НАРЕДБА ЗА ОСИГУРЯВАНЕ БЕЗОПАСНОСТТА ПРИ УПРАВЛЕНИЕ НА ОТРАБОТЕНО ЯДРЕНО ГОРИВО
Това е резюме на текстовете от нормативния акт, целящо лесно и бързо запознаване на потребителя с нормите в него.
Виж оригиналния текст на документа
Чл. 1
Наредбата урежда изискванията за ядрената безопасност и радиационната защита при управление на отработено ядрено гориво (ОЯГ). Тя обхваща всички етапи от жизнения цикъл на съоръженията за управление на ОЯГ, включително избор на площадка, проектиране, строителство, експлоатация и извеждане от експлоатация. Приложима е за всички дейности, свързани с ОЯГ, като съхраняване, превоз и манипулиране, и определя специфични изисквания за проекти и експлоатация на съоръженията за съхраняване „под вода“ и „сухо съхранение“.
Чл. 2
Наредбата се прилага при извършване на промени, които водят до изменения в конструкции, системи и компоненти, свързани с ядрената безопасност и радиационната защита на съоръженията за управление на отработено ядрено гориво (ОЯГ). Това включва и изменения в отделни техни конструкции, системи и компоненти.
Чл. 2а
Чл. 2а от наредбата определя, че управлението на отработеното ядрено гориво (ОЯГ) се извършва съгласно националната стратегия, приета от Министерския съвет. Тази стратегия обхваща всички видове ОЯГ и етапи на управление, подлежи на периодичен преглед и актуализация, и включва основни цели, срокове, отчет за количествата ОЯГ, концепции за управление, научни изследвания, отговорности, оценки на разходите, механизми за финансиране и информация за населението. Стратегията трябва да осигури достъп до информация и възможност за населението да изразява мнение по въпросите на управлението на ОЯГ.
Чл. 2б
Наредбата определя условията и задълженията на лицензиантите, които управляват отработено ядрено гориво (ОЯГ). Дейности по управление на ОЯГ могат да извършват само юридически лица с лицензия. Лицензиантът носи отговорност за безопасността от генерирането до преработването на ОЯГ и е длъжен да установи политика по безопасност и организационна структура. Той трябва да осигури минимално генериране на радиоактивни отпадъци (РАО), безопасно управление на ОЯГ, спазване на условията на лицензията, и да осигури необходимите финансови средства. Лицензиантът трябва редовно да оценява и подобрява безопасността, както и да прилага мерки за предотвратяване на аварии.
Чл. 3
Член 3 от наредбата постановява, че при извършване на дейности, свързани с управлението на отработено ядрено гориво, трябва да се поддържат дозите на облъчване за персонала и населението на възможно най-ниски нива, като същевременно се спазват установените нормативни граници.
Чл. 4
Чл. 4 регламентира максималните допустими дози на облъчване на населението от ядрени съоръжения. Годишната индивидуална доза от облъчване не трябва да надвишава 0,15 mSv, с изключение на първата година след проектна авария, когато може да достигне до 5 mSv. При тежки аварии, пределът на изхвърлянията на цезий-137 е 30 TBq, а комбинираното изхвърляне на други радионуклиди не трябва да предизвиква по-голям риск. Честотата на големи радиоактивни изхвърляния не трябва да надвишава 1.10-6 събития на съоръжение в година.
Чл. 5
Наредбата определя основите на безопасността при управление на отработено ядрено гориво (ОЯГ), която се основава на концепцията за дълбоко ешелонирана защита. Това включва използването на физически бариери и технически мерки за контрол, с цел защита на населението, персонала и околната среда. Безопасността се осигурява чрез избор на подходяща площадка, консервативен подход при разработване на бариерите, високо качество на проектите, спазване на технологични регламенти, квалификация на персонала, идентификация на отклонения от нормалната експлоатация и разработване на аварийни планове. Техническите и организационни мерки трябва да бъдат обосновани в отчет за оценка на безопасността.
Чл. 6
Чл. 6 от наредбата предвижда, че спазването на принципите и критериите за безопасност в управлението на отработено ядрено гориво се установява чрез Оценка на безопасността (ООБ). В глава трета се разглеждат въпросите, свързани с ядрената безопасност и функциите, свързани с нея.
Чл. 7
Чл. 7 от Наредбата за осигуряване безопасността при управление на отработено ядрено гориво определя три основни функции, които гарантират ядрената безопасност: 1. осигуряване на подкритичност на системата; 2. отвеждане на остатъчното топлоотделяне; 3. задържане на радиоактивните продукти в границите на физическите бариери.
Чл. 8
Член 8 от наредбата предвижда, че безопасността при управление на отработено ядрено гориво (ОЯГ) се осигурява чрез проектирането на съоръженията. Лицензиантът е отговорен за контрола на изпълнението на функциите за безопасност по време на нормалната експлоатация на съоръженията и при проектни аварии.
Чл. 9
Член 9 от наредбата предвижда, че за осигуряване на подкритичност по време на нормална експлоатация и при проектни аварии, ефективният коефициент на размножаване на неутрони (Кеф) трябва да бъде по-нисък от 0,95.
Чл. 10
Чл. 10 определя мерките за осигуряване на подкритичност при управление на отработено ядрено гориво (ОЯГ). Основните мерки включват ограничаване на стъпката на гнездата за съхранение на касетите с ОЯГ, контрол на разположението на касетите и предотвратяване на размествания при манипулиране и съхранение, както и контрол на параметрите на системите, влияещи на ядрената безопасност. Дълбочината на изгаряне на ОЯГ може да се отчита при определяне на стъпката на разполагане само при наличие на технически средства за контрол.
Чл. 11
Чл. 11 предвижда, че проектите на съоръженията за управление на отработеното ядрено гориво (ОЯГ) трябва да включват технически средства и организационни мерки, които да предотвратят повишаването на температурата на обвивката на топлоотделящите елементи на ОЯГ над проектните предели. Това важи както при манипулиране, така и при съхраняване и превозване на ОЯГ на площадката, в условия на нормална експлоатация и при проектни аварии.
Чл. 12
Чл. 12 от Наредбата за осигуряване безопасността при управление на отработено ядрено гориво предвижда, че в проекта за управление на ОЯГ трябва да се осигури функцията на охлаждане на конструкционните материали на съоръжението. Това охлаждане трябва да бъде в рамките на проектните предели както при нормална експлоатация, така и при проектни аварии.
Чл. 13
Член 13 от Наредбата за осигуряване безопасността при управление на отработено ядрено гориво предвижда, че в проектите трябва да се осигури резервираност на системите за принудително охлаждане на отработеното ядрено гориво (ОЯГ).
Чл. 14
Член 14 от наредбата предвижда задължителното осигуряване на система от физически бариери и организационни мерки при управление на отработено ядрено гориво (ОЯГ). Физическите бариери трябва да предотвратяват разпространението на йонизиращи лъчения, ядрен материал и радиоактивни вещества в околната среда. Минимум две бариери трябва да бъдат включени при всички дейности по управление на ОЯГ.
Чл. 15
Чл. 15 от Наредбата за осигуряване безопасността при управление на отработено ядрено гориво определя изискванията за избор на площадка. При избора трябва да се оценят характеристиките на площадката, влиянието на съоръженията върху населението и околната среда, както и да се спазват нормите за радиационна защита. Оценката на въздействието върху околната среда се извършва съгласно Закона за опазване на околната среда. Площадката е подходяща, ако не се превишават нормите за радиационна защита, определени с Наредбата за радиационна защита.
Чл. 16
Член 16 от Наредбата за осигуряване безопасността при управление на отработено ядрено гориво изисква проектът на съоръженията да включва предварителен оценка на безопасността (ООБ) за съхраняване, превозване и манипулиране с отработено ядрено гориво (ОЯГ) при нормални условия и аварийни ситуации. ООБ трябва да бъде актуализирана след изграждането на съоръженията. Проектът трябва да съдържа спецификация на ОЯГ с основни параметри, срок на експлоатация и ресурс на оборудването, както и раздел за извеждане от експлоатация.
Чл. 17
В проекта за управление на отработено ядрено гориво е необходимо да бъдат определени и обосновани параметрите за контрол на състоянието на конструкциите, системите и компонентите, свързани с безопасността на процеса.
Чл. 18
Член 18 от наредбата предвижда, че в проектите за управление на отработено ядрено гориво трябва да се включат системи за нормална експлоатация, системи важни за безопасността и системи за безопасност. Проектантът е отговорен за определянето на принадлежността на конструкциите, системите и компонентите към съответния клас по безопасност, което задължително трябва да бъде отразено в проектната документация.
Чл. 19
Чл. 19 от Наредбата предвижда, че в проектите на съоръженията за управление на отработено ядрено гориво трябва да се включат системи и компоненти, които да предотвратяват нарушаването на пределите за нормална и безопасна експлоатация, както и да ограничават последствията от проектни аварии. Освен това, проектите трябва да предвиждат технически средства или организационни мерки за ограничаване на последствията от надпроектни аварии.
Чл. 20
Член 20 от Наредбата изисква проектите за управление на отработено ядрено гориво да осигуряват надеждно електрозахранване на системите за управление. Това трябва да бъде гарантирано както при нормална експлоатация, така и при проектни аварии, включително в случаи на пълна загуба на външно електрозахранване.
Чл. 21
Чл. 21 предвижда, че проектът за управление на отработено ядрено гориво трябва да осигури възможности за автоматично и ръчно задействане на системите за безопасност. В случай на автоматичен отказ, ръчното задействане не трябва да бъде невъзможно. Освен това, броят на управляващите елементи за ръчно задействане трябва да бъде минимален и те трябва да са разположени на достъпно място.
Чл. 22
Член 22 от Наредбата за осигуряване безопасността при управление на отработено ядрено гориво изисква конструкциите, системите и компонентите на съоръженията, важни за безопасността, да бъдат проектирани, изработвани и монтирани с внимание към възможните механични, топлинни, химични и други въздействия, произтичащи от проектни аварии. Проектът трябва да отчита процесите в конструктивните материали на съоръженията и отработеното ядрено гориво както при нормална експлоатация, така и при проектни аварии, предизвикани от йонизиращи лъчения, включително корозия, умора и стареене.
Чл. 23
Чл. 23 от наредбата определя изискванията за проектиране, изработка и монтаж на конструкции, системи и компоненти на съоръженията, важни за безопасността. Тези изисквания включват отчитане на природни явления (като земетресения, урагани и наводнения) и техногенни фактори. Проектите трябва да приемат количествени стойности на параметрите в съответствие с нормативните актове, а при тяхната липса - максималните стойности за зададен интервал. Периодът на повторяемост за природни явления е не по-малък от 10 000 години, а за техногенни фактори - допустимо е да не се отчитат при честота под 10-6 на година. Въздействията от природни и техногенни процеси трябва да се разглеждат взаимосвързано.
Чл. 24
Чл. 24 от наредбата определя изискванията за конструкциите, системите и компонентите на съоръженията, важни за безопасността при управление на отработено ядрено гориво. Те трябва да могат да изпълняват функциите си при вътрешни и външни въздействия. Основните функции на безопасност трябва да бъдат осигурени дори при единичен отказ на компонент или човешка грешка. Проектът трябва да минимизира ядреноопасните операции и да позволява изпитване на херметичността на контейнерите без извършване на опасни операции.
Чл. 25
Съоръженията, свързани с управлението на отработено ядрено гориво, трябва да бъдат оборудвани със системи, които осигуряват радиационен контрол, локализиране на аварии и оперативни свръзки. Това е необходимо за гарантиране на безопасността и ефективността на управлението на ядрено гориво.
Чл. 26
Чл. 26 от Наредбата за осигуряване безопасността при управление на отработено ядрено гориво предвижда, че проектът трябва да осигури организация на системата за контрол, която да проверява съответствието на фактическите характеристики на постъпващото за съхраняване отработено ядрено гориво (ОЯГ) с неговите паспортни данни.
Чл. 27
Член 27 от Наредбата за осигуряване безопасността при управление на отработено ядрено гориво предвижда разработването на методи и средства за дезактивация на помещенията и оборудването, ликвидиране на аварийни замърсявания, манипулиране с разхерметизирани касети и ликвидиране на пожари.
Чл. 28
Чл. 28 от Наредбата предвижда, че проектите за управление на отработено ядрено гориво (ОЯГ) трябва да включват системи за управление на радиоактивните отпадъци (РАО), генерирани по време на експлоатацията. Освен това, технологичните процеси за съхранение на ОЯГ и предварителна обработка на РАО трябва да бъдат проектирани с цел минимизиране на количеството генерирани РАО.
Чл. 29
Чл. 29 от Наредбата предвижда изисквания за пожарна безопасност и взривобезопасност в проектите, свързани с управление на отработено ядрено гориво. Проектът трябва да указва пожарните зони и характеристики на строителните конструкции, да осигурява необходимото оборудване за противопожарна сигнализация и системи за пожарогасене, както и да има мерки за автоматично изключване на вентилацията при пожар. Освен това, проектът трябва да предвиди условия за подкритичност и охлаждане на отработеното ядрено гориво по време на пожари.
Чл. 30
Член 30 от наредбата предвижда, че проектът на съоръженията трябва да осигурява безпрепятствена евакуация на персонала. Освен това, проектът трябва да включва план за евакуация, характеристики на евакуационните пътища и разположение на сигнализацията.
Чл. 31
Член 31 от Наредбата за осигуряване безопасността при управление на отработено ядрено гориво изисква в проекта да бъде предвидена система за физическа защита на съоръженията и отработеното ядрено гориво. Тази система трябва да включва охранителна сигнализация, контрол и автоматично блокиране на достъпа до съоръженията.
Чл. 32
Проектът на съоръженията за управление на отработено ядрено гориво (ОЯГ) трябва да включва възможности за изваждане на ОЯГ от зоната за съхраняване, осигуряване на достъп за контрол и обслужване на съоръженията и съхраняваното ОЯГ, както и лесен демонтаж на оборудването.
Чл. 33
Чл. 33 от наредбата регламентира условията за използване на хетерогенни поглъщащи елементи на неутрони при управление на отработено ядрено гориво (ОЯГ). Според текста, разполагането на касетите с ОЯГ трябва да отчита поглъщащата способност на тези елементи. Забранява се използването на извлекаеми хетерогенни поглъщащи елементи в конструкцията на стелажите и контейнерите. Освен това, стелажите и контейнерите с поглъщащи добавки трябва да бъдат проектирани и контролирани, за да се предотврати намаляване на поглъщащата способност при различни въздействия. В проектната документация трябва да се указва максимално допустимото намаляване на тази способност.
Чл. 34
Чл. 34 от наредбата постановява, че проектът на съоръженията трябва да гарантира спазването на изискванията, свързани с контрола, съхраняването, превозването и физическата защита на ядрения материал. Тези изисквания произтичат от задълженията на Република България по международни договори, които са ратифицирани, обнародвани и влезли в сила.
Чл. 35
Чл. 35 от наредбата предвижда, че съоръженията за съхраняване на касети с отработено ядрено гориво (ОЯГ) под вода трябва да бъдат оборудвани със системи, които да осигуряват охлаждане и пречистване на водата, технологичен контрол и управление, вентилация, запълване и източване на басейните, контрол на изтичането на водата, подхранване на басейните, надеждно електрозахранване, осушаване и разхлаждане на транспортни контейнери, предварителна обработка и съхраняване на радиоактивни отпадъци (РАО), както и дезактивация.
Чл. 36
Чл. 36 от наредбата предвижда мерки за предотвратяване на разхерметизиране и разрушаване на топлоотделящи елементи (ТОЕ) при управление на отработено ядрено гориво (ОЯГ). Осигурява се отвеждане на остатъчното топлоотделяне чрез поддържане на температурата на водата в съоръженията под проектните предели както в нормален режим на експлоатация, така и при проектни аварии. При наличие на няколко басейна, се осигурява възможност за независимо охлаждане на водата във всеки басейн.
Чл. 37
Системата за технологичен контрол и управление на съоръжението осигурява измерване на важни параметри на водата, включително ниво, температура и специфична активност. Отработеното ядрено гориво се съхранява под вода, като се осигурява непрекъснат контрол на параметрите на водата, включително температура, ниво, активност, киселинност, електропроводимост, химичен състав и съдържание на водород, когато е необходимо.
Чл. 38
Чл. 38 определя изискванията към системата за пречистване на водата в контекста на безопасността при управление на отработено ядрено гориво. Системата трябва да осигурява показателите за качество на водата, установени в проекта, да отделя плаващи частици и разтворени примеси, които влияят на прозрачността, както и да премахва радиоактивни, йонни и твърди частици от повърхностния слой на водата в басейните (до 30 см).
Чл. 39
Чл. 39 от Наредбата определя изискванията за разполагане и управление на тръбопроводи в басейни с отработено ядрено гориво. Всички тръбопроводи трябва да бъдат разположени в горната част на басейните, за да се осигури необходимото ниво на вода над горивото в случай на разкъсване. Източването на басейните става с потопяеми помпи, които не изискват електрозахранване в нормален режим. Тръбопроводите за запълване и източване трябва да бъдат монтирани така, че да предотвратят образуването на въздушна възглавница и да осигурят безопасно ниво на вода. Системата не допуска сифониране и включва устройства за предотвратяване на препълване на басейните.
Чл. 40
Шлюзовете между басейните за отработено ядрено гориво трябва да бъдат проектирани да издържат на напора на водата от всяка страна, дори когато от противоположната страна няма вода.
Чл. 41
Системата за подхранване на басейните за отработено ядрено гориво трябва да бъде проектирана с по-висок разход в сравнение с разхода на системата за пречистване на водата от тези басейни. Това е необходимо за осигуряване на безопасността и ефективността на управлението на отработеното ядрено гориво.
Чл. 42
Чл. 42 от Наредбата за осигуряване безопасността при управление на отработено ядрено гориво предвижда оборудване на системата за контрол и събиране на изтеклата вода от басейните с технически средства за откриване на изтичане, определяне на местата на изтичането и събиране на изтеклите количества. Освен това, съоръженията за управление на отработеното ядрено гориво под вода трябва да бъдат оборудвани с технически средства за отстраняване на изтичането на вода от басейните.
Чл. 43
Член 43 от наредбата изисква системата за вентилация да ограничава изхвърлянията на радионуклиди и радиоактивни аерозоли в околната среда, да предотвратява повишаването на влажността в съоръженията и да осигурява отвеждане на водорода, образуван в резултат на радиолизата на водата. Освен това, системата трябва да отговаря на изискванията за пожарна безопасност.
Чл. 44
Съоръженията, свързани с управлението на отработено ядрено гориво, трябва да бъдат оборудвани с подводно и надеждно осветление. Изискванията за материалите, използвани за осветление, включват корозионна съвместимост със средата на басейните и предотвратяване на замърсяване на водата.
Чл. 45
Чл. 45 от Наредбата за осигуряване безопасността при управление на отработено ядрено гориво предвижда, че дъното и стените на басейните трябва да бъдат облицовани с корозионно устойчив материал, който осигурява необходимата херметичност и издръжливост на силови въздействия. Освен това, облицовката на дъното трябва да бъде достатъчно устойчива, за да издържи падането на касета или контейнер от максимална височина по време на транспортно-технологични операции.
Чл. 46
Член 46 от Наредбата предвижда, че проектите за управление на отработено ядрено гориво трябва да включват технически средства и специално определени места за дезактивация на оборудването. Освен това, повърхностите на материалите, конструкцията и оборудването на съоръженията трябва да бъдат проектирани така, че да позволяват лесна дезактивация.
Чл. 47
Нехерметичните касети с отработено ядрено гориво трябва да се съхраняват в специално проектирани пенали, които да издържат на температурите и налягането, произтичащи от остатъчното топлоотделяне. Освен това, пеналите трябва да бъдат устойчиви на химичните реакции между горивото и обвивката му с работната среда на пенала.
Чл. 48
Чл. 48 от наредбата предвижда, че оборудването за технологични операции под вода трябва да бъде проектирано така, че кухите пространства в него да се запълват с вода при потопяване, осигурявайки водна защита, и да се дренират при извличане от басейна.
Чл. 49
Член 49 от Наредбата предвижда необходимите системи за безопасно сухо съхраняване на отработено ядрено гориво (ОЯГ). Те включват: отвеждане на остатъчното топлоотделяне, вентилация, контрол и управление, очистване на въздуха, надеждно електрозахранване, дезактивация, както и пожароизвестяване и пожарогасене.
Чл. 50
Чл. 50 от Наредбата определя изискванията за системата за отвеждане на остатъчното топлоотделяне на отработено ядрено гориво. Системата трябва да е проектирана така, че да предотвратява повишаване на температурата над установените граници, дори при проектни аварии. Проектът трябва да определи метод за топлоотвеждане, който може да бъде чрез принудителна циркулация или естествена конвекция на въздуха. Изкуствена циркулация на въздуха се използва само когато естествената конвекция не е достатъчна.
Чл. 51
Чл. 51 от Наредбата определя изискванията към системата за вентилация в съоръженията, свързани с управление на отработено ядрено гориво. Системата трябва да предотвратява замърсяване на въздуха с радиоактивни продукти и да осигурява нормални условия за експлоатация. Проектът на системата трябва да включва отделни вентилационни системи за различните видове помещения: необслужвани, полуобслужвани и обслужвани.
Чл. 52
Чл. 52 от наредбата предвижда, че при топлоотвеждане с принудителна циркулация е необходимо системата за топлоотвеждане да бъде независима от вентилационните системи. Освен това, проектът на системата за топлоотвеждане трябва да предотвратява постъпването на въздух от помещенията за съхраняване в полуобслужваните и обслужваните помещения.
Чл. 53
Член 53 от наредбата изисква проектиране на система за очистване на въздуха, която да отчита всички възможни източници на радиоактивни газове и аерозоли. Системата трябва да бъде така проектирана, че да осигурява, че нивата на радиоактивни вещества в помещенията не надвишават допустимите норми, дори при нормална експлоатация и в случай на проектни аварии, в съответствие с Наредбата за радиационна защита.
Чл. 54
Чл. 54 от Наредбата за осигуряване безопасността при управление на отработено ядрено гориво предвижда, че системите за контрол трябва да осигуряват следното: контрол на гама- и неутронното лъчение, контрол на технологичните параметри на съоръженията, контрол за отсъствие на забавител на неутрони и контрол на топлоотвеждането и излъчването на топлина в околната среда.
Чл. 55
Проектът на съоръженията за съхранение на отработено ядрено гориво трябва да бъде изготвен така, че да предотвратява проникването на материали, които действат като забавители на неутрони, като например вода, в зоната на съхранение на горивото.
Чл. 56
Чл. 56 от Наредбата за осигуряване безопасността при управление на отработено ядрено гориво предвижда, че конструкцията на съоръженията трябва да бъде проектирана така, че да осигурява подкритичност от минимум 5% при запълване с вода, както и при определени условия на разпределение и плътност на водата след изходни събития, които могат да доведат до максимален ефективен коефициент на размножаване на неутрони.
Чл. 57
Чл. 57 от Наредбата предвижда изисквания към конструкционните материали, покритието и топлинната изолация на тръбопроводите, оборудването и помещенията за манипулиране и съхраняване на отработено ядрено гориво (ОЯГ). Те трябва да имат минимална сорбционна способност за радионуклиди, корозионна устойчивост, радиационна и термична устойчивост, да не задържат прах и да позволяват лесна дезактивация. Освен това, не трябва да замърсяват касетите с ОЯГ или съоръженията с вещества, които биха могли да повлияят негативно на функциите им или да нарушат целостта им.
Чл. 58
Наредбата определя изискванията към транспортно-технологичното оборудване, свързани с безопасността при управление на отработено ядрено гориво. Основните цели са: лесно демонтиране на оборудването за ремонт и обслужване; минимизиране на натоварванията на касетите при съхранение и манипулиране; предотвратяване на механични повреди и неправилно използване на опаковки, контейнери и касети; избягване на падане или изпадане на касети при нормална експлоатация; и забрана за преместване на товари над отсеците за съхранение на отработено ядрено гориво.
Чл. 59
Чл. 59 от Наредбата за осигуряване безопасността при управление на отработено ядрено гориво определя изискванията към електродвигателите на механизмите, които могат да доведат до авария. Те трябва да имат надеждно електрозахранване с автоматично резервиране и да бъдат проектирани така, че при прекъсване на електрозахранването да е възможно завършването на операциите по привеждане в безопасно състояние в ръчен режим.
Чл. 60
Чл. 60 от Наредбата за осигуряване безопасността при управление на отработено ядрено гориво определя изискванията за конструкция и работа на устройствата за манипулиране с касети с отработено ядрено гориво. Устройствата трябва да предотвратяват разтопяване на горивото поради остатъчно топлоотделяне и да осигуряват защита от облъчване. Проектите трябва да предвиждат автоматично спиране при земетресение, да определят безопасни скорости и ускорения при преместване на горивото, и да включват средства за самодиагностика и регистриране на действията на устройствата.
Чл. 61
Чл. 61 от Наредбата за осигуряване безопасността при управление на отработено ядрено гориво предвижда, че оборудването за извършване на технологични операции под вода трябва да бъде проектирано с цел предотвратяване на механични повреди на облицовката на басейните. Това се постига чрез изключване на повреди, причинени от наличното оборудване на съоръжението и от изходни събития, като падане на опаковки, контейнери и касети при манипулиране с отработено ядрено гориво или други тежки предмети.
Чл. 62
Чл. 62 от наредбата изисква устройствата за манипулиране с касети (УМК) да бъдат оборудвани с блокиращи устройства, които предотвратяват определени действия, свързани с безопасността. Конкретно, те ограничават: 1) повдигането на касета над нивото, осигуряващо радиационна защита; 2) преместването на УМК при манипулиране на касета в басейна или от контейнера; 3) допирането на щангата на УМК до конструктивни елементи на басейна; 4) извличането на касета от басейна, ако усилието на щангата надвишава допустимите стойности.
Чл. 63
Член 63 от наредбата предвижда, че при конструиране на оборудването за управление на отработено ядрено гориво е необходимо да се отчитат различни натоварвания. Те включват натоварванията при манипулиране с максимален брой касети, сеизмични въздействия, хидростатично налягане на водата, промени на температурата, както и едновременното действие на всички изброени натоварвания.
Чл. 64
Член 64 от Наредбата определя изискванията за конструкцията на вътрешнотранспортния опаковъчен комплект (ВТОК) с цел осигуряване на безопасността при управление на отработено ядрено гориво (ОЯГ). Основните условия включват осигуряване на подкритичност не по-малка от 5% при разполагане на касетите в ВТОК, предотвратяване на изпадането на касетите при падане от максимална височина и определяне на максимално допустимата височина на повдигане. Допуска се повдигане над тази височина при спазване на определени условия, като контрол на силите при падане, междинни степени на повдигане, използване на амортисьори и наличие на независими системи за повдигане.
Чл. 65
Чл. 65 от наредбата предвижда, че транспортните средства и ВТОК (високо токсични отпадъци от ядрена енергия) трябва да бъдат оборудвани със средства за надеждно закрепване на ВТОК. Това е необходимо за осигуряване на подкритичност както при нормални, така и при аварийни условия на превоз. Освен това, закрепването трябва да предотвратява преобръщането на ВТОК в същите условия.
Чл. 66
Чл. 66 от Наредбата за осигуряване безопасността при управление на отработено ядрено гориво предвижда, че конструкцията на контейнерите, стелажите и транспортните средства за превозване на отработено ядрено гориво (ОЯГ) трябва да осигурява тяхната устойчивост както при нормална експлоатация, така и при проектни аварии.
Чл. 67
Чл. 67 от наредбата предвижда, че оборудването, използвано за манипулиране с отработено ядрено гориво (ОЯГ), трябва да бъде устойчиво на пожар. Тази разпоредба е част от общите правила за експлоатация и извеждане от експлоатация на съоръженията, свързани с управлението на ОЯГ.
Чл. 68
Член 68 от Наредбата предвижда, че експлоатацията на съоръженията за управление на отработено ядрено гориво (ОЯГ) трябва да се извършва в съответствие с изискванията за експлоатация на ядрени съоръжения и приложимите нормативни актове. Това подчертава важността на спазването на регулаторните стандарти за безопасност при работа с ядрени материали.
Чл. 69
Член 69 от Наредбата за осигуряване безопасността при управление на отработено ядрено гориво е отменен със Закона, публикуван в Държавен вестник, брой 76 от 2013 г.
Чл. 70
Член 70 от Наредбата за осигуряване безопасността при управление на отработено ядрено гориво е отменен с обнародване в Държавен вестник, брой 76 от 2013 г.
Чл. 71
Член 71 от Наредбата за осигуряване безопасността при управление на отработено ядрено гориво е отменен с обнародването в Държавен вестник, брой 76 от 2013 г.
Чл. 72
Член 72 от Наредбата за осигуряване безопасността при управление на отработено ядрено гориво е отменен с обнародването му в Държавен вестник, брой 76 от 2013 година.
Чл. 73
Чл. 73 от Наредбата определя изискванията към персонала, обслужващ съоръженията за управление на отработено ядрено гориво (ОЯГ). Персоналът трябва да отговаря на изискванията на чл. 64 от Закона за безопасност при ядрена енергия (ЗБИЯЕ). Подборът и подготовката на персонала трябва да осигуряват безопасна експлоатация, а системата за подготовка включва технически средства за обучение, които развиват практически умения за нормална експлоатация и действия при инциденти. Също така, системата формира култура на безопасност и лицензиантът е задължен да разработи система за вътрешна атестация на персонала.
Чл. 74
Член 74 от Наредбата определя основните изисквания за безопасната експлоатация на съоръженията за управление на отработено ядрено гориво (ОЯГ). Основният документ е технологичният регламент за експлоатация, който трябва да включва правила за безопасност, ред за изпълнение на операции, условия за експлоатация, критерии за приемане на ОЯГ, параметри за задействане на системи за безопасност, минимален брой на персонала и действия при отклонения. Регламентът се разработва на базата на проекта на съоръженията и може да бъде коригиран след въвеждане в експлоатация или промени в проекта.
Чл. 75
Лицензиантът е задължен да разработи инструкции за експлоатация, основаващи се на проектната и техническата документация, условията за експлоатация и резултатите от въвеждането на съоръженията. Инструкциите трябва да предоставят конкретни указания за действията на експлоатационния персонал при нормални условия и при нарушения на експлоатацията, включително при откази на компоненти. Освен това, те трябва да съдържат отговорности на персонала, методи за оперативно взаимодействие и указания за изпълнение на оперативните дейности при всички експлоатационни състояния.
Чл. 76
Член 76 от наредбата задължава да се създаде технологичен регламент за експлоатация на съоръженията за управление на отработено ядрено гориво (ОЯГ), който да е леснодостъпен за експлоатационния персонал. Персоналът трябва да бъде добре запознат с регламента и неговите технически основи. Ръководният персонал на лицензианта трябва да осъзнава значението на тези документи за безопасността.
Чл. 77
Чл. 77 от Наредбата за осигуряване безопасността при управление на отработено ядрено гориво определя действията на персонала при проектни и надпроектни аварии. Инструкциите за действията трябва да се основават на анализа на безопасността и да осигуряват възстановяване на съоръженията в безопасно състояние. Освен това, действията за диагностика и предотвратяване на последствия от аварии трябва да бъдат описани в симптомно-ориентирани аварийни инструкции.
Чл. 78
Чл. 78 от Наредба за осигуряване безопасността при управление на отработено ядрено гориво указва, че процедурите за приемане на ОЯГ трябва да включват разпоредби за действията на лицензианта в две основни ситуации: 1. Когато полученото ОЯГ не отговаря на критериите за приемане. 2. Когато се установи деградация на ОЯГ или невъзможност за нормално изваждане от контейнера или мястото за съхранение.
Чл. 79
Лицензиантът е задължен да разработи и прилага система за съхраняване, обработка и анализ на информацията, свързана с експлоатацията на ядрени съоръжения. Тази система трябва да обхваща състоянието и отказите на системите и компонентите, както и допуснатите грешки на персонала. Резултатите от анализите трябва да се отчитат системно и да се използват за подобряване на експлоатационната практика, квалификацията на персонала и оптимизацията на поддръжката.
Чл. 80
Лицензиантът е задължен да събира, систематизира и съхранява информация, необходима за управлението на отработеното ядрено гориво (ОЯГ) и безопасното извеждане от експлоатация на съоръженията. Тази информация включва вида и количеството на ОЯГ, данни за изотопния състав и активността на всяка касета или топлоотделящ елемент, а също така и състоянието на ОЯГ и физическите бариери. Освен това, лицензиантът трябва да осигури надеждно идентифициране на всяка касета или топлоотделящ елемент чрез система за маркиране, която да бъде в сила през целия период на експлоатация.
Чл. 81
Лицензиантът е задължен да разработи и прилага две основни системи: 1) система за управление на стареенето на конструкциите, системите и компонентите; 2) система за квалификация и преквалификация на конструкциите, системите и компонентите, с цел осигуряване на безопасността при управление на отработено ядрено гориво.
Чл. 82
Чл. 82 от Наредбата предвижда задължения за лицензианта относно безопасността при управление на отработено ядрено гориво (ОЯГ). Основните изисквания включват: съхраняване на ОЯГ в специално определени места; избор на безопасни маршрути за превоз; забрана за преместване на товари над ОЯГ; осигуряване на евакуация на персонала при авария; контрол на оборудването за манипулиране на ОЯГ; и спазване на изисквания за бъдещо управление на ОЯГ.
Чл. 83
Чл. 83 от Наредбата за осигуряване безопасността при управление на отработено ядрено гориво определя дейностите по поддръжка на конструкциите, системите и компонентите. Тези дейности включват техническо обслужване, ремонт, изпитвания и проверки, с цел поддържане на работоспособността и предотвратяване на опасни откази. Документацията за поддръжката включва инструкции, програми и графици, разработени на базата на проектните изисквания. Всички дейности и диагностични данни трябва да се документират и съхраняват.
Чл. 84
Чл. 84 от Наредбата определя изискванията за планиране и изпълнение на дейностите по поддръжка на състоянието на оборудването, свързани с безопасността при управление на отработено ядрено гориво. Поддръжката трябва да отчита изискванията от технологичния регламент, да приоритизира важните за безопасността конструкции и компоненти, да минимизира облъчването на ремонтния персонал и да бъде превантивна, за да се избегнат повреди.
Чл. 85
Чл. 85 от Наредба за осигуряване безопасността при управление на отработено ядрено гориво предвижда проверки и изпитвания на системите и оборудването, свързани с манипулирането на отработено ядрено гориво (ОЯГ). Проверки се извършват преди въвеждане в експлоатация, периодично по време на експлоатацията и след ремонт. Уредите за манипулиране и превозване на ОЯГ подлежат на периодично освидетелстване и контролен оглед. Работоспособността на оборудването се проверява периодично, а такелажните приспособления подлежат на проверка за якост. Контролно-измервателните прибори също подлежат на периодична калибровка и проверка.
Чл. 86
Член 86 от наредбата урежда техническото обслужване на системите и оборудването, което включва периодични обходи и поддръжка. Графикът за техническо обслужване трябва да бъде изготвен в съответствие с изискванията на производителя и състоянието на оборудването. Освен това, дейностите по техническото обслужване не трябва да пречат на нормалната експлоатация на съоръженията.
Чл. 87
Чл. 87 от Наредбата определя правилата за ремонтите на съоръженията, които могат да бъдат планови или аварийни. Плановите ремонти се извършват ежегодно по график и включват профилактика, отстраняване на повреди, реконструкции и модернизации. Всяка дейност трябва да бъде предварително планирана, включително организация на работа и радиационна защита. Предварителни тренировки са задължителни за дейности в необслужвани и полуобслужвани зони. Осигуряването на безопасността на съоръженията и защитата на ремонта персонал е основен приоритет при изпълнението на ремонтите.
Чл. 88
Член 88 от Наредбата за осигуряване безопасността при управление на отработено ядрено гориво предвижда, че всички промени в проекта и експлоатационната практика, които имат съществено влияние върху безопасността, трябва да бъдат извършвани след получаване на разрешение от Агенцията за ядрено регулиране. Това се осъществява по реда на Наредбата за реда за издаване на лицензии и разрешения за безопасно използване на ядрената енергия, обнародвана в Държавен вестник, бр. 41 от 2004 г.
Чл. 89
Съгласно Чл. 89 от Наредбата, извършването на промени в управлението на отработеното ядрено гориво не трябва да води до понижаване на нивото на безопасност. Тази разпоредба подчертава важността на поддържането на висок стандарт на безопасност при всякакви изменения в процесите, свързани с ядрено гориво.
Чл. 90
Чл. 90 от Наредбата за осигуряване безопасността при управление на отработено ядрено гориво предвижда, че преди извършването на промени, персоналът на лицензианта трябва да премине съответното обучение. Освен това, при извършването на промените трябва да се осигури изпълнението на основните функции на безопасност.
Чл. 91
Член 91 от Наредбата предвижда, че след извършване на промени в системите, е необходимо да се проведат изпитвания за установяване на работоспособността на всички засегнати системи. Освен това, трябва да се направят корекции в Общата оперативна документация (ООБ) и в технологичния регламент за експлоатация, както и в инструкциите за експлоатация и поддръжка.
Чл. 92
Член 92 от Наредбата за осигуряване безопасността при управление на отработено ядрено гориво предвижда, че при извеждане от експлоатация на съоръжения за управление на ОЯГ трябва да се спазват изискванията на наредба, която урежда безопасността при извеждане от експлоатация на ядрени съоръжения. Тази наредба е приета съгласно чл. 26, ал. 2 от Закона за безопасност при ядрените енергийни инсталации.
Чл. 93
Член 93 от Наредбата за осигуряване безопасността при управление на отработено ядрено гориво е отменен с обнародването му в Държавен вестник, брой 76 от 2013 година.
Чл. 94
Подготовката за извеждане от експлоатация на съоръжение за управление на отработено ядрено гориво (ОЯГ) започва след преустановяване на приемането на ОЯГ. Съоръжението остава в експлоатация до отстраняването на ОЯГ и получаване на лицензия за извеждане от експлоатация. През периода на подготовка за извеждане от експлоатация важат всички изисквания за безопасност, които се прилагат за съоръжения в експлоатация.
Чл. 95
Член 95 от наредбата предвижда, че по време на подготовката за извеждане от експлоатация на ядрено съоръжение трябва да се проведе комплексно обследване, което да установи фактическото състояние на съоръжението и да актуализира проекта за извеждане от експлоатация.
Чл. 96
Чл. 96 от Наредбата за осигуряване безопасността при управление на отработено ядрено гориво определя мерките за радиационна защита по време на въвеждане в експлоатация, експлоатация и извеждане от експлоатация. За осигуряване на радиационната защита се използват технически средства, предвидени в проекта, и организационни мерки, разработени в програма за радиационна защита. Радиационната защита включва радиационен контрол, радиационен мониторинг на околната среда и аварийно планиране.
Чл. 97
Чл. 97 от Наредбата задължава програмата за радиационна защита при управление на отработено ядрено гориво (ОЯГ) да осигурява спазването на изискванията за радиационна защита на персонала и населението. Тези изисквания трябва да съответстват на Наредбата за осигуряване на безопасността на ядрените централи, приета съгласно чл. 26, ал. 2 от Закона за безопасност при ядрени инсталации и ядрени материали (ЗБИЯЕ).
Чл. 98
Член 98 от Наредбата за осигуряване безопасността при управление на отработено ядрено гориво определя целите на системата за радиационен контрол. Тя е насочена към своевременно откриване на отклонения в експлоатацията на съоръженията и предотвратяване на аварийни ситуации. Основната цел е да се осигури защита на персонала от облъчване с йонизиращи лъчения, което не трябва да надвишава установените нормативи, както и да се предотврати замърсяването на територията на площадката с радиоактивни вещества.
Чл. 99
Чл. 99 от Наредбата за осигуряване безопасността при управление на отработено ядрено гориво задължава системата за радиационен контрол да осигурява непрекъснат контрол на радиационните параметри в съоръжението. Това трябва да става в съответствие с нормите за радиационна защита, определени в Наредбата за радиационна защита. Системата включва автоматизирана система за радиационен контрол, преносими дозиметри за контрол на мощността на дозата и преносими средства за измерване на повърхностното радиоактивно замърсяване.
Чл. 100
Чл. 100 от Наредбата за осигуряване безопасността при управление на отработено ядрено гориво определя функциите на автоматизираната система за радиационен контрол. Тя включва измерване на параметри, които описват състоянието на съоръженията при нормална работа и при аварийни ситуации. Системата също така трябва да предоставя сигнализация, когато стойностите на измерените параметри надвишават допустимите граници.
Чл. 101
Член 101 от наредбата предвижда мерки за предотвратяване на натрупването на радиоактивни вещества във въздуха на помещенията. За тази цел се изисква осигуряване на контрол, подходяща вентилация и филтриране на въздуха, с цел намаляване на дозите на облъчване на персонала.
Чл. 102
Чл. 102 от наредбата предвижда мерки за ограничаване на изхвърлянето на радионуклиди в околната среда. За тази цел се изисква осигуряване на подходящ контрол и филтриране на въздуха, който се изхвърля от вентилационните системи на съоръженията, свързани с управлението на отработено ядрено гориво.
Чл. 103
В зоните, където се съхранява или манипулира с отработено ядрено гориво (ОЯГ), е необходимо да се осигури адекватен радиационен контрол и защита на персонала, който обслужва тези зони. Това е важна мярка за опазване на здравето и безопасността на работещите в тези области.
Чл. 104
Чл. 104 от Наредбата предвижда, че системата за мониторинг е предназначена за ранно откриване на отклонения от допустимите стойности на радиационните параметри на средата, които могат да възникнат в резултат на експлоатацията на съоръженията за управление на отработено ядрено гориво (ОЯГ).
Чл. 105
Член 105 от Наредбата за осигуряване безопасността при управление на отработено ядрено гориво изисква в проекта да се определи контролна мрежа от точки за наблюдение. Тази мрежа трябва да включва площадката, зоната за превантивни защитни мерки и наблюдаваната зона, както и наблюдаваните параметри и техните базови стойности.
Чл. 106
Наредбата предвижда, че мониторингът на безопасността при управление на отработено ядрено гориво се осъществява чрез две основни дейности: автоматизирана система за непрекъснато наблюдение и периодично вземане на проби по предварително установен график.
Чл. 107
Чл. 107 от наредбата предвижда обработка и анализ на данните от мониторинга на отработено ядрено гориво. Резултатите от анализа трябва да се използват за коригиране на негативните фактори, влияещи на параметрите на средата. Освен това, данните от мониторинга трябва да се систематизират и съхраняват надеждно през целия период на експлоатация на съоръженията.
Чл. 108
Член 108 от наредбата предвижда, че аварийното планиране трябва да осигури мерки за защита на населението, имуществото и околната среда в случай на аварии. Също така, се предвиждат мерки за ограничаване на авариите и ликвидиране на последствията от тях в съоръженията за управление на отработено ядрено гориво (ОЯГ).
Чл. 109
Член 109 от Наредбата за осигуряване безопасността при управление на отработено ядрено гориво определя изискванията за изготвяне на вътрешен авариен план. Този план трябва да бъде в съответствие с Наредбата за планиране и готовност за действие при радиационна авария. Аварийният план включва критерии за идентификация на състоянието, регламент за действията на персонала, график за тренировки и задължителна актуализация след промени в основния оперативен документ. Освен това, за поддържане на готовност се провеждат периодични учения, а планът се представя при издаване на разрешения и лицензи.
Чл. 110
Чл. 110 определя изискванията за осигуряване на безопасността при управление на отработено ядрено гориво (ОЯГ). В него се посочва, че основните функции на безопасност трябва да бъдат доказани, а рискът от изходни събития да бъде оценен. Проектите на съоръженията трябва да включват предварителни оценки на безопасността (ООБ) за различни сценарии на експлоатация и аварии. Лицензиантът е задължен да извършва периодични оценки на безопасността, които не могат да надвишават 10 години, и да актуализира отчетите за безопасността при настъпили промени в проектите или нормативната база.
Чл. 111
Член 111 от наредбата определя задълженията при анализа на безопасността на съоръженията, като акцентира на необходимостта от вземане под внимание и анализ на изходните събития за проектни и надпроектни аварии. Списъците на изходните събития, които трябва да бъдат анализирани, са предоставени в приложения № 1 и № 2, съответно за проектни и надпроектни аварии.
Чл. 112
Член 112 от наредбата предвижда оценка на различни рискове при анализа на изходните събития. Оценяват се възможностите за падане на ВТОК, прегрупиране на касетите, изменение на геометричната конфигурация, кипене на вода, загуба на ефективността на поглътители на неутрони, проникване на вода в опаковки при сухо съхранение и влошаване на радиационната обстановка.
Чл. 113
Чл. 113 от Наредбата за осигуряване безопасността при управление на отработено ядрено гориво определя условията за провеждане на анализа на подкритичността. При анализа се вземат предвид максималният коефициент на размножаване на неутрони и консервативни изисквания, включващи разглеждане на отработеното гориво като свежо, условия при различни обогатявания, максимален проектен капацитет на съоръженията, разпределение на забавителя и наличието на отражители. Специално внимание се обръща на условия, които могат да увеличат коефициента на размножаване, като температура, наличие на пароводна смес и геометрични изменения на касетите.
Чл. 114
Чл. 114 определя консервативните изисквания за анализ на отвеждане на остатъчното топлоотделяне на отработено ядрено гориво (ОЯГ). Изискванията включват: максимална мощност на топлоотделяне при пълен капацитет, максимални стойности при различни обогатявания и изотопен състав, минимално време на отлежаване след изваждане от реактора, запас на капацитета на топлоотвеждането, възможни повреди на съоръженията, максимален период на неготовност на системата и допълнителни източници на топлина.
Чл. 115
Чл. 115 от наредбата изисква резултатите от анализите на безопасността на съоръженията за съхраняване, манипулиране и превозване на отработено ядрено гориво (ОЯГ) да бъдат отчитани при разработването на експлоатационните инструкции и актуализирането на вътрешния авариен план. Това е част от системата за управление на безопасността.
Чл. 116
Лицензиантът е задължен да документира и прилага интегрирана система за управление, която осигурява безопасността при управлението на отработено ядрено гориво (ОЯГ). Тази система трябва да описва действията за изпълнение на изискванията по безопасност, като същевременно е съгласувана с всички други приложими изисквания на организацията, гарантирайки приоритета на безопасността. Системата трябва да обхваща целия жизнен цикъл на съоръжението и всички дейности по управление на ОЯГ при различни експлоатационни и аварийни условия.
Чл. 117
Лицензиантът е отговорен за определянето и разпространението на политики, приоритизиращи безопасността и ангажиращи се за нейното подобряване. Той трябва да определи индивидуални и институционални ценности за безопасността, да осигури необходимите ресурси и да установи изисквания за компетентност на персонала, както и да организира обучение. Управленската система трябва да има ясна структура с определени отговорности и правомощия, съответстващи на организационните цели.
Чл. 118
Чл. 118 от Наредбата за осигуряване безопасността при управление на отработено ядрено гориво предвижда, че процесите на системата за управление трябва да бъдат разработени, прилагани, оценявани и подобрявани. Определят се принципи и критерии за прилагане на изискванията на системата, които отчитат опасностите и въздействието върху безопасността. За всеки процес се определят инспекции, изпитвания и критерии за приемливост, а изпълнението на процесите, влияещи на безопасността, трябва да става при контролирани условия с подходяща документация, която да бъде валидирана и преглеждана.
Чл. 119
Наредбата определя минималните изисквания за системата за управление на отработено ядрено гориво (ОЯГ), която включва управление и експлоатация на ОЯГ, критерии за приемане, контрол при съхранение, регистриране на данни, управление на радиационната защита, управление на измервателни средства, конфигурация, и периодична оценка на безопасността.
Чл. 120
Системата за управление на отработено ядрено гориво трябва да включва ефективни мерки за контрол при възлагане на процеси и дейности на външни организации. Целта е да се гарантира, че продуктите и услугите, важни за безопасността, отговарят на установените изисквания. Мерките включват определяне на изискванията към продуктите и услугите, избор на доставчици на база критерии и оценка, и получаване на доказателства за съответствие преди използването на продуктите и услугите.
Чл. 121
Системата за управление на безопасността трябва да създава условия за формиране на култура на безопасност, която е споделена от всички в организацията. Ръководителите на всички нива трябва да демонстрират лидерство и да бъдат модели на поведение, подкрепяйки ценностите и очакваното поведение, особено при вземане на решения и решаване на проблеми.
Чл. 122; § 1; § 1а; § 2; § 3; § 4; § 5; § 6; § 7
Наредбата определя изискванията за управление на отработено ядрено гориво (ОЯГ), включително непрекъснато наблюдение и оценка на системата за управление, механизми за подобряване и измерими показатели за безопасност. Въвеждат се термини като "вътрешнотранспортен опаковъчен комплект", "експлоатация" и "манипулиране с ядрено гориво". Наредбата следва директивите на ЕС и включва преходни разпоредби за съществуващите съоръжения. Държавата носи отговорност за безопасното погребване на ОЯГ и е задължена да уведомява Европейската комисия за всякакви значими промени.
§1
В преходните и заключителни разпоредби на наредбата се дефинират ключови термини, свързани с управлението на отработено ядрено гориво. Определенията включват: Вътрешнотранспортен опаковъчен комплект (ВТОК), експлоатация, ефективен коефициент на размножаване на неутрони (Кеф), контейнер, манипулиране с ядрено гориво, нехерметична касета, пенал и преработване. Тези термини служат за основа на безопасността и правилното управление на отработеното ядрено гориво.
§1а
Наредбата въвежда изискванията на Директива 2011/70/Евратом, свързана с управлението на отработено гориво и радиоактивни отпадъци. На всеки три години председателят на АЯР изготвя доклад за изпълнението на директивата, който се съгласува с министъра на енергетиката и се представя на Европейската комисия. Сроковете за докладите съответстват на съвещания по Единната конвенция за безопасност.
§2
Разпоредбите на наредбата се прилагат за промени в конструкции, системи и компоненти на заварените съоръжения за управление на ОЯГ, въведени в експлоатация преди влизането в сила на наредбата. За тези съоръжения трябва да се спазват определени изисквания относно безопасността и радиационната защита, включително честота на аварии и допустими дози радиация за населението. Лицата, експлоатиращи тези съоръжения, имат срок от две години да приведат дейността си в съответствие с новите изисквания.
§ 3
Параграф 3 от преходните и заключителни разпоредби на наредбата определя, че указания за нейното прилагане се дават от председателя на Агенцията за ядрено регулиране. Той е отговорен за издаването на ръководства, методики и други документи свързани с прилагането на наредбата. Относно Националната стратегия, указанията се дават от министъра на енергетиката.
§5
Лицензиантите са задължени в срок до две години от влизането в сила на наредбата да приведат експлоатацията на съществуващите съоръжения и системата си за управление в съответствие с новите изисквания на наредбата.
§6
Държавата носи крайната отговорност за безопасното и отговорно погребване на отработено ядрено гориво (ОЯГ), което включва и страничните продукти, когато ОЯГ бъде изпратено за преработване в друга държава.
§7
Параграф §7 от Наредбата задължава министъра на енергетиката да уведоми Европейската комисия при всяка значима промяна на стратегията, свързана с управлението на отработено ядрено гориво. Тази разпоредба влиза в сила от 09.01.2018 г. и е част от преходните и заключителни разпоредби на Постановление № 185 от 23 август 2013 г., с което е приета Наредбата за безопасност при управление на радиоактивните отпадъци.
§3
В параграф §3 се указва, че министърът на икономиката и енергетиката е задължен да уведоми Европейската комисия за съдържанието на стратегията по чл. 74 от Закона за безопасност при ядрените инсталации (ЗБИЯЕ) в срок от шест месеца след приемането на постановлението. Освен това, той трябва да подготви и изпрати разяснения, ако Европейската комисия поиска такива.
§4
Министърът на икономиката и енергетиката е задължен да организира преглед на Стратегията за управление на отработено ядрено гориво и радиоактивни отпадъци до 2030 г. в срок от една година след приемането на постановлението. Целта е да се осигури съответствие с изискванията на Наредбата за безопасност при управление на радиоактивните отпадъци и с чл. 2а от Наредбата за осигуряване безопасността при управление на отработено ядрено гориво. Промените в стратегията ще бъдат внесени за приемане от Министерския съвет.
§5 и Заключителни разпоредби
Параграф §5 указва, че първият доклад, свързан с безопасността при управление на радиоактивни отпадъци и отработено ядрено гориво, трябва да бъде представен до 23 август 2015 г. Заключителните разпоредби се отнасят към Постановление № 1 от 4 януари 2018 г., което изменя и допълва Наредбата за реда и начина за набирането, разходването, отчитането и контрола на средствата на фонд "Сигурност на електроенергийната система", приета през 2015 г. Обнародвано е в Държавен вестник, брой 4 от 2018 г. и влиза в сила от 09.01.2018 г.
§ 29
Наредбата влиза в сила от деня на обнародването в "Държавен вестник", с изключение на § 14, който влиза в сила от 1 юли 2017 г., и на § 5 и 9, които влизат в сила от 1 януари 2018 г. Приложенията съдържат списъци на изходни събития за анализ на безопасността при проектни и надпроектни аварии, включващи природни и техногенни събития, откази на оборудване, грешки на персонала и др.
