBO 
In the case of a SBO, the heat removal from the reactor core and based on this, the retention of the 
barrier  system  functionality  is  maintained  only  by  the  JNB-system  Steam  Generator  Passive  Heat 
Removal System 
(SG PHRS).  
The system consists of four independent channels (4x33%) – one for each steam generator - which 
operates based on natural convection circuits. Each circuit includes one water tank with a volume of 
approx. 540 m³, sixteen heat exchangers, pipelines of the steam-and-condensate path with large and 
small start-up, control and isolating valves. The heat removal is performed through the chain Reactor 
– Steam Generator – SG PHRS – Atmospheric Air (heat sink)
. Heat is removed to the atmosphere by
evaporation  of  water  from  the  SG  PHRS  tanks.  Large  motor  operated  and  small  solenoid  start-up
valves are installed in parallel in the condensate path which open in the case of demand and ensure
the automatic start of the connection in the channels in the respective cooldown mode.
First after a SBO and closing of the turbo generator stop valves, the pressure in the secondary circuit 
arise and actuate the BRU-A valves on the SG`S, which are fed by the uninterruptible power supply. 
The SBO leads also to an activation of the SG PHRS, which reaches the full design capacity within 80 
seconds.  Operation  of  the  SG  PHRS  channels  decreases  pressure  in  the  steam  generators  in 
accordance with the SG PHRS performance parameters, so the BRU-A on all  the steam lines of the 
SG`s  are  closed,  loss  of  boiler  feed  water  in  the  steam  generators  is  stopped  and  the  level  is 
stabilized. 
Three  channels  of  the  SG  PHRS  with  the  assigned  water  inventory  in  the  respective  SG  PHRS  tank 
ensure  the  design  operability  of  this  safety  feature  and  the  adequate  heat  removal  from  the  fuel 
elements for conservatively estimated 24 hours. Based on best-estimate evaluation, this time can be 
extended to 72 hours using the water inventory of the fourth SG PHRS tank. For this purpose the four 
tanks can be interconnected among each other. 
As  stated  in  NR  the  heat  removal  via  SG  PHRS  constitutes  an  autonomous  system.  The  SG  PHRS 
valves are powered from the batteries of the 7th channel and open automatically at the signal of the 
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NPP  blackout;  afterwards, the  system  continues  operation  in  the  autonomous mode  and  does  not 
require power supply from the batteries. 
The PHRS tanks are also devoted to remove heat from the inner atmosphere of the containment in 
case of a primary leakage with steam intake into the reactor building. Heat is transferred by natural 
circulation from the PHRS C condensers (C PHRS) (JMP 4 x 33%) to the SG PHRS tanks.  
Consequently  the  SG  PHRS  tanks  have  a  dual  use  and  fulfil  the  heat  removal  from  the  primary-
secondary circuit side as well as from the containment under special accident conditions. 
Spent  fuel  pool  cooling  under  SBO  conditions  will  be  performed  by  means  of  boiling  water  in  the 
spent fuel pool and evaporation of water above the level of the fuel assemblies.  
 
Time margins until „Cliff Edge Effects“ 
As stated in the NR, the Loss of off-site power supply (LOOP) is seen as a DBA, to be handled by the 
alternative  onsite  power  supply.  For  various  LOOP  scenarios,  the  availability  of  specific  systems  to 
prevent a core damage accident demonstrates time margins within which a sufficient core cooling as 
well as cooling of the spent fuel pool of units 1 and 2 can be maintained. 
The NR describes, that an operational time of the EDG`s supporting the EPSS (safety trains) systems 
can be assured for a time period of more than 72 h without external support or aid. According to NR 
statement, sufficient fuel amount is stored at the site, which can be delivered to the EDG`S by tank 
vehicles. Only a very general statement is given, how the ability of the EDG auxiliary systems for the 
stated operational time of 240 hours is assured. 
Therefore,  significant  for  the  assessment  of  possible  “cliff  edge  effects”  as  stated  in  the  EU  STs 
specifications including the respective time margins, the SBO as postulated BDBA condition should be 
considered  mainly.  This  issue  may  lead  without  countermeasures  (beyond  the  period  of  72  hours 
from the initiating event) to the loss of the barrier integrity. 
It was  reported that  the cliff edge  effects might occur after 72 hours  (realistic estimate), if all four 
PHRS water tanks are available. Conservatively, a refill of the PHRS water tanks is required within 24 
hours, which is considered by the design. If all four PHRS water tanks are available, the refill process 
has  to  start  after  72  hours  at  the  latest.    After  the  respective  times  without  a  refill,  SG  PHRS 
operation stops, which leads to an increase of the parameters in the secondary circuit up to the set 
points for opening of the safety valves of all the SGs. Deterioration of heat removal by the secondary 
circuit (due to level decrease in the SGs) causes an increase in the primary circuit parameters up to 
the set points for actuation of the pressurizer control valve.  
Later, continuous leakages of the primary circuit coolant, operation of the pressurizer control POSV, 
lack  of  supply  from  the  Emergency  Core  Cooling  System  (ECCS)  hydro  accumulators  can  lead  to 
dehydration  of  the  fuel  assembly  upper  part,  as  well  as  fuel  heating  and  melting.  Time  allowance 
substantiated by the thermohydraulic analysis prior to the start of heating is about 310 000 sec (86 
hours). 
Mass yield of the primary circuit coolant through leakages after 72 hours is approximately 41 tons. 
Mass  of  steam  discharged  through  the  steam  dump  devices  of  the  second  circuit  during  the 
considered time interval is about 210 tons. 
To  avoid  the  previous  described  cliff  edge  effect  a  refill  of  the  SG  PHRS  tanks  is  needed.  For  this 
purpose a water make-up system is installed.  
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Making-up  of  the  SG  PHRS  tanks  is  provided  by  low-power  high-  pressure  pump  JNB50AP001  - 
designed as a single device- belonging to the make-up system for the emergency heat removal. The 
SG  PHRS  tanks are made  up  by  low-power  high-pressure  pump  JNB50AP001 made  as  a single  unit 
and which is a part of the system for making up the emergency heat removal systems. This air cooled 
pump is located in the  steam chamber  (building UJE)  and is connected to the tanks of system LCU  
(LCU 01, LCU 02, LCU 03 and LCU 04), each with a capacity of 700 m³. If necessary, pump JNB50AP001 
can be fed from any of the LCU01-04 tanks by switching over the respective valves from the BDBA 
I&C  
The pump JNB50AP001 is powered from the BDBA power supply “channel 7”. For this purpose the 
mobile 500-kV diesel generator must be connected to the channel 7 switch gear to provide sufficient 
energy  for  the  pump  operation.  As  a  second  cliff  edge  effect,  the  loss  of  spent  fuel  cooling  in  the 
spent fuel pool has to be considered. A SBO leads to the failure of the spent fuel pool cooling system 
(FAK)  and  the  alternative  standby  cooling  channels.  In  this  case  at  a  first  stage,  cooling  of  spent 
nuclear fuel in the fuel pool is performed by heating up of the water inventory in the spent fuel pool 
and the following evaporation of the water into inner containment atmosphere. 
As stated in the NR, the calculations performed for time estimation of water evaporation time before 
fuel uncovering show two options. The first option considers the full unloading of the core into the 
spent fuel pool, taking into account fresh spent fuel assemblies as well as the availability of spent fuel 
assemblies for 10 years of operation. The second option implies only fuel elements stored for long-
term radioactivity decay. The start time for water boiling is in option 1 approx. 4 hours and in option 
2 approx. 16 hours. As stated in the NR, the total time of the spent fuel pool boiling-off to the fuel 
assembly heads from the beginning of the accident will be at least 41 hours in option 1 and 89 hours 
in option 2.  
The command situation to be treated for avoidance of cliff edge effects in the spent fuel pool is the 
option  1,  when  a  complete  core  of  irradiated  fuel  assemblies  is  unloaded  and  slightly  spent  fuel 
assemblies are stored in the spent fuel pool. In this case boiling will start after a time period of nearly 
4 hour. If no counter measures are taken the top of the fuel element will be uncovered after 41 hour. 
In order to avoid uncovering of fuel assembly heads, a refill of the spent fuel pool is necessary. This is 
intended to be done also by the make-up system fed by the LCU tanks and operated by the JNB50 
pump.  
As  a  special  case  for  a  possible  cliff-edge  effect,  the  unlikely  event,  that  a  SBO  occurs  during  the 
preparation activities for refueling, has also to be considered too. When this event occurs; specifically 
when the reactor is drained to the 550 mm below the main reactor flange (see the figure below), the 
heat removal is interrupted and boiling in the reactor pressure vessel will occur soon. 
 
 
 
 
 
 
 
 
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The time to reach the top of fuel assembly (TFU) is about 2.4 hours, if no countermeasures. In order 
to  cope  with  this  situation,  the  water  supply  of  10.5  kg/s  has  to  be  provided  within  2  hours. 
Alternatively,  it  is  possible  to  use  hydro  accumulators  by  energizing  and  opening  the  isolation 
valve(s). Owing to the short time period during which the power has to be recovered to restore the 
inventory  and  cooling,  this  has  been  identified  as  a  cliff  edge  effect.  Currently,  the  plant  does  not 
have any alternate power source which would be diverse to stand by AC power sources and which 
would be aligned in a time period to prevent cliff edge effect during the refuelling as well as ensure 
continuity of DC power supply by charging at least one station battery. 
Loss of ultimate heat-sink (LUHS) 
Heat sink for normal operation 
At the  Belarus in NPP, the heat sink  in normal operation mode is composed by the cooling towers 
(counter-flow  natural  draft  cooling  tower)  and  associated  systems  (PA  system)  as  well  as  by  the 
Essential Service Water System (ESWS) here called as PE system. The PE systems composed of four 
independent  channels  (4x50%)  with  cooling  water  pumps,  pipelines,  distribution  chambers  and 
channels which are connected to two spray ponds acts as heat sink in the normal operation mode as 
well as in the mode of AOO and DBA. 
Primary Ultimate Heat sink 
The  ultimate  heat  sink  for  removal  of  residual  heat  from  the  fuel  elements  in  the  reactor  core  is 
composed of the SG`s BRU-A system and the PE System with the spray ponds.  Also for the essential 
consumer necessary for the continued provision of the safety functions, the PE system and the spray 
ponds serve as ultimate heat sink. 
Using the  ultimate heat  sink,   residual  heat from the  fuel elements in the reactor will be  removed 
first via the chain Reactor - Primary Circuit – Secondary side of SG`s – BRU-A valves – Atmospheric Air
Through the BRU-A the steam will be released from the secondary SG site into the atmosphere (feed 
& bleed).  
Losses  of  water  in  the  secondary  side  of the  SG  through  evaporation  will  be  made  up  by  pumping 
water with the emergency feed water system EFWS (LAR/LAS 4 x 100) to the steam generators. 
When the parameters of the primary circuit are decreased by means of the BRU-A and the operating 
parameters  are  achieved  in  system  JNG1/JNA,  they  are  connected  to  the  primary  circuit,  and 
afterwards the  residual heat  is removed by the residual heat removal system through the planned 
and emergency cooldown  heat exchanger JNG10-40AC001-002  (in the cooldown mode, JNA-JNG1, 4 
x 50%) to the  intermediate component cooling circuit (KAA, 4 x 100%); from KAA to system PE  (4 x 
50%), and from system PE to the spray pools from which the heat is released into the atmosphere 
due to water spraying. Also the safety related components such as heat exchangers and pumps are 
cooled by the PE system.  
Two spray ponds are provided for the four redundancies of the PE system, which means one spray 
pond for two redundancies.  
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The  heat  removal  from  the  spent  fuel  pool  in  normal  operation  as  well  as  under  AOO  and  DBA 
conditions  is  performed  by  spent  fuel  pool  cooling  system  (FAK),  which  is  also  connected  to  PE 
system via the intermediate  circuit cooling system (KAA, 4 x 100%).  If one of the  channels of dual-
channel system FAK fails in the event of a complete emergency unloading or malfunction of the FAK 
system  equipment  in  both  channels  in  other  modes,  heat  can  be  removed  through  the  second  or 
third  channel  of  the  sprinkler  system  (JMN),  through  the  heat  exchanger  of  the  low  pressure 
emergency injection system (JNG1) heat is transferred to the intermediate component cooling circuit 
(KAA, 4 x 100%); from KAA to systems PE  (4 x 50%), and from systems PE to the spray pools.  
 
Loss of primary ultimate heat sink (PE System with Spray ponds)  
In  case  of  loss  of  the  spray  ponds  of  the  PE  system  which  is  seen  as  a  BDBA  condition,  the  heat 
removal from the reactor core and based on this, the retention of the barrier system functionality, is 
maintained  by  alternative  measures  initiated  either  by  the  system  parameters  automatically  or  by 
operating staff actions. 
The  alternative  ultimate  heat  sink  is  represented  by  BRU-A  and  the  Steam  Generator Passive  Heat 
Removal  System
  SG  PHRS.  Immediately  reactor  shutdown  and  closing  of  the  turbo  generator  stop 
valves,  the  pressure  in  the  secondary  circuit  arise  and  actuate  the  BRU-A  valves  on  the  steam 
generators, which operate  in  the  SG  pressure  maintaining  mode.  Losses  of water  in the  secondary 
side  of  the  SG  through  evaporation  will  be  made  up  by  the  emergency  feed  water  system  EFWS 
(LAR/LAS 4 x 100) to the steam generators. Pumps are located in UJE building. The pumps are self-
cooling designed, using the conveyed medium. 
After  closing  the  BRU-A  valves,  SG  PHRS  operation  starts,  activated  automatically  by  the  system 
parameters. Structure and function of this system is already presented above.  
The SG PHRS reaches the full design capacity within 80 seconds. Since, the operation of the SG PHRS 
channels decreases pressure in the steam generators in accordance with the SG PHRS performance 
parameters, the BRU-A on all the steam lines of the SG`s will stay closed and loss of boiler feed water 
in the steam generators is stopped. Therefore, the level of boiler feed water in the steam generators 
after some reduction resulting from steam discharge through BRU-A is stabilized and no significant 
additional feed water for refill the SG is needed. 
The  operation  of  three  channels  (33.3%)  of  the  SG  PHRS  with  the  assigned  water  inventory  in  the 
respective SG PHRS tank ensure the design operability of this safety feature and the adequate heat 
removal from the fuel elements for 24 hours. This time can be extended to 72 hours using the water 
inventory of the fourth SG PHRS tank. For this purpose the four tanks can be interconnected among 
each other. 
In the event of a loss of the ultimate heat sink (PE), it becomes impossible to remove heat from the 
SF pool through the heat exchangers of the SF pool cooling system (FAK). Heat is removed from the 
spent  fuel  by  evaporating  water  from  the  SF  pool.  Subsequent  to  its  visit  to  Belarus,  the  PRT  was 
advised that to prevent uncovering of the fuel in this mode,  SF pool FAB50BB001 is made up from 
sump  tank  JNK10(40)BB001  by  pumps  FAK10(40)AP001  as  per  the  standard  scheme  or  as  per  the 
redundant  scheme  by  pumps  JMN20(30)AP001 through  the  safety  system  header,  however  formal 
corroboration of this was not obtained.  
 
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Loss of ultimate heat sink and alternate ultimate heat sink 
The  SG  PHRS  is  a  passive  safety  feature  which  operates  after  actuation  without  energy  and  active 
control for a period of 24 or 72 hours. Therefore, a failure of the SG PHRS and as a consequence a 
loss  of  alternate  ultimate  heat  sink  is  extremely  unlikely.  In  this  special  case  severe  accident 
measures according the actions dealt with in chapter 7 have to be set in force. 
Time margins until „Cliff Edge Effects“ 
As  stated  in  the  NR,  the  capacity  of  each  spray  pond  ensures  the  operation  of  the  PE  system  as 
ultimate  heat  sink  without  making-up  for  a  time  not  less  than  8  days.  During  this  period  technical 
measures for supply of make-up water must be arranged. Water make-up can be performed by three 
possible flow paths:  
 the cooling tower reservoir,
 the treatment plant
 the  turbine reservoirs.
So a long term residual heat removal via the design features for normal operation can be assured. 
In  the  case  of  loss  of  ultimate  heat  sink,  heat  removal  will  be  executed  by  the  BRU-A  and  the  SG 
PHRS. In this case the same situation has to be covered as already described for SBO. Also the same 
times for the development of cliff edge effects can be assumed.  
As described above  loss  of ultimate  heat sink  requires also alternative measures for the  spent  fuel 
pool cooling. After loss of heat sink, at a first stage, cooling of spent nuclear fuel in the fuel pool is 
performed  by  heating  and  evaporation  of  water  above  the  fuel  assembly  level.  Conditions  and 
timeframe till a cliff edge effect can occur and which counter measures have to implemented, have 
already been presented above in the subchapter ”SBO”. 
Loss of UHS with SBO 
The combination of both SBO and loss of ultimate heat sink may lead without counter measures to 
the  same  situation  as  already  described  in  the  paragraph  dealing  with  the  SBO.  Since  it  will  be 
considered as a BDBA too, the same measures as described above will be implemented. Therefore it 
can be assumed, that the same “cliff edge effects” and respective time margins will emerge. 
6.2.3  Strong safety features and areas for safety improvement identified in the 
process 
The design concept of the AES 2006 V-491 bases in general on the current international approaches 
for modern reactor designs and considers international agreed and applied in general standards as 
from the IAEA. The concept considers safety related aspects coming from the lessons learned of the 
Fukushima Daichii accident. LOOP and Loss of the main ultimate heat sink are declared as incidents 
to be handled on the DiD level 2 and 3 (AOO and/or DBA).  
Both events SBO and the Loss of alternative ultimate heat are categorized as DiD 4 (BDBA) incidents 
according to the DID level scale described in the chapter 2.3.2.1 of the NR. Technical safety features 
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and  organizational  measures  are  implemented  to  mitigate  these  situations.  The  installed  safety 
systems seem to be appropriate to deal with both events. 
The SG PHRS is a new safety feature never previously installed, in this special form, except in the new 
Leningrad-2  NPP  reactor.  The  PRT  was  advised  that  at  the  Leningrad-2  NPP,  the  system  was 
successfully tested  in autumn 2017 during the commission phase.  The NR only quoted calculations 
which  were  conducted  for  the  assessment  of  the  functionality  and  the  respective  operational 
parameters of the SG PHRS. No information is presented in the NR, if the calculations were validated 
by experiments.  
Since,  as  stated  in  the  NR,  the  Steam  Generator  Passive  Heat  Removal  System  (SG  PHRS)  and  the 
Containment Passive Heat Removal System (C PHRS) combined with the emergency make-up system 
for refill the SG PHRS tanks as well as the spent fuel pool builds the ultimate technical safety feature 
to ensure the heat removal from the core as well as from the spent fuel pool, special attention has to 
be paid for the operability of this safety system and its availability in BDBA conditions subsequent to 
BDB earthquake. This includes also the reliability of the water make-system for both systems.  
 
6.2.4  Possible measures to increase robustness 
 
As  stated  in  the  NR,  the  Belarusian  regulatory  body  identified  the  need  for  action  regarding  the 
procedures stipulating staff activities to assure the appropriate structured approach in case of active 
control  activities  of  or  suitable  monitoring  of  automatic  action  of  the  active  or  passive  safety 
features. 
To  mitigate  the  consequences  of  accidents  with  a  complete  loss  of  power  supply,  the  following 
organizational and technical measures are provided: 
  Operational procedures for preparation of operation and commissioning of a mobile DG in case 
of complete loss of AC power supply; 
  Operational procedures and instructions for preparation of operation and commissioning of the 
emergency  standby  auxiliary  16  MVA  110/10  kV  transformer,  including  procedures  for  the 
possible  use  of  an  additional  110/10  kV  source,  serving  the  essential  loads  of  a  second  10 kV 
section (including EPSS); 
  Operational  procedures  creating  the  power  supply  from  the  neighboring  unit  via  10 kV 
assemblies of 330/10  kV  standby  transformers connected together with cable jumpers 
  Operational documentation for additional personnel in a SBO event as  
-  strengthening the monitoring of the Unit process parameters; 
-  strengthening the monitoring of the  safety-related systems operation; 
-  preparation for operation and commissioning of the designed safety systems; 
-  preparation for operation and commissioning of the mobile DG set. 
 
To assure a reliable heat removal from the spent fuel pool during a SBO event the Regulatory Body 
requests  to  implement  an  additional  connection  for  non-standard  facilities  (e.g.  fire  engine  with  a 
pump unit) to two process ports of JNB50 system, located on the outside of the safety building for 
ensuring the make-up line for the SG PHRS tanks in case the JNB 50 pump fails.  
In  accordance  with  the  recommendations  resulting  from  development  of  the  Stress  Test  Report 
(target  reassessment  of  safety)  for  Belarusian  NPP,  two  mobile  DG  sets  (one  per  NPP  Unit)  with  a 
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power of 500 kW were requested by the Regulatory Body. This mobile DG set has to be delivered to 
the  point  of  its  connection,  prepared  for  operation  and  connected  to  the  switchgear  of  BDBA 
“channel 7” within a time of 24 hours. 
 
6.2.5  Measures (including further studies) already decided or implemented by 
operators and/or required for follow-up by regulators 
 
No information about decisions with regards to possible measures for the enhancement of the plants 
robustness was given in the NR or during the discussions. 
 
6.3  Peer review conclusions and recommendations specific to this area 
 
The review of Topic 2 of the Belarussian NR concluded that the ENSREG specification developed for 
the EU stress tests was strictly followed in the process of assessment in the area of loss of electrical 
power  supply  and  loss  of  ultimate  heat  sink.  Robustness  and  time  margins  were  theoretically 
demonstrated for all relevant accidents considered in the EU stress tests due to the diversification of 
the  active  safety systems with passive ones,  big water reserves  stored inside  the  containment and 
other features.  
Nevertheless,  the  PRT  concludes,  that  some  issues  regarding  the  safety  especially  under  design 
extension conditions (DEC) need clarification and enhancement. 
It  has  to  be  considered,  that  the  design  is  based  on  Russian  standards  developed  before  the 
Fukushima accident. These standards define measures supported by mobile equipment to be taken 
for the prevention of hazardous conditions in a case of a BDBA.  
Given the nature of conducting the Stress Test on a new NPP under construction in Belarus, the PRT 
considered  it  appropriate  to make  comparison  against  the  new  IAEA  standards  especially  the  IAEA 
Specific Safety Requirement SSR 2/1, Rev. 1 “Safety of Nuclear Power Plants: Design”, dealing with 
the  new  concept  of  design  extension  conditions  replacing  the  old  BDBA  concept,  and  the  need  to 
have permanent installations carrying out or supporting preventive measures under these DEC.  
Considering the crucial function of the JNB-50 pump for meeting the requirements for DEC, the PRT 
recommends that a permanent  power supply should be  installed to improve  the  availability of the 
pump in SBO situation. 
The PRT recommends that an alternative permanent power source to supply the necessary power in 
design  extension  conditions  should  be  provided.  This  alternative  AC  power  supply  should  include 
necessary connecting points, to protect electrical power systems against the simultaneous failure of 
off-site  and  emergency  AC  power  supplies.    AC  power  sources  should  be  used  that  are  diverse  in 
design  and  are  not  susceptible  to  the  events  that  caused  the  loss  of  on-site  and  off-site  power 
sources.  The  necessary  switching  operation  to  connect  the  alternate  power  source  should  be 
consistent with the depletion time of the battery. Extending the battery discharge time by e.g. load 
shedding may also be considered. This recommendation considers international agreed and applied 
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requirements described in Requirement 68 of the IAEA Specific Safety Requirement SSR 2/1, Rev. 1 “ 
Safety of Nuclear Power Plants: Design”. 
Additional recommendations to meet safety requirements above are laid down in the Specific Safety 
Guide SSG 39 “Design of Instrumentation and Control Systems for Nuclear Power Plants”. 
The PRT identified vulnerability in the design of the JNB system. Despite the autonomy of the passive 
heat removal system (PHRS) which is designed to cope with SBO scenarios the SG PHRS, the C PHRS 
tanks and the spent fuel pool are refilled with water using a single low -pressure pump JNB50AP001 
(only  1  pump  per  unit  is  designed),  transporting  demineralized  water  coming  from  the  LCU  Tanks, 
which is fed by the channel 7. Owing to the importance of ensuring the functionality of SG PHRS in 
SBO, the PRT recommends enhancing the reliability by installing an additional redundant pump.  
When an SBO event occurs during the refuelling period; specifically when the reactor is drained to 
the  550  mm  below  the  main  reactor  flange,  the  heat  removal  is  interrupted  and  it  is  only  a  short 
period before boiling in the reactor pressure vessel occurs. Time to reach the top of fuel assembly 
(TFU)  is  about  2  hours,  if  no  countermeasures  are  applied.  Owing  to  the  short  time  period  during 
which the power has to be recovered to restore the inventory and cooling, this has been identified as 
a cliff edge effect by the PRT. The PRT recommends a suitable alternative solution is implemented to 
ensure that restoration of water supply is achieved within necessary time to prevent core damage.  
The NR considers the so called substation “Viliya” as an additional technical solution for the provision 
of  energy  supplies  to  safety  related  consumers.  From  this  substation  an  additional  “emergency 
transformer“  with  a  capacity  of 16 MVA  on  a voltage  level  110/10  kV  will  be  fed,  as  an  additional 
source for providing energy to one safety train of both units. Since the off-site power supply is the 
source for energy provision on DiD level 1 and 2, the PRT recommends that analysis is undertaken to 
demonstrate the reliability of these off-site powers sources in seismic conditions. 
In the NR no information was given regarding the evidence of the efficiency and reliability of the new 
passive  safety  systems  as  the  SG  PHRS  and  C  PHRS.  During  the  discussion  the  PRT  requested 
information  based  on  experimental  data  and  commissioning  test  in  similar  plants.  No  additional 
evidence  was  available  during  the  review  mission.  Nevertheless,  Gosatomnadzor  stated,  that 
comprehensive tests, proving the efficiency and functionality of new systems have to be carried out 
as a part of the commissioning procedure and were requested in the licensing procedure. 
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7  PLANT(S) ASSESSMENT RELATIVE TO SEVERE 
ACCIDENT MANAGEMENT  
7.1  Description of present situation of nuclear power plants in Belarus 
7.1.1  Regulatory basis for safety assessment and regulatory oversight (national 
requirements, international standards, licensing basis already used by another 
country) 

According  to the  national  report,  the  basis  of the  legislative  and  regulatory  framework  relevant  to 
nuclear  energy  is  formed  by  several  legislative  documents,  which  have  been  developed  since  the 
decision to build a NPP was taken in 2008.  In addition to the law “On the use of nuclear energy” of 
2008  the  legislation  includes  regulations related  to the  design,  siting,  construction, commissioning, 
operation,  operational  safety  limits,  plant  lifetime  extension  and  decommissioning  of  a  nuclear 
power plant. Decree of the President of the Republic of Belarus No. 450, dated September 1, 2010 
“On  the  licensing  of  specific  types  of  activities”  covers  issues  related  with  the  licensing  and 
establishes  general  and  specific  licensing  requirements  and  conditions  for  nuclear  power  use. 
Licensing procedure is further stipulated in Decree No 1781 “On approval of the Regulations on the 
procedure  for  the  examination  of  documents  substantiating  the  provision of  nuclear  and  radiation 
safety  in  the  implementation  of  activities  in  the  field  of  the  use  of  atomic  energy  and  sources  of 
ionizing  radiation.  Severe  accident  management  area  is  regulated  based  on  the  relevant  Russian 
regulations and guidance documents.  
As provided in the national report, an on-site emergency plan shall be developed and submitted to 
the supervisory authority for granting the operating license. Although the contents of the plan seem, 
in general, to be relevant to selected elements of severe accident management, the link of this plan 
with the development and validation of the operator’s accident management programme, including 
development and validation of EOPs and SAMGs, was not comprehensively described. As explained 
in the response of Belarus to the questions raised and in the discussion during the country visit, the 
development  of  the  plant’s  accident  programme  is  ongoing  based  on  the  most  recent  relevant 
Russian  guidance  (RB-105),  including  symptom-based  EOPs  and  SAMGs.  These  procedures  will  be 
subject to regulatory review and approval prior to commissioning of the plant.   
Belarus  has  ratified  and  adopted  several  international  conventions  and,  as  stated  in  the  national 
report,  is  committed  to  the  implementation  of  the  nuclear  programme  in  compliance  with  these 
conventions. As provided in Belarusian legislation, IAEA Safety Standards shall be taken into account 
in preparation of the national legislation and in the supervision of the NPP. As stated in the responses 
to relevant questions, the IAEA Safety Guide NS-G-2.15 “Severe Accident Management Programmes 
for Nuclear Power Plants” has been taken into account  in the development of the severe  accident 
management programme; it is noted that the Guide is in the advance stage  of the updating by the 
IAEA.  As  concerns  the  latest  WENRA  recommendations  for  new  reactors  these  have  not  been 
considered,  because,  as  claimed  by  Belarus,  the  plant  was  already  under  construction  when  the 
latest  recommendation  were  issued,  and  Belarus  has  only  a  position  of  the  observer  in  WENRA. 
Nevertheless,  Belarus  has  available  a  study  with  assessment  of  the  level  of  compliance  of  its 
regulations  with  IAEA  and  WENRA  requirements  confirming  a  good  level  of  consistency  between 
those reference documents.     
 
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7.1.2  Main requirements applied to this specific area 
Information related to the requirements directly applicable to the issue of beyond design and severe 
accidents  is  not  explicitly  provided  in  the  national  report.  Some  relevant,  general  information  is 
found in different parts of the report. As it is mentioned, the safety objective for the Belarusian NPP 
implies that the radiation exposure in case of beyond design basis accidents is limited to acceptable 
values. As explained during the visit, compliance to an upper limit for core damage frequency lower 
than 10-5 per year, for a large release (more than 100 TBq of Cs-137) a frequency lower than 10-7 per 
year  is  required  by  the  current  regulations.  In  accordance  with  the  new  regulatory  requirements, 
compliance with the above criteria shall be verified by PSA Level 2 studies based on full-scope PSA 
Level  1  results.  The  whole  body  effective  dose  beyond  3  km  from  the  plant  shall  be  less  than  5 
mSv/year.  Additional  design  acceptance  criteria  in  relation  to  beyond  design  basis  and  severe 
accidents, are also listed in the national report.  
7.1.3  Technical background for requirement, safety assessment and regulatory 
oversight 
According to the national report, PSA studies and Safety Analysis Reports (SARs) are required by the 
Belarusian  legislation  to  be  submitted  in  different  stages  of  the  plant  licensing.  Regulatory 
documents  containing the  requirements applicable to the development of PSA Level 1 and Level 2 
are  listed  in  the  national  report.  As  claimed  during  the  visit,  severe  accidents  are  covered  by  the 
deterministic  accident  analysis  in  the  SAR.  It  was  also  clarified  that  PSA  Level  1  for  external  and 
internal  events  is  presently  under  development  scheduled  to  be  completed  until  the  end  of  2018.  
Available quantitative results of PSA Level 1 for the reactor core damage frequency due to internal 
events and total frequency for damage of fuel in the spent fuel pool were provided in the national 
report. PSA Level 2 is being also developed based on the results of the PSA Level 1 and, as claimed, 
the results of it will be used in the development of the severe accident management program.  
According to the national report, a training centre with necessary simulators, techniques and training 
materials for staff training in emergency situations has been established at the Belarusian NPP. The 
scope of the training and the simulator covers all plant states, including beyond design accidents and 
severe accidents.   
As stated in the report  and the  provided responses, a Safety Enhancement Programme of the  NPP 
will  be  developed  as  part  of  the  efforts  for  continuous  safety  improvements.  No  measures  were 
explicitly specified for the improvements in the area of the severe accident management. 
7.1.4  Compliance of plants with current requirements (national requirements) 
As provided in the national report, on-site emergency plan shall be developed and submitted to the 
supervisory authority during the stage of licensing for operation, together with symptom based EOPs 
and SAMGs. EOPs and SAMGs shall be completed, validated and approved by Gosatomnadzor prior 
to commissioning of the plant. During the visit it was clarified that compliance of the plant with the 
current  requirements,  including  the  accident  management  programme,  will  be  reviewed  in  the 
upcoming stage of licensing for commissioning and operation.   
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7.2  Assessment of robustness of plants 
7.2.1  Adequacy of present organizations, operational and design provisions 
 
Organization and arrangements of the licensee to manage accidents 
The  Belarusian  NPP  is  under  construction.  Organization  of  emergency  planning  and  response 
covering  the  on-site/off-site  coordination  has  been  developed  prior  to  the  NPP  construction. 
Significant role in this coordination belongs to the Ministry for Emergency Situations (alongside with 
other  governmental  bodies,  in  cooperation  with  the  operator).  Gosatomnadzor  is  one  of  the 
departments of the Ministry for Emergency Situations. 
Regarding  the  on-site  radiation  protection  of  the  site  personnel,  this  is  covered  by  the  on-site 
emergency  plan  which  is  under  responsibility  of  the  operator  among  other  conditions  for  the 
operator to get an operational license. The operator is also responsible for the public safety in close 
vicinity of the NPP. According to the requirements, training and emergency response drills have to be 
carried  out  for  prevention  and  mitigation  of  accidents,  medical  assistance,  use  of  protective 
equipment, interaction between different teams (e.g. fire-fighting and medical teams) etc. 
Regarding  the  accident  management  inside  the  NPP  itself,  emergency  situations  should  be 
manageable by the emergency response of the plant staff. Emergency response is controlled by the 
shift supervisor, chief engineer or general director of the plant, depending on their availability in a 
given  time.  There  is  also  the  Commission  for  Emergency  Situations  of  the  NPP.  Members  of  the 
Commission  support  the  emergency  response  team  by  identification  of  causes  of  the  accident, 
assessment of the plant status, forecast of potential radiological consequences and determination of 
actions towards recovery. There is a link between the plant emergency response team and the State 
Emergency Prevention System (under coordination of the Ministry for Emergency Situations), which 
can provide necessary external assistance in emergency situations. In case of the need for external 
support,  the  NPP  can  contact  the  regional  office  of  the  Ministry,  which  is  responsible  for  making 
arrangements  for  adequate  external  support.  There  are  redundant  communication  channels 
between  the  plant  and  the  relevant  ministry,  regulatory  authorities  and  permanent  management 
bodies. 
The  national  report  also  refers  to  the  “Action  Plan  for  the  Protection  of  Personnel  in  the  Event  of 
Accidents  at  the  Belarusian  NPP”  and  “Protective  Measures  against  the  Radiation  Accidents  at  the 
State  Company  Belarusian  NPP”.  It  is  indicated  that  these  documents  represent  the  on-site  and 
external (off-site) emergency plans. However, there is a lack of clarity within the national report over 
the status and scope of these documents. 
In  response  to  the  additional  questions  and  during  discussions  the  position  was  clarified.  It  was 
reported that the on-site and off-site (external) emergency plans remain under development but that 
they will be required prior to the shipment of fuel to the NPP. In particular the role of the Ministry of 
Emergency Situations of the  Republic of Belarus was explained and the roles of a number of other 
state  bodies  (e.g.  Ministry  of  Health).  It  was  explained  that  the  Ministry  of  Emergency  Situations 
(MES)  existed  before  the  decision  was  made  to  construct  the  Belarusian  NPP  and  acts  as  National 
Regulatory Authority (NRA)  in the  area of prevent and response to different (not  only radiological) 
emergency  situations.  MES  is  in  charge  of  development  of  external  emergency  plan  of  Belarusian 
NPP.  At  the  same  time,  MES  is  NRA  in  the  area  of  nuclear  and  radiation  safety.  After  decision-in 
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principle to construct Belarusian NPP, the Department for Nuclear and Radiation Safety was created 
in the structure of MES as a special unit focused on this particular area.  
It should also be mentioned as an important component of the external support that in 2015 Belarus 
has  signed  an  agreement  with  the  WANO  Moscow  crisis  centre  on  overall  support  in  case  of  the 
emergency. 
Procedures and guidelines for accident management 
The  national  report  states  that  the  Emergency  Operating  Procedures  (EOPs),  Beyond  Design  Basis 
Accident Management Guidelines (BDBAMGs) and Severe Accident Management Guidelines (SAMGs) 
are  under  development.  The  national  report  outlines  the  process  for  development  of  the  EOPs, 
BDBAMGs and SAMGs in four stages with the final stage being their agreement and approval.  
As stated in the national report, a symptom-based approach should be used for the development of 
EOPs  and  SAMGs.  It  was  explained  that  symptom-based  SAMGs  are  not  required  by  Belarusian 
legislation for granting of the operation licence, but NRA included such a requirement as obligatory 
license  condition.  The  current  progress  regarding  EOPs  and  SAMGs  development  and  the  specific 
stage of the licensing was not clearly provided in the national report.  
Through the responses to questions raised by the peer review team and discussions during the visit it 
was explained that symptom-based emergency procedures are being developed in accordance with 
the IAEA guide “NS-G-2 15 Severe Accident Management Programmes for Nuclear Power Plants” and 
with the Russian regulatory guide “RB-102-15 Safety Guide on the use of Atomic Energy”.  
It was confirmed in the discussion that the procedures should be presented to NRA before a licence 
to operate is granted and that this is a regulatory requirement. NRA demanded that verification and 
validation of this should be done prior to fuel being loaded in the reactor. It was also confirmed that 
the  regulator  together  with  the  TSO,  will  cover  the  emergency  procedures  as  part  of  the  safety 
review. 
During  the  discussions  it  became  clear  that  the  timescales  for  the  development  of  the  emergency 
procedures and their verification and validation and training is very challenging. The intention is that 
the procedures will be finalised prior to commissioning of the plant, however there did not appear to 
be a clear programme of work to ensure this. It is therefore recommended that such a programme is 
established. 
With  respect  to  emergency  training  the  national  report  states  that  the  NPP  has  a  training  centre 
equipped  with  simulators  and  training  materials  for  training  and  exercising  of  personnel  for 
accidents.  It  is  also  stated  that  programmes  for  emergency  response  training  of  operational 
personnel is under development.  
Further  clarification  of  the  status  of  the  training  centre  and  training  was  requested  through  peer 
review team questions and during discussions during the visit. It was explained that a simulator has 
been manufactured and is subject to comprehensive testing by the manufacturer. The simulator will 
be  under  trial  operation  until  the  end  of  2018  and  will  then  be  used  for  personnel  training  at  the 
NPP. 
It was also explained that personnel will be trained in accordance with the training schedule stated in 
“The common-plant set of programs of emergency response training for operating personnel” which 
is planned for completion by the  beginning of May  2018.In response  to the additional questions it 
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was confirmed that all operating modes of the Belarusian NPP can be simulated (normal operation 
mode,  transient  mode,  anticipated  operational  occurrences,  design  basis  accidents  and  beyond 
design basis accidents). Severe accidents can also be simulated including core melt, heating up and 
destruction of the reactor bottom and interaction of the molten material with the core catcher. This 
was confirmed during the plant visit. 
It was also reported that training of operating personnel is currently being performed according to a 
general training schedule with employees of the Belarusian NPP being on probation at the 6th power 
unit of Novovoronezh NPP-2 of the Russian Federation. 
 
Hardware provisions for severe accident management 
The systems of the NPP for management of postulated initiation events and accident scenarios are in 
general designed in accordance with the concept of defence in depth. There are a number of normal 
operation systems and safety systems aimed at  prevention of accidents and in particular of severe 
accidents. Specifically, the active safety systems (including emergency boron injection, high and low 
pressure ECCS, containment spray system, SG emergency feedwater system, essential service water 
system, emergency power supply system) have either 4x100 % or 4x50% redundancy, depending on 
vulnerability to their failure due to an initiating event. 
The NPP design further considers a number of stationary (active and passive) and mobile means for 
beyond  design  basis  accidents  (design  extension  conditions-  DECs),  aimed  to  prevent  and  mitigate 
severe accidents, with focus on ensuring the integrity of the containment and performance of safety 
functions so that to comply with the radiation acceptance criteria for severe accidents. These means 
are  primarily  intended  to prevent  a  progression of  an  accident  into  a  severe  accident.  In  case  of a 
failure  of  prevention,  there  are  specific  means  to  manage  the  severe  accident  and  to  mitigate  its 
consequences. These means include: 
  System of passive heat removal from the containment (C PHRS system), capable to remove 
residual  heat  from  the  containment  including  conditions  of  severe  accidents  without  any 
human action for at least for 24 hours  
  System of passive residual heat removal via steam generators (SG PHRS) designated mainly 
to  prevent  progression  into  a  severe  accident,  but  with  capability  for  certain  residual  heat 
removal also after core melting, capable to remove residual heat through steam generators 
and  including  failure  of  one  train  of  the  system  without  any  human  action  for  at  least  24 
hours with large margin (nearly 50 hours) 
  Pilot operated safety valve (POSV) of the pressurizer with a possibility of their opening from 
the  control  rooms  (main  control  room  or  emergency  control  room)  in  case  of  a  severe 
accident for fast reduction of primary circuit pressure (in case when the capacity of SG PHRS 
is not sufficient to reduce the pressure) 
  Emergency  steam  and  gas  removal  system  (KTP)  from  the  reactor,  steam  generator 
collectors and the pressurizer as an additional means for fast reduction of the primary circuit 
pressure 
  Ventilation and filtration system to maintain vacuum in the containment annulus, which is 
however an active system, not functioning in case of station blackout 
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  System  of  passive  autocatalytic  recombiners  for  hydrogen  removal  (JMT);  44  recombiners 
are  installed  in  the  containment  internal  volume  with  sufficient  capacity  for  hydrogen 
removal in case of a severe accident 
  Melt  localization  system  –  core  catcher  (JMR),  implemented  to  capture,  cool  down  and 
stabilize  molten  core  and  reactor  internals  without  excessive  mechanical  impact  on  the 
reactor cavity and without direct attack of the containment boundary by the corium 
  The system for making up the tanks of the SG PHRS and C PHRS, as well as for making up the 
SFP, using a single high-pressure make-up pump, powered by a mobile 500 kW DG 
  Internal inspection shaft water emergency use system (JNB90); the system provides coolant 
for flooding the core catcher as well as spent fuel pool make-up. 
For electric power supply there is a dedicated system of power supply (7th train of the power supply, 
with partial redundancy provided by 8th channel]) that includes two sets of 24-hour batteries in each 
unit,  a  mobile  DG  500  kW  (one  DG  for  each  unit),  which  recharges  the  batteries  and  powers  the 
common pump which supplies coolant to the heat exchangers of the passive heat  removal systems 
from the LCU storage tanks.  As stated in the NR, the mobile  DG in case of a need within 24 hours 
needs  to  be  transported  to  the  point  of  its  seismically  resistant  connection.  If the  transport  of  the 
mobile  DG  is  impossible,  connection  can  be  provided  from  the  original  position  of  the  DG  using 
special switching equipment and additional cables. During the discussion with the counterpart it was 
stated, that the improved design will ensure permanent connection of the mobile (transportable DG) 
to the relevant consumers. 
The  design  also  provides  for  special  instrumentation  for  severe  accident  conditions.  This 
instrumentation includes redundant monitoring of containment integrity (by a number of sensors for 
isolation  status,  air  locks  tightness,  radiation  monitors  inside  the  containment,  in  the  containment 
annulus  and  at  the  site),  level  and  temperature  in  the  spent  fuel  pool,  redundant  monitoring  of 
containment pressure, temperature, hydrogen and oxygen concentrations, temperatures in the core 
catcher,  temperatures  and  levels  in  the  tanks  of  passive  heat  removal  system,  various  parameters 
indicating operating status of various systems, etc. The instrumentation has the measurement range 
sufficient for severe accidents.  
When  comparing  available  NPP  means  with  the  European  stress  test  recommendations  it  can  be 
concluded  that  the  list  of  recommended  hardware  measures  is  consistent  with  the  NPP  design.  In 
addition  the  stress  tests  recommendations  explicitly  mentioned  containment  filtered  venting  to 
avoid over-pressurization of the containment. In the Belarusian NPP such system is not considered, 
because  other  systems,  in  particular  a  passive  containment  heat  removal  system,  passive 
autocatalytic hydrogen recombiners, core catcher and the robust containment with large volume are 
designed to ensure efficient heat removal and integrity of the containment. 
Evaluation of factors that may impede accident management  
Although  the  Belarusian  NPP  is  comparison  with  existing  NPPs  is  equipped  with  a  number  of 
advanced hardware features designed to cope with severe accidents, there are certain factors that 
may impede accident management. 
In  the  new  rector  designs  differently  from  existing  plants  there  should  be  (in  accordance  with 
updated IAEA Safety Requirements SSR-2/1 Rev.1),stable systems for coping with DECs, while mobile 
means  are  not  considered  as  a  part  of  the  design  due  to  potential  difficulties  with  their  timely 
connection. 
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Implementation of SAMG after 24 hours from the beginning of the accident requires certain on-site 
human actions, in particular transport  and connection of the mobile DG to a dedicated connecting 
points. However, harsh radiological situation in case of a severe accident could impede or complicate 
this action (although calculations included in  the safety analysis report indicate  that the conditions 
will be acceptable).  
Human actions to be performed within implementation of SAMG are supposed to be executed either 
from  the  MCR  or  ECR.  The  national  report  states  that  the  both  control  rooms  provides  for  their 
habitability in case of radiation accidents on the given or other unit as well as in appearance of toxic 
substances.  Habitability  is  ensured  by  means  of  shielding,  ventilation  systems  with  filtration, 
radiation  protection  systems  and  fire  protection  systems.  For  the  short  term  access,  personal 
protective  equipment  will  be  available.  However,  in  case  of  prolonged  station  black-out  when  the 
ventilation/filtration system is inoperable, habitability of the control places could be impeded. 
The  national  report  presents  high  margins  of  the  plant  civil  structures  against  external  hazards,  in 
particular against beyond design basis earthquakes. However, it is not clear if the equipment inside 
the  civil  structures  including  instrumentation  has  the  similar  resistance.  Further  on  it  is  not  clear 
what  could  be  the  scope  of  damage  of  the  plant  surroundings  and  its  wider  infrastructure  which 
could complicate the recovery activities.  
Accident management for events in the spent fuel pools 
Differently  from  several  other  new  PWR  designs,  in  Belarusian  NPP  the  spent  fuel  pool  is  located 
inside the containment. Therefore, even in case of fuel damage taking place in the pool there would 
no  direct  pathway  for  dispersion  of  radioactivity  from  the  pool  into  the  environment.  While 
structural resistance of the spent fuel pool against earthquakes seems to be high enough, its cooling 
systems do not look equally robust for DECs.  
The  SFP  can  be  cooled  down  by  the  SFP  cooling  systems  (FAK)  or  the  spray  system  (JMN).  If  both 
channels of FAK system fail, heat can be removed through the second or third channel of the spray 
system (JMN). If all these systems fail, under DEC conditions pump JNB50 is used.  
The cooling system (FAK) was designed to remove residual heat from the pool under all plant states 
from normal operation up to DBAs and DECs. Similarly, the spray system is assumed to be  used in 
both DBAs and DECs. It means that the same systems are used for several levels of defence contrary 
to the principle of independence of levels of defence. In the case of prolonged (more than 41 hours) 
loss of SFP cooling by FAK and JMN systems due to station black-out, the loss of coolant starts which 
should be compensated by a high-pressure make-up pump (the same pump as one for feeding the 
heat  exchangers  of  SG PHRS)  which  is  powered  by  a  mobile  DG.  In  addition,  it  is  possible to  use  a 
mobile high pressure fire pump to make up the spent fuel pool.  
It  is  clear  that  very  reliable  measures  for  compensation  of  the  loss  of  coolant  need  to  be 
implemented  in  order  to  exclude  damage  of  the  fuel  in  the  pool.  The  need  for  strengthening  of 
cooling  options  for  the  spent  fuel  pool  is  further  underlined  by  the  fact  that  effectiveness  of  the 
hydrogen mitigation system can be also impaired due to lack of oxygen needed for recombination in 
case of additional hydrogen from the spent fuel or from decomposition of the pool concrete. Large 
amount  of  hydrogen  could  represent  the  risk  in  the  case  of  penetration  of  hydrogen  to  spaces 
outside the containment. 
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7.2.2  Margins, cliff edge effects and areas for improvements 
 
Strong points, good practices 
The design of the Belarusian NPP includes several novel provisions designated for the fourth level of 
defence  in  depth  aimed  to  prevent  severe  accidents,  manage  severe  accidents  and  mitigate  their 
consequences,  which  are  essential  for  elimination  of  early  or  large  radioactive  releases  from  the 
containment. 
The strengths of the project include in particular a passive residual heat removal system through the 
steam generators (SG PHRS) and passive system for heat removal from the containment atmosphere 
(PHRS C). Both systems are capable to operate passively and automatically even during station black-
out  conditions  at  least  for  24  hours  in  the  stand-alone  mode.  Further  on  there  is  a  core  catcher 
capable  to  capture,  cool  down  and  stabilize  the  molten  corium  without  direct  attack  of  the 
containment boundary.  
The  training  centre  is  equipped  with  the  full  scope  simulator  with  rather  unique  capabilities  to 
simulate also severe accidents, thus providing additional features for effective staff training. 
The Ministry for Emergency Situations has established for the needs of the NPP strong fire brigade, 
well  equipped  with  numerous  mobile  sources  ready  to  respond  to  fires  and  other  hazards  at  the 
plant. In addition, at the country level there are other necessary sources such as heavy machines and 
transport  means  available  under  the  same  Ministry.  Well-developed  countrywide  radiation 
monitoring  system  represents  an  important  element  for  effective  overall  emergency  response,  if 
adequately  interconnected  with  on-site  monitoring  including  coordination  of  on-site  and  off-site 
emergency response. 
Significant  efforts  need  to  be  made  to maintain  and  strengthen  close  links  with  the  designers  (the 
General  Designer,  the  Designer  of  the  reactor  plant,  etc.),  as  well  as  scientific  supervisory 
organizations,  WANO  Moscow  centre  and  any  other  stakeholders,  both  domestic  and  foreign,    in 
order  to  ensure  long-term  external  support  to  safe  operation  of  the  NPP.  A  number  of  national 
research  programmes  are  on-going  and  planned  to  further  enhance  availability  of  qualified 
manpower and knowledge basis. 
The  issue  of  potential  recriticality  for  various  configurations  including  severely  damaged  core  or 
various corium configurations in the core catcher have been analysed in the national report. It came 
out from the analysis, that for any possible configuration including premature melting of the control 
rods in the core there is always sufficient margin to the criticality. This analysis can be considered as 
a good practice.  
 
Weak points, deficiencies (areas for improvements) 
In  spite  of  significant  advanced  design  features  there  are  a  number  of  issues  that  require  further 
more convincing justifications or improvements. 
Due  to  the  current  status  of  the  development  and  implementation  of  symptom  based  EOPs  and 
SAMGs and the need to have the process completed before fuel loading it is realized that the process 
is delayed and the acceleration of the process should be addressed as an urgent matter. 
There  are  several systems envisaged to operate  at  both level 3 and level 4 of defence  in depth:  a) 
Pilot operated safety valve (POSV) of the pressurizer, b)  Emergency steam and gas removal system 
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(KTP), c) Ventilation and filtration system of containment annulus, d) Spent fuel pool cooling system 
(FAK). Such design solutions are not fully consistent with the principle of independence in particular 
between levels 3 and 4 of defence, as required by IAEA Safety Requirements (SSR-2/1 Rev. 1) for new 
reactor  designs.  Special  considerations  are  needed  to  ensure  functioning of  the  systems  in  case  of 
severe accidents or different design solutions should be implemented. 
Due to implementation of several novel passive  design solutions, plant autonomy is ensured for at 
least  24  hours.  As  stipulated  by  the  design,  after  72  hours  (24  hours  -  in  the  event  of  an  unlikely 
failure of one of the four emergency heat removal tanks) the make-up of the tanks of the SG PHRS 
and C PHRS will be performed by a single make-up pump JNB 50. Although in the case for the safety 
features for the DECs the redundancy is not explicitly required by the IAEA Safety Requirements, due 
to the dual use of a single (not redundant) pump this limitation could be considered as a challenge 
for successful execution of accident management actions.  
Owing to the importance of ensuring the functionality of SG and C PHRS in SBO, the PRT recommends 
enhancing the reliability by installing an additional redundant pump.  
It  is  noted  that  the  civil  structures  needed  to  prevent  large  radioactive  releases  (including 
containment, control rooms, spent fuel pool) are robust with large margins against external hazards, 
However,  these  margins  need  to  be  confirmed  by  the  Probabilistic  Safety  Assessment  of  seismic 
impacts. In addition, attention should be paid to adequate resistance of the technological equipment 
(cooling systems) ultimately needed for prevention of large releases in case of a severe accident. 
The issues associated with mitigation of severe accidents taking place during shutdown operational 
regimes  were  not  specifically  addressed  in  the  national  report.  On  the  other  hand  such  regimes 
represent  an  increased  risk  of  occurrence  and  mitigation  of  severe  accidents,  since  under  such 
conditions the  heat exchangers  of the  SG PHRS are disabled and time margin to uncovering  of the 
fuel in the reactor is rather short (about 2.4 hours). 
There  is  an  active  emergency  ventilation  system  to  maintain  vacuum  and  ensure  filtering  of  the 
annulus between the  primary  and secondary  containment. However, the  system is not operable  in 
case  of  a  severe  accident  (resulting  from  LOCA  in  combination  with  station  black-out).  Although 
location of the spent fuel pool inside the containment could be considered as comparative advantage 
to other designs, the possibility of severe fuel damage (fuel melting) in the spent fuel pool should be 
practically eliminated, since the design does not include provisions for reaching safe stable conditions 
following such accident.  
Habitability of control areas (main control room, emergency control room) during a severe accident 
combined  with  long-term  station  blackout  (more  than  two  hours)  resulting  in  switching-off  the 
ventilation system of these control places is questionable. Although there is no obvious driving force 
for penetration of potentially contaminated outside air, habitability of the control places should be 
given further attention. 
The need to transport and connect a mobile DG to the relevant connecting point under potentially 
harsh  radiation  conditions  following  a  severe  accident  is  not  in  compliance  with  the  updated  IAEA 
Safety Standards (SSR-2/1, Rev. 1). During the PRT discussion it was stated by the plant designer, that 
in  order  to  address  this  issue  the  mobile  DG  will  be  permanently  connected  to  the  relevant 
consumers. Nevertheless, considering implementation of a permanent power source with sufficient 
capacity  not  only  for  recharging  the  batteries  and  powering  the  make-up  pump,  but  also  for 
providing power to ventilation of the main control room and ventilation of the containment annulus 
would  significantly  enhance  robustness  of  the  design.  At  the  same  time  it  is  underlined  that  the 
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additional use of mobile means should be further considered as a valuable component of operational 
accident management. 
7.2.3  Possible measures to increase robustness 
In the following text the areas for further safety enhancements of the NPP identified by the peer 
review team are listed.  
1. While it is recognized that several advanced safety features  are implemented in the design, the
overall  concept  of  practical  elimination  of  early  and  large  releases  should  be  more  explicitly
reflected  in  an  updated  plant  safety  case,.  Attention  should  also  be  devoted  to  the  practical
elimination of severe accidents in the spent fuel pool or severe accidents potentially combined
with the containment  by-pass (such as accident with an open containment, or uncompensated
primary to secondary accidents potentially resulting in severe accident).
2. Consideration  should  be  given  to  the  installation  of  independent  means  of  reactor  coolant
system depressurization, or special attention should be  given to reliable functioning of existing
means under severe accident conditions.
3.
The  adequacy of margins of SSCs for beyond design basis earthquakes of the  plant  equipment
ultimately  needed  for  prevention  of  large  releases  in  case  of  a  severe  accident  should  be
reconsidered and the robustness of the systems increased, if necessary, based on the results of
seismic PSA under preparation.
4. Further consideration should be given to the prevention and the mitigation of severe accidents
under open reactor conditions, when heat exchangers of the  SG PHRS system are disabled and
time margin to core damage is rather short.
5. The  implementation  of  a  redundant  make-up  pump  JNB  50  for  the  dual  purpose  of  providing
coolant to the PHRS heat exchangers and to the spent fuel pool is recommended.
6. Although  habitability  of  control  areas  (main  control  room,  emergency  control  room)  during  a
severe  accident  in  combination  with  station  black-out  has  been  assessed  in  the  SAR  as
satisfactory, it is still advised that this issue be further assessed and habitability enhanced.
7. In the event of NPP blackout the emergency ventilation system of the annulus is not available.
Whether  there  is  a  need  for  the  system  to  be  in  operation  in  the  event  of  severe  accident  in
combination  with  station  blackout  should  be  further  investigated.  And,  if  necessary,  the
emergency ventilation system of the containment annulus should be modified.
8. Noting  that  symptom-based  emergency  procedures  (EOPs  and  SAMGs)  are  required  before  a
licence to operate is granted and the challenging timescales, it is recommended that there is a
clear  programme  of  work  in  place  to  develop  the  symptom-based  emergency  procedures;  to
verify and validate the procedures; and to train personnel before core load.
7.2.4  New initiatives from operators and others, and requirements or follow up 
actions (including further studies) from regulatory authorities: modifications, 
further studies, decisions regarding operation of plants 

Upgrading programmes initiated/accelerated after Fukushima 
In the time of Fukushima accident the NPP design was in its active stage, and the additional lessons 
learned were implemented in the designs. Examples of such improvements include proper location 
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and  resistance  of  fixed  connecting  points  for  transportable  means  and  enhancement  of  the 
robustness of the PHRS systems. 
 
Further studies envisaged 
There are several research and development projects aimed at further enhancement of availability of 
qualified manpower and future continuous safety improvements of the plant. The current national 
research project (2009-2020) is devoted to the support to the NPP construction, and another project 
is under preparation aimed at supporting plant operation. There is an EU project (financed through 
INSC)  and  another  IAEA  technical  cooperation  project,  aimed  at  human  resource  development  in 
Belarus. A number of intergovernmental agreements have been signed with several EU countries on 
cooperation and exchange of information in the area of nuclear safety. 
Decisions regarding future operation of plants 
The  BNPP  has  available  advanced  features  for  prevention  and  mitigation  of  severe  accidents  as 
required for new reactor designs. Nevertheless, it is advisable that adequate attention be devoted to 
further safety enhancements presented in this peer review report. 
7.3  Peer review conclusions and recommendations specific to this area 
The peer review concluded that the BNPP belongs to the new generation of NPPs, with significantly 
enhanced  hardware  capabilities  for  prevention  and  mitigation  of  severe  accidents,  including 
availability of  redundant  active  safety  systems,  redundant  passive  safety  features  for  residual  heat 
removal through the steam generators and from the containment and various other safety features 
for DECs aimed at elimination of challenges to containment integrity. 
Nevertheless there are possibilities for further increase of the robustness of the design, in particular 
by means of replacement of mobile DG by a stable source of electricity, installation of a dedicated 
system for the reactor coolant  system depressurization and enhancement of capability for residual 
heat removal from the spent fuel pool, for ventilation of the main control room and for ventilation of 
containment  annulus  in  DECs.  In  view  of  recently  determined  site  seismic  level  the  adequacy  of 
margins of certain SSCs for beyond design basis earthquakes may be  an issue.  Overall approach to 
practical elimination of early or large releases, including elimination of severe accidents in the spent 
fuel pool, should be further developed and explicitly demonstrated. 
It is further underlined that also in the case of significantly enhanced hardware provisions there is a 
need  to  have  effective  EOPs  and  SAMGs  in  place.  On-going  programme  for  development  of 
procedures  and  guidelines  should  be  completed  as  soon  as  possible.  Sufficient  time  and  resources 
should  be  provided  for  validation  of  procedures  and  guidelines,  and  for  training  all  groups  of  staff 
involved in accident management.  
It should be also taken into account that the whole area of severe accident management is still 
evolving internationally. It is thus recommended to follow this development and to contribute to this 
development by own Belarusian studies. 
 
 
 
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8  MAIN CONCLUSIONS OF THE PEER REVIEW TEAM 
Introduction 

Following the Fukushima accident in Japan in March 2011, the European Commission (EC), together 
with  the  European  Nuclear  Safety  Regulators  Group  (ENSREG),  mandated  and  completed 
comprehensive risk and safety re-assessments of all EU NPPs, termed Stress Tests (STs).   
The Stress Tests were completed against a common EU-STs specification that defined 3 topic areas 
for assessment: 
  extreme natural events (earthquake, flooding, extreme weather conditions),  
  response of the plants to prolonged loss of electric power and/or loss of the ultimate heat 
sink  
  severe accident management. 
The request of the European Council defined that the Stress Tests had to be performed at national 
level and be complemented by a European Peer Review (PR). 
At the time of the EU-STs, some neighbouring countries like Armenia, Belarus and Turkey expressed 
interest  in  following  the  same  peer  review  process.  They  confirmed  their  willingness  to  voluntary 
undertake  a  comprehensive  risk  and  safety  assessments  in  accordance  with  the  stress  tests 
specifications  agreed  by  the  European  Commission  and  the  European  Nuclear  Safety  Regulators 
Group (ENSREG) on 24 May 2011, at an appropriate point in the future. 
The  Russian version of the host  countries national report for the stress  test process was  approved 
during an inter-governmental meeting on 27th September 2017.  Belarus subsequently submitted the 
English  version  of  its  national  stress  tests  report  on  the  Belarusian  Nuclear  Power  Plant  to  the 
Directorate-General  for  Energy  of  the  European  Commission  and  ENSREG  for  peer  review  on  31st 
October 2017, and the PRT immediately began its review.   
In total, around 460 written questions were subsequently submitted to Belarus Nuclear Regulatory 
Authority,  which  were  a  combination  of  questions  developed  by  the  PRT,  those  from  NGOs  and 
others  provided  by  Latvia.    Prior  to  the  visit  to  Belarus,  on  7th  March,  Gosatomnadzor  provided 
written answers to the questions raised by the PRT.   
The Peer review took place in Belarus from 11th to 16th March.  The PRT consisted of 17 experts from 
EU  and  non  EU  Member  States  that  had  been  nominated  by  ENSREG.    The  PRT  included  2 
representatives  from  the  Commission  -  1  expert  from  JRC  and  1  rapporteur  from  DG  ENERGY.       3 
observers were also present during the country visit: 1 from the IAEA, 1 from the Russian Federation 
and 1 from Iran.     
Peer Review Team’s general comments on the Belarus National Report 
Previous stress tests were undertaken on pre-existing reactor designs that were already operational 
and  on  NPPs  under  construction  at  the  time  in  the  EU.  From  the  start,  the  experts  from  the  PRT 
considered that highest safety standards should be taken into account during the stress test process 
for  Belarus  even  though  the  construction  licence  for  Belarus  NPP  was  issued  before  the  WENRA 
approach for new reactors was established.   
In  the  opinion  of  the  PRT  the  Belarus  national  report  was  drafted  in  accordance  with  the 
requirements of the EU stress Tests. Belarus’s agreement to complete the EU Stress Test process in a 
relatively  compressed  timeframe  is  noted,  particularly  as  it  is  an  embarking  country  developing  a 
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new  nuclear  power  programme  and  even  for  more  established  countries  the  process  presents  a 
sizeable challenge and learning process.  
Attempts  to reduce  the  volume of its  initial draft national report resulted in limited information in 
some  parts,  which  led  to  a  large  number  of  additional  questions  being  sent  to  Belarusian 
counterparts.  However,  the  PRT  was  impressed  with  how  hard  Belarusian  counterparts  worked  to 
answer the questions raised by the  PRT. Belarusian counterparts  fully answered the questions and 
provided  the  answers  translated  into  English  to  the  PRT  for  consideration,  along  with  additional 
reference  materials  such  as  copies  of  parts  of  PSAR,  project  documentation,  schemes,  as  further 
evidence  to its  given answers.   The  PRT  recognise and commend the open and transparent way in 
which  Gosatomnadzor  and  the  licensee  sought  to  address  these  during  the  review.  Together  with 
subsequent  discussions  with  counterparts  and  the  site  visit  in  Belarus,  these  allowed  the  PRT  to 
clarify all of its outstanding points.   
Topic  1:  ASSESSMENT  RELATIVE  TO  EARTHQUAKES,  FLOODING  AND  OTHER  EXTREME  WEATHER 
CONDITIONS 

Earthquake 
Initially, the PRT focused on the reliability of the current design basis earthquake of I = 7° MSK-64 and 
PGAH = 0.10 g for the non-exceedance probability of 10-4 year. This was due to the fact that several 
earthquakes  of  I  =  7°  have  been  reported  from  the  region  and  near-region  around  the  NPP.  The 
National Academy of Sciences of Russia indicated its confidence that the existence of these events is 
doubtful  and  at  the  time  of  the  PRT  visit  was  undertaking  an  analysis  of  the  relevant  events.  On 
completion of this analysis, the PRT recommends that a review of the zoning and seismic catalogue is 
undertaken by the academy of Belarus and updated as necessary. 
However,  the  PRT’s  hesitations  to  accept  PGAH  =  0.10  g  for  the  design  basis  earthquake  were 
addressed  by  the  comprehensive  PSHA  conducted  by  Academy  of  Sciences  of  Russia  which  were 
presented  during  the  country  visit  (PSHA  2018).  It  reveals  ground  motion  values  of  0.10  g  for  the 
mean hazard value for the design basis earthquake with the occurrence probability of 10-4 per year 
which is acceptable to the PRT. 
The review of the seismic classifications of SSCs required by the protection concept revealed that all 
SSCs are equally designed for PGAH = 0.12 g irrespective of the fact that SSCs have functions related 
to different levels of defence in depth. The fact that the function of some SSCs is also required for 
coping with beyond design basis accidents (BDBA) is neither reflected by higher design requirements, 
nor have adequate margins been proved for such SSCs. 
A  systematic  assessment  of  the  seismic  margins  for  all  SSCs  important  to  safety  is  currently  not 
available.  Although  most  of  the  SSCs  required  by  the  protection  concept  appear  to  have  some  or 
even significant margins of their seismic resistance above the DBE, pipes and pipelines of some safety 
systems are only resistant up to PGAH = 0.13g. The accident conditions that may arise from failure of 
the SSCs with the smallest seismic margin are currently unknown. The PSHA 2018 assigns occurrence 
probabilities of about 10-4 to 10-5 to events with PGAH = 0.13 g.  
The PRT therefore considers that the margin of 0.03 g is not sufficient to demonstrate the practical 
elimination of accidents leading to early or large releases as required in WENRA safety objectives for 
new  reactors.  The  practical  elimination  of  such  accidents  requires  the  demonstration  that  the 
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conditions  leading  to  the  accidents  can  be  considered  with  a  high  degree  of  confidence  to  be 
extremely unlikely to arise. The seismic margins should be specified for all safety-relevant SSCs and 
their adequacy to ensure continuous safety of the plant should be confirmed, with the expectation 
that they confirm the practical elimination of  core melt accidents that would lead to early or large 
releases. 
To further strengthen the seismic robustness of the Belarusian NPP the PRT therefore recommends 
that:  
  The  regulator  should  consider  the  PSHA  2018  results  in  the  beyond  design  basis  safety 
evaluation  of  the  plant  and  ensure  the  implementation  of  appropriate  safety  upgrading 
measures.  The  results  of  the  PSHA  may  require  an  update  of  the  protection  concept  with 
respect  to  seismic  impacts  to  conform  with  WENRA  requirements  which  were  taken  as  a 
reference by the PRT. 
  A comprehensive margin assessment on basis of the hazard curve from the PSHA and state-
of-the-art fragility evaluations should be performed to justify the adequacy of margins of all 
SSCs with respect to the design basis and beyond for ensuring their integrity and function in 
accordance with their tasks in different Defence-in-Depth (DiD) levels 
  The  regulator  should  ensure  that  the  seismic  resistances  of  SSCs  credited  for  coping  with 
accident conditions (DiD levels 3 and 4) induced by a seismic event are adequate to ensure 
their performance.  
  The  PRT  is  aware  of  the  different  interpretations  of  the  1908  seismic  event  published  in 
seismological  literature  and  catalogues.  Keeping  this  in  mind,  the  PRT  recommends 
performing a study on this seismic event to clarify its nature and completing a review of the 
zoning and seismic catalogues. 
  Extend  the  number  of  stations  of  the  seismic  observation  network  to  also  cover  the 
Quaternary Oshmiyansky fault.  
  Provide free access to the data recorded by the seismic observation network for scientific 
purpose  to  profit  from  research  results  that  better  constrain  the  seismotectonic  model  for 
future updates of the PSHA.  
  Implement the measures and actions defined in the Section 3.2.4 of the NR. 
 
Flooding 
 
The topography of the site of the Belarus NPP, which is located some 50 metres above the nearest 
river,  adequately  protects  against  river  flooding  and  impact  from  dam  rupture.  This  is  regarded  a 
strong safety feature. 
The  NR  provides  little  information  about  the  regulatory  bases,  technical  background  and  the 
methodology  used  for  screening  and  characterization  of  the  flooding  hazards,  however  during  the 
country visit the necessary information has been provided.  
The concept of Design Basis Flood (DBF) is not strictly used at the Belarus NPP.    
Using  the  methodology  to  screen  and  characterize  flooding  hazards,  the  maximum  flooding  level 
corresponding to a non-exceedance probability of 10-4 per year has been assessed and is in line with 
the EU stress tests recommendations. 
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Groundwater  rising  up  to  lower  basement  level  cannot  be  excluded,  basements  of  buildings  have 
been  made  watertight  against  groundwater  ingress  and  special  drainage  measures  have  been 
implemented. 
Nevertheless,  because  the  PRT  was  not  able  to  fully  review  the  volumetric  protection  due  to  the 
current state of construction, the PRT recommends that the Regulatory Body should check that plant 
measures against water ingress into safety related buildings and underground galleries are robustly 
designed and implemented. 
In  case  of  flooding,  the  necessary  access  to  the  site  remains  ensured  and  mobile  equipment 
necessary in case of severe accidents stored on the site remains accessible.  
 
Extreme Weather 
As part of the stress tests the Belarus nuclear power plants have been analysed in respect to extreme 
weather conditions and necessary combinations of them.  
The  report  provides  little  information  about  the  screening  process  for  the  selection  of  analysed 
extreme weather phenomena. During the country visit the necessary information was provided. 
In respect to the extreme weather phenomena, the plants show a high resistance. 
It was stated during the country visit that operational procedures for extreme weather conditions are 
under  development.  The  PRT  recommends  having  specific  operating  procedures  in  place  before 
commissioning of the Belarusian NPP. 
During the plant visit, the site was under construction, so the PRT could not confirm the final civil 
work of the site and the adequacy of the drainage arrangements. It should be ensured that the plant 
site can be drained via the surface by gravity (streets, catch water ditches). 
Topic  2:  ASSESSMENT  RELATIVE  TO  LOSS  OF  ELECTRICAL  POWER  AND  LOSS  OF  ULTIMATE  HEAT 
SINK 

The review of Topic 2 of the Belarussian NR concluded that the ENSREG specification developed for 
the EU stress tests was strictly followed in the process of assessment in the area of loss of electrical 
power  supply  and  loss  of  ultimate  heat  sink.  Robustness  and  time  margins  were  theoretical 
demonstrated for all relevant accidents considered in the EU stress tests due to the diversification of 
the  active  safety systems with passive ones,  big water reserves  stored inside  the  containment  and 
other features.  
Nevertheless,  the  PRT  concludes,  that  some  issues  regarding  the  safety  especially  under  design 
extension conditions (DEC) need clarification and enhancement. 
It has to be considered, that the design bases on Russian standards developed before the Fukushima 
Accident.  These  standards  define  measures  supported  by  mobile  equipment  to  be  taken  for  the 
prevention of hazardous conditions in a case of a BDBA. The new IAEA standards especially the IAEA 
Specific Safety Requirement SSR 2/1, Rev. 1 “Safety of Nuclear Power Plants: Design”, dealing with 
the new concept of design extension conditions replacing the old BDBA concept, requests for having 
permanent  installations  carrying  out  or  supporting  preventive  measures  under  these  DEC. 
Considering the crucial function of the JNB-50 pump for meeting the requirements for DEC, the PRT 
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recommends that a permanent  power supply  should be  installed to improve  the  availability of the 
pump in SBO situation. 
The PRT recommends that an alternative permanent power source to supply the necessary power in 
design  extension  conditions  should  be  provided.  This  alternative  AC  power  supply  should  include 
necessary connecting points, to protect electrical power systems against the simultaneous failure of 
off-site and emergency AC power supplies. This needs AC power sources that are diverse in design 
and are not susceptible to the events that caused the loss of on-site and off-site power sources. The 
necessary switching operation to connect the alternate power source should be consistent with the 
depletion time of the battery. Extending the battery discharge time by e.g. load shedding may also be 
considered.  This  recommendation  considers  international  agreed  and  applied  requirements 
described  in  Requirement  68  of  the  IAEA  Specific  Safety  Requirement  SSR  2/1,  Rev.  1  “  Safety  of 
Nuclear Power Plants: Design”. 
The  adequacy  of  margins  of  SSCs  for  beyond  design  basis  earthquakes  of  the  plant  equipment 
ultimately  needed  for  prevention  of  core  melt  should  be  reconsidered  and  the  robustness  of  the 
systems increased, if necessary, based on the results of seismic PSA under preparation.  
The  PRT  identified  vulnerability  in  the  design  of  JNB  system.  Despite  the  system  autonomy  of  the 
passive heat removal system (PHRS) which is designed to cope with SBO scenarios the SG PHRS, the C 
PHRS  tanks  and  the  spent  fuel  pool  are  refilled  with  water  using  a  single  low  -pressure  pump 
JNB50AP001 (only 1 pump per unit is designed), transporting demineralized water coming from the 
LCU Tanks, which is fed by the channel 7. Owing to the importance of ensuring the functionality of SG 
PHRS  in  SBO,  the  PRT  recommends  enhancing  the  reliability  by  installing  an  additional  redundant 
pump.  
When an SBO event occurs during the refuelling period; specifically when  the reactor is drained to 
the  550  mm  below  the  main  reactor  flange,  the  heat  removal  is  interrupted  and  it  is  only  a  short 
period before boiling in the reactor pressure vessel occurs. Time to reach the top of fuel assembly 
(TFU)  is  about  2  hours,  if  no  countermeasures  are  applied.  Owing  to  the  short  time  period  during 
which the power has to be recovered to restore the inventory and cooling, this has been identified as 
a cliff edge effect by the PRT. The PRT recommends a suitable alternative solution is implemented to 
ensure that restoration of water supply is achieved within necessary time to prevent core damage.  
The NR considers the so called substation “Viliya” as an additional technical solution for the provision 
of  energy  supplies  to  safety  related  consumers.  From  this  substation  an  additional  “emergency 
transformer“, having a capacity of 16 MVA on a voltage level 110/10 kV, will be fed as an additional 
source for providing energy to one safety train of both units. Since the off-site power supply is the 
source for energy provision on DiD level 1 and 2, the PRT recommends that analysis is undertaken to 
demonstrate the reliability of these off-site powers sources in seismic condition. 
In the NR no information was given regarding the evidence of the efficiency and reliability of the new 
passive  safety  systems  as  the  SG  PHRS  and  C  PHRS.  During  the  discussion  the  PRT  requested 
information  based  on  experimental  data  and  commissioning  test  in  similar  plants.  No  additional 
evidence  was  available  during  the  review  mission.  Nevertheless,  Gosatomnadzor  stated,  that 
comprehensive tests, proving the efficiency and functionality of new systems have to be carried out 
as a part of the commissioning procedure and were requested in the licensing procedure. 
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Topic 3: ASSESSMENT RELATIVE TO SEVERE ACCIDENT MANAGEMENT 
In relation to severe accident management, the PRT makes the following recommendations for 
further safety enhancements of the NPP:  
While  it  is  recognized  that  several  advanced  safety  features  are  implemented  in  the  design,  the 
overall concept of practical elimination of early and large releases should be more explicitly reflected 
in  an  updated  plant  safety  case.  Attention  should  be  also  devoted  to  the  practical  elimination  of 
severe  accidents  in  the  spent  fuel  pool  or  severe  accidents  potentially  combined  with  the 
containment  by-pass  (such  as  accident  with  an  open  containment,  or  uncompensated  primary  to 
secondary accidents potentially resulting in severe accident). 
Consideration  should  be  given  to  the  installation  of  independent  means  of  reactor  coolant  system 
depressurization, or special attention should be given to reliable functioning of existing means under 
severe accident conditions. 
The  adequacy  of  margins  of  SSCs  for  beyond  design  basis  earthquakes  of  the  plant  equipment 
ultimately  needed  for  prevention  of  large  releases  in  case  of  a  severe  accident  should  be 
reconsidered  and  the  robustness  of  the  systems  increased,  if  necessary,  based  on  the  results  of 
seismic PSA under preparation.  
Further consideration should be given to the prevention and the mitigation of severe accidents under 
open reactor conditions, when heat exchangers of the SG PHRS system are disabled and time margin 
to core damage is rather short.  
The implementation of a redundant make-up pump JNB 50 for the dual purpose of providing coolant 
to the PHRS heat exchangers and to the spent fuel pool 3 is recommended to increase reliability. 
Although habitability of control areas (main control room, emergency control room) during a severe 
accident in combination with station black-out has been assessed in the SAR as satisfactory, it is still 
advised that this issue be further assessed and habitability enhanced. 
In  the  event  of  NPP  blackout  the  emergency  ventilation  system  of  the  annulus  is  not  available. 
Whether  there  is  a  need  for  the  system  to  be  in  operation  in  the  event  of  severe  accident  in 
combination with station blackout should be further investigated, and, if necessary, the emergency 
ventilation system of the containment annulus should be modified.  
Noting that symptom-based emergency procedures (EOPs and SAMGs) are required before a licence 
to  operate  is  granted  and  the  challenging  timescales,  it  is  recommended  that  there  is  a  clear 
programme  of  work  in  place  to  develop  the  symptom-based  emergency  procedures;  to  verify  and 
validate the procedures; and to train personnel before core load. 
Good Practices 
Particular  strengths  of  the  Belarusian  NPP  include  a  passive  residual  heat  removal  system  through 
the  steam  generators  (SG  PHRS)  and  passive  system  for  heat  removal  from  the  containment 
atmosphere (PHRS C). Both systems are capable to operate passively and automatically even during 
station black-out conditions at least for 24 hours in the stand-alone mode. In addition, there is a core 
catcher capable of capture, cool down and stabilize the molten corium preventing a direct challenge 
to the containment boundary.   
The completion of the seismic PSA is recognised by the PRT as a good practice that will inform the 
decision for further appropriate safety measures. 
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The training centre is equipped with the full scope simulator with rather unique capabilities to also 
simulate severe accidents, thus providing additional features for effective staff training. 
The Ministry for Emergency Situations has established strong NPP fire  brigade, well equipped with 
numerous mobile sources ready to respond to fires and other hazards at the plant. In addition, at the 
country  level  there  are  other  necessary  sources  such  as  heavy  machines  and  transport  means 
available  under  the  same  Ministry  to  respond  to  severe  accidents.  Well-developed  countrywide 
radiation  monitoring  system  represents  an  important  element  for  effective  overall  emergency 
response, if adequately interconnected with on-site monitoring including coordination of on-site and 
off-site emergency response. 
The  issue  of  potential  recriticality  for  various  configurations  have  been  analysed  in  the  national 
report.  This analysis highlighted that for any possible configuration, including premature melting of 
the control rods in the core, there is always sufficient margin to the criticality.  
The design of the main components allows a “smooth” behaviour in case of transients, especially the 
steam  generators  (greater  water  inventory  in  the  horizontal  steam  generators  compared  with 
Western style reactor designs). 
The  significant  effort  to  establish  close  links  domestically  and  internationally  with  the  designers, 
scientific supervisory organizations, WANO Moscow centre and other stakeholders in order to ensure 
long-term external support to safe operation of the NPP is commended.  
Future outlook 
The  PRT  recommends  that  Gosatomnadzor  in  accordance  with  the  principle  of  "intelligent 
ownership", should identify the necessary safety improvements in response to the recommendations 
made  in  this  report  by  the  PRT  and  those  by  Gosatomnadzor  itself,  and  incorporate  them  into  a 
National  Action  Plan  containing  all  relevant  safety  improvement  measures  and  associated 
implementation schedules. It should also include, as appropriate, recommendations and suggestions 
from the review of the European Stress Tests39. The NAcP  should ensure timely implementation of 
the  safety  improvement  measures  in  accordance  with  their  safety  significance.  In  consideration  of 
the  practice  adopted by the  EU MS, the PRT further recommends that the National Action Plan be 
subject  to  a  future  review,  the  approach  to  a  meaningful  review  being  determined  by 
Gosatomnadzor. 
39 http://www.ensreg.eu/NODE/513 
72 

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9  List of acronyms 
AC 
 
Alternating Current 
BCC 
  
Back-up Crisis Centre 
BCP 
 
Back-up Control Panel 
BDB 
 
Beyond Design Basis 
BDBA   
Beyond Design Basis Accident 
BZOV   
Demineralised water tank 
CDF 
 
Core Damage Frequency 
CDFM   
Conservative Deterministic Failure Margin 
CSNO   
Coolant System of Normal Operation 
CSS 
 
Containment Spray System  
DAR 
 
Additional emergency cooling system 
DB 
 
Design Basis 
DBA 
 
Design Basis Accident  
DBE 
 
Design Basis Earthquake  
DBF 
 
Design Basis Flood 
DC 
 
Direct Current 
DG 
 
Diesel Generator 
DGS 
 
Diesel Generator Station 
DOE 
 
Department of Energy 
EC 
 
European Commission 
EDG 
 
Emergency Diesel Generator 
ENSREG 
European Nuclear Safety Regulators Group 
EOP 
 
Emergency Operating Procedure 
ERG  
 
Emergency Response Guidelines 
 
ERT 
 
Emergency Response Team 
ESWS   
Essential Service Water System 
EU 
 
European Union 
FSA 
 
Fault Sequence Analysis  

 
standard value of the gravitational acceleration (9,81 m/s2) 
HCLPF    
High Confidence Low Probability of Failure 
HPP 
 
Hydroelectric Power Plant  
IEP 
 
Internal Emergency Plan 
I&C 
 
Instrumentation and Control 
IAEA 
 
International Atomic Energy Agency 
INSC 
 
Instrument for Nuclear Safety Cooperation 
ISFSI 
 
Independent Spent Fuel Storage Installation 
LOCA   
Loss of Coolant Accident 
LOOP    
Loss of Off-Site Power   
LTE 
 
Life Time Extension 
LTO 
 
Long Term Operation 
MCC 
 
Main Crisis Centre  
MCP    
Main Circulation Pump 
MCR    
Main Control Room 
MNPP   
Metsamor Nuclear Power Plant   
MRZ    
Russian abbreviation for the maximum design earthquake (~ Safe Shutdown) 
73 

2018-07-04 
HLG_p(2018-36)_155 Belarus Stress Test Peer Review Report 
MSK 
Medvedev–Sponheuer–Karnik  
NAcP 
National Action Plan 
NPP 
Nuclear Power Plant 
NR 
(Stress Test) National Report  
PAMS 
Post Accident Monitoring System 
PGA 
Peak Ground Acceleration 
PHRS 
Passive Heat Removal System 
PNAE 
Russian nuclear standard 
PR 
Peer Review 
PRT 
Peer Review Team 
PSA 
Probabilistic Safety Assessment (also known as PRA) 
PSHA 
Probabilistic Seismic Hazard Analysis 
PSR 
Periodic Safety Review 
PWR 
Pressurised Water Reactor 
PZ 
Russian abbreviation for design earthquake 
RA 
Republic of Armenia 
RCC 
Regional Crisis Centre 
RCPS 
Reactor Coolant Pump Set 
RLE 
Review Level Earthquake 
SAM 
Severe Accident Management 
SAMG 
Severe Accident Management Guideline 
SAR 
Safety Analysis Report 
SBO 
Station Blackout 
SEC 
Second Emergency Cooling 
SFP 
Spent Fuel Pool 
SG 
Steam Generator 
SNiP 
Russian civil code 
SPSA 
Seismic Probabilistic Risk Assessment 
SSC 
Structures, Systems and Components 
SSEL 
Safe Shutdown Equipment List  
ST 
Stress Test 
TH 
Turbine Hall 
TSO 
Technical Support Organization   
UHS 
Ultimate Heat Sink 
US 
United States 
US NRC 
United States Nuclear Regulatory Commission 
VSN 
Temporary Russian civil code 
VVER 
Water Water Energetic Reactor 
WANO 
World Association of Nuclear Operators 
WANO MC 
World Association of Nuclear Operators Moscow Centre 
WENRA 
Western European Nuclear Regulators Association 
WOG ERG 
Westinghouse Owners Group Emergency Response Guidelines 
74 

Annex 3. EU Peer review Report of the Belarus Stress Tests – Executive 
Summary. 


 
 
HLG_p(2018-36)_156 Belarus Stress Test PRT report - executive summary 
Belarus Stress Tests Peer Review  
Executive summary  
Introduction 
In the aftermath of the Fukushima accident, the EU carried  out "comprehensive risk and safety 
assessments" (so called "Stress Tests" (STs)) of all its nuclear power plants and also invited 
interested non EU countries to take part in the exercise. 
The Stress Tests were completed with Belarus in accordance with its voluntary commitment, 
joining the Joint Declaration on comprehensive risk and safety assessments of nuclear plants 
(stress tests) of June 2011, taking into account  a common EU-STs specification that defined 3 
topic areas for assessment: 
x  extreme natural events (earthquake, flooding, extreme weather conditions),  
x  response of the plants to prolonged loss of electric power and/or loss of the ultimate 
heat sink  
x  severe accident management. 
Belarus agreed to make use of transparent peer-review (PR) in accordance with the standard 
procedure and Practical Arrangements were agreed by EU and Belarus in 2017.   
During 2017 GAN – Belarusian Regulator - worked to produce the host country national report 
for the stress test process and this report was submitted to the EC and ENSREG for peer review 
on 31st October 2017.  The report confirmed the design of the Belarusian NPP from type AES 
2006 V-491, which is the result of evolutionary development of the Russian VVER (Vodo- 
Vodyanoi Energetichesky Reaktor) type Pressurized Water Reactor (PWR) family. 
The Belarus national stress test report, was published on the ENSREG website and remained 
open for Public Consultation from Monday 13 November 2017 to Saturday 13 January 2018. 
Comments/questions received during this Public Consultation were answered by GAN and were 
subsequently published on the ENSREG Website 
After a detailed review of the national report, the peer review mission took place in Belarus 
from 12th to 16th March
. The Peer Review Team (PRT) consisted of 17 experts from EU and non 
EU Member States with a good balance between nuclear power and non-nuclear countries. The 
PRT included 2 representatives from the Commission and 3 observers (1 from the IAEA, 1 from 
the Russian Federation and 1 from Iran).  
The experts from the PRT considered that the latest safety standards (IAEA and WENRA) 
established after the EU stress tests in 2012 should be taken into account during the stress test 
process for Belarus. This fact has important implications for the review process and the related 
recommendations.   
Peer Review Team’s general comments on the Belarus National Report 
In the opinion of the PRT the Belarus national report was drafted in accordance with the 
requirements of the EU stress tests. PRT pays tribute to Belarus’s agreement to complete the EU 
Stress Test process in a relatively compressed timeframe, particularly as it is an embarking 
country
 developing a new nuclear power programme and, even for more established countries, 
the process presents a sizeable challenge and learning process. In order to get comprehensive 

2018-06-30 


 
 
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information on the plant the national report had to be complemented by GAN responses to a 
large number of written questions1 and the PRT commends the open and transparent way in 
which GAN and the licensee sought to address these during the review. For each of the topics of 
this Peer Review, PRT raises the main following recommendations to be found in details in the 
present report.  
Topic 1: ASSESSMENT RELATIVE TO EARTHQUAKES, FLOODING AND OTHER EXTREME 
WEATHER CONDITIONS 

Earthquake 
In general, the seismic design basis seems to be in line with current international practice, IAEA 
guidelines and the WENRA (2014) Safety Reference Levels. The procedure for definition of DBE 
is in accordance with Russian and Belarus regulatory requirements and standards, which  is 
different from the widely accepted methods implemented in EU and WENRA countries 
(references 2016). 
The completion of the PSHA 2018 confirmed ground motion values of 0.10 g for the design basis 
earthquake with the occurrence probability of 10-4 per year which was acceptable to the PRT. 
Further it will inform the decision for further appropriate safety measures. 
However, a systematic assessment of the seismic margins for all SSCs important to safety is 
currently not available Therefore, to further strengthen the seismic robustness of the Belarusian 
NPP the PRT recommends that the regulator should consider the PSHA 2018 results in the 
beyond design basis safety evaluation of the plant and ensure the implementation of 
appropriate safety upgrading measures.   
 
Flooding 
The topography of the site of the Belarus NPP, which is located some 50 metres above the 
nearest river, adequately protects against river flooding and impact from dam rupture. This is 
regarded a strong safety feature. 
Due to the current state of construction, the PRT recommends that the Regulatory Body should 
check that plant measures against water ingress into safety related buildings and underground 
galleries are robustly designed and implemented. 
 
Extreme Weather 

The Belarus Power Plants show a high resistance to extreme weather hazards. However, the PRT 
recommends that the operational procedures associated with the management of extreme 
weather conditions that were under development should be fully developed and available  
before commissioning of the Belarusian NPP. 
 
                                                           
1 Around 460 questions were prepared by the Peer Review Team, which were a combination of questions 
developed by the PRT, those from NGOs ("Ecohome", Greenpeace) and other provided by Latvia 

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Topic 2: ASSESSMENT RELATIVE TO LOSS OF ELECTRICAL POWER AND LOSS OF ULTIMATE HEAT 
SINK 

In the Belarus NR, Robustness and time margins were theoretically demonstrated for all relevant 
accidents considered in the EU stress tests due to the diversification of the active safety systems 
with passive ones, big water reserves stored inside the containment and other features of the 
Belarus NPP. 
Particular strengths of the Belarusian NPP include a Passive Residual Heat Removal System 
through the Steam Generators (SG PHRS) and Passive System for Heat Removal from the 
Containment atmosphere (PHRS C). Both systems are capable to operate passively and 
automatically even during station black-out conditions at least for 24 hours in the stand-alone 
mode. In addition, there is a core catcher capable of capture, cool down and stabilize the molten 
corium preventing a direct challenge to the containment boundary.   
Nevertheless, the PRT concludes, that some issues regarding the safety especially under design 
extension conditions (DEC) need clarification and enhancement. As an example, despite the 
autonomy of the passive heat removal systems which are designed to cope with SBO scenarios, 
the SG PHRS, the PHRS C tanks and the spent fuel pool are refilled with water using a single 
pump JNB50AP001 (only 1 pump per unit is designed). During a SBO, electrical power for this 
pump will be supplied by a mobile diesel generator to be connected when required. Owing to 
the importance of ensuring the functionality of SG PHRS in SBO, the PRT recommends enhancing 
the reliability by installing an additional redundant pump. Considering the crucial function of the 
JNB-50 pump for meeting the requirements for DEC, the PRT recommends that a permanent 
power supply should also be installed to improve the availability of the pump in SBO situation. 
 
Topic 3: ASSESSMENT RELATIVE TO SEVERE ACCIDENT MANAGEMENT 
In relation to severe accident management, the PRT recognized that several advanced safety 
features are implemented in the design. Nevertheless, the overall concept of practical 
elimination of early and large releases should be more explicitly reflected in an updated plant 
safety case. Other measures related to habitability of control areas, and further developments 
of EOP and SAMG’s should also be undertaken. 
The PRT noted positive aspects taken regarding training, as a training centre is equipped with 
the full scope simulator with rather unique capabilities to also simulate severe accidents, thus 
providing additional features for effective staff training. 
In addition, PRT noticed with satisfaction that Ministry for Emergency Situations has also 
established a strong NPP fire brigade, well equipped with numerous mobile appliances ready to 
respond to fires and other hazards at the plant. In addition, at the country level there are other 
necessary sources such as heavy machines and transport available to respond to severe 
accidents.  
Conclusion 
Although the report is overall positive, it includes important recommendations that necessitate 
an appropriate follow up. The PRT recommends that Gosatomnadzor in accordance with the 
principle of "intelligent ownership", should identify the necessary safety improvements in 
response to the recommendations made in this report by the PRT and those by Gosatomnadzor 

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itself, and incorporate them into a National Action Plan containing all relevant safety 
improvement measures and associated implementation schedules. It should also include, as 
appropriate, recommendations and suggestions from the review of the European Stress Tests2 . 
The NAcP should ensure timely implementation of the safety improvement measures in 
accordance with their safety significance. In consideration of the practice adopted by the EU MS, 
the PRT further recommends that the National Action Plan be subject to a future review, the 
approach to a meaningful review being determined by Gosatomnadzor. 
                                                           
2 ensreg.eu/node513 

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