НАРЕДБА ЗА ОСИГУРЯВАНЕ БЕЗОПАСНОСТТА НА ИЗСЛЕДОВАТЕЛСКИТЕ ЯДРЕНИ ИНСТАЛАЦИИ
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 изисквания за ядрената безопасност и радиационната защита на изследователските ядрени инсталации (ИЯИ), като взема предвид тяхната специфика и потенциално радиационно въздействие. Включва организационни мерки и технически изисквания за безопасност при избор на площадка, проектиране, строителство, експлоатация и извеждане от експлоатация на ИЯИ. Процедурите за извеждане от експлоатация са регламентирани в отделна наредба.
Чл. 2
Наредбата регулира безопасността на изследователските ядрени инсталации (ИЯИ), включващи хетерогенни изследователски реактори (ИР) с мощност до 10 МВт, експериментални устройства и свързани съоръжения. ИР е устройство за осъществяване на управляема ядрена реакция с цел генериране на неутронен поток и йонизиращо лъчение за изследователски, учебни или експериментални цели. Наредбата не важи за ИР на бързи неутрони и източници на студени и горещи неутрони.
Чл. 3
Член 3 от наредбата предвижда, че радиационното въздействие от изследователските ядрени инсталации (ИЯИ) трябва да бъде под нормативно определените дози на облъчване както за персонала, така и за населението. Освен това, радиационното въздействие трябва да се поддържа на разумно ниско ниво при всички експлоатационни състояния. В случай на аварии, включително и такива с много ниска честота на поява, радиационното въздействие трябва да бъде ограничено.
Чл. 4
Наредбата регламентира осигуряването на безопасността на изследователските ядрени инсталации (ИЯИ) чрез концепцията на дълбоко ешелонирана защита. Тази концепция включва система от физически бариери, технически и организационни мерки, които целят да защитят бариерите, персонала, населението и околната среда от разпространение на йонизиращи лъчения и радиоактивни вещества. Основните функции на безопасност, които трябва да се запазят, са контрол на мощността, охлаждане на горивото и задържане на радиоактивните материали.
Чл. 5
Член 5 от наредбата определя, че броят и предназначението на физическите бариери на изследователските ядрени инсталации (ИЯИ) се определят в проекта. Също така, достатъчността на физическите бариери и мерките за дълбоко ешелонирана защита трябва да бъдат обосновани в проекта. Важно е, че повреждането на една физическа бариера не трябва да води до повреждане на друга.
Чл. 6
Чл. 6 от Наредбата определя системата от технически и организационни мерки за осигуряване на безопасността на изследователските ядрени инсталации (ИЯИ), която включва пет нива на защита. Първото ниво се фокусира върху предотвратяването на очаквани експлоатационни събития, включително оценка на площадката, радиационна защита, качество на конструкциите и квалификация на персонала. Второто ниво цели предотвратяване на проектни аварии, а третото - на надпроектни аварии чрез системи за безопасност. Четвъртото ниво е насочено към управление на надпроектните аварии и възстановяване на ИЯИ в контролирано състояние. Пето ниво обхваща подготовката и изпълнението на аварийни планове. Концепцията на дълбоко ешелонираната защита се прилага на всички етапи от дейността.
Чл. 7
Член 7 от Наредбата определя, че проектните основи на изследователските ядрени инсталации (ИЯИ) трябва да гарантират, че няма да се надвишават нормативно установените граници за облъчване на персонала и населението, както и пределите за изхвърляне на радиоактивни вещества в околната среда при различни експлоатационни състояния и проектни аварии. Проектните основи включват проектни предели, експлоатационни състояния, класификация по безопасност на контролно-сигналната система (КСК), важни допускания при проектирането и, в определени случаи, специални методи за анализ.
Чл. 8
Чл. 8 от Наредбата определя основните принципи за дълбока ешелонирана защита на изследователските ядрени инсталации. Проектът цели да предотврати нарушаването на целостта на физическите бариери, отказа им при определени условия и последващ отказ на свързани бариери. Инсталацията трябва да поддържа основните функции на безопасност при всички експлоатационни състояния и проектни аварии. Техническите решения и процедури трябва да бъдат основани на съвременни научни достижения и международен опит.
Чл. 9
Член 9 от Наредбата за осигуряване безопасността на изследователските ядрени инсталации определя минималните проектни предели, които трябва да се спазват. Те включват радиационни и технически критерии за приемливост при нормални и аварийни условия, критерии за защита на физическите бариери, както и критерии за използване на експерименталните устройства.
Чл. 10
Чл. 10 от Наредбата определя допустимите нива на облъчване на населението от ядрени инсталации. Според параграф 1, годишната индивидуална доза от изхвърлянията не трябва да надвишава 0,1 mSv. Параграф 2 посочва, че след проектна авария, доза на границата на радиационнозащитната зона не трябва да е над 5 mSv през първата година. Параграф 3 определя, че честотата на радиоактивни изхвърляния, изискващи защита на населението, не трябва да надвишава 1.10-7 на реактор на година.
Чл. 11
Чл. 11 от наредбата определя условията за проектиране и монтаж на КСК, важни за безопасността на изследователските ядрени инсталации. В него се посочва, че проектите трябва да включват изходни събития за проектни аварии, които се оценяват на базата на детерминистични или вероятностни методи. Изходните събития включват загуби на топлоносител, експлоатационни преходни режими, човешки грешки, външни събития, пожари, експлозии, наводнения и комбинации от вътрешни и външни събития. Освен това, проектите трябва да вземат предвид аварии при спряно състояние на реактора и работа с експериментални устройства.
Чл. 12
Член 12 от наредбата предвижда оценка на поведението на изследователските ядрени инсталации (ИЯИ) при надпроектни аварии, като се използват различни методи, включващи експертни оценки и вероятностни методи. В списъка на надпроектните аварии са включени ситуации, които не могат да бъдат предотвратени от конструктивните свойства на инсталацията, като пълна загуба на електрозахранване и загуба на системи за безопасност. Ако анализът на последствията от тези аварии не отговаря на критериите, в проекта се предвиждат допълнителни технически решения за управление на тежките аварии.
Чл. 13
Член 13 от наредбата определя, че конструкциите, системите и компонентите, важни за безопасността на изследователските ядрени инсталации, включително софтуерът на управляващите системи, се класифицират по класове на безопасност. Тези елементи трябва да бъдат проектирани, изработени, монтирани, изпитвани, експлоатирани и поддържани по начин, който гарантира тяхното качество и надеждност, в съответствие с класификационния план.
Чл. 14
Чл. 14 от Наредбата за осигуряване безопасността на изследователските ядрени инсталации определя, че тези инсталации се класифицират в зависимост от основните им характеристики и изпълняваните функции. Класификацията се извършва в проекта на ИР, като се вземат предвид мощността на инсталацията, масата и характеристиките на делящия се материал, енергията на флуидите, както и изискванията за наличие и защита на бариерите, в съответствие с концепцията за дълбоко ешелонираната защита.
Чл. 15
Изследователските ядрени инсталации се разделят на две основни групи: Група I включва инсталации, които не изискват специални системи за охлаждане на горивото в аварийни ситуации и където изхвърлянето на радиоактивни вещества е възможно само при преки въздействия. Група II обхваща инсталации с по-висока мощност, които изискват специални системи за безопасност и отвеждане на остатъчното топлоотделяне, за да предотвратят повреждането на ядреното гориво и изхвърлянето на радиоактивни вещества.
Чл. 16
Системите и оборудването на Изследователските ядрени инсталации (ИЯИ) се разделят на два класа в зависимост от тяхната важност за безопасността. Клас "А" включва системи, чийто отказ може да доведе до повишено радиационно облъчване или да предотвратят аварийни събития. Клас "Б" обхваща останалите системи, които не попадат в клас "А".
Чл. 17
Чл. 17 от Наредбата за осигуряване безопасността на изследователските ядрени инсталации определя три категории на системи и елементи от клас "А". Категория 1 включва елементи, чийто откази водят до надпроектни аварии или превишаване на предели за проектни аварии. Категория 2 обхваща системи, отказите на които водят до превишаване на предели за нормална експлоатация, но в рамките на проектните аварии, включително елементи, които не изпълняват функции за безопасност. Категория 3 се дели на две подкатегории: а) конструкции и компоненти важни за безопасността, които не попадат в предходните категории, и б) системи за радиационен контрол и защита.
Чл. 18
Чл. 18 от наредбата определя класификацията на КСК в зависимост от клас на безопасност "А" и "Б". За клас "А" се уточняват норми за проектиране, резервиране, аварийно електрозахранване, квалификация и работоспособност, както и мерки за осигуряване на качеството. КСК от клас "Б" се проектират съгласно общопромишлени норми и стандарти.
Чл. 19
Член 19 от Наредбата определя изискванията за конструкциите, системите и компонентите, включени в клас на безопасност "А", които трябва да издържат на предвидените условия на изходни събития. Необходимостта от прилагане на принципите на разнообразие, резервиране и независимост за осигуряване на надеждност се оценява чрез анализ на възможностите за откази. Отказът на компоненти от определен клас на безопасност не трябва да води до отказ на компоненти от по-висок клас, а спомагателните системи, важни за безопасността, се класифицират в същия клас на безопасност.
Чл. 20
Чл. 20 от Наредбата за осигуряване безопасността на изследователските ядрени инсталации определя, че в проекта на ИЯИ трябва да се установят процедури за квалификация на ключовите системи и компоненти (КСК), които са важни за безопасността. Тези процедури трябва да потвърдят, че КСК изпълняват предвидените функции през целия си проектен срок, като се вземат предвид въздействията от околната среда и условията, при които работят, както и различни експлоатационни състояния и проектни аварии.
Чл. 21
Експлоатиращата организация е отговорна за безопасността на изследователските ядрени инсталации (ИЯИ) през всички етапи от жизнения им цикъл. Това включва избор на площадка, проектиране, строителство, въвеждане в експлоатация, експлоатация, а също така и при извършване на изменения на конструкции, системи и оборудване, както и при извеждане от експлоатация.
Чл. 22
Чл. 22 от Наредбата определя условията за формиране на култура на безопасност за лицата, изпълняващи дейности. Това включва подбор, обучение и подготовка на персонала, спазване на дисциплината, ясно разпределение на отговорностите, разработване и обновяване на инструкции. Лицата трябва да познават влиянието на дейностите си върху ядрената безопасност и последствията от неспазване на правилата.
Чл. 23
Член 23 от Наредбата изисква експлоатиращата организация на изследователските ядрени инсталации (ИЯИ) да разработи и поддържа система за управление на качеството (СУК) през целия жизнен цикъл на ИЯИ. Освен това, лицата, които извършват работа или предоставят услуги, свързани с безопасността на ИЯИ, трябва да създадат програми за управление на качеството, които да отговарят на СУК на организацията.
Чл. 24
Член 24 от наредбата задължава експлоатиращата организация да осигури безопасността на изследователските ядрени инсталации (ИЯИ). Това включва мерки за предотвратяване на авариите, контрол на ядрения материал, физическа защита на ИЯИ и радиационен контрол на околната среда. Организацията носи отговорност за безопасността, дори когато други лица извършват работи или предоставят услуги за ИЯИ, както и за дейността на контролни органи в ядрената енергия.
Чл. 25
Чл. 25 от Наредбата за осигуряване безопасността на изследователските ядрени инсталации задължава експлоатиращата организация да изготви Отчет за анализ на безопасността (ОАБ). Този отчет трябва да бъде в съответствие с Наредбата за издаване на лицензии и разрешения за безопасно използване на ядрената енергия и да съдържа информация за историята на експлоатацията на инсталацията, изменения в процеса на експлоатация, както и за изпълнявани и планирани експерименти и дейности.
Чл. 26
Член 26 от наредбата определя методите за оценка на безопасността на ядрени инсталации. Безопасността се оценява предимно с детерминистични методи, които трябва да бъдат прилагани консервативно. Те се основават на подбор на изходни събития и сравнение с критерии за приемливост, за да се потвърдят проектните основи и ефективността на защитата. Детерминистичните методи могат да бъдат допълвани с вероятностни подходи за по-пълна оценка на рисковете. Освен това, компютърните програми и методи, използвани за оценките, трябва да бъдат верифицирани и валидирани, а неопределеността на резултатите да бъде количествено определена.
Чл. 27
Чл. 27 от Наредбата за осигуряване безопасността на изследователските ядрени инсталации описва детерминистичните анализи на безопасността, които включват потвърждаване на съответствието на условията за експлоатация, определяне на характеристики на изходни събития, анализ на развитието на събитията, сравнение с радиационни критерии, потвърждаване на проектни основи и управление на експлоатационни събития. В проекта се доказва приложимостта на аналитичните методи, като се прилагат консервативни условия и критерии за откази, включително оценка на неопределеностите, влияещи на резултатите.
Чл. 28
Чл. 28 от Наредбата за осигуряване безопасността на изследователските ядрени инсталации определя целите на вероятностните оценки на безопасността. Те включват: анализ на съответствието с целите на безопасността, демонстрация на балансиран проект, предотвратяване на отклонения в експлоатационните параметри, оценка на вероятностите за големи радиоактивни изхвърляния, оценка на честотата на външни въздействия и определяне на необходимостта от проектни подобрения.
Чл. 29
Чл. 29 от наредбата предвижда, че проектните основи, техническите и организационните мерки за дълбока ешелонирана защита, както и оценките на безопасността, трябва да бъдат документирани в предварителен, междинен и окончателен отчет за анализ на безопасността. Тези отчети са задължителни за различните етапи на разрешителния режим, определен от Закона за безопасно използване на ядрената енергия (ЗБИЯЕ).
Чл. 30
Чл. 30 от Наредбата за осигуряване безопасността на изследователските ядрени инсталации предвижда оценка на пригодността на площадката в няколко ключови аспекта. Първо, се анализират ефектите от външни събития и природни явления. Второ, оценяват се характеристиките на околната среда, които влияят на преноса на радиоактивни вещества. Трето, се разглеждат плътността и демографските характеристики на населението в района, което е важно за оценка на риска и планиране на аварийни мерки. Четвърто, се взема предвид наличието на други ядрени съоръжения в близост. И накрая, се оценява наличието на краен поглътител на топлината и неговият вид.
Чл. 31
Член 31 от Наредба за осигуряване безопасността на изследователските ядрени инсталации указва, че факторите, критериите и изискванията за избор на площадка са описани в приложение № 2 на наредбата.
Чл. 32
В член 32 от наредбата се посочва, че въздействието на йонизиращите лъчения трябва да бъде анализирано, като се вземат предвид специфичните характеристики на проекта на реакторната инсталация, както и нейните свойства на безопасност.
Чл. 33
Член 33 от Наредбата постановява, че анализите, които се изпълняват, трябва да вземат предвид прогнозите за социално-икономическото развитие на района, в който се намира площадката на ядрената инсталация.
Чл. 34
Чл. 34 от наредбата предвижда, че характеристиките на площадката, които влияят на безопасността на изследователските ядрени инсталации (ИЯИ), както и природните характеристики на района, трябва да се наблюдават и регистрират. Това се отнася за потенциалното въздействие на йонизиращите лъчения по време на експлоатационните и аварийните състояния на ИЯИ. Наблюдението и регистрацията трябва да се извършват през всички етапи от жизнения цикъл на инсталацията.
Чл. 35
Чл. 35 от Наредбата определя изискванията за проектиране на изследователските ядрени инсталации (ИЯИ) с цел осигуряване на безопасността. Проектът трябва да гарантира поддържане на контролирани параметри в допустимите граници, да взема предвид влиянието на свързаните съоръжения и да определи експлоатационните предели на параметрите в зависимост от характеристиките на инсталацията и използваните материали.
Чл. 36
Член 36 от Наредбата за осигуряване безопасността на изследователските ядрени инсталации определя условията за определяне на пределите за безопасност за изследователските ядрени инсталации (ИЯИ) от група I и II. За ИЯИ от група I, пределите за безопасност могат да не бъдат определяни, ако е доказано, че вероятността за аварии е пренебрежимо малка или количеството на радиоактивни вещества при аварии е минимално. За ИЯИ от група II, пределите се определят на база физически условия и параметри, свързани с целостта на физическите бариери. Ако е необходимо, могат да се определят пределите на базата на максимално допустимите температури на ядреното гориво.
Чл. 37
Чл. 37 от наредбата предвижда, че проектът на системите за безопасност в изследователските ядрени инсталации (ИЯИ) трябва да се разработва в съответствие с принципа на единичния отказ. Необходимостта от системи, изпълняващи функции на безопасност, зависи от типа и характеристиките на ИЯИ. Освен това, системите за безопасност могат да изпълняват и функции на нормална експлоатация, но приоритет трябва да се дава на функциите на безопасност.
Чл. 38
Член 38 от наредбата определя изискванията за проектиране на изследователски ядрени инсталации, като акцентира на принципа за единичния отказ и необходимостта от резервираност, разнообразие и независимост на контролните системи за безопасност (КСК). Проектът трябва да бъде разработен така, че да се осигури самозащитеност на инсталацията, позволявайки на реактора да достигне безопасно състояние при отказ на КСК, без нужда от допълнителни действия.
Чл. 39
Чл. 39 от Наредбата за осигуряване безопасността на изследователските ядрени инсталации предвижда, че проектът на системите, изпълняващи функциите на безопасност, трябва да бъде разработен с цел осигуряване на добри условия за периодичен контрол, изпитвания и поддръжка на тези системи.
Чл. 40
Чл. 40 предвижда, че отказът на система, независимо от неговата важност за безопасността, не трябва да застрашава безопасността на реактора. Необходимо е да се осигурят адекватни мерки за предотвратяване на изхвърлянията на радиоактивни вещества в околната среда при отказ на система.
Чл. 41
Чл. 41 от наредбата описва изискванията за проектиране на активната зона и отражателя на ядрен реактор (ИР). Проектът трябва да осигури запаси за предотвратяване на повреждане на топлоотделящите елементи при различни експлоатационни условия и аварии. Важни аспекти включват: проектни режими, механично и радиационно увреждане, взаимодействие между материали, гранични стойности на параметри, вибрации, корозия и влиянието на радиационни фактори. Също така, проектът трябва да определи пределите за повреждане на топлоотделящите елементи и да осигури порционно зареждане на ядрените материали без непредвидени изменения на геометрията и състава.
Чл. 42
Чл. 42 от Наредбата за осигуряване безопасността на изследователските ядрени инсталации предвижда, че активната зона на реактора и свързаните с нея компоненти трябва да бъдат проектирани и инсталирани така, че да могат да издържат на статични и динамични натоварвания. Това важи за всички експлоатационни състояния, проектни аварии и въздействия, предвидени в проекта, с цел осигуряване на безопасно спиране на реактора и отвеждане на топлината.
Чл. 43
Чл. 43 от Наредбата определя изискванията за проектиране на активната зона и елементите, влияещи на реактивността в изследователските ядрени инсталации. Проектът трябва да осигури, че измененията на реактивността, предизвикани от органите за регулиране и аварийни ситуации, не водят до неуправляемо нарастване на енергоотделянето, което би могло да повреди топлоотделящите елементи и други компоненти на инсталацията. Коефициентите на реактивност трябва да са отрицателни при всички експлоатационни условия, а повторната критичност след инциденти трябва да бъде минимизирана.
Чл. 44
Член 44 от наредбата предвижда, че активната зона на реактора, системите на контура на топлоносителя, както и управляващите и защитни системи за безопасност трябва да бъдат проектирани така, че да позволяват провеждане на изпитвания и инспекции през целия период на експлоатация на изследователската ядрена инсталация.
Чл. 45
Чл. 45 описва функциите и изискванията към блочния пулт за управление (БПУ) на изследователските ядрени инсталации (ИР). БПУ осигурява контрол и управление на реактора, поддържа безопасно състояние и възстановява това състояние при необходимост. Проектът на БПУ трябва да гарантира работоспособността на персонала и нормалното функциониране при различни експлоатационни условия, включително аварии. Средствата за контрол и управление трябва да предоставят точна информация за състоянието на ИР и да предвиждат механизми за управление на реактивността. Измененията в условията на експлоатация, влияещи на безопасността, трябва да бъдат сигнализирани със звукова и светлинна сигнализация.
Чл. 46
Чл. 46 от Наредбата за осигуряване безопасността на изследователските ядрени инсталации описва функциите на резервния пулт за управление (РПУ), които включват управление на системите за безопасност, поддържане на реактора в подкритично състояние, отвеждане на топлината от активната зона и контрол на състоянието на инсталацията. Осигурява се, че не може да се задействат едновременно управляващи компоненти от основния пулт (БПУ) и РПУ, а също така се изключва отказ на веригите за управление и контрол. РПУ трябва да бъде лесно достъпен и защитен от неблагоприятни условия и аварии.
Чл. 47
Чл. 47 от Наредбата за осигуряване безопасността на изследователските ядрени инсталации предвижда включването на средства за контрол на параметрите на топлоносителя. Това включва отчитане на измененията в обема и изтичанията на топлоносителя при всички експлоатационни състояния, за да се осигури безопасността на инсталацията.
Чл. 48
Чл. 48 от наредбата определя изискванията за управляващите системи за нормална експлоатация на ядрени инсталации. Те трябва да контролират и регулират технологичните процеси, осигурявайки необходимата информация за идентифициране на аварийни събития и тяхното развитие. Основните средства включват автоматизиран контрол на радиоактивността, условията за съхранение на ядрено гориво и радиоактивни отпадъци, откриване на течове и надеждна комуникация между персонала. Проектирането на компютризирани системи изисква спазване на специални стандарти и осигуряване на качество.
Чл. 49
Чл. 49 от Наредбата за осигуряване безопасността на изследователските ядрени инсталации определя изискванията за управляващите системи за безопасност. Те трябва да автоматично задействат системи за спиране на реактора, да откриват признаци на аварии и да преодоляват опасни въздействия. Проектът трябва да предвижда дистанционно и ръчно задействане на системите, а откази в автоматичните вериги не трябва да пречат на безопасността. Минимален брой действия трябва да са необходими за задействане, а погрешните действия трябва да се сведат до минимум, като се изискват две логически свързани действия за дистанционно управление.
Чл. 50
Чл. 50 от Наредбата за осигуряване безопасността на изследователските ядрени инсталации предвижда, че проектите на управляващите системи за безопасност трябва да се основават на принципите на резервиране, независимост и разнообразие. Тези принципи са предназначени да гарантират, че единичен отказ в системата не води до загуба на нейната работоспособност и да осигурят защита срещу откази, причинени от общи фактори.
Чл. 51
Проектите на управляващите системи за безопасност в ядрени инсталации трябва да включват непрекъсната автоматична диагностика на работоспособността на системите, както и периодична диагностика от БПУ и РПУ за изправността на каналите на управляващите системи за безопасност. При откази и повреждане на управляващата система за безопасност, трябва да се генерират сигнали и да се предприемат действия за осигуряване на безопасността. Когато е технически невъзможно, трябва да се предвидят методики за периодична проверка без да се намалява функционалната готовност на останалите системи.
Чл. 52
Чл. 52 от Наредба за осигуряване безопасността на изследователските ядрени инсталации определя изискванията при проектиране на компютризирани управляващи системи за безопасност. Те включват: избор на висококачествен хардуер и софтуер, систематично документиране на целия процес на разработване, оценка на системата от независима експертна организация и прилагане на принципа на разнообразие за осигуряване на надеждност.
Чл. 53
Член 53 от наредбата изисква проектите на ядрени инсталации да предвиждат автономни средства за регистриране и съхраняване на информация, необходима за разследване на авариите. Тези средства трябва да бъдат защитени от неконтролиран достъп и да запазват работоспособността си в аварийни условия. Обемът на регистрираната информация трябва да бъде обоснован в проекта.
Чл. 54
Чл. 54 от Наредбата предвижда, че проектите на изследователските ядрени инсталации трябва да включват най-малко една независима система за автоматично спиране на реактора. При необходимост, може да се предвиди и втора такава система. Системите за спиране трябва да бъдат проектирани с оглед принципа на единичния отказ, за да осигурят поддържане на активната зона в подкритично състояние при всички експлоатационни условия и проектни аварии. Освен това, трябва да се предвиди възможност за ръчно задействане на системите за аварийно спиране.
Чл. 55
Чл. 55 от наредбата определя изискванията за системите за аварийно спиране на реактора. Поне една от системите трябва да може да спре реактора и да поддържа активната зона в подкритично състояние, без да нарушава безопасността. Ако основната система не е достатъчно ефективна, трябва да се предвиди автоматично включване на резервна система. Освен това, техническите средства трябва да предотвратяват въвеждането на положителна реактивност, ако основната система не е активна.
Чл. 56
Чл. 56 от Наредбата изисква всички работни органи на системата за аварийно спиране на реактора да бъдат оборудвани с указатели на междинните положения, сигнализатори на крайните положения и крайни изключватели, които да се задействат непосредствено от работния орган. Освен това, работните органи на другите системи за спиране на реактора също трябва да имат указатели за положение.
Чл. 57
Чл. 57 от Наредбата за осигуряване безопасността на изследователските ядрени инсталации предвижда, че при съвместяване на функции за управление на реактивността и мощността на реактора с функции за аварийно спиране, трябва да се разработи и обоснове редът за тяхното използване. Приоритетът трябва да бъде даден на функциите за аварийно спиране на реактора.
Чл. 58
Чл. 58 от наредбата позволява липсата на системи за спиране в подкритични сборки, при условие че е гарантирано, че няма да се достигне критично състояние при всякакви аварийни ситуации или откази.
Чл. 59
Член 59 от Наредбата за осигуряване безопасността на изследователските ядрени инсталации посочва, че системата за спиране на реактора трябва да функционира независимо от наличието на енергозахранване, за да се осигури безопасността на инсталацията.
Чл. 60
Системата за аварийно спиране в ядрени инсталации трябва да бъде проектирана така, че след задействането ѝ, процесът да се доведе до край, без възможност за ръчно прекратяване до приключване на действието. Възстановяването на готовността на системата става само по команда на оператора след отстраняване на причините за задействането.
Чл. 61
Член 61 от Наредбата определя изискванията за безопасност на компонентите и конструкциите на реакторите. Те трябва да издържат на статични и динамични натоварвания, а конструкцията и компановката на топлоносителя да предотвратяват непреднамерено дрениране. Осигурена трябва да бъде и ефективна естествена циркулация на топлоносителя за охлаждане, а при необходимост да се предвидят устройства за намаляване на налягането, които не водят до неприемливи изхвърляния на радиоактивни вещества.
Чл. 62
Чл. 62 от Наредбата за осигуряване безопасността на изследователските ядрени инсталации предвижда, че материалите за производството на компонентите на контура на топлоносителя трябва да се избират с цел намаляване на активацията и вероятността за пукнатини и неутронно окрехкостяване. Освен това, се взема предвид и потенциалното влошаване на характеристиките на материалите в края на проектния експлоатационен срок, причинено от ерозия, пълзене, умора и химични въздействия.
Чл. 63
Корпусът на реактора и тръбопроводите под налягане трябва да бъдат проектирани и изработени с най-високо качество, което включва избор на материали, спазване на норми за проектиране, пригодност за инспектиране и производствени изисквания.
Чл. 64
Чл. 64 от Наредбата за осигуряване безопасността на изследователските ядрени инсталации предвижда, че вътрешните компоненти на системата на контура на топлоносителя трябва да бъдат проектирани с цел минимизиране на вероятността за отказ. Това включва и намаляване на риска от последващи повреждания на други компоненти, при всички експлоатационни условия и в случай на проектни аварии.
Чл. 65
Компонентите на контура на топлоносителя в изследователските ядрени инсталации трябва да бъдат проектирани, произведени и разположени така, че да позволяват инспекции и изпитвания през целия срок на експлоатация. Програмата за наблюдение на този контур трябва да контролира влиянието на фактори като облъчване, корозия, термично окрехкостяване и стареене на материалите, особено в области с високо облъчване.
Чл. 66
Член 66 от Наредбата за осигуряване безопасността на изследователските ядрени инсталации изисква в проектите да бъдат включени системи, които да осигуряват очистването на топлоносителя от радиоактивни вещества. Това е част от мерките за безопасност, които трябва да се предвидят при проектирането на ядрени инсталации.
Чл. 67
Чл. 67 от Наредбата предвижда, че за изследователските ядрени инсталации (ИЯИ) от група II, както и в случаи, когато характеристиките и режимите на работа на ИЯИ налагат, проектите трябва да включват високонадеждни системи за отвеждане на генерираната топлина. Тези системи трябва да функционират при всички експлоатационни състояния и при проектни аварии. Надеждността на системите се постига чрез използването на апробирани компоненти и принципи като резервиране, разнообразие, физическо разделяне и изолиране, за да се осигури безопасност при предвидени и неочаквани откази.
Чл. 68
Чл. 68 от Наредбата за осигуряване безопасността на изследователските ядрени инсталации определя изискванията за ефективността на системите за аварийно отвеждане на топлината от активната зона. Системите трябва да осигурят: 1. Поддържане на граничните стойности на параметрите под установените в проекта критерии за защита на топлоотделящите елементи и целостта на контура на топлоносителя при проектни аварии. 2. Поддържане на геометрията на активната зона в състояние, позволяващо изпълнение на функциите на безопасност. 3. Осигуряване на необходимата продължителност на охлаждане.
Чл. 69
Чл. 69 от Наредбата за осигуряване безопасността на изследователските ядрени инсталации предвижда мерки за предотвратяване на критични състояния на реактора и надхвърляне на критериите за защита на границите на контура на топлоносителя. Освен това, задействането на защитните системи за безопасност не трябва да повреди или наруши функциите на други системи.
Чл. 70
Член 70 от Наредбата за осигуряване безопасността на изследователските ядрени инсталации предвижда, че при проектиране на защитните системи за безопасност, трябва да се предпочита използването на контролни системи за безопасност (КСК), които работят на пасивен принцип. Това подчертава важността на надеждността и безопасността в ядрени инсталации.
Чл. 71
В проекта на защитните системи за безопасност на ядрени инсталации се изисква внедряване на средства за самодиагностика, контрол и изпитване на работоспособността. Системата за аварийно отвеждане на топлината трябва да позволява периодични проверки на важни елементи и изпитвания, които потвърдят целостта на конструкцията, работоспособността на активните елементи и функционирането на системата при определени експлоатационни условия.
Чл. 72
Чл. 72 от Наредбата за осигуряване безопасността на изследователските ядрени инсталации предвижда, че в случай на необходимост от отвеждане на по-големи количества топлина от активната зона, генерирани в резултат на тежки аварии, трябва да се осигурят допълнителни средства за отвеждане на топлината.
Чл. 73
Чл. 73 предвижда изисквания за проектите на реакторни инсталации, които трябва да включват локализиращи системи. Тези системи трябва да гарантират, че изхвърлянията на радиоактивни вещества не надвишават установените граници при проектни аварии. За постигане на локализиращи функции е необходимо да се предвидят херметични конструкции и системи за контрол на средата, които да изолират херметичния обем и да намалят концентрацията на радиоактивни вещества, водород и други опасни вещества, които могат да се отделят по време на аварии.
Чл. 74
Чл. 74 от Наредбата за осигуряване безопасността на изследователските ядрени инсталации предвижда, че херметичната конструкция и нейните компоненти трябва да бъдат проектирани с достатъчен запас, за да устоят на вътрешно надналягане, разреждане, температура, динамични ефекти от летящи предмети и реактивни сили, както и на други потенциални източници на енергия, произтичащи от проектни аварии. При изчисляването на якостта се вземат предвид природни явления, техногенни събития и комбинации от въздействия. В проекта трябва да се предвидят средства за наблюдение на състоянието на конструкцията при всички експлоатационни условия и проектни аварии, като се отчита и възможността за запазване на целостта при тежки аварии, включително потенциални експлозии на възпламеними газове.
Чл. 75
Чл. 75 определя изискванията за проектиране и изграждане на херметичната конструкция на ядрени инсталации. При очаквани високи стойности на параметрите в херметичния обем, конструкцията трябва да бъде изпитана за якост и плътност преди експлоатация и периодично след това. Необходимо е да се предвиди контрол на изтичания на радиоактивни вещества при тежки аварии, а комуникациите, пресичащи херметичната конструкция, да бъдат оборудвани с изолиращи органи. Проектът трябва да отчита възможностите за поддържане на функциите на изолиращите органи при тежки аварии.
Чл. 76
Чл. 76 от Наредбата предвижда, че за осигуряване на достъп на персонала до помещенията на херметичния обем, трябва да се инсталират шлюзове с блокировки на вратите. Тези шлюзове трябва да осигуряват поне една врата в затворено положение, което е необходимо за безопасността на инсталацията.
Чл. 77
Член 77 от Наредбата за осигуряване безопасността на изследователските ядрени инсталации предвижда, че е необходимо да се отчитат възможностите за отвеждане на топлината, която се генерира в херметичния обем при тежки аварии. Това е важно за предотвратяване на потенциални инциденти и осигуряване на безопасността на инсталацията.
Чл. 78
Чл. 78 от Наредбата за осигуряване безопасността на изследователските ядрени инсталации предвижда, че покритията и топлоизолациите, както и начините на монтаж върху КСК, разположени в херметичния обем, трябва да гарантират безопасност и да минимизират влиянието си върху други функции на безопасност, в случай на нарушаване на тяхната цялост.
Чл. 79
Член 79 от наредбата предвижда, че в проектите на изследователските ядрени инсталации (ИЯИ) трябва да се включат системи за безопасност, които да осигурят необходимата работна среда и енергия, както и да поддържат условията за функционирането им при различни експлоатационни условия и проектни аварии.
Чл. 80
Член 80 от Наредбата определя изискванията за проектиране на осигуряващите системи за безопасност в ядрените инсталации. Системите трябва да бъдат надеждни и резервирани, за да осигурят необходимата ефективност при единичен отказ. Показателите за надеждност на функциите трябва да отговарят на изискванията за безопасност. Освен това, проектирането на системите трябва да включва възможност за проверка на работоспособността и сигнализация при неизправности.
Чл. 81
Чл. 81 от Наредбата за осигуряване безопасността на изследователските ядрени инсталации постановява, че функциите на безопасност имат предимство пред собствените защитни механизми на осигуряващите системи. Това предимство се прилага при условие, че не води до по-тежки последствия за безопасността.
Чл. 82
Чл. 82 от наредбата постановява, че при наличие на значителни количества горими материали в конструкцията на изследователските ядрени инсталации (ИЯИ) е необходимо в проекта да се предвидят адекватни средства за противопожарна защита. Тези средства включват системи за откриване, пожароизвестяване и пожарогасене на топлоносителя и забавителя, които трябва да функционират в автоматичен режим.
Чл. 83
Член 83 от Наредбата определя, че проектът на експерименталните устройства трябва да определя предназначението, реда на монтаж и демонтаж, както и условията за безопасна експлоатация. Устройства, чиито отказ може да предизвика авария, трябва да се проектират с изискванията на системи от клас "А" и да не нарушават проектните предели при разполагането им в изследователската ядрена инсталация.
Чл. 84
Чл. 84 определя изискванията за конструкцията и експлоатацията на експерименталните устройства в ядрени инсталации. Конструкцията трябва да предотвратява непредвидени изменения на реактивността. Устройствата трябва да имат утвърдена техническа документация и при необходимост да се извършва експериментална оценка на влиянието им върху реактивността и енергоотделянето. Освен това, те трябва да бъдат оборудвани с детектори за контрол на неутронния поток и други важни параметри.
Чл. 85
Наредбата определя три групи електропотребители в ядрени инсталации, които служат за основа при проектирането на системата за електрозахранване. Първата група включва потребители, които могат да понесат прекъсване на захранването до половин секунда и изискват електрозахранване след аварийна защита. Втората група се състои от потребители, чийто период на прекъсване зависи от условията за безопасност и също изискват захранване след аварийна защита. Третата група включва потребители без специфични изисквания за надеждност на електрозахранването.
Чл. 86
Чл. 86 от Наредбата за осигуряване безопасността на изследователските ядрени инсталации предвижда, че за потребителите от категории 1 и 2 е необходимо да се осигури система за аварийно електрозахранване. Тази система трябва да гарантира изпълнението на функциите на инсталацията в случай на отказ на нормалното електрозахранване.
Чл. 87
Чл. 87 от Наредбата определя, че системата за аварийно електрозахранване на изследователските ядрени инсталации включва автономни източници на електрозахранване, както и разпределителни и комутационни електрически устройства, свързани с тях. Този член е част от Раздел IX, който се фокусира върху управлението на радиоактивните отпадъци.
Чл. 88
Системите за управление на радиоактивните отпадъци (РАО) трябва да се проектират на основата на анализ на състава и количествата на твърдите, течните и газообразните радиоактивни вещества, генерирани при различни експлоатационни условия и проектни аварии. Освен това, системите за управление на освобождаваните в околната среда газообразни радиоактивни вещества трябва да осигурят, че техните количества и концентрации остават на разумно ниско ниво и не нарушават нормативно определените граници за облъчване на персонала и населението, както и границите за съдържание на радиоактивни вещества в околната среда при проектни аварии.
Чл. 89
Чл. 89 от наредбата предвижда, че проектът на изследователските ядрени инсталации (ИЯИ) трябва да гарантира минимизиране на обема и активността на генерираните течни радиоактивни отпадъци (РАО) до разумно ниски нива. Това се постига чрез ефективни системи за очистване и многократно използване на радиоактивни флуиди, предотвратяване на изтичания и намаляване на честотата на инциденти, изискващи дезактивация. Освен това, системите за управление на РАО трябва да бъдат проектирани с оглед на безопасното управление на отпадъците през целия жизнен цикъл на ИЯИ.
Чл. 90
Проектът трябва да включва системи за безопасно временно съхраняване на течни и твърди радиоактивни отпадъци (РАО), както и за тяхната преработка или кондициониране на площадката на Изследователския ядрен институт (ИЯИ). Системите трябва да осигуряват времето, необходимо за безопасно транспортиране на РАО до съоръжения за управление на отпадъците. Освен това, трябва да бъдат предвидени средства за транспортиране на отпадъците до местата за временно съхраняване или преработване в рамките на площадката на ИЯИ.
Чл. 91
Чл. 91 от наредбата посочва, че проектът трябва да определи изисквания за управление на радиоактивни отпадъци (РАО) в съответствие с Наредбата за безопасност при управление на РАО, приета с Постановление № 198 на Министерския съвет от 2004 г. Изискванията се прилагат в зависимост от конкретния случай.
Чл. 92
Съоръженията за управление на ядреното гориво трябва да предотвратяват загубата или повреждането на горивото по време на претоварване, критичност и загуба на охлаждане. Осигурява се биологична защита и вентилация, с мерки като предотвратяване на критичност с физически средства, защита от падане на тежки предмети, идентификация на касетите и специални мерки за съхранение на повредени касети.
Чл. 93
Проектът на Изследователския ядрен институт (ИЯИ) включва системи и оборудване за манипулиране и съхраняване на свежо ядрено гориво. Те трябва да осигурят входящ контрол на горивото, техническо обслужване и периодични инспекции на компонентите. Също така, те трябва да контролират условията на съхранение и да намаляват риска от повреждане или неконтролиран достъп до ядреното гориво.
Чл. 94
Чл. 94 от Наредбата определя изискванията за проектиране на конструкции, системи и компоненти за манипулиране и съхраняване на отработено ядрено гориво. Те трябва да включват надеждни системи за отвеждане на остатъчното топлоотделяне, контрол на концентрацията на поглътителя, мониторинг на състоянието на топлоотвеждащата среда, контрол на химическия състав и активността на средата, средства за дезактивация, системи за вентилация и мерки за радиационна защита, както и мерки за предотвратяване на нарушения в топлоотвеждането.
Чл. 95
Член 95 от Наредбата за осигуряване безопасността на изследователските ядрени инсталации предвижда, че проектът трябва да установи изисквания към системите за управление на отработено ядрено гориво, съобразно Наредбата за безопасност при управление на отработено ядрено гориво, приета с Постановление № 196 на Министерския съвет от 2004 г. Изискванията трябва да бъдат приложими за конкретния случай.
Чл. 96
Чл. 96 от Наредбата задължава проектите на изследователските ядрени инсталации (ИЯИ) да идентифицират всички реални и потенциални източници на йонизиращи лъчения. Освен това, трябва да се предвидят мерки за строг контрол при използването им. Изискванията за класификация на зоните, радиационния мониторинг и индивидуалната защита са регламентирани в Наредбата за радиационна защита.
Чл. 97
Член 97 от наредбата предвижда мерки за постигане на ниско ниво на облъчване на персонала и населението при експлоатация на ядрените инсталации. Основните изисквания включват: използване на материали с минимално количество радиоактивни елементи; подходящо разполагане на биологична защита; намаляване на човешките дейности в зоната със строг режим; контрол на количествата радиоактивни вещества; и безопасно манипулиране и съхранение на радиоактивни материали.
Чл. 98
Проектите за изследователски ядрени инсталации трябва да включват мерки за радиационна защита на служителите, които работят с експерименталните устройства. Това е необходимо за гарантиране на безопасността на персонала.
Чл. 99
Чл. 99 регламентира условията за разположение и проектиране на изследователските ядрени инсталации (ИР), сградите и контролните системи за безопасност (КСК). Целта е да се улесни експлоатацията и поддръжката, като се ограничава облъчването на персонала. Специално внимание се отделя на планировката на помещенията за горещи камери и лаборатории, както и на технологичното екипиране за транспортиране на облъчени изделия, с акцент върху минимизиране на облъчването. Проектирането на сградите и помещенията, които могат да бъдат замърсени с радиоактивни вещества, трябва да позволява лесно дезактивиране.
Чл. 100
Достъпът на персонал до помещения, които имат потенциален риск от облъчване или радиоактивно замърсяване, трябва да бъде контролиран. Това се осъществява чрез използване на заключващи устройства, които включват блокировки и сигнализация, която да уведомява за задействане или за неработоспособност на системата.
Чл. 101
Чл. 101 от Наредбата за осигуряване безопасността на изследователските ядрени инсталации предвижда, че биологичната защита трябва да бъде проектирана консервативно. Тя трябва да взема предвид натрупването на радионуклиди по време на експлоатация, потенциалната загуба на ефективност от взаимодействието с неутронно и гама-лъчение, както и влиянието на други материали, дезактивационни разтвори и температурни условия при проектни аварии.
Чл. 102
Член 102 от наредбата предвижда задължителното проектиране на вентилационни системи в изследователските ядрени инсталации (ИЯИ) с цел предотвратяване на разпространението на радиоактивни вещества и поддържане на безопасни концентрации на аерозоли. Проектирането трябва да отчита механизми на смесване, ефективност на очистване, изтегляне на замърсен въздух и налягане в различни зони. Системите за очистване на въздуха трябва да бъдат надеждни и резервирани, за да осигурят ефективност при отказ.
Чл. 103
Член 103 от наредбата предвижда системи за очистване на въздуха, които да поддържат емисиите на радиоактивни вещества под нормативно определените граници и на разумно ниско ниво. Филтриращите елементи на тези системи трябва да бъдат надеждни и да функционират при всички експлоатационни режими и проектни аварии, като проектът трябва да включва средства за изпитване на тяхната ефективност.
Чл. 104
Чл. 104 от Наредбата предвижда задължителни средства за радиационен контрол в проектите на изследователските ядрени инсталации (ИЯИ). Средствата включват стационарни дозиметри, измервателни устройства за радиоактивност в работни помещения, лабораторно оборудване за следене на радионуклиди, средства за измерване на радиоактивно замърсяване на повърхности и индивидуални дози на персонала, радиационен контрол в наблюдаваната зона, оценка на радиационната обстановка и еквивалентните дози на облъчване. Освен това, предвижда се радиационен контрол на транспортни средства и материали на границата на площадката.
Чл. 105
Чл. 105 от Наредбата определя изискванията за осигуряване на радиационната защита, които трябва да бъдат спазвани в съответствие с Наредбата за радиационна защита, в зависимост от конкретния случай. Тази част от наредбата е важна за проектирането на ядрени инсталации, като гарантира, че мерките за безопасност са адекватни и приложими.
Чл. 106
Експлоатиращата организация на ядрените инсталации е задължена да приеме документ, който определя политика на безопасност. Тази политика поставя безопасността на първо място и ангажира организацията да подобрява непрекъснато безопасността, като същевременно насърчава персонала да проявява критично отношение към работата си. Персоналът и лицата, предоставящи услуги за инсталацията, трябва да бъдат запознати с тази политика.
Чл. 107
Член 107 от наредбата предвижда, че експлоатиращата организация е задължена да разработи стратегия за безопасност, която да включва ясни цели, задачи и методи за изпълнение. Тази стратегия трябва да бъде лесна за следване и контрол. Освен това, приложимостта и нивото на изпълнение на политиката на безопасност се оценяват периодично, а персоналът е информиран за резултатите от оценката.
Чл. 108
Чл. 108 от Наредбата задължава експлоатиращата организация да осигури безопасната експлоатация на изследователските ядрени инсталации (ИЯИ) в съответствие с изискванията на Закона за безопасността на ядрените източници и ядрените инсталации (ЗБИЯЕ) и приложимите наредби. При експлоатацията на ИЯИ се изисква: 1. решенията за безопасност да бъдат предшествани от проучвания и консултации; 2. персоналът да разполага с необходимите ресурси и условия за безопасно изпълнение на дейностите; 3. непрекъснат контрол на дейностите, свързани с безопасността; 4. анализ на собствения и международния опит, както и на научните и техническите постижения в ядрените технологии за подобряване на безопасността.
Чл. 109
Експлоатиращата организация е задължена да създаде ясна организационна структура, която да определя функциите, отговорностите и правомощията на персонала, ангажиран с безопасността. Всякакви промени в тази структура, които могат да повлияят на безопасността, трябва да бъдат предварително обосновани, планирани и оценявани след реализирането им.
Чл. 110
Член 110 от наредбата определя изискванията за експлоатацията на изследователските ядрени инсталации (ИЯИ). Персоналът, ангажиран с експлоатацията, трябва да бъде достатъчен по брой и квалификация, да познава проектните основи и анализите на безопасността на ИЯИ. Квалификацията и достатъчността на персонала се потвърдят систематично и документирано, а организацията разработва планове за набиране на необходимия персонал. Промените в количеството персонал, което е от значение за безопасността, трябва да бъдат предварително обосновани и оценени след прилагане. Освен това, организацията трябва да поддържа квалифициран екип за управление и контрол на дейностите, свързани с ИЯИ.
Чл. 111
Чл. 111 от наредбата описва изискванията за управление на качеството в експлоатиращата организация на ядрени инсталации. Ръководството трябва да осигури планиране, ресурси и обучение на персонала, а независимата оценка на управленските процеси е задължителна. Системата за управление на качеството обхваща всички дейности, свързани с безопасността, и документите трябва да отразяват намеренията на ръководството по ясен и последователен начин. За всяка техническа дейност се изискват предварително проверени процедури и ясни стъпки за изпълнение и коригиране на отклонения.
Чл. 112
Чл. 112 от наредбата определя задълженията на ръководството на експлоатиращата организация относно разработването на процедури за преглед и утвърдителен контрол на предложенията и плановете за провеждане на експерименти. Процедурите трябва да включват описание на целта на експеримента, обосновка за необходимостта от него, оценка на състоянието на безопасността, анализ на радиационните рискове, мерки за безопасност в нормални и аварийни условия, управление на радиоактивни отпадъци и подготовка на персонала. Експериментите трябва да се провеждат съгласно регламентирани процедури, отчитащи влиянието върху реактора.
Чл. 113
Експлоатиращата организация е задължена да контролира изпълнението на проектните, строителните и монтажните работи, както и качеството на материалите и компонентите. Този контрол се извършва чрез собствена организационна структура и в съответствие с изискванията на системата за управление на качеството. Продуктите, използвани в строителството, трябва да отговарят на съществени изисквания, да бъдат проверени за съответствие и да имат необходимите документи и маркировка, съгласно Закона за техническите изисквания към продуктите.
Чл. 114
Член 114 от наредбата предвижда, че експлоатиращата организация е задължена да осигури авторски надзор от проектанта на изследователските ядрени инсталации (ИЯИ) за целите на техническата помощ при изпълнение на работния проект. Този надзор трябва да продължи и по време на въвеждането на ИЯИ в експлоатация.
Чл. 115
Член 115 от наредбата изисква предоставяне на документи, които удостоверяват съответствието с изискванията на Закона за техническите изисквания към продуктите. Тези документи включват информация за строителните и монтажните работи, резултати от входящ контрол на материалите и компонентите, както и резултати от единични изпитания на компонентите. Те трябва да бъдат предоставени на експлоатиращата организация за анализ и съхраняване.
Чл. 116
Чл. 116 от Наредбата за осигуряване безопасността на изследователските ядрени инсталации предвижда, че експлоатиращата организация трябва да разработи и изпълни програма за въвеждане в експлоатация на инсталациите. Програмата трябва да включва отделните етапи за въвеждане, дейностите на всеки етап и планираната продължителност. Освен това, тя трябва да съдържа график за изпитвания, организирани по функционалност и изпълнявани в логическа последователност. Оценката на програмата се извършва от квалифицирани експерти, които не са участници в изпълнението на програмата, и се фокусира върху пълнотата и приложимостта на изпитванията, важни за безопасността.
Чл. 117
Чл. 117 от Наредбата предвижда, че за всеки етап от изпитванията е необходимо да се осигури работоспособността на всички системи, които са нужни за провеждането им. Освен това, измервателната апаратура трябва да бъде калибрирана и в работоспособно състояние. Преди да се премине към следващ етап, е необходимо да се извърши оценка на резултатите от предходните изпитвания и да се потвърдят целите, които са били поставени.
Чл. 118
Чл. 118 от Наредбата за осигуряване безопасността на изследователските ядрени инсталации описва процедурите за извършване на изпитвания, които са необходими за въвеждане в експлоатация на конструкции, системи или компоненти. Тези процедури включват цел на изпитването, методи, необходими условия, оборудване и персонал, критерии за успешно изпълнение и ред за документиране на резултатите. Освен това, те са част от системата за управление на качеството и предвиждат мерки при неочаквани резултати.
Чл. 119
Чл. 119 регламентира задълженията преди зареждането на активната зона с ядрено гориво. Необходимо е да бъдат монтирани и изпитани системи за безопасност. Преди достигане на критично състояние се провеждат функционални изпитвания на важни конструкции и системи. Поетапното усвояване на мощността изисква успешни експерименти и калибриране на управленските органи. При въвеждане в експлоатация се извършва радиационен контрол на съответните зони.
Чл. 120
Чл. 120 от наредбата предвижда, че при нормална експлоатация всички физически бариери трябва да функционират и да бъдат в готовност. В случай на неработоспособност на физическа бариера или липса на готовност на защита, инсталацията трябва да бъде спряна и приведена в безопасно състояние. Неработоспособността и неготовността в определени условия трябва да бъдат обосновани в проекта на инсталацията.
Чл. 121
Чл. 121 определя изискванията за поддържане на физическите бариери в изследователските ядрени инсталации (ИЯИ). Според чл. 121, експлоатацията на ИЯИ трябва да се извършва в съответствие с определени предели и условия, които трябва да бъдат обосновани на базата на проекта, анализите на безопасността и изпитванията. Тези предели и условия трябва периодично да се преразглеждат, за да отразяват експлоатационния опит и измененията, важни за безопасността.
Чл. 122
Чл. 122 определя пределите и условията за експлоатация на изследователските ядрени инсталации (ИЯИ), които обхващат всички експлоатационни състояния, включително работа на мощност, подкритично състояние на реактора, презареждане на активната зона и преходни режими на работа. Изискванията включват: 1) предели и условия за безопасност; 2) стойности на параметрите за сработване на системите за безопасност; 3) експлоатационни предели и условия; 4) условия за изпитвания и наблюдение на системи, важни за безопасността; 5) минимално количество оперативен персонал; 6) действия на персонала при отклонения.
Чл. 123
Чл. 123 от наредбата определя пределите и условията за експлоатация на изследователските ядрени инсталации (ИЯИ). Тези условия включват изисквания за безопасното им използване и изменение. В приложение № 3 е предоставен примерен списък на експлоатационните параметри и оборудването, за които трябва да бъдат определени предели и условия за експлоатация.
Чл. 124
Чл. 124 от наредбата предвижда мерки за безопасност при неизпълнение на пределите и условията за експлоатация на изследователските ядрени инсталации (ИЯИ). При подобни случаи се предприемат незабавни действия за привеждане на ИЯИ в съответствие с изискванията, а в случай на невъзможност за това, реакторът се спира и се поддържа в безопасно състояние до отстраняване на причината за нарушението.
Чл. 125
Чл. 125 от наредбата изисква пределите и условията за експлоатация на ядрени инсталации да бъдат събрани в технологичен регламент, който да е леснодостъпен за персонала на БПУ. Персоналът трябва да е добре запознат с регламента и неговите технически основи, а ръководният персонал да осъзнава значението на тези условия за безопасността.
Чл. 126
Оперативният персонал на изследователските ядрени инсталации (ИЯИ) е задължен да експлоатира инсталацията в съответствие с писмени инструкции и процедури, които са разработени на базата на проектната и техническата документация, както и условията за експлоатация. Инструкциите трябва да включват отговорностите на персонала, начините за взаимодействие и указания за изпълнение на оперативните дейности при различни експлоатационни състояния.
Чл. 127
Чл. 127 от наредбата задължава експлоатиращата организация да разработи и прилага програма за събиране и анализ на експлоатационния опит. Целта е да се определят добри практики, да се идентифицират събития и отклонения, които застрашават безопасността, и да се предприемат мерки за корекция. Важни за безопасността събития се анализират чрез процедури, които оценяват поведението на контролните системи и персонала, установяват последователността на събитията, определят отклонения и причини, оценяват последствията и предлагат коригиращи мерки.
Чл. 128
Чл. 128 регламентира действията на персонала при проектни аварии в изследователските ядрени инсталации. В параграф 1 се уточнява, че действията трябва да се основават на окончателния отчет за анализ на безопасността, както и на условията за експлоатация и допълнителни изследвания. Параграф 2 изисква действията да водят до възстановяване на инсталацията в безопасно състояние или да осигуряват поддържането й в безопасно състояние след авария.
Чл. 129
Чл. 129 от Наредбата предвижда, че действията и мерките за ограничаване и ликвидиране на последиците от авария в ядрени инсталации се планират и прилагат в съответствие с изискванията на Наредбата за аварийно планиране и готовност при ядрена и радиационна авария, приета с Постановление № 189 на Министерския съвет от 2004 г.
Чл. 130
Чл. 130 от Наредбата за осигуряване безопасността на изследователските ядрени инсталации определя, че експлоатационното състояние на инсталациите се контролира от квалифициран персонал, в съответствие с изискванията на закона. При експлоатация на инсталациите на БПУ, е задължително поне двама оператори да имат удостоверения за правоспособност. Отговорностите и правомощията на оперативния персонал се определят в организационните документи на инсталацията.
Чл. 131
Чл. 131 от Наредбата за осигуряване безопасността на изследователските ядрени инсталации предвижда, че експлоатиращата организация трябва да разработи програма за управление на активната зона. Тази програма включва определяне на местоположението на ядреното гориво и свързаните с него елементи, съхраняване на информация за тях, зареждане на ново гориво, поддържане на целостта на обвивката, откриване и отстраняване на дефектно гориво, както и изваждане на отработено гориво.
Чл. 132
Чл. 132 от Наредбата за осигуряване безопасността на изследователските ядрени инсталации регламентира управлението на свежото и отработеното ядрено гориво. Дейностите по управление на горивото се описват в отделни програми, разработвани от експлоатиращата организация, които са част от системата за осигуряване на качеството. Програмата за отработено ядрено гориво трябва да бъде в съответствие с Наредбата за безопасността при управление на отработено ядрено гориво.
Чл. 133
Чл. 133 от наредбата предвижда, че експлоатиращата организация е задължена да разработва, преразглежда и изпълнява програми за изпитвания, техническо поддържане, ремонт, инспектиране и контрол на КСК, важни за безопасността на изследователските ядрени инсталации (ИЯИ). Честотата на тези дейности се определя въз основа на тяхната важност за безопасността, надеждността, опита от експлоатация и влиянието им върху безопасността. Задължително се разработват писмени процедури за изпълнение на дейностите, а техническите средства трябва да бъдат изправни и калибрирани.
Чл. 134
Събраните данни за откази на КСК, които са важни за безопасността, както и данни от изпитвания, техническо поддържане, ремонт, инспектиране и контрол, трябва да се регистрират, систематизират, съхраняват и анализират. Тези данни се използват за управление на ресурсите на КСК.
Чл. 135
Изпитвания или експерименти на ключови системи за контрол (КСК), които са важни за безопасността и не са включени в технологичния регламент или експлоатационните инструкции, трябва да се извършват по специални програми и процедури. Тези действия изискват положително становище от Агенцията за ядрено регулиране.
Чл. 136
Чл. 136 от наредбата определя задълженията на експлоатиращата организация относно управлението на измененията в КСК, важни за безопасността на изследователските ядрени инсталации (ИЯИ). Измененията трябва да бъдат планирани, контролирани и изпълнени така, че да не застрашават безопасността на експлоатацията. Процедурите за управление на измененията включват отговорности, обоснованост, оценка на приложимостта, изисквания при проектиране, задълбочена оценка на безопасността, методи на производство и въвеждане в експлоатация. Оценката на безопасността трябва да бъде извършена от независим персонал. Преди въвеждането на измененията е необходимо обучение на персонала и актуализиране на експлоатационните документи. Управлението на временни изменения изисква ясно обозначаване, информираност на персонала и периодична оценка на необходимостта от тях.
Чл. 137
Член 137 от наредбата задължава експлоатиращата организация да разработи и изпълнява програма за управление на стареенето на конструкциите, системите и компонентите, важни за безопасността на ядрените инсталации. Програмата трябва да осигури целостта на защитните бариери и безопасната експлоатация на инсталацията през целия период на експлоатация. Включва механизми за откриване и управление на стареенето, процедури за наблюдение и оценка на ресурсите, взаимовръзка с експлоатационните процедури, събиране и анализ на данни за текущото състояние, както и мерки за коригиращи действия и замяна на остарялото оборудване. Програмата трябва да се преглежда и обновява периодично, като се отчита натрупаният опит и новите технологии.
Чл. 138
Чл. 138 от наредбата предвижда, че експлоатиращата организация трябва да извършва периодична оценка на безопасността на изследователските ядрени инсталации. Оценката се извършва по документирана методика и включва анализ на състоянието на ключовите системи за безопасност (КСК), влиянието на изменения и замяна на остаряло оборудване, както и приложимостта на коригиращите мерки за управление на стареенето. При необходимост, на базата на оценката, организацията планира мерки за повишаване на безопасността.
Чл. 139
Експлоатиращата организация е задължена да разработи план за използването на изследователските ядрени инсталации (ИЯИ). Този план трябва да отчита наличния капацитет на инсталацията, възможностите и изискванията на потребителите. Освен това, планът трябва да бъде периодично преглеждан и актуализиран.
Чл. 140
Експлоатиращата организация е отговорна за осигуряване на безопасността на изследователските ядрени инсталации (ИЯИ) в съответствие с проектните изисквания. При необходимост от нови експерименти, организацията трябва да извърши оценка на въздействието на експеримента върху безопасността на ИЯИ и да изготви отчет с резултатите. На базата на тези резултати се взема решение дали експериментът да бъде извършен или отхвърлен.
Чл. 141
Член 141 от Наредбата предвижда, че използването и техническото обслужване на експерименталните устройства трябва да се извършва в съответствие с вътрешните правила, които са определени в инструкциите за експлоатация и техническо обслужване на Института за ядрени изследвания и ядрена енергетика (ИЯИ).
Чл. 142
Чл. 142 регламентира условията за извършване на неутронно-активационен анализ и облъчване на образци. Определят се методи за херметизиране и облъчване на образците, както и процедури за тяхното въвеждане и извличане. Организацията, експлоатираща инсталацията, трябва да установи специални изисквания за материали с висока химическа активност и ниска радиационна устойчивост. Облъчването на образци с голямо сечение на поглъщане на неутрони е разрешено само след допълнителна оценка на безопасността. Необходимо е да се предотврати въвеждането на положителна реактивност над предвиденото ниво. Забранено е облъчването на образци, които отделят газове, съдържат избухливи или токсични вещества, или имат неизвестно съдържание.
Чл. 143
Чл. 143 от наредбата изисква експлоатиращата организация да извърши анализ на безопасността за производството на радиоактивни изотопи. Този анализ трябва да докаже, че експлоатацията на реактора ще остане в безопасни граници при неочаквани събития. Производството и използването на радиоактивни изотопи е възможно само след получаване на лицензии от Агенцията за ядрено регулиране, съгласно Закона за безопасно използване на ядрената енергия (ЗБИЯЕ).
Чл. 144
Чл. 144 регламентира задълженията на експлоатиращата организация относно планирането и оптимизацията на експериментите и облъчванията в изследователските ядрени инсталации (ИЯИ). Тя трябва да извърши оценка на въздействието върху безопасността, като вземе предвид различни рискове, свързани с целостта на горивните елементи, критичните функции на безопасността, радиационния риск и взаимодействията между експериментите. Оценката включва обосновка на радиационната защита, за да се гарантира, че дозите на облъчване не надвишават установените нормативи. Решението за провеждане на експеримента се взема от съвет, включващ представители на организацията, извършващите експерименти и независими експерти.
Чл. 145
Член 145 от наредбата посочва, че вътрешните правила за провеждане на експерименти и облъчвания, както и свързаните с тях документи, са част от системата за управление на качеството. Тези правила трябва да бъдат в съответствие с експлоатационните и аварийните инструкции.
Чл. 146
Чл. 146 определя задълженията на експлоатиращата организация относно радиационната защита на персонала и мониторинга на околната среда. Организацията трябва да разработи програми, които да включват класификация на зоните, контрол при преминаване на границите, взаимодействие при експлоатационни процедури, средства за радиационен контрол и защита, мониторинг на площадката и околната среда, контрол на радиоактивни изхвърляния и ограничаване на замърсяването. Осигурява се независимост и достатъчни ресурси на структурата, отговаряща за радиационния контрол.
Чл. 147
Персоналът на ИЯИ трябва да бъде информиран за радиационните рискове, свързани с дейностите, които извършва, и е задължен да спазва мерките за радиационна защита. Експлоатиращата организация е отговорна за осигуряване на предварително и периодично здравно наблюдение на персонала, за да се потвърди неговата здравна и психофизиологична годност за заеманата длъжност.
Чл. 148
Чл. 148 от наредбата установява, че генерирането на радиоактивни отпадъци трябва да се поддържа на разумно ниско ниво по отношение на активност и количества чрез подходяща експлоатационна практика. Освен това, предварителната обработка и междинното съхраняване на радиоактивните отпадъци трябва да вземат предвид изискванията за окончателното им погребване.
Чл. 149
Експлоатиращата организация е задължена да провежда периодичен анализ и оценка на радиоактивните изхвърляния, за да осигури, че нивата на облъчване на населението остават под определената граница на дозата и се поддържат на разумно ниско ниво.
Чл. 150
Експлоатиращата организация е отговорна за осигуряване на безопасността при експлоатация на изследователските ядрени инсталации (ИЯИ) чрез квалифициран персонал. Подготовката и обучението на персонала трябва да предоставят необходимите знания за безопасността и функционирането на ИЯИ при нормални и аварийни условия. Програмите за обучение включват основите на проектите на ИЯИ, анализи на безопасността, експлоатационни условия, авариен план и документи за изменения, свързани с безопасността.
Чл. 151
Член 151 от Наредбата за осигуряване безопасността на изследователските ядрени инсталации предвижда задължително практическо обучение на персонала, отговарящ за манипулирането и съхраняването на ядреното гориво, както и на техническия персонал за обслужване и ремонт. Обучението включва работа с реално оборудване и макети, за да се усъвършенстват професионалните умения и да се намали времето за изпълнение на радиационноопасни дейности. Освен това, персоналът, участващ в експерименти и облъчване, трябва да е запознат с правилата за боравене с облъчени материали. Инструктажи се провеждат преди важни оперативни операции.
Чл. 152
Експлоатиращата организация е задължена да разработва и прилага процедури за управление на документи и данни, свързани с безопасността на изследователските ядрени инсталации. Тези документи включват проектни спецификации, анализи на безопасността, данни за оборудване, екзекутивни чертежи, документи на производители, експлоатационни данни, доклади за инциденти, информация за радиоактивни материали, отчетни документи за техническо обслужване, данни за квалификация на персонала и др. Някои от тези документи трябва да се съхраняват в два екземпляра в защитени помещения. Важни документи, свързани с аварийни условия, могат да се съхраняват извън площадката на инсталацията.
Чл. 153 и Допълнителни разпоредби (§ 1-6)
Наредбата определя изискванията за безопасност на изследователските ядрени инсталации (ИЯИ), включително управление на документацията, аварийни условия, активни и пасивни компоненти, и системи за безопасност. Системата за управление на документацията осигурява използването само на актуални версии на документи. В допълнение, наредбата съдържа определения на ключови термини, свързани с безопасността, като "аварийни условия", "безопасен отказ", "експлоатационни състояния" и "управление на аварии". Изборът на площадка и проектирането на ИЯИ трябва да отговарят на техническите изисквания за безопасност, а разрешенията за строителство и експлоатация се издават от съответните органи. Наредбата включва и преходни разпоредби, както и указания за нейното прилагане.
§1
Тази наредба определя терминология и условия, свързани с безопасността на изследователските ядрени инсталации (ИЯИ). Включени са дефиниции на ключови термини, като "аварийни условия", "активен компонент", "безопасен отказ", "експлоатационни състояния" и много други, които обхващат различни аспекти на безопасността и функционирането на ИЯИ. Наредбата акцентира на важността на системите за безопасност и управлението на аварии, както и на необходимостта от валидиране и верифициране на компонентите и системите, за да се гарантира безопасната експлоатация на ядрените инсталации.
§2
Разпоредбите определят реда за избор на площадка, проектиране, строителство и въвеждане в експлоатация на изследователски ядрени инсталации. Всички дейности трябва да се извършват в съответствие с техническите изисквания за безопасност, както и с разпоредбите на Закона за устройството на територията (ЗУТ) и Закона за безопасност на ядрените инсталации (ЗБИЯЕ). Разрешенията, издавани в различни етапи, служат като основание за последващи разрешения от министъра на регионалното развитие и благоустройството, включително за одобряване на подробни устройствени планове и разрешения за строеж.
§3
Разпоредбите на наредбата се прилагат за вече съществуващите изследователски реактори, за които е получено разрешение за проектиране преди влизането в сила на наредбата. При аварии, последствията трябва да бъдат ограничени в рамките на площадката на съответната ядрена инсталация.
§6; Приложение № 1; Приложение № 2; Приложение № 3
Наредбата е приета на основание чл. 26, ал. 2 от Закона за безопасност на ядрените съоръжения. В приложенията са посочени изходни събития, фактори за избор на площадка за разполагане на изследователски реактори, и условия за безопасна експлоатация на инсталациите. Изходните събития включват откази на системи, внасяне на положителна реактивност, загуба на топлоносител и човешки грешки. Изборът на площадка трябва да избягва рискови зони и да включва инженерни проучвания. Определят се и условия за безопасна експлоатация, свързани с горивото, активната зона, реактивността и радиационната защита.
