НАРЕДБА ЗА ОСИГУРЯВАНЕ БЕЗОПАСНОСТТА НА ЯДРЕНИТЕ ЦЕНТРАЛИ
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 определя основните критерии и правила за ядрена безопасност и радиационна защита на ядрените централи. Тя включва организационни мерки и технически изисквания за безопасност при избор на площадка, проектиране, строителство, въвеждане в експлоатация и експлоатация на ядрените централи. Освен това, наредбата урежда изискванията за техническа и пожарна безопасност, аварийно планиране и готовност, свързани с концепцията за защита в дълбочина. Физическата защита на ядрените централи е обхваната само в контекста на връзката между мерките за физическа защита и мерките за безопасност.
Чл. 2
Ядрената централа се счита за безопасна, когато радиационното въздействие е под нормативно определените дози, авариите без стопяване на гориво не налагат мерки за защита на населението, а тежките аварии с радиоактивни изхвърляния са практически изключени. При проектиране и експлоатация се предприемат мерки за контрол на радиацията, ограничаване на събития, водещи до загуба на контрол, и намаляване на последствията от инциденти.
Чл. 3
Наредбата определя основните принципи за осигуряване на безопасността на ядрените централи чрез концепцията на защитата в дълбочина. Тази концепция включва: ефективно управление и ангажимент на ръководството за безопасност, избор на подходяща площадка и надеждни инженерни решения, както и изчерпателни процедури за експлоатация и управление на аварии. Прилага се на всички етапи от жизнения цикъл на ядрената централа, като се определят независими нива на защита, които минимизират риска от значителни вредни последствия.
Чл. 4
Наредбата определя изискванията за проектиране, изграждане и експлоатация на ядрените централи с цел осигуряване на безопасността. Основните области на безопасност включват нормална експлоатация, управление на аварии, физическа защита, радиационна защита и управление на радиоактивни отпадъци. Целите на безопасността включват намаляване на отклоненията от нормалната експлоатация, предотвратяване на аварии, минимизиране на радиоактивните изхвърляния и осигуряване на компетентно ръководство и управление на безопасността. Специално внимание се обръща на независимостта между различните нива на защита и необходимостта от хармонизиране на мерките за безопасност и физическа защита.
Чл. 5
Експлоатиращата организация носи пълната отговорност за безопасността на ядрените централи, включително при работи на трети лица и взаимодействие с контролни органи. Тя трябва да осигури безопасността при избор на площадка, проектиране, строителство, въвеждане в експлоатация и експлоатация на ядрените централи, в съответствие с изискванията на Закона за безопасно използване на ядрената енергия и свързаните наредби.
Чл. 6
Чл. 6 от наредбата определя отговорностите на експлоатиращата организация при избор, проектиране, строителство, въвеждане в експлоатация и експлоатация на ядрени централи (ЯЦ). При избора на площадка, организацията отговаря за изследванията и избора на компетентни изпълнители. При проектирането трябва да спазва изискванията за безопасност, а при строителството е отговорна за координацията на дейностите и качеството на материалите. При въвеждане в експлоатация, организацията демонстрира съответствието на конструкциите с проектните основи. По време на експлоатация, тя осигурява безопасността на всички дейности, контрол на ядрения материал и радиационен мониторинг.
Чл. 7
Чл. 7 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи регламентира организационната структура на експлоатиращата организация. Тя трябва да бъде аргументирана с оглед на безопасността, която е приоритет. Ясно трябва да са определени отговорностите, правомощията и линиите на взаимодействие за целия персонал, който извършва дейности, влияещи на безопасността. Всякакви изменения в структурата, които могат да повлияят на безопасността, трябва да бъдат предварително обосновани, внимателно планирани и оценявани след изпълнението.
Чл. 8
Чл. 8 определя задълженията на експлоатиращата организация относно системата за управление на безопасността на ядрените централи (ЯЦ). Тя трябва да разработва, прилага и подобрява система, която да осигурява безопасността и да насърчава култура на безопасност сред персонала. Системата трябва да интегрира всички аспекти на управление, включително защита на здравето и околната среда, физическа защита и финансови въпроси, за да се предотвратят негативни влияния върху безопасността. Изискванията важат за всички етапи от жизнения цикъл на ЯЦ и за различни режими на работа.
Чл. 9
Чл. 9 от наредбата определя принципите на прилагане на изискванията на системата за управление в ядрените централи. Тези изисквания се степенуват, за да се осигури ефективно използване на ресурсите, като се вземат предвид сложността и значението на дейностите, опасностите и потенциалното влияние, свързани с тях, както и последствията от неправилното изпълнение на дейностите или непредназначеното функциониране на продуктите. Степенуваният подход се прилага за всички продукти и дейности в рамките на процесите.
Чл. 10
Чл. 10 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи описва документите на системата за управление, които включват декларации за политиките на експлоатиращата организация, описание на системата за управление, организационната структура, функционалните отговорности на персонала, взаимодействието с външни организации и процесите за подготовка, преглед, изпълнение, докладване, оценка и подобрение на работата. Документите трябва да бъдат разбираеми, ясни, идентифицирани, актуални и налични на мястото на тяхното използване.
Чл. 11
Управителният орган на експлоатиращата организация е отговорен за приемането на взаимосвързани дългосрочни и краткосрочни цели и стратегии, които се разпространяват до персонала, за да се осигури разбиране на влиянието им върху безопасността. За оценка на изпълнението се използват количествени показатели на различни нива в организацията. Плановете и стратегиите се преразглеждат периодично, взимайки предвид количествените показатели, и при необходимост се предприемат коригиращи мерки.
Чл. 12
Наредбата определя, че системата за управление на ядрените централи трябва ясно да указва процедурите за вземане на решения относно ядрената безопасност. Това включва уточняване на моментите, начините и лицата, отговорни за тези решения по време на експлоатацията на ядрените централи.
Чл. 13
Ръководният персонал на експлоатиращата организация е задължен да демонстрира ангажираност към разработването, прилагането и оценяването на системата за управление на безопасността. Те трябва да насърчават участието на целия персонал в тези процеси и да работят за непрекъснатото подобряване на системата.
Чл. 14
Чл. 14 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи предвижда задължения на експлоатиращата организация, свързани с управлението на ресурсите и квалификацията на персонала. Организацията трябва да осигури необходимите ресурси за дейностите на площадката, да определи изискванията за квалификация на персонала и да осигури обучение, както и да поддържа и периодично преоценява инфраструктурата и условията на работа за безопасно изпълнение на дейностите.
Чл. 15
Чл. 15 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи определя изискванията за управление на процесите в експлоатиращата организация. Процесите трябва да бъдат планирани, прилагани, оценявани и подобрявани постоянно. При разработването на всеки процес е необходимо да се осигурят изисквания за безопасност, здраве, околна среда, физическа защита и качество, както и да се идентифицират опасностите и радиационният риск. Освен това, трябва да се установят взаимовръзките между процесите, входящите данни, последователността на изпълнение и критериите за контрол на продуктите. Комуникацията и разпределението на отговорностите между изпълнителите също трябва да бъдат ясни и ефективно управлявани.
Чл. 16
Чл. 16 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи предвижда необходимостта от определяне и прилагане на методи за осигуряване на ефективност при изпълнението и контрола на процесите и дейностите. За всеки процес трябва да се установят дейности за инспекция, изпитване, верификация и валидация, както и критерии за успех и отговорности за изпълнение. Освен това, определя се кога и от кого тези дейности могат да бъдат извършвани от лица, които не са част от изпълнението на процеса.
Чл. 17
Чл. 17 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи определя контрола на документите, свързани с управлението на ядрените централи. Всички документи, включително политики, процедури и инструкции, трябва да бъдат контролирани. Измененията на документите трябва да се оценяват и одобряват на същото управленско ниво, а ползвателите трябва да бъдат запознати с актуалните и верни версии на документите.
Чл. 18
Системата за управление на ядрените централи определя какви отчетни документи трябва да бъдат водени и контролирани. Тези документи трябва да са ясни, завършени, комплектувани, идентифицирани и леснодостъпни, като срокът на съхранение е определен за всеки документ поотделно.
Чл. 19
Чл. 19 от наредбата определя, че системата за управление на ядрените централи трябва да осигури необходимия контрол върху дейностите на външни изпълнители, като експлоатиращата организация носи пълна отговорност за безопасността. Изборът на доставчици трябва да се основава на предварително установени критерии, а тяхната работа да се оценява периодично. Изискванията за закупуване трябва да са ясно определени и документирани, а преди използването на доставените продукти е необходимо да се получат доказателства за съответствието им с тези изисквания. Приемането и използването на продуктите трябва да бъде потвърдено чрез инспекции и валидации, за да се гарантира, че те отговарят на зададените стандарти и предназначение.
Чл. 20
Чл. 20 определя мерките за потвърждаване на способността на процесите в ядрените централи да постигат предвидените резултати. Това включва контрол и оценка на ефективността на системата за управление, самооценка от ръководителите на процесите и редовни независими оценки от експлоатиращата организация.
Чл. 21
Чл. 21 от Наредбата предвижда създаването на организационно звено от експлоатиращата организация, което да провежда независими оценки. Съставът на това звено зависи от етапа на жизнения цикъл на ядрената централа (ЯЦ), а лицата, извършващи оценките, не могат да оценяват собствената си работа. Резултатите от оценките трябва да бъдат анализирани, а предприетите действия и решенията да бъдат документирани и разпространени сред персонала на ЯЦ.
Чл. 22
Чл. 22 от Наредбата предвижда, че системата за управление на ядрените централи трябва да се преразглежда на планирани интервали. При установяване на несъответствия, се изисква да бъдат идентифицирани причините и да се предприемат коригиращи мерки, за да се избегне повторението им. Освен това, прегледът трябва да определи нуждата от изменения или подобрения в политиките, стратегиите, плановете или процесите на управление.
Чл. 23
Чл. 23 от Наредбата установява процедурата за управление на процеси и продукти, които не отговарят на зададените изисквания. Тези процеси и продукти трябва да бъдат установени, изолирани, контролирани, документирани и докладвани. Влиянието на несъответствията се оценява, а те могат да бъдат или приемливи за употреба, или да изискват промяна/корекция, или да бъдат бракувани. Приемливостта на тези процеси и продукти подлежи на утвърждаване, а променените или коригирани трябва да бъдат проверени за съответствие.
Чл. 24
Чл. 24 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи предвижда, че плановете за усъвършенстване на системата за управление трябва да включват осигуряване на адекватни ресурси. Изпълнението на дейностите за усъвършенстване се контролира, а ефективността им се проверява.
Чл. 25
Ръководният персонал на експлоатиращата организация трябва да демонстрира и насърчава култура на безопасност, която е устойчива и висока. Те трябва да подкрепят открито докладване и да проявяват критично мислене, готови да се справят с предизвикателствата, свързани с безопасността.
Чл. 26
Член 26 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи предвижда, че системата за управление трябва да осигури средства за систематично развитие и насърчаване на културата на безопасност. Оценката на адекватността и ефективността на тези средства се извършва чрез самооценка и преразглеждане на системата за управление.
Чл. 27
Експлоатиращата организация е задължена да осигури спазването на изискванията на чл. 25 и 26 както от собствените си служители, така и от доставчиците и външните изпълнители, чиито действия могат да повлияят на безопасността на ядрените централи. Наредбата продължава с глава трета, която описва характеристиките на площадката и общите изисквания.
Чл. 28
Оценката на характеристиките на потенциалните площадки за разполагане на ядрените централи (ЯЦ) и изборът на предпочетена площадка трябва да се извършват и документират. Тази оценка е неразделна част от цялостната обосновка на безопасността на ЯЦ.
Чл. 29
Чл. 29 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи определя критериите за избор на площадка за ЯЦ. Тези критерии включват оценка на външни въздействия от природен и техногенен произход, както и характеристики на площадката, които влияят на въздействието на ЯЦ върху населението и околната среда. Процесът на избор е основан на комплексна оценка, при която се придава приоритет на характеристиките, които пряко засягат безопасността и сигурността на ЯЦ.
Чл. 30
Чл. 30 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи определя изискванията за оценка на природни и техногенни фактори, които могат да повлияят на безопасността на площадката. Необходимо е да се потвърди, че защитните мерки са приложими и адекватни, за да се предотвратят нежелани въздействия. При нови ядрени централи, разположени близо до съществуващи, трябва да се вземе предвид влиянието на вече функциониращите ядрени съоръжения.
Чл. 31
Чл. 31 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи определя забраните за разполагане на ядрени централи (ЯЦ) на територии, които не отговарят на специфични изисквания. Забранено е разполагането на ЯЦ на територии, където е забранено с нормативен акт, на площадки с недостатъчна защита от радиация, пожар, физически заплахи, както и на места с висока сеизмична активност, близо до активни разломи, свлачища, неконсолидирани почви, карстови процеси, зони на лавини, цунами, минни изработки и активна обмяна на води.
Чл. 32
Чл. 32 предвижда извършването на инженерни проучвания и изследвания на природни фактори, които могат да повлияят на безопасността на ядрените централи (ЯЦ). Основните аспекти включват: 1) анализ на тектоничната активност, включително разломи и земетресения; 2) оценка на сеизмичното движение и опасност от свлачища; 3) изследване на максималните нива на наводнения и тяхната продължителност; 4) оценка на риска от цунами и сейши; 5) анализ на влиянието на екстремни метеорологични явления.
Чл. 33
Член 33 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи определя задълженията за изследване на района и площадката на ядрените централи (ЯЦ) за идентифициране на източници на потенциална техногенна опасност. Разглеждат се различни източници на опасност, включително взривове, пожари и изхвърляне на опасни вещества. Анализира се въздействието на стационарни и подвижни обекти, свързани с химически и взривни вещества, както и вероятността за инциденти, предизвикани от различни фактори, като катастрофи, наводнения и електромагнитни излъчвания.
Чл. 34
Чл. 34 от наредбата определя условията за избор на площадка за ядрените централи (ЯЦ), като акцентира на факторите, влияещи на населението и околната среда. В наблюдаваната зона се изследват различни метеорологични и геохимични условия, които могат да повлияят на разсейването и миграцията на радионуклиди. Оценява се атмосферната дисперсия, като се вземат предвид фактори като вятър, температура, инверсии и валежи. Определят се характеристиките на миграцията на радионуклидите във водите и натрупването им на дъното на водоемите, като се анализират множество физико-химични и геоложки свойства.
Чл. 35
Член 35 от наредбата установява изисквания за осигуряване на надеждно дълговременно отвеждане на остатъчното топлоотделяне от ядреното гориво. Тези изисквания включват определяне на екстремните температури на водата и въздуха, тяхната продължителност, влажността на въздуха, разхода на вода, минималното ниво на водата и периода с минимално ниво, както и количеството на водорасли.
Чл. 36
Чл. 36 от наредбата определя мерките за аварийно планиране, свързани с разпределението на населението и използването на земята и водоизточниците около ядрените централи. В параграф 1 се посочва, че за тези цели се вземат предвид съществуващото и бъдещото разпределение на населението. Параграф 2 уточнява, че данните от последното преброяване се обработват според разстоянието от ядрената централа. В параграф 3 се подчертава, че проучването на използването на земята и водоизточниците е важно за оценка на радиологичното въздействие върху населението.
Чл. 37
Чл. 37 определя изискванията за проучване на площадките за ядрените централи (ЯЦ). На всички етапи от проучването е необходимо да се осигури качествено изпълнение на изследванията и анализите. Размерите на зоните на инженерните проучвания трябва да обхващат всички важни особености и потенциални опасности. Подходящи параметри за природните и техногенни опасности трябва да се избират с оглед на неопределеностите в данните. Програмата за метеорологичен мониторинг трябва да включва данни от поне една година, а резултатите от различните изследвания трябва да бъдат представени в детайлен доклад за независима оценка.
Чл. 38
Чл. 38 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи предвижда прилагането на концепция за защита в дълбочина, която включва създаването на физически бариери и многопластова защита. Целта е да се осигури защита от йонизиращи лъчения и да се смекчат последствията в случай на неуспешни превантивни мерки.
Чл. 39
Чл. 39 определя необходимостта от физически бариери в ядрените централи. Броят им се определя на база оценка на количествата и изотопния състав на радионуклидите, които могат да се освободят, ефективността на бариерите, тяхната уязвимост и последствията от отказ. Проектът на ЯЦ трябва да включва независими физически бариери за всеки значителен източник на йонизиращи лъчения, като оценката обхваща рисковете от ядрено гориво и други източници на йонизиращи лъчения.
Чл. 40
Наредбата определя пет нива на защита за ядрените централи, насочени към предотвратяване на инциденти и управление на аварийни ситуации. Първото ниво се фокусира върху предотвратяване на откази на системите и конструкциите, второто - откриване и управление на отклонения от нормалната експлоатация, третото - предотвратяване на повреди на ядрено гориво и изхвърляне на радиоактивни вещества, четвъртото - управление на авариите и задържане на радиоактивни вещества, а петото - намаляване на радиологичните последствия за населението.
Чл. 41
Член 41 от наредбата определя принципите на защита в дълбочина за ядрените централи, акцентирайки на независимостта и ефективността на различните нива на защита. Загубата или неефективността на едно ниво не трябва да влияе на другите. Осигурява се независимост на системите за контрол на безопасността (КСК) чрез условия, които гарантират, че функционирането на едно ниво не зависи от другите. Проектът трябва да осигури достатъчна ефективност на първите две нива за предотвратяване на аварии. Системите за предотвратяване на аварии трябва да са независими от тези, които действат при постулирани тежки аварии.
Чл. 42
Чл. 42 определя проектните основи, които задават необходимите качества на ядрената централа (ЯЦ) и нейните ключови системи за безопасност (КСК). Целите включват: безопасна експлоатация в обосновани граници, ограничаване на радиологичното въздействие, предотвратяване на аварии и стопяване на ядрено гориво, изключване на значителни радиоактивни изхвърляния и ограничаване на последствията от възможни аварии.
Чл. 43
Чл. 43 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи предвижда, че годишната индивидуална ефективна доза от вътрешно и външно облъчване на населението, причинена от ядрените съоръжения на площадката, трябва да бъде на възможно най-ниското ниво и да не надвишава 0,15 mSv.
Чл. 44
Проектът на ядрена централа (ЯЦ) трябва да има характеристики, които минимизират вероятността за стопяване на ядрено гориво, като се вземат предвид всички възможни откази и опасности. Оценката на безопасността трябва да потвърди, че честотата на стопяване на горивото е под 10-5 годишно за енергиен блок.
Чл. 45
Чл. 45 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи задължава проектните основи да включват проектни предели, експлоатационни състояния и аварийни условия. Те трябва да съдържат класификация по безопасност на КСК, важни методи и допускания за проектиране и оценка на безопасността. Проектните основи трябва да се определят и документират систематично, отразявайки актуалното състояние на енергийния блок.
Чл. 46
Чл. 46 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи предвижда, че принципът за постоянно усъвършенстване трябва да се прилага към проектните основи на ядрените инсталации. Всички прегледи, свързани с безопасността, трябва да се извършват, използвайки както детерминистичен, така и вероятностен подход, с цел идентифициране на необходимостта от подобрения и възможностите за тяхното реализиране.
Чл. 47
Чл. 47 от наредбата определя проектните предели, които включват радиологични и технически критерии за безопасност при експлоатационни и аварийни условия. Те обхващат защита на топлоотделящите елементи, границите на контура на топлоносителя и херметичната конструкция на реактора, включително критерии за налягане, температура и допустими степени на повреждане и неплътност.
Чл. 48
Чл. 48 определя основните функции на безопасност, които енергийният блок на ядрената централа (ЯЦ) трябва да изпълнява при експлоатационни състояния и аварии без стопяване на ядрено гориво. Тези функции включват управление на реактивността, отвеждане на топлината и задържане на радиоактивни вещества. При аварии със стопяване на ядрено гориво проектът на ЯЦ трябва да осигури решения за ограничаване на радиоактивни изхвърляния, поддържане на подкритичност и отвеждане на остатъчното енергоотделяне с независими системи.
Чл. 49
Чл. 49 описва процеса на определяне на събития, които могат да повлияят на безопасността на ядрени централи (ЯЦ). Създава се списък на стационарни и преходни състояния, експлоатационни и изходни събития, включително откази на системи за безопасност и човешки грешки. Отчитат се тежки аварии и възможни вътрешни и външни опасности, като наводнения и пожари. Изборът на събития включва комбинирано разглеждане на безопасността и физическата защита. Предварителният списък на събитията се преглежда с детерминистични и вероятностни методи, отчитайки опита от експлоатацията и научни изследвания.
Чл. 50
В член 50 се указва, че в окончателния списък на събитията и авариите, свързани с проекта на ядрените централи, се включват сценарии с най-малък запас, които са важни за определяне на граничните условия за проектиране и изработка на системи за контрол на безопасността. Списък на тези сценарии и събития е предоставен в приложението към наредбата.
Чл. 51
Чл. 51 описва принципите за проектиране на системи за контрол и сигурност (КСК) в ядрените централи, които осигуряват необходимата надеждност и безопасност. Основните принципи включват използване на доказани компоненти, резервиране на системи, разнообразие на КСК, безопасен отказ на компоненти, разделяне на системи и функционално изолиране на вериги. Проектите трябва да предвиждат автоматизирани средства за управление, предотвратяване на човешки грешки и независимост на функциите на безопасност при площадки с множество блокове.
Чл. 52
Член 52 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи определя класификацията на ключовите системи за контрол (КСК) по класове на безопасност. Тази класификация се основава на функцията на системите и тяхното отношение към безопасността. Процесът на класификация се извършва чрез структуриран подход, който комбинира детерминистични и вероятностни методи, допълнен с инженерна оценка, когато е необходимо.
Чл. 53
Чл. 53 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи описва процеса на класификация на конструкциите, системите и компонентите (КСК) по безопасност. Процесът включва идентифициране на функции, категоризиране на тяхната значимост, класифициране на КСК по изпълнявани функции и оценка на други важни КСК за нормална експлоатация. Категоризацията на функциите се основава на принципа за минимизиране на последствията при чести събития и взема предвид последствията от неуспех, честотата на събитията и приноса на функциите за безопасността на реактора. Освен това, КСК важни за безопасността се класифицират в класове по безопасност според последствията от техния отказ.
Чл. 54
Чл. 54 определя изискванията за проектиране, изработка, монтаж, изпитване, експлоатация и поддръжка на конструкции, системи и компоненти (КСК) с клас по безопасност в ядрените централи. За всеки клас на безопасност се уточняват подходящите стандарти, необходимото резервиране, условия за работа, състояние на работоспособност и изисквания за качество. Проектите трябва да предотвратяват взаимно влияние между КСК от различни класове, а отказ от един клас не трябва да засяга по-висок клас. При свързване на КСК от различни класове, се предвижда изолиращо устройство с по-висок клас на безопасност. КСК с различни функции се класифицират по най-важната функция.
Чл. 55
Член 55 от наредбата определя изискванията при проектиране и избор на конструктивни материали на компоненти и системи, важни за безопасността на ядрените централи. В него се акцентира на необходимостта от оценка на въздействията върху характеристиките и работоспособността на материалите през целия експлоатационен срок, включително при аварийни условия. За потвърждаване на безопасността се изисква разработване на процедури за квалификация на оборудването, симулации на условията на работа чрез натурни изпитвания или алтернативни методи, и систематично документиране на основата и резултатите от квалификацията.
Чл. 56
Чл. 56 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи предвижда, че проектните средства за управление на тежки аварии трябва да запазят локализиращата функция на безопасност и да осигурят целостта на херметичната конструкция. Необходимите технически средства включват изолиране на херметичния обем, управление на температурата и налягането, мониторинг на взривоопасни газове, намаляване на продуктите на делене и диагностика на състоянието на горивото. Стопяването на ядреното гориво трябва да се предотврати при условия на разхерметизирана конструкция.
Чл. 57
Член 57 от Наредбата определя изискванията за проектите на КСК и техническите средства за безопасност при тежки аварии. Основните изисквания включват независимост от други системи, класификация по безопасност и условия на околната среда, надеждност на компонентите, осигуряване на електрозахранване, доказване на ефективността на средствата, предвиждане на мобилни средства и преглед на проектите за идентификация на зависимости. Автономността на съоръженията трябва да се анализира за минимум 72 часа.
Чл. 58
Оценката на безопасността на ядрени централи (ЯЦ) е систематичен процес, който се извършва през целия жизнен цикъл на ЯЦ, с цел да се определи спазването на изискванията за безопасност. Тя включва проектиране, строителство, експлоатация и периодични прегледи на безопасността. Оценката се основава на анализ на безопасността, научни изследвания, опит от експлоатация и данни за технологии и инженерни практики.
Чл. 59
Чл. 59 определя основите на анализа на безопасността на ядрените централи (ЯЦ), който служи за оценка на тяхното поведение при различни експлоатационни състояния и аварийни условия. Анализът включва детерминистични и вероятностни методи, като детерминистичният анализ е основен за обосноваване на безопасността, а вероятностният анализ допълва информацията за аварийните ситуации. Резултатите от анализа подкрепят вземането на интегрирани решения за управление на безопасността на ЯЦ.
Чл. 60
Чл. 60 от Наредбата предвижда верификация и валидиране на компютърни програми и математически модели, използвани за анализ на безопасността на ядрените централи (ЯЦ). Тези програми и модели трябва да бъдат документирани и оценени за точност. Те се използват само в рамките на валидираните приложения. Входните данни и модели трябва да отразяват реалната конфигурация на енергийния блок и да бъдат актуализирани по време на проектиране и експлоатация. Анализът на безопасността трябва да се извършва от квалифицирани експерти с подходящо обучение и опит.
Чл. 61
Чл. 61 от Наредба за осигуряване безопасността на ядрените централи описва критериите за оценка на безопасността при разполагане на ядрени централи (ЯЦ) на избрана площадка. Оценката включва: определяне на обхвата на изследвания, анализ на явления и характеристики на площадката и района, оценка на населението и аварийните планове, както и идентифициране на опасностите. При определяне на опасностите се вземат предвид външни събития и метеорологични условия. Проектни мерки, инженерни решения и административни процедури се предвиждат за осигуряване на приемлив риск. Оценката трябва да потвърди, че радиологичното въздействие върху населението е анализирано при всички условия.
Чл. 62
Чл. 62 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи установява, че при оценката на безопасността се анализират всички функции на безопасност, включително строителни конструкции, системи и компоненти, инженерни и природни бариери, както и човешки действия. Оценката обхваща нормалната експлоатация, очаквани събития и аварийни условия. Също така, оценява надеждността на изпълнението на функциите на безопасност, квалификацията на контролните системи и уязвимостта им на откази, с акцент върху принципите на резервираност, разнообразие и независимост.
Чл. 63
Чл. 63 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи определя изискванията за оценка на концепцията за защита в дълбочина. Оценката трябва да потвърди, че са взети предвид възможните изходни събития и че основните функции на безопасност са изпълнени. Необходимите мерки включват откриване на отклонения, управление на аварии, предотвратяване на радиоактивни изхвърляния и ограничаване на радиологичното въздействие. Независимостта на защитните нива се оценява чрез детерминистичен и вероятностен анализ. Оценката включва физически бариери и мерки за защита, както и анализ на потенциални заплахи и механизми за тяхното възникване. Специално внимание се обръща на мерките за откриване на откази и на влиянието на външни и вътрешни събития.
Чл. 64
Оценката на безопасността на ядрените централи е процес, който цели да определи дали запасите на безопасност, заложени в проекта, са достатъчни за нормалната експлоатация на централата, за очакваните експлоатационни събития и за аварийни условия.
Чл. 65
Чл. 65 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи предвижда оценка на мерките за радиационна защита при експлоатационни и аварийни условия. Основните цели включват ограничаване на дозите на облъчване под нормативните граници и поддържане на дозите на възможно най-ниско ниво. Оценката включва проверка на проектните мерки за защита, мониторинг на радиационните параметри, контрол на облъчването на персонала и валидност на данните и методологията за пресмятане на дозите. Освен това, оценяват се мерките за осигуряване на пространство за инспекции и техническо обслужване, както и мерките за неразпространение на радиоактивно замърсяване.
Чл. 66
Чл. 66 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи определя критериите за оценка на натоварванията върху конструкциите и системите за контрол на ядрените централи (КСК). При оценката се вземат предвид натоварванията и комбинациите им, честотата на поява, напреженията и деформациите, както и деградацията на компонентите. Общият брой и честотата на преходните процеси по време на експлоатация се оценяват на база налични данни и експлоатационен опит.
Чл. 67
Чл. 67 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрени централи предвижда, че оценката на безопасността трябва да потвърди наличието на ключови системи за безопасност (КСК) с доказан проект, отразяващ важни инженерни аспекти. Тези аспекти включват: отчет на експлоатационния опит, система за класификация и квалификация на КСК, спазване на индустриални стандарти, използване на подходящи материали, прилагане на принципа на безопасен отказ, оценка на стареенето и износването, както и наличието на инструкции и процедури за действия на персонала в различни ситуации.
Чл. 68
Чл. 68 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи предвижда, че проектните решения за еволюционни ядрени централи (ЯЦ) трябва да бъдат предварително тествани в съществуващи ЯЦ. Когато това не е възможно, безопасността се обосновава чрез резултати от изследователски програми или опит от експлоатацията на други ЯЦ. Освен това, на базата на получените данни, се оценява необходимостта от подобрения в проектите. При внедряване на нови или непроверени проектни решения, съответствието с безопасността трябва да бъде потвърдено чрез предварителни експериментални тестове.
Чл. 69
Чл. 69 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи предвижда систематична оценка на човешките фактори и взаимодействието човек-машина. Оперативният персонал трябва да има ясно определени действия и анализи за вземане на решения, достатъчна информация и средства за управление, проектирани работни зони с ергономични принципи, толерантност на проекта към човешки грешки, автоматизация на бързи оперативни действия и надеждни комуникационни средства между различните контролни пунктове.
Чл. 70
Чл. 70 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи описва важността на оценката на безопасността, която анализира взаимодействията между системите на ядрената централа (ЯЦ), между ЯЦ и други промишлени обекти, както и между енергийните блокове на същата площадка. Оценката обхваща всички експлоатационни условия и аварийни ситуации, включително външни опасности. Тя отчита физическите взаимодействия и ефектите от експлоатацията, техническото обслужване и неизправностите на системите, като се акцентира на необходимостта от избягване на взаимодействия между системи с различни нива на защита. В допълнение, оценява се взаимодействието между енергийните системи и ЯЦ за осигуряване на надеждност на електроснабдяването на системи, важни за безопасността, особено при екстремни климатични условия или външни опасности, засягащи повече от един енергиен блок.
Чл. 71
Чл. 71 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи предвижда, че експлоатиращата организация трябва да проведе независима проверка на оценката на безопасността, преди нейното използване или представяне за регулаторен преглед. Тази проверка се извършва от квалифицирани експерти, които не са участвали в оценката. Основните аспекти на проверката включват преглед на пълнотата на оценката, детайлен преглед на критични аспекти за безопасността и анализ на моделите и данните, използвани в оценката. Освен това, проектните основи и мерките за безопасност трябва да бъдат документирани в отчети, които се актуализират при изменения и нова информация.
Чл. 72
Чл. 72 от Наредбата определя изискванията за детерминистичен анализ на безопасността на реакторната инсталация и басейна за съхранение на отработено гориво. Анализът включва различни пресмятания (неутронни, термохидравлични и др.) и категоризира събитията и състоянията на ядрената централа по критерии за приемливост. Събитията се делят на стационарни, очаквани експлоатационни, аварии без и със стопяване на ядрено гориво. Целта е да се демонстрира, че аварии със значителни радиологични последствия са практически изключени и че радиационното въздействие при неизбежни аварии е ограничено.
Чл. 73
Член 73 от Наредбата определя изискванията за детерминистичен анализ на безопасността на ядрените централи (ЯЦ). Анализът трябва да потвърди проектните основи на ЯЦ и да демонстрира контрол над експлоатационни и индивидуални изходни събития. При анализа се прилагат консервативни подходи и специфични правила за определяне на условия, откази и операторски действия. Анализите на събития с множествени откази и аварии със стопяване на гориво също следват определени принципи, включително отчитане на неопределености и взаимодействия с други ядрени съоръжения.
Чл. 74
Чл. 74 от Наредбата предвижда, че развитието на аварийните последователности в ядрените централи (ЯЦ) трябва да бъде прогнозиран и анализиран до достигане на определени крайни състояния. Това се отнася за всяка категория събития, включително и за събития, които се случват при ниска мощност или когато реакторната инсталация е спряна.
Чл. 75
Чл. 75 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи предвижда извършване на анализ на радиологичните последствия за всички експлоатационни и аварийни състояния. Целта е да се оцени ефективността на защитните бариери и необходимостта от мерки за защита на населението при аварии, както и да се определи времето за тяхното изпълнение. Оценката за експлоатационните състояния се прави на базата на вероятностно разпределение на параметрите на атмосферната дисперсия, а за аварийните условия се вземат предвид най-неблагоприятните метеорологични условия и различните периоди от развитието на авариите, отчитайки механизми на миграция на радиоактивни вещества и пътища на облъчване.
Чл. 76
Детерминистичният анализ на вътрешните и външните събития и опасности в ядрените централи трябва да оценява ефективността на функциите за безопасност, като взема предвид специфичните характеристики на събитията. Анализът трябва да бъде детайлен в зависимост от приноса на събитието към общия риск на централата, броя на физическите бариери, които може да застраши, и вероятността за едновременни откази на системи за безопасност.
Чл. 77
Чл. 77 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи предвижда детерминистичен анализ на опасността от пожар, който да се извършва от квалифицирани експерти. Анализът обхваща всички стационарни и преходни състояния при нормална експлоатация и отчита възможността за единичен пожар, зависими откази и комбинирано въздействие от пожар и други събития. Резултатите от анализа трябва да показват последствията от пожара и функционирането на системите за пожароизвестяване и пожарогасене.
Чл. 78
Чл. 78 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи описва детерминистичния анализ на безопасността, който трябва да се провежда по предварително разработени методики. Тези методики включват допускания, основа на анализа, стъпки за изпълнение и критерии за приемливост на резултатите. Всички методики, резултати и изводи трябва да бъдат документирани по проверим и проследим начин, с акцент на случаите, в които е използвана инженерна преценка.
Чл. 79
Чл. 79 от Наредбата предвижда извършването на вероятностен анализ на безопасността (ВАБ) за ядрени централи, който е структурирано на три нива. Ниво 1 идентифицира аварийните събития и оценява повреждането на ядреното гориво. Ниво 2 се фокусира на освобождаването на радиоактивни вещества и честотата на големи изхвърляния. Ниво 3 оценява риска за здравето на населението и социалните рискове, свързани с радиоактивността. Основните цели на ВАБ са оценка на безопасността, идентифициране на рискове и доказване на достатъчен запас до прагови ефекти. Анализът обхваща значими източници на радиоактивност, вътрешни и външни опасности, човешки грешки и чувствителност на резултатите. Извършването на анализа изисква специфични данни и доказана методология, която трябва да бъде документирана и актуализирана.
Чл. 80
Чл. 80 от Наредбата определя изискванията за вероятностния анализ на безопасността (ВАБ) в ядрените централи. Анализът трябва да бъде достатъчно детайлен и качествен, за да подпомага детерминистичния анализ при проектиране и експлоатация на ЯЦ. Основните цели на ВАБ включват демонстриране на балансиран проект, оценка на необходимостта от изменения, оценка на експлоатационните условия и аварийните инструкции, разработване на програми за обучение на персонала и оценка на техническото обслужване. Резултатите от анализа трябва да бъдат проверени за ограничения и влияние на неопределеността. При оценка на безопасността на компоненти, техните надеждност и работоспособност трябва да бъдат документирани. Анализът на външни събития взема предвид влиянието на външни опасности върху безопасността.
Чл. 81
Чл. 81 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи предвижда оценка на ефективността и достатъчността на защитата на ядрените централи (ЯЦ) срещу външни събития. В проекта се анализират всички източници на опасност, които могат да повлияят на безопасността, включително природни явления и опасности, произтичащи от човешка дейност.
Чл. 82
Чл. 82 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи описва методологичните стъпки за оценка на външните събития. Процесът включва: 1. Определяне на всички източници на опасност за площадката и района на ЯЦ; 2. Предварителен подбор на източниците на опасност по установени критерии; 3. Оценка на параметрите на въздействие на избраните събития; 4. Анализ на събитията с помощта на детерминистични и вероятностни методи.
Чл. 83
Чл. 83 от наредбата определя процеса на оценка на външните събития от естествен произход, които могат да повлияят на безопасността на ядрените централи. Определянето на тези събития включва анализ на геоложки, метеорологични и хидроложки фактори, както и оценка на комбинираните ефекти от различни явления. Оценката на въздействието се извършва чрез детерминистичен и вероятностен подход, включващ исторически данни и анализ на неопределеностите. Събитията се категоризират на проектни и екстремни, а параметрите на въздействие се определят консервативно. Разработва се концепция за защита, която включва пасивни мерки и процедури за управление на аварии, като се вземат предвид възможността за множествени откази на системите за безопасност и необходимостта от адекватни ресурси.
Чл. 84
Чл. 84 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи предвижда, че аварии със стопяване на ядрено гориво, причинени от външни събития от естествен произход, трябва да бъдат практически изключени. Това изисква доказване на много малка вероятност за настъпване на такива събития. Ако екстремните събития не могат да бъдат изключени, те трябва да бъдат идентифицирани и анализирани, за да се определи какви подобрения могат да се направят. Процесът на оценка включва определяне на параметри на въздействие, демонстриране на достатъчен запас до прагови ефекти, идентифициране на устойчиви средства за безопасност, оценка на риска от множествени откази, осигуряване на ресурси за площадки с няколко блока и провеждане на проверки на място.
Чл. 85
Чл. 85 от наредбата определя критериите за оценка на външните техногенни събития, които могат да повлияят на безопасността на ядрените централи. Опасностите включват катастрофи с пътнически самолети, външни пожари, експлозии, изпускане на опасни вещества и индустриални дейности в близост до площадката. Процесът на подбор на събитията се извършва на два етапа, като се вземат предвид разстоянието до източника на опасност и годишната честота на поява. Оценката на параметрите на въздействие на техногенни събития е аналогична на тази при естествени събития и цели класификация на проектните и екстремни събития. Подходите за анализ и концепциите за защита се адаптират спрямо спецификата на събитието и неговите последствия.
Чл. 86
Чл. 86 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи предвижда анализ на последствията от катастрофа на съвременен пътнически самолет, като част от проектите за безопасност на ядрените централи. Анализът трябва да демонстрира осигуряване на основните функции на безопасност и поддържане на централите в безопасно състояние. Проектните мерки трябва да отчитат механичната устойчивост, вибрациите и въздействието на самолетно гориво. Строителните конструкции трябва да предотвратяват проникване на гориво и да оценяват рисковете от пожари. Анализът трябва да се извършва с реалистични допускания и оценка на чувствителността на резултатите. Защитната концепция трябва да отчита влиянието на събитието върху персонала и възможността за доставки.
Чл. 87
Чл. 87 от Наредбата определя изискванията при оценка на параметрите на въздействие и анализа на външните събития от естествен и техногенен произход. Тези изисквания включват внимателно използване на обобщени условни вероятности за повреда, отчитане на неопределеностите в параметрите на събитията, влиянието на външните събития върху системите и надеждността на сградите, както и възможността за ограничаване на въздействието чрез генерален план на площадката. Резултатите от анализа трябва да се отчитат в проектите, експлоатационните и ремонтните процедури, както и в програмите за обучение на персонала.
Чл. 88
Експлоатиращата организация е задължена да извършва периодичен преглед на безопасността на енергийните блокове и ядрените централи, за да оцени съответствието с лицензионната основа и актуалните стандарти по безопасност. Целта на прегледа е да се идентифицират несъответствия, да се оцени тяхната значимост за безопасността и да се планират мерки за отстраняване на отклоненията, като се вземат предвид натрупаният опит и новите научни и технологични постижения.
Чл. 89
Чл. 89 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи предвижда, че периодичният преглед на безопасността трябва да се извършва най-малко на всеки 10 години. В обхвата на прегледа се включват фактори като характеристики на площадката, проект на ядрената централа, състояние и квалификация на ключовия състав, управление на стареенето, детерминистичен и вероятностен анализ на безопасността, анализ на опасности, показатели за безопасна експлоатация, ефективност на обратната връзка, организация и култура на безопасност, експлоатационни процедури, човешки фактори, аварийно планиране, взаимодействие на ядрените съоръжения и радиационно въздействие.
Чл. 90
Член 90 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи описва процеса на периодичния преглед на безопасността (ППБ), който се извършва по систематична и документирана методология. Основните етапи включват подготовка на прегледа с одобрение от Агенцията за ядрено регулиране, извършване на прегледа и представяне на отчет с резултатите и интегрирана програма за подобряване на безопасността. Общата методология трябва да съдържа изисквания за прегледа, специфични методики за оценка на безопасността и план за управление на дейностите. Резултатите от оценката трябва да оценят безопасността на енергийния блок и да идентифицират възможни подобрения. Отчетът от ППБ и проектът на интегрираната програма се представят на Агенцията за ядрено регулиране при подновяване на лицензията.
Чл. 91
Чл. 91 описва изискванията за конструкциите, системите и компонентите, важни за безопасността на ядрените реактори. Те трябва да осигуряват безопасно спиране на реактора, поддържане на подкритично състояние, разхлаждане на топлоносителя и задържане на радиоактивни вещества при нормални условия и аварии. При авария със стопяване на ядрено гориво, системите трябва да гарантират задържането на радиоактивни вещества и отвеждането на остатъчното топлоотделяне. Предвиждат се стационарни и мобилни системи за изпълнение на функциите на безопасност.
Чл. 92
Чл. 92 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи предвижда, че конструкциите, системите и компонентите, които са важни за безопасността на ядрените централи, трябва да осигуряват възможност за изпитвания, техническо поддържане, ремонт и инспектиране през целия срок на експлоатация без значително намаляване на функционалната им готовност. В случай, че не могат да бъдат инспектирани по време на експлоатация, надеждността им трябва да се осигури с доказан алтернативен метод или чрез консервативно отчитане на по-висока честота на откази. Освен това, те трябва да бъдат проектирани и разположени по начин, който намалява честотата и последствията от пожари и да осигуряват основните функции на безопасност и контрол на състоянието на енергийния блок.
Чл. 93
Системите за безопасност в ядрените централи трябва да работят така, че всяко започнало действие да води до пълно изпълнение на функциите за безопасност. Възстановяването на системите до изходно състояние изисква последователни действия от оперативния персонал.
Чл. 94
Чл. 94 определя изисквания за защита на персонала на площадката на ядрените централи (ЯЦ) при аварии. Предвиждат се съоръжения за защита, център за управление на аварии, който е физически разделен от блочния пулт за управление и е проектиран да запази функционалността си при тежки аварии. Центърът трябва да предава информация за състоянието на енергийния блок и радиологичните условия и да е оборудван с комуникационни средства за свързване с органите, отговорни за управлението на авариите.
Чл. 95
Член 95 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи определя задълженията преди въвеждането в експлоатация на енергийни блокове. Техническите средства, програмите и методиките трябва да бъдат верифицирани за проверка на работоспособността на КСК, функционални изпитвания на системите, контрол на последователността на сигналите, състоянието на метала и заваръчните съединения, както и метрологичните характеристики на измервателните канали.
Чл. 96
Чл. 96 определя изискванията за проектиране на активната зона на ядрените реактори и свързаните с тях системи за безопасност. Проектът трябва да осигури запаси, предотвратяващи надхвърлянето на проектните предели за повреждане на топлоотделящите елементи при всички експлоатационни състояния и аварии. Взимат се предвид различни фактори като проектни режими, увреждане на компонентите, взаимодействия между материали, топлотехнически параметри, вибрации и стареене на материалите, корозия, радиационни влияния и механични характеристики. Също така, проектът трябва да определи пределите за повреждане на топлоотделящите елементи и свързаните нива на радиоактивност на топлоносителя.
Чл. 97
Чл. 97 от наредбата предвижда, че активната зона на реактора и свързаните компоненти трябва да бъдат проектирани и монтирани така, че да осигурят безопасно спиране на реактора и да поддържат подкритично състояние. Те трябва да издържат на статични и динамични натоварвания, които могат да се появят при различни експлоатационни условия и аварии, без да се допуска стопяване на ядрено гориво, както и да отчитат въздействия от външни събития.
Чл. 98
Чл. 98 определя изискванията за проектиране на активната зона на ядрени реактори, с акцент върху безопасността при изменения на реактивността. Проектът трябва да гарантира, че: (1) измененията на реактивността не водят до повреждане на топлоотделящите елементи и контура на топлоносителя; (2) при аварии с бързо въвеждане на положителна реактивност не се превишава прагът за разрушаване на елементите и не се допуска стопяване на ядрено гориво; (3) подобни аварии, които биха довели до радиоактивни изхвърляния, трябва да са практически изключени; (4) измененията в геометрията на активната зона при аварии трябва да осигурят дълговременно охлаждане на горивото и подкритичност; (5) обратната връзка по реактивност да е отрицателна в критични състояния; (6) след експлоатационни събития активната зона остава подкритична.
Чл. 99
Чл. 99 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи предвижда, че разпределението на неутронния поток трябва да бъде стабилно при различни условия на активната зона, включително след спиране на реактора и презареждане. Необходимо е минимална намеса за поддържане на формата и устойчивостта на неутронния поток в определени проектни предели. Осигуряват се адекватни средства за измерване на неутронния поток, за да се предотврати надвишаване на проектните предели.
Чл. 100
Активната зона на реактора, заедно със свързаните с нея системи за топлоносителя и системи за безопасност, трябва да бъдат проектирани така, че да позволяват извършване на изпитвания и инспекции през целия период на експлоатация на ядрената централа.
Чл. 101
Чл. 101 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи изисква характеристиките на ядреното гориво, конструкциите на реактора и компонентите на контура на топлоносителя да предотвратяват образуването на критични маси при аварии със стопяване на ядрено гориво. Това включва и системите за очистване на топлоносителя, като е необходимо да се отчита работата на другите системи.
Чл. 102
Топлоотделящите елементи и касети трябва да са проектирани да издържат на облъчването и условията в активната зона, като вземат предвид различни неблагоприятни процеси, включително: неравномерно разширяване, външно и вътрешно налягане, облъчване, промяна на налягането и температурата, химични въздействия, статични и динамични натоварвания, и промени в условията на топлопредаването.
Чл. 103
Чл. 103 от Наредбата предвижда, че проектите за ядрени централи трябва да включват средства за въздействие на реактивността, които да осигурят спиране на реактора при всякакви експлоатационни и аварийни условия. Тези средства трябва да поддържат подкритичност на активната зона, дори при максимален ефективен коефициент на размножение на неутроните. Освен това, ефективността и бързодействието на тези средства, както и запасите до критичност, трябва да бъдат проектирани така, че да не надвишават допустимите предели за повреждане на ядреното гориво.
Чл. 104
Член 104 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи определя изискванията към системите за въздействие на реактивността. Те трябва да включват поне две независими системи, основани на различни принципи, които могат да поддържат активната зона в подкритично състояние. Системите трябва да предотвратяват повишаване на реактивността, което може да доведе до неумишлена критичност, и проектът им трябва да отчита възможни откази, които биха могли да повлияят на тяхната работоспособност.
Чл. 105
Чл. 105 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи определя изискванията за системите за аварийно спиране на реактора. Поне една от системите трябва да осигурява аварийно спиране и да поддържа активната зона в подкритично състояние. При недостатъчна ефективност на основната система, трябва да се задейства автоматично друга система с необходимата ефективност. Системата за аварийно спиране трябва да разполага с най-малко две независими групи работни органи, които могат да се активират от всяко положение. Освен това, техническите средства трябва да предотвратяват въвеждането на положителна реактивност, когато работните органи не са активирани.
Чл. 106
Чл. 106 от Наредбата определя изискванията за работните органи на системата за аварийно спиране на реактора. Те трябва да имат указатели на междинните положения, сигнализатори на крайните положения и крайни изключватели, които да се задействат непосредствено от работния орган. Освен това, другите средства за въздействие на реактивността трябва да имат указатели за положение. Проектът трябва да определи необходимите изпитвания за потвърждаване на работоспособността на средствата за въздействие на реактивността в различни експлоатационни състояния на ядрената централа.
Чл. 107
Чл. 107 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи изисква системите за контрол да измерват основни параметри, влияещи на безопасността на ядрените реакции и целостта на ядреното гориво. Средствата за контрол трябва да предоставят информация за мониторинг на оборудването и развитие на аварии, както и за освобождаване на радиоактивни вещества. Промените в условията на работа трябва да бъдат сигнализирани, а системите за контрол да са квалифицирани за различни експлоатационни условия.
Чл. 108
Чл. 108 от наредбата предвижда, че управляващите системи за нормална експлоатация трябва да поддържат технологичните параметри в предвидените експлоатационни граници. Освен това, командите за управление на системите и компоненти, важни за безопасността, трябва да се регистрират автоматично.
Чл. 109
Чл. 109 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи предвижда, че управляващите системи за безопасност трябва да установяват признаците за аварии и автоматично да задействат необходимите системи за поддържане на безопасно състояние на ядрената централа. Системите трябва да бъдат проектирани така, че единичен отказ да не води до загуба на управляващата функция, да осигуряват минимална резервираност, да преодоляват опасни въздействия, да предотвратяват неправилни операторски действия, да достигат безопасно състояние при отказ, да задействат автоматично без намеса на персонала, да предоставят информация за мониторинг и да осигуряват непрекъсната диагностика на работоспособността.
Чл. 110
Чл. 110 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи описва изискванията за системите за контрол и управление на КСК, важни за безопасността. Системите трябва да имат висока функционална надеждност и да позволяват периодична проверка. Проектите трябва да прилагат принципи за разнообразие, независимост и резервиране, за да предотвратят загуба на функции на безопасност. Периодичните проверки трябва да оценяват функционалността на сензорите, входните сигнали и управленските средства. Осигурява се възможност за идентифициране на изолиране на системата по време на проверки или техническо обслужване.
Чл. 111
Член 111 от наредбата регламентира изискванията за проектиране на компютризирани системи за контрол и управление на ядрените централи, важни за безопасността. Включва стандарти за разработка и изпитване на хардуер и софтуер, систематично документиране на процеса на разработване, независима оценка на надеждността, отчет на софтуерните откази и защита на системите срещу прекъсвания и намеси.
Чл. 112
Чл. 112 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи предвижда, че взаимодействието между системите за безопасност и системите за нормална експлоатация трябва да бъде предотвратено чрез изолиране и избягване на общи връзки. При използване на общи сигнали е необходимо да се осигури електрическо разделяне, а сигналите трябва да се класифицират като част от системата за безопасност. Системите за контрол и управление на средствата за защита при аварии трябва да бъдат изолирани и независими, а активните компоненти да бъдат резервирани.
Чл. 113
Наредбата предвижда мерки за безопасна експлоатация на ядрените централи (ЯЦ) в различни експлоатационни състояния, както автоматично, така и ръчно. Оперативният персонал на БПУ трябва да може бързо да определи състоянието на енергийния блок и да реагира адекватно на аварийни условия. Проектът трябва да идентифицира събития, които заплашват експлоатацията на ЯЦ, и да определи мерки за ограничаване на последствията от тях. Осигурена е защита на персонала срещу радиация и опасности от различни вещества в случай на авария.
Чл. 114
Чл. 114 от наредбата определя функциите на резервния пулт за управление (РПУ), който включва управление на системите за безопасност, поддържане на реактора в подкритично състояние, отвеждане на топлината и контрол на състоянието на реакторната инсталация. Освен това, се изисква физическо разделяне и електрическа изолация между блочния пулт за управление и РПУ, както и мерки за предотвратяване на едновременно задействане. РПУ трябва да бъде проектиран с цел защита на персонала при различни условия, включително аварийни.
Чл. 115
Чл. 115 от наредбата определя изискванията за проектиране на системата на контура на топлоносителя на реактора и свързаните с нея системи за безопасност. Те трябва да бъдат проектирани с достатъчен запас, за да не се допуска превишаване на проектните предели при всички експлоатационни условия. Проектът включва устройства за намаляване на налягането и предотвратяване на изхвърляния на радиоактивни вещества в околната среда, както и изолиращи устройства за ограничаване на изтичането на радиоактивен топлоносител.
Чл. 116
Чл. 116 от Наредбата определя изискванията към компонентите и конструкциите на контура на топлоносителя на реактора. Те трябва да издържат на всички статични и динамични натоварвания, без да предизвикват стопяване на ядрено гориво. Изборът на материали трябва да минимизира активацията и риска от пукнатини, като се вземат предвид и възможните влошавания в края на експлоатационния срок. Освен това, проектът трябва да включва три независими системи за ранно откриване на изтичания от контура.
Чл. 117
Корпусът на реактора и тръбопроводите под налягане трябва да бъдат проектирани и изработени с най-високо качество, което включва избор на материали, спазване на проекционни норми, осигуряване на пригодност за инспектиране и производство.
Чл. 118
Чл. 118 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи изисква проектиране на вътрешните компоненти на системата на контура на топлоносителя на реактора с цел минимизиране на вероятността за отказ. Това включва предотвратяване на свързани откази и повреди на други компоненти, при всички експлоатационни състояния и аварии, без да се допуска стопяване на ядрено гориво.
Чл. 119
Чл. 119 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи предвижда, че компонентите на контура на топлоносителя на реактора трябва да бъдат проектирани, произведени и разположени така, че да могат да се инспектират и изпитват през определени интервали по време на експлоатацията на ядрената централа. Освен това, чрез програма за наблюдение на контура на топлоносителя се осигурява контрол на влиянието на облъчването, образуването на пукнатини от корозия под напрежение, окрехкостяването и стареенето на конструкционните материали, особено в зони с високо ниво на облъчване.
Чл. 120
В проекта на ядрените централи е необходимо да се предвидят средства за контрол и регулиране на количеството, температурата и налягането на топлоносителя. Тези средства трябва да имат достатъчен капацитет, за да осигурят спазването на проектните предели при всички експлоатационни състояния, като се вземат предвид обемните изменения и неплътностите.
Чл. 121
Чл. 121 от наредбата предвижда необходимостта от системи за очистване на топлоносителя на реактора от радиоактивни вещества. Капацитетът на тези системи трябва да бъде проектиран на базата на предели за неплътност на горивото и да включва консервативен запас, за да се осигури ниско ниво на активност на топлоносителя.
Чл. 122
Чл. 122 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи предвижда мерки за отвеждане на топлината от активната зона на реактора. След планово спиране и при аварийни условия, се изискват системи за: 1. отвеждане на остатъчното топлоотделяне, 2. аварийно отвеждане на топлината, и 3. отвеждане на топлината към краен поглътител.
Чл. 123
Системите за отвеждане на остатъчното топлоотделяне от активната зона на реактора в спряно състояние трябва да бъдат проектирани с достатъчен капацитет. Целта е да се осигури спазването на проектните предели за ядреното гориво, системата на контура на топлоносителя и конструкциите, които са важни за безопасността.
Чл. 124
Чл. 124 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи определя изискванията за системите за аварийно отвеждане на топлината от активната зона на реактора. Те трябва да осигуряват охлаждане на ядреното гориво и да функционират ефективно дори при аварийни условия, включително загуба на електрозахранване. Системите трябва да поддържат критериите за плътност на обвивките на горивото и да предотвратяват критични състояния на реактора. Проектите на тези системи трябва да предвиждат дългосрочно отвеждане на топлината и възможности за периодични инспекции и изпитвания.
Чл. 125
Чл. 125 определя изискванията за системите и средствата за отвеждане на топлината от активната зона и КСК в ядрените централи. Те трябва да функционират надеждно при всички експлоатационни и аварийни условия, използвайки принципи като резервиране и физическо разделяне. Основните и алтернативните системи трябва да работят независимо при аварийни условия. При избора на краен поглътител на топлина и проектиране на системите се вземат предвид природни и техногенни рискове, за да се осигури тяхната ефективност при екстремни ситуации.
Чл. 126
Чл. 126 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи описва изискванията за проектите на реакторните инсталации. Те трябва да включват херметична строителна конструкция и системи, които гарантират задържането на радиоактивни вещества в околната среда, както и защита от екстремни външни събития. Проектът трябва да предвижда локализираща функция чрез херметична конструкция, контрол на параметрите в херметичния обем, изолиране на конструкцията и средства за намаляване на концентрацията на радиоактивни продукти при аварийни условия.
Чл. 127
Херметичната конструкция на ядрените централи, включително херметичните врати и проходки, трябва да бъде проектирана с достатъчен запас, за да издържа на статични и динамични натоварвания от вътрешно свръхналягане, температура, летящи предмети и други потенциални източници на енергия при аварийни условия. Максималната якост на конструкцията се определя, като се отчитат екстремни външни събития, включително инциденти с пътнически самолети, и комбинации от въздействия, предизвикани от разкъсване на тръбопровод и земетресение. Проектът трябва да включва средства за наблюдение на състоянието на херметичната конструкция при нормални и аварийни условия.
Чл. 128
Чл. 128 от наредбата определя изискванията за проектиране и изграждане на херметичната конструкция на ядрените централи. Херметичната конструкция и нейните компоненти трябва да се проектират така, че да позволяват изпитване на якост преди експлоатация и периодични тестове за плътност през срока на експлоатация. Проектът трябва да включва изисквания за изпитванията, методите и средствата, както и да осигурява работоспособността на компонентите след изпитванията. Освен това, проектът трябва да предвижда контрол на изтичанията при аварии със стопяване на ядрено гориво.
Чл. 129
Чл. 129 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи предвижда, че броят на херметичните проходки през херметичната конструкция трябва да бъде минимален. Проектът на тези проходки трябва да отговаря на изискванията за херметичната конструкция, като се вземат предвид механичните, топлинните и химичните въздействия. Освен това, при проектиране на еластичните компоненти на проходките, трябва да се осигури възможност за индивидуален контрол на изтичанията, независимо от общото изпитване на херметичната конструкция.
Чл. 130
Член 130 от наредбата предвижда мерки за надеждно изолиране на херметичната конструкция на ядрените централи при аварии. За линии, пресичащи херметичната конструкция и свързани с топлоносителя на реактора, се изискват поне два изолиращи органа с независимо автоматично управление. За тръбопроводи, които не са свързани с контура на топлоносителя, е необходима изолация с поне един изолиращ орган. Всички изолиращи органи трябва да функционират при аварийни условия.
Чл. 131
Чл. 131 от Наредбата предвижда изисквания за достъп на персонала в помещенията на херметичната конструкция на ядрените централи. Според алинея 1, трябва да се осигурят шлюзове с блокировки на вратите, които гарантират, че поне една врата е затворена при всички експлоатационни и аварийни условия. Същите изисквания важат и за транспортиране на компоненти през херметичната конструкция. Алинея 2 уточнява, че проектът трябва да предвиди възможности за поддържане на функциите на херметичните шлюзове при всякакви аварийни условия.
Чл. 132
Член 132 от наредбата предвижда, че при проектиране на херметичния обем на ядрените централи трябва да се осигурят мерки и технически средства, които да поддържат малка разлика в налягането между отделните помещения. Тази разлика не трябва да застрашава целостта на херметичната конструкция или на системите, които изпълняват локализиращи функции, като се вземат предвид налягането и възможните ефекти при аварийни условия.
Чл. 133
Чл. 133 от наредбата определя изискванията за системите за управление на налягането и температурата в херметичния обем на ядрените централи при аварийни ситуации. Проектът трябва да включва надеждни и ефективни системи, които да функционират дълго след авария със стопяване на ядрено гориво, като се вземат предвид некондензиращите газове. При предвидена система за филтърна вентилация, параметрите за задействане и якостта на херметичната конструкция трябва да бъдат проектирани така, че системата да не работи в началната фаза на аварията, а също така тя не трябва да бъде основно средство за отвеждане на топлината, генерирана от аварията.
Чл. 134
Чл. 134 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи предвижда системи за контрол и очистване на въздуха в ядрените централи, които трябва да управляват концентрацията на радиоактивни продукти, кислород, водород и други вещества в случай на авария. Системите за управление на водорода трябва да предотвратят разрушаването на херметичната конструкция при експлозии. Освен това, системите за очистване на въздуха трябва да бъдат проектирани с необходимата надеждност и резервираност, за да функционират ефективно дори при единичен отказ на компонент.
Чл. 135
Изборът на покрития и топлоизолации, както и начините на монтаж в херметичния обем, трябва да гарантират безопасността и минимално да влияят на другите функции на безопасност при нарушаване на цялостта им.
Чл. 136
В проекта на ядрените централи (ЯЦ) се предвиждат системи за безопасност, които осигуряват снабдяване с работен флуид и енергия, както и поддържане на условия за функциониране на тези системи за определен период при нормални и аварийни условия.
Чл. 137
Чл. 137 определя изискванията за проектиране на осигуряващите системи за безопасност в ядрените централи. Тези системи трябва да имат необходимата надеждност и резервираност, за да гарантират ефективност при единичен отказ. Надеждността на изпълнението на функциите трябва да удовлетворява изискваните показатели за безопасност. Проектирането трябва да позволява проверка на работоспособността и сигнализация при неизправност. Осигуряващите функции имат приоритет пред собствените защити на системите, освен ако това не води до по-тежки последици за безопасността.
Чл. 138
Чл. 138 от Наредбата предвижда системи за аварийно електроснабдяване на ключови системи за безопасност в ядрените централи. Тези системи трябва да функционират при загуба на външно електрозахранване и да бъдат устойчиви на единични и общи откази. Проектите трябва да включват алтернативни източници на електрозахранване, способни да работят в екстремни условия, и да осигуряват надеждност на електроснабдяването за минимум 72 часа след аварийни ситуации. Необходимо е също така да се предвиди достатъчен капацитет на източниците на постояннотоково електрозахранване и наличието на горива и консумативи.
Чл. 139
Чл. 139 предвижда системи за пожароизвестяване и пожарогасене в ядрените централи, които да предотвратяват откази в системите за безопасност поради пожар. Системите трябва да работят автоматично и да имат възможност за ръчно задействане. Мерките за пожарна безопасност включват предотвратяване на пожари, бързо откриване и гасене, устойчивост на конструкцията при пожар и осигуряване на безопасност за евакуация и спасителни екипи. Проектирането на конструкциите е консервативно, с клас по реакция на огън А1 или А2, минимизиране на горимото натоварване, разделяне на енергийния блок на пожарозащитни сектори и осигуряване на защитени зони и евакуационни пътища.
Чл. 140
Член 140 от наредбата определя изискванията за проектиране на системите от парогенератори, паропроводи, подхранваща вода, турбини и генератори в ядрените централи. Проектите трябва да гарантират, че не се достигат проектните предели на топлоносителя при всички експлоатационни и аварийни условия. Осигуряват се квалифицирани изолиращи клапани и достатъчен капацитет на системите за предотвратяване на аварийни ситуации. Освен това, проектът на системата на турбините и генераторите включва защита от претоварване, вибрации и въздействия на летящи предмети.
Чл. 141
Чл. 141 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи определя изискванията за проектиране на транспортно-технологичното оборудване, обслужващо ключовите системи за безопасност (КСК) и преместващо тежки товари в близост до тях. Оборудването трябва да предотвратява преместването на товари над проектната товароносимост, да избягва падането на товари, да функционира само в определени експлоатационни условия чрез защитни блокировки и да е сеизмично квалифицирано.
Чл. 142
Според Чл. 142 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи, проектните основи на системите с въздух под налягане, които обслужват ключови системи за безопасност, трябва да определят параметрите на подавания въздух, включително неговото качество, разход и чистота.
Чл. 143
Член 143 от наредбата предвижда, че при всички експлоатационни състояния и аварийни условия е необходимо да се осигури адекватна защита срещу мълнии за всички сгради и работни зони на площадката на ядрената централа. Специално внимание се обръща на системата за подгряване на мрежовия топлоносител, която е разгледана в Раздел X.
Чл. 144
Чл. 144 от Наредбата предвижда мерки за предотвратяване на транспортиране на радионуклиди от ядрените централи (ЯЦ) към мрежовия топлоносител, когато ЯЦ се използва за топлоснабдяване на населено място. Проектът трябва да включва практическо изключване на такава възможност при всички експлоатационни състояния и аварийни условия. Мерките за предотвратяване на радиоактивно замърсяване на мрежовия топлоносител включват: херметични топлообменници, подгряване на топлоносителя чрез топлообменници и поддържане на по-ниско налягане на междинната грееща среда в сравнение с налягането на мрежовия топлоносител.
Чл. 145
Член 145 от Наредбата предвижда мерки за безопасност при аварийно попадане на радиоактивни вещества в междинната грееща среда. В случай на такава авария, се осигуряват средства за изолиране на мрежовия топлоносител от топлообменника. Освен това, топлообменниците за подгряване на мрежовия топлоносител трябва да бъдат разположени на площадката на ядрената централа.
Чл. 146
Чл. 146 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи определя изискванията за проектиране на системите за управление на радиоактивни отпадъци (РАО). Според (1) тези системи трябва да се основават на анализ и оценка на състава и количествата на твърдите, течните и газообразните РАО, произвеждани при нормални и аварийни условия. В (2) се подчертава необходимостта от проектиране на системите за управление на течните и газообразните радиоактивни вещества, така че да осигурят минимално количество и концентрация на тези вещества в околната среда, без да нарушават установените граници за професионално облъчване и дозите за населението.
Чл. 147
Член 147 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи предвижда важни мерки за управление на радиоактивни отпадъци (РАО). В проекта на ядрена централа (ЯЦ) се включват системи за предварително преработване и временно съхранение на течни РАО, както и хранилища за твърди РАО с автоматизирани манипулиращи устройства. Помещенията за съхранение на РАО трябва да бъдат хидроизолирани и да разполагат с вентилационни системи, системи за дезактивация, пожароизвестяване и пожарогасене. Освен това, проектът определя методите за управление на големи количества течни РАО, генерирани при аварийни ситуации.
Чл. 148
Член 148 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи описва изискванията за управление на радиоактивни отпадъци (РАО) в ядрените централи. Параграф 1 предвижда, че проектът на ядрената централа трябва да осигури ограничаване на обема и активността на генерираните течни РАО до разумно ниски нива чрез ефективни системи за очистване и многократно използване на радиоактивните флуиди, както и предотвратяване на изтичанията и намаляване на честотата на инциденти, изискващи дезактивация. Параграф 2 акцентира на необходимостта системите за управление на РАО да бъдат проектирани с оглед на бъдещите етапи на безопасно управление.
Чл. 149
Чл. 149 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи предвижда изисквания за конструкцията на КСК, които включват: предотвратяване на критичност, осигуряване на входящ контрол и техническо обслужване, контрол на условията на съхраняване, минимизиране на повреждане и неоторизиран достъп до горивото, предотвратяване на падането на горивни касети при превоз и падането на тежки предмети върху тях.
Чл. 150
Чл. 150 определя изискванията за проекта на КСК свързани със съхранение и манипулиране на отработено ядрено гориво (ОЯГ). Проектът трябва да предотвратява аварии с големи изхвърляния на радиоактивни вещества. Допълнителните мерки включват надеждни системи за отвеждане на топлоотделяне, предотвратяване на недопустими въздействия при манипулиране, средства за съхранение на повредени касети, радиационна защита и идентификация на касетите. При съхранение на ОЯГ под вода, се изискват средства за контрол на условията в басейна, запазване на целостта на конструкцията, предотвратяване на изпразването на басейна и контрол на концентрацията на неутронни поглътители. Капацитетът на конструкциите трябва да осигурява възможност за пълно изваждане на горивото от реактора.
Чл. 151
Чл. 151 от наредбата предвижда мерки за радиационна защита в проектите на ядрените централи. Необходимо е да се идентифицират всички източници на йонизиращи лъчения и да се осигурят адекватни технически и административни контролни мерки. Допълнителните изисквания за класификация на зони, радиационен мониторинг и индивидуална защита ще бъдат регламентирани с отделна наредба, съгласно закона.
Чл. 152
Чл. 152 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи определя изискванията за постигане на ниско ниво на облъчване на персонала и населението. Проектът на контура на топлоносителя на реактора трябва да включва: използване на конструктивни материали с минимално количество химични елементи, контрол на радиоактивните продукти, контрол на воднохимичния режим, минимизиране на дължината на тръбопроводите, проверка на херметичността на компонентите, дезактивация на повърхностите и предотвратяване на радиоактивни изтичания.
Чл. 153
Чл. 153 определя изискванията за биологичната защита на ядрените централи. Тя трябва да бъде проектирана с оглед на натрупването на радионуклиди по време на експлоатация и влиянието на неутронното и гама-лъчение. Сградите и помещенията, които могат да бъдат замърсени, трябва да позволяват лесна дезактивация. Достъпът на персонал до помещения с високо радиоактивно замърсяване се контролира чрез заключващи устройства и сигнализация.
Чл. 154
Член 154 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи описва изискванията за биологичната защита на ядрените централи. В параграф 1 се посочва, че биологичната защита трябва да бъде проектирана консервативно, като се вземе предвид натрупването на радионуклиди по време на експлоатацията, както и загубата на ефективност от неутронно и гама-лъчение, дезактивационни разтвори и температурни ефекти. Параграф 2 определя, че изборът на материали за биологичната защита трябва да се основава на характеристиките на йонизиращите лъчения и на механичните и защитни качества на материалите, като се отчитат и пространствените ограничения.
Чл. 155
Член 155 предвижда изисквания за проектиране на вентилационни системи в ядрените централи (ЯЦ). Основните цели на тези системи са: предотвратяване на разпространението на радиоактивни газове, поддържане на ниски концентрации на аерозоли и вентилиране на помещения с инертни или вредни газове. При проектирането се вземат предвид фактори като механично и термично смесване, ефективност на очистване, изтегляне на въздух от замърсени зони, отдалеченост на източниците на замърсяване, налягане в различни зони и предотвратяване на разпространение на димни газове.
Чл. 156
Чл. 156 от Наредбата предвижда вентилационни и очистващи системи за освобождаване на газообразни радиоактивни вещества в околната среда. Филтриращите компоненти на системите трябва да са надеждни и да осигуряват необходимия коефициент на очистване при всички режими на експлоатация, като в проекта са предвидени средства за изпитване на тяхната ефективност.
Чл. 157
Чл. 157 от Наредбата предвижда внедряване на автоматизирана система за радиационен контрол в помещенията и на площадката на ядрената централа (ЯЦ). Тази система трябва да осигурява информация за радиационната обстановка, ефективността на защитните бариери и активността на радионуклидите. Включва радиационен технологичен и дозиметричен контрол, както и контрол на помещенията и площадката, за да се ограничи разпространението на радиоактивно замърсяване. Лабораторните методи ще измерват съдържанието на техногенни радионуклиди в различни среди, включително почва, вода и селскостопанска продукция.
Чл. 158
Експлоатиращата организация е отговорна за осъществяване на контрол върху изпълнението на проектните, строителните и монтажните работи, както и за качеството на използваните материали, конструкции и компоненти. Този контрол се извършва чрез собствена организационна структура и в съответствие с изискванията на нормативната уредба.
Чл. 159
Чл. 159 от Наредбата изисква контрол, охрана и поддръжка на площадката на ядрената централа по време на строителството и въвеждането в експлоатация. Целта е да се осигури защита на ключовите системи за контрол (КСК), да се проведат необходимите изпитвания и да се запази съответствието с техническия проект и анализите на безопасността.
Чл. 160
Доставените контролно-измервателни средства (КСК) за ядрените централи трябва да бъдат произведени в съответствие с програми, които осигуряват качество. Тези програми включват инспекции на технологичния цикъл, проверка на чистотата, калибриране и проверка на работоспособността на КСК.
Чл. 161
Експлоатиращата организация е задължена да осигури авторски надзор от проектанта на ядрената централа за предоставяне на техническа помощ. Производствените процеси на конструкции и компоненти, методите за строителство, монтажните дейности, единичните изпитвания и инспекциите по време на строителството трябва да бъдат съгласувани с проектанта на ядрената централа.
Чл. 162
Чл. 162 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи предвижда, че строителните и монтажните дейности, както и единичните изпитвания на ключовите системи за контрол (КСК), важни за безопасността, трябва да се извършват в съответствие с писмени процедури. Тези процедури трябва да осигуряват спазване на изискванията за безопасност, качество и техническа безопасност на персонала. Освен това, дейностите на доставчиците също трябва да се изпълняват в съответствие с определени процедури, спецификации и чертежи, които гарантират качеството.
Чл. 163
Чл. 163 от Наредбата предвижда, че по време на строителството и въвеждането в експлоатация на ядрените централи, се използват възможности за обучение на експлоатационния персонал. Обучението включва запознаване с конструктивните и монтажни решения, провеждане на изпитвания на КСК и ЯЦ, проверка на валидността на процедурите за техническо обслужване и управление на несъответствията. Всички участници в строителството и монтажа, включително доставчици и външни изпълнители, трябва да преминат обучение за формиране на култура на безопасност.
Чл. 164
Чл. 164 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи предвижда извършване на сравнение между проектните характеристики и реално изградените КСК по време на строителството и въвеждането в експлоатация. Освен това, на конструкции, които могат да влошат характеристиките си, се осигурява техническо обслужване, което е задължително да отговаря на изискванията за експлоатация. Провежда се встъпителен контрол на КСК, на които ще се извършва контрол на метала, и се предприемат мерки за защита на откритите компоненти от чужди тела и замърсяване.
Чл. 165
При предаване на управлението и контрола на завършените работи по време на строителството, монтажа и въвеждането в експлоатация, е необходимо да се осигури проверка на документите, свързани с КСК, за тяхната пълнота и точност. Всички несъответствия или незавършени работи трябва да бъдат идентифицирани и решени по начин, който не застрашава безопасността.
Чл. 166
Чл. 166 от Наредбата определя изискванията, които трябва да бъдат изпълнени преди въвеждането в експлоатация на ядрените централи. Те включват разработване на организационни документи, определяне на предели и условия, създаване на експлоатационни инструкции и процедури за техническо обслужване, документи от системата за управление, инструкции за действие при авария, система за физическа защита и пожарна безопасност, както и осигуряване на квалифициран персонал.
Чл. 167
Чл. 167 от Наредбата задължава експлоатиращата организация да разработи и реализира програма за въвеждане в експлоатация, която да обхваща всички експлоатационни състояния на ядрените централи. Програмата трябва да демонстрира, че характеристиките на ключовите системи за контрол (КСК), важни за безопасността, и параметрите на технологичните процеси отговарят на изискванията на проекта и условията на разрешението, издадено от председателя на Агенцията за ядрено регулиране.
Чл. 168
Чл. 168 от Наредбата определя изискванията за програмата за въвеждане в експлоатация на ядрените централи. Тази програма трябва да осигури изпълнението на необходимите изпитвания, провеждането им в логична последователност, определяне на точки на задържане и обучение на експлоатационния персонал. Изпитванията не трябва да предизвикват експлоатационни състояния или аварийни условия, които не са анализирани в междинния отчет за безопасността.
Чл. 169
Въвеждането на Ядрените Централи (ЯЦ) в експлоатация се извършва на последователни етапи, като всеки етап изисква разработване на отделна програма. Преди да се премине към следващия етап, трябва да се извърши оценка на резултатите от предходния и да се потвърдят изпълнението на целите и проектните изисквания. Всяка етапна програма включва описание на последователността и времетраенето на дейностите, началното и крайното състояние, организацията на изпълнение, предпоставките за изпитванията, изискванията за технологична подготовка, критериите за приемливост и условията за преминаване към следващия етап. Програмите също така съдържат график и списък на процедурите за изпълнение на изпитванията.
Чл. 170
Чл. 170 от Наредбата определя изискванията за провеждане на изпитвания в ядрените централи. Изпитванията трябва да се основават на писмени процедури, които включват: 1) управление на временните изменения; 2) проверка на предпоставките; 3) калибриране на измервателните средства; 4) определяне на условията за изпитването; 5) водене на записи; 6) критерии за приемливост на резултатите; 7) указания за изпълнение; 8) правила при неизпълнение на критериите; 9) възстановяване на нормалното състояние след изпитването. Процедурите и отчетните документи трябва да съответстват на системата за управление.
Чл. 171
Чл. 171 от наредбата определя условията за одобряване на резултатите от изпитванията на ядрените централи. Основните цели включват: сравнение на поведението на ядрената централа с проектните изисквания, осигуряване на данни за преоценка на проектните основи при разминаване с очакванията и установяване, че изпитаната ядрена централа е готова за следващия етап от експлоатацията или изпитването.
Чл. 172
Чл. 172 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи регламентира дейностите по въвеждане в експлоатация на ядрените централи. Според алинея 1, тези дейности се извършват в съответствие с определена програма, която включва процедури за изпитвания, експлоатация, техническо обслужване, надзор и инспекции. В алинея 2 се посочва, че по време на въвеждане в експлоатация се извършват проверки на приложимостта и качеството на процедурите за експлоатация.
Чл. 173
Чл. 173 определя изискванията за безопасност преди зареждане на активната зона с ядрено гориво. Включва изпитване на КСК, проверка на биологичната защита и радиационен контрол. Преди достигане на критично състояние се провеждат функционални изпитвания на КСК. Преминаването на различни нива на мощност изисква успешни неутронно-физически експерименти и завършване на строителни дейности. Опитната експлоатация е задължителна за еволюционни ЯЦ.
Чл. 174
Член 174 предвижда, че енергийният блок на ядрената централа, който е в процес на въвеждане в експлоатация, трябва да бъде физически изолиран от другите работещи или строящи се блокове на същата площадка. Това е част от мерките за осигуряване на безопасността в експлоатацията на ядрените централи.
Чл. 175
Управителният орган на експлоатиращата организация е задължен да приеме документ, който определя политика на безопасност, акцентирайки на най-висок приоритет на безопасността във всички дейности. Тази политика включва ангажимент за непрекъснато подобряване на безопасността и насърчаване на критично отношение от страна на персонала. Персоналът, който извършва дейности с влияние върху безопасността, трябва да бъде запознат с политиката, а ключовите елементи от нея да бъдат представени на външните изпълнители.
Чл. 176
Чл. 176 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи определя основите на политиката за безопасност, която включва издаване на инструкции за прилагането ѝ и контрол на дейностите, влияещи на безопасността. Политиката формулира ясни цели и намерения, които се контролират от ръководния персонал. Тя изисква непрекъснато повишаване на ядрената безопасност чрез преоценка на безопасността, навременно прилагане на подобрения и използване на нова информация. Адекватността на политиката се оценява по-често от периодичния преглед на безопасността.
Чл. 177
Чл. 177 определя основните принципи за безопасна експлоатация на ядрените централи. Ядрената централа трябва да се експлоатира безопасно, като решенията по безопасността са навременни и основават на проучвания и консултации. Проблемите на безопасността се анализират от квалифициран персонал, а на работниците се осигуряват нужните условия и средства. Дейностите се контролират непрекъснато, а опитът и новите знания се използват за подобрение. Изискванията за безопасност и физическа защита трябва да се удовлетворяват, а конфликтите се решават чрез взаимодействие. Мерките за безопасност се интегрират с програмите за ядрена безопасност и радиационна защита, за да се минимизира рискът.
Чл. 178
Чл. 178 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи предвижда разработване и прилагане на система за непрекъснат мониторинг на безопасността и изпълнението на дейностите при експлоатация на ядрените централи. Систематичната самооценка на всички нива на експлоатиращата организация е основен елемент от тази система. Мониторингът включва оценка на поведението на персонала, спазването на експлоатационните процедури и условията на лицензите. Разработват се индикатори за безопасно изпълнение, които помагат на ръководния персонал да идентифицира слабости и несъответствия. На базата на мониторинга се предприемат коригиращи мерки, които подлежат на контрол и оценка.
Чл. 179
Чл. 179 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи предвижда периодични прегледи на безопасността, които трябва да оценят кумулативния ефект от стареенето, измененията и преквалификацията на КСК, експлоатационния опит, съвременните стандарти за безопасност, постиженията на науката и технологиите, както и промените в характеристиките на площадката на ЯЦ. Прегледите трябва да осигурят високо ниво на безопасност през целия експлоатационен срок на ЯЦ. Обхватът на прегледа включва оценка на факторите на безопасност с детерминистични методи, а вероятностните анализи могат да се използват за обобщена оценка на безопасността. На базата на резултатите трябва да се предприемат коригиращи мерки за постигане на съвременните стандарти за безопасност.
Чл. 180
При нормална експлоатация на ядрените централи е необходимо всички физически бариери да бъдат работоспособни и нивата на защита да са в готовност. В случай на неработоспособност на физическа бариера или липса на готовност на ниво на защита, реакторната инсталация трябва да бъде спряна и приведена в безопасно състояние. Неработоспособността и неготовността на защитните системи трябва да бъдат обосновани в проекта и оценката на безопасността на ядрената централа.
Чл. 181
Чл. 181 регламентира поддържането на безопасността на ядрените централи (ЯЦ) чрез спазване на предели и условия за експлоатация. Тези предели и условия се определят на основата на проектите, анализите на безопасността и тестовете, проведени при въвеждане в експлоатация. Те се преразглеждат периодично, за да отразят експлоатационния опит и новите научни и технологични разработки. Промените в пределите и условията за експлоатация трябва да бъдат обосновани чрез анализи на запасите на безопасност и независим преглед на тези анализи.
Чл. 182
Чл. 182 определя пределите и условията за експлоатация на ядрените централи, които обхващат всички състояния на нормална експлоатация, включително работа на мощност и техническо обслужване. Основните изисквания включват: предели за безопасност, стойности на параметрите за сработване на системите за безопасност, експлоатационни предели, проверки на КСК, минимално количество оперативен персонал и действия при отклонения. Осигуряват се адекватни запаси между експлоатационните предели и стойностите за сработване, а при определяне на пределите се използва консервативен подход. При невъзможност за осигуряване на работоспособност на КСК се определят действия за привеждане на енергийния блок в безопасно състояние.
Чл. 183
Оперативният персонал е задължен да предприема незабавни мерки за привеждане на енергийния блок в безопасно и стабилно състояние, ако не може да потвърди, че той работи в рамките на експлоатационните предели или ако поведението му е неочаквано. Освен това, енергийният блок не може да бъде пуснат в експлоатация след непланово спиране, освен ако не се докаже, че това може да стане безопасно.
Чл. 184
Чл. 184 на наредбата определя задълженията свързани с програмата за надзор на ядрените централи. Тя включва контрол на съответствието с експлоатационните условия и пределите, с цел установяване на отклонения от проектните цели. При несъответствие се предприемат незабавни действия за възстановяване на съответствието и се изпълняват коригиращи мерки за предотвратяване на бъдещи несъответствия. Случаите, в които действията не отговарят на предписаните изисквания, се считат за несъответствия.
Чл. 185
Член 185 от наредбата предвижда, че пределите и условията за експлоатация на ядрените централи трябва да бъдат събрани в един документ, наречен технологичен регламент за експлоатация. Този документ трябва да е лесно достъпен за персонала на БПУ, който трябва да бъде запознат с него и с техническите му основи. Ръководният персонал на експлоатиращата организация е задължен да има ясна представа за значението на тези условия за безопасността на ядрените инсталации.
Чл. 186
Член 186 от Наредбата предвижда анализ и контрол на дейностите, които влияят на безопасността на ядрените централи, с цел минимизиране на радиационния риск. Оценката на оперативните дейности зависи от тяхната важност за безопасността, а изпитвания и експерименти, които не са част от регламента, трябва да бъдат оценени и проведени след одобрение от Агенцията за ядрено регулиране.
Чл. 187
Ядрената централа се управлява от квалифицирани ръководители, които разбират принципите на безопасността и рисковете от технологичния процес. Дейностите, влияещи на безопасността, се извършват от персонал с необходимата квалификация. Управлението на експлоатационното състояние на ядрената централа се осъществява от правоспособен оперативен персонал съгласно закона. При експлоатация на централата трябва да присъстват поне двама оператори с удостоверения за правоспособност. Отговорностите и правомощията на персонала са определени в длъжностни инструкции.
Чл. 188
Оперативният персонал на ядрените централи (ЯЦ) е задължен да експлоатира съоръженията в съответствие с писмени експлоатационни инструкции и процедури. Стриктното спазване на тези указания е ключов елемент от политиката за безопасност на ЯЦ. Нивото на детайлност на инструкциите зависи от тяхното предназначение, като те трябва да бъдат ясни, кратки, верифицирани и валидирани. Освен това, инструкциите и помощните материали трябва да са ясно идентифицирани, различими и леснодостъпни в БПУ и при необходимост - в други пултове за управление.
Чл. 189
Чл. 189 от Наредбата определя, че експлоатационните инструкции и процедури за нормална работа на ядрените централи се разработват на базата на проектната и техническата документация, както и на условията за експлоатация и резултатите от въвеждането на централата в експлоатация. Освен това, действията на оперативния персонал при аварийни условия се регламентират в специални аварийни инструкции и ръководства за управление на тежки аварии.
Чл. 190
Наредбата определя аварийните инструкции, които трябва да обхващат проектните аварии и сценарии за предотвратяване на значителни повреди на ядреното гориво. Инструкциите трябва да са симптомно ориентирани и да включват указания за достигане на стабилно безопасно състояние, възстановяване на функции на безопасност и предотвратяване на повреди. Комплектът на симптомно ориентираните аварийни инструкции (СОАИ) включва процедури за диагностика, възстановяване при аварии, следене на състоянието и преход към аварийни процедури. СОАИ трябва да предоставят конкретни и точни указания на персонала, да се отличават от нормалните инструкции и да съдържат информация за наблюдение на технологични параметри.
Чл. 191
Чл. 191 от наредбата постановява, че ръководствата за управление на тежки аварии трябва да намалят последствията от такива инциденти, дори когато мерките за предотвратяване на повреждането на активната зона или на ядреното гориво не успеят. Те трябва да осигуряват управление на аварии, които засягат както реактора, така и басейна за съхранение на отработено гориво, да предвиждат взаимодействия между системите, да бъдат ефективни дори в аварийни условия и да отчитат радиологичните условия на площадката.
Чл. 192
Член 192 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи определя изискванията за управление на тежки аварии. Ръководствата за управление на аварии (РУТА) трябва да се основават на анализ на слабостите и способностите на енергийния блок, като се акцентира на защитата на херметичната конструкция. При разработването на РУТА и системите за аварийно управление (СОАИ) се използват специфични данни и валидирани компютърни програми. Аварийните инструкции подлежат на проверка и валидиране от независими експерти, а актуалността им се проверява периодично от експлоатиращата организация.
Чл. 193
Чл. 193 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи предвижда разработване и прилагане на процес за управление на конфигурацията на ядрените централи (ЯЦ) с цел осигуряване на съгласуваност между проектните изисквания, физическата конфигурация на ключовите системи за контрол (КСК), важни за безопасността, и експлоатационните документи. Организационните мерки трябва да гарантират идентификацията, проектирането, оценката, изпълнението и документирането на измененията на ЯЦ и КСК, важни за безопасността. Освен това, трябва да се предвидят подходящи мерки за измененията в конфигурацията на ЯЦ, произтичащи от техническото обслужване, изпитванията, ремонтите и модернизацията.
Чл. 194
Временните и постоянните изменения на КСК, които са важни за безопасността на ядрените централи, трябва да се планират, контролират и изпълняват така, че да не застрашават безопасната експлоатация на ядрената централа. Измененията, включително организационни, на пределите и условията за експлоатация, на инструкции и процедури, както и на методи и компютърни програми за оценка на безопасността, се категоризират по степенуван подход, в зависимост от тяхната важност за безопасността.
Чл. 195
Чл. 195 определя стъпките при изменения на КСК, важни за безопасността. Процесът включва: определяне на причините за изменението, изисквания за проектиране и оценка на безопасността, проектиране и обосноваване на безопасността, внасяне на изменения в документите и обучение на персонала, и въвеждане в действие на изменението. Първоначалната оценка на безопасността определя категорията на изменението, а детайлна оценка се извършва при необходимост. Изпълнението и изпитванията на измененията се правят в съответствие с управленските процеси. Преди въвеждане в работа, персоналът трябва да бъде обучен и документацията обновена.
Чл. 196
Член 196 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи регламентира управлението на временни изменения на КСК, свързани с безопасността. Тези изменения трябва да бъдат ясно маркирани и оперативният персонал трябва да бъде информиран за тях и последствията им. Броят и продължителността на измененията трябва да бъдат минимизирани и периодично оценявани за необходимост.
Чл. 197
Чл. 197 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи регламентира необходимостта от разработване и прилагане на програма за събиране и анализ на експлоатационния опит. Тази програма включва оценка на недостатъците, свързани с безопасността, и докладване на съществени заключения на ръководството. Определя се персонал, който да изпълнява програмата и да разпространява важна информация за безопасността. Освен това, се налага изпълнението на препоръки за подобрения и съхранение на информацията по организиран начин, за да бъде лесно достъпна.
Чл. 198
Наредбата задължава персонала на ядрените централи да докладва важни за безопасността експлоатационни събития и отклонения от нормалната експлоатация. Персоналът трябва да бъде окуражаван да съобщава и почти събития, свързани с безопасността. При значими откази или отклонения, се осигурява консултация с производителя на КСК, проектанта или научния ръководител за коригиращи мерки.
Чл. 199
Чл. 199 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи предвижда, че информацията, произтичаща от експлоатационния опит, трябва да се разпространява до съответния персонал. Тази информация също така се споделя с национални и международни организации и се използва за обучение на персонала, който извършва дейности с влияние върху безопасността.
Чл. 200
Член 200 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи предвижда, че експлоатиращата организация трябва да извършва периодични прегледи на ефективността на обратната връзка от експлоатационния опит. Тези прегледи се основават на определени показатели или критерии и могат да бъдат реализирани в рамките на процеса за самооценка или от независим екип.
Чл. 201
При експлоатация на ядрените централи (ЯЦ) се разработват спецификации и процедури за управление на ядреното гориво. В активната зона могат да се зареждат само ядрено гориво, произведено по утвърдени спецификации. Въвеждането на нов тип ядрено гориво изисква детайлна оценка на безопасността, тъй като представлява съществено изменение на конфигурацията на ЯЦ.
Чл. 202
Чл. 202 от Наредба за осигуряване безопасността на ядрените централи регламентира, че всички операции или изменения, свързани с ядрено гориво и влияещи на управлението на реактивността, трябва да се извършват в съответствие с утвърдената програма за управление на реактивността и експлоатационните предели. Освен това, се изисква разработването на програма за мониторинг на активната зона, която да осигури измерване на параметрите, анализ на тенденциите и оценка на състоянието на ядреното гориво, както и записване и съхранение на основните експлоатационни параметри.
Чл. 203
Чл. 203 определя оперативните действия, свързани с изменение на реактивността в ядрените реактори, които трябва да се извършват внимателно, за да се поддържат безопасни експлоатационни условия. Процедурите за пускане, работа, спиране и презареждане на реактора включват предпазни мерки, осигуряващи безопасността на ядреното гориво през целия му експлоатационен срок. Работата с ядрено гориво изисква контролирано преместване и подходящо съхранение, а за всяка операция с ядрено гориво се назначава отговорно лице с необходимата квалификация.
Чл. 204
Член 204 от наредбата описва планирането и изпълнението на основните ремонти в ядрените централи. Процесът е непрекъснат и се фокусира върху безопасността, включително управление на реактивността и контрол на топлоотделянето. Разработват се програми и процедури за управление на ремонтите, определят се отговорности и взаимодействия между екипите. Оптимизацията на радиационната защита и минимизирането на радиоактивни отпадъци също са важни аспекти. След всеки ремонт се извършва преглед на научените уроци.
Чл. 205
Чл. 205 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи предвижда мерки за пожарна безопасност, основани на анализа на риска от пожар. Тези мерки обхващат управление на дейности, които влияят на пожарната безопасност, включително техническо обслужване, контрол на горивните материали, обучение на персонала, провеждане на изпитвания и аварийни учения, както и изменения в разположението и конфигурацията на системите за пожарогасене, пожароизвестяване, вентилация, електроснабдяване и управление на безопасността на технологичните процеси.
Чл. 206
Чл. 206 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи предвижда разработване на процедури за управление и минимизиране на горивни материали и източници на възпламеняване, които могат да повлияят на КСК. Осигурява се работоспособността на техническите средства за пожарна безопасност чрез инспекции и техническо обслужване. Също така, се разработва стратегия за борба с пожарите и аварийни инструкции, които се усвояват чрез учения, за да се определят отговорностите на персонала при пожар.
Чл. 207
Член 207 от Наредбата предвижда създаване на координация между персонала на ядрените централи (ЯЦ) и пожарната защита при борба с пожари. Персоналът на ЯЦ трябва да бъде запознат с рисковете, а организацията и обучението на включения персонал трябва да бъдат документирани и потвърдени от компетентно лице. Провеждат се периодични съвместни аварийни учения за оценка на ефективността на действията при пожар.
Чл. 208
Чл. 208 от Наредбата предвижда, че при желание за експлоатация на ЯЦ след проектния срок, експлоатиращата организация трябва да разработи програма за дългосрочна експлоатация. Тази програма включва: предварителни условия и лицензионна основа, определяне и категоризиране на ключови системи и компоненти (КСК), анализи на безопасността и план за подготовка на дългосрочната експлоатация.
Чл. 209
Организационното звено, отговорно за експлоатацията на ядрените централи, има редица важни задачи, включително планиране на експлоатационни дейности, управление на човешките ресурси, мониторинг и управление на системите, надзор на оперативния персонал, организация на основни ремонти, разработване на експлоатационни процедури, участие в програми за безопасност, управление на конфигурацията на ЯЦ, предотвратяване на нерегламентиран достъп, обучение на персонал и докладване на експлоатационни събития. Всички тези дейности са насочени към осигуряване на безопасна и надеждна експлоатация на ядрените централи.
Чл. 210
Чл. 210 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи определя, че е необходимо да се осигури квалифициран оперативен персонал при всички експлоатационни състояния и аварийни условия. Броят и съставът на оперативните смени трябва да отразяват обучението, задачите и нивото на автоматизация, като също така трябва да се осигури разнообразие и резервиране на компетентностите. Инструкцията за оперативните взаимоотношения определя взаимодействието между оперативния персонал, комуникацията, предаването на смяната и връзките с другите организационни звена.
Чл. 211
Чл. 211 от наредбата определя изискванията за поддържане на обитаемостта и добрите условия за работа в БПУ и РПУ. Той включва поддържане на осветление, шум, радиация, температура и комуникационни средства при нормални и аварийни условия. Центровете за управление на аварии и местните пултове трябва да бъдат в работоспособно състояние, леснодостъпни и без излишни материали, с осигурени документи и комуникации, и подлежат на периодични проверки. Вентилационните системи и филтри също трябва да преминават редовни функционални изпитвания за проверка на съответствието им с проектните характеристики.
Чл. 212
Чл. 212 от наредбата регламентира процедурите за работа с алармени сигнали в ядрените централи. Оперативният персонал трябва да разработи и прилага алармени процедури, които да определят действията при наличие на алармени сигнали. Всички алармени сигнали се третират като валидни, освен ако не е потвърдено, че са лъжливи. Информация за статуса на алармените сигнали трябва да е достъпна за персонала, а неработоспособните сигнали се документират и минимизират. При преходни режими и нарушения се извършва анализ на алармените сигнали, а при аварийни процедури се приоритизира безопасността пред статуса на алармените сигнали.
Чл. 213
Чл. 213 определя изискванията за поддържане на химичните и радиохимичните параметри в ядрените централи (ЯЦ). Включва програма за контрол на воднохимичните режими, мониторинг, системи за обработка на данни и лабораторни анализи. Оперативният персонал е задължен да разбира химическите параметри и да предприема коригиращи мерки при отклонения. Данните от радиохимичните анализи се контролират за оценка на експлоатационните състояния. Контролира се използването на химични реагенти, включително вносни, с цел предотвратяване на нежелано въздействие върху безопасността.
Чл. 214
Чл. 214 определя изискванията за поддържане на безопасни условия при експлоатация на ядрените централи. Във всички работни зони трябва да се осигурят добри условия, включително поддържане на помещенията и компонентите, осветление, чистота и достъпност. Проблеми с компоненти, като пропуски на флуиди и корозия, трябва да се докладват и коригират своевременно. Средствата за радиационна защита и безопасност трябва да бъдат налични и добре маркирани, а маршрутите за евакуация - осветени и свободни. Персоналът е насърчаван да докладва несъответствия.
Чл. 215
Член 215 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи установява изисквания за маркиране на Компоненти на Системата за Контрол (КСК). Разработват се и се прилагат правила, които трябва да бъдат добре познати на персонала за ясно идентифициране на всеки компонент и помещение. Табелите за маркиране трябва да са подходящи за околната среда, а формата и разположението им да позволяват лесно идентифициране и предотвратяване на погрешно монтиране. Правилата също така позволяват на персонала да идентифицира липсващи табели и да предприема навременни коригиращи действия.
Чл. 216
Оперативното състояние на активните компоненти в системите, важни за безопасността, трябва да се документира, проверява периодично и контролира преди пускане на блока и по време на планови ремонти. За предотвратяване на неоторизиран достъп до важни за безопасността системи се разработват специфични мерки, включващи контрол на достъпа и система за заключване. Тези мерки не трябва да пречат на оперативния персонал да проверява готовността на системите за безопасност и да реагира в аварийни ситуации.
Чл. 217
Чл. 217 от Наредбата предвижда разработването и изпълнението на програми за техническо обслужване, изпитвания, надзор и инспекции на ключовите системи и компоненти (КСК), важни за безопасността на ядрените централи (ЯЦ). Тези програми осигуряват съответствие с проектните изисквания през целия срок на експлоатация на ЯЦ и включват дейности за контрол на деградацията, предотвратяване на откази и възстановяване на работоспособността. Програмите отчитат резултатите от управлението на стареенето и предвиждат замяна на остарели компоненти, преквалификация и нови технологии за ремонт. Периодичните инспекции и изпитвания потвърдяват, че КСК продължават да отговарят на изискванията за безопасна експлоатация.
Чл. 218
Чл. 218 определя обхвата и честотата на техническото обслужване, изпитванията, надзора и инспекциите на КСК чрез систематичен подход, вземайки предвид важността за безопасността, надеждността, склонността към деградация и експлоатационния опит. Осигурява се надеждност на КСК през целия срок на експлоатация на ЯЦ, равна на тази в проектната обосновка. Контролът на метала се извършва на интервали, определени на базата на откритията за влошаване на компонентите.
Чл. 219
Данните от техническото обслужване, изпитванията, надзорът и инспекциите на КСК (Критични системи за контрол) трябва да се протоколират, съхраняват и анализират. Целта на тези действия е да се открият потенциални проблеми и повтарящи се откази, както и да се направят корекции в програмата за превантивно техническо обслужване.
Чл. 220
Наредбата предвижда, че програмите за техническо обслужване на ядрените централи трябва да се преразглеждат периодично, с честота по-малка от веднъж на 10 години, за да се отчете експлоатационният опит. Всички предложени изменения трябва да бъдат оценявани за тяхното влияние върху работоспособността на КСК и съответствието им с приложимите изисквания. Освен това, оценява се и общото влияние на техническото обслужване върху безопасността на ядрените централи. При управлението на техническото обслужване се използват методи на ВАБ, които предвиждат структурирано идентифициране на сценарии за отказ.
Чл. 221
Член 221 от наредбата предвижда разработването, валидирането и утвърдването на работни процедури за техническо обслужване, изпитвания, надзор и инспекции на ядрените централи. Процедурите определят действията, които трябва да се предприемат при отклонение от критериите за приемливост на резултатите.
Чл. 222
Наредбата предвижда при въвеждане и експлоатация на ядрените централи (ЯЦ) да се прилага система за планиране и контрол на работите, осигуряваща безопасно изпълнение на дейностите, свързани с техническо обслужване и инспекции. Планирането на работите трябва да гарантира безопасността на ЯЦ и да включва принципа на оптимизация на радиационната защита на персонала. Изпълнението на работите се разрешава след оценка на риска за здравето на персонала и безопасността на ЯЦ, като се отчитат специфични въпроси като съответствие с условията за експлоатация, радиационна защита и контрол на измененията.
Чл. 223
Извеждането на ключовите системи за контрол (КСК), важни за безопасността на ядрените централи, се извършва само с разрешение на отговорния оперативен персонал. Връщането на КСК в работа става след писмено потвърждение от оперативния персонал, че новата конфигурация отговаря на пределите и условията за експлоатация, а при необходимост - след провеждане на функционални изпитвания.
Чл. 224
Чл. 224 от наредбата предвижда, че коригиращото техническо обслужване на КСК трябва да се планира и изпълнява бързо, в съответствие с условията за експлоатация, като приоритетите се определят въз основа на важността за безопасността на дефектните КСК. След всяко експлоатационно събитие, което засяга безопасността, трябва да се потвърдят функциите на безопасност и да се извършат необходимите възстановителни дейности, включително инспекции и ремонти.
Чл. 225
Чл. 225 от Наредбата регламентира изпитването на системата на контура на топлоносителя на реактора. Според алинея 1, системата трябва да бъде изпитана на плътност преди подновяване на експлоатацията след презареждане на активната зона. Алинея 2 изисква системата да бъде изпитана на якост в края на всеки инспекционен интервал и в специфични случаи, определени в проекта на ядрена централа.
Чл. 226
Член 226 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи описва мерките за надзор, които включват изпитвания за определяне на изтичания от херметичната конструкция, индивидуални изпитвания на херметични проходки и средства за херметизация, както и инспекции на структурната цялост на металната обшивка и напрегателните снопове.
Чл. 227
Член 227 на Наредбата предвижда, че апаратурата и оборудването за изпитвания и изследвания трябва да бъдат квалифицирани и метрологично проверени преди употреба. Записите и валидността на метрологичното осигуряване трябва да съответстват на системата за управление. Освен това, методите и процедурите, апаратурата и персоналът, използвани за контрол на метала на контура на топлоносителя на реактора, също трябва да бъдат квалифицирани. При откритие на недопустими дефекти на метала или нови индикации за дефекти, се извършват допълнителни изследвания в проблемната и аналогични области, в зависимост от характера на дефектите и тяхното влияние върху ядрената безопасност.
Чл. 228
Чл. 228 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи предвижда, че експлоатиращата организация трябва да разработи и прилага програма за управление на стареенето на ключовите системи и компоненти (КСК), важни за безопасността. Програмата трябва да оценява механизмите на стареене, да определя последствията и да предприема мерки за поддържане на работоспособността на КСК. Оценките трябва да се извършват с оглед на проектния срок на КСК, условията на околната среда и параметрите на технологичните процеси. Контрол и инспекции трябва да се извършват за ранно откриване на проблеми и деградация.
Чл. 229
Чл. 229 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи предвижда, че програмата за управление на стареенето трябва да бъде оценявана и обновявана поне при периодичния преглед на безопасността. Тази програма трябва да включва нова информация, новопоявили се проблеми, усъвършенствани методи и средства, както и оценка на практиките за техническо обслужване.
Чл. 230
Чл. 230 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи регламентира управлението на стареенето на корпуса на реактора и заваръчните шевове. То включва оценка на фактори като радиационно окрехкостяване, термично стареене и умора, и сравнение на тяхното развитие с проектните предвиждания. Освен това, надзорът на основните структури и компоненти е задължен да открива рано процесите на стареене, за да се намалят необходимите мерки за предотвратяване и възстановяване.
Чл. 231
Преди стартиране на ядрената централа (ЯЦ) е необходимо да се разработят и утвърдят програми за радиационна защита на персонала и радиационен мониторинг на околната среда. Тези програми трябва да бъдат съгласувани с компетентните държавни органи. В хода на експлоатацията на ЯЦ, програмите трябва да се проверяват и актуализират периодично, въз основа на натрупания експлоатационен опит.
Чл. 232
Програмата за радиационна защита на персонала в ядрените централи цели да ограничи облъчването на служителите под разрешените граници и да го поддържа на възможно най-ниско ниво. Изпълнението на програмата се контролира чрез надзор, инспекции и одити.
Чл. 233
Наредбата определя програмата за радиационна защита на персонала в ядрените централи, която се основава на предварителен анализ на радиационния риск. Тя включва класификация на радиационните зони, контрол на достъпа, вътрешни правила и надзор, радиационен мониторинг, планиране на дейности, средства за защита, медицински надзор, оптимизация на защитата, редуциране на източниците на йонизиращо лъчение, обучение и мерки за аварийно реагиране.
Чл. 234
Чл. 234 определя пределите за радиоактивни изхвърляния от ядрените централи, които се основават на оценка на радиологичното въздействие върху населението. Тези пределите се контролират чрез мониторинг на източниците на изхвърлянията и се потвърдяват от измервания в околната среда. Има три основни метода за мониторинг: непрекъснат, постоянно вземане на проби и периодично вземане на проби. Изборът на метод зависи от характеристиките на радионуклидите и очакваните изменения на изхвърлянията.
Чл. 235
Чл. 235 определя изискванията за програма за радиационен мониторинг на околната среда, която трябва да се прилага минимум две години преди въвеждане в експлоатация на ядрената централа. Програмата включва измервания на радиационния фон и анализи на проби от околната среда. Целите на програмата са потвърждаване на контрола на радиоактивните изхвърляния, съпоставяне на резултати, проверка на модели на околната среда, укрепване на общественото доверие и оценка на тенденции в концентрациите на радионуклиди.
Чл. 236
Член 236 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи определя мерките за управление на радиоактивни отпадъци при експлоатацията на ЯЦ. Основните изисквания включват минимизиране на генерирането на отпадъци, поддържане на конструкциите и системите в работоспособно състояние, избягване на натрупване на непреработени отпадъци, характеризиране на отпадъците на всички етапи от управлението им, контрол на измененията на техните характеристики, осигуряване на изваждането им след съхранение, поддържане на запаси за непредвидени обстоятелства и предвиждане на мерки за съхраняване на течни отпадъци при авария.
Чл. 237
Чл. 237 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи определя изискванията за организационното звено, отговорно за радиационната защита. То трябва да е независимо и да разполага с необходимите ресурси за ефективно прилагане на принципа на оптимизация и контрол на дозовите ограничения. Ръководството е задължено да включва персонала в разработването на методи за защита и да осигури обратна връзка относно ефективността на мерките. Персоналът трябва да е информиран за радиационните рискове и да носи отговорност за индивидуалната защита. Осигуряват се медицински прегледи за потвърждаване на здравословната годност на служителите.
Чл. 238
Експлоатиращата организация на ядрените централи е задължена да определи изискванията за квалификация и обучение на персонала, за да гарантира, че той е способен да изпълнява задълженията си при нормални и аварийни условия. Ръководният персонал разработва политика и план за обучение, основавайки се на дългосрочните нужди от квалифициран персонал и цели, които подчертават важността на безопасността в експлоатацията и насърчават културата на безопасност.
Чл. 239
Наредбата предвижда разработване на програми за първоначално и поддържащо обучение на персонала, който извършва дейности, влияещи на безопасността на ядрените централи. Учебните програми трябва да отразяват актуалното състояние на ядрените централи и да включват анализ на експлоатационния опит и събития, както и изменения в регулиращите изисквания и технологии. Техническият персонал и външни изпълнители трябва да преминат обучение по ядрена безопасност, радиационна защита и действия при аварийни ситуации.
Чл. 240
Оперативният персонал на ядрените централи (ЯЦ) трябва да бъде подготвян и обучаван за заемане на по-високи оперативни длъжности след дублиране на съответните работни места за определен период. Програмите за обучение включват проектните основи на ЯЦ, окончателния отчет за анализ на безопасността, пределите и условията за експлоатация, вътрешния авариен план, измененията на КСК, важни за безопасността, както и атрибутите на културата на безопасност.
Чл. 241
Оперативният персонал на БПУ е задължен да преминава обучение на пълномащабен тренажор поне веднъж годишно, а оперативните екипи да провеждат периодични противоаварийни тренировки. Ремонтният персонал трябва да се обучава на макети или реални компоненти, за да усъвършенства професионалните си умения и да намали времето за операции преди радиационноопасни ремонти. Инструктажи на персонала се провеждат преди и след важни експлоатационни операции и изпитвания на КСК, които са от значение за безопасността.
Чл. 242
Член 242 от Наредбата описва процеса за управление на документите при експлоатация на ядрените централи (ЯЦ), който гарантира наличието, контролирането, използването и съхранението на документи и данни, свързани с безопасността. Включени са проектни спецификации, анализи на безопасността, данни за оборудване, чертежи на системи, документи на производители, експлоатационни данни, доклади от инциденти, данни за ядрени и радиоактивни материали, отчетни документи от техническо обслужване, както и информация за квалификацията и обучението на персонала. Процесът също така осигурява надеждно изпълнение на управлението на конфигурацията на ЯЦ.
Чл. 243
Чл. 243 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи предвижда, че документите по чл. 242, т. 1, 2, 3, 4, 8, 11 и 15 трябва да се съхраняват в два екземпляра, в две физически разделени помещения, които са защитени от пожар и заливане с вода. В допълнение, вътрешният авариен план и други важни документи могат да се съхраняват извън площадката на ядрената централа, при условие че са осигурени адекватни мерки за защита от неправомерен достъп.
Чл. 244
Експлоатиращата организация на ядрени централи е задължена да разработи и поддържа план за безопасно извеждане от експлоатация, който да демонстрира безопасността на процеса и достигането на крайното състояние на площадката, съгласно наредбата за безопасност. Планът трябва да бъде актуализиран в зависимост от изменения в регулиращите изисквания, технологиите и необходимостта от извеждане от експлоатация, както и в съответствие със Стратегията по Закона за безопасно използване на ядрената енергия.
Чл. 245
Чл. 245 от Наредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи предвижда разработването на програма за управление на човешките ресурси. Тази програма е необходима за осигуряване на мотивиран и квалифициран персонал, който да гарантира безопасната експлоатация на ядрените централи, както и безопасното извеждане от експлоатация и дейностите в подготвителния период.
Чл. 246
В подготвителния период за извеждане от експлоатация на ядрените централи, до отстраняването на ядреното гориво от реактора и басейна за съхранение на отработено гориво, се поддържа високо ниво на безопасност. При ядрените централи с няколко енергийни блока се предприемат мерки за осигуряване наличността на общите системи за контрол и безопасност, необходими за поддържане на безопасността и нуждите на генериращите блокове.
Чл. 247
Наредбата определя изискванията за безопасност на ядрените централи, включително съхранение на данни за радиоактивно замърсяване, определение на аварийни условия и безопасни състояния, както и задължения на експлоатиращите организации. Въвеждат се термини, свързани с безопасността, управление на аварии и оценка на риска. Наредбата замества предишна наредба и прилага изисквания от европейски директиви. Лицата, експлоатиращи ядрени централи, трябва да оценят новите изисквания и да представят програма за привеждане в съответствие.
Параграф §1
Този документ съдържа определения на ключови термини, свързани с безопасността на ядрените централи. Определя се какво представляват "аварийни условия", "активни компоненти", "безопасен отказ" и други важни термини, свързани с експлоатацията, безопасността и управлението на ядрени инсталации. Основните акценти включват концепции за безопасност, управление на инциденти, оценки на риска и важността на системите и компонентите, които осигуряват безопасността на ядрената централа.
§2
Наредбата въвежда изисквания, произтичащи от Директива 2014/87/Евратом, която изменя предходната Директива 2009/71/Евратом. Целта е установяване на общностна рамка за ядрена безопасност на ядрените инсталации.
§3
С §3 от преходните и заключителни разпоредби на новата Наредба за осигуряване безопасността на ядрените централи се отменя предходната Наредба, приета с Постановление № 172 на Министерския съвет от 2004 г. Тази отменена наредба е била обнародвана в Държавен вестник, брой 66 от 2004 г. и е била изменяна и допълвана през 2007, 2008 и 2010 г.
§4
Разпоредбите на наредбата се прилагат за заварените ядрени централи, въведени в експлоатация преди влизането в сила на наредбата, доколкото е практически приложимо. Лицата, които експлоатират тези централи, трябва в срок от една година да изготвят оценка на приложимостта на новите изисквания по безопасност и програма за привеждане на централите в съответствие с наредбата, включваща практически приложими мерки и коригиращи мерки за несъответствия.
§6
Наредбата е приета на основание чл. 26, ал. 2 от Закона за безопасност на ядрените установки и определя задълженията за отчитане на различни сценарии и събития, свързани с безопасността на ядрените централи. Списъкът включва постулирани изходни събития, вътрешни и външни опасности, както и събития с множествени откази, които трябва да бъдат взети предвид в проектите на ядрените централи.
